La dose è la quantità di radiazioni ionizzanti che vengono assorbite dal corpo umano (su cui provoca effetti biologici) o su un materiale. Si può misurare con due tipi di unità, il Gray (Gy) indica quanta energia (in Joule, J) è assorbita da 1 kg di materiale, e si misura quindi in J/kg, quindi 1 Gy=1 J/kg. Il Sievert (Sv) è dimensionalmente uguale al Gray, ma viene corretto con dei fattori moltiplicativi per indicare l'effetto biologico dalle varie radiazioni. 1 Sv è la quantità di radiazioni che equivale biologicamente (in prima approssimazione) ad 1 Gray di raggi gamma (onde elettromagnetiche, simili ai raggi X) o a 0,05 Gray di raggi alfa (nuclei di elio ad alta energia). La differenza risiede nell'interazione della radiazione con la materia: tra gli effetti biologici delle radiazioni vi è l'induzione di mutazioni nelle cellule, aumentando il rischio dell'induzione di un tumore a distanza di generazioni (quindi anni), rompendo i legami del DNA (ovvero del "cervello" della cellula). I raggi gamma trapassano facilmente la materia, quindi è più raro che inducano la rottura diretta o indiretta della doppia elica del DNA, mentre le particelle alfa interagiscono lungo una percorso molto più breve, come un treno che distrugge ciò che incontra sui binari, e quindi rende tali doppie rotture molto più probabili. D'altro canto le particelle alfa provenienti dall'esterno del corpo, si fermeranno prevalentemente sull'epitelio (lo strato più superficiale di pelle, composto da cellule morte), non inducendo quasi nessun effetto. La stessa dose di particelle alfa della stessa energia inalata o ingerita (quindi inglobata in punti sensibili dell'organismo) ha invece un effetto decisamente più rilevante.
Da qui la stessa dose di raggi gamma e raggi alfa determina due effetti biologici molto diversi, dipendenti anche dall'energia della radiazione, dalle cellule coinvolte e da altri parametri. Determinare gli effetti della radiazione sugli organismi è un compito tutt'altro che semplice, ed un intera branca scientifica,quella della radiobiologia, è dedita alla previsione ed allo studio di tali effetti. L'unità di misura di un Gray o di un Sievert rappresentano dosi enormi: poche persone al mondo hanno subito dosi nell'ordine del Sv, ovvero un numero di persone dell'ordine di grandezza delle centinaia prevalentemente composte da scienziati e tecnici nucleari coinvolti in incidenti e alcuni pompieri intervenuti a Chernobyl. La dose ambientale è di circa 2-3 millesimi di Sievert all'anno (la media mondiale viene assunta pari a 2,4 mSv/anno), cioè mediamente in un anno da ogni persona vengono assorbiti 2-3 millesimi di Sievert provenienti dalle più disparate fonti (vedi domanda sulla dose ambientale).

Che vantaggi politici avrebbe l'Italia dall'adozione di energia nucleare?

Risposta breve:

L'Italia in virtù della sua conformazione economica, avrebbe molti vantaggi. Ad esempio, ha necessità di diversificare il suo mix energetico, soprattutto su fonti carbon-free se l'idea è quella di rispettare gli impegni presi in questo senso. Il nucleare è una fonte adatta al fine di essere utilizzata su vasta scala in modo economicamente efficiente per coprire il fabbisogno di una struttura di mercato moderna. In poche parole ci sarebbero vantaggi di tipo microeconomico (il costo del KWh nucleare sarebbe fra i più bassi possibili) e macroeconomico (miglioramento dell'equilibrio energetico del Paese, riduzione dell'impatto ambientale e progressiva riduzione della fattura energetica pagata all'estero, spostamento sul territorio nazionale del baricentro della spesa energetica, rilancio dello spin-off tecnologico tipico dei comparti ad alta tecnologia).

Risposta Lunga:

Diversi sono i vantaggi economici, diretti ed indiretti, che l'adozione di tale fonte potrebbe comportare per il nostro Paese. Dal contenimento dei costi per la spesa energetica al rilancio dell'industria Hi-Tech e della ricerca. L'aspetto forse più rilevante tuttavia e che l'Italia ha bisogno di diversificare le sue fonti di approvvigionamento. Il fabbisogno energetico della nostra nazione infatti è completamente vincolato da importazioni estere: la dipendenza energetica era dell'87% nel 2008 (sono messi peggio di noi in Europa solo alcuni piccoli stati) ed è destinata ad aumentare ulteriormente con l'esaurirsi degli esigui giacimenti di gas e petrolio nazionali. L'Italia ha poi bisogno di aumentare notevolmente le sue fonti di elettroproduzione carbonfree, nel caso voglia rispettare i propri impegni presi in merito alla riduzione delle emissioni di anidride carbonica nell'atmosfera con il protocollo di Kyoto [1]. Se l'Italia avesse la popolazione norvegese e le sue risorse idriche, il nucleare risulterebbe verosimilmente superfluo, ma così non è [2]. Essendo l'Italia il Paese industrializzato con la massima dipendenza estera per l'approvvigionamento energetico, il nucleare è quindi utile per dare una maggiore sicurezza di approvvigionamenti (ad esempio, contro una nuova crisi energetica ucraina o contro risvolti negativi come ad esempio il conflitto libico). Infatti, benché l'Italia non possegga miniere di uranio attive e non si sappia quanto uranio sia economicamente estraibile nel territorio nazionale, il suo acquisto è a rischio geopolitico di approvvigionamento molto basso (soprattutto dopo la creazione della prima banca mondiale dell'uranio [3]), stoccare uranio per un lungo periodo di funzionamento di una centrale nucleare richiede molto poco spazio (una piscina di una centrale nucleare); essendo poi le centrali moderne a burnup (che è il parametro che indica la quantità di energia ricavabile per tonnellata di combustibile) molto elevato (si parla di 60 mila Megawatt-day per tonnellata, ovvero quasi un 1,5 milioni di kWh per chilogrammo) e quindi cicli di funzionamento molto lunghi, questo consente di avere stoccato il combustibile per molti anni di funzionamento in un volume molto piccolo, al contrario della richiesta di spazio per una centrale a gas o a carbone. La Cina sta ad esempio acquistando notevoli quantità di uranio sul mercato per sopperire al suo futuro grande fabbisogno uranifero e per una maggiore sicurezza energetica. Nella pratica si mantiene combustibile solo per il ciclo successivo, perché possono intercorrere altri requisiti per il reattore (ciclo molto lungo con burnup non uniforme può richiedere che alcuni elementi abbiano arricchimenti leggermente differenti da quanto preventivamente ipotizzato), o nuove normative sul combustibile possono richiedere nuove specifiche per i cicli successivi. Si tenga presente il nostro Paese arriva a consumarne 82'640'000'000 (86 miliardi e 640 milioni!) di metri cubi gi gas naturale l'anno, ovvero più di Francia, Svizzera, Portogallo, Danimarca, Romania e Finlandia messe assieme. Al contrario, è impossibile stoccare combustibile per più di qualche giorno o settimana per qualsiasi centrale a combustibili fossili di taglia medio-grande, con rischi geopolitici di approvvigionamento energetico molto maggiori quindi, soprattutto per l'Italia, che è estremamente sbilanciata verso il consumo di metano da importazione, con cui produce sia riscaldamento invernale che elettricità durante tutto l'anno.

Come può l'Italia ospitare in sicurezza centrali nucleari se è un paese sismico?

Risposta breve:

Anche se l'Italia viene definito un Paese a rischio sismico, questo non significa assolutamente che TUTTO il territorio nazionale comporti lo stesso livello di rischio: ci sono aree non sismiche infatti, come ben noto. Un impianto nucleare inoltre può venire realizzato anche in area sismica, ma con criteri progettuali e costruttivi più stringenti naturalmente: questo comporterà semplicemente una maggiorazione dei costi. Si tenga presente che nella determinazione dei siti si incrociano le mappe sismiche con quelle che tengono conto della distribuzione delle riserve idriche e con quelle che tengono in conto della distribuzione della popolazione: i siti nel nostro Paese di certo non mancano (e sono stati a suo tempo identificati).

Risposta Lunga:

L'Italia è un paese molto variegato, non è ascrivibile ad un solo aggettivo, quindi dire che l'Italia è un paese sismico non è del tutto corretto: gran parte del territorio italiano è sismico, ma altre vaste zone sono a ridottissimo rischio di eventi sismici (praticamente tutta la Val Padana per dare l'esempio più evidente [Cf. Mappa Zone Sismiche]); allo stesso modo l'Italia è un paese ad elevato rischio di dissesto idrogeologico, ma esistono zone di grande estensione che sono desertiche o semidesertiche o a scarse precipitazioni (come zone della Sardegna e la Maremma). La definizione generalista non può quindi essere presa a modello sia dei particolarismi geomorfologici, così come sociali (ricordare le minoranze albanesi nel meridione, le ladine in Friuli e le tedesche in Trentino). Allo stesso modo il Giappone è un paese sismico, ma anche laggiù esistono zone senza o con scarsi rischi di terremoti, sono in funzione oltre 50 reattori nucleari e molti altri sono in costruzione o stanno per iniziarne i lavori: [Cf. Mappa globale Zone Sismiche] si può vedere che l'Italia è contrassegnata con il colore arancio, il Giappone invece ha vastissime zone colorate di rosso. Si può fare lo stesso ragionamento per gli stati occidentali degli USA, dove sono in funzione 7 reattori [Cf. Mappa centrali nucleari USA]. Si deve poi tenere presente che una qualsiasi costruzione di nuovi reattori nucleari deve tenere conto di svariati parametri costruttivi, come anche protezioni contro i terremoti (come ad esempio gli smorzatori sismici), che permettono di costruire con sicurezza in molte più aree del paese. Si può prendere ad esempio il caso del terremoto Chuetsu in Giappone (6,6 gradi sulla scala Richter - quello dell'Aquila è stato di 5,8 gradi; da ricordare che la scala è logaritmica in base 10: ogni grado è 10 volte più intenso di quello precedente), questo ha colpito in modo molto significativo la più potente centrale nucleare giapponese e del mondo, la centrale di Kashiwazaki-Kariwa; questa centrale sorge a pochissimi km dall'epicentro di quel terremoto. Durante il sisma alcuni reattori erano spenti per controlli e ricarica del combustibile, altri invece erano in funzione e sono stati spenti per controllare tutti gli apparati. Dal terremoto sono ripartiti 4 dei 7 reattori, infatti la centrale ha subito notevoli modifiche per migliorare le sicurezze in caso di sisma, ma non è accaduto nessun incidente grave e la chiusura dell'impianto è stata solo per i lunghi controlli e per gli aggiornamenti dei sistemi di sicurezza. Per l'impianto di Fukushima Daiichi i problemi sono stati causati dall'onda di tsunami, alta 14 m, che si è infranta contro l'impianto e che ha compromesso i sistemi di sicurezza attivi (Cf. domanda "Cosa indica la suddivisione in generazioni dei reattori?" per maggiori informazioni). L'impianto di Fukushima Daini, a soli 10 km dall'impianto gemello, non ha avuto problematiche di rilievo a seguito dell'evento sismico. Quindi, l'Italia è un paese sismico, ma non è TUTTO sismico, come sulle alpi è concentrata la produzione idroelettrica italiana, allo stesso modo in ristrette zone del territorio italiano potrebbero essere costruite in tutta sicurezza le centrali nucleari nazionali, visto che ogni luogo ha le sue caratteristiche e differenti possibilità di installazione per impianti energetici o industriali. Le stesse centrali idroelettriche possono indurre incidenti catastrofici se colpiti da sismi di discreta entità, ma sono costruite con accorgimenti ed in zone specifiche al fine di ridurre tale rischio.

Se avessimo delle centrali funzionanti in Italia, le radiazioni assorbite dagli abitanti della penisola superebbero le dosi attuali?

Risposta breve:
Ogni centrale nucleare ed in generale ogni impianto che tratta radioisotopi (anche gli ospedali) rilascia nell'ambiente radionuclidi. Questi però sono rilasciati sempre in quantità regolamentate perché non superino i valori massimi stabiliti per legge e ritenuti non nocivi dalla comunità scientifica internazionale in base alle più recenti evidenza scientifiche. Le misure che sono state eseguite dal governo tedesco riferiscono contributi inferiori allo 0,5% rispetto alla dose naturale media, corrispondenti a circa 1 viaggio intercontinentale di andata e ritorno.

Risposta Lunga:

Per un abitante europeo i contributi della dose naturale (vedi domanda cos'è la dose) assommano in media a 2-3 mSv (milli-Sievert) annui, con oscillazioni comprese fra 1,2 e 4,6 mSv per il 95% della popolazione, provenienti da fonti naturali: generalmente inalazione di gas radon, ingestione di radionuclidi dal cibo e contributo dei raggi cosmici e di altri radionuclidi presenti nei materiali che ci circondano. Questo contributo varia molto a seconda degli usi e costumi locali, ad esempio case in legno e maggiormente ventilate trattengono meno radon al loro interno, e dalla locazione geografica che può essere più o meno ricca di radionuclidi naturali o più ad alta quota, dove i raggi cosmici sono meno schermati dall'atmosfera. Le cure egli accertamenti medici sono un'altra fonte di radiazioni ionizzanti a cui l'uomo moderno è sottoposto, che varia da 0,1 mSv di una piccola radiografia ai 20 mSv o oltre di un trattamento radioterapeutico, e sono stimabili in media come 0,5 mSv annui per abitante, così come altri contributi provenienti dal luogo di lavoro o dalle abitudini personali (i già citati viaggi aerei ad esempio). Anche il fallout radioattivo dei test nucleari passati e dell'incidente di Chernobyl contribuisce alla dose annua, tuttavia decadendo sensibilmente di anno in anno: nel 2020 costituiscono oramai una piccola frazione della dose totale assorbita, ovvero circa a 0,01 mSv annui a persona. Lo stesso studio riferisce, nei dintorni delle centrali, contributi dello stesso ordine (0,01 mSv) provenienti dagli impianti, con picchi di 0,02 mSv annui in alcuni impianti, mentre esternamente ad altri impianti non vi è alcun misurabile contributo alla radiazione di fondo naturale (1 mSv/anno). Addirittura, a rigore scientifico, parlando di contributi alla dose annua assorbita da una persona le centrali nucleari non dovrebbero neppure venire citate: se si costruisce un tavolo con una precisione centimetrica non ha senso utilizzare strumenti che misurano contributi nell'ordine di decimi di millimetro, allo stesso modo considerando la dose totale assorbita annualmente da una persona, che ha fluttuazioni nell'ordine del mSv, non ha senso contemplare effetti centinaia di volte più flebili.

Cosa indica la suddivisione in generazioni dei reattori?

Risposta breve:
E' una suddivisione non sostanziale dei vari reattori, utile per dividerli in classi macroscopicamente diverse specialmente sotto gli aspetti di efficienza, sicurezza e struttura. Questa suddivisione è meramente concettuale e non effettiva, in quanto un reattore non è fossilizzato allo stato iniziale di costruzione ma viene aggiornato nel corso degli anni e due reattori della stessa generazione possono essere differenti.

Risposta Lunga:
E' una suddivisione in base alle caratteristiche salienti dei vari reattori al momento della sua costruzione. La "generazione" (abbreviata "gen") indica una categorizzazione per quanto riguarda l'efficienza dei reattori, i sistemi di sicurezza e la struttura della centrale. Reattori di una stessa generazione sono similari sotto questi aspetti, anche se due reattori della stessa generazione e tipologia possono presentare differenze interne molto significative. Ad esempio, i primi 3 reattori italiani erano tutti prototipi della Gen I, ma successivamente con varie modifiche ai sistemi di controllo, efficienza energetica del combustibile e dei sistemi di sicurezza, non erano più propriamente dei reattori di Gen I ma nemmeno considerabili reattori di Gen II. Da ciò un esempio per dire che la suddivisione è solo concettuale ma non effettiva, e nemmeno la tecnologia di un singolo reattore è statica nel corso del tempo. Gli odierni reattori di IIa generazione che sono in costruzione in Brasile ed Argentina, ad esempio, sono notevolmente differenti rispetto a reattori di II generazione degli anni '70 loro omologhi ma non possiedono le più sofisticate misure di sicurezza tipiche delle centrali definite di Gen. III. I reattori KONVOI tedeschi e gli N4 francesi che sono i "genitori" degli EPR (European Pressurized Reactor), sono stati costruiti solo pochi anni fa ma sono stati categorizzati come Gen II, mentre il frutto di quei prodotti invece è di III+, molti dei sistemi sono similari (essendone evoluzioni), altri sono nuovi o differenti, ed è il connubio fra novità ed evoluzione che permette ai moderni reattori di essere classificati III+. I reattori di Ia generazione sono i primi frutti degli studi di Fermi sulle reazioni nucleari autosostenute per la produzione di elettricità, prodotti nel dopoguerra (anni '50-'60) e, dato il carattere sperimentale, con drastiche differenze fra un impianto e l'altro. I reattori di tipo Magnox sono fra i più conosciuti, sviluppati dagli inglesi utilizzano uranio non arricchito e un ciclo termodinamico che sfrutta anidride carbonica sotto pressione. I reattori di IIa generazione mettono a frutto l'esperienza di progettazione maturata con le infinite variazioni apportate ai progetti originali dei reattori di Ia generazione. La comunità sceglie prevalentemente reattori che utilizzano acqua "leggera" (ovvero acqua ordinaria) per il ciclo di raffreddamento (BWR e PWR), onde evitare complicazioni e incrementare la sicurezza, anche se non mancano tentativi in altre direzioni (CANDU, ad acqua pesante - costituita dall'isotopo pesante dell'idrogeno, il deuterio, e presente nella misura di una parte su 6000 nell'acqua ordinaria -, e AGR, ad anidride carbonica). Sempre per ottimizzare il rendimento e minimizzare i rischi viene utilizzato quasi sempre uranio arricchito. Sistemi di controllo attivi (che intervengono in seguito ad attivazione) ausiliari, automatici e ridondanti (cicli di raffreddamento, inserimento di veleni neutronici, ecc...) migliorano la sicurezza anche se in circostanze eccezionali potrebbero non riuscire a intervenire. Ad oggi la maggior parte dei reattori funzionante sono di IIa generazione, e vengono costruiti anche tutt'ora nei paesi in via di sviluppo come Cina e Brasile. A volte vengono definiti reattori generazione II+ queste tipologie di reattori costruiti odiernamente, e quindi che includono sistemi di sicurezza e gestione più sofisticati.I reattori di IIIa generazione sono caratterizzati dalla presenza di sistemi di controllo passivi (scarsamente presenti in precedenza, e presenti ad esempio in modo massiccio negli AP-1000, il nome infatti significa Advanced Passive da 1000 MWe) come ad esempio il "core catcher" (una "vasca" speciale in cui si va a raffreddare il nocciolo del reattore dopo una sua eventuale fusione (corium), in modo da contenere anche il temuto incidente di "meltdown"). Inoltre particolare attenzione si è posta su misure anti-terrorismo rendendo gli ultimi modelli di terza generazione (la cosiddetta generazione III+) resistenti anche ad attacchi aerei e bombardamenti. Questo rende i progetti di III generazione molto differenti rispetto ai precedenti sul piano della sicurezza, anche se non vengono introdotte particolari rivoluzioni per quanto riguarda l'elettrogenerazione se non generali modifiche volte al perfezionamento del ciclo energetico e al miglioramento dell'efficienza e della durata dell'impianto, diminuendo la quantità delle scorie prodotte. I primi sono stati costruiti in Giappone nel '96 ed è la tipologia di impianti che vengono attualmente presi in considerazione dalle potenze mondiali. I reattori di IVa generazione invece sono ad uno stadio ancora sperimentale ed attualmente puntano a rivoluzionare completamente il sistema di elettrogenerazione proponendo nuovi tipi di cicli di raffreddamento (ad esempio con sodio o piombo liquido) o carburanti (come il torio) o concetti completamente nuovi (come la costruzione di "mini" impianti da pochi MW installabili e riciclabili in blocco). Questo tipo di macchine potrebbero essere disponibili entro un paio di decenni, se ricevessero l'interesse politico che meriterebbero.

Quanto tempo ci vuole per costruire una centrale nucleare?

Risposta unica:
Per costruire una centrale nucleare, dalla prima colata di cemento fino alla prima connessione alla rete elettrica nazionale servono mediamente dai 5 agli 8 anni, se si considerano anche le fasi di approvazione tecnologica, dei siti, si arriva anche ai 10 anni o oltre, fra la prima decisione di costruire un nuovo reattore e la produzione del primo kWh nucleare. Ovviamente anche in questo caso si devono tenere conto di forti variazioni dovute alla tecnologia costruttiva e all'impegno istituzionale profuso per l'accelerazione dei tempi dipendente dall'effettiva necessità della centrale. Ad esempio, i paesi dell'ex blocco sovietico hanno ultimato delle centrali con tempi di costruzione superiori ai 19 anni, a causa del crollo economico conseguente allo sgretolamento politico dell'URSS. Invece paesi in via di sviluppo come Corea del Sud, Cina ed India nel costruire loro ultime 25 centrali hanno impiegato, in media, poco più di 5 anni. Si ricordi a titolo di esempio che nel nostro Paese la centrale nucleare Enrico Fermi di Trino Vercellese, di tipo PWR, fu realizzata in soli 3 anni, dal 1961 al 1964.

Quanti incidenti nucleari ci sono al mondo? L'energia nucleare è la fonte energetica che registra più vittime?

Risposta breve:
Sono molto pochi gli incidenti nucleari al mondo classificati sulla Scala INES superiori al livello 4. La fonte nucleare, nonostante la grande risonanza mediatica, è nel mondo la fonte di energia che genera meno vittime, considerando le fonti che producono una parte cospicua della produzione elettrica mondiale: le prime sono il carbone ed il gas, poi idroelettrico ed infine nucleare.

Risposta Lunga:
Molto pochi, si deve poi dividere innanzitutto l'ambito in cui si vogliono considerare poiché non è solo l'energia nucleare a provocare incidenti. Uno dei più gravi incidenti della storia, quello brasiliano di Goiania, è accaduto perché era stata trovata in uno ospedale abbandonato, da dei locali abitanti della città brasiliana, una fonte di cesio radioterapica, e questa ha contaminato ed irradiato alcune centinaia di persone: trattasi dunque di un incidente di ambito nucleare ma non nell'ambito dell'elettrogenerazione. Si contano pochissimi incidenti nel vero senso della parola, cioè eventi INES di livello 4 o superiore, ovvero che implicano rischi per la salute delle persone. Molti di questi sono poi accaduti in siti militari, come Sellafield (Regno Unito) o Mayak (URSS) - in centrali civili i più gravi sono stati Chernobyl (69 morti accertati per cause dirette; sindacabile e difficilmente stimabile il numero delle vittime fra la popolazione civile secondo gli studi degli organismi ufficiali). L'incidente di Three Mile Island invece non ha provocato vittime accertate fra la popolazione civile, cosi come anche l'incidente di Fukushima. La fonte nucleare è la fonte di elettroproduzione che causa il minor numero di vittime al mondo, considerando tutte le fasi di produzione, dall'estrazione alla fine del ciclo vitale. Il carbone è invece in assoluto la fonte che genera più vittime dirette, solo in Cina si contano a migliaia le vittime dirette di minatori nelle miniere a causa di crolli o altro, mentre considerando le vittime degli impianti di elettrogenerazione è il gas a mietere più vittime. In generale sono comunque numerosi gli incidenti nel mondo causati dagli altri tipi di centrali convenzionali, mentre la fonte nucleare, essendo monitorata in modo rigorosissimo e severo, raramente causa vittime.

C'è rischio di proliferazione nucleare a partire da reattori nucleari per la generazione di energia elettrica?

Risposta breve:
No, non c'è un serio rischio di proliferazione di ordigni nucleari funzionanti tramite l'uso di reattori commerciali per la produzione di energia elettrica. La composizione del plutonio uscente da un reattore nucleare non è adatta per la produzione di ordigni nucleari a scopo bellico. Invece il combustibile esausto e le scorie ad elevata attività possono essere utilizzate per la produzione di "bombe sporche": ordigni convenzionali con lo scopo unico di provocare contaminazione radioattiva. Tuttavia tale eventualità, al momento, è ben più probabile con rifiuti di origine ospedaliera date le stringenti norme di sicurezza della filiera nucleare rispetto a quelle sanitarie.

Risposta Lunga:
Il rischio di proliferazione nucleare tramite l'uso di reattori commerciali per la produzione di energia elettrica si può considerare sostanzialmente trascurabile. Si fa infatti spesso (malevolmente) confusione fra gli isotopi di plutonio senza distinguere quelli adeguati per l'uso in ordigni nucleari da quelli che non lo sono. Durante il funzionamento di un reattore nucleare, parte dell'uranio 238 (l'isotopo più presente in natura, con percentuali dell'ordine del 99,3% nell'uranio naturale) si converte naturalmente in plutonio 239 dopo la cattura di un neutrone; gran parte del plutonio formatosi poi è direttamente consumato dentro il reattore per la produzione di energia - il plutonio 239 è fissile (cioè può generare direttamente energia, senza processi intermedi) come l'uranio 235 (l'isotopo meno diffuso in natura, in misura dello 0,7%), mentre l'uranio 238 è fertile, cioè si può trasformare in "carburante" dopo aver catturato un neutrone e dopo un certo periodo di decadimento. Il plutonio 239, rimanendo dentro il reattore, tende anche ad assorbire neutroni "vaganti" nel reattore, e trasformarsi in plutonio 240 e successivi. Aumentando la permanenza del combustibile nel reattore, la porzione di plutonio con massa atomica superiore a 239 aumenta. Per avere un ordigno stabile la porzione di plutonio 239 deve essere almeno del 93%: con percentuali inferiori le "impurità" di plutonio tendono a far detonare precocemente un ordigno prima di raggiungere la massa critica necessaria o a non farlo detonare interamente (a causa dell'alta emissione di neutroni per fissione spontanea dell'isotopo 240 del plutonio), quindi non consente la costruzione di un ordigno stabile e della potenza voluta. Affinché la presenza di "impurità" sia estremamente contenuta, il "burnup" del combustibile (ovvero la quantità di energia estratta per unita di massa del combustibile) nei reattori dedicati alla produzione di plutonio per ordigni deve essere mantenuto all'incirca sui 1000 MWd/tonnellata, essendo i reattori moderni con burnup ad oltre 45.000 MWd/tonnellata il plutonio derivante è di gran lunga troppo sporco di impurità per la possibile proliferazione, ma utilizzabile unicamente per l'elettrogenerazione. Per produrre plutonio "weapons grade" (ovvero adatto alla produzione di armi nucleari) si devono quindi utilizzare reattori appositamente studiati per mantenere burnup bassi e per essere "scaricati" senza dover essere spenti (quali ad esempio i reattori di tipologia RBMK, CANDU ed i Magnox per citare quelli più "presenti sul mercato"), infatti i normali reattori PWR e BWR devono essere spenti per poter sostituire il combustibile. Quindi, data la scarsa qualità di plutonio proveniente da un normale reattore, vi sarebbero enormi rischi e difficoltà relativi alla fabbricazione di un ordigno siffatto e alte probabilità che la detonazione non avvenga come previsto, a fronte di una grande quantità di materiale necessario (almeno tutti gli scarti di un intero ciclo, il che implica libero accesso alle scorte). Tuttavia la probabilità di detonazione prevista, anche con plutonio di bassa qualità, non è trascurabile (~10%), ed in ogni caso anche una detonazione parziale potrebbe avere effetti simili a quelle di centinaia di tonnellate di esplosivo convenzionale (abbastanza per radere al suolo un piccolo quartiere). Questa impresa, date le difficoltà descritte sopra, non è alla portata di un gruppo terroristico ma necessita della struttura scientifica e produttiva di una nazione per essere compiuta, che però ha altri sistemi più efficienti e meno vistosi per la produzione di plutonio o uranio per applicazioni militari, come l'ultracentrifugazione a catena: non ha senso che una nazione investa soldi, specializzazione tecnologica e reputazione diplomatica in un ordigno di scarsa potenza che ha ben scarsa probabilità di funzionare correttamente (quindi inutile a scopo bellico).Attualmente gli impianti nucleari vengono utilizzati anche per riciclare l'uranio ed il plutonio delle testate nucleari ed agevolare il disarmo. [Cf. Voce sul plutonio della World Nuclear Association] [Cf. Voce sul combustibile MOX e la proliferazione della World Nuclear Association]

Quanto costa una centrale nucleare moderna?

Risposta breve:
Un reattore da 1 GW in Europa o in USA costa circa da 3 a 5 miliardi di €, a seconda delle voci di spesa considerate. Questa cifra inoltre dipende dalla tecnologia utilizzata, che sia già matura o sia ancora in fase di sviluppo durante la costruzione, dal numero di reattori per centrale, da tutte le variabile influenti sul tempo necessario per la costruzione e persino dal piano finanziario adottato.

Risposta Lunga:
E' difficile dare una stima del costo di una centrale nucleare, in quanto esso può subire moltissime variazioni a seconda della tecnologia utilizzata, del numero di reattori per ogni centrale, del numero di reattori totali da costruire per ogni nazione che, sottostando a differenti agenzie per la sicurezza nucleari, sottostanno a regolamenti ed autorizzazioni differenti e che possono causare aumenti dei costi di installazione o dilazioni nei tempi di approvazione dei progetti; è il caso ad esempio dei reattori AP-1000 o EPR che sono già stati approvati da alcune agenzie nucleari mentre altre vogliono altre documentazioni per rilasciare le autorizzazioni per la costruzione. Anche il numero di tecnologie utilizzate per ogni nazione influisce sul costo di ogni singolo reattore, per il fattore delle economie di scala. Un caso emblematico si può considerare quello finlandese e poi quello cinese, anche se per due filiere differenti di reattori. In Finlandia si sta costruendo il primo reattore di tipologia EPR al mondo, essendo in pratica il prototipo della sua tipologia, sono occorse in corso d'opera numerose modifiche per quanto riguarda ogni aspetto costruttivo. L'agenzia nucleare finlandese poi ha richiesto numerose modifiche del progetto originario e ha richiesto certificazioni successive a quelle richieste nelle prime fasi costruttive. Queste modifiche hanno richiesto quindi un allungamento dei tempi e dei costi; si può aggiungere che essendo al tempo il solo reattore in costruzione, tutti i costi di sviluppo e le modifiche si sono inizialmente scaricate su quell'unico reattore. In Cina invece è in corso di costruzione un gigantesco programma nucleare civile di elettroproduzione, in questo programma sono in costruzione decine di reattori e sono in fase di approvazione o sviluppo oltre 100 altri reattori, in questo modo tutti i costi sono diminuiti. Nelle centrali nucleari cinesi, ci sono al minimo 4 reattori per ogni impianto, questo permette di abbattere notevolmente i costi di costruzione e si assicura una domanda di materiali e manovalanza costante per un lungo periodo. Utilizzando tecnologie rodate (al momento sono in costruzione circa 25 reattori, prevalentemente CPR-1000 e AP-1000) si diminuiscono anche i costi di sviluppo e di approvazione per le stesse, visto che una tipologia approvata può essere costruita in qualsiasi luogo del paese. Anche per questo, per i reattori CPR-1000, i costi di installazione risultano essere a meno di 2 miliardi di dollari per reattore, con previsioni di scendere fino a quasi 1,5 miliardi per reattore, con notevolissime economie di scala e risparmi in fase costruttiva ed economicità dell'energia prodotta. Un ultimo parametro che contribuisce in modo sostanziale ai costi per la costruzione di una centrale nucleare viene chiamato "costo del denaro". Questa formula che può apparire paradossale comprende il costo dell'operazione finanziaria necessaria all'accumulo di denaro occorrente per la costruzione della centrale. Dovendo passare attraverso gli istituti bancari e assicurativi per operazioni di tale rilevanza gli interessi maturati sugli investimenti necessari consistono in un contributo a doppia cifra, anche se difficilmente stimabile, situato fra il 30 e il 50 % del costo complessivo dell'impianto a seconda dei tassi di interesse applicati e del tempo di costruzione. Tale rilevante contributo può essere ridotto accelerando i tempi di costruzione dell'impianto e sovvenzionando statalmente tassi di interesse ridotti. Nel 2008 Georgia Power ha stimato i costi della costruzione del suo impianto a doppio reattore da 2,2 GW complessivi (costo impianto + interessi) variabile dai 10 ai 14 miliardi di dollari a seconda del tipo di dilazione del finanziamento concessa.

Quali nazioni prospettano di produrre energia nucleare nei prossimi anni?

Risposta unica:
Nel mondo sono molte le nazioni che prospettano di produrre elettricità da fonte nucleare nei prossimi anni: [1] e [2]. Fra le nazioni che hanno avuto maggior rilievo sulla stampa c'è l'Iran, che si vuole dotare di reattori nucleari civili per aumentare la sua quota di gas per l'esportazione, visto che il gas è diventato negli ultimi anni la fonte di gran lunga preponderante per l'elettrogenerazione iraniana [3]. Questa parte del programma nucleare iraniano è sotto l'egida della IAEA (Agenzia Internazionale per l'Energia Atomica). Altra nazione sono gli Emirati Arabi Uniti, dove all'inizio del 2010 è stato firmato un contratto per la fornitura di 4 reattori di tipologia APR-1400 coreani: la nazione è destinata a diventare il primo paese arabo con centrali nucleari commerciali. Fra i principali programmi per nuova elettrogenerazione si possono poi ricordare quello turco, quello vietnamita e quello polacco, che prospettano la costruzione di oltre 5 GW di potenza nucleare ognuno nei prossimi anni, per sopperire all'aumento della domanda e diminuire le importazioni di combustibili fossili (o diminuire anche le emissioni di CO2 nel caso della Polonia, avendo quest'ultima le più grandi riserve europee di carbone e producendo elettricità quasi solo da questa fonte).

Quanto uranio c'è nel mondo e per quanto durerà?

Risposta breve:
Gli ultimi dati adottati dalla comunità scientifica internazionale, cioè il report IAEA e NEA "World uranium consumption & resources" del 2009 riporta circa 6.3 milioni di tonnellate di uranio ad un costo estrattivo inferiore ai 260 $/kg di uranio, ovvero risorse per un secolo con il ritmo di consumo del 2009 e tecnologia attuale. Inoltre, moltissimi depositi devono ancora essere scoperti o catalogati in modo certo (raddoppiando almeno le risorse a oggi sconosciute) mentre molti altri saranno economicamente sfruttabili con il progresso tecnologico: una stima ragionevole parla di quasi 40 milioni di tonnellate (includendo le riserve non convenzionali, ma escludendo l'acqua di mare), sufficiente ad alimentare i reattori del pianeta, anche considerando una sensibile crescita nella domanda di energia, per almeno 150 anni (come dimostrato in uno studio ad opera del KIT di Karlsruhe e pubblicato dall NEA (Nuclear Energy Agency)). Questa stima si può moltiplicare per 100 nel caso di adozione di reattori a spettro veloce di Gen. IV, peraltro già realizzati in prototipi sperimentali in passato in Francia, Giappone ed Unione Sovietica.

Risposta Lunga:
Come per il petrolio, anche la quantità di riserve uranifere dipende in larghissima parte dai costi prefissati per l'estrazione. Estrarre uranio ha costi dipendenti dalla posizione della miniera (e quindi profondità e difficoltà a raggiungere il deposito, situazione geopolitica, ecc...) e dipendenti della purezza del minerale: l'uranio viene trovato, similmente al ferro, sempre sotto forma di ossidi (composti dell'ossigeno) nelle rocce. Tanto più uranio la composizione della roccia contiene, tanto meno sarà necessario scavare e raffinare e quindi tanto minori saranno i costi di estrazione. Il report IAEA "World Uranium Consumption & Resources" del 2009 riporta oltre 6,3 milioni di tonnellate di uranio economicamente estraibile a prezzi inferiori ai 260 $/kg, fra le risorse identificate. Quasi tutte le risorse (5,4milioni di t su 6,3 milioni di t totali) sono estraibili a costi inferiori i 130$/kg, mentre ulteriori risorse sono presenti attualmente a costi superiori. Altre 7,8 milioni di tonnellate di uranio come risorse non ancora scoperte, ma speculate per via della conformazione geologica delle zone terrestri, sempre ad un prezzo massimo di 260 $/kg. Ad esempio dal 2007 ad oggi sono aumentate (anche significativamente) le riserve note di uranio per molti paesi, a seguito di nuovi rilievi geologici in paesi in via di sviluppo, come il Kazakistan [1] che è arrivato a scoprire sul suo suolo riserve di oltre 1,5 milioni di tonnellate di uranio alla fine del 2009, quasi raddoppiando le stime del 2007 ed aumentandole notevolmente rispetto al report IAEA datato 1° gennaio 2009. L'uranio è un materiale molto presente sulla crosta terrestre: molte tipologie di roccia ne contengono percentuali non trascurabili ed anche nell'acqua marina è presente (si stima ne contenga 5 miliardi di tonnellate). Tuttavia data l'estrema diluizione è difficile stimarne il quantitativo e l'estrazione è considerata al momento, anti-economica (sebbene esistano già degli impianti pilota in Giappone). In ogni caso, solo considerando le 6,3Mt ad oggi scoperte, al ritmo di consumo odierno (69 mila tonnellate annue [2]), si determina un'autonomia di circa 90 anni. Un ulteriore aumento della domanda di uranio e del prezzo medio, potrebbe portare (come in parte ha già portato, come nel caso Kazako) ad un nuovo interesse nelle esplorazioni uranifere nel mondo ed alla scoperta di nuovi giacimenti. Un aumento del prezzo considerato economicamente conveniente per l'estrazione dell'uranio (passare cioè da risorse estraibili a meno di 260$ a 400$ ad esempio) porterebbe un notevole aumento delle risorse, diventando economicamente convenienti anche estrazioni non convenzionali come quelle dai minerali fosfatici (oggi solo marginalmente utilizzati o di nuovo allo studio per l'estrazione) o diverrebbe ancora più remunerativa l'estrazione dalle ceneri delle centrali a carbone, finestra che si sta aprendo solo ora all'orizzonte (soprattutto in Cina), dopo alcune sperimentazioni. Il report afferma poi che, con lo scenario di massimo sviluppo oggi pronosticato (passando dagli attuali 375GW a 785GW del 2035), si arriverebbe al 2035 con l'aver consumato meno della metà delle risorse uranifere certe ad oggi conosciute. In questa trattazione non sono stati presi in considerazione i reattori autofertilizzanti, principalmente perché molto poco utilizzati a livello mondiale, essendone al 2010 in funzione solo uno, presso la Centrale nucleare di Beloyarsk in Russia; altri 8 sono pianificati (2 in Russia, sempre presso Beloyarsk, 2 in India presso Kalpakkam e 4 in Cina presso la futura centrale di Sanming, dello stesso modello del reattore ora in costruzione in Russia). Il riutilizzo del combustibile dopo riprocessamento (si può paragonare al comune riciclo della spazzatura) aumenta la durata effettiva delle riserve di uranio, i reattori autofertilizzanti invece convertono in combustibile tutto l'uranio, mentre oggi viene utilizzata solo una minima frazione (dell'ordine dell'1%) del potere energetico totale. In futuro, il centinaio di anni di riserve da un lato si ridurrà a causa dell'aumento della domanda a seguito della costruzione di nuovi reattori (circa 60 ora in costruzione) dall'altro la scoperta di nuovi giacimenti ed il progresso tecnico promettono di incrementare moltissimo la sostenibilità a lungo termine delle riserve uranifere mondiali (possiamo solo speculare la tecnologia mineraria e nucleare del 2100). A causa della grande mutevolezza degli scenari sia politici (cambiamenti di strategia energetica) che minerari (trovare nuovi giacimenti e perfezionare i metodi estrattivi) che tecnologici (reattori di IV gen e/o massiccio utilizzo di reattori autofertilizzanti) e di fonte energetica (passare ad utilizzare o solo torio o miscele di torio-uranio o passare alla fusione termonucleare controllata) è difficile stimare quanto dureranno le riserve di uranio tenendo conto di questi imprevedibili fattori futuri, tuttavia sicuramente le prospettive sono assai promettenti: uno studio recente pubblicato dal KIT (Karlsruhe Institute of Technology) dimostra che se si considerano le riserve convenzionali (accertate, prognosticate e speculative) e non convenzionali (fosfati, scisti, ecc.) si ha una disponibilità di uranio dell'ordine di quasi 40 milioni di tonnellate, sufficienti ad alimentare le centrali nucleari mondiali per circa 150 anni, anche se si considera una crescita della domanda di energia che contempli un aumento di 6 volte (!) entro fine secolo della domanda attuale. La situazione poi migliora notevolmente (moltiplicando le riserve per un fattore 100, grazie alla fertilizzazione dell'uranio) se si prospetta l'uso dei reattori a spettro veloce di tipo fertilizzante, di cui si è fatto cenno sopra.

Il trasporto di materiale radiologico è una delle fasi più accurate di tutto il processo di utilizzo di materiale radioattivo. Il trasporto è soggetto a numerose disposizioni sia nazionali che internazionali che ne regolamentano la procedura nei dettagli. Come per le spedizioni di denaro, tutti i tragitti e gli orari sono mantenuti segreti, ma rispetto a questi le sicurezze utilizzate sono molto maggiori. Per il trasporto di elementi di combustibile esausto, i più pericolosi in caso di incidente perché possono dare dosi rilevanti, sono utilizzati trasporti speciali sia su gomma che su linee ferrate. I vari elementi di combustibile sono poi inseriti dentro dei CASK per il trasporto (denominati CASTOR), che sono studiati per resistere ad incidenti severi; si può immaginare un CASK come un lingotto di acciaio a forma di cilindro cavo. La forma è studiata per massimizzare la distribuzione delle forze in un eventuale impatto e la presenza di lamelle sulla superficie esterna permette di dissipare il calore derivante dal decadimento radioattivo degli elementi in esso contenuti. I contenitori per il trasporto devono resistere a cadute da alcune decine di metri, resistere al fuoco per 1 ora senza che l'elemento di combustibile in esso contenuto aumenti la propria temperatura di più di qualche grado, resistere all'impatto di un "treno standard", tutto questo senza compromettere l'integrità dello stesso guscio protettivo se non in modo lieve ed impedire in modo assoluto il rilascio di materiale radioattivo all'esterno. Questi CASK sono poi messi su rimorchi o vagoni speciali, che hanno ulteriori misure di sicurezza come "airbag" alle due estremità dello stesso per smorzare ulteriormente eventuali urti. In generale quindi è difficile immaginare il trasporto in se come una criticità per la salute: la regolamentazione è ferrea e le misure anti-infortunistiche rigorose e il viaggio è un evento straordinario che avviene poche volte l'anno a fronte di immense quantità di elettricità generata.[Cf. WNN] Per paragone, il trasporto di gas e petrolio ha determinato centinaia di morti, di cui almeno 26 eventi con più di 5 vittime nel trentennio '69-'99.

Il combustibile esausto è radioattivo per 10mila anni?

Risposta breve:
Il combustibile sarà radioattivo per sempre teoricamente, come radioattivi per sempre siamo noi col nostro potassio naturale o i muri delle nostre case: la radioattività è un fenomeno che diminuisce, ma teoricamente non scompare, ma va riducendosi nel tempo con legge esponenziale. Il combustibile esausto, se trattato opportunamente (cioè dopo riprocessamento, ossia recupero del plutonio e dell'uranio dagli elementi di combustibile esausti, e separazione dei prodotti di fissione e attinidi minori - ossia gli elementi più "pesanti" dell'uranio - quali scarti), può rimanere radiotossico per circa 10.000 anni, ovvero permane il rischio di somministrare una dose superiore a quella del materiale originariamente presente in miniera; non necessariamente tuttavia questo implica un pericolo per la salute.

Risposta Lunga:
Non è innanzitutto corretto dire che la radioattività durerà per un tale periodo, poiché la radioattività è un processo statistico e stocastico, cioè l'attività di un campione continua a diminuire decadendo esponenzialmente nel tempo, cioè è come un rubinetto aperto che svuota una grande riserva d'acqua: ci arriverà solo in un tempo "infinito", all'inizio emetterà al massimo della sua portata, poi sempre meno finché verrà il momento in cui rilascerà una goccia d'acqua ogni tanto, continuando a sgocciolare. Questo vale tanto per gli scarti radioattivi quanto per la comune radioattività naturale (difatti grazie a misure di attività si stabilisce quanto il rubinetto "si è svuotato" e da questo può determinare l'età delle rocce che compongono la Terra o determinati reperti archeologici). Quindi è possibile misurare la radioattività di una scoria di combustibile quando questa esce dal reattore e successivamente calcolare il tempo in cui sarà raggiunto un valore di soglia definito sicuro dal punto di vista sanitario. In genere, si considera la radiotossicità (dipendente dalla dose (vedi domanda che cos'è la dose?) che rischia di venire somministrata per ingestione ad esempio) del minerale uranifero di partenza come punto da raggiungere per le scorie per considerarle innocue, benché anche radiotossicità maggiori non siano necessariamente radiologicamente significative per la salute umana. Ovvero qual è il tempo in cui una scoria da combustibile raggiunge una radiotossicità pari a quella dell'uranio naturale (presente in miniera)? A seconda di come si tratti il combustibile usato: posto nel deposito geologico un elemento di combustibile esattamente come uscito dal reattore (strada adottata dai paesi scandinavi), questo impiegherà circa 100.000 anni per raggiungere la stessa radiotossicità del combustibile di partenza (sempre considerando combustibile a 33 GWd/t di burnup). Per un pareggio dopo 10.000 anni la scoria deve essere riprocessata (strada inglese, francese, giapponese), cioè ne vanno separati chimicamente i componenti principali: plutonio, uranio e prodotti di fissione con attinidi minori (ovvero americio, nettunio e curio, cioè quegli elementi artificiali che nella tabella periodica degli elementi sono classificati come attinidi, sono più "pesanti" dell'uranio, e sono prodotti nei reattori in quantitativi minori rispetto al plutonio). Questa separazione permette di avere da una parte uranio che può essere utilizzato per creare nuovo combustibile tramite un nuovo arricchimento (giacché risulta arricchito circa all'1%, quando quello naturale si trova circa allo 0,7%), plutonio che miscelato con l'uranio impoverito permette di creare il combustibile MOX, ed infine i prodotti di fissione con gli attinidi minori, che sono la vera parte delle scorie, che è mandata allo stoccaggio geologico (dopo preventiva vetrificazione in vetri di tipo vulcanico). Questa parte raggiunge una radiotossicità pari a quella del minerale uranifero di partenza in circa 10.000 anni, cioè in un decimo circa rispetto ad un elemento di combustibile non riprocessato. La separazione ulteriore degli attinidi minori dal resto delle scorie potrebbe ottimizzare ulteriormente questo periodo di giacenza, tuttavia è per il momento non vantaggioso economicamente. Sono allo studio nuove tecniche di riprocessamento ma si prevede che saranno implementate in concomitanza con l'avvento della Gen. IV. L'elemento di combustibile esausto lo possiamo considerare idealmente come un cumulo di sabbia in cui la gran parte è composto da uranio, una piccola porzione da plutonio ed il resto da prodotti di fissione e transuranici. Da questo cumulo di sabbia è "facile ed economico" estrarre l'uranio ed il plutonio, visto che sono due soli elementi e sono in quantità significative, la separazione dei transuranici è invece molto più costosa, e saranno necessari diversi passaggi su diversi "setacci" per sanare piccole quantità. Infatti nella nostra "sabbia" iniziale, considerando un arricchimento al 3.5% circa ed un burnup di 33 GWd, l'uranio è circa il 94% del totale, i prodotti di fissione circa il 5%, il plutonio circa l'1% e gli attinidi minori meno dello 0.1%. La loro scarsità, unita al fatto che sono molti elementi differenti, rende non economica (ma comunque fattibile) l'ulteriore estrazione ad oggi. Questa estrazione permetterebbe di ridurre la radiotossicità delle scorie, che ora sono solo prodotti di fissione, a circa 300-400 anni, cioè un periodo di tempo comparabile con la vita umana e con le scorie di medio e basso livello, offrendo quindi soluzioni molto più economiche per lo stoccaggio delle stesse.

Non si sono ancora trovate soluzioni per le scorie e ci sommergeranno?

Risposta breve:
Sono state trovate numerose soluzioni per lo smaltimento delle scorie derivanti dai processi che usano radioisotopi, alcune già attuate, altre in attuazione, altre in via di realizzazione ed altre ancora allo studio. Non esiste e non esisterà però mai una soluzione definitiva per tutto, ma esisteranno soluzioni particolari per problemi specifici con differenti gradi di riutilizzo dei materiali o consumi di energie o risorse per la messa in sicurezza dei vari rifiuti.

Risposta Lunga:
Innanzitutto si deve fare una distinzione fra scorie radioattive: esistono le scorie ospedaliere, le scorie industriali, quelle da elettrogenerazione e quelle da ricerca (che si possono in larga parte assommare a quelle dell'elettrogenerazione). Si deve poi distinguere il loro livello di radiotossicità, infatti esistono scorie di I, di II e di III livello. Le categorie sono in ordine di attività (ovvero di disintegrazioni nucleari per secondo), le prime due categorie sono a bassa attività, generalmente composte da materiali contaminati da materiali attivati (cioè materiali resi radioattivi per irraggiamento con neutroni), le scorie di terzo livello sono le più pericolose e generalmente sono costituite da prodotti di riprocessamento di scorie meno pericolose, parte dei rifiuti industriali, scientifici, ospedalieri e del combustibile nucleare esausto. La quantità prodotta dipende molto anche dal tipo di centrale e dalla sua potenza (ovvero dal combustibile utilizzato); per dare una misura media le 181 centrali oggi in funzione in Europa, assieme alle industrie, centri di ricerca ed ospedali, producono annualmente 40 mila metri cubi (ovvero un cubo di lato poco maggiore di 34 metri) di rifiuti, di cui 1000 (un cubo di 10 m di lato) di terzo livello, ovvero ad alta pericolosità. Per confronto, nella stessa Europa sono 1000 milioni di metri cubi i rifiuti industriali annualmente prodotti. In termini energetici per ogni GWh (circa l'energia necessaria ad una metropoli come Milano per 1 ora) prodotto, stando alla media europea, vengono prodotti 0,055 metri cubici di rifiuti radioattivi generici (di cui 0,0055 metri cubici ad alta pericolosità). Le centrali più moderne sono decisamente al di sotto di questa media. Per generare la stessa energia con carbone o lignite si produrrebbero (in media) 180 tonnellate di rifiuti solidi, corrispondenti a circa 500 metri cubici, ovvero 10 mila volte tanto.

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