Resolução do Conselho de Ministros n.º 122/2017 — Aprova o Programa Nacional de Gestão do Combustível Irradiado e dos Resíduos Radioativos para 2015-2019

Existem atualmente 156 fontes de (elevado a 60)Co instaladas desde 1998 no irradiador da Unidade de Tecnologias de Radiação (UTR) do IST, com uma atividade total aproximada em janeiro de 2015 de 350 TBq, que eventualmente poderão ser substituídas a breve prazo por novas fontes. Embora o destino preferencial das fontes esgotadas seja a sua devolução ao fabricante ou fornecedor, não deverá ser descartada a hipótese de Portugal ter de gerir estes RR no caso da devolução não ser possível. Estas fontes configuram RR do tipo ILW.

Do desmantelamento do RPI resultarão mais de 500 m3 de resíduos, maioritariamente betão de alta densidade da piscina, tal como detalhado na Tabela 2. A partir da experiência de desmantelamento do reator ASTRA (Seibersdorf, Áustria) com uma estrutura semelhante, estima-se que apenas 2 % deste betão venha a ser considerado como resíduo LLW e ILW, podendo 98 % do betão ser considerado isento. No caso do aço inoxidável usado no revestimento da piscina, estima-se que apenas 1/6 venha a ser considerado como resíduo LLW e ILW. Estima-se ainda que a quantidade total de grafite e de berílio em uso no RPI venha a ser considerada como resíduo LLW e ILW. Assim, a quantidade estimada de resíduos LLW e ILW resultante do desmantelamento do RPI é 16,9 m3; não foram feitas estimativas das quantidades para cada uma das categorias.

TABELA 2

Estimativa dos RR do tipo LLW e ILW gerados com o desmantelamento do RPI (Fonte: IST)

([ver documento original](https://files.diariodarepublica.pt/1s/2017/09/17300/0529805313.pdf))

3 - Gestão de combustível irradiado e de resíduos radioativos

3.1 - Princípios de gestão do CI e dos RR

Portugal, como muitos outros países Europeus, adota uma abordagem graduada na gestão dos RR que tem em conta dois aspetos:

Uma gestão de RR adaptada ao risco tem em conta o princípio da proporcionalidade e o impacto, bem como uma otimização de custos (financeiros e humanos) relativamente aos benefícios esperados, o que por vezes é difícil de aplicar na medida em que os custos e os benefícios se realizam em diferentes escalas de tempo.

Uma gestão de RR adaptada à situação ou à prática normalmente envolve diferenciar a regulação de instalações nucleares, das instalações destinadas a práticas médicas ou de investigação e indústrias não nucleares onde as fontes de radiação mais intensas que se usam são em geral fontes seladas ou fontes não seladas que virão a gerar RR do tipo ILW.

Combustível Irradiado:

O ex-Instituto Tecnológico e Nuclear celebrou um contrato com o Departamento de Energia dos EUA, o qual poderá permitir a devolução do atual combustível aos EUA até maio de 2019. Mesmo que o CI não seja enviado para os EUA, por decisão nacional ou por incapacidade de receção nos EUA, o CI será reprocessado ou exportado para um país terceiro por forma a que Portugal não tenha de construir em território nacional instalações dedicadas à armazenagem de longa duração de RR de alta atividade (HLW). Nestas circunstâncias apenas será necessário no que respeita ao CI do RPI o armazenamento temporário na piscina do reator até à sua expedição.

Resíduos Radioativos:

Os atuais RR do tipo ILW já acondicionados (16 m3) resultam, na sua quase totalidade, de fontes seladas para as quais o atual Programa Nacional pretende estimular o retorno ao fabricante, ao invés do seu armazenamento no país. Adicionalmente, do possível reprocessamento de combustível do RPI resultarão menos de 0,1 m3 RR que serão, no pior dos casos, do tipo ILW. Tendo em conta o volume baixo deste tipo de resíduos, os mesmos são armazenados à superfície depois de devidamente acondicionados.

Admitindo que seja tomada a decisão de terminar o funcionamento do RPI, o respetivo desmantelamento só terá lugar depois de removido o CI, o que não irá acontecer antes de maio de 2019. Por este motivo não se considera necessário, neste momento, selecionar qualquer método de referência internacional para este efeito.

Para os RR dos tipos VLLW e LLW, pretende-se seguir como método de referência o estabelecimento de uma hierarquia para a gestão de RR, à semelhança do que se aplica na gestão de resíduos não radioativos. Este procedimento é internacionalmente considerado como uma boa prática de gestão de RR de forma a reduzir o impacto ambiental e as necessidades de armazenamento, permitindo a utilização por mais tempo dos repositórios nacionais para RR.

Assim o Programa Nacional adota o seguinte critério hierárquico na gestão de RR dos tipos VLLW e LLW:

3.1.1 - Evitar a produção de RR

3.1.2 - Minimizar a produção de RR;

3.1.3 - Reutilizar;

3.1.4 - Reciclar; e

3.1.5 - Armazenar.

O armazenamento de resíduos do tipo VLLW deve ser feito preferencialmente em aterros, eventualmente de resíduos perigosos, enquanto o armazenamento de resíduos do tipo LLW será feito no PRR do CTN/IST.

3.1.1 - Evitar a produção de RR

Evitar a produção de RR está no topo da hierarquia de gestão de RR pois é desta prática que resultam os maiores benefícios. Os RR gerados já não podem ser evitados; no entanto, existem várias oportunidades para evitar a produção de RR durante as atividades de operação, desmantelamento e novas construções. Assim, dentro deste nível hierárquico, dever-se-á:

ii) Evitar a criação de qualquer RR;

iii) Evitar a criação de qualquer RR com atividade acima dos níveis de exclusão.

Esta hierarquia reflete os níveis crescentes de recursos usados e o custo associado à gestão dos resíduos produzidos. Evitar a produção de RR é um princípio fundamental no desenho e operação de todas as instalações nucleares e práticas envolvendo a manipulação de materiais radioativos. Evitar a produção de resíduos é igualmente importante no planeamento do desmantelamento de instalações nucleares ou de gestão de RR de forma a evitar, por exemplo, que se transportem materiais para zonas contaminadas.

3.1.2 - Minimizar a produção de RR

Tal como foi mencionado acima, sempre que não seja possível evitar a produção de RR, deve ser minimizada a quantidade produzida. Neste sentido deve dar-se preferência a atividades que utilizem isótopos radioativos com semivida curta, em detrimento de outros com semivida longa, que permitam atingir os mesmos objetivos. É ainda essencial para a minimização dos RR ter implementado um sistema para a sua caracterização e segregação desde a origem, que facilite a descontaminação dos materiais, equipamentos e vestuário protetor eventualmente usados, bem como a armazenagem temporária dos mesmos para decaimento. Devem ainda limitar-se práticas que possam conduzir à disseminação de RR, evitando o contacto de materiais não essenciais com os RR. Os riscos não radiológicos também devem ser minimizados, por exemplo, evitando sempre que possível a mistura de RR com materiais perigosos. Estes procedimentos deverão fazer parte das práticas a adotar não só nas atividades envolvendo a gestão de RR pelos operadores, como igualmente pelos produtores cujas práticas envolvam a utilização de materiais radioativos.

3.1.3 - Reutilização

A política de reutilização de resíduos reconhece que existem vários materiais que oferecem oportunidades para serem utilizados para outros fins, mesmo antes de se tornarem resíduos. Materiais resultantes do desmantelamento de instalações podem ser reutilizados desde que os seus potenciais utilizadores sejam informados previamente da sua existência e características. O mesmo se passa com equipamentos e instalações, desde que devidamente descontaminados.

3.1.4 - Reciclagem

Em processos de desmantelamento de instalações, a reciclagem de materiais constitui uma prática a desenvolver, sobretudo no que respeita a materiais metálicos. Os processos de descontaminação e fundição têm mostrado que é possível reaproveitar cerca de 80 % desses materiais.

3.1.5 - Armazenar em repositórios

Quando todas a opções anteriores tiverem sido esgotadas, os resíduos devem ser colocados em repositórios. Neste processo, é importante recorrer à redução de volume dos resíduos, sempre que possível, através de compactação ou tratamento térmico, usando incineração ou pirólise. Em qualquer dos casos os resíduos devem ser caracterizados, segregados, compactados ou não, e posteriormente embalados antes de serem colocados no repositório.

Neste contexto, e duma forma esquemática, mostra-se na Tabela 3 as diversas vias que são presentemente adotadas em Portugal para gerir RR de atividade baixa e intermédia, dependendo das vidas médias dos radionuclídeos que deles fazem parte.

3.2 - Gestão de combustível irradiado e de resíduos radioativos existentes e futuros

3.2.1 - Soluções técnicas existentes

Combustível Irradiado:

Pelas razões acima apontadas, Portugal optou, como Política Nacional não armazenar resíduos de alta atividade (HLW) pelo que o combustível atualmente em uso no RPI deve ser enviado ao país de origem no âmbito do acordo mencionado em 2.5, ou reprocessado em circunstâncias que cumpram os requisitos da Política Nacional.

O combustível de reatores de investigação é processado juntamente com o combustível de reatores usados para produção de eletricidade. Neste processo procede-se à separação dos produtos de cisão do urânio remanescente e dos actinídeos produzidos durante a irradiação. O urânio e o plutónio recuperados podem ser usados no fabrico de novo combustível, enquanto que os produtos de cisão são vitrificados e devolvidos ao país de origem. Do reprocessamento do combustível atualmente em uso no RPI resultariam 40 litros de resíduos a partir do processo convencional seguido, por exemplo, pela AREVA (J. Thomasson, Proceedings 4th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, European Nuclear Society, 2000).

Tendo em conta as características do combustível do RPI, os resíduos a devolver a Portugal no âmbito do contrato a celebrar com a empresa responsável pelo reprocessamento terão de ser, no limite, do tipo ILW os quais podem ser armazenados à superfície em contentores apropriados. O intervalo de tempo entre o envio do combustível para reprocessamento e a devolução dos resíduos é atualmente da ordem de 10 anos.

Resíduos Radioativos:

De acordo com a Política Nacional, os resíduos radioativos são armazenados à superfície. Tendo por base esta premissa as opções de gestão dos RR atualmente existentes são descritas de seguida.

Os RR têm sido armazenados no PRR do CTN do IST, com acesso restrito e controlado. A gestão destes resíduos tem por base a segregação por radionuclídeos e o seu acondicionamento, eventualmente em matriz de cimento, em bidões de 220 L mantidos à superfície. Garante-se o isolamento e contenção destes resíduos durante períodos que podem ser longos, sem problemas de degradação ou corrosão, que se verificam em outros países onde alguns tipos de resíduos foram acondicionados em bidons enterrados. O IST mantém atualizado um registo dos RR armazenados, o qual é comunicado periodicamente à COMRSIN.

Os resíduos do tipo VSLW são preferencialmente armazenados para decaimento pelos produtores e futura eliminação como descargas autorizadas ou como resíduos liberados do controlo regulador. Caso o produtor não disponha de condições adequadas ao armazenamento para decaimento, estes resíduos serão armazenados para decaimento e posterior liberação no PRR.

A gestão dos VLLW envolve a sua segregação por radionuclídeos e redução de volume, quer por remoção dos materiais não radioativos ou contaminados, quer por compactação, antes do acondicionamento em bidões de aço de 220 L. Presentemente estes bidões são armazenados à superfície. No entanto, não será de excluir no futuro próximo a deposição em aterro de resíduos perigosos (que já possui sistemas de contenção que podem garantir um adequado nível de segurança dos resíduos e do ambiente) ou mesmo a reutilização autorizada (por incorporação em materiais de construção de estradas, por exemplo), garantindo neste último caso que não haverá posterior concentração dos radionuclídeos, eventualmente no caso dos NORM.

Tal como para os VLLW a gestão atual dos resíduos do tipo LLW envolve a sua segregação por radionuclídeos e redução de volume, quer por remoção dos materiais não radioativos ou contaminados, quer por compactação, antes do acondicionamento em bidões em aço de 220 L. Os resíduos do tipo ILW são alvo de segregação por radionuclídeos e acondicionados em matriz de cimento em bidões em aço de 220 L.

As fontes seladas, que configuram habitualmente RR do tipo LLW ou ILW, serão sempre que possível e necessário, mantidas dentro das suas blindagens originais, reduzindo assim o número de operações com risco de exposição dos trabalhadores. O seu acondicionamento é preferencialmente feito em matriz de cimento dentro de bidões em aço de 220 L. Este tipo de acondicionamento garante a robustez e segurança necessárias para este tipo de RR, para além de limitar a atividade contida em cada bidão e reduzir a taxa de dose à superfície dos mesmos. Os ILW são sempre acondicionados em matriz de cimento.

Os resíduos NORM produzidos em Portugal, suscetíveis de conduzir à exposição dos trabalhadores ou dos elementos da população a níveis que não possam ser ignorados do ponto de vista da proteção contra radiações, poderão ter origem em vários sectores de atividade, nomeadamente a produção de adubos fosfatados ou de cimento, a manutenção de fornos de clínquer e caldeiras, a extração de minérios que não urânio, entre outras. Confirmando-se após caracterização adequada que os níveis de liberação não são aplicáveis e atendendo a que estes RR são habitualmente classificados como VLLW, o seu destino final poderá ser a deposição em aterro, eventualmente de resíduos perigosos, pelo que se deverá providenciar o enquadramento legal para este efeito.

Deverá, no entanto ser garantindo que durante as operações de gestão do resíduo:

ii) Após a deposição em aterro a dose ambiente no local não seja significativamente superior à situação anterior;

iii) Seja efetuado o controlo periódico dos eventuais efluentes da instalação para garantir que não existe incremento dos níveis de radioatividade dos mesmos;

iv) Seja garantida a segurança efetiva dos materiais;

Os resíduos líquidos radioativos que não sejam passíveis de eliminar através de descargas autorizadas, são mantidos dentro das suas embalagens originais, segregados por radionuclídeo e acondicionados em embalagens de contenção. Posteriormente, estas embalagens são colocadas em cubas de 1 m3 com sistema que permite a recolha de derrames que eventualmente possam ocorrer. Após a segregação por radionuclídeo e caso exista compatibilidade entre os líquidos (química ou outra relevante), estes poderão ser juntos em embalagens adequadas para minimização do volume.

3.2.2 - Soluções a desenvolver

O Decreto-Lei n.º 156/2013, de 5 de novembro, veio introduzir níveis de liberação, que podem ser aplicados aos resíduos históricos armazenados desde a década de 1960 no atual CTN do IST. Para este fim, torna-se necessário realizar uma caracterização detalhada de cada contentor (bidão de 220 L), sob controlo regulador da COMRSIN, para efeitos de eventual liberação e consequente deposição em aterro, eventualmente em aterro de resíduos perigosos. Este processo decorrerá ao longo do período 2016-2020.

A aplicação dos níveis de exclusão, igualmente introduzidos pelo Decreto-Lei n.º 156/2013, de 5 de novembro, e pela Portaria n.º 44/2015, de 20 de fevereiro, permitirá racionalizar a eliminação de resíduos radioativos, excluindo do controlo regulador um conjunto de resíduos que no passado tinham que ser recolhidos, aumentando as necessidades de armazenamento.

Até ao termo do presente Programa Nacional, a APA, a COMRSIN e o IST devem apresentar uma proposta de enquadramento legal, seguindo as melhores práticas internacionais, relativa à deposição em aterro ou outra reutilização apropriada dos resíduos NORM.

TABELA 3

Classificação de RR e vias de gestão

([ver documento original](https://files.diariodarepublica.pt/1s/2017/09/17300/0529805313.pdf))

3.3 - Experiência Internacional

As soluções técnicas existentes e a desenvolver a curto prazo para a gestão dos RR e CI vão de encontro às práticas internacionalmente aceites. Considera-se que a eliminação à superfície, definida como opção para a gestão dos RR, responde às necessidades atuais de Portugal uma vez que se optou por não armazenar RR do tipo HLW em território nacional, e o volume de ILW existente é reduzido.

A título de exemplo, as práticas e opções de gestão dos RR de alguns dos países que operam instalações de eliminação como a Holanda, França e Austrália, podem ser encontradas nos endereços abaixo:

French National Plan for the Management of Radioactive Materials and Waste 2013-2015

http://www.french-nuclear-safety.fr/Information/Publications/Others-ASN-reports/French-National-Plan-for-the-Management-of-Radioactive-Materials-and-Waste-2013-2015

ANSTO - Management of Radioactive Waste in Australia, janeiro 2011

http://www.ansto.gov.au/__data/assets/pdf_file/0020/46172/Management_of_Radioactive_Waste_in_Australia_v2.pdf

Radioactive Waste Management Programmes in OECD/NEA Member Countries - Netherlands

https://www.oecd-nea.org/rwm/profiles/Netherlands_profile_web.pdf

4 - Investigação, desenvolvimento e demonstração

Dado que em Portugal os resíduos radioativos são de baixa ou média atividade, não tem havido necessidade de desenvolver um programa de investigação demasiado extenso para tratamento destes resíduos. No entanto, o IST tem desenvolvido investigação nas áreas de proteção radiológica e armazenagem de RR, nomeadamente através da plataforma Implementing Geological Disposal - Technology Platform (IGD-TP) (www.igdtp.eu) e de diversos projetos apoiados pela Comissão Europeia ao abrigo dos 6.º e 7.º Programas-Quadro.

5 - Enquadramento económico e financeiro

5.1 - Custos e financiamento da eliminação de combustível irradiado

Na sequência das opções atrás mencionadas configuram-se duas alternativas para o CI, cujos custos só podem ser previstos com exatidão à data em que a decisão de terminar a operação do RPI for tomada. Os custos de gestão do combustível são financiados nos termos do n.º 2 do artigo 4.º do Decreto-Lei n.º 29/2012, de 9 de fevereiro.

No entanto os custos envolvidos na devolução de CI aos EUA são genericamente conhecidos. A aceitação do CI pelos EUA está atualmente sujeita a uma taxa de USD 7500 por kg de material (Federal Register 77 FR 4807, de 31 de janeiro de 2012), o que representa cerca de (euro) 707 000,00 à atual taxa de câmbio, para os 100 kg de combustível em uso no RPI. O transporte por via marítima em uso exclusivo tem um custo aproximado de (euro) 1 400 00,00 à atual taxa de câmbio, ao qual será necessário adicionar os custos de embalagem e transporte por via terrestre até um porto nacional, de cerca de (euro) 500 000,00. O custo do transporte por via marítima pode ser inferior se for possível usar o mesmo navio que outras entidades que realizam o mesmo tipo de transporte.

Na eventualidade de o atual combustível do RPI não ser devolvido aos EUA, há que prever os custos de reprocessamento por uma empresa especializada no reprocessamento de combustível nuclear. Os custos de reprocessamento de CI de reatores usados para produção de eletricidade rondam atualmente os (euro) 1 000,00 por kg de metal; este valor aplica-se a combustível nuclear enriquecido em cerca de 3 % de U-235. No caso do combustível do RPI que é enriquecido em cerca de 19 %, o valor terá de ser negociado na altura. A este valor acrescem os custos respeitantes ao transporte e acondicionamento do CI e dos resíduos resultantes do reprocessamento. De acordo com a experiência de outros países, os custos totais são da mesma ordem dos envolvidos na devolução do CI ao país de origem.

5.2 - Custos e financiamento da eliminação de resíduos

Os custos atuais da instalação de eliminação do IST são de (euro) 150 000,00 - 200 000,00 anuais, considerando gastos com recursos humanos, amortização de equipamento e infraestrutura, manutenção de equipamento e infraestrutura, segurança física e acondicionamento de resíduos. Apenas 25 %-35 % desta verba é coberta por receitas respeitantes à eliminação de RR, pelo que a diferença é coberta pelo orçamento geral do estado e outras receitas do IST. O Decreto-Lei n.º 156/2013, de 5 de novembro, veio introduzir a possibilidade de liberação de resíduos, o que terá impacto significativo sobretudo no respeitante a resíduos históricos armazenados no CTN/IST. Com efeito, até à publicação da Portaria n.º 44/2015, de 20 de fevereiro, que estabelece os níveis de liberação, regulamentando o Decreto-Lei n.º 156/2013, de 5 de novembro, estes resíduos tinham que ser mantidos indefinidamente, aumentando substancialmente os custos totais de eliminação.

Além da instalação de gestão e eliminação de RR no CTN/IST, podem ser autorizados pela COMRSIN outros operadores que armazenam por mais de 30 dias, para efeitos de decaimento até à sua liberação, RR de semivida curta. Esses operadores têm despesas iniciais de instalação de uma área destinada ao armazenamento de RR sólidos e, eventualmente, tanques de diluição para RR líquidos até serem descarregados na rede de saneamento público. Os custos de gestão que lhes dão origem nestas circunstâncias são relativamente baixos e diluídos no custo das práticas que dão origem aos RR.

Por esta razão, os custos de gestão de RR em Portugal podem considerar-se quase na sua totalidade provenientes da gestão e eliminação de RR no CTN/IST.

Estes valores não incluem os inevitáveis custos de desmantelamento do RPI, enquanto instalação nuclear, uma vez atingido o seu limite de vida útil, o que não irá acontecer antes de maio de 2019. Como referência, podemos tomar os custos de desmantelamento do reator ASTRA (Seibersdorf, Áustria), que se cifraram em 15 milhões de euros. Os custos de desmantelamento são financiados nos termos do n.º 3 do artigo 4.º do Decreto-Lei n.º 29/2012, de 9 de fevereiro.

5.3 - Custos e Financiamento da Entidade Reguladora

A COMRSIN é financiada presentemente, em exclusivo, pelo Orçamento Geral do Estado, através da Secretaria-Geral do Ministério de Educação e Ciência. A COMRSIN dispõe de uma dotação anual inferior a (euro) 100 000,00 que se destina ao pagamento de despesas com recursos humanos, bem como despesas de deslocação no âmbito das representações internacionais a cargo da COMRSIN, nomeadamente na ENSREG, AIEA e OCDE.

Com a publicação do Despacho n.º 891/2015, de 29 de janeiro, a COMRSIN passa a arrecadar uma pequena receita resultante das autorizações de liberação, exclusão, eliminação, transporte e caracterização de RR. Esta receita aumentou a partir do fim de 2015 com o licenciamento de instalações de armazenagem de RR. Em qualquer dos casos não se prevê que a receita por essa via possa ultrapassar os (euro) 20 000,00, pese embora a receita dos licenciamentos e suas renovações esteja sujeita a um ciclo de cinco anos.

6 - Avaliação da implementação

Tendo em consideração a secção 3.2.2 acima enunciada, bem como o disposto no Decreto-Lei n.º 156/2013, de 5 de novembro, estabelecem-se as seguintes metas:

A primeira meta foi atingida até ao fim de 2015, de modo a que os operadores e os produtores passaram a carregar periodicamente os dados respetivos a partir do início de 2016. A segunda meta deverá estar resolvida até meados de 2017 enquanto que a terceira meta deve ser atingida até ao fim de 2020, com uma meta intermédia de 50 % dos contentores confirmados até ao fim de 2018.