Dopo il Giappone, energia nucleare grazie - boh! Paolo Saracco I.N.F.N. - sezione di Genova _____________________ Riunione CSN IV - L.N.G.S aprile 2011  Il nucleare in Giappone e nel mondo  L’impianto  Cronologia degli eventi accertati  (qualche) commento tecnico  Prospettive e discussione

Attualmente nel mondo sono in funzione 438 reattori commerciali per una potenza installata di 372 GWe, pari al 14% della produzione di energia elettrica (fonte: European house Ambrosetti 2010), 60 sono in costruzione per una potenza ulteriore di 64 GWe (WNA ) In Giappone sono operativi 54 reattori commerciali per un totale di circa 45 Gwe + 1 reattore sperimentale al Sodio FBR (246 Mwe), 2 in costruzione (2.7 Gwe), 12 pianificati (16.5 Gwe), di cui 2 nel sito di Fukushima (di cui attualmente si discute la chiusura) (WNA )

- Il Giappone inizia il programma nucleare nel 1954, richiedendo il rispetto di quattro principi base: uso esclusivamente pacifico, impiego di metodi democratici nelle scelte, indipendenza della gestione e trasparenza - A parte qualche prototipo, oggi in shutdown, i reattori commerciali operanti in Giappone sono tutti LWR (boiling o pressurized); i primi 3 furono operativi dal 1970, tra essi il n. 1 del sito di Fukushima - Dopo una fase iniziale di acquisto della tecnologia nucleare all’estero (UK, USA) l’industria giapponese ha sviluppato una propria capacità di produzione di impianti nucleari, prima su licenza USA, attualmente anche in proprio - Nel marzo 2002, e successivamente una legge del giugno 2002, ha deciso di incrementare ulteriormente l’impiego dell’energia nucleare - anche per garantire il rispetto dei parametri imposti dal protocollo di Kyoto - prevedendo di portare la produzione nel 2030 al 41% della domanda di energia elettrica (63 Gwe) - (anche) in conseguenza di queste decisioni nel febbraio 2011 venne autorizzato un prolungamento della licenza di Fukushima-1 di ulteriori 10 anni

La sequenza di terremoti iniziata l’11 marzo alle 14:46 conta (al ) 979 eventi di cui 13 di grado superiore al 6.5 della scala Richter e 56 maggiori del 6.0Magnit. Depth (Km) DateTime : : : : : : : : : : : : :16 1 F1 F2 O T O : Onagawa NPP F1: Fukushima-1 NPP F2: Fukushima-2 NPP T : Tokai NPP

Il terremoto del 16 marzo 2011, e soprattutto il successivo tsunami, ha coinvolto diversi di questi impianti nucleari Tutti i reattori nell’area del terremoto sono stati arrestati dai sistemi automatici al verificarsi dell’evento (ovvero: sono state inserite barre di controllo per arrestare la fissione, ma ciò non implica di per sé che il reattore sia in uno stato definitivamente stabile)

Stato dei siti nucleari in zona prima del terremoto/tsunami UnitàTipoMwe In. esercizio Prog./Prod.EsercenteStato F1-1 BWR3-Mark I General El. TEPCOoperativo F1-2 BWR4-Mark I General El. TEPCOoperativo F1-3 BWR4-Mark I ToshibaTEPCOoperativo F HitachiTEPCO Prog. Stop: no fuel F1-5 BWR4-Mark I ToshibaTEPCO Prog. Stop F1-6 BWR5-Mark II General El. TEPCO Progr. Stop F2-1 BWR5-Mark II ToshibaTEPCOoperativo F HitachiTEPCOoperativo F ToshibaTEPCOoperativo F HitachiTEPCOoperativo O-1 BWR4-Mark II ToshibaTohokuoperativo O-2 BWR5-Mark II ToshibaTohokuoperativo O ToshibaTohokuoperativo T General El. JAPCOoperativo F1: Fukushima Daiichi NPP F2: Fukushima Daini NPP O : Onagawa NPP T : Tokai NPP

Schemi di un reattore BWR con contenimento Mark I (General Electric) BWR vs. PWR: pressione più bassa (70 atm vs. 160 atm), temperatura di ebollizione minore (285 C vs. 315 C), minore efficienza sia teorica (42%), sia reale, ma disegno più semplice (1 solo loop) e costi inferiori.

In caso di incidente la sezione viene isolata dalla zona turbina, per isolare i materiali radioattivi, le barre di controllo inserite per arrestare la fissione, ma sia il core, sia il combustibile usato devono essere raffreddati. A reattore spento le pompe devono comunque essere alimentate.

La sequenza degli avvenimenti 11 marzo 14:46 JST - terremoto 9 grado Richter; max. accelerezione al suolo 0.25 g (al di sotto di quanto previsto in fase di progetto). TEPCO successivamente rivede queste stime fino a 0.56 g, che sarebbe al di sopra di quanto previsto in fase di progetto ( g, a seconda del rettore considerato) Tutti i reattori attivi di Fukushima I (1,2 e 3) e II, di Onagawa e di Tokai vengono automaticamente messi in shutdown Circa 1 ora dopo un’onda anomala di circa 7 mt. (successivamente rivalutata fino a 14 mt.), al di sopra di quanto previsto in sede di progetto (5.7 mt.), inonda la zona, provocando sia lo scollegamento dei siti dalla rete elettrica, sia il danneggiamento dei generatori diesel di emergenza e dei rispettivi depositi di carburante. Le pompe continuano a lavorare per circa 12 ore grazie alle batterie 19:03 JST: il governo dichiara lo stato di emergenza nucleare :10 UTC ( :10 JST) IAEA Log: arrivate al sito batterie di emergenza da altri siti e generatori mobili. La pressione all’unità 1 è in crescita e si decide un rilascio controllato (e filtrato); il lavoro per la connessione di questi generatori dura almeno fino alle 15:04 JST 12.3 (NISA report :30 JST) - almeno 12 ore senza raffreddamento

Nello stesso report: - Onagawa NPP: Unit 1, automatic shutdownm, cold shutdown :58 JST - Onagawa NPP: Unit 2, automatic shutdownm, (cold shutdown later,fonte diversa) - Onagawa NPP: Unit 3, automatic shutdownm, cold shutdown :17 JST - Onagawa NPP: fumo dal locale turbine - spento :55 JST - Fukushima 1 NPP: Unit 1,2,3 automatic shutdown, Unit 4,5,6 periodic inspection; radioattività misurata nella prima mattina del 13.3 da 3 a 40 micro Sv/h a seconda dei rivelatori in diversi punti della NPP - Fukushima 2 NPP: Unit 1-4 automatic shutdown, Unit 3 cold shutdown :15 JST; in questo sito il raffreddamento è stato riattivato nelle 48 ore successive al sisma e le unità sono tutte in cold shutdown entro il 15.3 (TEPCO) Cold shutdown: il reattore è sottocritico di un margine sufficiente (definito in sede di progetto), sistema di raffreddamento a pressione atmosferica e T < 95 C = il sistema è in sicurezza anche se depressurizzato RESIDUAL HEAT REMOVAL: A reattore appena spento, circa il 7% della potenza termica: per un BWR4 circa 160 MW Dopo un giorno, meno dell’1% della potenza termica; per un BWR4 circa 20 MW Dopo una settimana, circa 12 MW. Dopo un mese circa 7 MW.

In assenza di sistemi di raffreddamento: - evaporazione dell’acqua nel reattore, aumento di pressione nel circuito primario - il vapore prodotto viene sfogato secondo procedura nella camera di soppressione toroidale; - in mancanza di refrigerazione la temperatura nella camera di soppressione toroidale raggiunge i 100 C; dopo di ciò si innalza la pressione nel toro - sale la temperatura nel nocciolo; intorno ai 1000 C lo zirconio delle guaine che rivestono il combustibile si ossida a contatto con il vapore, rilasciando idrogeno; ciò ha provocato il (parziale) degrado delle guaine ed il rilascio all’interno del vessel dei prodotti di fissione più volatili (gas nobili, iodio e cesio); - è presumibile che a tali temperature (dedotte, non misurate) ci siano danni più o meno rilevanti anche al combustibile - lo sfiato controllato ha provocato esternamente al contenimento primario un accumulo di idrogeno che a contatto con l’idrogeno può esplodere se in concentrazione superiore al 18% Vediamo se i fatti successivamente accertati confermano questo quadro

Sequenza degli avvenimenti (cont.) - Fukushima I NPP only :44 JST: batterie esaurite al rettaore 3 (dato non noto per gli altri reattori, ma presumibilmente simile :16 JST: combustibile nel reattore 3 probabilmente parzialmente esposto :09 JST: TEPCO conferma il rilascio controllato dal reattore :58 JST: TEPCO decide di disperdere vapore anche dal reattore :36 JST: esplosione al reattore 1 che distrugge la parte superiore dell’edificio reattore (esplosione all’esterno del contenimento primario); confermata presenza di 137 Ce e 131 I all’esterno del reattore 1 - IAEA Log : IAEA reitera l’offerta di aiuto tecnico al Giappone : circolano ipotesi non confermato di parziale fusione del nocciolo del reattore :3 13:30: dispersione controllata di vapore al reattore 3; nell’unità 2 è possibile che il livello dell’acqua nel vessel sia troppo basso (TEPCO); dai report IAEA risulta sia che era prevista la possibilità di esplosioni da idrogeno, sia che sia iniziato l’uso di acqua marina addizionata di Boro per il raffreddamento : i livelli di radioattività a Onagawa NPP di nuovo sotto i livelli normali: nessuna fuga locale, si ipotizza che la salita nella radioattività locale derivi da materiale uscito da Fukushima :01 JST: esplosione all’edificio 3 - IAEA Log Riassunto: elettricità alle un. 1 e 2 fornita da generatori mobili, un. 3 no; muri esterni del reattore 1 distrutti, acqua marina + boro iniettati. Un. 2: il circuito di raffreddamento funziona, alimentato dall’esterno; Un. 3 acqua marina + boro iniettati. NON ci sono informazioni sullo stato del combustibile esausto. Tutti questi fatti sono compatibili con il quadro descritto in precedenza

Il 14.3 il governo giapponese chiede l’aiuto della IAEA “limitatamente al monitoraggio ambientale e agli effetti sulla salute pubblica. Il 15.3 IAEA comunica che l’esplosione dello stesso giorno all’unità 2 può aver minato l’integrità del contenimento primario. Incendio all’unità 4 (spent fuel storage pool) spento in 2 ore; Temperature nelle piscine di combustibile esausto (in condizioni normali < 25 C): Un. 4: 84.0 C 84.0 C 84.0 C n.d. n.d. Un. 5: 59.7 C 60.4 C 62.7 C 65.0 C Un. 6: 58.0 C 58.5 C 60.0 C 62.0 C Nell’unità 4 il combustibile era stato completamente scaricato dal nocciolo, nelle un. 5 e 6 il combustibile nella piscina era solo quello esausto. (il livello dell’acqua nella piscina dell’unità 5 è sceso di 40 cm in 5 ore il 15.3) - IAEA log Misure di radioattività contradditorie: 11.9 mSv/h in diminuzione all’esterno della centrale, ma 400 mSv/h localmente tra le un. 3 e 4. (esposizione “normale”: 2.4 mSv/y = 0.3  Sv/h, con variazioni locali di qualche 100%; in Italia la legge definisce i limiti per i lavoratori professionalmente esposti a 20 mSV/y) Il 17.3 misure di radioattività in due siti distanti 30 Km sono nel range  Sv/h e  Sv/h Alcuni lavoratori del sito o vigili del fuoco contaminati a livelli bassi, 1 a livelli “significativi” durante lo sfiato controllato (dati precisi: assenti) - IAEA log

Il 19.3 tracce di 137 Ce e 131 I (“measurement made by Japan in a number of locations”) al suolo - IAEA log Il ministro della Sanità annuncia che i livelli sono “superiori ai limiti legali” Stato delle unità: - un. 1: fuel damage, il combustibile è coperto solo per metà - un. 2: fuel damage, il combustibile è coperto solo per metà; NISA pensa a danni al contenimento primario a seguito dell’esplosione del un. 3: fuel damage, il combustibile è coperto solo per metà; carenza di acqua nella piscina di stoccaggio (temperatura: no data) - IAEA log Successivamente si è rilevata la presenza di radioattività in mare a seguito del rilascio di acqua radioattiva, probabilmente dovuta ai danni al containment primario ed ai canali di alimentazione

Commenti e conclusioni - Danni provocati esclusivamente a seguito dello tsunami e del non funzionamento dei sistemi di raffreddamento di emergenza - Problema: come si è stabilito di determinare le specifiche del progetto, in particolare la max. altezza di un preventivabile tsunami? - Ha funzionato la catena di comando? - C’è stata trasparenza nell’informazione (ovvero: le carenze nei dati derivano da incapacità/impossibilità o dalla TEPCO)? - Ha funzionato la cooperazione internazionale? TUTTI questi aspetti sollevano dubbi che devono essere affrontati e risolti.