L'incidente nucleare in Giappone e il suo impatto sulle politiche di sicurezza

Roberto Mezzanotte

Roma, 15 Aprile 2011

 

Il sito di Fukushima Daiichi

Il sito di Fukushima Daiichi

Reattore/

Stato 11/3

Tipo PotenzaTermica

[MW]

PotenzaElettrica

[MW]

Inizio

costruzione

Inizio

esercizio

Efficienza(2000/2009)

Fukushima 1

In funzione

BWR 3 1380 439 7/1967 3/1971 47,6

Fukushima 2 In funzione

BWR 4 2381 760 6/1969 7/1974 67,4

Fukushima 3 In funzione

BWR 4 2381 760 12/1970 6/1976 69,0

Fukushima 4

Vuoto

BWR 4 2381 760 2/1973 10/1978 62,2

Fukushima 5

Manutenzione

BWR 4 2381 760 5/1972 4/1978 67,4

Fukushima 6 Manutenzione

BWR 5 3293 1067 10/1973 10/1979 67,3

Il reattore

L’evento

Terremoto11/3/2011 ore 14,46

I reattori non sembranosubire danni sostanziali

•Arresto dei reattori 1, 2 e 3 (termina la reazione a catena)

•Isolamento del contenimento

Perdita della rete elettrica esterna

•Avvio dei generatori di emergenza

(da M. Braun – AREVA)

Il calore di decadimento

L’arresto del reattore non annulla la produzione di energia:Calore di decadimento• all’arresto ~ 7%• dopo 1 ora ~ 1%• dopo 1 giorno ~ 0,7%• dopo 1 anno ~ 0,2%

Se non asportato il calore di decadimento provoca il surriscaldamento del combustibile

sino alla sua fusione (~ 2800°), con rilascio massiccio di radioattività

Pastigliadi uranio

BarrettaElemento

Lo tsunami

11/3/2011 ore 15,41Un’onda di oltre 7m raggiunge il sito

L’impianto è difeso contro un’onda di progetto di 6,5 m.

Perdita dei generatoridi emergenza

Station Blackout

Il rischio da station blackout

Gestione dello station blackout

Esistono sugli impianti sistemi di raffreddamento del reattore in grado di funzionare anche in condizioni di station blackout, ma con un’autonomia limitata

Nei reattori di Fukushima dopo lo tsunami il sistema di raffreddamento cessa di funzionare nel giro di qualche ora

(da M. Braun – AREVA)

Evoluzione dell’incidente

La pressione nei tre reattori sale

Si aprono le valvole di sicurezzavapore è scaricato nel wet-well

Il livello dell’acqua nel reattore si abbassa

Il combustibile progressivamentesi scopre e si surriscalda:• >1200° reazione metallo-acqua e formazione di Idrogeno• >2800° fusione del combustibile (da M. Braun – AREVA)

Evoluzione dell’incidente – Reattori 1 e 3

Si aprono le valvole del wet-well (1)

La pressione nel contenimento sale

Il contenimento viene depressurizzato (2)

Rilasciati al piano servizi (3) :• tutti i gas nobili radioattivi (Kr, Xe)

• una frazione di Iodio e Cesio• Idrogeno

Preoccupazioni (forse eccessive) per il Plutonioda MOX nel Reattore n. 3

(1)

(2)

(3)

(da M. Braun – AREVA)

(1)

(2)

(3)

Effetti dell’esplosione

Evoluzione dell’incidente – Reattore 2

Andamento diverso nel reattore 2:

• Esplosione di Idrogeno nell’edificio reattore• Probabile danno al wet-well• Rilascio incontrollato dall’edificio reattore• Dosi elevate sul sito (si passa da

2 mSv/h a un picco di 12 mSv/h – valori medi)

(da M. Braun – AREVA)

Evoluzione dell’incidente – Piscine combustibile

Combustibile irraggiato presente nella piscina di tutti i reattori

Particolarmente preoccupantela piscina del reattore 4, dove era stato trasferito l’intero nocciolo

Lo scoprimento del combustibile e il suo danneggiamento comportano rilasci incontrollati in atmosfera

Non è ancora chiaro se vi siano stati rilasci consistenti dalle piscine

Raffreddamento del reattore

1a fase: solo raffreddamento dall’esterno (raffreddamento delle piscine, abbattimento della radioattività)

2a fase: immissione di acqua attraverso la linea di alimento (reattore 1) o la linea antincendio (reattori 2 e 3) e spurgo di vapore nel wet-well (feed and bleed)

Rilasci in acqua

Grandi quantità di acqua gettate sulle piscine e sui reattori per il loro raffreddamento e per abbattere la radioattività

Acqua fortemente contaminata penetra in un cavidotto fessurato del reattore 2 e da lì è dispersa in mare

Per recuperare volumi necessari per raccogliere 60000 ton acqua moltocontaminata, scaricate in mare 11500 ton di acqua debolmente contaminata.Dose max conseguente: 0,6 mSv/a

Classificazione INESLevel 7 - Major Accident •Major release of radioactive material with widespread health and environmental effects requiring implementation of planned and extended countermeasures.

Level 6 - Serious Accident •Significant release of radioactive material likely to require implementation of planned countermeasures.

Level 5 - Accident with Wider Consequences •Limited release of radioactive material, likely to require implementation of some planned countermeasures.

Level 4 - Accident with Local Consequences •Minor release of radioactive material unlikely to result in implementation of planned countermeasures other than local food controls.

Assegnato dalle autorità giapponesi prima il livello 4,poi il livello 5 per i reattori 1, 2 e 3 e il livello 3 per il reattore 4, infine il livello 7, considerando i rilasci dai tre reattori come un unico evento

Considerazioni probabilistiche

(da World Nuclear Association)

Anni reattore cumulativiA

nn

i re

att

ore

/10

00

Obiettivo INSAG (IAEA) per incidenti con grave danneggiamento del nocciolo in impianti esistenti (1999): probabilità annua 1/10000 e riduzione di un fattore 10 della probabilità di conseguenti rilasci massicci di radioattività all’esterno, con procedure di emergenza e interventi mitigativi

Impatto sulla sicurezza

• Tutti i paesi hanno annunciato revisioni degli standard e verifiche sugli impianti esistenti

• In genere non sono al momento previste modifiche nei programmi per nuove installazioni, tranne– Italia (un anno di moratoria nell’attuazione dei programmi)– Svizzera (sospensione del rilascio della licenza di costruzione per

tre nuovi rettori)

• In Germania decise– la chiusura temporanea dei sette impianti più vecchi– una moratoria di tre mesi dell’estensione della vita degli impianti

prevista da una legge del 2010

• I paesi EU hanno concordato di effettuare degli stress test

Stress test

• Allo studio del WENRA (Associazione responsabili degli enti di sicurezza europei)

• Impostazione attualmente proposta legata alle specificità dell’incidente di Fukushima:– Rivalutazione degli eventi esterni, in particolare per rischio di

perdita della rete elettrica

– Affidabilità delle sorgenti interne in caso di perdita della rete esterna

– Possibilità di rimozione del calore di decadimento dal reattore, dal contenimento e dalla piscina del combustibile irraggiato

– Disponibilità di personale qualificato per gestire gli incidenti sul lungo termine

Nuovi impianti

• Inasprimento dei criteri di localizzazione e di selezione degli eventi esterni base di progetto (rilevanza della sicurezza nucleare anche per eventi devastanti l’area)

• Probabile impulso a soluzioni progettuali a sicurezza intrinseca e passiva

• Criticità dei siti multireattore (a Fukushima 6 reattori in esercizio e 2 previsti a breve)

• Studio di possibili procedure di gestione dell’impianto post incidente severo

Indipendenza dell’Autorità di controllo

Convenzione Sicurezza Nucleare – Art. 8:

Each Contracting Party shall take the appropriate steps to ensure an effective separation between the functions of the regulatory body and those of any other body or organization concerned with the promotion or utilization of nuclear energy(stesso requisito posto dalla Direttiva 2009/71/EURATOM, da attuare negli ordinamenti degli Stati UE entro il 22 luglio 2011)

L’autorità di controllo giapponese NISA – Nuclear and Industrial Safety Agency - è un’unità interna al Ministero dell’economia, commercio e industria