{"id":1152,"date":"2011-04-22T19:35:50","date_gmt":"2011-04-22T19:35:50","guid":{"rendered":"http:\/\/www.vivereingegneria.com\/blog\/?p=1152"},"modified":"2011-04-22T22:21:18","modified_gmt":"2011-04-22T22:21:18","slug":"resoconto-seminario-informativo-su-fukushima","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/www.vivereingegneria.com\/blog\/2011\/04\/resoconto-seminario-informativo-su-fukushima\/","title":{"rendered":"Resoconto Seminario informativo su Fukushima"},"content":{"rendered":"

Gioved\u00ec 21 aprile alle ore 10,00\u00a0presso l’Aula Magna della Facolt\u00e0\u00a0il 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<\/strong> impiantate sul sito nucleare Fukushima Daiichi per poi spiegare in ordine cronologico fase dopo fase gli episodi chiave<\/strong> che hanno portato al disastro che noi tutti sappiamo, ed infine qualche informazione su dosi ed effetti<\/strong> sul corpo umano delle radiazioni.<\/p>\n

Il Giappone crea dalle sue 55 centrali nucleari circa 280000 GWh(e) in grado di coprire il 25<\/strong>\u00f7<\/strong>30 %<\/strong> del fabbisogno energetico nazionale. Iniziamo a dare una panoramica di quello che era la centrale nucleare di Fukushima prima del disastro. La centrale nucleare\u00a0Fukushima I<\/strong> , nota come\u00a0Fukushima Daiichi<\/strong>, costruita da\u00a0General Electric<\/strong><\/a> <\/strong>alla fine degli\u00a0anni ’60<\/a>, \u00e8 una delle principali centrali nucleari giapponesi\u00a0con i suoi 4696\u00a0MW prodotti .<\/p>\n

Veduta aerea del sito nucleare con i 6 reattori :<\/p>\n

\"fukushima1\"Tutti i sei reattori della centrale sono di tipo\u00a0BWR<\/strong><\/a>. \u00a0Il primo di essi, ed anche il pi\u00f9 vecchio, ha cominciato l’erogazione commerciale di energia elettrica ufficialmente nel mese di marzo 1971 la bellezza di 40 anni fa. La data di spegnimento dello stesso era stata programmata per il mese di marzo 2011. Un\u00a0reattore nucleare ad acqua bollente<\/strong> (in inglese BWR:\u00a0Boiling Water Reactor<\/em>) \u00e8 un reattore moderato ad acqua leggera, che utilizza lo stesso moderatore (acqua pesante a pressione limitata e a temperatura di alcune decine di gradi) come fluido termovettore (sostanza allo stato fluido che accumula e trasporta il calore.\u00a0). La denominazione ne definisce la caratteristica principale, cio\u00e8 quella di utilizzare acqua in ebollizione<\/span><\/em> e di generare quindi vapore all’interno del reattore, eliminando la necessit\u00e0 di avere generatori di vapore.<\/p>\n

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Quindi normalmente in una centrale nucleare ad\u00a0acqua leggera<\/a> , come ogni centrale elettrica basata su un\u00a0ciclo al vapore<\/a>, avviene una reazione, la\u00a0fissione nucleare<\/em>, ovvero la scissione del nucleo di atomi pesanti quali\u00a0uranio<\/a> e\u00a0plutonio<\/a> che libera\u00a0calore<\/a> utilizzato per la\u00a0vaporizzazione<\/a> dell’acqua che circonda le stesse barre e quindi la generazione di lavoro meccanico<\/a> che mette in moto la turbina collegata all\u2019alternatore generando cos\u00ec energia elettrica.<\/p>\n

\"fukushima2\"<\/p>\n

Possiamo notare che nei reattori BWR, a differenza di altri tipi di reattori nucleari, \u00a0l’acqua del ciclo di potenza dei generatori a turbina \u00e8 ha contatto con il reattore nucleare, e quindi non si pu\u00f2 escludere la possibilit\u00e0, in caso di fuoriuscita dell\u2019acqua, di emissione radioattiva.<\/p>\n

VEDIAMO LA STRUTTURA DEI REATTORI BWR<\/em><\/strong><\/p>\n

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Figura1<\/strong><\/p>\n

\"fukushima3\"\"fukushima4\"<\/strong><\/p>\n

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Schizzo in sezione semplificato di un tipico contenimento Mark-I di un reattore\u00a0BWR<\/a>, come quelli usati nei reattori da 1 a 5 di Fukushima Daiichi<\/span><\/strong>.<\/span><\/p>\n

RPV: Reactor Pressure Vessel\u00a0\u00a0 CONTENITORE A PRESSIONE DEL REATTORE<\/em><\/strong> <\/em> <\/em><\/p>\n

Le barre di combustibile (rivestite di ZIRCONIO) e quindi la reazione esotermica che crea il calore necessario a vaporizzare l\u2019acqua avviene all\u2019interno del RPV, \u00e8 qui che si verranno a generare altissime temperature.<\/p>\n

Il contenimento primario<\/span><\/em> consiste di due parti, il “DryWell” e il “WetWell”.<\/p>\n

DW: DryWell\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0 CONTENITORE DEL VAPORE<\/em><\/strong><\/p>\n

Il drywell ha un solaio in cemento e delle pareti di calcestruzzo rivestito in acciaio, ed \u00e8 progettato per contenere qualsiasi combustibile fuso che possa fuoriuscire dal contenitore del reattore, e la radioattivit\u00e0 emessa dal combustibile. Da qui viene prelevato il vapore che mette in funzione la turbina<\/em><\/p>\n

WW: WetWell\u00a0 \u00a0\u00a0\u00a0\u00a0CAMERA DI SOPPRESSIONE DEL VAPORE DI FORMA TOROIDALE<\/em><\/strong><\/p>\n

Il wetwell<\/em>, che si trova al di sotto del drywell, contiene acqua ed \u00e8 progettato per ridurre la pressione in eccesso nel drywell<\/em>. Il vapore prodotto dal drywell viene spinto all’interno del wetwell, dove viene raffreddato dall’acqua e condensato, alleviandone cos\u00ec la pressione. <\/strong><\/p>\n

SFP: Spent Fuel Pool\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0 VASCA DEL <\/em><\/strong>COMBUSTIBILE ESAUSTO<\/a><\/em><\/strong>. <\/strong><\/p>\n

SCSW: Secondary Concrete Shield Wall\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0 MURO DI CEMENTO DI SCHERMATURA SECONDARIO<\/em><\/strong><\/p>\n

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La struttura di contenimento primario si trova all’interno del contenitore secondario, che contiene il reattore. Il tutto \u00e8 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.<\/p>\n

Quindi il sistema di produzione gira attorno ad una parola \u201cIL CALORE<\/em><\/strong>\u201d<\/p>\n

I problemi di una centrale stanno proprio nella grande quantit\u00e0 di calore che viene sprigionato dalla fissione dei nuclei radioattivi. Per controllare questa impressionante quantit\u00e0 di calore vengono impiegati sistemi di controllo:<\/p>\n

uno di questi \u00e8 detto SCRAM <\/em><\/strong> e \u00a0viene effettuato con l’inserimento rapido delle barre di controllo <\/em> (costituite solitamente da leghe di\u00a0argento<\/a>,\u00a0cadmio<\/a> e\u00a0indio<\/a> o carburi di\u00a0boro<\/a>) che assorbono neutroni e sono in grado di regolare e in caso di emergenza arrestare la reazione a catena .<\/p>\n

sistemi refrigeranti<\/em> basati sull\u2019utilizzo di POMPE-ELETTRICHE<\/strong> in grado di prelevare acqua a bassa temperatura mettendola a contatto con il nocciolo (core) \u00a0cos\u00ec da circondarlo col fluido refrigerante e mantenerlo ad una temperatura accettabile: tipicamente qualche centinaio di gradi centigradi.<\/p>\n

IN CONDIZIONE DI FUNZIONAMENTO NORMALE IL \u00a0RPV <\/em><\/strong>SARA\u2019 IMMERSO NEL DRYWELL <\/em><\/strong><\/p>\n

\"fukushima5\"<\/p>\n

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Tutto questo prima del fatidico giorno<\/strong><\/p>\n

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COSA SUCCESSE QUEL GIORNO?<\/strong><\/p>\n

Venerd\u00ec 11 marzo 2011 ore 14,46 (erano le 6,46 in Italia) la parte nord-orientale dell’isola Honshu, la pi\u00f9 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 pi\u00f9 di dieci metri si \u00e8 abbattuto sulle coste affacciate sul Pacifico seminando morte e distruzione nell’area di Sendai, la pi\u00f9 vicina all’epicentro.<\/p>\n

Focalizziamo l\u2019attenzione sugli avvenimenti chiave che hanno portato al disastro di Fukushima:<\/p>\n

Chi fu ? Terremoto o tsunami ?<\/strong><\/p>\n

Diversamente da quanto si possa credere non \u00e8 stato<\/em><\/strong> il\u00a0terremoto<\/a> in s\u00e8 ad innescare l’incidente nella centrale quanto piuttosto <\/em><\/strong>il\u00a0maremoto<\/a> . Lo \u00a0tsunami<\/a> 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.<\/p>\n

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<\/em> con la procedura sopracitata \u00a0SCRAM<\/a>; i reattori 4, 5 e 6 erano invece in quel momento inattivi per manutenzione.<\/p>\n

Se i reattori sono spenti, perch\u00e9 il raffreddamento diventa un problema?
\n<\/strong>Quando il reattore si spegne, il processo di fissione del combustibile nucleare si ferma. Tuttavia, il combustibile \u00e8 molto caldo, ed \u00e8 ancora altamente radioattivo. Quando le particelle radioattive decadono, si produce del calore supplementare (POTENZA DI DECADIMENTO<\/span><\/em>) . Ad esempio una volta che il combustibile non \u00e8 pi\u00f9 utile alla produzione energetica, viene rimosso dal reattore e raffreddato con acqua per un periodo che dura anni<\/em><\/strong>.<\/p>\n

In seguito al sisma, con la centrale che \u00e8 ubicata proprio nei pressi della linea costiera l’acqua dell’onda anomala (14 metri )<\/em><\/strong> avrebbe infatti messo fuori uso sia la rete elettrica che alimentava la centrale, sia i generatori diesel di emergenza, fatto gravissimo <\/strong>, infatti senza alimentazione elettrica gli \u00a0importantissimi \u00a0sistemi di raffreddamento dei reattori non sono entrati in funzione, lasciando le barre scoperte e quindi impossibilitate a scambiare calore innescando cos\u00ec la crisi .<\/p>\n

\"fukushima6\"<\/p>\n

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A causa dell’aumento di temperatura delle barre d’uranio rimaste scoperte d’acqua il rivestimento esterno in lega metallica “Zirconio<\/a>” reagisce con la poca acqua ed il vapore a temperatura di circa 1200 \u00b0C ossidandosi e liberando\u00a0idrogeno<\/a>.<\/p>\n

Vapore + \u00a0Zirconio\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0 H2<\/sub><\/p>\n

L\u2019 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\u2019idrogeno, \u00a0mettendolo cos\u00ec a contatto con l\u2019acqua raccolta nella vasca toroidale portandola a sua volta all\u2019ebollizione con successiva creazione di altro vapore, e consecutivo innalzamento ulteriore della pressione. A questo punto si avranno temperature al nocciolo di circa 2500 \u00b0C<\/strong> e pressioni interne al DryWell di circa 8 bar<\/strong> ( pressione 2 volte superiore alla massima sopportabile dalla struttura di contenimento).<\/p>\n

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\"fukushima7\"<\/p>\n

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Si cerca allora di far diminuire la pressione all\u2019interno della struttura, avviando cos\u00ec la depressurizzazione <\/em>, ovvero l\u2019espulsione verso l\u2019esterno dei gas generati all\u2019interno ( 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’unit\u00e0 1 l’esplosione \u00e8 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 autorit\u00e0 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.<\/p>\n

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FUKUSHIMA DOPO L\u2019INCIDENTE<\/strong><\/p>\n

\"fukushima8\"<\/p>\n

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Nei reattori 1, 2 e 3 \u00e8 stata pompata acqua di mare, unitamente ad\u00a0acido borico<\/a> allo scopo di assorbire neutroni. L’utilizzo di acqua di mare, corrosiva, segna con grande probabilit\u00e0 la fine della operativit\u00e0 dei reattori per i quali \u00e8 stata adottata questa soluzione estrema.<\/p>\n

Tutte le esplosioni sono state dovute ad un accumulo di idrogeno. Mentre per i reattori 1 e 3 l’involucro primario \u00e8 rimasto intatto, nel caso del reattore 2 l’involucro di contenimento primario “potrebbe” essere stato danneggiato.<\/em><\/strong><\/p>\n

Il 14 marzo\u00a0la\u00a0TEPCO<\/a> (societ\u00e0 gestore della sicurezza ) ha dichiarato che non \u00e8 esclusa la parziale fusione delle barre del\u00a0combustibile nucleare<\/a> all’interno del reattore numero 2.<\/p>\n

Sull’edificio che ospita il reattore numero 4, la cui vasca di raccolta del combustibile esausto ormai a contatto con l’esterno, \u00e8 stata oggetto di un nuovo incendio, \u00e8 stata versata acqua marina per mezzo di elicotteri.<\/p>\n

Il governo giapponese ha poi dichiarato che, anche dopo che si saranno risolti i problemi, la centrale non verr\u00e0 pi\u00f9 rimessa in funzione.<\/em><\/strong><\/p>\n

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SCALA \u00a0DI GRAVITA\u2019<\/em><\/strong><\/p>\n

La\u00a0IAEA<\/a> ha stabilito una scala (scala INES<\/a> –\u00a0International Nuclear Event Scale<\/em>) di gravit\u00e0 degli eventi possibili in una centrale nucleare o in altra installazione, che si articola nei seguenti 8 livelli:<\/p>\n