L'incidente nucleare in Giappone e il suo impatto sulle politiche di sicurezza Roberto Mezzanotte Roma, 15 Aprile 2011.

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1 L'incidente nucleare in Giappone e il suo impatto sulle politiche di sicurezza Roberto Mezzanotte Roma, 15 Aprile 2011

2 Il sito di Fukushima Daiichi

3 Reattore/ Stato 11/3 TipoPotenza Termica [MW] Potenza Elettrica [MW] Inizio costruzione Inizio esercizio Efficienza (2000/2009) Fukushima 1 In funzione BWR 313804397/19673/197147,6 Fukushima 2 In funzione BWR 423817606/19697/197467,4 Fukushima 3 In funzione BWR 4238176012/19706/197669,0 Fukushima 4 Vuoto BWR 423817602/197310/197862,2 Fukushima 5 Manutenzione BWR 423817605/19724/197867,4 Fukushima 6 Manutenzione BWR 53293106710/197310/197967,3

4 Il reattore

5 Levento Terremoto 11/3/2011 ore 14,46 I reattori non sembrano subire 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)

6 Il calore di decadimento Larresto del reattore non annulla la produzione di energia: Calore di decadimento allarresto ~ 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 Pastiglia di uranio Barretta Elemento

7 Lo tsunami 11/3/2011 ore 15,41 Unonda di oltre 7m raggiunge il sito Limpianto è difeso contro unonda di progetto di 6,5 m. Perdita dei generatori di emergenza Station Blackout

8 Il rischio da station blackout

9 Gestione dello station blackout Esistono sugli impianti sistemi di raffreddamento del reattore in grado di funzionare anche in condizioni di station blackout, ma con unautonomia limitata Nei reattori di Fukushima dopo lo tsunami il sistema di raffreddamento cessa di funzionare nel giro di qualche ora (da M. Braun – AREVA)

10 Evoluzione dellincidente La pressione nei tre reattori sale Si aprono le valvole di sicurezza vapore è scaricato nel wet-well Il livello dellacqua nel reattore si abbassa Il combustibile progressivamente si scopre e si surriscalda: >1200° reazione metallo-acqua e formazione di Idrogeno >2800° fusione del combustibile (da M. Braun – AREVA)

11 Evoluzione dellincidente – 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 Plutonio da MOX nel Reattore n. 3 (1) (2) (3) (da M. Braun – AREVA) (1) (2) (3)

12 Effetti dellesplosione

13 Evoluzione dellincidente – Reattore 2 Andamento diverso nel reattore 2: Esplosione di Idrogeno nelledificio reattore Probabile danno al wet-well Rilascio incontrollato dalledificio reattore Dosi elevate sul sito (si passa da 2 mSv/h a un picco di 12 mSv/h – valori medi) (da M. Braun – AREVA)

14 Evoluzione dellincidente – Piscine combustibile Combustibile irraggiato presente nella piscina di tutti i reattori Particolarmente preoccupante la piscina del reattore 4, dove era stato trasferito lintero 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

15 Raffreddamento del reattore 1a fase: solo raffreddamento dallesterno (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)

16 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 molto contaminata, scaricate in mare 11500 ton di acqua debolmente contaminata. Dose max conseguente: 0,6 mSv/a

17 Classificazione INES Level 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

18 Considerazioni probabilistiche (da World Nuclear Association) Anni reattore cumulativi Anni reattore/1000 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 allesterno, con procedure di emergenza e interventi mitigativi

19 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 nellattuazione 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 dellestensione della vita degli impianti prevista da una legge del 2010 I paesi EU hanno concordato di effettuare degli stress test

20 Stress test Allo studio del WENRA (Associazione responsabili degli enti di sicurezza europei) Impostazione attualmente proposta legata alle specificità dellincidente 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

21 Nuovi impianti Inasprimento dei criteri di localizzazione e di selezione degli eventi esterni base di progetto (rilevanza della sicurezza nucleare anche per eventi devastanti larea) 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 dellimpianto post incidente severo

22 Indipendenza dellAutorità 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) Lautorità di controllo giapponese NISA – Nuclear and Industrial Safety Agency - è ununità interna al Ministero delleconomia, commercio e industria