CELEX: 51978PC0167
Language: it
Date: 1978-04-20
Title: PROPOSTA DI DECISIONE DEL CONSIGLIO all'adozione di un programma riguardante la chiusura definitiva e lo smantellamento delle centrali nucleari (presentata dalla Commissione al Consiglio)

ARCHIVES HISTORIQUES
DE LA COMMISSION
COLLECTION RELIEE DES
DOCUMENTS "COM"
COM (78) 167
Vol. 1978/0055
 ---pagebreak--- Disclaimer
Conformément au règlement (CEE, Euratom) n° 354/83 du Conseil du 1er février 1983
concernant l'ouverture au public des archives historiques de la Communauté économique
européenne et de la Communauté européenne de l'énergie atomique (JO L 43 du 15.2.1983,
p. 1), tel que modifié par le règlement (CE, Euratom) n° 1700/2003 du 22 septembre 2003
(JO L 243 du 27.9.2003, p. 1), ce dossier est ouvert au public. Le cas échéant, les documents
classifiés présents dans ce dossier ont été déclassifiés conformément à l'article 5 dudit
règlement.
In accordance with Council Regulation (EEC, Euratom) No 354/83 of 1 February 1983
concerning the opening to the public of the historical archives of the European Economic
Community and the European Atomic Energy Community (OJ L 43, 15.2.1983, p. 1), as
amended by Regulation (EC, Euratom) No 1700/2003 of 22 September 2003 (OJ L 243,
27.9.2003, p. 1), this file is open to the public. Where necessary, classified documents in this
file have been declassified in conformity with Article 5 of the aforementioned regulation.
In Übereinstimmung mit der Verordnung (EWG, Euratom) Nr. 354/83 des Rates vom 1.
Februar 1983 über die Freigabe der historischen Archive der Europäischen
Wirtschaftsgemeinschaft und der Europäischen Atomgemeinschaft (ABI. L 43 vom 15.2.1983,
S. 1), geändert durch die Verordnung (EG, Euratom) Nr. 1700/2003 vom 22. September 2003
(ABI. L 243 vom 27.9.2003, S. 1), ist diese Datei der Öffentlichkeit zugänglich. Soweit
erforderlich, wurden die Verschlusssachen in dieser Datei in Übereinstimmung mit Artikel 5
der genannten Verordnung freigegeben.
 ---pagebreak---              COMMISSIONE DELLE COMUNITÀ EUROPEE
I
1
                                                                   COM(78)167 def.
                                                                   Bruxelles , 20 aprile 1978 .
                              PROPOSTA DI DECISIONE DEL CONSIGLIO
                  all' adozione di un programma riguardante la chiusura defini­
                  tiva e lo smantel lamento delle centrali nucleari
                           ( presentata dalla Commissione al Consiglio )
                                                             18
  COM(78 ) 167 def.
 ---pagebreak--- IHDICE
          t
  PREFAZIONE
  PARTE I :   Situazione e prospettive per la chiusura definitiva e lo
              smantellamento delle centrali nucleari
              l a Introduzione
              2 . Esperienze in materia di chiusura definitiva e di
                  smantellamento
              3 a Studi sulla chiusura definitiva e lo smantellamento
              4 » Tecniche di chiusura definitiva e di smantellamento
              5 a Valutazione delle quantità di residui radioattivi
                  provenienti dallo smantellamento
              6 . Principi orientati
  PARTE II s  Proposta di programma
              l a Considerazioni di base
              2 . Caratteristiche generali del programma proposto
              3 . Azioni di ricerca e di sviluppo
              4 » Identificazione dei principi orientativi
              5 * Ripartizione dei fondi proposti
  Allegato I   :  Informazioni di base riguardanti la Parte I
  Allegato II :   Descrizione delle azioni di ricerca e di sviluppo
                  proposte
                                      0
                                   O      0
Proposta per una decisione del Consiglio
 ---pagebreak--- PREFAZIONE
   Nel maggio 1977 il Consiglio ha approvato , come parte del programma
di azione della Comunità per la protezione dell' ambiente , (*) il principio
di un' azione riguardante la chiusura definitiva e lo smantellamento delle
centrali nucleari . Esso ha chiesto alla Commissione di raggruppare ed
analizzare i precedenti studi ed esperimenti e di presentare , sulla base
dei risultati di tale attività , proposte adeguate al Consiglio .
   Il presente documento è stato elaborato
             con l' aiuto di un gruppo di esperti nazionali . La parte I
contiene essenzialmente un' analisi degli studi e delle esperienze prece­
denti e la parte II una proposta per un programma d' azione da finanziare .
                           La portata dell' analisi e della proposta è stata
limitata alle centrali nucleari , escludendo altri impianti nucleari come i
reattori di ricerca e gli impianti del ciclo di combustibile . E' stata
tuttavia sfruttata la notevole esperienza ricavata da tali impianti . Si
può rilevare inoltre che i risultati dell' azione proposta dovrebbero
apportare dei benefici per gli altri impianti .
(*) GU n . C 139 , 13.6.1977
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PASTE I :    SITUAZIONE  E PROSPETTIVE PER LA CHIUSURA DEFINITIVA E LO
             SMANTELLAMENTO DELLE CENTRALI NUCLEARI
la   Introduzione
    Lo smantellamento degli impianti, nucleari comprende la loro eliminazione      (
in condizioni di sicurezza dopo la chiusura e l' obiettivo finale è di poter
disporre liberamente del sito dell 'impianto per altri usi . Occorre tuttavia
tener presente che solamente una parte relativamente picoola di una centrale
nucleare ( 15 – 20 %) pone problemi legati alla presenza di materiali
radioattivi .
    Ogni centrale nucleare giunge prima o poi al termine del proprio
esercizioj ma i motivi della chiusura definitiva possono essere diversi .
Un impianto prototipo può essere chiuso definitivamente dopo aver raggiunto
i risultati previsti o perchè sono state abbandonate le ricerche . Gli
impianti commerciali verranno chiusi quando non sarà più possibile un
esercizio economico 0 sicuro , oppure quando a seguito di un incidente il
ripristino dell' impianto dovesse risultare troppo costoso o impossibile a
causa delle radiazioni .
    Dopo avere posto fuori servizio un impianto occorrerà dapprima procèdere
alla rimozione del combustibile nucleare , dei materiali radioattivi di
processo e dei residui radioattivi prodotti durante il suo funzionamento ,
tramite normali operazioni di routine . Per quanto riguarda la successiva
procedura di smantellamento l' Agenzia Internazionale dell' Energia Atomica
ha definito tre stadi operativi e precisamente :
                                                                                 /
S-tadic>_l_
    L' impianto viene praticamente mantenuto intatto . I sistemi di apertura
meccanica ( valvole , tappi , ecc .) della prima barriera di contaminazione
vengono permanentemente bloccati e sigillati . L' impianto è sotto
sorveglianza e vengono eseguite ispezioni per controllare che rimanga in
buone condizioni .
                       «
Stadio_2_
    La barriera primaria di contaminazione è ridotta a dimensioni minime e
sigillata , eleminando tutte le parti che possono essere facilmente
smantellate . Lo schermo biologico ( p.e . calcestruzzo ) viene ampliato in modo
da circondare completamente la barriera .
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    Dopo aver portato la contaminazione a livelli accettabili si può
eliminare, l' involucro di contenimento del reattore . Le altre parti
dell' impianto ( edifici o apparecchiature ) possono essere smantellate o
convertite a nuovi impiegni . E' necessaria una sorveglianza attorno alla
barriera, ma meno rigorosa che allo stadio 1 . Ispezioni esterne della
parte sigillata dovranno essere effettuate .
Staaio 3
    Vengono smontate tutte le parti restanti dell 'impianto la cui radio­
attività sia rimasta ad un livello significante nonostante la decontami­
nazione . L' impianto viene quindi reso disponibile senza alcuna limitazione , ^
Non sono necessari controlli o ispezioni di protezione radiologica .
    Gli stadi da 1 a 3 vengono , anche se impropriamente , talvolta
denominati " conservazione in naftalina", " seppellimento " e " evacuazione
( completa)".          .
2,   Esperienza in materia di chiusura definitiva
    Nel mondo occidentale sono già state chiuse definitivamente circa 20
centrali nucleari - tutte negli Stati Uniti ed in Europa. Cinque di queste -
sono centrali situate nella Comunità e precisamente :
    – Marcoule G 1 e Chmon 1 , m Francia
    - Heissdampfreaktor ( KDR) e Kernkraftwerk Niederaichbach , in Germania
         V.
    – Dounreay Fast Reactor , nel Regno Unito .
    Nella maggior parte degli impianti le operazioni non hanno ancora
oltrepassato lo stadio I , Per cinque impianti le operazioni sono più
avanzate e precisamente : HNPF, BONUS, ERR ( tutti negli Stati Uniti ),
CNL ( Svizzera) e HDR ( Germania),
    In queste operazioni di smantellamento sono state osservate le
disposizioni in materia di protezione del personale e della popolazione
e non è stato segnalato alcun incidente specifico . Tali esempi costituiscono
una Nvalida esperienza per quanto riguarda le tecniche e i costi dello
smantellamento , ma non è possibile estenderla direttamente alle fu'ure
operazioni di smantellamento delle centrali nucleari e di grandi impianti
commerciali per i seguenti motivi :
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    – i reattori erano ai tipi particolari che non vengono impiegati
       negli impianti commerciali ;
    – avevano dimensioni limitate ;
    – erano rimasti in servizio per "brevi periodi e di conseguenza il
       livello di radioattività non era molto alto ,          ,
    Una certa esperienza è stata ricavata anche dallo smantellamento dei
componenti di centrali nucleari ed a questo proposito nella Comunità merita
particolare menzione , lo smantellamento e il taglio degli schermi termici
dei reattori ad acqua pressurizzata di Trino Vercellese e di Chooz .
    Le operazioni di smantellamento dei reattori di ricerca e degli impianti
del ciclo di combustibile rappresentano inoltre esperienze di notevole
valore ai fini dello smantellamento delle centrali nucleari . Le principali
operazioni da segnalare nei paesi membri sono :
    – smantellamento totale dell' impianto di fabbricazione dell'uranio
       di LeBouchet ( Francia)
    – smantellamento totale di un piccolo impianto prototipo di ritrattamento
       presso Fontenay–aux–Roses ( Francia)
    – operazioni di decontaminazione su vasta scala negli impianti di
       ritrattamento di Mol ( Belgio ), Dounreay ( RU) e Trisaia ( Italia),
    L' esperienza disponibile è stata presa in considerazione e adeguatamente
estrapolata per gli studi di smantellamento degli impianti commerciali che
costituiscono l' oggetto del capitolo 3 ,
3»   Studi sulla chiusura definitiva e sullo smantellamento
3.1    Reattori ad acqua legifera
    I reattori ad acqua leggera rivestono particolare interesse , in quanto
rappresentano la maggior quota della potenza nucleare installata e in
costruzione , quota che dovrebbe aumentare nei prossimi decenni , I problemi
di smantellamento posti dai reattori ad acqua pressurizzata , che
costituiscono circa l' 80 % dei reattori ad acqua leggera della Comunità
presi come riferimento in questo contesto (a^, non differiscono sostanzial­
mente da quelli dei reattori ad acqua bollente .
(«) La capacità dell' impianto di riferimento è di circa 1200 Mfe
                                                                r
 ---pagebreak---                                         - 6 -
Radi_oatt_iv_ita ,
    L' inventario della radioattività dopo 40 anni di esercizio e un anno
di distanza dalla chiusura e indicato dai seguenti dati ( ordini di
grandezza)' :                       -                                    '
                                                  Peso        . Attività
                   Componenti ( materiale )         t             Ci
    Elementi interni del contenitore del           180             107
    reattore ( acciaio inossidabile )
    Contenitore del reattore ( acciaio        •    58O      1    5000 '
    dolce – guaine di acciaio inossidabile
    Schermo biologico ( calcestruzzo -             430            700
    armatura d' acciaio dolce )
    Circuiti contaminati ( acciao inossida­     . 6000    -      3000
    bile )
    Il livello totale di attività e circa 1000 volte inferiore a quello
misurato subito dopo la chiusura e ciò in seguito all' eliminazione del
combustibile e al decadimento dei nuclidi a breve semiperiodo . Il grosso
dell' attività è rappresentata da alcuni elementi interni del reattore
adiacenti al nocciolo con attività massime specifiche di circa 2 Ci /g. -
    Più importanti di tali' attività totali sono quelle di determinati
nuclidi . Non vi sono quantità significanti di emettitori alfa radiotossici
a lungo semiperiodo . Il cobalt®j60 , a causa delle sue radiazioni penetranti
è determinante per l' esposizione del personale durante i lavori di
smantellamento e da . esso dipendono le esigenze in materia di schermatura
e di operazioni telecomandate .                       ®
E' so'prattuto il decadimento del cobalto- 60-semiperi odo di 5 anni – che
costringe a ritardare lo smantellamento , A causa dei loro semiperiodi lungo
e molto lungo* il nichel-63 ed il nichel-59 influiranno notevolmente la
scelta del deposito finale e del metodo di smaltimento dei componenti
d' acciaio .                                            ,
k Nichel-63 1 semiperiodo di 90 anni ; Nichel–59 1 semiperiodo di 80 000 anni .
 ---pagebreak--- Anche se il nickel 59   ed il nickel 63 possono essere presenti in notevoli
quantità e per lunghi   periodi , il loro rischio biologico potenziale deve
essere considerato in   relazione al basso livello ed alla scarsa capacità
di penetrazione delle   radiazioni »
Jujternative _in_materia_d_i jsmant el 1 ament o_
    Lo smantellamento completo e la rimozione degli impianti immediatamente
 dopo la chiusura ( attuazione immediata dello stadio 3 ) sarebbe fattibile ,
da quanto risulta dagli studi ; ma non rappresenterebbe la soluzione
 ottimale nei confronti della protezione sanitaria e dei costi . D' altro
 canto non sarebbe opportuno ritardare lo stadio 3 sino al decadimento
 dei radionuclidi , I motivi principali per procedere allo stadio 3 sono la
degradazione delle barriere di contaminazione , i costi di sorveglianza
 connessi con gli stadi precedenti ed eventualmente le esigenze nazionali
 in materia di licenze . Il valore economico del terreno recuperato è un
 fattore relativamente insignificante . Il sito di un' impianto nucleare può
avere notevole valore per l' impianto stesso ma in linea di massima è
possibile costruire un nuovo impianto senza eliminare l' edificio di quello
vecchio , in quanto normalmente occupa soltanto una piccola parte dell' area
disponibile .
    La decisione di avviare subito lo stadio 2 anziché lo stadio 1
dipenderà soprattutto dalle prescrizioni nazionali in materia di licenze .
 Il recupero del terreno e le esigenze estetiche non rappresentano un
incentivo in quanto il seppellimento non sembra fattibile e comunque
rimarranno in loco durante lo stadio 2 molte strutture esterne o
addirittura l' intero edificio del reattore , come previsto negli Stati Uniti
 Costi di smantellamento
    I costi di smantellamento comprendono i lavori di smantellamento
dell' impianto ^ la gestione e lo smaltimento dei residui prodotti , e la
 sorveglianza e la manutenzione dell' impianto fino al raggiungimento dello
 stadio 3 * Le modalità di smaltimento dei residui sono determinanti per i
 costi e possono condizionare anche le operazioni precedenti con i relativi
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  costi . Poiché  le modalità di smaltimento non sono ancora note , le stime
  dei costi sono basate su previsioni e rappresentano delle ipotesi . In uno
  studio americano ( A)*ed in uno europeo ( E)*sono stati valutati recentemente
  i seguenti costi indicati in milioni di dollari USA 1975 ® comprendenti
  anche l' eliminazione degli edifici non nucleari :
                                                                    Studio
                   Alternative di smantellamento
                                                                A          E
     Attuazione immediata dello stadio 3                        27         79
     Attuazione dello stadio 3* - dopo lo stadio 1              23   ■ I   64
                                   – dopo lo stadio 2           ZS
         k Periodo trascorso dalla chiusura : 108 anni per A , 40 anni per E;
           senza personale permanente di sicurezza durante lo stadio 1 ,
     Questi costi variano dal 4 % al 13 % circa dei costi di investimento
  dell' impianto nel 1975 » La differenza tra le due stima è dovuta in gran
  parte alle diverse modalità previste per lo smaltimento dei residui che
  rappresentano i due estremi opposti per quanto riguarda il loro impatto
  sui costi . Lo studio A è basato sulle condizioni tecniche e finanziarie
  relative ai terreni commerciali destinati all' interramento superficiale ,
  ma presuppone un notevole aumento del limite di radioattività ( questa
  ipotesi , certamente poco realista , riguarda solamente il caso dell' attuazione
  immediata dello stadio 3 )» Lo studio E è basato sulle condizioni esistenti
  in un impianto sperimentale di smaltimento in formazioni geologiche , che
  richiede imballaggi di piccole dimenzioni per tutti i residui .
     Inoltre , per questi costi non è stato applicato un tasso di sconto ,
  lUttavia, il confronto dei costi corrispondenti a momenti diversi comporta
  inevitabilmente uno sconto o se non altro un tasso di sconto       pari a zero ,
  I tassi di sconto possono essere scelti sulla base degli interessi anti­
  cipati e dei tassi di inflazione , usualmente praticati nell' impianto o
  basati su considerazioni di carattere macroeconomico . Poiché in questo
  contesto non può essere proposto un tasso specifico , è opportuno sotto­
  lineare le conseguenze derivanti dall' applicazione di un tasso di sconto
                                                                  /
  anche minimo , e cioè dell' 1 jo suino . Tali conseguenze tendono a ridurre
  il rapporto tra costi di smantellamento ed i costi d' investimento , e. ciò
. x Studio A : AIF/NESP–009SR ; studio E : EUR 5728 d
 ---pagebreak---                   I
                                        -9 -
tanto più che lo stadio 3 verrà differito , consentendo in tal modo
d' aumentare i fondi di provvigione .
    I costi effettivi durante lo stadio 1 e 2 sarebbero inferiori a quelli
previsti dagli studi qualora l' impianto da smantellare fosse ubicato nella
stessa area di un altro impianto operativo ; questo sarà il caso più
ricorrente nel prossimo futuro . D' altro canto , il personale di sicurezza
permanente necessario nello stadio 1 anche per un singolo impianto ,
comporterebbe dei costi supplementari . Sono stati previsti costi annui di
manutenzione ad aliquote costanti , escludendo i lavori principali , ma
questo presupposto potrebbe non essere realistico , in particolare nel caso
di lunghi periodi di attesa prima di procedere allo stadio 3 . I costi di
manutenzione dovrebbero aumentare con il passar del tempo in quanto è
necessario evitare una eccessiva degradazione dell' impianto : questa
potrebbe essere una motivazione sufficiente per procedere al più presto
allo stadio 3 » Si tratta comunque di un problema da approfondire
ulteriormente .
Esposizione: all^e_radia_zi£ni: _in_s_ito
    L' esposizione del personale alle radiazioni è considerata come il
problema principale di sicurezza nella fase di smantellamento . Non soltanto
devono essere rispettate le singole dosi massime ammissibili , ma la dose
totale    d' irraggiamento dovrebbe essere mantenuta entro limiti accettabili .
Oltre all' impiego di schermi , alle operazioni telecomandate ed a zone chiuse
a ventilazione controllata , è importante una accurata programmazione delle
successive operazioni di smantellamento . Le dosi massime ammesse per il
personale nello studio A, menzionato in precedenza , sono di 630 rem-uomo
per 1 'attuazione dello stadio 3 immediato e di circa 450 rem-aomo per lo
stadio 1 o 2 con lo stadio 3 ad attuazione ritardata ( 108 anni dopo la
ohiusura). E' opportuno riferire a questo proposito che dosi sostanzialmente
più elevate sonò state stimate da altri .
3»2 .   Reattori raffreddati a gas .                    !
    I reattori a gas-grafite rappresenteranno probabilmente la grande massa
degli impianti nucleari fuori esercizio verso la fine del secolo .
 ---pagebreak---                                         - 10 -
        Le differenze importanti nell' inventario della radioattività rispetto
     ai reattori ad acqua leggera consistono in lina minore attività specifica per  »
    un maggior volume , preponderanza dell 'acciaio dolce rispetto all' acciaio
     inossidabile ed in notevoli quantità di grafite che sono formate però da
    pezzi facilmente manegevoli , Le seguenti quantità di materiali sono state
     indicate per il contenitore pressurizzato e gli elementi interni del
     contenitore pressurizzato di un reattore tipico commerciale Magnox
 I ( capacità : 250 MWe ) : 2500 tonnellate di acciaio dolce , 100 tonnellate di
  , acciaio inossidabile 'e 25OO tonnellate di grafite . Soltanto lo strato
    interno dello schermo biologico in calcestruzzo viene attivato . Lo
    spessore di questo strato a due anni dalla chiusura sarà di circa 1,5 m e
    diminuirà col passare del tempo per effetto del decadimento radioattivo .
    Tuttavia questo calcestruzzo costituirà il problema principale di smaltimento
    in termini di " massa. Gli scambiatori di calore , a causa delle loro dimensio–
. ni , nonché della superficia dei tubi e della geometria , solleverebbero
    problemi di decontaminazione ,   '    ' t    -         • • ,,
        Lo studio sulla chiusura definitiva e sullo smantellamento di un tipico
    reattore commerciale Magno* è ancora in corso ; mentre uno studio tecnico
    particolareggiato sul reattore raffreddato a gas di tipo avanzato di
    Windscale ( W.A,G,R.) è stato completato ej molto verosimilmente , le sue
    conclusioni potranno essere applicate , in linea di massima, anche ai
    reattori Magnox, In un caso , lo studio (W.A.G.R. ) è basato su una procedura
    progressiva , che considera lo stadio 1 come fase provvisoria , lo stadio 2
    come fase di deposito dì durata non specificata e lo stadio 3 come
 ■ l' obiettivo finale ideale . Nel caso alternativo , il passaggio progressivo
    dalla chiusura del reattore allo stadio 3 viene considerata come una
    operazione continua . In particolare si conclude che è possibile raggiungere
    uno stadio 2 soddisfacente a lungo termine e che non esistono ostacoli
    tecnici per procedere direttamente allo stadio 3 » L' impostazione dello
    stadio 2 differisce da quella prevista negli Stati Uniti per i reattori
    ad acqua pressurizzata per lo smantellamento dell' edificio di contenimento
    e degli scambiatori di calore , in quanto si ottiene une notevole riduzione
    dell' area occupata e dell' impatto visivo . Per i reattori commerciali Magnox
    con contenitore pressurizzato in acciaio , indipendentemente dalla loro
    potenza, le strutture rimanenti sarebbero costituite da cilindri con un
    diametro di circa 30 metri ed una altezza da terra di 18–30 metri .
 ---pagebreak---                                     - 11 -
    Uno studio particolareggiato in materia di smantellamento è stata
eseguito su Chinon 1 , impianto prototipo a gas-grafite da 70 Me , chiuso
definitivamente per motivi economici nel 1973 dopo un esercizio di 10 anni
con un fattore medio di carico del 50 % circa . Da misure di radioattività
eseguite sui campioni , l' attività del moderatore di grafite ( 1050 t ) al
termine del 1975 è stata stimata a 3.000 Ci di cobàlto-60 , 1200 Ci di
trizio , 300 Ci di carbonio-14 e 0,5 Ci di plutonio-239 e 240 , Le misure
all' interno dei canali del combustibile hanno indicato dosi dell' ordine
di 40 rem/ora per la grafite e che raggiungono un massimo di 400 rem/ora
vicino al supporto d' acciaio del nocciolo , I componenti d' acciaio attivati
pesavano circa 1500 t .  Le prime misure hanno indicato che il calcestruzzo
dello schermo biologico non è stato attivato .
    Lo studio su Chinon 1 confronta il passaggio diretto agli stadi 1 , 2 e
3 , Le operazioni dello stadio 2 prevedono la recinzione del contenitore
del reattore e degli scambiatori di calore con      calcestruzzo , nonché lo
smantellamento di altri sistemi contaminati seguito dall' immagazzinamento
delle parti in ambienti sigillati nell' area di contenimento . Si è concluso
che anche in questo caso , la sicurezza non sarebbe risultato superiore a
quella dello stadio 1 ed avrebbe complicato il passaggio successivo allo
stadio 3 , Lo stadio 3 è stato studiato nei particolari , compresa la
progettazione dell ' apparecchiatura necessaria per le operazioni tele-
comandate ,                                       ■
    In seguito a tale studio è stato deciso di convertire l' impianto in un
museo nuclearè . Questo progetto che in particolare consente al pubblico di
accedere ad una parte dell' area di contenimento dovrebbe essere portato a .
termine nel 197^ o nel 1979 » Rimane comunque la possibilità di procedere
allo stadio 3 dopo 30 anni ,                                    1
3,3   Chisura definitiva e smantellamento in seguito ad un incidente grave
    Gli studi accennati nelle sezioni precedenti ( 3,1 e 3,2 ) si riferiscono
ad impianti messi fuori servizio in condizioni normali . Gravi incidenti in
un impianto comporterebbero la propagazione della contaminazione più
massiccia all' interno dell' involucro di contenimento , creando particolari
problemi di smantellamento e complicando addiritura lo svolgimento delle
normali operazioni di routine , come lo scarico e l' estrazione del
combustibile . Nella progettazione degli impianti è prevista l' eventualità
 ---pagebreak---                                           - 12 -
   di tali incidenti , mentre non sono ancora ben note le loro conseguenze
   sullo smantellamento . I primi studi , ancora in corso , hanno messo in
   evidenza la natura alquanto complessa di questo problema .
                                                                             ( • •
   4»    Tecniche di chiusura definitiva e smantellamento
   4.1     Decontaminazione
      , Lo scopo della , decontaminazione ai fini dello smantellamento sara , nella
   maggior parte dei casi , quello di facilitare lo smantellamento ed il
   trattamento successivo dei componenti , riducendo il livello delle
   radiazioni . ed eliminando la contaminazione incontrollata . Un altro
   obiettivo possibile è la " completa decontaminazione ", e cioè la decontami­
   nazione ad un livello inferiore al limite previsto per il libero impiego
   dei materiali , al fine di ridurre il volume dei residui radioattivi . Deve
   essere effettuata a questo proposito l' analisi dei vantaggi derivanti dalla
   decontaminazione rispetto ai rischi operativi connessi alla gestione dei
   residui ed ai costi relativi . Esistono comunque opinioni diversi per quanto
   riguarda l' entità ragionevole delle operazioni di decontaminazione . Il
   problema merita uno studio più approfondito , ma non può essere risolto
   comunque senza una migliore conoscenza delle alternative tecniche .
        Le uniche . tecniche di decontaminazione sperimentate sono quelle usate
   normalmente nei reattori in esercizio , e possono essere classificate nella
■ maniera - seguente :
        – decontaminazione dei sistemi     applicata all' impianto ricorrendo ad
           agenti chimici ; .
        – de£ontami.naz_ione_p£r_immersi_one applicata a componenti smontati ,
           ricorrendo all' impiego di agenti chimici ; tale tecnica è abbinata
           in genere ad azioni meccaniche, come la spazzolatura o le onde
           «                                '                         "
           ultrasoniche ;                           '
        – decontaminazione_a_getto_ applicata localmente ai sistemi attraverso
           le aperture o ai componenti smontati in celle speciali o anche alla,
           superficie degli ambienti ricorrendo a getti dì vapore o di liquidi
           o di una miscela di liquido e di . particelle abrasive .
        E 1 importante l' esperienza ricavata da tali tecniche che è comunque
   difficile da interpretare . I fattori di decontaminazione ottenuti variano
 ■ entro una gamma alquanto ampia in funzione delle condizioni specifiche e
 ---pagebreak---                                       - 13 -
secondo un meccanismo non ancora messo in chiaro .
    Queste tecniche sperimentata sono state messe a punto per l' applicazione
ai componenti sottoposti a manutenzione o riparazione , e che devono perciò
conservare la loro integrità . Pur potendo utilizzate proficuamente tali
tecniche anche per lo smantellamento , sarebbe auspicabile l' impiego di metodi
più aggressivi che siano in grado di raggiungere una decontaminazione più
efficace . Si potrebbero , per esempio , apportare modifiche alle techniche
sperimentate (cioè decontaminazione dei sistemi per immersione con l'uso
di agenti chimici più attivi o decontaminazione a getto a pressione più
elevata o con particelle abrasive più attive , ecc .) oppure usare tecniche
completamente nuove é
    La decontaminazione dei sistemi offre il vantaggio di precedere
l' apertura e lo smantellamento del sistema , riducendo pertanto l' esposi­
zione alle radiazioni del personale . Si può .trattare un' ampia
superficie nello stesso tempo , ma essa non può essere applicata seletti–
                                                            f
vamente nei punti maggiormente contaminati . E' anche meno efficace negli
interstizi e nelle estremità cieche dei sistemi in cui spesso si concentra
la contaminazione . Di conseguenza , la decontaminazione dei sistemi non
rappresenterà in linea di massima una decontaminazione completa. Dato
l' ampio volume di alcuni sistemi , come il circuito primario di raffredda^-
mento , e la necessità di successive fasi di decontaminazione e di lavaggio ,
si producono notevoli quantità di liquido radioattivo , facendo sorgere
problemi di immagazzinamento provvisorio e di trattamento . Inoltre , un
trattamento differenziale dei vari materiali di un sistema e la propaga­
zione della contaminazione a regioni inizialmente pulite sono altri aspetti
da prendere in considerazione .
    Nella decontaminazione per immersione si possono utilizzare le
apparecchiature esistenti per i piccoli componenti , ma si deve anche
considerare l' attacco mediante corrosione dei serbatoi qualora vengano
impiegati reagenti chimici più potenti , I componenti più grandi
creerebbero problemi di spazio , di attrezzatura e di volume di liquido
prodotto .
    Sono state proposte le nuove tecniche seguenti :          '
    – Decontaminazione mediante agenti chimici applicati come strati
      superficiali , per esempio paste e sali fusi . Gli esperimenti di
 ---pagebreak---                                       - 14 -
      laboratorio hanno fornito risultati promettenti , indicando un rendi­
      mento elevato e un basso volume di residui secondari .
    - Peconaminazione elettrolitica mediante processi simili alla -lucidatura
      elettrolitica impiegata nell' industria non nucleare .
    – Decontaminazione mediante l' impiego di esplosivi . Gli esperimenti pre­
      liminari hanno dimostrato che la pellicola d 'ossido , incorporante la
      contaminazione nei componenti d' acciaio , può essere separata dal metallo
      di base . Con questa tecnica si ridurrebbe particolarmente il volume
      dei residui secondari .
4.2   Smant e 1 1 ament o
      Smsmt_ellame_nto_d£i_com£onenti d' acciaio
    Il contenitore del reattore ed i suoi elementi interni danno origine ai
  problemi di smantellamento più difficili da         .
risolvere . A causa del livello elevato delle radiazioni è necessario
ricorre ad operazioni telecomandate . Gli elementi interni più attivi dei
contenitori dei reattori ad acqua leggera dovrebbero essere sezionati ,
di preferenza , sott' acqua in quanto l' acqua crea uno schermatura e riduce
la produzione di aerosoli . Alcuni componenti hanno , tra l' altro , pareti
molto spesse che raggiungono anche , 500 mm ( la flangia del contenitore del
reattore nei tipi ad acqua pressurizzata).
    Le tecniche meccaniche come la fresatura ed il segare possono essere
eseguite sott' acqua , ma richiedono tempo e supporti pesanti . Per le
tecniche termiche si deve dedicare particolare attenzione al confinamento
degli aerosoli . Il taglio ad arco di plasma, che può essere eseguito
sott 'acqua , sembra promettente . Attualmente può essere impiegato per
spessori fino a circa 1J0 mm, con un potenziale di sviluppo fino a 500 mm.
Un' altra tecnica promettente è il taglio ossipropanico . La separazione per
elettrofusione può essere impiegata per grandi spessori , ma ha lo
svantaggio di una notevole produzione di aerosoli .
    Per quanto riguarda lo smantellamento delle oondotte , l' eliminazione
dell' isolamento termico può creare particolari problemi . Inoltre non si
dispone di alcuna tecnica adeguata per il taglio di tubi di grande
diametro e di notevole spessorepome quelli impiegati nel circuito primario
dei reattori ad acqua pressurizzata . Il taglio dei tubi mediante esplosivi
rappresenta una nuova tecnica che abbisogna d' essere messa a punto . Gli
esperimenti eseguiti su tubi di dimensioni mèdie hanno indicato che ,
ricorrendo agli esplosivi , è possibile staccare un tubo e chiuderne le
estremità con -un' unica operazione .
 ---pagebreak---                                      - 15 -
               \
  Sn^£eJ.l^ento_delle_sjtrutture_di calces<truz_zo_
      La struttura in calcestruzzo che presenta in genere i problemi più
  importanti di smantellamento è: lo schermo biologico . Possono sorgere
 problemi particolari a causa dell' energia immagazzinata in alcuni conte­
 nitori in pressione in calcestruzzo precompresso usati , talvolta, in
  reattori gas–grafite .
«
      Esistono numerose tecniche sperimentate per J.o smantellamento del
  calcestruzzo . Con la tecnica impiegante gli esplosivi , le cariche adegua­
 tamente sistemate indeboliscono l' intera struttura o creano delle
  sfaldature . Questo metodo è relativemente costoso e richiede tempo . Con la
 tecnica della lancia termica vengono praticati nel calcestruzzo dei buchi
  accuratamente allineati mediante un getto di' ossigeno alimentato da ferro
  come combustibile . In questo caso lo smantellamento è relativamervte rapido ,
 ma è accompagnato dalla formazione di grandi quantità di fumo . Si può
 ricorrere inoltre all' impiego di apposite seghe , a cunei idraulici o
 pneumatici o a getti d' acqua ad alta–pressione .
                                                             •    '
      Queste tecniche sperimentate dovranno comunque essere ulteriormente .
                                                                          \
  sviluppate ed adattate ad eseguire le fasi più difficili delle future
  operazioni di smantellamento . Altre tecniche da prendere eventualmente in
  considerazione sono lo sgretolamento idraulico , il taglio ossielettrico e
  successiva perforazione e lo sgretolamento mediante congelamento .
  4.3   Apparecchiatura per le operazioni telecomandate
      Le operazioni domandate a distanza , come lo smantellamento , la
  decontaminazione , il condizionamento e l' imballaggio , richiedono
  apparecchiature speciali per tenere e spostare gli utensili , gli strumenti
  di misura, le telecamere e le parti da trattare . Tale apparecchiatura può
  essere progettata ad hoc per un caso specifico o per usi multipli . Essa
  fa parte di una tecnologia già usata nei reattori e nelle celle calde , ma
  deve essere migliorata e sviluppata ulteriormente per le operazioni di
  smantellamento .
 ---pagebreak---                                       - 16 -
4.4   Gestione e deposito dei residui ottenuti dallo smantellamento
    Il condizionaménto , l' imballaggio , il trasporto e il deposito provvisorio
o definitivo rappresentano una serie di operazioni ancora da ottimizzare nel
complesso sulla "base delle caratteristiche specifiche del tipo di residuo
in questione . Il processo evolutivo per giungere ad una gestione ottimale dei
residui provenienti dalla chiusura definitiva e dallo smantellamento si
trova ancora in una fase preliminare .
    I residui prodotti dallo smantellamento dei principali componènti attivati
sono caratterizzati dalle grandi dimensioni iniziali e dal fatto che la
massa della radioattività è incorporata nel metallo di "base . Una soluzione
ideale per la gestione di questi residui consisterebbe nel limitare il taglio
alle dimensioni richieste per il trasporto , riducendo in tal modo al minimo
i lavori da eseguire sotto radiazioni e la dispersione di materiale radio­
attivo . Di consequenza occorre la messa a punto di container di grandi
dimensioni per il trasporto di taluni componenti e progettare installazioni
di deposito per la ricezione di grandi unità .
    Per le condotte contaminate sembra auspicabile un trattamento che ne
riduca il volume di deposito . Sono state proposte tecniche come la compat­
tazione mediante pressa, la frantumazione criogenica e la fusione . La
fattibilità di tali trattamenti dovrebbe essere studiata in modo da
stabilire se l' esecuzione    dell 'operazioni debba aver luogo nel sito stesso
dell' installazione nucleare o in un impianto centralizzato .
   Per quanto riguarda i residui radioattivi di calcestruzzo sarebbe
auspicabile disporre di un metodo particolarmente economico per l' immobiliz­
zazione a lungo termine dei radionuclidi .
   La combustione controllata è stata proposta per la grafite proveniente
dallo smantellamento dei reattori a gas–grafite e di. quelli raffreddati a
gas di tipo avanzato . Al fine di decidere se tale metodo sia adequato o no ,
è necessario considerare non soltanto l' impatto radiologico locale , ma anche
le conseguenze a lungo termine per il suo contributo al livello di radioat­
tività su scala mondiale , dovuto all' immissione nell' atmosfera di notevoli
quantità di carbonio-14 radionuclide a lungo semi-periodo .
   Tali residui non richiedono di essere particolarmente considerati qui
sinché   questi possano essere adeguatamente trattati con i metodi
normalmente impiegati per i residui prodotti durante le fasi operative
degli impianti nucleari .
 ---pagebreak---                                        - 17 -
    Alcuni paesi hanno preso in esame 1 seguenti metodi per il deposito
finale o l' evacuazione dei differenti tipi di residui provenienti dallo
smantellamento : deposito in superficie , deposito in una miniera abban­
donata , smaltimento in caverne scavate in profondità e scarico in mare.
5 * Valutazione delle quantità di residui radioattivi provenienti dallo
    smantellamento
5.1 Considerazioni di carattere generale
    Sono necessari i seguenti dati per poter valutare le quantità di
residui radioattivi provenienti dallo smantellamento delle centrali nucleari :
a) Scheda degli impianti da mettere fuori servizio ;
b) inventario dei componenti radioattivi , dei sistemi e strutture degli
    impianti compresa la valutazione dei radionuclidi ad esse associati ;
c ) Scheda programmatica dei lavori di smantellamento e in particolare dei
    lavori di smontaggio ;
d) Entità delle variazioni dei volumi originarie e della radioattività dei
    materiali in seguito alle operazioni di decontaminazione , di condizio­
    namento , dell' imballaggio , ecc . e conseguente produzione di residui
    secondari .
    Il risultato di un primo tentativo di valutazione di a) è riportato qui
di seguito al punto 5*2 .
    Per quanto riguarda il punto b) , a causa dei diversi tipi di centrali
nucleari esistenti , la maggior parte dovrà essere considerata singolarmente.
Alcune informazioni sono già disponibili , ma sono necessari ulteriori lavori
prima di poter stabilire un inventario completo della radio­
attività .
    Per la valutazione dei punti c) e d) occorre elaborare le strategie di
riferimento ; questo deve essere considerato come un compito a lunga
scadenza.                               .                                     ,
5*2 Messa fuori esercizio delle centrali nucleari
    E * prematuro fare valutazioni definitive sul programma di chiusura delle
centrali nucleari , in quanto la durata d' esercizio è assolutamente incerta.
La seguente tabella illustra un modello possibile . Si è tenuto conto degli
impianti attualmente in esercizio 0 in costruzione nella Comunità e di una
durata operativa di 30 anni , facendo eccezione per alcuni impianti prototipo ,
 ---pagebreak---                                      - 18 -
per cui sono stati considerati periodi più "brevi .
                                             Reattori fuori servizio nel periodo:!
         Tipo di reattore
                                            1981-1990     1991-2000     2001-2010
                                                        –  . .       1
  Reattori a gas-grafite e reattori             11             20          *4
  raffreddati a gas di tipo avanzato
  Reattori ad acqua leggera                      3              7          37   '
  Altri tipi di reattori                         2              2           4
                                      , 1 1
  Totale                                        16             29  •   : ; 55
6 • Principi orientativi
    I principi orientativi in materia di chiusura definitiva e smantellamento
possono essere formulati soltanto in modo molto generico per quanto riguarda
il futuro immediato e possono essere sviluppati più in dettaglio attraverso un
processo a lungo termine . Inoltre , nelle considerazioni a livello comunitario
si deve tener , conto delle diverse condizioni prevalenti negli Stati ' membri ,
ossia i tipi di reattori impiegati , le condizioni territoriali e l' urgenza
dello smantellamento .
    Negli sforzi comunitari compiuti in questo campo si dovrebbero evitare
i doppioni e non ostacolare l' attuazione delle misure prese su scala
mondiale dall'Agenzia Internazionale per l' Energia Atomica ; occorre però
riconoscere che la Comunità potrebbe apportare il suo punto di vista ed V
esercitare tuia maggiore influenza in questo quadro più ampio qualora
disponesse di concetti propri sostanziati da studi appropriati .
6.1 Principi orientativi nella progettazione e nell' esercizio delle          -
     centrali nucleari al fine dj semplificarne la smantellamento
    Dagli studi è emerso che per quanto riguarda lo smantellamento, le moderne
centrali nucleari non presentano difficoltà tali da richiedere modifiche di
base nella progettazione . Per agevolare il processo di smantellamento sono .
stati proposti e ritenuti possibili miglioramenti relativi a caratteristiche
come la disposizione , la progettazione ed i materiali dei componenti
dell' impianto .
                                                      \
 ---pagebreak---                                       - 19 -
    Gli accorgimenti introdotti in misura sempre maggiore nelle moderne
'centrali nucleari , al fine di facilitarne la manutenzione e le riparazióni
 durante il periodo d' esercizio , contribuiranno ad agevolare in ultima analisi
 anche lo smantellamento ,
 6.2 Principi orientativi per lo smantellamento delle centrali nucleari    '
    Le operazioni di smantellamento sono soggette a regolamenti di carattere
 generale , ma non esistono tuttora negli Stati membri direttive specifiche
particolareggiate in materia di smantellamento . Per sempio le dosi massime
ammessibili per le radiazioni del personale e della popolazione in genere
 sono stabilite da regolamenti generali , ma mancano i criteri per il libero
 reimpiego delle apparecchiature e dei siti . In passato questi problemi dello
 smantellamento sono stati risolti caso per caso . In questo contesto sarebbe
 opportuno accennare alle attività in corso attualmente presso l' Agenzia
Internazionale per l' Energia Atomica.              .      •
 ---pagebreak---                                         - 20 -
  PARTE II : PROPOSTA DI PROGRAMMA.
  1 . Considerazioni di base
      Per poter smantellare nel migliore dei modi le centrali nucleari , tenendo
  conto sia della protezione sanitaria che del fattore economico saranno neces­
  sari notevoli progressi nella progettazione e nelle tecniche . Le soluzioni
  adottate possono influenzare lo sviluppo dell' energia mediante il loro impatto
  economico ed il grado di accettazione da parte del pubblico .
      Poiché il numero di impianti da smantellare aumenterà ad un ritmo abbas­
  tanza lento durante i prossimi decenni ed inoltre , lo smantellamento e la
   rimozione degli impianti potranno , se necessario , essere rinviati per
  lunghi periodi dopo la chiusura , si potrebbe concludere che attualmente non
\
  occorrano , attualmente , sforzi notevoli per risolvere i problemi dello
  smantellamento . Questa conclusione , tuttavia , rappresenterebbe un grave
  errore per i seguenti motivi :
  - nella progettazione dei nuovi impianti si dovrebbero sviluppare ed
     introdurre su scala sempre più 'vasta accorgimenti tali da facilitarne lo
     smantellamento ;
  - l' identificazione , lo sviluppo e l' attuazione delle soluzioni ottimali
     richiederà tempi abbastanza lunghi . Gli sviluppi tecnici saranno condi­
     zionati dal quadro giuridico e amministrativo ed in particolare dai criteri
     di autorizzazione o accettazione dei residui in depositi centrali .
     L' industria necessita pertanto al più presto degli orientamenti per la
     soluzione di tali problemi . D' altro canto è indispensabile una migliore
     conoscenza delle alternative tecniche al fine di impostare il quadro
     giuridico ed amministrativo ;
  _ una migliore conoscenza dei costi di smantellamento consentirà alle
     compagie di accumulare i fondi provvisionali per lo smantellamento in
     accordo con le prescrizioni nazionali ;
  - in certe situazioni , le operazioni di smantellamento protrebbero essere
     richieste con urgenza , per esempio dopo un incidente ;
  - per far accettare i nuovi impianti all' opinione pubblica , sta diventando
     sempre più importante disporre di soluzioni elaborate e ben fondate per i
     "back ends " della produzione di energia nucleare , anche se non sono ancora
     richieste soluzioni definitive . Si potrebbe persino prendere in conside­
  razione lo smantellamento e l' eliminazione di un impianto prima del tempo
 ---pagebreak---                                       - 21 -
   per dimostrare la fattibilità del concetto di smantellamento .
    La Commissione stima pertanto che , oltre all' azione di ricerca del Centro
Cornane di Ricerna , un' azione indiretta raggruppante le forze a livello comuni­
 tario , permetterebbe di realizzare economie di tempo e denaro grazie agli scamb
d' informazioni e ad una ripartizione dei compiti . Inoltre , una impostazione
 comunitaria potrebbe influenzare favorevolmente l' accettazione da parte dell'
 opinione pubblica delle soluzioni adottate dagli Stati , membri , nonostante le
modifiche d' apportare per adeguarle alle caratteristiche particolari delle
 centrali nucleari e di altre condizioni nazionali . Le attività già in corso
in un Paese membro potrebbero essere proseguite sulla base del programma
 comune , se detto Paese è d' accordo e se trattasi di una attività di interesse
comunitario . La natura di servizio pubblico di questa attività e l' importanza
secondaria degli interessi competitivi commerciali in gioco , faciliteranno
un' impostazione comunitaria .
2 . Caratteristiche generali del programma proposto
                                        '                                         Ν
    Il programma per il quale si propone lina durata di cinque anni a
decorrere dal 1° luglio 1978 , deve essere considerato come la prima fase di
un' attività a più lungo termine . Esso si compone di una serie di studi e .
di progetti sperimentali con lo scopo d' individuare le soluzioni più adatte
dello smantellamento delle centrali nucleari sotto il profilo della prote­
zione sanitaria e dell' economia .
    Questi studi e progetti saranno ampiamente finanziati dalla Commissione
e da essa coordinati con l' aiuto di" un Comitato consultivo per la gestione
dèi programma , costituito da rappresentanti degli Stati membri e funzionari
della Commissione . Questo Comitato dovrà riunirsi subito dopo l' approvazione
del programma . L' attività sarà eseguita da enti qualificati pubblici o
privati degli Stati membri .
    Al fine di evitare le eventuali duplicità , il programma terrà conto delle
attività svolte dalle organizzazioni internazionali . D' altra parte , il campo
del programma d' azione è stato ben delimitato per impedire sovrapposizioni
con altri programmi comunitari e soprattutto con il programma di gestione
e deposito dei residui radioattivi . Esso tiene conto in particolare delle
attività concernenti la decontaminazione dei componenti di reattori condotté
presso il CCR nell' ambito del suo programma pluriannuale 1977-1980 e sarà
strettamente coordinato a queste attività .
 ---pagebreak---                                         .. 22 -
      Il programma può essere sottoposto a revisione al termine di 'due anni per
  riorentarlo od ampliarlo , se necessario , alla luce dei risultati di già
  ottenuti .
  3.   Azioni di ricerca e di sviluppo
      Le azioni proposte , descritte nell' allegato II , riguardano i seguenti
  temi :
  Azione n . 1 : Integrità a lungo termine degli edifici e dei sistemi .
  Azione n . 2 : Decontaminazione ai fini dello smantellaménto .
  Azione n . 3 : Tecniche di smantellamento .
  Azione n . 4 s Trattamento di determinati materiali residui : acciaio ,
                  calcestruzzo e grafite .
  Azione n . 5 s Grandi container per il trasporto dei residui radioattivi
                  provenienti dallo smantellamento delle centrali nucleari .
  Azione n . 6 : Valutazione delle quantità di residui radioattivi provenienti
                  dallo smantellamento delle centrali nucleari nella Comunità .
  Azione n . 7 • Influenza delle caratteristiche di progettazione delle
                  centrali nucleari sullo smantellamento .
      Queste proposte sono state formulate sulla base dell' analisi degli
  studi e delle esperienze precedenti che è contenuta nella parte I del
  presente documento .                                           .
      Oltre alle proposte suindicate , è prevista la partecipazione della
  Comunità ad un' operazione su vasta scala nel quadro dello smantellamento di
v una centrale nucleare o di un componente principale per la dimostrazione di
  nuove tecniche o per l' estensione di tecniche sperimentate ad una più ampia
                                                                          ι
  gamma di condizioni , come le dimensioni ed il livello d' irragi amento dei
  componenti . Poiché attualmente non può essere proposta alcuna azione
  specifica , ci si limita a menzionare questa attività ; une proposta dovrebbe
  eventualmente essere presentata in fase di revisione del programma . Il
  contributo finanziario della Comunità dipenderà dall' interesse generale delle
  informazioni che si ritiene potere ottenere dall' azione proposta .
                                I
  4.   Identificazione dei principi orientativi
      Questa attività riguarda :
  – i principi orientativi per la progettazione e l' esercizio delle centrali
     nucleari , al fine di semplificarne il successivo smantellamento ;
 ---pagebreak---                                     - 23 -
- Principi orientativi per lo smantellamento delle centrali nucleari .
   L 'elaborazione progressiva dei principi orientativi è necessaria per ,
meglio orientare le azioni di ricerca e sviluppo . Inversamente i risultati
di queste azioni potranno avere un' influenza sull' evoluzione {Lei principi
orientativi . In funzione di questa interdipendenza l' elaborazione
progressiva dei principi orientativi è stata inclusa nel programma .
   E' previsto di riunire ed analizzare i primi elementi elaborati negli
Stati membri in materia di principi orientativi e di valutare , su questa
base , le possibilità di un ri avvicinamento e di uno sviluppo in comune .
Nel corso di una fase ulteriore del programma , si tenterà, l' elaborazione
di proposte di principi orientativi comuni .
   La Commissione dovrebbe disporre inoltre di un bilancio limitato per
                                                                          )
questa azione , in modo da poter svolgere le analisi necessarie sulla base
di contratti di studio .
 ---pagebreak---                                        - 24 -
5.   Ripartizione degli stanziamenti proposti
                                                          >.
    Costi ripartiti su cinque anni in milioni di unità di conto europea ( UCE)
                 4
                             Argomento                              Costi
     Contributo alle   azioni di ricerca e di sviluppo :
                Azione n * 1                                         0,3
                Azione n . 2                                         1,4
                Azione n . 3                                         1,1
                Azione n . 4                    »                    0,6
                Azione n . 5                                         0,2
                Azione n . 6    '                     _ •            0,4
                Azione n . 7                                         0,6
                Totale parziale azioni da 1 a 7                      4,6
   . Identificazione dei principi orientativi                        0,2
     Organi co (*)                                                   1,31
     Riunioni                                                        0,27
     Totale                                                          6,38
    (*) Questo programma richiederà un organico di cinque    agenti
        (2 A + 2 B + 1 C )
 ---pagebreak---                                      ALLEGATO    I
                    SUPPLEMENTO D ' INFORMAZIONI SULLA PARTE I
Punto 2 .    Esperienza in materia di chiusura definitiva
    Le centrali nucleari già definitivamente chiuse sono elencate nella      !
    tabella 1 . Ulteriori informazioni sulle centrali nucleari , in cui le ^
    operazioni hanno oltrepassato lo stadio 1 , sono riportate nella tabella 2 .
Punto 3.1     Reattori ad acqua leggera
    La tabella 3 fornisce i dati in merito ai radionuclidi più significativi
    per l' attivazione degli acciai . La tabella 4 fornisce informazioni
    supplementari sui costi .
Punto 5 » 2   Messa fuori esercizio delle centrali nucleari
    Le centrali nucleari prese in considerazione nella tabella riassuntiva
    al punto 5.2 della parte I sono elencate nella tabella 5 *
Punto 6.1     Principi orientativi per la progettazione e l' esercizio delle
              centrali nucleari al fine di semplificarne lo smantellamento -
    Nel quadro dell' Agenzia Internazionale per l' Energia Atomica
    ( doc . IAEA-179) sono stati raccomandate le seguenti caratteristiche di
    progettazione :
   _Sist£mazione_d_ei_c£m£°n ent_i e del.lj5 _strutture
    I componenti e le strutture dovrebbero essere sistemati in modo che :
    – il sito possa essere alla fine sviluppato al massimo del suo potenziale
       malgrado l' eventuale esistenza di strutture smantellate ;
   – vi sia spazio sufficiente attorno ad essi per consentire l' accesso ai
       mezzi di transporto , schermi o macchine utensili ;
    - si possano costruire attorno ad essi celle o cabine per limitare la
       dispersione del materiale radioattivo durante lo smantellamento ed in
       caso di necessità si possano effettuare operazioni ad una pressione
       inferiore a quella dell' ambiente circostante ;
   - essi possano essere rimossi in un solo pezzo attraverso i locali
       adiacenti o il tetto mediante i dispositivi di sollevamento interni o
       esterni .
 ---pagebreak---   _C ostruzione dei. £omp£n^njti_e_del].e_sjtrutture
                     /                       /
   I componenti e le strutture dovrebbero ,essere progettati in modo che :
  – i componenti contaminati o attivati possano essere smontati : per esempio
      strati staccabili dello schermo biologico in calcestruzzo ;
  – il loro livello di attivazione sia ridotto ; per esempio : distanzia^-
      mento tra l' armatura di rinforzo in acciaio del calcestruzzo e la zona
      esposta al flusso neutronico ; '
  – i componenti e le strutture possano essere suddivisi in pezzi relativa­
      mente leggeri , di piccole dimensioni e di forme idonée al trasporto ;
, – siano previsti passaggi ed aperture per estrazione dei pezzi dall'
      involucro di contenimento o dall' edificio del reattore ;
  – il numero dei componenti' sostituibili sia il più elevato possibile ;
  – vengano selezionati i materiali in modo da ridurre la formazione di
      nuclidi a lungo semiperiodo .
  Disp£SÌzioni_in materia di_de coni; arainazione                  -
  Per semplificare la decontaminazione dei componenti , dei condotti e dei
  locali , dovrebbero essere presi i seguenti provvedimenti : ,
  – si dovrebbe limitare la diffusione dei prodotti corrosivi e la forma­
      zione di depositi durante l' esercizio o lo smantellaménto , per esempio ,
      mediante installazione di punti di scarico , dispositivi per il lavaggio
      dei condotti e trappole di ritenzione nei condotti ;
  – disporre di decontaminazione dei componenti e dei locali , compresi i
      sistemi di alimentazione e scarico della soluzione di decontaminazione .
  Di_sp_osi_z_ioni_d_i _caratt_ere ammini_stra_t ivo_
  Un valido sistema di documentazione dovrebbe essere stabilito ed
 ^utilizzato per la registrazione di tutte le modifiche di progettazione
  e di materiali dell' impianto durante l' esercizio .
                                                                                /
 ---pagebreak---                                          - 3 -
        Tabella 1 :    Centrali nucleari chiuse definitivamente
                                                                          i
       Paese                Impianto           Tipo (»)        Potenza      Periodo
                                                                Me          d' esercizio
  Francia           Marcoule G 1                 GGR . . . j        4       1956-1968
I Francia           Chinon 1                     GGR              70        1963-1973 '
I Germania '        HDR Grosswelzheim            BWR              25        1970-1972
I Germania        . KKN Niederaichbach           HWR             100        1974-1974
  Regno-Unito       DFR Dounreay                 FBR              15        1963-1977
I Svizzera          CIJL Lucens                  HWR                8       1968-1969
  USA               Vallecitos E7ESR             BWR              • 5 .     1957-1963
   "
                    Elk River Reactor            BWR       j      22        1964-1968
   ■
                    Hallam HÏÏPF                 SGR              75        1962-1964
   "
                    BONUS                    j   BWR              16,5      1962-1968
   "
                    Vallecitos VBWR          ;   BWR .            10        1957-1963
   "
                    Santa Susana                 SGR                7,5     1958-1966
   -
                    Piqua OMR          ■         OMR              11,4      1963-1966
   "           ■    Carolinas CVTR               PWR              17        1963-1967
   "
                    Enrico Fermi •               FBR              61        I966-I97I
   "
                    Pathfinder                   BWR              62        1962-1967
   "
                    Saxt on                      PWR         !      4,2 j 1962-1972
   »!
                 . Peach Bottom                  HTR ,            40        1966-1974
                                                                        i
 (*) BWR      reattore   ad acqua bollente J
      ' GGR   reattore   a gas-grafite
        FBR   suppersonvertitore veloce
        HTR   reattore   ad alta temperatura
        HWR   reattore   ad acqua pesante
        OMR   reattore   a moderatore organico ,
        PWR   reattore   ad acqua pressurizzata
        SGR   reattore   a sodio–grafite
 ---pagebreak---                                    Tabella 2 :  Impianti in cui le  operazioni hanno oltrepassato lo Stadio 1
      Impianto       HNPF ( Centrale nucleare BONUS ( Reattore nucleare CNL ( centrale nucleare  I ERR ( reattore di     |
                     di Hallam)                ad acqua bollente         di Lucens )               Elk River )
                                               surriscaldata )
                     USA
| Paese                                        USA                       Svizzera                  USA
  Tipo di reattore Con moderatore a grafi­ Ad acqua bollente con         Cori moderatore ad        Acqua bollente ( sur-
                     te , raffreddato al       surriscaldamento nucleare acqua pesante , raf­      riscaldamento media­
                     sodio                                               freddato a gas            nte combustibili
                                                                                                   fossili )
  Potenza ( Me)"'               75                     16,5                          8                     22              1
  Periodo                   1962-1964               1962-1968                   1968-1969              1964-1968
  d 'esercizio                                                                                                             1
  Attività ( Ci )*           3 χ 105                   50.000                      500                   9.000
  Condizione         Interramento ; terreno    Interramento nello        Interramento delle        Stadio 3 completato
  raggiunt a         coltivato in superficie schermo biologico           parti scarsamente atti­ nel 1974
                     ed accessibile senza      impianto convertito in    ve ( totale 1,5 Ci );
                     alcuna limitazione        museo                     altre parti imballate e
                                                                         depositate in loco ; ■
                                                                         casematte del reattore
                                                                         accessibili senza alcup a
                                                                         limitazione
  Costo di         I 4,2 milioni di $ US       non disponibile           non disponibile           5,7 milioni di $ US
  smantellamento   I
                                                                                                              :
   * HNPF : al momento dell 1 interramento ; gli altri : all' inizio dello smantellamento
 ---pagebreak--- Tabella 3
Radionuclidi più significativi per l' attivazione degli acciai usati nei reattori ad acqua leggera
 I
                 Radionuclide                Perro-55         Cobalto- 60    Nichel–63           Nichel-59 '
     Semiperiodo , anni                         2,4                5,2           92    ,           80.000
     Radiazione                          gamma , raggi X ; gamma , beta     beta              gamma , raggi X
     Elemento d' origine                      ferro            cobalto                    nichel
     Tenore ( %) dell' elemento
          d' origine in :
          - acciaio inossidabile ( l )          70   -            tracce                      10
          – acciaio al carbonio ( 2 )           97                tracce                 0 »:5-0,8
     ( 1 ) Componenti : elementi interni del contenitore del reattore , rivestimento del contenitore del
           reattore
     ( 2 ) Componente : contenitore del reattore
 ---pagebreak---                                                     - 6 -
   Tabella A ¡
                  \                                     · 0                  '         '
' Valutazione dei costi di smantellamento dei reattori ad acqua leggera
   ( centrali da 1200 I<We ; periodo d' esercizio : 40 anni )
   Costi in milioni di & US del 1975 ( l )
  [ Studio                 '                   I                        E                     I         A         I
     Riferimento                .                                ' EUR 5728 d                   AIF/NESP-009SR
     Reattore                                          PWR                      BWR              PWR    II BWR
     Tasso di sconto
                                               | ( 2 ) |j nu],la | ( 2 ) |J nulla jnulla                  nulla
   ' Stadio 3 Attuazione immediata               68 ,4     78,6          83,4         95,4         26,9     31,2
     Stadio 3 Attuazione ritardata –
     dopo lo stadio 1                                                                                          -
    – Stadio 1                                    4,5         4,6          4,5         4,6          2,3     .2 ,4
    - Costi interinali ( 3 )
            – caso    I      1    '               0,3       ■0 ,7          0 ,3        0 ,7         9,5      9,2
            - caso II                             (4)          ( 4)        (4)           ( 4)      18,0     17,4
    - Stadio 3(5 )                               llil      59iO          lia          63,3         HiO ÂV7
 I – Totale
            – caso    I              '<          17,0      64,3           17,9        68,6         22,8     23,3
            - caso II
                                                  ( 4) | ( 4) |1 ( 4)            1I      ( 4)      31,3     31,5
     Stadio 3 Attuazione ritardata –
     dopo lo stadio 2
     – Stadio 2                                                I /ι Λ                               7,4      7,6
    - Costi interinali ( 3 )                                   v H-J
                                                                                                    6,3      6,0
    - Stadio 3 (5 )                                                                             -, 10,8 ! 12 , 1
     Totale                                                                                        24,5     25,8 I
     ( 1 ) Dati ricavati dallo studio E convertiti al tasso di 1 DM = 0,4 fi US
     ( 2 ) Sconto considerato alla data di chiusura ad un tasso annuo del 3,7 Ì°
       ' - ( Questo tasso è stato ottenuto assumendo tassi annui del 12 % per gli
             interessi e dell' 8 ^ per l' inflazione ).
     ( 3 ) Sulla base dei seguenti costi annui di manutenzione e sorveglianza :
                                                                               –––––1
                                    Studio                                             E                  A
     Dopo lo stadio 1 – caso I : nessun organico di                              0,019               0,088 ^
                                           sicurezza         '                                       *
                               - caso II : con l' organico di                       ( 4) ;           0,167
                                            sicurezza                 1
 I Dopo lo stadio 2                                                                 ( 4)             0,058
         ( 4 ) Alternativa non considerata
         ( 5 ) Stadio 3 Attuazione ritardata dopo 40 anni ( studio E), 108 anni
               (studio A, PWR) e 104 anni ( studio A , BWR.) dalla chiusura (i periodi
                previsti nello studio A per l' attuazione ritardata sono stati stimati
                per consentire lo smantellamento manuale – in contrapposizione allo
                smantellamento telecomandato ).
 ---pagebreak---                                                   - 7 -
  Tabella 5 :      Centrali nucleari costruite o in corso di costruzione nella
                   Coraunià europea                      '
                                                                                          !
             Impianto                Paese         Tipo       Potenza         Messa in Anno o periodo
                                                                  MWe         esercizio di chiusura
i                                                                                           previsto
I Marcoule G1                         Ρ            GGR           ■ 4            1956             1968          [
   HDR Grosswelzheim                  D            BWR .          25            1970           . 1972
   Chinon 1      .                    Ρ            GGR            70            1963             1973
   KKN Niederaichbach                 D            HWR          100             1974             1974
I DFR Dounreay                      ( UK       I FBR       1L_15          1     1963    I        1977    '
   BR-3 Mol      '                    Β            FWR            10            1966
   KZFR Karlsruhe                     D    ■       HWR            51            1966
   ( Otto Hahn )                      D            PWR                          1968  ■
   El-4 Monts d' Arré                 Ρ            HWR            70            1967         1981 a 1990
   VAK Kahl                           D            BWR            15            1961
   WAGR Windscale                     UK           AGR            32         • 1963
   Marcoule G2                        Ρ            GGR            40 .          1959                       .
   Marcoule G3                        F            GGR            40            i960
   Calderhall                         UK           GGR          4 χ 50      1956-1959
I Chapelcross                       1 UK     I1 GGR        |! 4 χ 50 I1 1959-1960 ii
   Berkeley                           UK           GGR          2 χ 138         1961      n
   Bradwell                           UK           GGR         •2 χ 150         1961
   Latina                             I            GGR          210             1964
   Hunterston A                       UK           GGR          2 χ 150         1964    !
I Garigliano                          I            BWR          1.60            1964
   Trino Vercellese                   I            PWR          257             1965
   Chinon 2                    •      Ρ            GGR          200             1965         1991 a 2000
   Hinkley Point A                    UK           GGR          2 χ 2501        1965
   Trawnsfynydd                       UK '         GGR          2 χ 250 ]       1965
   Dungeness A                        UK           GGR          2 χ 275         1965
   Chinon 3                      ■    Ρ            GGR          48O             1966
   Sizewell A                         UK           GGR          2 χ 290         1966                   ,
   KRB Gundremmingen                IP             PWR          237             1966    |                    -
   SENA Chooz                         F ' '        PWR          305           - 1967
   AVR Jïïlich                        D            HTR            13            1967
   Oldbury A                          UK           GGR          2 χ 3001 1967-1968
   KWL Lingen                         D            BWR      | 182               1968
   KWO Obrigheim                      D            PWR     |I 328               1968
   GKN Dodewaard                      NL           BWR .          52            1968
   SGHWR Winfrith      '              UK           HlfR           92            1968
   St Laurent 1                    I  F
                                                   GGR j| 480
                                                            I
                                                                          | 1969          L_
   St Laurent 2                     |P             GGR .      , 515             1971
   Wylfa                              me      I    GGR          2 χ 590!        1971
   KNK Karlsruhe                      D            SZr            19            1972
   KWW Wtîrgassen                  |  D          ■ BWR          640             1972
   KKS Stade                          D            PWR            630           1972
   Bugey 1                            P            GGR            540           1972         2001 a 2010
   Borssele                         I NL           PWR            450    |      1973
   Phénix                             F            FBR            233           1973
   Biblis A                           D       I    PWR          1146            1974    i
   Doel 1                             Β            PWR            390    ]      1974    i
   Tihange 1                          Β            PWR            870    !      1975    !
 j DFR-Donreay                      I UK       | FBR              230    j| 1975        jI                     1
 ---pagebreak---                                                     - 8 -
    Tabella 5 ( continuazione )
                                ■ i  '  ■' ■■■■ ■
                Impianto               Paese        Tipo   Potenza Messa in        Anno o periodo
                                                              MWe       esercizio  di chiusura
                                                                                   previsto
IDoel 2                             Β               PWR       390         1975
  Biblis B                          D               PWR      1240         1976
I GKN Neckarwestheim                D               PWR       775         1976
  KKB Brunsbiïttel                  D               BWR       770         1976                  .
  Hinkley Point B                   UK              AGR     2 χ 625      1976-1977
  Hunt erst on B                    UK              AGR     2 χ 625      1976-1977
  Fessenheim 1,2                    Ρ               PWR     2 χ 890       1977
  KKI Isar                          D               BWR       870         1977       2001 - 2010
  KKP–1 Philippsburg                D"              BWR       864         1977
  ICKU Unterweser                   D               PWR      1230         1977
  Bugey 2,3                         Ρ               PWR    2 χ 925        1978
  Caorso                            I •             PWR       840         1978
  Bugey 4,5                         Ρ               PWR     2 χ 905      1973-1979
  Tricastin 1,2,3,4                 Ρ               PWR     4 χ 925      1979-1980
  Gravelines 1,2,3,4                F               PWR     4 X 925      1979-1981
  ICKG Grafenrheinfeld              D               PWR      1229         1979
  ìlilheim-Karli eh                 »               PWR      1154         1979
  Dungeness B                       UK              AGR     2 χ 600       1979
  Hartlepool                        UK              AGR     2 χ 625       1979
  He3rsha.n1                        UK              AGR    2 χ 625        1979
  Dampi erre 1,2,3,4                Ρ               PWR     4 Χ 92 )     1979-1981
I Doel 3                            Β               PWR       900         1980
  Tihange 2                         Β               PWR       900         1980
  KKK Krümmel                                      BWR       1260         1980
| THTR-30Q Uentrop                  D               HTR       300         1980
I St Laurent B 1,2                  Ρ               PWR     2 χ 925       1981
  Le Blayais 1,2                    Ρ               PWR     2 χ 925 I     1931
  KWG Grohnde                       D               PWR   I 1294          1981
  ICR3 B,C Gundremmingen            D               BWR     2 χ 125^ 1981-1982         dopo 2010
  Chinon B 1,2                      P               PWR     2 χ 925 1981-1982
  KBR Brokdorf                     D              / PWR      1294         1982
  KW S Wyhl                         »               PWR      1283         1982
  SNR-300 Kalkar                   D                PBR       282         1982
I Cirene                            I              HWR         32         1982
  Paluit 1,2                        P               PWR     2 χ 130(1 1982
  Superphénix                       Ρ               PBR      1200         1983
  KICP-2 Philippsburg               D               PWR .    1280         1982
I BETSL 6,8 Montalto                I               BWR     2 χ 980 ]1
                                                                      1  1983-1984
  Nota : I periodi previsti per la chiusura sono basati sulle supposizioni di
             cui al punto 5*2 . della parte I. In linea di massima , non esistono
            per il momento date previste di chiusura .
 ---pagebreak---                                    ALLEGATO II
                       DESCRIZIONE DELLE AZIONI DI RICERCA
                             E DI SVILUPPO PROPOSTE
Azione n . 1
Integrità a lungo termine degli edifici e dei sistemi
    E 1 stato proposto di rinviare lo smantellamento delle centrali nucleari
di un periodo di tempo che va da diversi decenni ad un centinaio di anni ,
soprattutto per ridurre l' esposizione del personale alle radiazioni . Ma in
ta,le periodo una notevole degradazione dell' impianto ed in particolare delle
barriere di contaminazione potrebbe creare problemi di sicurezza, di costi di
manutenzione ed anche dello smantellamento . Questo aspetto , che non è ancora
considerato nella maggior parte degli studi esistenti in materia di
smantellamento , è importante tra l' altro al fine di valutare il periodo
ottimale da far trascorrere prima d'elio smantellamento .
    L' obiettivo di questa azione consisterebbe nel migliorare le conoscenze
relative alla degradazione e nel proporre adeguate misure preventive .
Programma
– Valutazione del processo evolutivo della degradazione e dell' attività di
   manutenzione richiesta in funzione del tempo per gli edifici di conteni­
   mento , sulla base di un riesame critico dell' esperienza disponibile per
   edifici simili .
– Studio della corrosione interna dei sistemi chiusi contaminati a causa
   delle quantità residue di umidità e di agenti corrosivi ; messa a punto
   di metodi per l' eliminazione dei residui di , sostanze corrosive .
– Studio di altre misure volte a mantenere gli impianti in condizioni di
   sicurezza .
Contributo comunitario :    0,3 milioni  di UCE,
 ---pagebreak---                                       - 2 -
Azione n . 2
Decontaminazione ai fini dello smantellamento
    L' obiettivo di tale azione , che è complementare a quelle condotte presso
il COR nell' ambito del suo . programma pluriannuale , è di mettere a punto e
valutare metodi di decontaminazione particolarmente adatti ai fini dello
smantellamento . Questi metodi possono essere applicati a sistemi chiusi , a
componenti smontati specialmente quelli di grandi dimensioni , o alla
superficie dei locali . I metodi possono essere più aggressivi di quelli
usati normalmente nei reattori in esercizio . Si dovrebbero ottenere soprattutto
le seguenti caratteristiche : una elevata efficienza della decontaminazione ,
un impiego semplice e sicuro , nessun problema collaterale ed un volume
limitato di residui secondari . Sono particolarmente interessanti i metodi da
utilizzare direttamente all' interno dei locali delle centrali e basati su un
minimo di apparecchiature supplementari .
     'Fra i metodi che sembrano meritare un ulteriore sviluppo possono essere
citati i seguenti : decontaminazione mediante paste e sali fusij decontami­
nazione elettrolitica ; decontaminazione mediante esplosivi .
   Inoltre , dovrebbe essere effettuato uno studio sinottico al fine di
valutare i lavori necessari di decontaminazione in fase di smantellamento ,
prendendo come base componenti tipici di riferimento . Questo studio dovrebbe
identificare     i componenti per i quali una " decontaminazione completa" sia
fattibile per poterli rimpiegarli senza alcuna restrizione .
   Si anali zzeranno anche i problemi speciali dello smantellamento delle
centra-li nucleari in cui si è verificato un incidente grave . Lo studio
dovrebbe essere basato su un incidente con perdita di refrigerante che
provoca une contaminazione grave dell' impianto . Esso dovrebbe proporre i
provvedimenti necessari per mettere l' impianto in condizioni di sicurezza
per l' esecuzione delle normali operazioni di smantellamento . Ove necessario ,
si formuleranno proposte di modifiche ragionevoli della progettazione           ,
dell' impianto .
Contributo comunitario : 1,4 milioni di UCE .
 ---pagebreak--- Azione n . 3
Tecniche di smantellamento
    Sono già state utilizzate diverse tecniche di smantellamento per la
chiusura definitiva degli impianti , che dovrebbero comunque essere
perfezionate ulteriormente per essere all' altezza dei compiti più difficili
richiesti in futuro . Inoltre sono state proposte nuove tecniche particolar­
mente promettenti .
    A causa dell' ampia gamma di tecniche che possono essere prese in
considerazione , si propone di svolgere uno studio comparativo selettivo
comprendente diverse attività tipiche di smantellamento , al fine di
valutare le applicazioni possibili* ed i vantaggi relativi offerti dalle
diverse tecniche . Su tale base dorrebbe essere scelte e migliorate ulterior­
mente le tecniche più promettenti .
    Sono già state identificate le seguenti tecniche da approfondire
ulteriormente :
- metodi con l' impiego di cariche esplosive per lo smantellamento sia dei
  condotti di acciaio che delle strutture in calcestruzzo ;
- termotecniche per il taglio di componenti gl 'acciaio di grande spessore .
Contributo comunitario : 1,1 milioni di UCE.
 ---pagebreak---                                          - 4 -
 Azione n . 4
 Trattamento di determinati materiali residui : acciaio , calcestruzzo e grafite
      Dallo smantellamento di ogni centrale nucleare si otterranno grandi
 quantità di residui radioattivi formati da acciaio . Tra le nuove tecniche
 promettenti per il condizionamento di tali residui sono stati proposti lo
 sgretolamento criogenico e la fusione .
      Lo sgretolamento criogenico è volto essenzialmente a ridurre il volume di
.deposito ed appare       particolarmente adeguato per elementi come le tubazioni .
      La fusione avrebbe diversi scopi e precisamente :
 – la riduzione massima del volume di deposito ;
 – la riduzione massima della superficie soggetta eventualmente alla
    corrosione dopo lo smaltimento ;
 – la decontaminazione mediante l' eliminazione delle scorie ;        '
 – l' incorporazione della contaminazione residua nel materiale di base ;
 – eventualmente la separazione di radioelementi a lungo semiperiodo .
      L' azione riguardante tali tecniche consiste in studi di fattibilità
 comprendenti :
– studi di base su aspetti specifici come l' efficacia della decontaminazione
   mediante fusione e la possibilità di separazione dei radioelementi a lungo
   semiperiodo ;
– studi di progettazione al fine di ottenere i parametri principali di
   processo e le condizioni di applicazione nonché di valutare l' interesse
   industriale delle tecniche in questione .
      Saranno studiati inoltre i problemi dei residui d' acciaio al trizio . *■
     Per quanto riguarda i residui di calcestruzzo , si dovrà, sviluppare un
metodo di condizionamento che consenta d' immobilizzare permanentemente la
                                                               i        .
 rad. i o at t iv i t a .
     Dallo smantellamento dei rea/ttori a gas-grafite e dei reattori
raffreddati a gas di tipo avanzati si otterranno grandi quantità di grafite .
L' oggetto di tale azione è di elaborare un metodo per lo smaltimento di
 tali residui , tenendo conto dell' impatto radiologico globale ed a lungo
termine del carbonio–14 rilascia/to nell' atmosfera in caso di combustione
della grafite .
Contributo comunitario : 0,6 milioni di UCE .
 ---pagebreak---                                      - 5 -
Azione n . 5
Grandi container per il trasporto di residui radioattivi provenienti dallo
smantellamento delle centrali nucleari .
    Gli studi hanno dimostrato l' opportunità di trasportare i residui rad-io-
attivi ottenuti dallo smantellamento di alcuni componenti principali del
reattore in container più grandi di quelli usati normalmente per altri tipi
di residui radioattivi , al fine di ridurre le operazioni necessarie di taglio
              \
e , di conseguenza , l' esposizione del personale alle radiazioni nonché i
costi di smantellamento . Le dimensioni ed il peso delle unità da trasferire
dovrebbero essere almeno tali da consentire di sfruttare al massimo i
normali mezzi di trasporto .
Programma
– Studio dei sistemi al fine di definire i tipi di trasporti di grandi
   dimenzioni e /o i container necessari per lo smantellamento , in funzione
   delle caratteristiche del residuo , ossia del livello delle radiazioni ,
   del condizionamento preliminare , ecc .       -
– Studio di progettazione di grandi container compresa la progettazione        (
   della aihermatura e l' analisi di sicurezza ; definizione del programma
   sperimentale richiesto ai fini della concessione delle licenze .
Contributo comunitario : 0,2 milioni di UCE .
 ---pagebreak---                                      - 6 -
Azione n . 6
Valutazione delle quantità di residui radioattivi provenienti dallo
smantellamento delle centrali nucleari nella Comunità
   Questa azione comprende la definizione delle strategie di riferimento
per lo smantellamento e deve essere pertanto considerata come un' attività
a lungo termine . Di conseguenza , l' obiettivo in questo programma quinquen­
nale   sarà di ottenere soltanto una prima impostazione del problema .
Programma
– Analisi dei dati riguardanti l' inventario della radioattivita dopo la
  chiusura delle centrali nucleari nei Paesi membri ; questa indagine
  dovrebbe essere completata progressivamente tenendo conto dei nuovi studi
  che si rendessero disponibili .
– Valutazione dei diversi schemi    di smantellamento degli impianti e di
  condizionamento dei residui prodotti .
– Stima delle quantità di residui radioattivi prevedibili in seguito allo
  smantellamento delle centrali nucleari , iniziando da alcuni schemi    di
  smantellamento , al fine di giungere } a più lungo termine,ad una
  previsione dei residui prodotti nei paesi membri .
                              i
Contributo comunitario : 0,4 milioni di UCE
 ---pagebreak---                                       - 7 -
Azione n . 7
Influenza delle caratteristiche di progettazione delle centrali nucleari
sullo smantellamento
   L' obiettivo di tale azione è d' identificare e mettere a punto i
miglioramenti da apportare nella progettazione degli impianti per
agevolarne lo smantellamento . Per svolgere proficuamente tale compito , pur
tutelando il segreto industriale , dovrebbe essere richiesta la parteci­
pazione dei costruttori di impianti .
                       ι                                               ·    /
Programma
– In una prima fase , scambio di informazioni e di pareri sulla portata
  degli accorgimenti già presi in considerazione per facilitare lo
  smantellamento e sulle possibilità di ulteriori miglioramenti ; identi­
  ficazione di alcuni miglioramenti potenziali specifici meritevoli di uno
  studio più approfondito nell' ambito di tale azione .
– Valutazione dei miglioramenti specifici dal punto di vista della loro
  fattibilità tecnica , tenendo nel debito conto la sicurezza e
  l' affidabilità d' esercizio , nonché l' impatto ecologico e l' incidenza
  economica .
– Studi sperimentali su argomenti specifici selezionati ( per esempio strati
  superficiali distaccabili ).
Contributo comunitario : 0,6 milioni di UCE ,
        /
 ---pagebreak--- PROPOSTA DI DECISIONE DEL CONSIGLIO RELATIVA ALL' ADOZIONE DI UN PROGRAMMA
RIGUARDANTE LA CHIUSURA DEFITTI TIVA E LO SMANTELLAMENTO DELLE CENTRALI
NUCLEARI
Il Consiglio delle Comunità Europee ,
VISTO il trattato che istituisce la Comunità Europea dell' Energia Atomica
ed in particolare l' articolo 7 »
VISTA la proposta presentata dalla Commissione , previa consultazione del
Comitato Scientifico e Tecnico ,
VISTO il parere del Parlamento Europeo ,
VISTO il parere del Comitato Economico e Sociale ,
CONSIDERANDO che il programma d' azione delle Comunità Europee in materia
d' ambiente , approvato dal Consiglio delle Comunità Europee e dai rappresen­
tanti dei governi degli Stati membri riuniti in sede di Consiglio nella
risoluzione del 17 maggio 1977 (*)» sottolinea la necessità di prowediment
comunitari in materia di chiusura definitiva     e ", di smantellamento delle
centrali nucleari e stabilisce il contenuto e la procedura di attuazione di
tali provvedimenti ;
CONSIDERANDO che alcune parti delle centrali nucleari diventano inevitabil­
mente radioattive durante l' esercizio e che è pertanto essenziale trovare
soluzioni efficaci che garantiscano la sicurezza e la protezione dell' uomo
e , dell 'ambiente dai pericoli potenziali provenienti dallo smantellamento di
tali impianti :
(*) GU n. C 139 , 13.6.1977 , pagg. 34-35
 ---pagebreak--- DECIDE :
                                  Articolo 1
Per un periodo di cinque anni a decorrere dal 1° luglio 1978 viene adottato
                                                                           \
un programma in materia di ricerca relativo alla chiusura definitiva e allo
smantellamento delle centrali nucleari come riportato nell' allegato .
L' allegato costituisce parte integrante della presente decisione .
                                  Articolo 2
L' importo massimo degli impegni di spesa occorrente per la realizzazione
del programma è stato valutato a 6,38 milioni di unità di conto europee
( UCE) e l' effettivo è stato stimato a 5 agenti .
                       !
                                  Articolo 3
Il programma definito nell t allegató può essere sottoposto a revisione alla
fine del secondo anno , sulla "base di procedure adeguate#
 ---pagebreak---                                    ALLEGATO
                                  PROGRAMA
   Il programma mira allo sviluppo in comune di una gestione delle centrali
nucleari in disuso e dei residui radioattivi provenienti dal loro
smantellamento , assicurando , nelle sue differenti tappe , la migliore
protezione della popolazione e dell' ambiente ; il programme si propone di
promuovere :
A. Azioni di ricerca e di sviluppo relativi ai soggetti seguenti :
   Azione n . 1 : Integrità a lungo termine^degli edifici e dei sistemi .
   Azione n . 1 :
   Azione n . 2 :   Decontaminazione ai fini dello smantellamento .
   Azione n . 3 :   Tecniche di smantellamento .
   Azione n . 4 ?   Trattamento di determinati materiali residui : acciaio ,
                    calcestruzzo e grafite .
   Azione n . 5 '•* Grandi container per il trasporto dei residui radioattivi
                    provenienti dallo smantellamento delle centrali nucleari .
   Azione n . 6 :   Valutazione delle quantità di residui radioattivi prove­
                    nienti dallo smantellamento delle centrali nucleari nella
                    Comunità .
   Azione n . 7 *   Influenza delle caratteristiche di progettazione delle
                    centrali nucleari sullo smantellamento .
B. Identificazione dei principi orientativi , cioè :
   – principi orientativi per la progettazione e l' esercizio delle centrali
     nucleari al fine di semplificarne lo smantellamento ,
   – principi orientativi per lo smantellamento delle centrali nucleari che
     potrebbero oostituire i primi elementi di una politica comunitaria in
     questo settore .
 ---pagebreak---                           SCHEDA FINANZIARIA
1 . Linea di bilancio interessata : 3359
2 . Denominazione della linea di     bilancio :
    Chiusura definitiva degl i    impi ant i nucleari
3 . Base giuridica
    Articolo 7 del Trattato che istituisce la CEEA
4 . Descrizione , obiettivo e motivazione dell' azione
    4-1 » Descrj.zj.one
          Si tratta di un programma di ricerca EURATOM ( azione in­
          diretta ) sulla chiusura definitiva delle centrali nu­
          cleari . Il programma verte sui seguenti temi :
          - sviluppo di tecniche specializzate ;
          - previsione dei residui radioattivi creati ;
          - studio di talune caratteristiche delle centrali    sotto
             l' aspetto della loro chiusura definitiva ;
          - elaborazione di principi direttivi .
          Il programma riguarda innanzitutto le aziende produt­
          trici di elettricità e gli enti pubblici e privati a-
          vent i una competenza nel settore della ricerca nucleare .
    4*2 . Obiettivo
          L obiettivo dell' azione è di promuovere lo sviluppo di
          metodi   e tecniche di chiusura definitiva delle centrali
          nucleari tali da garantire la protezione dell' uomo e
          del I 'ambi ente .                           '
    4.3 * Motivazione          :
          Il programma proposto deriva dal programma d' azione in
          mater i a d' ambiente approvato dal Consiglio il 17 maggio
          1977 ed è stato elaborato con l' aiuto di un gruppo di
          esperti nazional Ì .
          L' azione a livello comunitario , grazie allo scambio d' in
 ---pagebreak---                                               - 2 -
                   formazioni e alla ripartizione dei compiti , permetterà
                   di economizzare gli sforzi .
     5.     Incidenza finanziaria detrazione in LICE
            5.0 . I ncj.denza_suJ[J_e_ spese
                   5.0.0 . Costo totaJ_e__durante_l _^i ntero £er,iodo £fe.v_i_st^o_
                            - dal bilancio delle Comunità :                  6.380.000 UCE
                            - dalle amministrazioni             nazionali  :
                            - d' altri     settori     a livello nazionale      :
                                                            Costo totale 6.380.000 UCE
                   5.0.1 . Scade n za r_ i o £l ur_i_e nnaj e
                            Stanziamenti d' impegno
                    ( 2m .)        1979           1980           1981     1982    hm .)
   Persona I e                   262.000        277.000         294.000 311.000 164.000
  Funz . am-          24.000       49.000        52.000          55.000   59.000     30.000
  iti i n i strat .
  Contratt i        476.000 2.000.000 1.327.000 1.000.000
  Total e           500.000 2.311.000 1.656.000 1.349.000 370.000 194.000
                            Stanziamenti dl pagamento
                 ( 2*88 .)       1979           1980
                                                              1
                                                                1981       1982    lri *88a.>
I Personale                     262.000       277.000         294.000     311.000    164.000 I
  Funz . ammJ       24.000       49.000         52.000          55.000     59.000      30.000
j Contratt i 476.000          1.000.000 1.000.000 1.000.000             1.000.000| 327.000 |
  Total e          500.000 1.311.000 1.329.000 1.349.000 1.370.000 521.000
                   5.0.2 . Modal ità di calcolo
                            a ) Spese per il personale
                                Il fabbisogno per questo programma è stato
                                stimato sulla base del seguente effettivo :
                                            2 agenti di grado A
                                            2 agenti di grado B
                                            1 agente di grado C.
                                Oltre a questo effettivo , i calcoli tengono
                                conto dei parametri che sono stati fissati
                                                   I
 ---pagebreak---                                   - 3 -
                       per I elaborazione del progetto prel iminare
                       di bilancio per l' esercizio 1979 - Nessuno au­
                       mento del potere d' acquisto è stato previsto .
                       Soltanto una variazione dei    coefficienti cor­
                       rettori è stata presa in considerazione al
                       fine di tener conto dell' evoluzione del    livel­
                       lo generale dei prezzi nella Comunità ;
                   b ) Spese di funzionamento amministrativo e tecnico
                       Esse coprono le spese di viaggio , di missioni ,
                       di organizzazione di riunioni , cosi pure l' u­
                       tilizzazione di supporti scientifici e tecnici
                       qualora ciò' risultasse indispensabile per la
                       buona esecuzione del programma ;
                   c ) Spese per j contratti
                       La natura del soggetto e le qualifiche dei
 v                     contraenti non permettono di stabilire un si­
                       stema di  calcolo uniforme .
                        In ogni modo , il Conitato Consultivo in mate­
                       ria di gestione del programma sarà consultato
                       sull' assegnazione degli stanziamenti ;
                   d ) Previsioni pluriennali
                        I coefficienti utilizzati per il calcolo delle
                       previsioni sono i seguenti : 1979 = 1# 07 ,
                       1980 = 1,13 , 1981 = 1,20 , 1982 = 1,27 , 1983 =
                       1,34 .
    5.1 . _[ nc_[denza_suiie    son se
6 . Regime di controllo previsto
    Controllo scientifico : CCMGP e funzionari competenti della
    D.G. XII .
    Controllo amministrativo       :
    Esecuzione di     bilancio : Controllo finanziario
    Regolarità delle spese : Servizio Contratti della D.G. XII .
7 . Finanziamento dell' azione
    7.0 .
    7.1 .
    7.2 .
    7.3 . Stanziamenti da i scr i vere nei bi I anc i f utur i ■