Il nucleare non deve allarmarci. Cerchiamo di ragionare

Per chi si fa terrorizzare solo per non impegnarsi veramente nell'esaminare le questioni scientifiche FACCIAMO UN PO’ DI CHIAREZZA. 
Gli argomenti più forti a sostegno del rifiuto dell’opzione nucleare, in Italia e all’estero, sono due: i danni alla salute da dosi di radiazioni ionizzanti e le scorie radioattive da centrali nucleari di potenza.
E’ indubitabile che solo attraverso una ben orchestrata manipolazione dei dati scientifici sui due argomenti sopracitati si è potuto giungere a ben due referendum che di fatto hanno cancellato nel nostro Paese ogni attività inerente la costruzione di moderne centrali termonucleari, smantellando non solo quelle ormai vecchie di I Generazione – Latina, Garigliano e Trino Vercellese – ma anche quella di Caorso, in funzione dopo alcuni anni e quella più moderna di Montalto di Castro bloccandola in corso di costruzione. Ripensiamo che alla fine degli ’60 l’Italia era terza nel mondo, dopo Stati Uniti e Regno Unito, nel nucleare civile. Trascuro l’allora Unione Sovietica che – come oggi la Russia – primeggiava, non nel nucleare civile, bensì nella propulsione nucleare di sommergibili e rompighiaccio. Nella realizzazione del civile nucleare l’Italia non solo rimane superata dai Paesi storici del settore, ma lo è dalla Cina, dalla Corea del Sud, e dall’India.
La Francia è come si sa al primo posto in Europa per numero di centrali termonucleari, ma è anche al primo posto nella realizzazione di prototipi di reattori di IV Generazione, ovvero i reattori veloci autofertilizzanti in grado di produrre più combustibile fissile di quanto ne venga richiesto dal normale esercizio e di bruciare scorie a lunga radioattività, riducendone drasticamente i tempi di decadimento. Comunque, nonostante tutto, la ricerca applicata nella tecnologia nucleare in Italia va avanti.
I successi commerciali di Ansaldo Nucleare lo dimostrano. Nella prima parte dell’opuscolo ci occuperemo di rinfrescare alcune nozioni di base acquisite nella scuola secondaria superiore nei corsi di Scienze o Chimica. Quindi si affronteranno Radioattività e Fisica Sanitaria e le unità di misura impiegate, per poi passare decisamente all’argomento fondamentale dell’ambientalismo antinucleare: la teoria della linearità senza soglia della funzione danni vs. dosi.
L’ultima parte è dedicata alle scorie radioattive, al loro trattamento e al loro stoccaggio. C’è in queste poche pagine la presunzione di riuscire a fare almeno un po’ di chiarezza su temi che normalmente vengono proposti al grande pubblico italiano da quotidiani o periodici o da servizi RAI, per i quali – spiace riaffermarlo – spesso la regola, salvo rare eccezioni, è la totale disinformazione. Basti pensare che MAI si è fatto conoscere alla gente quali sono i volumi coinvolti nel trattamento delle scorie a lunga attività; MAI si è fatto conoscere il livello di radioattività in Piazza S. Pietro di Roma rispetto a quello di alcune zone di Fukushima, di Kyoto o Tokyo.
Un paio d’anni fa l’orchestra del Teatro di Bologna rinunciò ad una tournée in Giappone per timore delle radiazioni di Fukushima. E’ ai lettori investiti, quasi sempre, dalla più sfacciata ignoranza presuntuosa, spesso accompagnata da malafede politica, che tale opuscolo si rivolge. In questo ho fatto del mio meglio.
Elementi chimici – Isotopi La tabella di Bohr-Mendeleev raccoglie e ordina per affinità 92 elementi chimici naturali, di cui è fatto l’Universo, e altri 26 elementi chimici artificiali, presenti, non in natura, ma in laboratorio o nei reattori nucleari. Il primo degli elementi naturali in tabella contraddistinto con il numero 1 si chiama Idrogeno = H; l’ultimo degli elementi naturali, contraddistinto dal numero 92 si chiama Uranio = U. Il primo degli elementi artificiali – chiamati anche transuranici - con il numero 93 si chiama Nettunio = Np; l’ultimo degli elementi artificiali con il numero 118 si chiama Ununoctio = Uuo.





Modello atomico – Numeri della Tabella degli elementi Nel 1913 il danese Niels Bohr – il quale è ricordato con l’elemento 107: simbolo Bh – elabora per tutti gli atomi il modello della figura seguente:





Un nucleo centrale circondato da particelle chiamati elettroni, situati su orbite circonferenziali di raggio crescente mano a mano che si passa dagli elementi più leggeri a quelli più pesanti. Insomma una specie di sistema solare, dove il Sole è rappresentato da un nucleo composto da protoni e neutroni. Per semplificare la presente esposizione useremo per la Tabella degli Elementi i numeri interi. Diremo allora che ogni protone, come pure ogni neutrone, ha massa = 1 uma (unità di massa atomica). L’atomo è un sistema elettricamente neutro nel quale, per convenzione, si è assunto che i protoni abbiano una carica elettrica “positiva” e gli elettroni una carica elettrica, di ugual valore ma di segno opposto, “negativa”.
Dunque in un atomo il numero dei protoni è uguale al numero degli elettroni. Giusto per richiamare qualche nozione di Chimica: un atomo che non sia elettricamente neutro si chiama “ione”. Così lo ione è un atomo caricato positivamente se il numero degli elettroni è inferiore al numero dei protoni; e viceversa, è un atomo caricato negativamente se gli elettroni sono in numero maggiore dei protoni. Due ioni Idrogeno caricati positivamente si combinano con uno ione Ossigeno caricato negativamente per formare un composto stabile e neutro: l’acqua. 2 2H O H O + − + = . Analogamente uno ione Sodio caricato positivamente si combina con uno ione Cloro caricato negativamente per formare il Cloruro di Sodio o sale da cucina: Na Cl NaCl + − + = Tutti gli elementi della Tabella sono identificati da una, due o tre lettere e da due numeri. Prendiamo come esempio l’atomo di Litio.






Li = Litio 3 = numero atomico o numero di protoni 7 = numero di massa = protoni + neutroni p = particelle rosse = protoni (3) n = particelle verdi = neutroni (4) e = particelle azzurre = elettroni (3)



Isotopi Isotopo - dal greco “ stesso posto” – è un atomo che ha lo stesso numero atomico ma diverso numero di massa. Prendiamo come esempio il Litio. Dicendo “Litio-7” intendo quel elemento che occupa nella Tabella degli Elementi il posto No. 3 (numero atomico) ma ha una massa = 7 uma. Questo è un isotopo naturale presente in natura al 92,5% Dicendo “Litio-6” intendo quel elemento che occupa nella Tabella degli Elementi il posto No. 3, ma ha una massa = 6 uma. Questo è un isotopo naturale presente in natura al 7,5%. Per il Litio è possibile ottenere artificialmente altri isotopi: Li-4, Li-5, Li-8, Li-9, Li-10, Li-11, Li-12. La Tabella degli
Elementi naturali, cioè fino al numero 92 (uranio), indica solo quegli isotopi che in natura sono preponderanti sugli altri omonimi. Così, osservando la Tabella, al posto 3 si trova indicato il Litio-7 preponderante sull’isotopo naturale Li-6.
Un altro esempio. Osservando l’elemento che occupa il posto 92 si incontra l’isotopo dell’Uranio: U-238 presente in natura al 99,2745%. Ci sono altri due isotopi naturali dell’Uranio: l’U-235 presente al 0,720% e l’U-234 presente al 0,005%. Per l’Uranio si sono ottenuti artificialmente gli isotopi che vanno dal U-218 al U-242. Come già detto, gli elementi transuranici - oltre l’Uranio - e ovviamente i loro isotopi, sono ottenuti artificialmente. Gli elementi transuranici, come ogni altro elemento della Tabella, sono individuati dal numero atomico (numero del posto) e dal numero di massa. Quest’ultimo corrisponde all’isotopo che, rispetto ai suoi omonimi, presenta la più lunga emivita radioattiva. Di questa caratteristica ci si occuperà alla voce “Radioattività”. Tutti gli elementi transuranici sono radioattivi.
Radioattività Il decadimento radioattivo, o radioattività, è la trasformazione spontanea di nuclei – di alcuni elementi naturali e di tutti i transuranici - che scompaiono dando luogo a nuclei diversi (altri elementi o, più raramente come si vedrà, altri isotopi dello stesso elemento). Queste trasformazioni avvengono con uno dei vari meccanismi possibili: emissione alfa, emissione beta, cattura K, emissione di neutroni (fenomeno assai raro e che citiamo appena).
Ognuno di questi processi può essere accompagnato da emissione di energia più o meno intensa, perlopiù sotto forma di radiazione gamma. È importante osservare che le modalità di decadimento sono caratteristiche proprie di ogni singolo isotopo radioattivo, governate esclusivamente dalle interazioni interne del nucleo e non modificabili in alcun modo dall’esterno.
Possiamo ancora dire che la modalità di decadimento è legata al tipo di instabilità del nucleo: se troppo ricco o troppo povero di neutroni. Insomma la radioattività, sia essa proveniente da isotopi naturali o da isotopi artificiali, è un fenomeno solo nucleare. I decadimenti radioattivi sono un caso speciale di reazioni nucleari. Le radiazioni emesse, e di cui ci occuperemo, sono: alfa, beta e gamma. Le altre emissioni esulano dagli scopi del presente opuscolo.
Dalle radiazioni alfa, beta e gamma ci si può riparare, rispettivamente, con una mano o anche uno spesso foglio di carta, un foglio d’alluminio, una lamiera di piombo. Dalle radiazioni neutroniche con un muro in calcestruzzo o 7…8 m d’acqua. [1]





Nella mia tesi di laurea sulle “Celle calde” lo spessore di calcestruzzo previsto per contenere i campioni di materiale combustibile nucleare esausto, provenienti dalle piscine di decadimento radioattivo di una centrale nucleare e ad elevata radiazione gamma, era di 150 cm; pure dello stesso spessore erano i vetri al piombo grazie ai quali si può manipolare dall’esterno il materiale interno della cella. [2]
Decadimento radioattivo e suo tempo – Emivita Un isotopo che emette radiazioni ha nel suo nucleo delle disintegrazioni, che, come sopra detto, lo trasformano in qualcosa d’altro, ossia in un elemento stabile oppure in un altro isotopo con una sua propria radioattività, anche diversa dal nucleo genitore. Questa attività nucleare si svolge in un certo tempo che è una caratteristica particolare di ogni nucleo. Tale caratteristica viene definita dal numero di disintegrazioni al secondo. Si definisce emivita, o tempo di dimezzamento, di un isotopo radioattivo il tempo necessario per avere un’attività ridotta della metà o, se si preferisce, per constatare che gli isotopi radioattivi si sono ridotti alla metà “trasmutando” in altri isotopi radioattivi, con propria emivita, o in isotopi stabili. Il traguardo finale di tutti gli isotopi radioattivi è un elemento stabile della Tabella di Bohr-Mendeleev.
Esempio. Il 14 C6 - il ben noto Carbonio-14 di cui si sente parlare quando si stima l’età di un reperto archeologico - contenuto nella materia vivente determina, in condizioni di equilibrio con la CO2 atmosferica, un’attività di 16 disintegrazioni al minuto (dis/min) per ogni grammo di carbonio naturale in essa contenuto. Si vuole determinare l’età di resti vegetali che hanno un’attività di 4 dis / min per grammo di carbonio. Soluzione. Il tempo di dimezzamento dell’isotopo 14 C6 è di 5600 anni. Nel nostro caso passando da 16 a 4 dis/min l’attività si è dimezzata due volte – da 16 a 8, e da 8 a 4. Dunque l’età richiesta dei resti vegetali non è che il doppio del periodo di dimezzamento: 2*5600 anni ⇒ t = 11200 anni Per determinare l’età della Sacra Sindone di Torino si è proceduto in maniera analoga. Ma per le parecchie traversie - tra le quali un incendio - che essa ha vissuto non credo siano stati risolti tutti i problemi sulla esatta determinazione della quantità del C-14 iniziale. Si diceva che il numero di massa indicato nella Tabella dei transuranici è quello dell’isotopo che ha la maggiore emivita. Esempio. L’elemento Curio-247 (in ricordo di M.me Curie) indicato con 247 Cm96 presenta altri isotopi: dal Curio-232 al Curio-252. Il 247 Cm96 ha una emivita di 15.600.000 anni; decade emettendo radiazione alfa – che sostanzialmente è costituita da nuclei di elio ossia da 2 protoni e 2 neutroni. I possibili genitori del Curio-247 sono o il Californio-251 ( 251 Cf98 ) per decadimento “alfa” oppure l’Americio-243 ( 243 Am95 ) per decadimento “beta”.
Unità di misura Per la sostanza radioattiva emittente radiazioni le unità di misura sono:
curie (Ci): quantità di materiale radioattivo che produce 3,70*10 10 decadimenti al secondo (37 miliardi di decadimenti/secondo) ; • bequerel (Bq): (SI, Sistema Internazionale di misura) quantità di materiale radioattivo che produce 1 decadimento al secondo;
1 Ci = 3,7*1010 Bq
Per la materia organica vivente che assorbe radiazioni le unità di misura sono:
rad: acronimo di Radiation Absorbed Dose – dose di radiazione assorbita - è definito come quella quantità di radiazione che assorbita da 1 grammo di materiale biologico vi dissipa (per effetto del riscaldamento) 100 erg di energia (1 erg = 10-7 Joule ). Oggi poco usata. • roentgen (R): è definito come quella quantità di energia che assorbita da 1 grammo di materiale biologico vi dissipa 83 erg di energia (1 roentgen = 0,83 rad). La misura in roentgen è riferita solo a raggi X e gamma; • gray (Gy): (SI, Sistema Internazionale) è definito come quella quantità di radiazione che assorbita da 1 grammo di materiale biologico, vi dissipa 10.000 erg di energia (1 gray = 100 rad).
Importante. Il curie ed il bequerel, sono unità fisiche e non forniscono alcuna indicazione circa gli effetti biologici dovuti all'esposizione di una sorgente radioattiva. Al contrario, le unità di misura della radioattività espressa in rad, roentgen e gray, forniscono indicazioni circa gli effetti biologici dovuti all'esposizione di una sorgente radioattiva. In particolare, uguali dosi (in rad) di differenti tipi di radiazioni hanno effetti biologici differenti.
Effetti da Radiazioni Al fine di valutare i differenti effetti biologici introduciamo un numero, adimensionale, chiamato efficacia biologica relativa RBE (Relative Biological Effectiveness) di un particolare tipo di radiazione è il rapporto tra la dose (in rad) di raggi X o raggi gamma e la dose in rad della radiazione che produce lo stesso effetto biologico





I valori di RBE, permettono di definire il rem, cioè un indicatore direttamente correlabile al danno biologico.
rem: rappresenta l'unità biologica di dose (rem = Rad Equivalent in Man), ed è definita dalla relazione:
rem = rad * RBE
Ricordando la figura mostrante le varie schermature per le tre radiazioni in esame è facile concludere che una particella “alfa”, pur fermata da un foglio di carta, se ingerita o respirata, arriva a provocare un danno venti volte superiore a quello che provocherebbe una radiazione gamma di uguale dose (rad). L’introduzione della unità di misura, chiamata Sievert, e il suo sottomultiplo milli-Sievert raggruppa la definizione di “dose assorbita”, rad, e l’efficacia biologica relativa RBE. Si definisce sievert (Sv) la dose assorbita che ha la stessa efficacia biologica di quella prodotta da una quantità di raggi X che depositano 1J di energia in 1 kg di sostanza irradiata. (1 Sv = 100 rem).
Dosi ed effetti La nostra conoscenza degli effetti da radiazioni deriva principalmente dai gruppi di persone che hanno ricevuto alte dosi. Gli effetti delle radiazioni di Hiroshima e Nagasaki, immediati o sorti successivamente, costituirono una fondamentale base di conoscenza per la Fisica Sanitaria. Il rischio associato alle grandi dosi da radiazioni è ben dimostrato; mentre i rischi associati a dosi al di sotto di circa 200 mSv risultano meno evidenti a causa della vasta diffusione di tumori determinati da altri fattori.
Le normative di radio-protezione, per eccesso di precauzione,- assumono che ogni dose, non importa quanto piccola, comporta un possibile rischio per la salute umana. Comunque i risultati scientifici disponibili non indicano alcun rischio di cancro o effetti immediati per dosi al di sotto di 100 mSv/anno. Ai bassi livelli di esposizione il meccanismo naturale di riparazione del corpo umano sembra essere adeguato per riaggiustare l’eventuale danno da radiazione alle cellule subito dopo che esso si è verificato. Alcune dosi di radiazione a confronto e loro effetti.
2,4 mSv/anno Tipica radiazione di fondo ricevuta da tutti (mediamente in Australia 1,5 mSv/anno, 3 mSv/anno in Nord America) 1,5 … 2,5 mSv/anno Dose media per minatori australiani dell’uranio e per lavoratori USA del settore nucleare al di sopra delle dosi da fondo naturale e da esami medici. fino a 5 mSv/anno Dose tipica aggiuntiva per equipaggi aerei alle medie latitudini. 9 mSv/anno Esposizione di un equipaggio aereo sulla rotta polare New York - Tokyo 10 mSv/anno Dose massima effettiva per minatori australiani di uranio 10 mSv Dose efficace da TAC all’addome e pelvi 20 mSv/anno Limite corrente (in media) per i dipendenti dell'industria nucleare e dei minatori di uranio. 50 mSv/anno Vecchio limite usuale per i dipendenti del settore nucleare. E 'anche il tasso di dose che nasce da livelli di fondo naturali in diversi luoghi in Iran, India ed Europa. 50 mSv Dose ammissibile di breve durata per i lavoratori nucleari di pronto intervento (Agenzia Internazionale per l’Energia Atomica, IAEA di Vienna). 100 mSv Livello minimo al quale l’aumento del rischio di cancro è evidente (UNSCEAR). Sopra questo livello si assume che la probabilità di insorgenza del cancro aumenti con la dose. E’ la dose ammissibile di breve durata per i lavoratori di pronto intervento nucleari (IAEA di Vienna). 250 mSv E’ la dose ammissibile di breve durata per i lavoratori che controllano l’incidente di Fukushima del 2011.. 250 mSv/anno Livello di fondo naturale a Ramsar, Iran, senza alcun effetto rilevato sulla salute umana 350 mSv in tutta la vita Criterio per ricollocare la gente dopo l’incidente di Chernobyl 500 mSv La dose ammissibile di breve durata per lavoratori di pronto intervento impegnati in azioni di salvataggio (IAEA di Vienna) 1.000 mSv cumulativo Probabilmente potrebbe causare un cancro mortale molti anni dopo in 5 persone su 100 esposte a tale dose (ovvero se la normale incidenza di tumori mortali fosse del 25% tale dose la accrescerebbe al 30%) 1.000 mSv dose singola Essa provoca (temporaneamente) malessere da radiazione (sindrome da radiazione acuta) come nausea e diminuzione di globuli bianchi nel sangue, ma non la morte. Sopra tale limite la gravità della malattia aumenta con la dose. 5.000 mSv dose singola Ucciderebbe circa metà delle persone che la ricevessero entro un mese. 10.000 mSv dose singola Risulta fatale in poche settimane.
Il principale organismo esperto sugli effetti da radiazione è lo United Nations Scientific Commission on the Effects of Atomic Radiation, UNSCEAR, creato nel 1955 quale referente dell’Assemblea Generale delle Nazioni Unite. Esso è formato da scienziati di oltre venti Paesi e pubblica le sue ricerche nelle più importanti riviste del settore. Il rapporto UNSCEAR 2006 trattò ampiamente gli Effetti di Radiazioni Ionizzanti. Un altro apprezzabile rapporto dal titolo “Radiazioni di basso livello e sue implicazioni per il recupero di Fukushima” fu pubblicato nel Giugno 2012 dalla American Nuclear Society. Nel 2012 lo UNSCEAR riferì gli effetti da radiazioni all’Assemblea Generale delle Nazioni Unite.
Fu chiesto nel 2007 di chiarire ulteriormente la valutazione del danno potenziale derivante da esposizioni croniche a bassi livelli tra popolazioni molto numerose. Fu risposto che, mentre taluni effetti derivanti da dosi acute erano chiari, altri, comprendenti effetti ereditari nelle popolazioni, non lo erano affatto, e non avrebbero potuto essere attribuiti ad esposizione, cosa particolarmente vera ai bassi livelli di radiazione. “In generale aumenti dell’incidenza di effetti nocivi sulla salute nelle popolazioni non possono essere attribuite in modo attendibile all’esposizione cronica a livelli di radiazione tipici della radiazione di fondo naturale.” Inoltre il moltiplicare dosi molto basse per un elevato numero di individui – si veda oltre il concetto di dose collettiva - non fornisce un risultato significativo circa gli effetti sulla salute.
UNSCEAR affrontò anche le incertezze nella stima dei rischi relativi al cancro, in particolare le estrapolazioni dalle alte dosi alle esposizioni a basso dosaggio e dalle esposizioni in forma acuta a quelle croniche e frazionate. Precedentemente (1958) i dati UNSCEAR sull’incidenza di leucemia tra i sopravvissuti di Hiroshima suggerirono una soglia di circa 400 mSv per gli effetti nocivi.
Nella figura seguente sono mostrate le dosi medie annuali da sorgenti di radiazione naturale in diversi Paesi.
raggi cosmici - raggi gamma all’aperto raggi gamma al chiuso - gas radon (da mattoni, pietrisco, materiali lapidei in genere, porfido, ecc,)





La popolazione italiana è esposta alla radiazione di fondo naturale, mediamente, di 3 mSv/anno, con un minimo ad Aosta di 1 mSv/anno e un massimo a Pozzuoli di 8 mSv/anno.
Danni in funzione delle dosi - Ipotesi lineare senza soglia: LNT (Linear No-Threshold) E’ stata fatta parecchia ricerca sugli effetti delle radiazioni di basso livello, ma tutti i risultati non sono riusciti a mostrare la validità della cosiddetta ipotesi lineare senza soglia LNT. Questa teoria presuppone che le relazioni, dimostrate, tra dose di radiazioni e gli effetti collaterali ad alti livelli di esposizione, si possano applicare anche ai bassi livelli d’esposizione. La conclusione del precedente paragrafo, se adottata da una radioprotezione distorta, ci farebbe concludere che i casi di tumore radio-indotto a Pozzuoli sono otto volte quelli registrati ad Aosta. Risulta sempre più evidente dalle ricerche e studi epidemiologici mondiali che ci può essere una soglia compresa tra 100 e 700 mSv di sotto della quale non si verificano effetti nocivi. Ma ciò non essendo sufficientemente comprovato – perché per molti casi di cancro rimane sostanzialmente ancora sconosciuto il processo causa-effetto - non è ancora accettato da organismi nazionali e internazionali di radioprotezione. Comunque, a bassi livelli di esposizione, i meccanismi naturali del corpo si attivano abbastanza presto per riparare eventuali danni alle cellule. La funzione danno vs. dose può essere allora di tre tipi come qui rappresentato:





Dose efficace collettiva Si definisce “dose efficace collettiva” il prodotto di una dose per un numero di individui. Secondo la teoria della LNT una dose, pure piccola, rappresenta sempre un danno - piccolo o grande che sia – per il corpo umano; ragione per cui si è autorizzati a uguagliare le seguenti due realtà.
Caso A. Dose efficace = 1 mSv ricevuta da una popolazione di 200.000 persone Dose efficace collettiva = 1*200.000 = 200.000 mSv*uomo = 200 Sv*uomo
Caso B. Dose efficace = 1000 mSv ricevuta da una popolazione di 200 persone Dose efficace collettiva = 1000*200 = 200.000 mSv*uomo = 200 Sv*uomo Si arriva così al risultato, evidentemente assurdo, che una “carezza” (1 mSv) data a 200.000 persone è uguale a un “violento pugno” (1 Sv) sferrato a 200 persone.
Aree ad alto fondo radioattivo Può sembrare strano ma la LNT deve considerarsi una – e forse la prima - delle ragioni principali dell’ambientalismo antinucleare, e non solo italiano ma mondiale. Nelle regioni qui sotto elencate non si registrano apprezzabili aumenti di tumori nella popolazione colà esposta alle elevate radiazioni del fondo naturale.
• Spiaggia brasiliana di Guarapari, dove la radioattività raggiunge punte di 800 mSv/anno a causa degli elementi pesanti depositatisi sulla sabbia. • Ramsar – Iran, dove la radioattività raggiunge 132 mSv/anno, con picchi di 700 mSv/anno, a causa del Radio-226 e ai suoi prodotti di decadimento, soprattutto il Radon-222. • Karunagappally, Kerala – India, dove la radiazione ambientale lungo la costa raggiunge mediamente 70 mSv/anno a causa del Torio depositato in larghe aree costiere.
L’ambientalismo antinucleare invece di perdersi in argomenti senza senso come i “morti statistici”, che non esistono e vengono tirati in ballo dopo Chernobyl e Fukushima, dovrebbe riflettere sui numeri sopracitati, evitando di spargere paure infondate, le quali a detta del UNSCEAR 2014, hanno provocato danni psicologici nella popolazione giapponese – già colpita dallo tsunami - ben più gravi delle temute radiazioni.
Ormesi Gli effetti positivi delle radiazioni a basse dosi – si può ricordare un bicchiere di vino, rosso o bianco purché sia buono – è stato comprovato da esperimenti su animali e su cellule irradiate che mostrano un rapido recupero. In un vecchio articolo apparso anni or sono sulla rivista “The Scientist” e ricordato da Ted Rockwell si poteva leggere:
“Va inoltre notato che tutte le sostanze sono veleni; solo la dose differenzia il veleno da un rimedio. Questo concetto, sviluppato da Paracelso, un medico vissuto in Europa nel 16-mo secolo, è utile per valutare i rischi, nella vita quotidiana, allorché si consumano sostanze conosciute a bassa e ad alta tossicità. Ad esempio, l'acqua potrebbe essere considerata una delle sostanze meno tossiche. Invece ci sono molti rapporti sulla tossicità dell'acqua nella letteratura scientifica. Troppa acqua può, infatti, essere fatale ... Cancerogeni, anche ben noti, come l'arsenico o la nicotina, sono dannosi soltanto se l'esposizione è abbastanza alta. " Scriveva il Washington Post il 14 Apr. 1997, [6]





Importante. La ICRP – Commissione Internazionale per la Protezione Radiologica - raccomanda che il modello LNT deve essere assunto al fine di ottimizzare procedure e realizzazioni di radioprotezione, ma che non deve essere usato per stimare gli effetti sulla salute delle esposizioni a piccole dosi di radiazioni ricevute da un gran numero di persone per lunghi periodi di tempo.
Scorie Nucleari La classificazione internazionale delle scorie nucleari, molto dettagliata, è fornita dall’Agenzia Internazione per l’Energia Atomica di Vienna. [3]
Per semplicità d’esposizione dividiamo le scorie nucleari in tre categorie sulla base della loro radioattività e della loro emivita. [4]
Prima categoria - a corta emivita. L’emivita è al massimo di circa qualche anno. Vi appartengono rifiuti della medicina nucleare, dell’industria o della ricerca scientifica. Seconda categoria - a media emivita L’emivita varia da qualche anno a qualche secolo. Vi appartengono i materiali strutturali dei reattori, degli elementi di .combustibile nucleare, prodotti di fissione. Dopo idoneo trattamento possono anche essere stoccati all’aperto in strutture di calcestruzzo. Terza categoria - a lunga emivita. L’emivita varia da alcuni secoli a migliaia d’anni. Vi appartengono i rifiuti generati negli elementi di combustibile o i sottoprodotti del riprocessamento del combustibile nucleare. Fortunatamente il volume di tali scorie è estremamente limitato.
Vediamo un esempio. Consideriamo una tonnellata di uranio arricchito al 3,3% di U-235, che normalmente si usa nei reattori moderati ad acqua leggera. Ricordiamo che l’uranio naturale presenta una concentrazione di U-235 pari a 0,720%. Avremo dunque all’inizio (trascuriamo l’esigua quantità di U-234) 33 kg di U-235 e 967 kg di U-238. Dopo tre anni di attività il bilancio è: • U-238 = 942 kg • U-235 = 8 kg. • prodotti di fissione = 35 kg • attinidi (nettunio, plutonio, americio) = 15 kg • 800 milioni di kWh elettrici immessi in rete. [4] Se l’uranio iniziale era poco o niente arricchito di U-235, il combustibile, dopo aver trascorso un tempo sufficiente di raffreddamento nelle piscine della centrale ed essere stato inglobato in una matrice vetrosa, viene posto in contenitori speciali – cask – e immagazzinato definitivamente. Si parla in tal caso di ciclo aperto.





Se invece il combustibile irraggiato – sempre dopo sufficiente raffreddamento dell’ordine di quarant’anni – viene inviato al processo di ritrattamento per recuperare l’uranio non completamente consumato e il plutonio prodotto, si parlerà allora di ciclo chiuso. Dal trattamento chimico del combustibile bruciato una centrale da 1000 MWe produce circa 15 m3 di rifiuti liquidi, che una volta solidificati si riducono a 2…3 m3 di rifiuti ad elevata radioattività. Anche in tal caso l’orientamento generale è di inglobare tali scorie in una abbondante matrice vetrosa e depositarle nei cask pronti per lo stoccaggio definitivo. Prove di tenuta ermetica dei cask, di diversi volumi, prevedono la caduta libera da 9 m, la resistenza a temperature di 800°C a seguito di incendio e l’immersione in 3…4 m d’acqua. Il decadimento radioattivo si accompagna sempre ad emissione di calore. Allo scopo di contenere la quantità di calore la concentrazione delle scorie nella matrice vetrosa sarà inferiore al 10%. La temperatura esterna del cask non supera i 65°C. Lo stoccaggio di scorie a lunga attività deve garantire che esse non vengano a contatto con la biosfera. L’unico mezzo che in qualche modo, con una probabilità estremamente bassa, potrebbe portare le scorie a contatto con l’ambiente, o biosfera in generale, è l’acqua. Ecco la ragione principale per cui i siti di stoccaggio definitivo più adatti e sicuri sono:
• giacimenti di salgemma dove da milioni d’anni non vi è presenza d’acqua • siti di graniti e basalti, meno corrosivi del sale e di migliore conducibilità termica • depositi d’argilla, sostanza plastica impermeabile all’acqua. Il sito di Scansano Ionico – bocciato a furor di popolo circa dieci anni fa - era di questo tipo.
La profondità dello stoccaggio definitivo si aggira, per ogni sito, intorno ai 600 m.
Ciclo chiuso Recupero di combustibile bruciato e Scorie a lunga attività





• fuel rods = barre di combustibile • interim storage = stoccaggio temporaneo • reprocessing plant = impianto di ritrattamento • spent fuel to permanent disposal = combustibile esausto verso il deposito permanente • 97% of reprocessed fuel recycled to reactor = 97% del combustibile ritrattato viene riciclato nel reattore • high level liquid waste to storage tanks = scorie liquide ad alta radioattività verso i serbatoi di stoccaggio • storage tank = serbatoio di stoccaggio • concrete = calcestruzzo • stainless steel = acciaio inossidabile • high level waste = scorie ad alta radioattività • glass forming materials = materiali formanti vetro • vitrification process = processo di vetrificazione • stainless steel cylinders = cilindri d’acciaio inossidabile • glass forming materials = materiali per la vetrificazione • molten glass = vetro fuso • solid glass = vetro solido • to interim or permanent disposal = al deposito temporaneo o permanente.
Una centrale nucleare da 1000 MWe produce annualmente 200…500 m3 di rifiuti radioattivi, dei quali il 90% è costituito da rifiuti a bassa radioattività (in gran parte dalla depurazione dell’acqua di raffreddamento del reattore e della piscina di decadimento radioattivo del combustibile esausto). L’altro 10% sono pochi metri cubi di resine a scambio ionico e parti metalliche ad alta radioattività. Secondo accurate analisi idrogeologiche del prof. Cohen, Università di Pittsburgh, relativamente ai 48 Stati dell’Unione – sono escluse le Hawaii e Alaska per l’ovvio motivo della non continuità territoriale - le scorie inglobate in abbondante matrice vetrosa risultano del tutto simili alle rocce del sottosuolo e come tali nei millenni si comporteranno.[7]
Ma la politica è più forte di ogni argomento scientifico. Il Presidente Obama ha cancellato la decisione di utilizzare per tutte le scorie americane il sito Yucca Mountain, Nevada. Un altro interessante progetto per la sepoltura delle scorie di terza categoria, alternativo a quelli sopra menzionati, è l’affossamento nel fondale marino.[4] Il contenitore delle scorie, a forma di siluro e molto pesante, sarebbe lasciato cadere in mare in corrispondenza di fondali melmosi di 5000…6000 m di profondità. Il contenitore penetrerebbe nella melma del fondale per circa 30 m. Un’area di 2*2 = 4 km2 potrebbe ricevere, per due secoli, le scorie di lunga attività di tutti i reattori europei.
I vantaggi sarebbero: nessun problema per il raffreddamento disponendo a quelle profondità di una temperatura di ca. 4°C; sarebbe inoltre praticamente annullato il rischio che le future generazioni possano venire a contatto con tali rifiuti. Bisognerebbe proprio che … se l’andassero a cercare.
Eliminazione delle scorie a lunga attività Per eliminare definitivamente le scorie a lunga attività bisogna ridurne drasticamente i tempi di decadimento: da migliaia d’anni a qualche secolo. Per raggiungere tale traguardo da oltre un decennio si stanno seguendo, con ottimi risultati, le due strade seguenti.
• un reattore nucleare ricco di elementi transuranici e naturalmente incapace di “sovra-criticità” (caratteristica dei normali reattori) sarebbe irraggiato da un flusso di protoni ad alta energia prodotti da un acceleratore di particelle. Il sistema ideato da Carlo Rubbia si chiama “Accelerator Driven System” – ADS. • Riciclando il combustibile usato in un reattore veloce. La Francia è leader in questa ricerca applicata.
Confronto tra scorie Come già detto, il volume dei rifiuti nucleari prodotti dall'industria nucleare è molto piccola in confronto ad altri rifiuti generati da altri tipi di impianti. Ogni anno, le centrali termonucleari producono in tutto il mondo circa 200.000 m3 di rifiuti radioattivi a bassa e media attività, e circa 10.000 m3 di rifiuti a lunga attività tra cui il combustibile bruciato. Nei paesi dell'OCSE, vengono prodotti ogni anno circa 300 milioni di tonnellate di rifiuti tossici, ma soltanto 81.000 m3 all'anno di rifiuti radioattivi preparati per successivi trattamenti, trasporto e altri processi. Una centrale tradizionale a carbone da 1000 MWe produce in media annualmente 400.000 tonnellate di ceneri. [1] Ceneri che contengono, seppur in piccola concentrazione, materiali radioattivi di basso livello. Ma questo sarebbe argomento di un altro capitolo, che esula dallo scopo principale del presente opuscolo.
Si desidera ringraziare l’Ingegnere Giorgio Bertucelli, di “Atomi per la Pace”, per la realizzazione e pubblicazione di questo opuscolo.
Bibliografia:
[1] World Nuclear Association – Types of Ionising Radiation – Radioactive Waste Management
[2] G. Bertucelli – Bologna, Anno Accademico 1965 – 1966 - Progetto ed esercizio di un laboratorio operazioni calde annesso ad una centrale termonucleare di potenza 
[3] IAEA – Classification of Radioactive Waste – 2009 
[4] F. Casali – Energia nucleare: una scelta etica e indifferibile – Bologna – CLUEB 2012 
[5] United Nations Scientific Committe on the Effects of Atomic Radiation, UNSCEAR 2012
[6] T. Bethell – Le balle di Newton – Ed. Rubbettino – 2007 
[7] B. L. Cohen - Radioactive Waste Disposal: Nature’s Way vs. Government’s Way - University of Pittsburgh – trad. disponibile di G. Bertucelli 
[8] Nuclear Energy Agency – Accelerator-driven Systems (ADS) and Fast Reactors (FR) in Advanced Nuclear Fuel Cycles

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