Giovedì 21 aprile alle ore 10,00 presso l’Aula Magna della Facoltà il prof. Giuseppe Vella, ordinario di Impianti Nucleari ha tenuto un seminario informativo sul recente evento di Fukushima, esponendo dapprima le tipologie di strutture e tecnologie impiantate sul sito nucleare Fukushima Daiichi per poi spiegare in ordine cronologico fase dopo fase gli episodi chiave che hanno portato al disastro che noi tutti sappiamo, ed infine qualche informazione su dosi ed effetti sul corpo umano delle radiazioni.
Il Giappone crea dalle sue 55 centrali nucleari circa 280000 GWh(e) in grado di coprire il 25÷30 % del fabbisogno energetico nazionale. Iniziamo a dare una panoramica di quello che era la centrale nucleare di Fukushima prima del disastro. La centrale nucleare Fukushima I , nota come Fukushima Daiichi, costruita da General Electric alla fine degli anni ’60, è una delle principali centrali nucleari giapponesi con i suoi 4696 MW prodotti .
Veduta aerea del sito nucleare con i 6 reattori :
Quindi normalmente in una centrale nucleare ad acqua leggera , come ogni centrale elettrica basata su un ciclo al vapore, avviene una reazione, la fissione nucleare, ovvero la scissione del nucleo di atomi pesanti quali uranio e plutonio che libera calore utilizzato per la vaporizzazione dell’acqua che circonda le stesse barre e quindi la generazione di lavoro meccanico che mette in moto la turbina collegata all’alternatore generando così energia elettrica.
Possiamo notare che nei reattori BWR, a differenza di altri tipi di reattori nucleari, l’acqua del ciclo di potenza dei generatori a turbina è ha contatto con il reattore nucleare, e quindi non si può escludere la possibilità, in caso di fuoriuscita dell’acqua, di emissione radioattiva.
VEDIAMO LA STRUTTURA DEI REATTORI BWR
Figura1
Schizzo in sezione semplificato di un tipico contenimento Mark-I di un reattore BWR, come quelli usati nei reattori da 1 a 5 di Fukushima Daiichi.
RPV: Reactor Pressure Vessel CONTENITORE A PRESSIONE DEL REATTORE
Le barre di combustibile (rivestite di ZIRCONIO) e quindi la reazione esotermica che crea il calore necessario a vaporizzare l’acqua avviene all’interno del RPV, è qui che si verranno a generare altissime temperature.
Il contenimento primario consiste di due parti, il “DryWell” e il “WetWell”.
DW: DryWell CONTENITORE DEL VAPORE
Il drywell ha un solaio in cemento e delle pareti di calcestruzzo rivestito in acciaio, ed è progettato per contenere qualsiasi combustibile fuso che possa fuoriuscire dal contenitore del reattore, e la radioattività emessa dal combustibile. Da qui viene prelevato il vapore che mette in funzione la turbina
WW: WetWell CAMERA DI SOPPRESSIONE DEL VAPORE DI FORMA TOROIDALE
Il wetwell, che si trova al di sotto del drywell, contiene acqua ed è progettato per ridurre la pressione in eccesso nel drywell. Il vapore prodotto dal drywell viene spinto all’interno del wetwell, dove viene raffreddato dall’acqua e condensato, alleviandone così la pressione.
SFP: Spent Fuel Pool VASCA DEL COMBUSTIBILE ESAUSTO.
SCSW: Secondary Concrete Shield Wall MURO DI CEMENTO DI SCHERMATURA SECONDARIO
La struttura di contenimento primario si trova all’interno del contenitore secondario, che contiene il reattore. Il tutto è stato progettato per essere mantenuto ad una pressione inferiore rispetto a quella esterna in modo che le possibili perdite rimangano all’interno dell’edificio. L’aria presente nel reattore viene filtrata per rimuovere tutte le radiazioni prima di essere rilasciata all’esterno.
Quindi il sistema di produzione gira attorno ad una parola “IL CALORE”
I problemi di una centrale stanno proprio nella grande quantità di calore che viene sprigionato dalla fissione dei nuclei radioattivi. Per controllare questa impressionante quantità di calore vengono impiegati sistemi di controllo:
uno di questi è detto SCRAM e viene effettuato con l’inserimento rapido delle barre di controllo (costituite solitamente da leghe di argento, cadmio e indio o carburi di boro) che assorbono neutroni e sono in grado di regolare e in caso di emergenza arrestare la reazione a catena .
sistemi refrigeranti basati sull’utilizzo di POMPE-ELETTRICHE in grado di prelevare acqua a bassa temperatura mettendola a contatto con il nocciolo (core) così da circondarlo col fluido refrigerante e mantenerlo ad una temperatura accettabile: tipicamente qualche centinaio di gradi centigradi.
IN CONDIZIONE DI FUNZIONAMENTO NORMALE IL RPV SARA’ IMMERSO NEL DRYWELL
Tutto questo prima del fatidico giorno
COSA SUCCESSE QUEL GIORNO?
Venerdì 11 marzo 2011 ore 14,46 (erano le 6,46 in Italia) la parte nord-orientale dell’isola Honshu, la più grande del Giappone, a 380 km da Tokyo vien colpita da un terremoto di 9 gradi scala Richter. Pochi minuti dopo uno tsunami con onde alte più di dieci metri si è abbattuto sulle coste affacciate sul Pacifico seminando morte e distruzione nell’area di Sendai, la più vicina all’epicentro.
Focalizziamo l’attenzione sugli avvenimenti chiave che hanno portato al disastro di Fukushima:
Chi fu ? Terremoto o tsunami ?
Diversamente da quanto si possa credere non è stato il terremoto in sè ad innescare l’incidente nella centrale quanto piuttosto il maremoto . Lo tsunami che ha colpito l’impianto misurava almeno 14 metri di altezza, dalle tracce riscontrate nel parcheggio che si trova appunto a questa altezza, mentre l’impianto era stato (mal)progettato per far fronte al massimo ad onde di 6,5 metri di altezza.
Avvertito il terremoto e quindi rilevato accelerazioni al suolo doppie di quelle massime di progetto i reattori in funzione (i numeri 1, 2 e 3) sono stati spenti automaticamente con la procedura sopracitata SCRAM; i reattori 4, 5 e 6 erano invece in quel momento inattivi per manutenzione.
Se i reattori sono spenti, perché il raffreddamento diventa un problema?
Quando il reattore si spegne, il processo di fissione del combustibile nucleare si ferma. Tuttavia, il combustibile è molto caldo, ed è ancora altamente radioattivo. Quando le particelle radioattive decadono, si produce del calore supplementare (POTENZA DI DECADIMENTO) . Ad esempio una volta che il combustibile non è più utile alla produzione energetica, viene rimosso dal reattore e raffreddato con acqua per un periodo che dura anni.
In seguito al sisma, con la centrale che è ubicata proprio nei pressi della linea costiera l’acqua dell’onda anomala (14 metri ) avrebbe infatti messo fuori uso sia la rete elettrica che alimentava la centrale, sia i generatori diesel di emergenza, fatto gravissimo , infatti senza alimentazione elettrica gli importantissimi sistemi di raffreddamento dei reattori non sono entrati in funzione, lasciando le barre scoperte e quindi impossibilitate a scambiare calore innescando così la crisi .
A causa dell’aumento di temperatura delle barre d’uranio rimaste scoperte d’acqua il rivestimento esterno in lega metallica “Zirconio” reagisce con la poca acqua ed il vapore a temperatura di circa 1200 °C ossidandosi e liberando idrogeno.
Vapore + Zirconio H2
L’ idrogeno ad altissima temperatura va ad aumentare ulteriormente la pressione interna al DryWell , il WetWell nel tentativo di diminuire la pressione nel DryWell accoglie dentro se una parte del vapore bollente misto all’idrogeno, mettendolo così a contatto con l’acqua raccolta nella vasca toroidale portandola a sua volta all’ebollizione con successiva creazione di altro vapore, e consecutivo innalzamento ulteriore della pressione. A questo punto si avranno temperature al nocciolo di circa 2500 °C e pressioni interne al DryWell di circa 8 bar ( pressione 2 volte superiore alla massima sopportabile dalla struttura di contenimento).
Si cerca allora di far diminuire la pressione all’interno della struttura, avviando così la depressurizzazione , ovvero l’espulsione verso l’esterno dei gas generati all’interno ( gas contaminati e idrogeno ). Questo a contatto con l’ossigeno atmosferico e in proporzioni opportune forma una miscela tonante (esplosiva) bastando quindi un innesco per provocarne l’esplosione. Nell’edificio esterno dell’unità 1 l’esplosione è avvenuta in seguito al rilascio controllato del gas/vapore contenuto nel reattore in concomitanza con una forte scossa di assestamento. Il rilascio era autorizzato dalle autorità giapponesi e previsto dalle procedure d’emergenza per consentire di iniettare acqua, altrimenti procedimento non possibile per la contropressione dovuta sia al vapore che all’idrogeno accumulatosi all’interno del reattore.
FUKUSHIMA DOPO L’INCIDENTE
Nei reattori 1, 2 e 3 è stata pompata acqua di mare, unitamente ad acido borico allo scopo di assorbire neutroni. L’utilizzo di acqua di mare, corrosiva, segna con grande probabilità la fine della operatività dei reattori per i quali è stata adottata questa soluzione estrema.
Tutte le esplosioni sono state dovute ad un accumulo di idrogeno. Mentre per i reattori 1 e 3 l’involucro primario è rimasto intatto, nel caso del reattore 2 l’involucro di contenimento primario “potrebbe” essere stato danneggiato.
Il 14 marzo la TEPCO (società gestore della sicurezza ) ha dichiarato che non è esclusa la parziale fusione delle barre del combustibile nucleare all’interno del reattore numero 2.
Sull’edificio che ospita il reattore numero 4, la cui vasca di raccolta del combustibile esausto ormai a contatto con l’esterno, è stata oggetto di un nuovo incendio, è stata versata acqua marina per mezzo di elicotteri.
Il governo giapponese ha poi dichiarato che, anche dopo che si saranno risolti i problemi, la centrale non verrà più rimessa in funzione.
SCALA DI GRAVITA’
La IAEA ha stabilito una scala (scala INES – International Nuclear Event Scale) di gravità degli eventi possibili in una centrale nucleare o in altra installazione, che si articola nei seguenti 8 livelli:
- Livello 0 (deviazione): evento senza rilevanza sulla sicurezza.
- Livello 1 (anomalia): evento che si differenzia dal normale regime operativo, che non coinvolge malfunzionamenti nei sistemi di sicurezza, né rilascio di contaminazione, né sovraesposizione degli addetti.
- Livello 2 (guasto): evento che riguardi malfunzionamento delle apparecchiature di sicurezza, ma che lasci copertura di sicurezza sufficiente per malfunzionamenti successivi, o che risulti in esposizione di un lavoratore a dosi eccedenti i limiti e/o che porti alla presenza di radionuclidi in aree interne non progettate allo scopo, e che richieda azione correttiva.
- Livello 3 (guasto grave): un incidente sfiorato, in cui solo le difese più esterne sono rimaste operative, e/o rilascio esteso di radionuclidi all’interno dell’area calda, oppure effetti verificabili sugli addetti, o infine rilascio di radionuclidi tali che la dose critica cumulativa sia dell’ordine di decimi di mSv.
- Livello 4 (incidente grave senza rischio esterno): evento causante danni gravi all’installazione (ad esempio fusione parziale del nucleo) e/o sovraesposizione di uno o più addetti che risulti in elevata probabilità di decesso, e/o rilascio di radionuclidi tali che la dose critica cumulativa sia dell’ordine di pochi mSv.
- Livello 5 (incidente grave con rischio esterno): Evento causante danni gravi all’installazione e/o rilascio di radionuclidi con attività dell’ordine di centinaia di migliaia di TBq come 131I, e che possa sfociare nell’impiego di contromisure previste dai piani di emergenza.
- esempio: l’incidente di Three Mile Island, USA (1979), l’incidente di Windscale in Gran Bretagna (1957).
- Livello 6 (incidente serio): evento causante un significativo rilascio di radionuclidi e che potrebbe richiedere l’impiego di contromisure, comunque meno rischioso dell’incidente di livello 7.
- esempio: l’incidente di Kyshtym, URSS (1957)
- Livello 7 (incidente molto grave): evento causante rilascio importante di radionuclidi, con estesi effetti sulla salute e sul territorio.
