Problemi tecnici in vista per i depositi nucleari scandinavi

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Il sistema proposto in Svezia e Finlandia per la costruzione di un deposito geologico a lungo termine ospitante rifiuti nucleari ad alto livello (High Level Waste) è stato messo in discussione da un gruppo di ricercatori che hanno fatto esperimenti sulla corrosione del rame con cui saranno rivestiti i contenitori delle scorie. Il rame potrebbe infatti corrodersi più velocemente di quanto prevedono i progettisti ed esporre le scorie, compromettendo la sicurezza del deposito. Ma la SKB, la joint venture formata dalle industrie energetiche svedesi incaricata della costruzione, rigetta le accuse sostenendo la bontà del progetto [1].

La tecnologia per l’immagazzinamento delle scorie in un deposito geologico profondo è chiamata KBS-3 e prevede l’inserimento delle scorie nucleari in un contenitore rivestito di rame. Il deposito viene scavato ad una profondità di 500 m in un ambiente geologico che deve rispettare requisiti stringenti. Nelle profondità del sito vengono successivamente scavati buchi cilindrici nel terreno dove sono impilati i contenitori. Lo spazio tra il contenitore e la parete del buco viene riempita con bentonite e, una volta riempito, viene depositato un "tappo" di bentonite. Ad una certa distanza viene preparato un nuovo buco per i contenitori successivi. disposal_tunnel

Le barriere che devono isolare le scorie dall’ambiente esterno sono principalmente 3:

1.
il rivestimento di rame
2.
lo strato di bentonite che circonda i contenitori
3.
le rocce circostanti

Il nemico principale è costituito dai flussi d’acqua sotterranei, che possono corrodere i contenitori e trasportare le sostanze radioattive fuori dal sito attraverso le rocce. Per questo motivo è necessario che il sistema geologico possieda flussi d’acqua scarsi e che i contenitori siano impermeabilizzati e a prova di corrosione. L’impermeabilizzazione avviene attraverso la bentonite, e il rame provvede alla protezione dalla corrosione.
Sembrerebbe tutto relativamente semplice, se non si considera l’enorme quantità di tempo in gioco. I fusti devono resistere alla corrosione per almeno 100 mila anni, periodo necessario per far decadere i materiali radioattivi ad un livello paragonabile a quello emesso da un giacimento di uranio naturale. In questo periodo di tempo sono previste delle ere glaciali, durante le quali la Finlandia e la Svezia saranno ricoperte da uno strato di ghiaccio spesso alcuni km e in grado di creare una pressione elevatissima sulle rocce del deposito [5]. Viene quindi richiesto di conoscere e modellare la situazione idrogeologica attuale e le modifiche che subirà nei prossimi 100 mila anni.

Secondo SKB, le caratteristiche del sito dopo la sua chiusura (che avviene quando il deposito si riempie completamente, circa dopo 100 anni) è tale da impedire la corrosione del rivestimento di rame. Infatti l’ambiente del sito sarà privo di ossigeno e quindi, secondo SKB, tale da non causare corrosione in modo significativo. Ma un gruppo di ricercatori al Royal Institute of Technology di Stoccolma ha scoperto che il rame può invece corrodersi in acqua pura anche in tale ambiente [4].
Meccanismi di corrosione

Durante il trascorrere dei secoli, la bentonite viene saturata dall’acqua presente nelle rocce. La bentonite reagisce gonfiandosi e diventando una barriera impermeabile. Ma con il trascorrere del tempo è impossibile impedire all’acqua di penetrare, sebbene in piccole quantità. A tale profondità l’acqua è priva di ossigeno, anche se piccole quantità di ossigeno sono presenti nei pori della bentonite prima della saturazione. Il rame reagisce con l’ossigeno presente nella bentonite per formare ossido di rame. Quando l’ossigeno si è consumato, il rame reagisce con l’acqua contenente ioni solfuri che si trovano in modo naturale nella bentonite formando solfuro di rame. Successivamente entrano in gioco ioni di cloruro dell’acqua formando idrossidi di rame. Queste reazioni chimiche sono accettate senza particolari dibattiti.

Il punto della situazione è la presenza di un altra reazione che avviene in un ambiente libero da ossigeno [1]: la reazione tra il rame e le molecole d’acqua che forma altri idrossidi di rame e idrogeno in forma gassoso. Inoltre l’idrogeno può essere assorbito dal metallo, fenomeno che causerebbe un aumento della fragilità del rivestimento del rame. La reazione chimica che avverrebbe è la seguente:

Cu + H2O -> Idrossidi di Cu + H2 + H (nel rame)

e rappresenterebbe un’ulteriore fase di corrosione del metallo, che proseguirebbe fino al raggiungimento dell’equilibrio della pressione dell’idrogeno, ad un valore pari a circa 1 mbar [1]. Hultqvist ha affermato che sono state trovate prove scientifiche della presenza di un prodotto di reazione e che l’idrogeno molecolare può essere misurato sia nella forma gassosa che all’interno del metallo [1].

Secondo Szakálos questi risultati non sono in conflitto con i principi della termodinamica e possono essere spiegati con la formazione di un idrossido di rame amorfo. Sempre secondo il ricercatore, la corrosione del rame in acqua libera da ossigeno è un fenomeno ben noto nelle industrie che impiegano il rame in sistemi di raffreddamento e nei sincrotroni, poiché tutti questi tipi di sistema presentano una corrosione del rame che procede ad un ritmo di circa un micrometro per anno [1].

Nel novembre 2009 uno speciale gruppo di esperti è stato riunito per fare chiarezza sulla questione [3]. Gli esperti hanno proposto diversi esperimenti per confermare la formazione di idrogeno, studiare le condizioni sperimentali di Hultqvist e Szakálos, esaminare i prodotti di reazione, misurare la resistenza del rame e quantificare nel tempo lo spessore del rivestimento.
Conclusioni

Poiché due delle tre barriere (bentonite e roccia) sono pensate solo per ritardare la fuoriuscita dei radionuclidi nell’ambiente, la barriera più importante è costituita dall’involucro. Infatti la bentonite non rappresenta una barriera permanente, ma un mezzo per rallentare la penetrazione dell’acqua nei pressi del contenitore. Inoltre, la stessa SKB [6], rileva che “oggi non è possibile escludere la possibilità che la bentonite venga erosa se l’acqua possiede una salinità bassa. Al giorno d’oggi, nel sito di Forsmark, questa condizione non si verifica. Tuttavia, durante una futura era glaciale, la salinità sarà sufficientemente bassa in entrambi i siti [Forsmark e Laxemark ndr], anche se è meno probabile a Forsmark. Inoltre, poiché i flussi idrologici sono inferiori a Forsmark, questo fenomeno coinvolgerà un numero inferiore di siti di deposizione rispetto a Laxemar. Se lo strato di bentonite scomparisse, il contenitore potrebbe essere danneggiato in un periodo di tempo molto lungo dalla corrosione causata dai solfuri” [6]. La corrosione citata non è sufficiente secondo SKB a danneggiare i contenitori nell’arco di tempo considerato, ma le analisi non considerano le recenti scoperte.

Tutto questo rende ancora più importante la necessità di effettuare esperimenti ed analisi esaustive sul nuovo fenomeno di corrosione. Esso dimostra come l’immagazzinamento permanente dei rifiuti radioattivi ad alto livello in un deposito geologico permanente non rappresenta una soluzione completamente risolta. La soluzione è particolarmente difficile a causa dell’enorme intervallo di tempo nel quale le tre barriere devono funzionare. Per fare un piccolo paragone, l’homo sapiens sapiens è comparso 50 mila anni fa. Se il primo essere umano moderno avesse costruito un deposito simile, oggi saremmo solo a metà del periodo previsto di isolamento delle scorie.

Note:

[1] Nuclear Engineering Institute “The Copper Controversy”, 6 nov 2010
[2] SKB, "Long-term safety for KBS-3 repositories at Forsmark and Laxemar – a first evaluation" Technical Report TR-06-09, October 2006, http://www.skb.se/upload/publications/pdf/TR-06-09webb.pdf
[3] Swedish National Council for Nuclear Waste, “Mechanisms of Copper Corrosion in Aqueous Environments”, November 16, 2009, http://www.mkg.se/uploads/Swedish_National_Council_for_Nuclear_Waste_Report_2009-4e_Mechanisms_of_Copper_Corrosion_in_Aqueous_Environments.pdf
[4] P. Szakálos, G. Hultquist, G. Wikmark, "Corrosion of Copper by Water", Electrochemical and Solid-State Letters, 10 (11) C63-C67 (2007) DOI: 10.1149/1.2772085
http://mkg.nu/pdf/Corrosion_Copper_Water_Hultquist_Szakalos_Wikmark_2007.pdf
[5] Finland’s Nuclear Waste Solution, IEEE Spectrum, dic 2009
[6] SKB – Final repository for spent fuel in Forsmark – basis for decision and reasons for site selection, June 2009, pag 4