INFN Università degli Studi di Pavia, 15-16 16 Novembre 2011 Corso Il problema energetico: stato e prospettive Incidenti nucleari a confronto Flavio Parozzi RSE Dipartimento Sistemi di Generazione Gruppo di Ricerca Impianti Nucleari e Sicurezza
il concetto di incidente di progetto La sicurezza di ogni impianto, nucleare o tradizionale, fa riferimento imento all incidente o guasto di riferimento (DBA: Design Basis Accident), per il quale l impianto, l le strutture e i sistemi di emergenza devono garantire la salute e la sicurezza della popolazione esterna negli impianti nucleari è solitamente l avaria dei sistemi di raffreddamento causata da perdita di alimentazione elettrica o da rottura di tubazioni 2
gli scenari oltre l incidente l di progetto nell ipotesi, anche se remota, che anche i sistemi di emergenza si guastino, l impianto l nucleare può andare incontro ad una situazione incidentale grave, in grado di provocare una forte contaminazione radioattiva della zona circostante 3
rilasci associabili ad un possibile incidente grave Typical PWR inventory at SCRAM (burning = 1.13E6 MWd) [Curie] PWR severe accident expected release after 24 h [Curie] Kr 85 350000 1500 Sr 90 2500000 300 I 131 75000000 7500 Xe 133 150000000 700000 Cs 137 3500000 350 4
incidenti severi nella storia dell elettronucleare elettronucleare Three Mile Island, USA (1979) Chernobyl (1986) Fukushima (2011) 5
Three Mile Island, USA (1979): la Sindrome Cinese? Unità 2, entrata in servizio nel Dicembre 1978 PWR Babcock & Wilcox da 900 MWe 6
Three Mile Island: lo scenario incidentale 28 marzo 1979: arresto reattore e fermata delle pompe di alimento del secondario per un guasto sul circuito secondario aumento pressione primario apertura automatica valvola di sicurezza sul pressurizzatore mancata richiusura della valvola non segnalata all operatore mantenimento del livello acqua nel pressurizzatore dovuto al flusso bifase nella surge line svuotamento del vessel circa il 50% di fusione del nocciolo mantenimento di acqua nel fondo vessel e corium quenching 7
Three Mile Island: lo scenario incidentale 8
Three Mile Island: le conseguenze radiologiche Dose media individuale stimata su 2 milioni di persone ~ 0.01 msv Dose massima nei pressi dell impianto < 1 msv fondo naturale della zona: 1-1.25 msv annui fondo naturale nel Lazio: 1.50 msv annui (50 msv annui sono il limite inferiore, cautelativo, al di sotto del quale non è riscontrabile incidenza tumorale nella popolazione esposta) impatto radiologico modesto e nessuna contaminazione della zona grazie al confinamento del corium in-vessel e al contenitore di sicurezza 9
Chernobyl (1986): la sicurezza ignorata Unità 4, da 1000 MWe,, entrata in servizio nel 1984 RBMK (Reaktor( Bolšoj oj Moščnosti Kanalnyj: : Reattore a Canali ad Alta Potenza) raffreddato ad acqua naturale bollente e moderato a grafite 10
26 aprile 1986: Chernobyl: lo scenario incidentale durante dei test sui sistemi di emergenza, sono violate le procedure di sicurezza e viene perso il controllo del reattore nelle operazioni di continue grosse variazioni della potenza, per r contrastare l'eccesso di Xe135 (assorbitore di neutroni, a vita breve) vengono no estratte quasi tutte le barre di controllo il reattore ha un coefficiente di vuoto positivo: privato del refrigerante, diviene improvvisamente sovracritico difetto nelle barre di controllo, dotate di una parte finale in grafite: inserendo le barre, gli estensori rimpiazzano l'acqua refrigerante con grafite (moderatore) provocando per pochi secondi un aumento della reattivit ività e quindi poco efficace il controllo della reazione, specialmente in condizioni di emergenza lo zirconio e la grafite presenti nel nocciolo, surriscaldatisi, reagiscono con aria e acqua producendo idrogeno e metano; l impianto l esplode; la grafite, esposta all aria, aria, prende fuoco il materiale radioattivo volatile viene interamente rilasciato alla ll ambiente perché la centrale è priva di un sistema di contenimento 11
Chernobyl: lo scenario incidentale 12
(Russian Academy of Sciences Nuclear Safety Institute) 13
Chernobyl: le conseguenze radiologiche tre persone uccise dall esplosione 134 colpiti da sindrome da radiazione acuta tra i vigili del fuoco e i soccorritori 28 morti tra i soccorritori entro quattro mesi dall incidente e altri 19 negli anni successivi almeno 80 leucemie letali tra i liquidatori incremento di circa 350 casi di tumore alla tiroide oltre al normale circa 135 mila abitanti delle aree circostanti costretti a lasciare are la zona l incidente ha scarsa rilevanza per la sicurezza degli impianti moderni (cattivo progetto, norme di sicurezza violate, nessun edificio di contenimento) 14
Chernobyl: la messa in sicurezza del sito 15
Fukushima (2011): una dura lezione per il futuro del nucleare Unità 1, BWR/3 Mark I da 439 MWe,, entrata in servizio nel 1971 Unità 2-4, BWR/4 Mark I da 760 MWe,, entrate in servizio nel 1974 16
schema di uno dei reattori di Fukushima 17
11 marzo 2011: Fukushima: : lo scenario incidentale sisma magnitudine 9 Richter (30000 volte quello del 2009 a L Aquila) L tsunami con onde superiori ai 10 metri scenario catastrofico al contorno dell impianto rete elettrica e alimentazione messi fuori uso fusione di 3 reattori e rilasci da combustibile stoccato in una piscina 18
Fukushima: : lo scenario incidentale 19
Fukushima: : lo scenario incidentale Terremoto Tsunami (fonte:: ENEA) 20
Fukushima: : lo scenario incidentale a Fukushima la perdita di alimentazione elettrica e la messa fuori uso dei diesel di emergenza ha portato all ebolizione dell acqua di raffreddamento del reattore è probabile che i circuiti, danneggiati dal terremoto, abbiano iniziato iziato a perdere in modo incontrollato anche buona parte dell acqua successivamente iniettata l abbassamento del livello dell acqua nei reattori ha provocato il surriscaldamento e il danneggiamento del combustibile, con produzione di idrogeno a causa dell ossidazione delle guaine in lega di zirconio 21
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la formazione di idrogeno finché il combustibile irraggiato è immerso nell acqua, viene prodotto idrogeno a causa della radiolisi il rateo di produzione è tuttavia molto modesto e non è mai stato considerato nello studio degli incidenti severi 23
l idrogeno prodotto dalla radiolisi 100 reactor shutdown PRODUCTION RATE (kg/h) 10 1 estimate of hydrogen production rate due to radiolysis for a 784 MWe LWR (Fukushima Daiichi units 2-5), deduced from scaling the dimensioning rate of recombiner system of Caorso plant 0.1 1 week 1 month 0.01-100 100 300 500 700 900 TIME (hours) 24
l idrogeno prodotto dall ossidazione dei metalli con il combustibile scoperto la produzione di idrogeno è dovuta principalmente alle reazioni di ossidazione dei metalli incandescenti in presenza di vapore Zr + 2H 2 O ZrO 2 + 2H 2 + 6.43 MJ/kg 3Fe + 4H 2 O Fe 3 O 4 + 4H 2 + 0.74 MJ/kg 25
l idrogeno prodotto dall ossidazione dei metalli nei reattori e nella Spent Fuel Pool di Fukushima la produzione di idrogeno è stata quindi dominata dalla reazione di ossidazione del cladding di Zircaloy Zr + 2H 2 O ZrO 2 + 2H 2 + 6.43 MJ/kg massa totale di Zr nell unit unità 1 19000 kg (clad( clad) ) + 13000 kg (canisters( canisters) H 2 generabile con ossidazione completa dello Zr 1400 kg H 2 generato secondo simulazioni TEPCO/NISA 600-800 kg 26
all interno dei contenitori di sicurezza l atmosfera l era inerte e l idrogeno ha prodotto solo una pressurizzazione 27
l incremento di pressione nel contenitore di sicurezza ha costretto o a scaricare vapore e idrogeno all esterno tutto o parte dell idrogeno si è accumulato nell edificio edificio che racchiude il contenitore di sicurezza l accumulo di idrogeno ha causato esplosioni sia negli edifici dei reattori in cui è avvenuta fusione del nocciolo sia in quello dove era stivato il combustibile esaurito 28
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Fukushima: : le conseguenze radiologiche misurati picchi di contaminazione di 20-600 kbq/m 2 impatto radiologico inferiore a quello di Chernobyl (rilasci inferiori) forte dispersione verso l oceano l grazie 31 ai venti
12/3 24:00 UTC 13/3 24:00 UTC 14/3 24:00 UTC 15/3 24:00 UTC 16/3 24:00 UTC 17/3 24:00 UTC 18/3 24:00 UTC 19/3 24:00 UTC 20/3 24:00 UTC 21/3 24:00 UTC 22/3 24:00 UTC 23/3 24:00 UTC 32
dosi riscontrate in Giappone dopo l incidentel nel sito della centrale sono stati registrati picchi di radioattivit ività anomali nelle ore successive all incidente: fino a 400 msv/h nel raggio di 30-70 km, nei giorni successivi all incidente, la dose è stata di 0.2-7 microsv/h, e ha raggiunto picchi di un centinaio di microsv/h nei punti più esposti al fall-out il fondo naturale, a cui siamo normalmente esposti in assenza di qualunque rilascio dovuto ad attività umane, si aggira sui 2000-3000 microsv/anno e raggiunge in alcune zone i 50000 microsv/anno una TAC corrisponde a circa 3000 microsv gli addetti all industria nucleare possono ricevere fino a 20000 microsv/anno i livelli di dose a cui è stata esposta la popolazione nella zona prossima alla centrale risultano quindi relativamente elevati, ma non estremamente preoccupanti 33
confronto tra i rilasci (fonti:: NISA, IAEA, USNRC) 34
1 problema-chiave della sicurezza dei reattori Controllo della reazione nucleare: spegnimento sicuro della reazione (barre, acqua borata,, ecc.) in caso di reattività positiva vi devono essere misure efficaci per evitare eccessive escursioni di potenza e danni al combustibile 35 esperimenti Anni 50
2 problema-chiave della sicurezza dei reattori Compatibilità chimica combustibile-materiali materiali strutturali-termovettore termovettore esperimenti sulla stratificazione dell idrogeno nel contenimento e modelli CFD 36 facility PANDA (PSI)
3 problema-chiave della sicurezza dei reattori Deve essere garantita, anche per tempi molto lunghi, la rimozione del calore prodotto dai decadimenti radioattivi nel combustibile 10.00 reactor shutdown 1 hour PERCENT REACTOR POWER 1.00 0.10 1 day 1 week 1 month 0.01 1.E-01 1.E+00 1.E+01 1.E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05 1.E+06 1.E+07 1.E+08 Fukushima TIME (s) 37
l importanza del sistema di contenimento Sistema di contenimento dell EPR 38
l importanza del sistema di contenimento Installazione core- catcher a Tyanvan (Russia) 39
l importanza del sistema di contenimento 40 Sistema di venting filtrato a Barsebaek (Svezia)
l importanza del sistema di contenimento 41 Sistema di venting filtrato a Leibstadt (Svizzera)
INFN Università degli Studi di Pavia, 15-16 16 Novembre 2011 Corso Il problema energetico: stato e prospettive grazie dell attenzione! Flavio Parozzi RSE Dipartimento Sistemi di Generazione Gruppo di Ricerca Impianti Nucleari e Sicurezza