L’evoluzione della sicurezza negli
impianti nucleari
F. Parozzi
CESI RICERCA, Dipartimento Sistemi di Generazione
Responsabile del Gruppo di Ricerca
sulla Sicurezza per gli Impianti Industriali e per il Nucleare Innovativo
ENERGIA NUCLEARE E NUOVE TECNOLOGIE: RIFLESSIONI SU SICUREZZA ED AMBIENTE
Lezioni Lincee di Fisica
Università di Milano Bicocca - Dipartimento di Fisica G.P.S. Occhialini, Milano, 2 Aprile 2009
contenuto della presentazione
 Potenziali conseguenze di un incidente grave
 Approccio alla sicurezza dei primi impianti nucleari
 L’individuazione degli scenari incidentali di riferimento
 Gli incidenti realmente accaduti
 La sicurezza dei reattori di ultima generazione
 Nuove tipologie di reattore allo studio
L’esposizione alle radiazioni
~3-4 mSv/y
1 mRem = 10-5 Sv
fonte: Princeton University
L’impianto elettronucleare
schema di un tipico impianto nucleare
ad acqua in pressione PWR: 2/3 delle
centrali sono dotate di reattori di
questo tipo
La fissione nucleare a catena controllata
I fenomeni associabili ad un possibile incidente grave
Typical PWR inventory at
SCRAM (burning = 1.13E6 MWd)
PWR severe accident
expected release after 24 h
[Curie]
[Curie]
Kr85
350000
1500
Sr90
2500000
300
I131
75000000
7500
Xe133
150000000
700000
Cs137
3500000
350
I fenomeni associabili ad un possibile incidente grave
• La reazione nucleare viene interrotta perché vengono inserite le
barre o sostanze che bloccano i neutroni
• Si spegnerebbe comunque quando non c’è più l’acqua, che funge
da moderatore della reazione a catena
• Il combustibile del reattore (dove sono presenti le sostanze
radioattive) si surriscalda se privato del raffreddamento a causa
del calore di decadimento delle sostanze radioattive stesse
I fenomeni associabili ad un possibile incidente grave
Se il nocciolo si degrada, vengono
rilasciati prodotti radioattivi quanto
più elevata è la temperatura
Approccio alla sicurezza dei primi impianti nucleari
Valutazioni della US Nuclear Regulatory Commission molto prudenti
agli esordi della tecnologia
Approccio sperimentale al comportamento di componenti e sistemi
Quantificazione “conservativa” delle possibili conseguenze
Approccio alla sicurezza dei primi impianti nucleari
1950: definizione area di sicurezza attorno agli impianti
1957: studio di possibili differenti scenari incidentali correlati alla
quantità di radionuclidi generati nel reattore e al cedimento delle
barriere di protezione
1962: definizione del Source Term standard (91 % dello iodio in
forma elementale) ai fini del licensing
Il concetto di “incidente di progetto”
La sicurezza di ciascun impianto fa riferimento all’incidente o guasto
di riferimento (DBA: Design Basis Accident), per il quale l’impianto, le
strutture e i sistemi di emergenza devono garantire la salute e la
sicurezza della popolazione esterna
Il concetto di “incidente di progetto”
L’incidente di riferimento (DBA) deve ovviamente essere “credibile” e
costituire un inviluppo di tutte quelle situazioni in grado di innescare
un pericolo per cui è necessario adottare protezioni e sistemi di
emergenza
negli impianti LWR, ad
esempio, è una perdita
massiccia dell’acqua di
raffreddamento causata
da rotture meccaniche
Il concetto di “incidente di progetto”
Nel caso della progettazione di un edificio, ad esempio, le protezioni di
sicurezza sono giustificabili a seconda delle situazioni:
• antisismica
• antincendio
• allagamenti e alluvioni
• esplosioni di gas
• attacchi terroristici
• impatto di aerei
• caduta di meteoriti
Gli scenari che vanno oltre l’incidente di progetto
Nell’ipotesi, più remota, che
anche i sistemi di emergenza si
guastino, l’impianto nucleare può
andare incontro ad una situazione
incidentale grave, con il rischio di
rilascio di forti dosi di radioattività
all’esterno
Gli scenari che vanno oltre l’incidente di progetto
1975: definizione delle sequenze incidentali che possono portare alla
fusione del nocciolo e al rilascio di radionuclidi (WASH-1400, noto
anche come "Rapporto Rasmussen")
Probabilistic Risk Assessment (PSA)
(valutazione probabilistica del rischio)
Livello 1  selezione sequenze incidentali di fusione del nocciolo
Livello 2  arriva a valutare i rilasci di radioattività all’esterno
Livello 3  arriva a valutare le conseguenze per la popolazione
L’analisi affidabilistica
Viene utilizzata per selezionare gli scenari incidentali di riferimento
anche più gravi
• alberi di guasto
• alberi degli eventi
Risultati dell’analisi affidabilistica
La tecnologia dei reattori ad acqua di tipo occidentale, in quasi
mezzo secolo di esperienza, ha consentito di raggiungere
standard di sicurezza superiori a quello di altre tecnologie
energetiche
Le vecchie centrali (Generazione II)
probabilità di incidente grave  10-6 - 10-4 per ogni reattore-anno
Le centrali di ultima generazione (Generazione III e III+)
probabilità di incidente grave  10-6 per ogni reattore-anno
Gli incidenti realmente accaduti
L’incidente di Chernobyl (Ucraina) del 1986 (esplosione reattore,
fusione nocciolo e incendio) ha scarsa rilevanza per la sicurezza
degli impianti nucleari moderni (cattivo progetto, norme di
sicurezza violate, nessun edificio di contenimento)
Due tecnici della centrale uccisi dall’esplosione
Delle squadre di soccorso, altri 28 morti entro quattro mesi
dall’incidente e altri 19 negli anni successivi
Circa 135 mila abitanti delle aree circostanti costretti ad
abbandonare la zona
Sensibile incremento di casi di tumore alla tiroide registrato nel
nord dell’Ucraina e in Bielorussia
Gli incidenti realmente accaduti
impatto radiologico molto pesante
significativa contaminazione della zona
Gli incidenti realmente accaduti
L’incidente di Three Mile Island (USA) del 1979 (fusione di gran
parte del nocciolo) ha fornito molte informazioni per stimare
realisticamente le conseguenze radiologiche di un incidente in un
impianto di tipo LWR (il più comune: l’88% degli impianti mondiali)
Dimostrata l’importanza del contenitore di sicurezza
impatto radiologico modesto
nessuna contaminazione della zona
Dose media individuale stimata su 2 milioni di persone ~1 mRem
Dose massima nei pressi dell’impianto < 100 mRem
fondo naturale della zona: 100-125 mRem annui
fondo naturale nel Lazio: 150 mRem annui
5000 mRem annui sono il limite inferiore, cautelativo, al di sotto del quale non
è riscontrabile incidenza tumorale nella popolazione esposta
Mediante studi ed esperimenti...
... sono stati resi più sicuri gli impianti attuali
Strategie volte all’accident management
Sistemi aggiuntivi di mitigazione
... e gli impianti che verranno costruiti prossimamente
Impedimento del contatto tra “corium” e calcestruzzo del basamento
Strategia nippo-statunitense  raffreddamento del vessel
dall’esterno per impedirne il cedimento
Livelli di sicurezza dei nuovi impianti
Impedimento del contatto tra “corium” e calcestruzzo del basamento
Strategia europea  sfogo del corium fuso su superficie
di raccolta e raffreddamento (core-catcher)
Livelli di sicurezza dei nuovi impianti
Gli impianti di Generazione III+, come il francese EPR, sono progettati
per fronteggiare anche gli eventi incidentali più gravi senza richiedere
un piano di evacuazione della popolazione circostante
Verso i reattori di IV Generazione
• Sostenibilità: devono avere riflessi positivi anche nel lungo
termine (buon impatto sull’ambiente, efficiente utilizzo del combustibile,
minimizzazione delle scorie)
• Economicità: trasparenza nei costi dell’intero ciclo produttivo e
competitività con le altre fonti energetiche
• Affidabilità e sicurezza: bassissima probabilità di incidenti e
non devono richiedere piani di emergenza
• Anti-proliferazione: non attraenti per la produzione di armi
nucleari e per attacchi terroristici
in pratica, hanno l’obiettivo di rendere la fonte
nucleare più “matura”, superando gli ostacoli
presentatisi nel suo primo mezzo secolo di storia
IV Generazione (dopo il 2030): i 6 concetti più promettenti
Le ricerche sulla sicurezza hanno quindi nuovi obiettivi
• studio di nuovi tipi di combustibile e di comportamento dei reattori
• test sul comportamento di nuovi materiali in condizioni prototipiche
• analisi dell’attivazione di materiali strutturali ai fini di costruire mappature
precise dei campi di radiazione dell’isola nucleare
• interazioni chimiche (fuoco da sodio, fenomeni di trasporto)
• messa a punto di nuove strumentazioni di misura
• education & training
Riferimenti consigliati
The Role of Nuclear Power in Europe (studio World Energy Council)
www.worldenergy.org/publications/309.asp
Energy to 2050 - Scenarios for a Sustainable Future.
Rapporto International Energy Agency (IEA)
http://www.iea.org/Textbase/publications/free_new_Desc.asp?PUBS_ID=1226
SARNET, A Network of excellence federating European research on
core meltdown reactor accidents http://www.sar-net.org/
ENEA - Rapporto Energia e Ambiente 2006
http://www.enea.it/produzione_scientifica/volumi/V2007_06_REA2006.html