radioattività totale, solo il 10 per cento circa. La III categoria costituisce dopo il condizionamento solo il 2-5 per cento del volume totale, ma include circa il 90 per cento della radioattività totale. La rimanente quota di circa il 30 per cento in volume è costituita da rifiuti della I categoria, la cui radioattività rispetto al totale è una parte trascurabile.
Questi rifiuti, descritti più avanti nella tabella I provengono: dalle attività pregresse degli impianti di produzione elettronucleare, dalle attività di ricerca, dalle attività industriali. Una parte volumetricamente più rilevante sarà generata, come già accennato, dalla disattivazione e dallo smantellamento degli impianti nucleari.
Una quota dell'ordine dei 300-400 metri cubi per anno di rifiuti a media e bassa radioattività è invece generata dalle diverse attività industriali, dalla ricerca scientifica e dal settore medico-sanitario, di agnostico e terapeutico. Tali rifiuti devono, in parte, essere raccolti e custoditi perché contengono, oltre a elementi a vita media breve, anche elementi radioattivi a vita medio-lunga (II e III categoria).
Secondo le attuali politiche di gestione dei rifiuti, la II categoria dopo essere stata opportunamente condizionata va sistemata, nel sito o nei siti, in idonee strutture di smaltimento e controllata per trecento anni ed oltre. Tale orizzonte di tempo corrisponde a dieci volte il tempo di dimezzamento dei prevalenti elementi radioattivi a vita media (come il cesio-137 e lo stronzio-90), tempo nel quale la radioattività si è ridotta di mille volte rispetto all'attività iniziale. Fissati tre secoli solo come orizzonte temporale di riferimento, è chiaro che le attività di controllo del sito dovranno protrarsi anche successivamente.
La sistemazione dei rifiuti di II categoria deve essere tale da poterne comunque consentire il recupero, qualora si determinino orientamenti diversi per lo smaltimento.
La gestione della III categoria richiede la sistemazione ad interim, per un arco di tempo valutabile nell'ordine di circa un secolo, in un deposito dalle idonee caratteristiche. Passato tale periodo, nel corso del quale parte della radioattività decade, i rifiuti andranno sistemati, secondo le attuali politiche di gestione, in un sito geologico profondo.
Per completezza di esposizione, va aggiunto che i rifiuti radioattivi possono presentare a volte una loro tossicità chimica di cui si dovrà tener conto al momento del recupero e della riutilizzazione del sito di smaltimento. Inoltre, le operazioni di disattivazione e smantellamento degli impianti nucleari, oltre a produrre un notevole volume di rifiuti radioattivi - in grande misura ricadenti nella I e II categoria -, danno luogo anche ad una significativa produzione di rifiuti pericolosi, tossici e nocivi, quali oli esausti, PCB, materiale contenente amianto, accumulatori di piombo ed altro, per i quali bisognerà adottare una specifica strategia di idonea sistemazione.

ricerca. Il combustibile nucleare irraggiato, invece, in parte è stato inviato all'estero per il riprocessamento (impianti della British Nuclear Fuel Ltd nel Regno Unito) da cui dovranno rientrare in futuro i manufatti ad alta e media attività sopra menzionati, in parte è stato trasferito ed immagazzinato nella piscina dell'ex reattore «Avogadro» presso il centro di Saluggia (VC), nella piscina del reattore di Trino Vercellese e nella piscina del reattore di Caorso.
Secondo le informazioni rese nelle audizioni del 22 ottobre 1998, l'ANPA dispone già di un inventario di dati sui rifiuti radioattivi e sul combustibile nucleare irraggiato, sufficientemente dettagliato, suddiviso per impianti, per categorie, in dati volumetrici e di radioattività; tale inventario è sintetizzato nelle tabelle 1 e 2, mentre nelle tabelle 2A e 2B sono descritte le caratteristiche dei rifiuti radioattivi condizionati che dovranno tornare in Italia provenienti dall'impianto di riprocessamento BNFL del Regno Unito, secondo due diverse ipotesi. Si tratta di quantità complessive relativamente piccole se confrontate con quelle presenti in altri Paesi, ma di tipologie piuttosto differenziate.
Ad oggi, comunque, non tutti i rifiuti radioattivi esistenti sono stati caratterizzati dagli esercenti; la loro puntuale caratterizzazione dovrà essere effettuata nell'ambito delle operazioni di condizionamento dei rifiuti (secondo le prescrizioni della guida tecnica n. 26 dell'ANPA).
Per quanto riguarda i rifiuti annualmente prodotti da attività medico-ospedaliere, industriali e di ricerca, essi non seguono, di norma, la pratica della conservazione nei luoghi di produzione, ma vengono affidati per lo più ad imprese private che in parte li immagazzinano in depositi autorizzati dalle autorità periferiche locali (ASL, prefetti), ma comunque temporanei, e, in parte o in casi di emergenza, li trasferiscono negli impianti ENEA del centro della Casaccia gestiti dalla Nucleco spa, società costituita su decisione del CIPE, con delibera dell'11 luglio 1980.
Circa la destinazione di altri rifiuti a bassissima radioattività non si dispone di notizie perché escono dal controllo delle autorità competenti, in quanto smaltibili in regime di esenzione, secondo quanto previsto al comma 2 dell'articolo 154 del decreto legislativo 17 marzo 1995, n. 230. Come sopra ricordato, tali rifiuti vengono gestiti come rifiuti convenzionali, secondo quanto disposto dal decreto legislativo n. 22 del 1997.

Tabella 1.1 Rifiuti radioattivi, secondo l'ANPA, aggiornati al mese di marzo 1999

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Tabella 1.2

Tabella 1.3

(1) Il completamento a 100 riguarda i rifiuti a bassissima attività, che ovviamente non danno un contributo significativo alle percentuali di attività.

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Nota alle tabelle 1.1, 1.2 e 1.3

In un contesto internazionale, in particolare nell'ambito dell'Unione europea, sta emergendo un consenso su una classificazione che individua, per le diverse categorie, il tipo di gestione e la destinazione finale raccomandata. La seguente tabella mostra un parallelo con la classificazione secondo la guida tecnica n. 26 dell'ANPA.

doveVLLW - Very Low Level Waste
LILW-SL - Low and Intermediate Level Waste-Short Lived
LILW-LL - Low and Intermediate Level Waste-Long Lived
HLW - High Level Waste

* Anche se viene riconosciuta nella comunità scientifica internazionale la possibilità di smaltimento definitivo dei rifiuti LILW-LL e HLW in siti geologici a media o alta profondità, non esiste ad oggi un sito operativo di smaltimento di questo tipo, eccetto il sito WIPP negli Stati Uniti d'America, che ha ricevuto nel 1998 le autorizzazioni all'esercizio (solo LILW-LL in miniera di sale a 600 metri di profondità).

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Tabella 2
Combustibile irraggiato ancora presente in Italia

⁽¹⁾ In corso di trasferimento per il riprocessamento.

Tabella 2A - Caratteristiche dei rifiuti radioattivi condizionati che dovrebbero tornare in Italia dopo il riprocessamento del combustibile irraggiato inviato negli impianti della BNFL a Sellafield (Regno Unito)

dove:tHM: tonnellate heavy metal (uranio e plutonio);
HLR: rifiuti ad alta attività vetrosi (III categoria, ANPA-Guida tecnica n. 26);
ILR: rifiuti a media attività cementati (III categoria, ANPA-Guida tecnica n. 26);
SLLR: rifiuti a bassa attività cementati (II categoria, ANPA-Guida tecnica n. 26).

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Tabella 2B - Caratteristiche dei rifiuti radioattivi condizionati in vetro, prodotti dal riprocessamento del combustibile irraggiato, che torneranno in Italia nel caso in cui i rifiuti cementati (ILR e SLLR) verranno sostituiti con i rifiuti vetrosi (HLR)

Le politiche di gestione devono quindi porsi l'obiettivo di massimizzare:

la sicurezza sanitaria dei lavoratori e delle popolazioni, anche oltre i confini nazionali e per le generazioni future;

la sicurezza rispetto ad attentati terroristici, atti di guerra, incidenti, o a furti di materiali;

isolamento della radioattività dalla biosfera;

l'accessibilità per consentire ispezioni e manutenzione delle diverse strutture;

il monitoraggio continuo per consentire un immediato allarme nel caso di perdite accidentali;

la possibilità di recupero dei rifiuti per una loro diversa sistemazione, qualora ve ne sia la necessità.

La dottrina stabilita dalla ICRP (International commission for radiologycal protection), dall'IAEA (International atomic energy agency) e dall'Unione europea, su cui si tornerà più avanti, impiega la nozione di livello accettabile del rischio, per quanto riguarda lo smaltimento dei rifiuti radioattivi. La nozione di accettabilità è implicita nella definizione del criterio ALARA, dove la parola «ragionevolmente» implica una valutazione fra costi e benefici nonché di tener conto delle nuove possibilità tecnologiche.
Poiché queste ultime si possono migliorare nel tempo, ciò richiede la possibilità di una revisione periodica delle politiche di gestione dei rifiuti radioattivi alla luce dello sviluppo tecnologico e quindi la possibilità di intervenire per modificarne la sistemazione. Sin dalla progettazione del sito o dei siti, bisognerà dunque prevedere tale flessibilità nella gestione dei rifiuti radioattivi e garantirla nel corso del tempo.

stabilire e applicare di conseguenza un chiaro quadro legislativo e prescrittivo;

stabilire gli obblighi connessi alla sicurezza della gestione dei rifiuti radioattivi e del combustibile nucleare irraggiato.

I Paesi europei, pur con assetti statutari differenti, nella maggior parte dei casi hanno adottato la soluzione di costituire un unico soggetto pubblico cui affidare la gestione unitaria a livello nazionale delle problematiche attinenti la destinazione finale dei rifiuti di bassa e media radioattività e del combustibile nucleare irraggiato.
Il nostro Paese si trova in una condizione pressoché unica, essendo le attività industriali in campo nucleare cessate da oltre 11 anni; in tali condizioni vi è ancor più la necessità di assicurare l'unitarietà della gestione, assegnando ad un unico soggetto istituzionale il compito di sistemare in condizioni di sicurezza ed in tempi accettabili le attività nucleari.
In particolare, tale soggetto dovrà assicurare:

la realizzazione e la gestione del sito o dei siti per lo smaltimento dei rifiuti a bassa e media attività (rifiuti di II categoria);

la realizzazione e la gestione del deposito o dei depositi per la custodia temporanea dei rifiuti di alta attività e del combustibile nucleare irraggiato (rifiuti di III categoria);

la promozione ed il coordinamento della chiusura delle attività nucleari pregresse cioè la disattivazione e lo smantellamento delle centrali nucleari e degli altri impianti del ciclo del combustibile.

È evidente che senza la realizzazione del sito o dei siti per lo smaltimento, ove sistemare in sicurezza i rifiuti radioattivi di II categoria, non sarà possibile completare le operazioni di disattivazione e smantellamento degli impianti nucleari che daranno un contributo volumetricamente preponderante alla produzione di rifiuti, anche se minore in termini di radioattività totale.
Il soggetto istituzionale cui affidare tali compiti è individuato in questo documento in un'unica Agenzia nazionale pubblica. Il carattere pubblico dell'Agenzia è ritenuto indispensabile perché tale soggetto possa svolgere credibilmente un ruolo di garanzia degli interessi della collettività nel controllo degli investimenti. Ciò consente peraltro di separare il ruolo di promozione e coordinamento della gestione operativa della disattivazione e smantellamento degli impianti nucleari, che può essere affidata ad altri soggetti.
Il carattere pubblico dell'Agenzia è ritenuto un aspetto irrinunciabile, anche in considerazione del fatto che i tempi coinvolti dalle diverse attività necessarie alla gestione dei rifiuti si concentrano nell'arco di alcune decadi, ma si protraggono per alcuni secoli. Si tratta dunque di un ordine di problemi non comune alla pianificazione ordinaria delle attività industriali, ma oggi affrontato, in modo più o meno avanzato, da tutti i Paesi che possiedono rifiuti radioattivi.
La creazione di società per la gestione della disattivazione e dello smantellamento degli impianti nucleari, società controllate dalla stessa Agenzia, è ritenuta una soluzione utile a dotare l'industria italiana di

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soggetti in grado di operare in questo campo anche al di fuori dei confini nazionali. Infatti, è circa un centinaio il numero di impianti nucleari che in tutto il mondo in breve tempo giungerà a fine vita, e che in prospettiva va disattivato e smantellato.

provenienti dal riprocessamento del combustibile irraggiato, per entrambe le tipologie di rifiuto.
Esempi di depositi temporanei del solo combustibile irraggiato esistono in diversi Paesi: Francia, Germania, Regno Unito, Giappone, Svezia, Finlandia. Esempi di depositi ad interim per i soli rifiuti vetrificati ad alta attività sono riscontrabili in Francia, Regno Unito, Russia e Giappone.
Depositi ad interim misti, tipologia di grande interesse per il nostro Paese che ha entrambe le tipologie di rifiuti, sono riscontrabili in Belgio, Svizzera, Olanda e Germania.
La strategia tradizionale di gestione del combustibile irraggiato ne prevedeva il «riprocessamento» che, per quanto riguarda il nostro Paese, veniva effettuato negli impianti della BNFL nel Regno Unito.
Per riprocessamento si intende la separazione, attraverso un processo industriale lungo, complesso e costoso, dei diversi elementi che costituiscono il combustibile irraggiato: i prodotti della fissione, che sono i «rifiuti» veri e propri, la quota residua di uranio fissile (uranio-235, il combustibile vero e proprio), l'uranio-238 o uranio cosiddetto «naturale» ed il plutonio. Per le tipologie di combustibile impiegato in Italia, in termini di volume, l'uranio naturale costituisce oltre il 95 per cento del totale, mentre in termini di radioattività il 99 per cento è costituito dalle scorie vere e proprie e cioè dai prodotti della fissione dell'uranio fissile.
Uno degli obiettivi principali del riprocessamento del combustibile irraggiato è il recupero del plutonio, elemento che non esiste in natura e che si produce nei reattori nucleari per trasmutazione dell'uranio naturale. Si tratta, com'è noto, di un elemento fondamentale per gli usi di tipo militare. Sia per il fallimento della filiera dei reattori «autofertilizzanti», che usano il plutonio come combustibile, sia per lo smantellamento delle testate atomiche, lo stock esistente di plutonio rappresenta ancor più oggi un problema per la proliferazione atomica.
Inoltre, il riprocessamento implica comunque un certo rilascio di radioattività nell'aria e nell'acqua, implica il trasporto del combustibile ed il ritorno dei rifiuti condizionati nei Paesi di origine nonché l'aumento dei volumi di rifiuti nucleari da gestire. L'estrazione del plutonio, inoltre, richiede un regime di sorveglianza ed una difficile contabilità, che garantisca la massima sicurezza rispetto a sottrazioni indebite di tale pericoloso elemento.
Per tale complesso di ragioni, a livello internazionale si è andata affiancando, alla gestione più tradizionale del combustibile irraggiato con il riprocessamento, anche una diversa gestione che prevede la sistemazione idonea del combustibile irraggiato senza riprocessamento, in depositi specificatamente progettati (stoccaggio a secco ed a raffreddamento passivo).
La scelta di non riprocessare il combustibile irraggiato è stata l'obiettivo di un'iniziativa della sezione italiana dell'associazione internazionale Greenpeace presso la centrale nucleare di Caorso nell'estate 1996, che aveva proprio lo scopo di fermare le prime prove di trasporto verso il Regno Unito delle barre di combustibile irraggiato ancora presenti nelle piscine del reattore. La richiesta dello stoccaggio a secco del combustibile irraggiato veniva peraltro accolta dall'ENEL, che ne aveva già previsto la possibilità.

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il trasferimento all'estero di 500 elementi di combustibile esaurito della centrale di Latina depositato presso l'impianto EUREX di Saluggia.

Tra il 1991 e il 1995 sono stati disattivati, con trasferimento o cessione dei materiali nucleari presenti e recupero degli edifici per altre attività, i seguenti impianti dell'ENEA:

impianto IFEC del centro di Saluggia;

impianto ISTEC del centro della Casaccia;

impianto UF6 del centro della Casaccia.

A partire dal 1996 le attività della divisione per la sistemazione dei rifiuti radioattivi e la disattivazione degli impianti del ciclo del combustibile hanno potuto avvalersi di un finanziamento specifico, ricevendone nuovo impulso. Tra gli interventi più specifici realizzati nel triennio 1996-1998 si ricordano:

trattamento e condizionamento dei rifiuti liquidi a bassa e media attività del centro della Trisaia mediante l'impianto SIRTE e la macchina MOWA;

ottimizzazione dell'impianto SIRTE-MOWA per il trattamento dei rifiuti liquidi ad alta attività della Trisaia;

avvio della realizzazione dell'impianto CORA per la vetrificazione dei rifiuti ad alta radioattività liquidi presenti nel centro di Saluggia;

cessione agli Stati Uniti (DOE) di 150 elementi di combustibile irraggiato di tipo MTR giacenti presso l'impianto EUREX di Saluggia;

ordine alla società Transnucleare di un contenitore metallico TN24 atto a contenere tutti gli elementi di combustibile irraggiato tipo Elk River presenti nel centro della Trisaia.

ceneri prodotte sono state cementate in fusti da 220 litri, ottenendo 140 metri cubi di rifiuti condizionati;

presso la centrale del Garigliano è stato realizzato e messo a punto un impianto per l'estrazione e il condizionamento di resine, fanghi e concentrati mediante la macchina MOWA. Sono stati successivamente trattati circa 360 metri cubi di questi rifiuti, producendo 1.400 fusti da 400 litri di rifiuti condizionati;

presso la centrale del Garigliano sono stati condizionati 1,5 metri cubi di rifiuti metallici ad alta attività (terza categoria) già immagazzinati in apposita fossa; il materiale è stato cementificato in sei contenitori da 15 metri cubi.

Tutti i rifiuti così condizionati rimangono immagazzinati temporaneamente presso le centrali che li hanno prodotti, in attesa che si renda disponibile il sito nazionale di smaltimento.
Per quanto riguarda il combustibile irraggiato, come già accennato l'ENEL ha provveduto a far ritrattare all'estero circa 1.600 tonnellate di combustibile nucleare irraggiato nelle centrali di Latina e Trino.
L'ENEL ha da tempo adottato la strategia della disattivazione delle centrali, denominata safe-store, articolata nelle seguenti fasi:

terminazione dell'esercizio;

smantellamento finale dei sistemi e delle strutture attivate o ancora contaminate, con il condizionamento dei materiali di risulta in forma idonea all'invio al sito nazionale di stoccaggio;

rilascio finale del sito, previa verifica radiologica finale.

Le attività già condotte o in corso presso le centrali ENEL rientrano nelle prime tre fasi.

conto anche dell'esigenza di liberare la piscina dell'impianto «Avogadro» per motivi di sicurezza.
Sulla base della strategia descritta, in una prima fase il problema della sistemazione del combustibile esaurito si riduce allo stoccaggio temporaneo a secco di 1.191 elementi di combustibile, di cui 1.032 tipo Carso, 96 tipo Trino e 63 tipo Garigliano. Nell'ambito delle tecnologie disponibili l'ENEL ha apportato per l'adozione di contenitori metallici (casks) in grado di garantire lo stoccaggio temporaneo a secco di condizioni di sicurezza estremamente elevate e con impatto ambientale praticamente nullo.
L'ENEL ha sviluppato un programma temporale in base al quale il trasferimento del combustibile in contenitori a secco potrà essere completato a Trino entro la fine del 2001 (fine 2002 includendo anche il combustibile proveniente da Saluggia) e a Caorso entro la fine del 2004. La sistemazione dei casks consentirà di liberare le centrali di Trino e Caorso da qualunque vincolo al decommissioning derivante dalla presenza del combustibile esaurito nell'edificio del reattore.
Va ricordato che l'ENEL dovrà farsi carico in futuro di gestire la sistemazione anche del combustibile di sua proprietà (131 elementi di combustibile fresco e 121 di combustibile irraggiato), proveniente dalla centrale Superphenix di Creys-Malville, e dei rifiuti vetrificati che rientreranno in Italia come risultato del ritrattamento di tutto il combustibile inviato all'estero.
La strategia di stoccaggio a secco del combustibile esaurito è stata assunta anche dall'ENEA come soluzione di riferimento per la sistemazione temporanea del combustibile irraggiato tuttora in suo possesso: 52 elementi cruciformi tipo Trino (Saluggia), 64 elementi tipo Elk River (Trisaia), 1 elemento tipo Garigliano (Saluggia).
Per la gestione del combustibile esaurito - la cui evacuazione delle piscine di stoccaggio costituisce una precondizione per lo smantellamento degli impianti ospitanti - anche l'ENEA ha adottato, quale soluzione di riferimento, per lo stoccaggio temporaneo a secco in contenitori licenziati per lo stoccaggio e il trasporto. In quest'ottica è stato stipulato con la società francese TN un contratto per la fornitura di un contenitore tipo TN24 da installare presso l'impianto ITREC, di capacità sufficiente a contenere tutti i 64 elementi tipo Elk River. Inoltre per contenere tutti i 52 elementi tipo Trino e l'unico elemento tipo Garigliano è prevista l'acquisizione di un secondo contenitore dello stesso tipo.
Per quanto riguarda gli elementi Elk River l'ENEA sta attualmente esplorando in alternativa la possibilità di restituire il combustibile agli USA - così come si è fatto per il combustibile MTR (operazione completata nel febbraio 1998) e si farà in futuro per il combustibile del reattore TRIGA - nell'ambito della politica di ritiro del combustibile per reattori di ricerca di origine americana del DOE.
L'immagazzinamento a secco dei combustibili irraggiati attualmente detenuti dall'ENEA consentirà di evacuare le piscine di stoccaggio degli impianti EUREX e ITREC entro un periodo di quattro o cinque anni.
Al fine di ridurre al minimo il numero dei siti presso i quali è ospitato il combustibile irraggiato, l'ENEL ha offerto la propria disponibilità ad ospitare provvisoriamente anche i contenitori ENEA

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presso la centrale di Trino, in attesa della realizzazione del centro nazionale di stoccaggio.

ITREC. Completata l'ottimizzazione dell'impianto, è imminente l'avvio della campagna di cementazione, che terminerà nel 1999.

Rifiuti liquidi a bassa e media radioattività.

Per la sistemazione dei rifiuti liquidi a bassa e media radioattività è previsto il ricorso alla cementazione in grado di produrre manufatti adatti allo smaltimento superficiale.
Nel mese di giugno 1998 è stata completata la campagna di cementazione degli 80 metri cubi di rifiuti liquidi a bassa e media radioattività giacenti presso il centro della Trisaia, nell'impianto SIRTE-MOWA, con la produzione di 433 fusti di manufatti certificati dall'ANPA.

Rifiuti solidi a bassa e media radioattività.

Il trattamento previsto per i rifiuti solidi a bassa e media attività compattabili è la supercompattazione con successivo inglobamento in matrice cementizia per lo smaltimento definitivo. Tale trattamento sarà effettuato in parte con l'impiego di unità mobili (superpresse) della società Nucleco, ed in parte presso il centro della Casaccia, nell'impianto ICS42 dell'ENEA gestito dalla società Nucleco.

Rifiuti solidi ad alta radioattività.

Per i rifiuti solidi ad alta radioattività è allo studio la tecnologia di trattamento e condizionamento più appropriata dato che si tratta di materiale eterogeneo proveniente da diverse lavorazioni. Per tali rifiuti è comunque preso in considerazione un condizionamento finale in forma di manufatto cementizio.

il trattamento delle resine ad alta attività della centrale di Trino è previsto nel breve termine, essendo stata nel frattempo completata la qualificazione del processo di condizionamento;

il condizionamento degli altri rifiuti ad alta attività è differito all'epoca dello smantellamento delle centrali, onde poter essere condotto contestualmente con il trattamento dei rifiuti ad alta attività derivanti dallo smantellamento;

i rifiuti solidi a bassissima radioattività non saranno condizionati, ma immagazzinati in condizioni di sicurezza fino al decadimento al di sotto dei limiti di rilascio incondizionato, limiti che dovranno essere stabiliti dalle autorità competenti.

L'ENEL ha recentemente avviato uno studio di fattibilità tecnico-economica per la realizzazione di un sistema mobile per il trattamento dei rifiuti, facendo riferimento alla tecnologia della termodistruzione ad alta temperatura. Questa tecnologia dovrebbe assicurare la massima riduzione dei volumi ed una notevole stabilità dei rifiuti condizionati (vetrificati).

operazioni di decontaminazione preliminare, smontaggio e smantellamento delle attrezzature contaminate da plutonio esistenti nell'impianto. L'infrastruttura ASSO resterà disponibile per eventuali futuri interventi, mentre nei locali decontaminati sarà sistemata la sezione del CR Casaccia del Laboratorio nazionale di caratterizzazione dei rifiuti radioattivi.
Impianto EUREX. Data la perdurante necessità di mantenere in funzione l'impianto per le attività di trattamento, condizionamento e stoccaggio temporaneo dei rifiuti radioattivi, le operazioni di disattivazione si sono finora concretizzate a livello propedeutico. La disattivazione dell'impianto è prevista nel suo lungo periodo, a partire dal 2005, dopo il completamento dell'esercizio dell'impianto di vetrificazione CORA. Parte dell'impianto sarà opportunamente risistemata ed in essa continuerà ad operare il laboratorio nazionale di caratterizzazione dei rifiuti radioattivi quale infrastruttura di servizio permanente.
Impianto ITREC. A partire dalla seconda metà degli anni ottanta si è avviata nell'impianto una fase di decontaminazione preliminare. Il totale smantellamento dell'impianto ITREC seguirà alla campagna di trattamento dei rifiuti, il relativo piano di disattivazione sarà presentato alla fine del 1999.
Al di là delle azioni condotte, lo smantellamento sistematico degli impianti - che rimane l'obiettivo programmatico di lungo periodo - potrà iniziare solo quando sarà stato completato il trattamento e condizionamento dei rifiuti radioattivi e del combustibile irraggiato e l'alienazione delle materie nucleari ivi immagazzinati, e quando sarà disponibile il centro nazionale di stoccaggio dei rifiuti condizionati.
L'ENEA è azionista pressoché esclusivo della società FN spa, titolare dell'impianto di fabbricazione di combustibile nucleare di Bosco Marengo (AL), del quale è stata decisa la disattivazione. Nel giugno 1997 la FN ha presentato al Ministero dell'industria formale istanza di disattivazione della linea di fabbricazione del magazzino nucleare ai sensi del decreto legislativo 230/95. In sede di esame dell'istanza l'ANPA ha disposto una serie di verifiche e controlli preliminari che dovrebbero concludersi nel corso del 1999.
Nell'ipotesi che il Ministero dell'industria conceda l'autorizzazione nel corso dello stesso anno le attività di disattivazione potrebbero concludersi nel 2001 con il recupero degli edifici e la loro destinazione ad altri usi.
Avendo avviato e talvolta completato le attività propedeutiche per la messa in custodia protettiva passiva delle sue centrali, l'ENEL ha predisposto il programma di massima per lo smantellamento degli impianti.
L'attuazione di tale programma dipende da una serie di scelte strategiche e di condizioni esterne.
Le scelte strategiche si uniformano alla volontà di conseguire i seguenti obiettivi:

rendere certo il costo del decommissioning;

ottimizzarne il costo;

utilizzarlo come opportunità di business.

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Le condizioni esterne riguardano principalmente i seguenti aspetti:

la normativa tecnica di riferimento;

la disponibilità di alcune infrastrutture fondamentali;

gli aspetti procedurali;

la disponibilità di risorse finanziarie.

Il costo del decommissioning di un impianto nucleare si compone di due termini fondamentali: il costo delle attività sul sito (smantellamento delle strutture e condizionamento dei rifiuti) ed il costo di messa a dimora dei rifiuti radioattivi condizionati.
L'esperienza internazionale consente di condurre una stima sufficientemente accurata del costo delle attività sul sito, che può essere tuttavia rispettata solo a patto che le regole del gioco non cambino in corso d'opera e i programmi temporali non vengano dilazionati da ritardi autorizzativi o da incertezze nei finanziamenti. In quest'ottica si inquadra l'attività di ridefinizione dei costi di decommissioning delle diverse centrali che l'ENEL ha avviato con l'aiuto di qualificati consulenti internazionali. Se i programmi temporali che ne seguiranno saranno accettati da tutte le parti interessate come impegno circolante, la stima dei costi potrà assumere il significato di un bench-mark.

l'opportunità di localizzare nello stesso sito di ubicazione del deposito definitivo dei rifiuti di cui sopra l'infrastruttura per l'interim storage del combustibile irraggiato e dei rifiuti di III categoria condizionati. Inoltre, dallo studio effettuato è emersa l'impraticabilità dell'ipotesi di utilizzare, nel territorio peninsulare, miniere o cave come sito per il deposito, in quanto o meccanicamente instabili, o non idonee (per la presenza di falde o acquiferi) dal punto di vista idrogeologico, o sottoposte alla cosiddetta «chiusura mineraria».
Nello stesso periodo l'ENEA ha costituito una task force per individuare il sito nazionale di deposito dei rifiuti radioattivi; in particolare l'Ente è stato incaricato di intraprendere le azioni di natura sitologica e progettuale dirette all'individuazione e alla caratterizzazione di uno o più siti idonei ad ospitare il centro di deposito ed alla definizione concettuale del sistema ingegneristico. La priorità assegnata alla task force è stata quella di avviare le azioni preliminari, volte alla scelta del sito nel quale realizzare le strutture necessarie allo smaltimento dei rifiuti radioattivi di media e bassa attività.
Da documenti fatti pervenire alla commissione dall'ENEA, si evince che a tutt'oggi la task force ha svolto le seguenti attività:

completamento ed analisi critica dell'inventario nazionale di rifiuti e materiali destinati al sito di smaltimento, al fine di acquisire i dati per il dimensionamento del centro di deposito. Questa valutazione ha incluso anche i quantitativi dei rifiuti che proveranno dallo smantellamento delle centrali dell'ENEL e degli impianti dell'ENEA, che costituiscono la quota di gran lunga preponderante dei volumi da inviare al sito di smaltimento. L'inventario è in corso di revisione, in quanto dovranno essere definiti con maggiore approssimazione i suddetti dati (rifiuti radioattivi del CISAM, del CCR Ispra, eccetera);

elaborazione di un progetto concettuale per l'individuazione di un sito di smaltimento proponibile, sulla base delle caratteristiche qualitative e quantitative dei rifiuti italiani. Il lavoro è stato commissionato all'agenzia francese ANDRA (Agenzia nazionale per i rifiuti radioattivi), che ne ha verificato l'adattabilità a due siti italiani indicati dall'ENEA;

avvio di uno studio di performance assessment, avente per oggetto l'individuazione e l'applicazione di una metodologia di calcolo per la valutazione del comportamento ai fini del contenimento della radioattività, di un sistema di strutture modulari e del sito relativo nelle condizioni di esercizio normale ed in quelle incidentali;

caratterizzazione più dettagliata diretta a meglio definire le caratteristiche geochimiche ed idrogeologiche, antropiche, climatiche, eccetera, al fine di disporre di dati più precisi per la valutazione quantitativa di performance assessment e, quindi, meglio qualificare il programma ed il modello di calcolo. Inoltre la task force sito dell'ENEA ha messo a punto un sistema informativo geografico, SIG, riferito all'intero territorio nazionale per l'individuazione di siti potenzialmente idonei allo smaltimento di rifiuti a bassa e media radioattività. Il metodo si avvale di un sistema multiparametrico a punteggi e pesi che vengono assegnati alle diverse caratteristiche del sito. La caratteristica

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maggiormente valorizzata è quella socioeconomica: uso del suolo, distribuzione e densità della popolazione, vie di comunicazione.

Le altre caratteristiche che attengono alla valutazione della sicurezza, sia a breve che a medio e lungo termine, sono: la quota, la pendenza, la precipitazione, le caratteristiche idrogeologiche, la sismicità.
La metodologia adottata che può essere rivisitata ha permesso di assegnare ad alcune regione del centro e del sud dell'Italia (con esclusione delle isole) la classe di idoneità alta. Le stesse regioni presentano anche caratteristiche litologiche di tipo argilloso, marnoso o argilloso/marnoso di notevole interesse tecnico.
Di recente, per avviare una fase di concertazione strategica per le attività propedeutiche alla scelta di un sito di smaltimento per i rifiuti a media radioattività, è stato istituito, presso il Ministero dell'industria, un «Tavolo nazionale» composto da: Governo, regioni, UPI, ANCI, organizzazioni sindacali, nazionali e di categoria, ENEL, ENEA ed ANPA. Al completamento della fase informativa, il Ministero dell'industria si attende che le regioni o gli enti locali possano manifestare un eventuale interesse a mettere a disposizione del Paese un sito che risponda, in via preliminare, ai requisiti di sicurezza necessari alla realizzazione di un centro di smaltimento.

smaltimento, anche se tale estensione dovrebbe essere sottoposta ad un nuovo procedimento di licensing.
La tipologia delle strutture per lo smaltimento deriva da quella francese applicata nel centro dell'Aube, costituita da più unità ingegneristiche, a forma di parallelepipedo a base rettangolare realizzate in calcestruzzo armato, detti moduli, costruite fuori terra, della capacità di circa 5000 metri cubi, e destinate ad essere ricoperte con strati impermeabili dopo il riempimento, fino a ristabilire la configurazione iniziale del terreno, che è di tipo collinare. I manufatti radioattivi sono depositati nelle strutture modulari dopo essere stati immobilizzati in blocchi di calcestruzzo da 25 tonnellate, dette celle (dimensioni 2,5 x 2,5 x 2 metri), contenenti 18 manufatti cadauno. Ogni struttura di smaltimento può contenere 320 blocchi di calcestruzzo. Sia i blocchi di calcestruzzo che i moduli sono progettati per resistere ad un'accelerazione di 0,24 g. Attualmente risultano costruite 28 unità modulari, su due piattaforme rispettivamente da 16 e 12 moduli. A fine 1997 risultavano smaltiti 14 mila metri cubi di rifiuti condizionati.
Il centro di El Cabril ospita anche un laboratorio radiochimico ed un impianto per il condizionamento dei rifiuti radioattivi prodotti da piccoli produttori (ospedali, università, eccetera).
Il centro è operativo, di fatto, dal novembre 1992, quando i primi rifiuti giunsero nel deposito in una fase di pre-esercizio autorizzata a titolo di prova. Dal marzo 1993 il centro è stato autorizzato in esercizio dalle competenti autorità spagnole.
Il centro di El Cabril è gestito dall'Empresa nacional de residuos radioactivos (ENRESA) società di interesse nazionale i cui azionisti sono il CIEMAT (il corrispondente spagnolo dell'ENEA) e l'INI (Instituto nacional de industria). Essa è stata costituita con il decreto reale n. 1522 del 1984 per la gestione dei rifiuti radioattivi. I compiti di ENRESA, che riflettono sensibilmente anche la policy spagnola in materia di gestione del combustibile irraggiato, sono:

provvedere al trasporto e smaltimento nel centro di El Cabril dei rifiuti radioattivi di media e bassa attività prodotti e condizionati dai produttori nazionali;

definire le specifiche di accettabilità dei rifiuti condizionati e verificarne il rispetto tramite procedure di quality assurance;

condurre studi ed attività sperimentali dirette alla individuazione e qualificazione di un sito per lo smaltimento geologico dei rifiuti ad alta attività (che in Spagna includono anche il combustibile scaricato dalle centrali);

provvedere alla progettazione e realizzazione di sistemi di stoccaggio del combustibile irraggiato, sia di tipo centralizzato che presso le centrali di potenza;

provvedere alle attività di disattivazione delle centrali di potenza e di altre installazioni nazionali. Il decreto reale prevede che ENRESA assuma la responsabilità, operativa e di liability, di una centrale dopo il definitivo shut-down (la proprietà rimane tuttavia dell'operatore), divenga titolare della licenza di smantellamento, e proceda alle attività di smantellamento, i cui costi sono ripianati tramite il fondo a suo

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tempo costituito a valere sul prezzo del chilowattore. Nella pratica, la presa in carico da parte di ENRESA di una installazione da smantellare avviene solo dopo la decadenza definitiva della licenza di esercizio, evento che può intervenire, come di fatto succede, anche diversi anni dopo la fine dell'esercizio. Le attività operative di smantellamento vengono svolte tramite committenza ad operatori esterni, pubblici e privati, mentre ENRESA svolge il ruolo di società capocommessa.

L'ENRESA, ogni tre anni, elabora il piano nazionale per i residui radioattivi e lo sottopone all'approvazione del ministro dell'industria. All'atto della sua costituzione, l'ENRESA ha ricevuto un finanziamento iniziale da parte dello Stato per l'avvio dei lavori di qualificazione e realizzazione del sito di smaltimento. Secondo la legge istitutiva, l'ENRESA si finanzia con i proventi derivanti da una tassa sulla fornitura dell'energia elettrica; per i rifiuti di produzione non elettronucleare, l'ENRESA riceve i suoi proventi da tariffe ricavate sulla base dei servizi prestati.

esterne. Dopo il riempimento, le strutture vengono sigillate con cemento e materiale impermeabile.
Il centro dell'Aube costituisce un investimento globale di 1,4 miliardi di franchi e le spese di esercizio annuali, inclusa la ricerca, sono di circa 270 milioni di franchi.
Il centro di smaltimento dell'Aube è stato costruito ed è gestito dall'Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (ANDRA), costituita con il decreto ministeriale 7 novembre 1979 ed ha lo statuto di un ente pubblico economico (EPIC: Etablissement public industriel et commerciel). Risponde ai ministeri di industria, ricerca ed ambiente. Il suo ruolo è stato definitivamente sancito con la legge 30 dicembre 1991, n. 91-1.381, sullo smaltimento dei rifiuti radioattivi, che lo ha trasformato in un organismo pubblico industriale e commerciale sotto la tutela dei ministri dell'industria, della ricerca e dell'ambiente.
In pratica l'ANDRA sorveglia, come ente «terzo», tutti gli stadi della gestione dei rifiuti radioattivi attraverso il controllo del rispetto delle specifiche di produzione del manufatto, che costituiscono i criteri presi a base per il trasporto e lo smaltimento finale, ai quali gli esercenti dei reattori elettronucleari, degli impianti del ciclo del combustibile ed i piccoli produttori di rifiuti radioattivi si devono attenere. Senza tale compliance, i rifiuti non sono trasportabili né smaltibili, quindi di fatto non gestibili.
Attualmente l'ANDRA è impegnata in uno sforzo massiccio (tecnico, finanziario e politico) per la ricerca di un sito di smaltimento geologico profondo per i rifiuti ad alta attività.
Le principali fonti di finanziamento sono le sovvenzioni dello Stato e degli enti locali, la remunerazione dei servizi prestati, la partecipazione a programmi finanziati dall'Unione europea e la cessione a Paesi terzi del proprio know-how.

in strutture artificiali, costituite da barriere di cemento e calcestruzzo, realizzate in superficie o prossime agli strati superficiali del terreno. Alcuni Paesi invece, in considerazione di peculiari situazioni geografiche, hanno adottato soluzioni diverse. Ad esempio la Svizzera, che per la sua configurazione orografica non dispone di aree morfologicamente adatte per un tipo di smaltimento superficiale, ha in progetto di realizzare lo smaltimento dei rifiuti radioattivi a media e bassa attività in gallerie scavate nel fianco di una montagna nei pressi di Wellemberg. In questo caso il confinamento sarà assicurato in parte anche dalle barriere naturali.
Un altro esempio è costituito dalla Germania, che fino ad ora ha preso in considerazione di realizzare un centro di smaltimento nei pressi di una esistente miniera di ferro a Konrad, in Bassa Sassonia, che presenta favorevoli condizioni di stabilità. Ciò è stato possibile in quanto la Germania dispone di un gran numero di miniere dismesse con caratteristiche ideali sotto il profilo meccanico ed idrogeologico.

Questo tipo di gestione ha permesso di contenere la dose collettiva media a valori molto bassi (1,5 mman Sv).
La programmazione e la pianificazione della consegna dei manufatti radioattivi è computerizzata e permette alla società svedese di regolarne il flusso e la tipologia.
Dal 1988 al 1996 sono stati smaltiti circa 22 mila metri cubi di rifiuti a bassa e media radioattività, con un flusso di circa 2500-1500 metri cubi per anno.

situato all'estremità settentrionale dell'isola di Hoshuo, dove sono anche localizzati i principali impianti del ciclo del combustibile ed il deposito temporaneo dei rifiuti ad alta attività vetrificati e del combustibile irraggiato. Le strutture di smaltimento costituite da unità modulari e in calcestruzzo sono state realizzate a cielo aperto in un sostrato roccioso e, successivamente, ricoperte con strati di materiale artificiale e con terreno riportato, con una configurazione che assicura una completa impermeabilizzazione.
La capacità di progetto del centro di smaltimento, che sarà realizzato per fasi successive, sarà di 600 mila metri cubi pari a 3 milioni di bidoni condizionati da 200 litri. Attualmente sono stati smaltiti 40 mila metri cubi di rifiuti radioattivi.

realizzazione di un centro per lo smaltimento dei rifiuti radioattivi di bassa e media radioattività;

individuazione di sicure fonti di finanziamento.

È importante che il primo punto preceda ed accompagni le attività connesse alla scelta del sito ed all'istituzione dell'Agenzia, in quanto tale scelta rappresenta il vero e proprio cammino critico dell'intero processo per la completa denuclearizzazione del Paese.
Il percorso logico e cronologico sopra indicato è fondamentale per la ricerca del consenso, da raggiungere tramite un'azione capillare di informazione trasparente.
Quest'attività, diretta soprattutto agli amministratori ed ai politici locali, oltre che alle comunità scientifiche ed alle associazioni ambientaliste, eccetera, è opportuno che sia condotta da un organismo super partes, garante della correttezza delle procedure e delle informazioni.
L'ANPA, grazie all'indipendenza che le deriva dai suoi compiti istituzionali, si pone quale soggetto tecnico-scientifico di riferimento per la tutela dell'ambiente e della salute dell'uomo.
Il contributo al raggiungimento del consenso può essere utilmente ottenuto seguendo l'esempio della Francia, dove è stata a tale scopo istituita la particolare figura di un médiateur, nominato con decreto del primo ministro. La missione ad esso assegnata (la persona che è stata scelta è un deputato ambientalista) può essere così sintetizzata:

provvedere a tutte le consultazioni utili con le comunità locali, le popolazioni interessate, gli organi di governo locale, le associazioni (esempio: sindacati, ambientalisti, eccetera), a cui presentare l'insieme del progetto, gli obiettivi del programma di realizzazione, la sua integrazione nel progetto nazionale per la messa in sicurezza dei rifiuti radioattivi, le potenziali sorgenti di rischio e le conseguenti misure di sicurezza e protezione da adottare;

registrare tutte le osservazioni ricevute dai vari interlocutori, raccogliendole in un rapporto da presentare ai ministri competenti;

elaborare con le comunità locali interessate un progetto generale che includa tutte le possibilità di sviluppo locale e che preveda gli opportuni investimenti da richiedere al Governo.

Per dare attuazione a quanto detto, è necessario predisporre nuovi atti legislativi concepiti per garantire la massima efficacia all'intero sistema gestionale, lasciando nel contempo inalterato sia il quadro legislativo in materia di impianti destinati allo stoccaggio definitivo dei rifiuti radioattivi (decreto del Presidente del Consiglio dei ministri 10 agosto 1988, n. 377, in attuazione della direttiva 85/337/CEE, e decreto del Presidente della Repubblica 11 febbraio 1998), sia le competenze istituzionali di tutti i soggetti che, direttamente o indirettamente, sono coinvolti nel processo di sistemazione definitiva del pregresso nucleare.
In particolare, nell'elaborare gli schemi normativi, si ritiene che si debba anche tener conto, per quanto compatibile, come si è detto, con la specifica situazione del nostro Paese, delle esperienze di altri Paesi dell'Unione europea.

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Inoltre, l'istituenda Agenzia dovrà essere in grado, fin dal momento della sua istituzione, di assicurare un'efficiente operatività, tramite il trasferimento ope legis di parte delle specifiche competenze ancora disponibili in ambito nazionale (ENEA, ENEL, altri enti ed operatori).

concludere accordi di programma con le amministrazioni dello Stato, con le regioni e con gli enti locali, anche nell'ottica di predispone misure premiali di accompagno finalizzate a rimunerare la servitù territoriale di lungo periodo.
In definitiva l'Agenzia, che avrà personalità giuridica di diritto pubblico e sarà sottoposta alla vigilanza del ministro dell'industria, del commercio e dell'artigianato, deve provvedere e assicurare sia l'insieme delle operazioni che comportino la cessazione delle attività nucleari sia la gestione totale dei rifiuti radioattivi, assumendo la titolarità del centro di smaltimento per un periodo di circa 300-350 anni, durante il quale dovrà attuare, in via istituzionale, un controllo adeguato.
Gli esercenti ed i titolari di provvedimenti di disattivazione degli impianti nucleari devono elaborare una proposta globale di accantonamento (da aggiornare ogni tre anni) delle somme da destinare alle attività di smaltimento dei rifiuti radioattivi ed alla disattivazione e/o allo smantellamento di impianti nucleari, nonché alla custodia degli elementi di combustibile esaurito, da sottoporre all'approvazione del ministro dell'industria, del commercio e dell'artigianato, secondo le modalità che saranno stabilite dallo stesso ministro.
Parimenti, l'Agenzia è tenuta a predisporre un piano programmatico e finanziario triennale, nel quale dovrà tener conto degli aggiornamenti tecnologici e degli accantonamenti di cui sopra, che sottoporrà all'approvazione del ministro vigilante.
Le fonti di finanziamento dell'Agenzia saranno «principalmente» assicurate:
dallo Stato, per quanto attiene le spese di gestione e di investimento;

dai finanziamenti relativi ai programmi di tutela ambientale, ai sensi dell'articolo 49 della legge 23 dicembre 1988, n. 448, e dal contributo annuo da parte delle società interessate alla produzione, distribuzione e trasmissione di energia elettrica, istituite ai sensi del decreto legislativo 16 marzo 1999, n. 79;

dai produttori e detentori dei rifiuti radioattivi e dai titolari dei provvedimenti di disattivazione per le attività di smaltimento;

dai contributi esterni quali, ad esempio, quelli dell'Unione europea, degli enti di ricerca, eccetera;

dal proprio patrimonio.

Inoltre all'ANGERIR saranno assegnate, nella misura del 50,1 per cento, le azioni di proprietà del Ministero del tesoro, del bilancio e della programmazione economica delle società costituite a seguito delle privatizzazioni nel settore elettrico, per l'esercizio delle attività concernenti la disattivazione delle centrali elettronucleari, la chiusura del ciclo del nucleare e delle altre attività connesse e conseguenti.
Infine, in sede di prima attuazione, le risorse saranno, per la maggior parte, acquisite dall'Agenzia mediante trasferimento di uomini e mezzi da altre amministrazioni e organismi pubblici, come l'ENEA, l'ENEL e la Nucleco spa.

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È stato evidenziato, in precedenza, che la scelta del sito di smaltimento è un obiettivo di primaria importanza, di cui lo Stato deve farsi carico. Per essere quindi coerenti con gli obiettivi che si vogliono perseguire, è necessario che gli obblighi derivanti dalla normativa e connessi con l'esercizio del sito di smaltimento decorrano soltanto quando lo stesso sarà stato individuato con decreto del ministro dell'industria.

come si svolge l'iter per un sito di smaltimento, che l'Agenzia è anche il soggetto che qualifica il sito.
La qualificazione del sito. Non si deve confondere questo compito con la scelta del sito.
Si arriva, infatti, alla scelta di un sito attraverso un procedimento complesso, che implica non solo la definizione di un quadro degli indirizzi strategici ma anche scelte politiche e tecniche, queste ultime basate sulle caratteristiche che sono state prefissate dalle competenti autorità (ANPA).
Le diverse fasi comprendono: l'individuazione di vari siti potenzialmente idonei, la selezione di una rosa ristretta di siti, l'individuazione dei siti candidati e la scelta del sito in cui realizzare il centro di smaltimento.
Tutte queste operazioni, propedeutiche alla caratterizzazione completa ed alla qualificazione del sito, non richiedono necessariamente azioni in campo, ma possono essere svolte su documenti esistenti (mappe, piani regolatori, dati climatologici, dati socioeconomici, carte idrogeologiche). I siti candidati vengono resi pubblici e su essi si inizia una prima caratterizzazione in campo, che richiede pertanto il consenso pubblico. Questa fase deve essere preceduta o comunque affiancata da una puntuale informativa, capillare e trasparente, attraverso riunioni con Stato e regioni, province, enti locali, associazioni ambientaliste, eccetera, che come è stato detto in precedenza, può essere affidata ad un mediatore istituito con provvedimento legislativo di fonte governativa.
Tra i siti candidati si individua quello sul quale si inizia una preliminare attività di qualificazione, che viene svolta al fine di dare conferma ai dati che sono riportati nel rapporto di sicurezza. La qualificazione completa, che è estesa e costosa, richiedendo sondaggi, verifiche geotecniche, eccetera, si effettua solo per il sito finale. Queste fasi di qualificazione devono essere svolte necessariamente dall'Agenzia, in quanto titolare della licenza di esercizio.
È possibile anche ipotizzare che l'Agenzia debba svolgere le attività precedenti, di caratterizzazione, di concerto con enti ed istituti pubblici competenti nella materia.

i carichi di fuoco e confinando la radioattività residua in edifici e componenti sigillabili.
La seconda fase, detta di smantellamento, deve perseguire l'obiettivo del rilascio incondizionato del sito. Pertanto essa comprende l'allontanamento dall'impianto dei rifiuti radioattivi solidificati e, ove necessario, lo smantellamento delle infrastrutture e dei componenti contaminati ed attivati, nonché un'approfondita indagine radiometrica ambientale. Tale fase può essere avviata dopo circa 25-30 anni dall'arresto del reattore, allorquando la residua radioattività indotta nell'impianto non tenderà più a diminuire in modo significativo. Sarebbe quindi non utile prorogare ulteriormente l'avvio delle attività di smantellamento in quanto non comporterebbe ulteriore beneficio radioprotezionistico.


Per gli impianti nucleari del ciclo del combustibile le operazioni connesse alle attività di disattivazione, di norma, avvengono senza soluzione di continuità in quanto solitamente non sussistono le esigenze di radioprotezione che sono alla base del differimento delle attività di smantellamento.
Lo smantellamento degli impianti è quindi un passo importante della strategia di sistemazione delle attività nucleari pregresse in quanto rappresenta l'ultimo atto significativo che consente il completo recupero dell'area sulla quale era stato realizzato il reattore o l'impianto nucleare.
Tutte le attività di cui si è detto, finalizzate alla chiusura delle pregresse attività nel settore elettronucleare e del ciclo del combustibile saranno assicurate dall'Agenzia che, all'uopo, costituirà società con titolari dei provvedimenti di disattivazione.
Le funzioni non necessariamente da assegnare all'Agenzia, sono invece quelle di seguito descritte.
Le attività connesse con il processo di selezione del sito o dei siti candidati, cioè le attività a monte della qualificazione. Potrebbe, ad esempio ritenersi opportuno che esse vengano appositamente svolte da un attore diverso da chi dovrà poi qualificare e gestire il sito, allo scopo di separare la figura di chi qualifica il sito da colui che lo cerca e lo caratterizza.
Nel caso italiano, se assegnare o no questo compito all'Agenzia, dipende anche dai tempi di istituzione della stessa, in quanto le attività in corso condotte dall'ENEA e dal Governo non devono essere interrotte dovendo esse consentire di arrivare all'indicazione del sito candidato per quando sarà operativa l'Agenzia.
Le attività di condizionamento dei rifiuti radioattivi.
Di norma, i rifiuti radioattivi vengono condizionati dagli stessi esercenti degli impianti nucleari che li hanno prodotti, quali l'ENEA, l'ENEL e il centro Euratom di Ispra. Invece, in linea di principio, è auspicabile che il trattamento ed il condizionamento dei rifiuti radioattivi di origine industriale, tecnologica, scientifica, eccetera, venga attuato dall'Agenzia.

per la realizzazione dell'insieme delle infrastrutture all'interno ed all'esterno del centro di deposito definitivo, degli impianti di controllo, dei laboratori, dei servizi e delle strutture di deposito, secondo una prima stima condotta dalla task force dell'ENEA può essere dell'ordine di 500-600 miliardi (valore 1998), da suddividere in circa otto-dieci anni.
Le attività di progettazione e la costruzione sul sito anche del deposito temporaneo per l'alta attività e per gli elementi di combustibile potrebbe comportare il raddoppio dell'investimento. Vale la pena qui sottolineare che l'attuazione dell'intero programma richiede tempi relativamente lunghi. Si ricorda, quindi, che l'istituzione dell'Agenzia e la procedura per la scelta del sito dovranno procedere di pari passo.
Si può quindi supporre, anche sulla base di esperienze estere, di porre in atto un programma temporale così articolato:

avvio delle attività di promozione e della diffusione
dell'informazione: 1999;

approvazione della legge istitutiva dell'Agenzia: marzo 2000;

prosecuzione delle attività di caratterizzazione dei siti: dicembre 2000;

adozione del decreto ministeriale per la scelta del Sito: settembre 2001;

qualificazione del sito: marzo 2002;

procedure autorizzative: settembre 2002;

inizio costruzione: marzo 2004;

inizio esercizio: marzo 2007.

È stato detto, in premessa, che il centro di smaltimento in realtà è un centro dove si svolgono attività tecnologiche. È possibile quindi ipotizzare che nell'area si possano avviare altre iniziative compatibili e costituire poli di sviluppo a contenuto ecologico, di indubbia valenza socio-economica ed industriale. Infatti la realizzazione di infrastrutture, di laboratori e di servizi nonché l'esecuzione delle operazioni di disattivazione degli impianti nucleari sono indubbiamente un momento di stimolo per l'industria nazionale, che potrebbe impegnarsi a sviluppare e ad applicare tecnologie altamente innovative.
Esempi di questo tipo sono all'estero ormai una realtà.
La ricaduta qualitativamente non trascurabile di nuove iniziative potrebbe condurre ad un indotto (anche commerciale) di notevole interesse culturale per i cittadini e per gli amministratori locali. Ovviamente, far divenire realtà quanto è stato ipotizzato dipenderà molto dalla formulazione di un programma di interventi, dall'ammontare degli investimenti e dalla volontà politica degli amministratori locali. A tale proposito, giocherà un ruolo molto importante il contenuto dell'accordo di programma che l'ANGERIR e le suddette amministrazioni stipuleranno tenendo presenti le misure premiali previste dal Governo per la remunerazione della servitù territoriale di lunga durata.

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la seconda fase, che può definirsi transitoria o temporanea, comprende lo smantellamento completo dei sistemi e dei componenti, e dove è necessario anche delle strutture e degli edifici, il condizionamento dei rifiuti radioattivi prodotti nel corso dello smantellamento ed il rilascio del sito nucleare con «restrizioni»; è necessario passare per questa fase, ad esempio, quando il sito nucleare ospita più impianti (è il caso del sito multiunità di Saluggia, della Casaccia dell'ENEA o del centro europeo di Ispra) non necessariamente tutti disattivati, oppure quando parte o tutti i rifiuti radioattivi, per esigenze contingenti, non possono essere allontanati dall'impianto che li ha prodotti (ad esempio, sito di smaltimento in allestimento);

la terza fase, detta di rilascio incondizionato, si raggiunge quando è possibile rilasciare il sito senza vincoli radioprotezionistici.

Come è stato detto, le tre fasi possono essere eseguite senza soluzione di continuità o essere realizzate in modo differito nel tempo.

sociale, e della sanità, nonché della regione o provincia autonoma interessata e dell'ANPA. L'autorizzazione è rilasciata, ove necessario, per singole fasi intermedie rispetto all'ultimo stadio previsto. La suddivisione per singole fasi intermedie deve essere giustificata nell'ambito di un piano globale di disattivazione da allegare all'istanza di autorizzazione relativa alla prima fase. La documentazione tecnica da allegare all'istanza per ciascuna fase deve contenere:

il piano delle operazioni da eseguire;

la descrizione dello stato dell'impianto unitamente all'inventario delle materie radioattive;

l'indicazione dello stato dell'impianto al termine della fase;

l'analisi di sicurezza relativa alle operazioni da eseguire e allo stato dell'impianto a fine operazioni;

l'indicazione della destinazione dei materiali radioattivi di risulta;

una stima degli effetti sull'ambiente esterno;

un programma di radioprotezione anche per l'eventualità di un'emergenza.

Devono essere altresì indicati i momenti a partire dai quali vengono meno i presupposti tecnici per l'osservanza delle singole disposizioni legislative e delle prescrizioni di esercizio.
Entro sessanta giorni dal ricevimento della documentazione le amministrazioni trasmettono all'ANPA le proprie osservazioni. L'ANPA, esaminata la documentazione, tenuto conto delle osservazioni, trasmette alle stesse amministrazioni una relazione con le proprie valutazioni e con gli eventuali limiti e condizioni da osservare. Entro trenta giorni, le amministrazioni trasmettono all'ANPA le proprie osservazioni finali. L'ANPA, sentita la commissione tecnica, di cui all'articolo 9 del decreto legislativo n. 230 del 1995, invia al Ministero dell'industria, il proprio parere con l'indicazione delle eventuali prescrizioni. Il ministro dell'industria rilascia l'autorizzazione condizionandola all'osservanza delle eventuali prescrizioni definite dall'ANPA. L'esecuzione delle operazioni avviene sotto la vigilanza dell'ANPA.
Al termine delle operazioni il titolare dell'autorizzazione trasmette all'ANPA i rapporti che documentano le operazioni eseguite e lo stato dell'impianto e del sito. Il ministro dell'industria, sentite le amministrazioni interessate e l'ANPA, emette con decreto le eventuali prescrizioni connesse allo stato dell'impianto e del sito al termine delle operazioni.
Da quanto è stato detto, si evince che la procedura, alla quale si è accennato, appare particolarmente vincolata e ripetitiva riguardo ai pareri, tanto da risultare più complessa di quella prevista dallo stesso decreto per la costruzione di una centrale nucleare (articoli 36 e seguenti del decreto legislativo n. 230 del 1995).
Si tratta, quindi, di migliorare e semplificare l'attuale procedura lasciando inalterati i suoi caratteri di affidabilità relativamente alla sicurezza della popolazione e dei lavoratori nonché alla salvaguardia dell'ambiente.
Con tali premesse, è stata elaborata una proposta di modifica dell'articolo 56 del decreto legislativo n. 230 del 1995, che viene riportata nell'articolato (articolo 18).

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adozione di adeguati provvedimenti atti a ridurre il volume dei rifiuti radioattivi:

immobilizzazione, ove necessario, dei radionuclidi mediante condizionamento del rifiuto in matrice inerte (manufatti).

Con riferimento alle tecniche di confinamento, la guida tecnica n. 26 prende in considerazione due fondamentali parametri, la concentrazione di radioattività ed il tempo di decadimento dei radionuclidi presenti, per mezzo dei quali determina tre categorie di rifiuti radioattivi (paragrafo II, punto 3); in particolare, per la seconda categoria, indica anche i requisiti e le modalità di condizionamento e di smaltimento (paragrafo II, punto 5).
L'aspetto tecnico che nella presente nota si vuole evidenziare è quello relativo alle caratteristiche chimico-fisiche e meccaniche che i manufatti radioattivi (la cui radioattività si prevede che decada tra i 50 e i 300 anni - II categoria) devono avere per rappresentare una prima barriera all'eventuale rilascio di radioattività in caso di incidente.
Esse sono elencate al paragrafo II.5.4 della guida tecnica e riguardano: la resistenza alla compressione, la resistenza ai cicli termici, la resistenza alle radiazioni, la resistenza al fuoco, la resistenza alla biodegradazione, la resistenza all'immersione, la lisciviabilità ed i liquidi liberi.
La verifica dei requisiti dei manufatti deve essere inquadrata in un programma documentato di qualificazione e controllo sviluppato sulla base di criteri di garanzia della qualità.
Per tutti i rifiuti radioattivi non appartenenti alle prime due categorie, detti di terza categoria, la guida tecnica, al momento non dà indicazioni se non per il processo di condizionamento, riferendosi a generici «processi di vetrificazione o altri processi di condizionamento sufficientemente provati».

In tempi recenti (1994) la stessa IAEA ha provveduto a formulare una nuova e più articolata classificazione dei rifiuti, sviluppando criteri quantitativi - confrontabili con quelli della guida tecnica n. 26 - mirati principalmente a salvaguardare gli aspetti di radioprotezione in relazione al tipo di sistemazione finale nel sito di smaltimento.
Vista l'analogia con quanto è stato regolamentato in Italia (vedi tabella I della guida tecnica n. 26), si può senz'altro affermare che i criteri e la metodologia adottati dall'ANPA sono in linea con gli orientamenti internazionali.
Nel nuovo sistema di classificazione, anche l'IAEA prevede tre classi principali di rifiuti radioattivi, solidi o solidificati, le cui caratteristiche sono riassunte nello schema seguente.

Classificazione IAEA 1994.

Long Lived Waste (LILW-LL).

Rifiuti che eccedono il limite di concentrazione di attività per alfa emittenti di cui al punto precedente e non presentano una significativa produzione di calore.

High level Waste (HLW).

Rifiuti che eccedono il limite di concentrazione di attività per alfa emittenti di cui al precedente punto LILW-SL e presentano una significativa produzione di calore.
I rifiuti LILW-LL e HLW corrispondono alla terza categoria della guida tecnica n. 26.
Raccogliendo il parere della maggioranza degli esperti presenti nel gruppo, si è ritenuto di non dover specificare alcun valore di potenza termica di separazione fra i rifiuti appartenenti alle classi LILW-LL e HLW, mentre la IAEA stabilisce per tali rifiuti una soglia di 2KW/mc.
Il motivo sostanziale di tale decisione è che il limite di potenza termica è fissato in funzione delle caratteristiche del sito di smaltimento prescelto.
La soluzione che a tutt'oggi viene adottata per tale custodia è quella del deposito temporaneo, in attesa che i risultati degli studi condotti in appositi laboratori sotterranei possano essere utilmente impiegati per individuare e qualificare i siti geologici profondi.

Classificazione secondo i radionuclidi a emivita breve.

Se la concentrazione non supera i valori della colonna 1 della tabella seguente, il rifiuto appartiene alla classe A:

se la concentrazione è compresa fra i valori di colonna 1 e di colonna 2 della tabella, il rifiuto appartiene alla classe B;

se la concentrazione è compresa tra i valori di colonna 2 e di colonna 3 della tabella, il rifiuto appartiene alla classe C;
se la concentrazione supera i valori di colonna 3 della tabella, il rifiuto non è adatto allo smaltimento in un deposito superficiale;

per rifiuti contenenti più radionuclidi presenti nella tabella, la concentrazione totale viene rispettata quando la somma dei quozienti, ottenuti dividendo la concentrazione dei singoli radionuclidi nel rifiuto per il corrispondente limite riportato nella tabella riportata in precedenza non è superiore a 1.

Le leggi quadro di riferimento, contenenti tutte le applicazioni pacifiche dell'energia nucleare, sono: legge sull'energia nucleare (atto 25/1964); decreto 2869/1972 sul rilascio delle licenze per installazioni nucleari; regio decreto 2519/1982 sulla protezione della popolazione e dei lavoratori dal rischio di radiazioni ionizzanti (emendato nel 1987).
All'atto della sua costituzione, l'Agenzia ENRESA ha ricevuto una dotazione iniziale dallo Stato (finanziamenti, personale e infrastrutture già della JEN, Junta energia nuclear, l'Ente nucleare spagnolo analogo all'ex CNEN italiano).
Secondo la legge istitutiva dell'Agenzia ENRESA, i costi di tutte le attività relative alla gestione dei rifiuti radioattivi debbono essere sostenuti dai produttori dei rifiuti stessi. Il sistema previsto consiste nel fissare una tassa basata su una percentuale del conto totale delle forniture di energia elettrica fornita dall'intero comparto elettrico, in modo da costituire un fondo di dotazione permanente.
Attualmente l'ENRESA opera utilizzando quasi esclusivamente gli interessi prodotti da tale fondo, lasciando pressoché intatto il capitale in vista del suo utilizzo per le operazioni più impegnative (deposito centralizzato temporaneo per il combustibile irraggiato, sito nazionale di smaltimento definitivo in formazioni geologiche).
Per i rifiuti radioattivi non di produzione elettronuclare, è previsto invece il pagamento di specifiche tariffe applicate ai servizi prestati.

Francia.

Con decreto congiunto dei ministri dell'industria, dell'economia e del bilancio del 7 novembre 1979 è stata creata, in seno al CEA (Commissariat à l'energie atomique), l'ANDRA (Agenzia nazionale per la gestione dei rifiuti radioattivi).
La legge n. 1381 del 30 dicembre 1991, relativa alla gestione dei rifiuti radioattivi, ha separato l'ANDRA dal CEA, trasformandola in un organismo pubblico industriale e commerciale, sotto la tutela dei ministri dell'industria, della ricerca e dell'ambiente.
Sulla base di tale disposizione legislativa, il decreto del primo ministro n. 1391 del 30 dicembre 1992, riconfermando ed ampliando le finalità ed i compiti già definiti nel decreto 7 novembre 1979, ha definito la nuova organizzazione dell'Agenzia.
Oltre ai compiti specifici di gestione (raccolta dei rifiuti, predisposizione e gestione dei siti nazionali di deposito, sia per la bassa attività che per l'alta attività), l'ANDRA ha anche la responsabilità di definire le specifiche nazionali per il condizionamento dei rifiuti, di promuovere e contribuire ai programmi di ricerca nazionali in materia di gestione dei rifiuti, di repertoriare lo stato e la localizzazione di tutti i rifiuti radioattivi che si trovano sul territorio nazionale.
Fonti principali di finanziamento per l'ANDRA sono le sovvenzioni dello Stato e degli enti locali, la remunerazione dei servizi prestati in ambito nazionale, la partecipazione a programmi finanziati dall'esterno (esempio: Comunità europea), la cessione a Paesi terzi di proprie conoscenze (esempio: assistenza all'ENRESA per la realizzazione del deposito di El Cabril).

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Germania.

Le leggi di riferimento sono: Atomic energy act (15 luglio 1985, emendato il 19 luglio 1994); Radiation protection ordinance (13 ottobre 1976, emendato il 2 agosto 1994); Directive on the control of radioactive waste (16 gennaio 1989, emendato il 14 gennaio 1994).
La responsabilità primaria per la gestione dei rifiuti radioattivi è del BFS (Ufficio federale per la protezione dalle radiazioni), creato nel 1976 con il nome di PTB, poi mutato in BFS, e posto sotto la giurisdizione del BMU (Ministero federale per l'ambiente, la protezione della natura e la sicurezza dei reattori).
Per gli aspetti relativi alla ricerca tecnologica sulla gestione dei rifiuti radioattivi, il BMU agisce congiuntamente con il BMFT (Ministero federale per la ricerca e la tecnologia).
Il BFS si avvale, come bracci operativi, delle società DBE (Compagnia germanica per la costruzione e la gestione di depositi per rifiuti radioattivi) e GNS (Compagnia per i servizi nucleari, di proprietà per l'80 per cento delle utilities elettronucleari).
I costi per la gestione dei rifiuti radioattivi debbono essere sostenuti dai produttori dei rifiuti stessi, sia pagando direttamente i servizi, sia attraverso la costituzione e capitalizzazione di un fondo speciale per la gestione dei rifiuti e lo smantellamento degli impianti, che i produttori di energia elettronucleare sono obbligati ad accumulare. La responsabilità primaria per la gestione di rifiuti radioattivi è del BFS.

Olanda.

La legge di riferimento è il Nuclear energy act n. 62 (21 febbraio 1963, sessioni 13 e 14).
Nel 1982 è stata istituita con apposita legge la società COVRA (Organizzazione centrale per i rifiuti radioattivi), responsabile della gestione di tutti i rifiuti radioattivi prodotti in Olanda.
La COVRA è una società di tipo privatistico.
Il budget della COVRA è coperto per il 60 per cento dalle utilities elettronucleari, per il 30 per cento dall'ECN (l'Ente statale olandese di ricerca energetica, assimilabile all'ENEA), e per il restante 10 per cento direttamente dallo Stato.

Svezia.

Le leggi che regolano in Svezia la gestione dei rifiuti radioattivi sono le seguenti: Act n. 1984/3 on nuclear activities (1984); Radiation protection act n. 1988/020 (1988); Act n. 1992/1537 on the financing of future costs of nuclear waste management.
La responsabilità della gestione dei rifiuti radioattivi è affidata alla società SKB (Compagnia svedese per il combustibile nucleare e la gestione dei rifiuti radioattivi).
La SKB, società costituita in prevalenza dalle 4 utilities elettronucleari nazionali, sottopone il suo programma triennale alla SKI (Ispettorato nucleare svedese), che lo valuta e lo sottopone, con le sue osservazioni, all'approvazione del Governo.

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I fondi necessari sono raccolti prelevando una quota parte della bolletta elettrica secondo un fattore annualmente aggiornato dalla SKI (attualmente pari a 0,019 corone svedesi per Kwh, ossia 4.4 lire/Kwh). Con questo sistema, tenendo conto anche degli interessi, fino al 1994 sono stati accumulati fondi pari a circa 15 miliardi di corone svedesi (circa 3500 miliardi di lire), che la SKB può utilizzare (e ha già in parte utilizzato) per coprire i costi di costruzione e gestione di impianti ed infrastrutture per lo stoccaggio sia temporaneo che definitivo del combustibile irraggiato. I costi relativi alla gestione e deposito degli altri rifiuti prodotti in Svezia non sono coperti da questi fondi, ma vengono pagati direttamente dai produttori.

Svizzera.

Le leggi svizzere che regolano la gestione dei rifiuti radioattivi sono le seguenti: Federal atomic energy act (23 dicembre 1959, ultimi emendamenti 3 febbraio 1995, sezioni 4, 9, 39); Federal order supplementing the atomic energy act (6 ottobre 1968, sezioni 1 e 10); Ordinanza per le misure preparatorie per la costruzione di depositi per rifiuti radioattivi (27 novembre 1989); Ordinanza per la protezione delle radiazioni (22 giugno 1994, sezioni da 89 a 93).
Sulla base di tali leggi per quanto riguarda la gestione dei rifiuti:

la raccolta, il trattamento, il condizionamento e lo stoccaggio temporaneo dei rifiuti «non elettrici» sono assegnati tramite l'EDI (dipartimento federale dell'interno) al PSI (Paul Scherrer institute, istituto statale) con sede a Wurelingen;

il deposito centralizzato dei rifiuti «elettrici» (compresi quelli di ritorno dall'estero) è affidato alla società privata ZEILAG (Zwischenlager Wurelingen AG), fondata nel 1990 dalle utilities, che lo sta realizzando sempre a Wurelingen;

per la predisposizione e la gestione dei siti di smaltimento definitivo di tutti i rifiuti svizzeri, nonché per la promozione delle attività di ricerca di appoggio, è stata costituita fin dal 1972 la società NAGRA, di tipo privatistico, finanziata dallo Stato e dalle utilities.

È previsto per legge che le utilities elettronucleari (tramite prelievo dalla bolletta elettrica) e tutti gli altri produttori di rifiuti radioattivi contribuiscano ad alimentare un fondo destinato alla gestione dei rifiuti ed allo smantellamento degli impianti.
Da tale fondo attinge la NAGRA sia per le attività di ricerca sui siti di smaltimento ecologico per i rifiuti ad alta attività, sia per la realizzazione del deposito finale per i rifiuti a bassa attività (attualmente in corso nel sito di Wellemberg).

Regno Unito.

Le principali leggi che regolano la gestione dei rifiuti radioattivi sono: Nuclear installation act (1965, emendato da regulations del 18 settembre 1990); The control of pollution (radioactive waste), regulation

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n. 959 (1976), n. 863 (1984), n. 708 (1985), n. 1158 (1989): Radioactive substances act. sections 13 and 14 (1993).
Sulla base di tali leggi, la responsabilità di sviluppare, controllare ed aggiornare periodicamente la strategia nazionale per la gestione dei rifiuti radioattivi è competenza del Secretary of State for the environment, di concerto con altri ministeri interessati. L'atto più recente è costituito dal documento UK Government review of radioactive waste management policy, emesso dal Secretary of State for the environment il 19 maggio 1994.
I compiti operativi sono affidati a due organismi, entrambi di proprietà dello Stato:

la BNFL (British nuclear fuel services), sotto la vigilanza del Department of environment, che fornisce, su basi commerciali (anche a clienti esteri), servizi di ritrattamento e di trattamento, condizionamento e interim storage di rifiuti radioattivi ad alta e media attività, e gestisce il deposito nazionale di Drigg per lo smaltimento definitivo dei rifiuti a bassa attività;

la NIREX (Nuclear energy radioactive waste executive), sotto la vigilanza del Department of energy, fondata nel 1985 per attuare la strategia governativa di smaltimento definitivo dei rifiuti di bassa e media attività prodotti nel Regno Unito.

Il costo della gestione dei rifiuti radioattivi deve essere interamente sostenuto dai rispettivi produttori.
La BNFL opera in regime puramente commerciale.
La NIREX è supportata, oltre che dallo Stato (Department of energy), dalla stessa BNFL e dalle utilities elettronucleari.

Stati Uniti d'America.

La gestione dei rifiuti radioattivi è regolata da un complesso corpus di leggi, di cui si elencano qui di seguito le principali:

Nuclear waste policy act (1982);

Nuclear waste policy amendments act (1987);

Energy policy act, section 801 (1992);

Low level radioactive waste policy act (1980, emendato nel 1985);

Department of energy, Order 5820.2A, Radioactive waste management;

Waste isolation pilot plant land withdrawal act (1992);

West valley demonstration project act (1980).

Il Nuclear waste policy act prescrive che i produttori di combustibile irraggiato e i generatori di rifiuti ad alta attività paghino l'intero costo del loro smaltimento e che sia stabilito un nuclear waste fund per coprire i costi del programma di gestione dei rifiuti radioattivi.
A tale scopo, una tassa variabile è stata caricata sulle bollette elettriche a partire dall'aprile 1983, in aggiunta ad una tassa una tantum per coprire la produzione di rifiuti prima di tale data.