Francesco Troiani:rifiuti nucleari, ricerca e sviluppo tecnologico

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Intervento di Francesco Troiani (ENEA) al convegno "La gestione dei rifiuti radioattivi" organizzato il 10 Marzo 2011 dal Forum Nucleare Italiano

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Francesco Troiani:rifiuti nucleari, ricerca e sviluppo tecnologico

  1. 1. La gestione dei rifiuti radioattivi Rifiuti nucleari: Ricerca e sviluppo tecnologico Francesco Troiani – ENEA Membro Commissione Tecnica per la sicurezza nucleare e la protezione sanitaria dalle radiazioni ionizzanti (Art. 9, D. Lgs. 230/95) Roma, 10 marzo 2011 Centro Congressi Palazzo Rospigliosi, Via XXIV maggio, 43 www . enea .it
  2. 2. Sommario <ul><li>Produzione elettrica e generazione di rifiuti </li></ul><ul><li>Smaltimento scorie da produzione di energia e conseguenze </li></ul><ul><li>Origine dei rifiuti radioattivi e produzione europea </li></ul><ul><li>Evoluzione dei rifiuti radioattivi: Decadimenti </li></ul><ul><li>Classificazione e standard di sicurezza </li></ul><ul><li>Rifiuti Radioattivi: Necessità di R&ST </li></ul><ul><li>Minimizzazione rifiuti e fasi di gestione </li></ul><ul><li>Trattamenti e condizionamento </li></ul><ul><li>Isolamento dei rifiuti radioattivi e smaltimento </li></ul><ul><li>Combustibile esausto </li></ul><ul><li>Prospettive attuali e future </li></ul><ul><li>L’impegno dell’ENEA </li></ul><ul><li>Conclusioni </li></ul>
  3. 3. Produzione elettrica e generazione di rifiuti U naturale 121 g Comb. Solidi * 2.065 kg Metano * 972 m 3 Idrocarburi * 1.215 kg * Energia Elettrica: 292.641.700.000 kWh; Persone 60.221.000; p.p. 4.859 kWh Uso fonte primaria per persona per 4.859 kWh 1.950 ~ 4.400 ~ 6.000 <ul><li>16 g combustibile esausto </li></ul><ul><li>- 0,365 l rifiuti radioattivi M.B. A. </li></ul>Scorie per persona * Elaborazione da: Dati statistici Terna (2009) CO 2 (kg) < 250 Altri Ceneri 60 – 365 kg oppure, oppure, oppure,
  4. 4. Smaltimento scorie da produzione di energia Diluizione e dispersione nell’ambiente Isolamento e messa a dimora in depositi confinati Superficiale Geologico ~ 1 % CO 2 tot in atm/anno CO 2 375 GWe Fonti fossili Fonte Nucleare Rifiuti MeB A ~ 200.000 m 3 /y Comb. esausto (10y) 11.500 tSF, ~ 2,5 10 20 Bq * Elaborazione dati: Argonne National Lab, Human Health Fact Sheet, August 2005; Idaho State University : Natural radioactivity ~ 1,5 % di 40 K in SW/anno*; 40 K in acqua di mare (SW)* ~ 1 ,7 10 22 Bq http://earthobservatory.nasa.gov 2.750 GtCO 2 Ritrattamento - condizionamento U, Pu Pre-Trattamenti Clearance Condizionamento Incapsulamento - stoccaggio Acqua e gas nobili 0,01 mSv/a p.p.
  5. 5. Conseguenze smaltimento CO 2 in aria Obiettivo Kyoto: - 6,5 % delle emissioni del 1990 fonte: EUROSTAT 2007
  6. 6. Origine dei rifiuti radioattivi <ul><ul><ul><ul><ul><li>Ciclo del combustibile nucleare </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Smantellamento impianti </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Ricerca e Medicina </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Ospedali </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Laboratori analisi </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Industria farmaceutica </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Reattori di ricerca </li></ul></ul></ul></ul></ul>Centrale di Yankee Rowe <ul><ul><ul><ul><ul><li>Altri </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Rivelatori di fumo </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Parafulmini </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Radio-luminescenti </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Ceneri </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Saldature </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Derivati del Torio (lenti, refrattari) </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>……… </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Industria </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Petrolifera </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Fosfati </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>Metallurgica </li></ul></ul></ul></ul></ul><ul><ul><ul><ul><ul><li>………… </li></ul></ul></ul></ul></ul>
  7. 7. Produzione di rifiuti radioattivi in Europa 40.000 m 3 = 90 cm 3 per persona 3.000 m 3 = 7 cm 3 p.p. 240 m 3 = 0,5 cm 3 p.p. 2.400t = 5 g p.p. 36 milioni t = 100 kg p.p. Fonte: Direzione Generale Trasporti e Energia; Ute Blohm-Hieber (2006) <ul><li>Rifiuti radioattivi totali per anno (EU-25): </li></ul><ul><li>Dove... </li></ul><ul><li>Lunga vita a bassa attività: </li></ul><ul><li>Alta attività, vetrificati: </li></ul><ul><li>Combustibile irraggiato: </li></ul><ul><li>In confronto (EU-15, 2000): </li></ul><ul><li>Rifiuti Tossici: </li></ul>
  8. 8. Produzione di rifiuti da smantellamento Nuovi impianti Costi decommissioning: 300-450 USD 2001 /kWe ( fonte: OECD-NEA 2008 ) 560 € 2010 /kWe ( fonte: MIT 2009 ) Centrale di Connecticut Yankee
  9. 9. Evoluzione dei rifiuti radioattivi: Decadimenti Tempo (anni) Esempi di Tempi di dimezzamento: 60 Co = 5,2 anni 14 C = 5.730 anni 239 Pu = 24.400 anni 238 U = 4,5 miliardi di anni 500 1.000 1.500 2.000 2.500 TEMPO DI DIMEZZAMENTO: tempo occorrente perché un materiale radioattivo perda la metà della sua radioattività iniziale. 3.000 3.500 4.000 241 Am: 432 anni 0 90 Sr: 28,1 anni 137 Cs: 30 anni
  10. 10. Classificazione e standard di sicurezza <ul><ul><li>Rifiuti che al massimo in qualche anno , decadendo, raggiungono concentrazioni di radioattività inferiori …. ( valori trascurabili ) ….. . </li></ul></ul>Rifiuti che entro un massimo di qualche centinaio di anni raggiungono concentrazioni di radioattività dell’ordine di alcune centinaia di Bq/g. Tali rifiuti devono essere trattati e condizionati. La cementazione è la tecnologia maggiormente affermata. <ul><ul><li>Rifiuti che richiedono migliaia di anni per raggiungere, decadendo, concentrazioni di radioattività di alcune centinaia di Bq/g. </li></ul></ul>I Categoria II Categoria III Categoria Guida Tecnica ENEA-DISP n. 26 e D.lgs. 230/95 e smi IAEA <ul><ul><li>Tali rifiuti devono essere trattati e condizionati, in una forma (vetro, cemento, rocce sintetiche o combustibile incapsulato) compatibile con la formazione geologica dove saranno smaltiti. </li></ul></ul>Safety Guides Requirements Safety Fundamentals
  11. 11. Rifiuti Radioattivi: Necessità di R&ST <ul><li>I rifiuti radioattivi sono sotto controllo, esistono soluzioni provate e sono state maturate numerose esperienze a livello mondiale per la loro corretta gestione e smaltimento. </li></ul><ul><li>Tuttavia, sono costantemente sviluppate attività di ricerca e sviluppo tecnologico, studi e miglioramenti dei processi, coerentemente ai Principi fondamentali di Radioprotezione: </li></ul><ul><li>Giustificazione </li></ul><ul><ul><li>Nessuna pratica che preveda esposizione a radiazioni deve essere adottata a meno che non produca benefici, all’individuo o alla società, tali da giustificare il danno che causa. </li></ul></ul><ul><ul><li>Limitazione della Dose </li></ul></ul><ul><ul><li>Limiti di dose devono essere adottati in modo che gli individui o i gruppi di individui non eccedano un accettabile livello di rischio. </li></ul></ul><ul><li>Ottimizzazione della Protezione </li></ul><ul><ul><li>Le esposizioni devono essere il più basse ragionevolmente possibile, tenendo conto dei fattori economici e sociali. </li></ul></ul><ul><ul><li>A L A R A : A s L ow A s R easonably A chievable </li></ul></ul>
  12. 12. Tematiche di R&ST IFNEC (exGNEP)-INFRASTRUCTURE DEVELOPMENT WORKING GROUP R&D for the management of radioactive waste, including gaps and opportunities
  13. 13. Minimizzazione rifiuti e fasi di gestione <ul><li>Pretrattamento </li></ul><ul><li>Trattamento </li></ul><ul><li>Condizionamento </li></ul><ul><li>Deposito lungo termine </li></ul><ul><li>Smaltimento </li></ul>Confinamento Isolamento Azioni trasversali Caratterizzazione Deposito Temporaneo Trasporto Maggiormente preferibile Evitare Ridurre Riutilizzare Recuperare Obiettivi Minimizzazione Decontaminazione Clearance levels Rilascio Incondizionato Piano Controllo ; R&ST Att.  -  < 1 Bq/g Att.  < 0,1Bq/g <ul><li>Cemento 40 K = 0,4 Bq/g </li></ul><ul><li>Tufo 40 K = 1,8 Bq/g </li></ul><ul><li>Granito 40 K = 0,64 Bq/g </li></ul><ul><li>Uomo 40 K = 0,06 Bq/g </li></ul><ul><ul><li>14 C = 0,21 Bq/g </li></ul></ul>Materiali naturali (ICRP) Fasi di gestione
  14. 14. Trattamento rifiuti radioattivi (1) I rifiuti radioattivi sono sottoposti a pretrattamenti chimici e fisici. Combustibile esausto Rifiuti solidi combustibili Rifiuti liquidi organici Rifiuti liquidi acquosi U, Pu Rifiuti radioattivi secondari Concentrati e fanghi Acqua non radioattiva Ritrattamento Concentrazione Combustione Ceneri radioattive Off-Gas non radioattivi
  15. 15. Trattamento rifiuti radioattivi (2) Rifiuti Compattati Componenti radioattivi Componenti inattivi Supercompattazione Rifiuti solidi comprimibili Rifiuti solidi incomprimibili Grandi componenti Sorgenti radioattive Smontaggi Tagli Separazione Macinazione Operazioni specifiche Le attività di R&ST sono mirate alla minimizzazione dei volumi dei rifiuti radioattivi ed alla riduzione del rilascio di radioattività nell’ambiente.
  16. 16. Condizionamento rifiuti: cementazione Il “condizionamento” è la conversione in una forma solida stabile e duratura, che ne consenta la manipolazione, lo stoccaggio, il trasporto e lo smaltimento. Rifiuti solidi compattati Rifiuti liquidi omogenei Cementazione Le attività di R&ST sono mirate alla “formulazione” di nuove matrici di condizionamento per enfatizzare la resistenza e durabilità e la segregazione della radioattività.
  17. 17. Condizionamento rifiuti: Vetrificazione Vetrificazione Fusione vetro e colata Contenitore H = 1.3 m ø = 0.4 m Contenitore di trasporto e stoccaggio Le attività di R&ST sono mirate allo sviluppo di nuove matrici di condizionamento con maggiori capacità di resistenza e durabilità e segregazione della radioattività.
  18. 18. Dosi alla popolazione mSv
  19. 19. Isolamento dei rifiuti radioattivi <ul><li>Proteggere le popolazioni (presenti e future) e l’ambiente, fino a quando il contenuto di radioattività non avrà raggiunto un livello comparabile con quello naturale; </li></ul><ul><li>Non esporre la popolazione a dosi superiori ai livelli stabiliti dalla legge: ( 0.01 mSv/anno in condizioni normali e 1 mSv/anno in casi incidentali). </li></ul>Per prevenire il rilascio della radioattività nell’ambiente, i rifiuti radioattivi sono confinati all’interno di un adeguato numero di barriere artificiali e naturali, con l’obiettivo di:
  20. 20. Lo smaltimento dei rifiuti radioattivi Il Deposito Geologico è costituito da barriere artificiali (opere ingegneristiche) e barriere naturali stabili (formazioni saline, argillose, granitiche, etc.), idonee a mantenere confinata la radioattività per un periodo relativamente “lungo” (superiore a diverse centinaia di migliaia di anni), sufficiente al decadimento radioattivo. Il Deposito Superficiale o sub superficiale è costituito da “sole” (o quasi) barriere artificiali (opere ingegneristiche), idonee a mantenere confinata la radioattività per un periodo relativamente “breve” (tipicamente inferiore a 1000 anni), comunque sufficiente al decadimento radioattivo. La qualificazione dei depositi è effettuata ( Performance Assessment ) con lunghi studi ed approfondite analisi dei fenomeni di dispersione della radioattività attraverso le barriere protettive.
  21. 21. Smaltimento superficiale Condizionamento Modulo di isolamento Cella di smaltimento Caratterizzazione e inventario
  22. 22. Qualificazione matrici Resistenza a compressione Tempi di presa Stabilità dimensionale Resistenza alla lisciviazione Preparazione malta Resistenza al fuoco Resistenza alla biodegradazione Cicli termici Resistenza all’irraggiamento Immagini Resistenza all’immersione Permeabilità gas (H 2 ) Permeabilità H 2 O
  23. 23. Test integrali manufatti e qualificazione barriere Resistenza all’alta temperatura Verifica assenza di liquidi liberi <ul><li>Studio e qualificazione barriere di deposito superficiale : </li></ul><ul><li>Infiltrazione acqua </li></ul><ul><li>(idrogeologia, modelli di trasporto fluidi, etc.) </li></ul><ul><li>Degradazione contenitori (fusti) </li></ul><ul><li>Degradazione delle barriere </li></ul><ul><li>(lisciviazione, carbonatazione, attacco solfatico e alcalino, corrosione acciaio, degradazione materiali e componenti, Fratture: sforzi meccanici, cicli termici, etc.) </li></ul><ul><li>Rilascio dei radionuclidi </li></ul><ul><li>(risciacquo, diffusione liquidi e gas, solubilità, dissoluzione, etc.) </li></ul><ul><li>Backfill - Grout </li></ul><ul><li>(processi di trasporto, adsorbimento, diffusione e permeabilità ai gas, stabilità (radiazioni), etc.) </li></ul>Immagini Simulazione del rifiuto
  24. 24. Combustibile esausto: Radioattività e decadimenti Anni dopo lo scarico Attività (Ci/tU i ) Elaborazione dati: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING: 151, 261–273 (2005 ) La radioattività è molto concentrata. Il decadimento radioattivo la riduce sensibilmente nel tempo, a differenza di altri inquinanti che non sono soggetti a decadimento. 2,2 10 16 Bq 1,8 10 15 Bq Le attività di R&ST sono mirate ad una sensibile riduzione della “vita” del rifiuto, eliminando gli Attinidi Minori oltre al solo Pu.
  25. 25. Combustibile esausto: Potenza termica Anni dopo lo scarico Potenza termica (W/tU i ) Elaborazione dati: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING: 151, 261–273 (2005 ) 2.000 W/tU i 400 W/tU i THORP , Sellafield , UK <ul><ul><li>Tempo di durata: 50 anni </li></ul></ul><ul><ul><li>Capacità: 5.000 tU </li></ul></ul><ul><ul><li>Dimensioni: 130 m x 60 m x 30 m (Fase I, 3.000 tU) </li></ul></ul>Cask, U.S. NRC Deposito temporaneo Aomori, Giappone Produzione Spent Fuel Fino al 2030, ~10.000 t/y; nel 2050 ~ 20.000 t/y. Accumulo al 2050: ~ 700.000 t Un reattore da 1.600 MW in 60 anni produce ~ 3.200 elementi esausti (area ~ 450 m 2 x 6 m)
  26. 26. Prospettive attuali e a breve termine 5.221,3 Kg tot. 3.876,5 2.931,7 - 26 % - 44 % 41,3 Attinidi Kg tot. 36,5 31,7 - 12 % - 23 % R&ST Aumentare il Burn-up può portare a sensibili riduzioni dei quantitativi dei rifiuti prodotti. E’ necessario però effettuare attività di R&ST per migliorare le “performance” del combustibile ed implementare nuovi materiali strutturali.
  27. 27. Test di tenuta dei contenitori di trasporto Le attività di R&ST sono mirate al miglioramento delle “performances” dei contenitori e della loro capacità di tenuta.
  28. 28. Smaltimento geologico Lo smaltimento in profondità dei rifiuti radioattivi a lunga vita ed alta attività e del combustibile irraggiato è attivamente avviato in Finlandia, Svezia, Stati Uniti, mentre altri Paesi (Francia, Giappone, Belgio, etc) sono in una fase di studio e di progetto molto avanzata ( Laboratori Sotteranei ). Le formazioni geologiche scelte sono principalmente i depositi salini, le sedimentazioni argillose e le rocce granitiche. Forsmark, Svezia Costruzione: 2015-2022 Esercizio: 2023-2070 Formazione di granito 500 m di profondità
  29. 29. Caratterizzazione delle formazioni geologiche <ul><li>Concetti fondamentali: </li></ul><ul><li>Passività del sistema; </li></ul><ul><li>Sicurezza (radioattività ed antintrusione); </li></ul><ul><li>Flessibilità e convenienza; </li></ul><ul><li>Fattibilità; </li></ul><ul><li>Reversibilità (periodo iniziale); </li></ul><ul><li>Rispetto delle risorse (idriche, minerarie o altro). </li></ul>Andra, Dossier 2005 <ul><li>Studio e qualificazione barriere geologiche, R&ST : </li></ul><ul><li>ricerca geologica di base; </li></ul><ul><li>ricerche mirate su specifici contesti geoscientifici (geologia regionale, idrogeologia, geologia strutturale, geomeccanica: ammassi rocciosi, formazioni saline di origine evaporitica e formazioni argillose); </li></ul><ul><li>attività di studio in situ con Underground Research Laboratory (comportamento materiali ingegneristici, risposta allo stress e alle perturbazioni indotte dalla realizzazione ed dall’esercizio, interazione rifiuto/formazione, caratterizzazione chimico-fisica , stabilità geodinamica e sismica, permeabilità idraulica e gassosa, conduttività termica, plasticità, adsorbimento/migrazione nuclidi, porosità, solubilità, proprietà meccaniche, capacità autosigillante, …… </li></ul>
  30. 30. France, Haute-Marne, Bure . Strato di argilla a 500 m, (di 150 milioni anni) Germania Konrad, miniere di ferro ; Gorleben, miniera di sale . Laboratori sotterranei Belgio, SCK.CEN, formazione argillosa Yucca Mountain, USA Studio impatto termico
  31. 31. NUMO – Progetto di deposito geologico giapponese Surface facility   Area : about 1km 2 Underground facility   Depth : 300m ~   Width : about 2km * 3km - Total cost of disposal project : About 3 trillion yen (for about 40,000 units of high-level radioactive waste, up to 2021) - Balance of reserve : About 710 billion yen (as of March 2010) <ul><li>Ordine di grandezza dei costi </li></ul><ul><li>Circa 3 trilioni di yen </li></ul><ul><li>sono 26,6 miliardi di € </li></ul><ul><li>Con l’attuale parco di 46,8 GW e un tasso di interesse del 5%, l’impianto sarebbe ammortizzato in circa 30 anni con costo in un range di 0,47 - 0,14 cent€/kWh a seconda del cash flow (30% + 30 rate costanti). </li></ul>
  32. 32. WIPP - Waste Isolation Pilot Plant (USA)
  33. 33. Prospettive a lungo termine (schema concettuale) 10 1.000 10.000 100.000 1.000.000 100 10 1 0,1 100 1.000 10.000 ~430 anni ~ 340.000 anni Minerale di Uranio Prodotti di Fissione Rifiuti a breve vita Combustibile esausto Rifiuti a lunga vita O O Deposito superficiale Barriere artificiali Deposito geologico Barriere naturali Radiotossicità relativa anni GEN IV Reattore veloce IV gen Fabbricazione Combustibile a U-Pu-AM U Pu AM Partitioning Reattore III gen Rifiuti a breve vita U nat U depl Residui a lunga vita Oppure ADS ?
  34. 34. L’impegno dell’ENEA: Rifiuti radioattivi L’Agenzia, in collaborazione con le Università (CIRTEN), svolge fondamentali attività di R&ST sulla gestione dei rifiuti radioattivi: <ul><ul><li>Analisi di sicurezza e “performance assessment” per i depositi di rifiuti radioattivi di tipo superficiale e profondi; </li></ul></ul><ul><ul><li>Modellistica dei fenomeni di dispersione dei contaminanti attraverso le barriere protettive di un deposito di rifiuti radioattivi; </li></ul></ul><ul><ul><li>R&ST per attività di siting e caratterizzazione aree ritenute idonee per l'ubicazione dei depositi; </li></ul></ul><ul><ul><li>Aggiornamento e revisione critica dell’inventario; aggiornamento ed elaborazione dati sui rifiuti condizionati; </li></ul></ul><ul><ul><li>Sistema informativo sui rifiuti radioattivi. </li></ul></ul>Atmosfera Acque superficiali Suolo Acque sotterranee Componenti biologiche
  35. 35. L’impegno dell’ENEA: Tecnologie future <ul><ul><li>Tecnologie di separazione degli attinidi e loro riciclo e trasmutazione con l’obiettivo di ridurne la radiotossicità nel lungo periodo; </li></ul></ul><ul><li>Studi di scenari di chiusura del ciclo del combustibile (riciclo Pu e attinidi minori) e di cicli innovativi basati sulle tecniche di separazione e trasmutazione; </li></ul>U deposit <ul><li>Studio di reattori veloci (GEN-IV) raffreddati a metalli liquidi (Pb e Na) e reattori ad alta temperatura a gas (VHTR); </li></ul><ul><li>Studio di reattori sottocritici (ADS) e di impianti per irraggiamento da neutroni veloci (esperimenti a potenza zero in Pb/Bi e progettazione facility MYRRHA in Belgio). </li></ul>
  36. 36. L’impegno dell’ENEA: Funzione advisor <ul><li>Partecipazione alle iniziative internazionali di settore (ARIUS e IGD-TP), mirate alla realizzazione di un deposito geologico europeo; </li></ul><ul><li>Contributo alla definizione delle infrastrutture di ricerca per la realizzazione del Parco Tecnologico; </li></ul><ul><ul><li>Metodologie di analisi deterministiche e probabilistiche del rischio associato alla costruzione ed operazione di depositi di rifiuti radioattivi di superficie e profondi. </li></ul></ul><ul><ul><li>Attività di Security, Safety and Safeguards . </li></ul></ul><ul><ul><li>Progettazione preliminare dei Laboratori di misure, qualificazione e certificazione di matrici di condizionamento; Revisione critica norme UNI; </li></ul></ul>
  37. 37. Conclusioni <ul><li>La produzione di rifiuti radioattivi è molto limitata in relazione all’energia elettrica generata. </li></ul><ul><li>I rifiuti radioattivi prodotti sono sotto controllo, esistono soluzioni provate e sono state maturate numerose esperienze a livello mondiale per la loro corretta gestione e smaltimento. </li></ul><ul><li>Le responsabilità di gestione sono individuate ed esiste un solido regime regolatorio. </li></ul><ul><li>I processi per la minimizzazione dei quantitativi prodotti sono applicati con successo ed i programmi per la riduzione dei tempi di vita sono in una fase molto avanzata di sviluppo . </li></ul><ul><li>L’agenzia nazionale per le nuove tecnologie, l’energia e lo sviluppo economico sostenibile è fortemente impegnata in studi e ricerche che puntano sia all'ottimizzazione degli attuali processi e tecnologie, sia alla realizzazione di sistemi più efficienti e di minore impatto. </li></ul>Grazie dell’attenzione (francesco.troiani@enea.it)

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