SAFETY FORUM 2009 WORKSHOP AIN L EVOLUZIONE DELLA SICUREZZA NUCLEARE L EVOLUZIONE DELLA SICUREZZA NUCLEARE

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1 L EVOLUZIONE DELLA SICUREZZA NUCLEARE 1

2 Sicurezza, nel campo nucleare, significa principalmente controllo dei rischi associati alla realizzazione, all esercizio e allo smantellamento delle centrali

3 Obiettivi della sicurezza nucleare La protezione della popolazione La protezione dei lavoratori La protezione dell ambiente Ma anche un interesse economico per la protezione dell investimento

4 I metodi per garantire la sicurezza nucleare La difesa in profondità Sequenza di barriere indipendenti e di livelli di protezione per eliminare rilasci radioattivi all esterno dell impianto L analisi di incidenti estremi Inclusi gli incidenti con probabilità infinitesime I margini di progetto Ben oltre le incertezze ingegneristiche La ridondanza, la separazione fisica, ecc. Più componenti e sistemi possono svolgere la stessa funzione e sono collocati in aree diverse dell impianto L uso di tecnologia provata L attenzione al fattore umano

5 Defence in depth In nuclear engineering and nuclear safety, defence in depth denotes the practice of having multiple, redundant, and independent layers of safety systems for the single, critical point of failure: the reactor core. This helps to reduce the risk that a single failure of a critical system could cause a core meltdown or a catastrophic failure of reactor containment

6 I metodi di verifica della sicurezza nucleare I metodi deterministici Si impongono regole da rispettare indipendentemente dalla sicurezza intrinseca del progetto I metodi probabilistici Viene valutata la probabilità di tutte le possibili sequenze incidentali, tenendo conto delle caratteristiche del progetto Le attività sperimentali I codici di calcolo L analisi dell esperienza operativa I controlli in esercizio Controlli ambientali Controlli periodici dell impianto Rinnovo decennale della licenza di esercizio

7 I sistemi di controllo nazionali e internazionali L Autorità di sicurezza nazionale L IAEA (International Atomic Energy Agency) I Trattati e le Convenzioni internazionali

8 Cronologia La Pila di Fermi Il reattore veniva fermato in emergenza a mano tramite inserimento manuale di una barra assorbitrice di neutroni La sicurezza negli anni 50 e 60 Semplice, efficace ma limitata nell analisi dei possibili incidenti L evoluzione all inizio degli anni 70 Estensione degli incidenti presi in considerazione con l introduzione di nuovi sistemi di protezione Avvio dell analisi probabilistica L incidente di Three Mile Island (1979) e gli anni 80 Dimostrazione che incidenti gravi possono avvenire ed importanti ricadute sugli impianti in esercizio ed in quelli in progetto Conseguenze nulle per l ambiente, ma grave crisi economica della piccola società di gestione L incidente di Chernobyl (1986) e gli anni 90 Dimostrazione che in assenza di adeguati criteri di progetto possono essere possibili impatti ambientali significativi Nessun insegnamento rilevante per gli impianti occidentali ad eccezione della conferma della necessità di mantenere una elevata Cultura della Sicurezza

9 I requisiti per gli impianti avanzati Gli anni 2000 I requisiti EUR (European Utility Requirements) Sviluppati a partire dalla metà degli anni 90 tra Ie maggiori società elettriche europee (l ENEL vi ha partecipato attivamente con personale oggi in SOGIN; al momento sia ENEL che SOGIN ne fanno parte) Non riguardano solo la sicurezza, ma tutte le caratteristiche progettuali e tendono ad ottenere una standardizzazione europea dei progetti L iniziativa WENRA (West European Nuclear Regulators Association) Sviluppano al momento criteri comuni di sicurezza per gli impianti in esercizio e per quelli in decommissioning L obiettivo di una certificazione internazionale Sono in corso iniziative per arrivare ad una certificazione internazionale dei progetti standard (sul modello ad esempio della certificazione degli aerei) per evitare che le Autorità di ciascun paese svolga un istruttoria totalmente nuova ed indipendente per rilasciare la certificazione

10 I principali obiettivi di sicurezza EUR Gli eventi considerati nel progetto Il progetto deve tenere in conto anche eventi che arrivino alla fusione del combustibile, indipendentemente dalla sua bassa probabilità ed indipendentemente da tutte le misure di prevenzione che comunque devono essere adottate La probablità di un rilascio significativo all ambiente deve essere inferiore ad una volta in un milione di anni di funzionamento Gli obiettivi di impatto ambientale Anche nel peggiore degli incidenti non vi deve essere necessità di evacuazione della popolazione e, comunque, di nessuna misura permanente a distanze maggiori di 800m dal reattore (generalmente confine di proprietà dell esercente) Le conseguenze ambientali devono essere estremamente limitate nello spazio e nel tempo (pochi km quadrati e un solo raccolto per la produzione agricola) La protezione dei lavoratori Gli obiettivi di radioprotezione devono essere molto inferiori ai limiti di legge Gli obiettivi di dose globale all insieme dei lavoratori devono essere inferiori alle dosi dei migliori impianti attualmente in esercizio nel mondo

11 Gli obiettivi della sicurezza, negli impianti nucleari (IAEA-INSAG, 1988), sono i seguenti: Obiettivo generale della sicurezza nucleare: proteggere gli individui, la società e l ambiente stabilendo e mantenendo un effettiva difesa contro il rischio di contaminazione radiologica Obiettivo della radioprotezione: assicurare che nelle operazioni ordinarie l esposizione alle radiazioni, dovute a qualsiasi forma di rilascio di materiale radioattivo, all interno dell impianto si mantenga sotto i limiti prescritti dalla soglia di accettabilità Obiettivo tecnico della sicurezza, a sua volta articolato nelle istanze di: prevenire gli incidenti negli impianti nucleari con un alto grado di sicurezza; assicurare che siano minimizzate le probabilità di rilascio con conseguenze radiologiche di tutti i possibili incidenti analizzati e presi in considerazione nella fase iniziale di progetto dell impianto nucleare (anche di quelle aventi una probabilità molto piccola); assicurare che la probabilità d incidente grave, con serie conseguenze radiologiche, sia estremamente basso.

12 FATTORE UMANO Il fattore umano gioca un ruolo fondamentale nella sicurezza dei sistemi tecnologici, essendo tale fattore implicato dallo stadio della progettazione, via via a quelli della costruzione, della gestione e conduzione e dell esercizio. E ormai, infatti, ampiamente riconosciuto che l errore umano è all origine di gran parte degli incidenti rilevanti in impianti e sistemi industriali, o ne è la causa prevalente. SETTORE PERCENTUALE (%) RIFERIMENTO Industria Chimica 90 Joschek (1981) Aviazione 70 Watson (1981) Trasporto marittimo 59 Impianti nucleari (stima) Lewis (1975), Wash 1400 (1975) Incidenza dell'errore umano (da Vestrucci, 1990)

13 L approccio deterministico Questo approccio ha costituito la base per la progettazione degli impianti nucleari in numerosi Paesi industrializzati ed è documentato nei Rapporti dell Analisi di Sicurezza dei vari impianti. L approccio deterministico è completamente basato sulle regole e sulle direttive stabilite dal legislatore e successivamente approfondite e migliorate dalle varie Agenzie e Commissioni nazionali che si occupano del nucleare. Sono due i riferimenti presi in campo internazionale per questo tipo di analisi: United States Nuclear Regulatory Commission (USNRC); International Atomic Energy Agency (IAEA). I punti principali per l approccio deterministico sono i seguenti: identificare e catalogare gli eventi considerati nel progetto iniziale; analizzare lo sviluppo dei possibili scenari incidentali; valutare e verificare le conseguenze che erano state introdotte inizialmente. Procediamo con una breve descrizione dei vari punti.

14 Dall analisi deterministica all analisi probabilistica della sicurezza Le caratteristiche principali dell approccio deterministico sono le seguenti: identificare e catalogare gli eventi analisi degli scenari incidentali valutazione delle conseguenze radiologiche verifica con il rispetto dei criteri e soglie di accettabilità analisi dei vari contributi al rischio residuo L analisi probabilistica della sicurezza (PSA) può essere riassunta nei seguenti punti: metodologia generale identificazione degli eventi iniziali tipologia di risultati finali cui si arriva con tale analisi

15 Basic Introduction to Nuclear Safety (da Diaz, 2007)

16 Eventi iniziatori Nell analisi di sicurezza si definiscono eventi iniziatori gli eventi, naturali o antropici, interni o esterni al sito, in grado di interagire con il sistema analizzato innescando il potenziale di danno associato agli hazards presenti e generando, in tal modo, una catena incidentale. Esempi di eventi iniziatori interni sono: Incendi/esplosioni Cedimenti strutturali Perdite di liquidi Blocco della ventilazione Esempi di eventi iniziatori esterni sono: Sisma Impatto aereo Uragani Black-out

17 Gli scenari incidentali Eventi iniziatori, hazards e percorsi di esposizione conducono, mediante l applicazione di metodologie formali per l analisi di sicurezza quali l HAZOP, all identificazione degli scenari incidentali. Gli scenari descrivono il modo in cui gli hazards possono trasformarsi in anomalie o in incidenti. Gli scenari che, alla luce di un accurata valutazione, risultino privi di conseguenze significative per I lavoratori, la popolazione e l ambiente, dovrebbero essere esclusi da ulteriori indagini. Tuttavia, qualora uno scenario possa essere considerato, a sua volta, un possibile elemento critico (es. evento iniziatore o percorso di rilascio) di una nuova sequenza incidentale, esso deve essere reinserito nell analisi attraverso un processo iterativo di individuazione di eventi iniziatori, percorsi e scenari. Le sequenze incidentali sono tipicamente rappresentate da diagrammi ad albero degli eventi

18 Diagramma ad albero degli eventi E1 E2 E3 EVENTO SUCCESSO E4 INIZIATORE FALLIMENTO E5 E6 E7 E8

19 HAZOP Hazard and Operability study (HAZOP) E tipicamente impiegata nell industria di processo. Sebbene sia principalmente applicata a impianti operativi, può essere usata anche per l identificazione di hazards e scenari. Viene eseguita da un team composto da quattro a sei persone incluso un leader formato (con experienza di sicurezza e affidabilità) e le figue coinvolte nel progetto e nell esercizio del processo studiato. Durante l analisi il gruppo applica sistematicamente un insieme di parole guida a ciascuno degli aspetti o delle operazioni da studiare. Per un processo di decommissioning le operazioni includeranno, ad esempio, il taglio, il sollevamento, la pulizia, il trasporto. Tipiche parole guida potrebbero essere: troppo alto (riferito al livello di radiazioni), troppo veloce, troppo lento, troppo basso, troppo presto, troppo tardi.

20 IL CONCETTO E LE DEFINIZIONI DI SAFETY CULTURE 20

21 Il concetto di sicurezza nucleare (Safety) Security Sicurezza convenzionale Garanzia della qualità IAEA The management System for facilties and activities Safety requirements N GS-R IAEA Application of the Management System for facilities and activities Safety Guide N GS- G Adottata da WENRA sui requisiti europei anche per gli impianti in decommissioning Sicurezza Nucleare Sicurezza impianti Radioprotezione 21

22 L evoluzione della sicurezza Negli anni 60 La sicurezza è basata sulla buona pratica industriale e non vi è un approccio sistematico all analisi di sicurezza; la sicurezza è basata sull analisi del massimo incidente credibile Negli anni 70 La sicurezza comincia ad essere basata su una analisi di affidabilità dei sistemi Inizia l analisi dei rischi (Rapporto Rasmussen WASH1400) e si comincia a valutare le conseguenze di un incidente di fusione nocciolo, senza che questo implichi modifiche agli impianti o di altro tipo Si inizia a valutare un ventaglio di incidenti L attenzione al fattore umano è molto limitata 22

23 L evoluzione della sicurezza Negli anni 80 Dopo l incidente di TMI emerge il concetto di errore umano Si studia meglio l interfaccia uomo-macchina e si migliorano I sistemi informativi degli operatori Si studiano i sistemi organizzativi ed in particolare quelli da avviare in caso di emergenza (ad es. i Piani di Emergenza) Si avviano sistemi di riciclo dell esperienza operativa Si cominciano ad introdurre sistemi per mitigare gli incidenti severi nelle centrali in esercizio (ad es. Sistemi di filtraggio dell atmosfera del contenitore, sistemi di monitoraggio con campi di misura allargati, sistemi di controllo dell idrogeno) 23

24 L evoluzione della sicurezza Negli anni 90 Dopo l incidente di Chernobyl (1986) comincia ad emergere il concetto di Safety Culture, inteso anche come atteggiamento di una organizzazione intera nei confronti della sicurezza Inizia l introduzione del concetto di Qualità Totale Specialmente in Europa si afferma la necessità che gli incidenti severi vengano presi in considerazione nel progetto dei nuovi impianti sia a livello di prevenzione che di mitigazione Si continua a sviluppare la ricerca per creare modelli di calcolo sempre più affidabili per tutte le fenomenologie degli incidenti severi Ultimi anni Maggiore consapevolezza delle interazioni tra organizzazione e comportamento degli individui specie in relazione alla sicurezza Tentativi di quantificare la cultura della sicurezza e di verificarne il trend Sviluppo di progetti in grado di ridurre drasticamente le conseguenze anche di eventi di fusione nocciolo Emerge maggiormente la problematica del terrorismo 24

25 L evoluzione della sicurezza Fondamento della sicurezza è la creazione, la conservazione ed il miglioramento dei livelli di cultura della sicurezza (Safety Culture) che deve essere pervasiva nell azienda La trattazione della Safety Culture è nata come disciplina a se stante dopo l incidente di Chernobyl che è stato generato soprattutto da una diffusa e pervasiva ignoranza dei principi elementari di sicurezza nucleare Nel 1991 l INSAG (International Nuclear Safety Advisory Committee dell IAEA, costituito dai maggiori esperti mondiali di sicurezza) ha prodotto il suo report N 4 in cui ha trattato la problematica della Safety Culture La Safety Culture deve produrre la consapevolezza che il rispetto delle leggi, delle procedure e delle prassi non è sufficiente in sé per garantire la sicurezza 25

26 La cultura della sicurezza e l INSAG 4 IAEA INSAG Report (Safety series N 75 - INSAG 4, 1991) La Safety Culture è l insieme delle caratteristiche ed attitudini delle organizzazioni e degli individui che stabilisce che, con assoluta priorità, le problematiche di sicurezza degli impianti nucleari ricevano l attenzione che meritano in relazione alla loro importanza. Tutti i problemi di sicurezza derivano in un modo o nell altro dal fattore umano, ma è anche il fattore umano che nella stragrande maggioranza dei casi pone rimedio a questi errori L attenzione alla sicurezza coinvolge i seguenti elementi Consapevolezza individuale Conoscenza e competenza Impegno dei vertici Motivazione Supervisione Assegnazione delle responsabilità Scaricabile da Internet, sito 26

27 Un altra definizione: La Cultura della Sicurezza di una organizzazione è il prodotto di valori, atteggiamenti, percezioni, competenze e comportamenti individuali e di gruppo, che determinano l impegno di una organizzazione per la sicurezza e il modo e l efficacia del suo perseguimento. Una organizzazione con una Cultura della Sicurezza positiva è caratterizzata da una capacità di comunicazione basata sulla fiducia reciproca, da una percezione condivisa dell importanza della sicurezza e dalla confidenza nell efficacia di misure preventive Advisory Committee on the Safety of Nuclear Installations (HSC, UK, 1993) 27

28 Le organizzazioni interessate Le aziende operative Le industrie maggiori Le industrie minori Gli organismi di controllo Gli organi decisionali 28

29 I RIFERIMENTI NORMATIVI E LE ATTIVITÀ INTERNAZIONALI 29

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37 APAT è obbligata ad applicare i requisiti WENRA 37

38 Convenzioni internazionali Convention on Nuclear Safety Scaricabile da Internet, sito International Atomic Energy Agency Firmata dall Italia il 27 settembre 1994 e ratificata il 15 aprile del 1998 ARTICLE 9. RESPONSIBILITY OF THE LICENCE HOLDER Each Contracting Party shall ensure that prime responsibility for the safety of a nuclear installation rests with the holder of the relevant licence and shall take the appropriate steps to ensure that each such licence holder meets its responsibility. ARTICLE 10. PRIORITY TO SAFETY Each Contracting Party shall take the appropriate steps to ensure that all organizations engaged in activities directly related to nuclear installations shall establish policies that give due priority to nuclear safety. L esercente è il primo responsabile della sicurezza nucleare 38

39 National Nuclear Programmes Pertaining to Nuclear Installations - Main Safety Issues In relation to the safety of the NPPs, a recent initiative promoted by Sogin to respond to specific requests of APAT aimed at maintaining an high level of safety in the facilities taking into account that decommissioning and dismantling is a process deserving time to be completed. During this time, in addition to the goal of performing all the activities in a properly safe manner there is also the objective of maintaining the installation safety conditions, which requests a continuous effort on the management system. Sogin initiative therefore consists of a strategic project aiming at a general safety review of each plant, primarily addressed to management and documentation issues. Primary objectives of this project regard the following three areas: plant status with analysis of each plant and identification of activities with safety priority, plant safety documentation and technical management, safety culture, involving the issue of questionnaires to the personnel and other internal assessment activities, For each area there are planned actions to be implemented and a dedicated budget. 39

40 L uso dell esperienza operativa L accumulo dell esperienza ed il suo uso per migliorare e non ripetere gli errori fatti sta alla base dell evoluzione industriale e di quella umana più in generale Gli errori devono essere analizzati nelle loro cause più profonde per derivarne insegnamenti realmente utili L efficienza di un sistema OEF (Operating Experience Feedback) aumenta nel caso di impianti standardizzati (come anche nel caso dell industria aeronautica) o all interno di una organizzazione con gestione omogenea Campi di applicazione Esercizio degli impianti (incluso ovviamente il loro decommissioning) Progettazione Analisi probabilistica (ratei di guasto dei componenti) Identificazione di eventi iniziatori e scenari incidentali Addestramento del personale KPI (Key Performance Indicators) 40

41 L esperienza operativa dovrebbe portare ad analizzare i seguenti dati: Eventi maggiori che superano un certo filtro di rilevanza Eventi che non hanno causato danni o conseguenze particolari, ma che, essendo ripetitivi possono essere il segnale di problemi maggiori Dati di guasto di componenti che possono creare un database di affidabilità di componenti da utilizzare in studi probabilistici di rischio ma anche Procedure o prassi che si sono rivelati efficaci (good practices) Inoltre l analisi di eventi non serve a nulla se non vi è: Un sistema di comunicazione e distribuzione degli eventi e delle loro analisi Un sistema di analisi di azioni correttive e di verifica che siano implementate D altra parte la funzione di screening è essenziale per non inondare le persone e le organizzazioni di informazioni non rilevanti 41

42 Sistemi di raccolta dati e riferimenti internazionali Incident Reporting System (IRS) gestito da IAEA e da OECD/NEA World association of Nuclear Operators (WANO) 42

43 SAFETY LA SICUREZZA FORUM DEGLI 2009 IMPIANTI WORKSHOP NUCLEARI AIN L EVOLUZIONE DELLA SICUREZZA NUCLEARE L evoluzione della tecnologia La I generazione Le centrali nucleari di prima generazione sono le centrali della fine anni 50, inizio anni 60 che hanno generalmente caratteristiche di prototipo, di potenza ridotta e con criteri di sicurezza che, confrontati con i criteri attuali, appaiono ampiamente superati. Infatti molti di questi impianti hanno subito negli anni numerosi interventi per adeguarli tecnologicamente alle norme più recenti.

44 SAFETY LA SICUREZZA FORUM DEGLI 2009 IMPIANTI WORKSHOP NUCLEARI AIN L EVOLUZIONE DELLA SICUREZZA NUCLEARE L evoluzione della tecnologia La II generazione La seconda generazione è quella del boom nucleare degli anni 70 ed 80, dove si è visto un fiorire di nuove iniziative, un incremento molto sostanzioso, ed a volte troppo rapido, delle potenze e delle dimensioni degli impianti. Questi sono gli impianti che, tra l altro, hanno generato i due incidenti più rilevanti in centrali nucleari: l incidente di Three Mile Island nel 1979 e di Chernobyl nel In entrambi i casi gli incidenti sono avvenuti in impianti in funzione da poco più di un anno. Anche questi impianti sono stati oggetto di numerosi interventi per migliorarne la sicurezza alla luce dell esperienza, anche se alcuni interventi radicali non sono stati possibili in impianti già costruiti ed in esercizio.

45 SAFETY LA SICUREZZA FORUM DEGLI 2009 IMPIANTI WORKSHOP NUCLEARI AIN L EVOLUZIONE DELLA SICUREZZA NUCLEARE L evoluzione della tecnologia La III generazione La terza generazione è quella delle centrali nucleari che hanno fatto tesoro di tutte le esperienze che si sono accumulate fino alla fine degli anni 80 ed oltre ed hanno visto da una parte una ulteriore leggero aumento delle potenze, ma anche un sostanziale miglioramento della sicurezza che si esprime in particolare nel fatto che vengono presi in considerazione anche incidenti limite quali la fusione del nocciolo e che sono stati presi provvedimenti ingegneristici per minimizzarne le conseguenze. General Electric - ABWR

46 SAFETY LA SICUREZZA FORUM DEGLI 2009 IMPIANTI WORKSHOP NUCLEARI AIN L EVOLUZIONE DELLA SICUREZZA NUCLEARE L evoluzione della tecnologia La generazione III+ Westinghouse AP-1000 La terza generazione avanzata tiene conto di ulteriori miglioramenti tecnologici (per esempio in termini di materiali e di sistemi di controllo) e dei risultati delle ricerche degli ultimi 20 anni. Questi reattori in particolare riescono a garantire livelli assoluti di sicurezza anche in modo indipendente dalle azioni degli operatori, tramite sistemi passivi, e sono in grado di eliminare la necessità di evacuazione della popolazione circostante l impianto anche in presenza dei peggiori incidenti. AREVA - EPR

47 SAFETY LA SICUREZZA FORUM DEGLI 2009 IMPIANTI WORKSHOP NUCLEARI AIN L EVOLUZIONE DELLA SICUREZZA NUCLEARE L evoluzione della tecnologia La IV generazione I reattori della IV generazione sono un insieme di 6 progetti che vengono attualmente sviluppati attraverso accordi internazionali Gli obiettivi principali di questi reattori prevedono miglioramenti importanti nei seguenti campi: Sostenibilità (uso ottimale dell uranio e minimizzazione dei rifiuti) Economia (costi inferiori alle altre fonti di energia e basso rischio finanziario) Resistenza alla proliferazione e protezione fisica Sicurezza ed affidabilità (gli obiettivi di sicurezza della generazione III+ sono considerati il punto di riferimento anche per la IV generazione) I reattori di IV generazione richiedono ancora un lungo programma di ricerca e sperimentazione e la loro disponibilità commerciale non è prevista prima del 2025 o 2030 ed oltre Trino, Latina Garigliano Generation I Caorso Generation II EPR, AP1000 Generation III e III+ Generation IV

48 SAFETY LA SICUREZZA FORUM DEGLI 2009 IMPIANTI WORKSHOP NUCLEARI AIN L EVOLUZIONE DELLA SICUREZZA NUCLEARE I progetti della IV generazione GFR Reattore veloce a gas SFR Reattore veloce al sodio LFR - Reattore veloce al piombo MSR Reattore a Sali fusi SCWR Reattore a vapore supercritico VHTR Reattore ad alta temperatura

49 SAFETY LA SICUREZZA FORUM DEGLI 2009 IMPIANTI WORKSHOP NUCLEARI AIN L EVOLUZIONE DELLA SICUREZZA NUCLEARE Conclusioni L esperienza operativa delle centrali nucleari nel mondo non ha paragoni con nessuna altra industria dal punto di vista della sicurezza Nell Europa occidentale l ultimo incidente rilevante per l ambiente è stato quello di Windscale nel 1956 (non si trattava di un reattore commerciale per produzione di energia elettrica) Le centrali oggi commercialmente disponibili hanno caratteristiche estremamente avanzate nel campo della sicurezza, tanto che al momento sono il riferimento anche per gli impianti cosiddetti di IV generazione