Rapporto specialeINPO 11-005November 2011Relazione specialesullincidentenucleare dellacentrale elettronucleare diFukushima...
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INPO 11-0058.0 sequenza eventi e tabella temporale ........................................... ..............................
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INPO 11-005TEPCO ha attivato il suo centro di misure contro il disastro (Corporate Emergency ResponseCenter) a Tokyo per v...
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INPO 11-005forza del maremoto aveva spazzato via i chiusini, con conseguente aperture non segnalate nelterreno. Scosse di ...
INPO 11-005sul fondo del contenitore del reattore, anche se questo non è stato confermato. Ilraffreddamento del nucleo è s...
INPO 11-005gestore della centrale. Anche se il permesso del governo non è specificamente richiesto primadi sfiatare il con...
INPO 11-0053.7 Vasche del combustibile esausto e barili di stoccaggio a seccoFukushima Daiichi aveva combustibile esausto ...
INPO 11-005sistema antincendio nel reattore attraverso una modifica predisposta al sistema diniezione abassa pressione del...
INPO 11-0054.0   Narrativa eventi sulle singole unità      4.1 Unità 1 narrativa      L11 marzo alle 14:46 (T=0), il terre...
INPO 11-005Alle 16:36, unaltra emergenza è stata dichiarata per limpossibilità di determinare il livellodellacqua del reat...
INPO 11-005Le dosi nelledificio reattore sono aumentate a un livello tale che, dalle 21:51 (T + 7,1 ore),laccesso alledifi...
INPO 11-005si apriva bloccava unaltra strada daccesso allunità 1. I lavoratori, rotto un lucchetto sulcancello tra le unit...
INPO 11-005di dose di radiazioni nella centrale in concomitanza con la diminuzione della pressione delcontenitore primario...
INPO 11-005espressamente che le evacuazioni dovessero essere state completate prima dello sfiato. Leprocedure affermano ch...
INPO 11-005Alle 10:17 (T + 19,5 ore), i lavoratori avevano installato la batteria temporanea dialimentazione DC alla picco...
INPO 11-005stati messi in salvo. I restanti responsabilmente evacuati al centro ERC. Inoltre, la diffusionedai detriti del...
INPO 11-005Lilluminazione e le indicazioni sono andate perdute quando sono venuti meno i sistemi dialimentazione AC e DC, ...
INPO 11-005centrale e ha indicato agli abitanti fra 1,9 e 6,2 miglia (da 3 a 10 km) di distanza di rifugiarsiallinterno.Al...
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Traduzione del rapporto INPO commissionato dalla NEI e pubblicato novemre 2011 sulla sequenza dell'incidente alla centrale nucleare Daiichi a Fukushima

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  1. 1. Rapporto specialeINPO 11-005November 2011Relazione specialesullincidentenucleare dellacentrale elettronucleare diFukushima DaiichiRevision 0DISTRIBUZIONE LIBERA
  2. 2. Distribuzione libera: Copyright © 2011 dallInstitute of Nuclear Power Operations. Non per vendita o usocommerciale. Tutti gli altri diritti sono riservati. AVVISO: Questa informazione è stata preparata a proposito del lavoropromosso dallInstitute of Nuclear Power Operations (INPO). Né INPO, né i membri INPO, né i partecipanti INPO, né alcunapersona che agisce per conto di essi (a) rilasciano alcuna garanzia o dichiarazione, espressa o implicita, in relazione allaaccuratezza, la completezza o lutilità delle informazioni contenute in questo documento, o che luso di ogni informazione,apparato, metodo o processo contabile contenuto nel presente documento non possa pregiudicare diritti di proprietà privata,o (b) si assume alcuna responsabilità riguardo luso di, o per i danni derivanti dalluso di qualsiasi apparato, informazione,metodo o processo divulgati in questo documento. 2
  3. 3. INPO 11-005 IndiceSezione Pagina1.0 Introduzione ............................................................................................................... 1 1.1 Descrizione del sito ……..................................................................................... 22.0 Sintesi.......................................................................................................................... 33.0 Panoramica degli eventi ........................................................................................... 5 3.1 Stato delle unità subito prima del terremoto ......................................................... 5 3.2 Terremoto ............................................................................................................. 5 3.3 Maremoto .............................................................................................................. 7 3.4 Perdita dellenergia elettrica .................................................................................. 8 3,5 Raffreddamento del nucleo ................................................................................... 9 3.6 Controllo della pressione del contenitore primario ............................................... 10 3.7 Vasche del combustibile esausto e barili di stoccaggio a secco ............................ 12 3.8 Fonti alternative di iniezione .............................................. .................................. 12 3.9 Condizioni di lavoro .............................................................................................. 134.0 Narrativa sulle singole unità....................................................................................... 14 4.1 Unità 1 narrativa ..................................................................................................... 14 4.2 Unità 2 narrativa .................................................................................................... 21 4.3 Unità 3 narrativa .................................................................................................... 28 4.4 Unità 4 narrativa .................................................................................................... 33 4.5 Vasche del combustibile esausto e barili di stoccaggio a secco ........................... 355.0 Panoramica radiologica ........................................................................................... 38 5.1 Capacità in site ...................................................................................................... 38 5.2 Capacità al confine e fuori sito ............................................................................. 39 5.3 Dosi e misure di protezione in sito ....................................................................... 39 5.4 Dosi e le misure di protezione al confine e fuori sito ........................................... 416.0 Riferimenti ................................................................................................................. 447.0 Informazioni aggiuntive ............................................................................................. 45 7.1 Progettazione antisismica base ........................................................................ 45 7.2 Progettazione anti maremoto base ................................................................... 47 7.3 Specifiche dimpianto ........................................................................................... 48 7.4 Descrizioni e disegni schematici dellimpianto di Fukushima Dai-ichi ............... 54 7.5 Struttura organizzativa e del Il personale ............................................................. 62 7.6 Formazione operatori ............................................................................................ 63 7.7 Struttura normativa ................................................................................................ 65 7.8 Acronimi e abbreviazioni ...................................................................................... 70 i
  4. 4. INPO 11-0058.0 sequenza eventi e tabella temporale ........................................... .................................. 71 8.1 Unità 1........................................... ....................................................................... 71 8.2 Unità 2........................................... ...................................................................... 81 8.3 Unità 3 ........................................... ...................................................................... 91ELENCO FIGURE Figura 3.3-1 Altimetria generale e livello dinondazione Figura 4.4-1 Unità 4 sistema di trattamento del gas in Standby e percorso del flusso didrogeno Figura 4.4-2 Unità 4 sistema di trattamento del gas in Standby e risultati dellispezione del filtro Figura 5.3-1 Intensità di dose nel sito Figura 5.4-1 Risultati iniziali dei rilievi fuori sito Figura 7.1-1 Dati sismici preliminari Figura 7.4-1 Condensatori disolamento relativi allunità 1 Figura 7.4-2 Sistema diniezione ad alta pressione del liquido di raffreddamento (HPCI) - Disposizione tipica, unità 1-3 Figura 7.4-3 Sistema di raffreddamento isolato del nucleo del reattore (RCIC) - Disposizione tipica, Unità 2 e 3 Figura 7.4-4 Schema del sistema di sfiato del contenitore primario dellunità 1 Figura 7.4-4 Schema del sistema di sfiato del contenitore primario delle unità 2e3 Figure 7.4-6 Schema elettrico Figura 7.4-7 Danni alla distribuzione elettrica a Fukushima Daiichi Figura 7.4-8 Spaccato generale di un reattore BWR4 con un contenitore primario tipo Mark I (simile alle unità di Fukushima Daiichi) Figura 7.6-1 Carriera degli operatori e requisiti di formazione Figura 7.7-1 Relazioni organizzative nella risposta allemergenza nucleareELENCO TABELLE Tabella 3.2-1 Dati osservati e progettazione sismica base Tabella 4.5-1 Dati delle vasche del combustibile esausto Tabella 7.3-1 Unità di misura di Fukushima Daiichi (unità US) convertiti dal documento originale riportato nella Tabella 7.3-2 Tabella 7.3-2 Unità di misura di Fukushima Daiichi (unità metriche) Tabella 7.3-3 Unità di misura di Fukushima Daiichi (unità US) convertiti dal documento originale riportato nella Tabella 7.3-4 Tabella 7.3-2 Unità di misura di Fukushima Daiichi (unità metriche) ii
  5. 5. INPO 11-0051.0 Introduzione Questo rapporto fornisce una panoramica narrativa e temporale del terremoto, del maremoto e del successivo incidente nucleare dell11 marzo 2011 presso la centrale elettro-nucleare Tokyo Electric Power Company (TEPCO) di Fukushima Daiichi. Lo scopo di questo rapporto è di fornire unaccurata, consolidata fonte di informazioni riguardanti la sequenza degli eventi che si sono verificati nei primi giorni dellincidente. Le informazioni contenute in questo rapporto possono essere utilizzate per determinare future azioni correttive nellindustria degli Stati Uniti e internazionale. Anche se INPO descrive alcuni eventi e le azioni intraprese, tali descrizioni non sono destinate per effettuare eventuali analisi o critiche delle decisioni prese da qualsiasi persona o entità. Questo rapporto non valuta e non analizza lefficacia dei lavoratori dellimpianto o di altri soggetti coinvolti nella risposta allevento. Questo rapporto riflette le migliori informazioni disponibili, la maggior parte delle quali sono state ottenute da interazione diretta e costante con il gestore dellimpianto la TEPCO. Si concentra sui primi giorni dellevento per le unità 1, 2 e 3 e include alcune informazioni sulle unità 4, 5 e 6, nonché sulle vasche di decadimento del combustibile esausto. A causa degli ingenti danni al sito, alcuni aspetti dellevento rimangono sconosciuti o non sono stati ancora confermati. Tutti gli orari sono forniti come ora locale, Japan Standard Time (JST). Questo rapporto comprende le seguenti sezioni: Sintesi - descrizione sintetica delle tappe dellevento Panoramica degli eventi - breve descrizione dei fattori chiave dellevento Sequenza eventi - narrativa specifica per unità della sequenza degli eventi Effetti radiologici - informazioni radiologiche, comprese emissioni dei materiali radioattivi Informazioni aggiuntive - informazioni di progetto sullimpianto, disegni e dati di supporto Questo rapporto è stato creato da informazioni fornite dalla TEPCO, dal governo giapponese, dallAgenzia internazionale dellenergia atomica (AIEA), e da diverse organizzazioni nucleari e della sicurezza giapponesi. Alcuni dati includono i registri dellEmergency Response Centre TEPCO, valori dei parametri specifici per unità per e le indicazioni dei registratori, nonchè racconti personali dellincidente e delle condizioni dellimpianto. In alcuni casi, le domande specifiche sono state fatte a dipendenti INPO del centro di risposta alle emergenze INPO ad Atlanta o negli uffici TEPCO a Tokyo. Le fonti specifiche utilizzate per raccogliere informazioni vengono fornite nella sezione riferimenti della presente relazione. Il personale TEPCO ha verificato laccuratezza del contenuto della relazione, in base alla loro attuale comprensione dellevento. Inoltre, TEPCO ha assistito allo sviluppo delle tabelle temporali per unità, fornite nella sezione 8.0 e alle informazioni della progettazione base nelle sezioni 7.1 e 7.2. La TEPCO ha apertamente condiviso le informazioni con INPO, ha risposto alle domande in modo tempestivo, e ha fornito le risorse quando disponibili per sostenere la produzione di questa relazione. 1
  6. 6. INPO 11-005Il gestore sta collaborando per condividere le informazioni relative ai fatti di questo evento conlindustria e con il pubblico giapponese. Senza assistenza TEPCO, questo rapporto non sarebbestato possibile.Questo rapporto si basa sulle informazioni disponibili a INPO fino al 1° novembre 2011. INPOha verificato quante più informazioni possibili, ma non fornisce alcuna garanzia circalaccuratezza o laffidabilità delle stesse. Le informazioni in questo report non sono stateverificate mediante ispezioni indipendenti o sul sito. I valori forniti, quali i parametri deireattori e lintensità sismica, sono preliminari e potranno essere rivisti quando sarannodisponibili maggiori informazioni. Non sono stati convalidati gli effetti che le condizioni delcontenitore possono aver avuto su queste indicazioni. Valori numerici che includono decimi diunità non implicano correttezza e precisione, ma sono piuttosto il risultato della conversione dalsistema metrico alle unità di misura degli Stati Uniti.Questo rapporto è stato progettato come "distribuzione libera" ed è disponibile al pubblico. Leinformazioni contenute nel presente documento sono fornite dallINPO senza laspettativa diriservatezza, e la relazione non contiene informazioni proprietarie INPO. I membri e ipartecipanti INPO possono riprodurre questo documento per uso aziendale. Questo rapporto èprotetto da copyright e lautorizzazione scritta preventiva è necessaria alle organizzazioni chenon sono membri o partecipanti INPO per riprodurre linformazione.Copie di questo rapporto sono state fornite a TEPCO, allAssociazione mondiale degli operatorinucleari (WANO), e alla Nuclear Regulatory Commission degli Stati Uniti.1.1 Descrizione del sitoQuello di Fukushima Daiichi è stato il primo dei tre impianti elettro-nucleari gestiti dallaTEPCO. La centrale si trova su un sito di 860 acri nella prefettura di Fukushima, a circa 160miglia (260 km) da Tokyo, sulla costa nord-est del Giappone. E stato uno dei più grandiimpianti di produzione nel mondo, composto di sei reattori ad acqua bollente in grado digenerare complessivamente 5.480 MWe.Le unità sono progettate in modo tale chele unità 1 - 2, 3 - 4, e 5 - 6 condividanostrutture e servizi comuni, come una salacontrollo e ledificio turbine comuni a dueunità. La centrale dispone anche di unavasca di decadimento del combustibileesausto comune e di un deposito con barilidi decadimento a secco. La vascacombustibile esausto comune è situata sullato interno (ovest) dellunità 4. Limpiantodi stoccaggio a barili a secco si trova tra leunità 1 e 5 lungo la costa.Fare riferimento alla Sezione 7.0 per altreinformazioni di progettazione per lacentrale o specifiche per ogni unità. 2
  7. 7. INPO 11-0052.0 Sintesi L11 marzo 2011, alle 14:46 (JST), un terremoto di magnitudo 9,0 della scala Richter s’è verificato a 112 miglia (180 km) al largo della costa della centrale nucleare di Fukushima Daiichi. Il terremoto è stato il più grande che il Giappone abbia mai subito. Esso ha provocato lo scatto del sistema di protezione antisismico del reattore a tutte le unità in funzione (unità 1, 2 e 3) e larresto di emergenza (SCRAM) automatico. Il terremoto ha danneggiato gli interruttori e i tralicci di trasporto energia elettrica, causando la perdita di tutte le fonti esterne di alimentazione del sito. I generatori diesel di emergenza automaticamente avviati, hanno fornito alimentazione elettrica ai sistemi di emergenza. Tre minuti dopo il terremoto, lassociazione meteorologica giapponese ha diramato un avvertimento di maremoto grave, indicando un maremoto di almeno 3 metri di altezza. I lavoratori della centrale sono stati avvertiti e si sono ritirati in un livello più elevato. Quarantuno minuti dopo il terremoto, alle 15:27, il primo di una serie di sette maremoti è arrivato al sito. Laltezza del maremoto di massimo impatto sul sito è stata stimata in 46-49 piedi (da 14 a 15 metri). Ha superato laltezza base di progettazione anti maremoto di 18,7 piedi (5,7 metri) ed è arrivato sopra la quota base del sito di 32,8 (10 metri) delle unità 1-4. Tutta lalimentazione in corrente alternata AC è stata persa alle unità 1-4 dalle 15:41, quando un maremoto ha travolto il sito ed ha allagato alcuni dei generatori diesel di emergenza e le relative sale di distribuzione. Lopera di presa dellacqua di mare è stata gravemente danneggiata e resa inservibile. Tutta l’alimentazione in continua (DC) è andata persa sulle unità 1 e 2, mentre alcune alimentazioni in corrente continua DC da batterie, sono rimaste disponibili allunità 3. Quattro dei cinque generatori di emergenza diesel alle unità 5 e 6 erano indisponibili dopo il maremoto. Un generatore diesel di emergenza raffreddato ad aria dellunità 6 ha continuato a funzionare e ha fornito energia elettrica per lunità 6, e poi allunità 5, per mantenere il raffreddamento del reattore e della vasca del combustibile esausto. Senza il raffreddamento, fondamentale per rimuovere il calore di decadimento, danni al nucleo possono avere avuto inizio allunità 1 il giorno stesso dellevento. Le pompe d’iniezione a vapore sono state utilizzate per fornire acqua di raffreddamento ai reattori delle unità 2 e 3, ma alla fine queste pompe hanno smesso di funzionare, e lacqua di raffreddamento ai reattori è stata persa tutta, fino a quando sono state utilizzate le autopompe antincendio per ripristinare liniezione. Anche nelle unità 2 e 3 è avvenuto il danno al combustibile come conseguenza dellinadeguato raffreddamento del nucleo. Le difficoltà di sfiato dei contenitori primari hanno accentuato le pressioni oltre il valore di progetto, ciò può aver causato danni e perdite dal contenitore primario. Lidrogeno generato nei reattori dal combustibile danneggiato, accumulato negli edifici reattore, sia durante le operazioni di sfiato che a causa di altre perdite, s’è innescato, producendo esplosioni negli edifici reattore delle unità 1 e 3 e complicando notevolmente la risposta allemergenza. Lidrogeno generato nellunità 3 è probabilmente migrato nelledificio reattore dellunità 4, determinando esplosione e danni. La perdita d’integrità del contenitore primario e secondario ha portato a livello del suolo rilasci di materiale radioattivo. Dopo lesplosione nellunità 4 e le indicazioni anomale nellunità 2 nel quarto giorno dallevento, il sovrintendente del sito ha disposto che tutto il personale non essenziale evacuasse temporaneamente, lasciando sul posto circa 70 persone per gestire levento. 3
  8. 8. INPO 11-005Durante il rilascio, tassi di dosaggio fino a 1193 millirem l’ora (mrem/ora) (11,93 mSv/h) sonostati misurati al confine del sito, circa 0,6 miglia (1 km) dalle unità 1-4. Le finestre per il centrodi risposta allemergenza si son dovute coprire con schermature di piombo per ridurre i tassi didose. Il 16 marzo hanno avuto inizio i controlli delle radiazioni fuori sito. Il livello locale diradiazione, in quel periodo, variava da 0,1 mrem/ora (1 μSv/h) a 20 mrem/ora (200 μSv/h). Atrentasette miglia (60 km) a nord-ovest della centrale, la dose era di 0,8 mrem/ora (8 μSv/h).Campioni dacqua e di suolo hanno indicato la presenza di stronzio, iodio e cesio. In alcunearee a causa della radioattività, sono state prescritte restrizioni per il cibo e lacqua. Le personeallinterno di 12,4 miglia (20 km) di raggio dalla centrale sono state evacuate, e a chi vive fino a18,6 miglia (30 km) di distanza è stato ordinato di rimanere al riparo in casa, quando il rilasciodi gas e dei materiali radioattivi è aumentato e, con l’evolversi dellevento, s’è verificato ildanno maggiore al combustibile. Compresse e polvere di ioduro di potassio sono statedistribuite ai governi locali sin dal 21 marzo. Tuttavia, poiché le evacuazioni erano già statecompletate, non è stato necessario distribuire lo ioduro di potassio alla popolazione.I controlli delle radiazioni in loco, nelle zone circostanti le unità 1-3, hanno mostrato tassi didosaggio fino a 13 rem/ora (0,13 Sv/h). Unindagine più dettagliata compiuta nelle settimaneseguenti, ha scoperto dosi locali maggiori di 1.000 rem/ora (10 Sv/h) attorno ad alcuneattrezzature e ai detriti vicino alle unità 1 e 3.Alcuni operatori che hanno risposto allevento, hanno ricevuto dosi elevate di radiazioni. Dueoperatori di sala controllo hanno ricevuto le dosi più elevate, dosi calcolate interne ed esterne di67,8 rem (0,678 Sv) e 64,3 rem (0,643 Sv). La maggior parte della dose ricevuta da questi duelavoratori è stata interna (85-87 per cento). Il 13 marzo è stato fornito a parte del personaledella centrale, ioduro di potassio. Fino alla fine di marzo, circa 100 lavoratori hanno ricevutodosi superiori a 10 rem (0,1 Sv).Levento di Fukushima è stato classificato come un evento di livello 7 sulla scala internazionale(INES) degli eventi radiologici nucleari. La Commissione per la sicurezza nucleare delGiappone ha stimato in circa 17 milioni di curie (6,3 E17 Bq) di iodio-131 equivalente, ilmateriale radioattivo che è stato liberato in aria e 0,127 milioni di curie (4,7 Bq E15) in maretra l11 marzo e il 5 aprile. Lincidente del 1986 presso lunità 4 della centrale nucleare diChernobyl è stato lunico altro incidente nucleare ad avere una classificazione di livello 7 dellascala INES. Secondo lAIEA, lincidente di Chernobyl aveva portato circa 378,4 milioni dicurie (14 E18 Bq) di materiale radioattivo a essere rilasciati nellambiente1.La combinazione di terremoto e maremoto ha causato danni notevoli alla costa giapponese.Secondo il rapporto del governo del Giappone allIAEA, quasi 500.000 edifici residenziali sonostati danneggiati o distrutti. Ci sono stati danni considerevoli a strade, ferrovie, servizi pubblicied industriali. Circa 4 milioni di abitazioni hanno perso energia elettrica. La superficie totaleinondata dal maremoto è stata di circa 217 miglia quadrate (561 km quadrati). Al 7 Ottobre2011, la Croce Rossa giapponese riferisce che quasi 16.000 persone sono morte, e quasi 4.000risultano disperse. Circa il 90 per cento dei decessi sono stati causati da annegamento.1 Chernobyl’s Legacy: Health, Environmental and Socio-Economic Impacts. The Chernobyl Forum 2003-2005Second Revision 4
  9. 9. INPO 11-0053.0 Panoramica degli eventi 3.1 Stato delle unità subito prima del terremoto Lunità 1 era in funzione a potenza nominale prima dellevento, con tutti i sistemi di sicurezza e due generatori diesel di emergenza disponibili. Liniezione ad alta pressione del liquido di raffreddamento (HPCI) ed entrambi i condensatori isolamento erano disponibili e pronti. Il livello dellacqua del reattore e la pressione erano normali per le operazioni di produzione. Lunità 1 era operativa dal 27 settembre 2010. Lunità 2 era operativa a potenza nominale prima dellevento, con tutti i sistemi di sicurezza e due generatori diesel di emergenza disponibili. Liniezione del refrigerante ad alta pressione (HPCI) e il sistema isolato di raffreddamento del nucleo del reattore (RCIC) erano disponibili e pronti. Il livello dellacqua del reattore e la pressione erano normali per le operazioni di produzione.Lunità 2 era operativa dal 23 settembre 2010. Lunità 3 era in funzione alla potenza nominale prima dellevento, con tutti i sistemi di sicurezza e due generatori diesel di emergenza pronti. Entrambi i sistemi diniezione ad alta pressione del liquido di raffreddamento (HPCI) e lRCIC erano disponibili e pronti. Il livello dellacqua del reattore e la pressione erano normali per le operazioni di produzione. Il trasformatore davviamento era fuori servizio per lavori di adeguamento. Lunità 3 era in funzione dal 18 novembre 2010. La quarta unità era ferma dal 30 novembre 2010. Tutto il combustibile era nella vasca di decadimento per facilitare il lavoro alla copertura protettiva del nucleo (RPV). Il cancello della cavità era installato, isolando la vasca del combustibile esausto dalle vasche superiori. Il generatore diesel di emergenza 4A era fuori servizio per manutenzione programmata, mentre il generatore diesel di emergenza 4B era disponibile. Lunità 5 era ferma dal 3 gen 2011. Il combustibile era stato caricato nel reattore e il recipiente a pressione del reattore (RPV) riassemblato. Il livello dacqua del reattore era alto, la temperatura del liquido del sistema di raffreddamento del reattore era di 192,2 °F (89 °C), e la pressione del reattore era 1.037 psig (7.15MPa) per la prova di tenuta RPV. Il sistema di rimozione del calore di decadimento era stato assicurato alle 07:44 nei preparativi per una prova di tenuta. Entrambi i generatori diesel di emergenza erano disponibili. Lunità 6 era ferma dal 14 agosto 2010. Il combustibile era stato caricato nel reattore e lRPV riassemblato. Il livello dacqua del reattore era normale, e la temperatura del liquido del sistema di raffreddamento del reattore era di 78,8 °F (26 °C) con il sistema di raffreddamento del reattore depressurizzato. Il sistema B di rimozione del calore residuo (RHR) era usato per la rimozione del calore di decadimento. Tutti e tre i generatori diesel di emergenza erano disponibili. 3.2 Terremoto L11 marzo 2011 alle 14:46 un terremoto di magnitudo 9,0 s’è verificato al largo della costa orientale del Giappone. Lepicentro del sisma era a 112 miglia (180 km) dal sito di Fukushima Daiichi e lipocentro era a 15 miglia (24 km) sotto lOceano Pacifico. Il terremoto è durato circa tre minuti e ha provocato alla costa giapponese un cedimento medio di 2,6 piedi (0,8 metri). 5
  10. 10. INPO 11-005 2 Dati rilevati (interim) Punto di Accelerazione massima a terra Livello di scatto rilevamento (il (gal) SCRAM (gal) basamento più Accelerazione massima (gal)basso dell’edificio reattore) Orizontale Orizontale Vertical Orizontale Orizontal Vertical Orizontal Vertical (N-S) (E-O) e (N-S) e (E-O) e e (E-O) e Unità 1 460 447 258 487 489 412 Unità 2 348 550 302 441 438 420Fukushi Unità 3 322 507 231 449 441 429 ma 135 100 Unità 4 281 319 200 447 445 422Daiichi Unità 5 311 548 256 452 452 427 Unità 6 298 444 244 445 448 415 Tabella 3.2-1 Dati sismici rilevati e base di progetto 2Un gal è una unità di accelerazione (cm/sec ) che esprime la forza delle scosse sismiche. I dati rilevati sono ad interim epossono essere modificati a seguito di nuovi analisi (Vedi sezione 7.1 per dati sismici) Laccelerazione massima misurata [2] a Fukushima Daiichi è stata di 0,561g (550 gal) in direzione orizzontale e 0,308g (302 gal) in direzione verticale presso lunità 2.Valore che ha superato laccelerazione della progettazione base di 0,447g (438 gal) in direzione orizzontale. La massima accelerazione base per ledificio è stata anche superata nelle unità 3 e 5. Secondo il governo giapponese, la probabilità di superamento dellaccelerazione base di progettazione era nel campo da 10-4 a 10-6 per reattore-anno.Laccelerazione massima base in direzione verticale non è stata superata in nessuna delle unità. Le scosse sismiche hanno superato i valori di scatto del sistema di protezione dei reattori, provocando lo "SCRAM", cioè larresto automatico demergenza. Le linee di alimentazione che collegano il sito alla rete di trasmissione, sono state danneggiate dal terremoto, con una conseguente perdita di tutte le alimentazioni elettriche esterne. In risposta alla perdita di alimentazione esterna, per la fornitura di energia elettrica i generatori diesel di emergenza si sono avviati e connessi come previsto, con leccezione di un generatore diesel di emergenza sullunità 4, che era fuori servizio per manutenzione programmata. Le pompe dacqua dalimento e del condensato, che sono alimentate da fonti di corrente alternata non vitali, non erano disponibili a causa della perdita di alimentazione. Al termine del sisma, gli operatori hanno iniziato la loro risposta allarresto (SCRAM). Le misure di pressione reattore, livello acqua reattore e pressione del contenitore primario per le unità 1, 2 e 3 erano quelle previste a seguito di uno SCRAM e non hanno indicato alcun possibile danno sismico al sistema di raffreddamento del reattore (RCS). Tuttavia, non è stata eseguita alcuna ispezione dettagliata o ulteriore indagine. 2 “Seismic Ground Motion Due to Great East Japan Earthquake and Seismic Ground Motion Accounted for in Seismic Safety Assessments,” fornito da TEPCO 6
  11. 11. INPO 11-005TEPCO ha attivato il suo centro di misure contro il disastro (Corporate Emergency ResponseCenter) a Tokyo per valutare i danni dal terremoto e per sostenere le attività di ripristino.Localmente è stato attivato il centro di risposta all’emergenza, per rispondere allevento.Nel periodo tra il terremoto e il maremoto, si sono ripetute varie scosse di assestamento, alcunecon magnitudo tra 6,4 e 7,9, entro i 100 km dallevento iniziale.3.3 MaremotoIl terremoto ha generato una serie di sette maremoti che sono arrivati sul sito a partire dalle15::27, 41 minuti dopo il terremoto. La prima ondata è stata di circa 13 piedi (4 metri)daltezza. Laltezza di questa ondata non ha superato il progetto base anti maremoto del sito di18,7 piedi (5,7 metri) ed è stata mitigata dal frangiflutti. Una seconda ondata arrivò alle 15:35,tuttavia, laltezza delle onde è sconosciuta, perché il mareografo sè rotto (il livello massimoindicato del misuratore è stato di 24,6 piedi (7,5 metri)).Almeno una delle onde che arrivaronoalla centrale misurava circa 46-49 metri (14-15 metri) di altezza sulla base dei segni del livellodellacqua sugli edifici.Il maremoto ha inondato la zona circostante le unità 1-4 a una altezza dai 13 ai 16 piedi(4 a 5metri) sopra la quota base (posta a 10 m sul livello medio del mare), causando ingenti danniagli edifici del sito e lallagamento degli edifici turbina e reattore. Le opere di presa di tutte esei le unità divennero indisponibili perché lurto dei maremoti ed dei detriti ha gravementedanneggiato pompe, filtri e attrezzature, e lallagamento ha causato 2 guasti elettrici. Il dannoha generato la perdita della funzione dissipatore finale di calore (ultimate heat sink, UHS) pertutte le unità. I generatori diesel hanno operato per un breve periodo, ma dalle 15:41, lacombinazione della perdita dellacqua di raffreddamento, dellallagamento di quadri elettrici, edelle inondazioni di alcuni dei locali generatore diesel (che si trovano nel seminterrato degliedifici turbina e non sono progettati per resistere alle inondazioni) hanno causato una perdita diogni alimentazione in corrente alternata (CA) per le unità 1-5. (Fare riferimento alla Figura 7.4-7).a figura 3.3-1 mostra il prospetto generale (tipico per le unità 1-4) e il livello di inondazioneapprossimativo. La quota base sopra il livello medio del mare (comunemente indicato comeOP, per livello nel porto Onahama) delle unità 1-4 è 32,8 piedi (10 metri) e arriva a 42,7 piedi(13 metri) alle unità 5 e 6 . Le opere di presa sono ad unaltezza di 13,1 piedi (4 metri) per tuttele unità. Figura 3.3-1 Altimetria generale e livello dinondazione 7
  12. 12. INPO 11-0053.4 Perdita di energia elettricaNelle sale controllo, dopo lallagamento delle attrezzature per gli impianti e dei quadri didistribuzione di energia elettrica, lilluminazione poco a poco è svanita e gli strumenticominciarono a spegnersi. Le batterie di centrale, progettate per durare per 8 ore, sono stateperse per lallagamento che ha messo a terra o danneggiato i sistemi di distribuzione elettrica incontinua (DC). La perdita di energia in continua DC ha portato ad una perdita di tutte le lucinella sala controllo delle unità 1-2 nellarco di 51 minuti dopo larresto (SCRAM). (Nota:. Unità1 e 2 hanno una sala controllo in comune, così come le unità 3 e 4) La normale illuminazionenella sala controllo delle unità 3-4, è andata perduta ed è rimasta solo lilluminazione diemergenza. Gli operatori di sala controllo hanno iniziato le verifiche per vedere qualiindicazioni di misura erano ancora disponibili.Tre generatori diesel di emergenza (EDG) raffreddati ad aria (2B, 4B e 6B EDG)erano statiprecedentemente installati come modifica presso la centrale. Questi EDG avevano sistemi dialimentazione indipendenti e sono stati in grado di fornire energia vitale per sistemi a correntealternata a seguito della completa perdita del dissipatore di calore finale ad acqua di mare.Inoltre era stato installato un sistema incrociato di distribuzione AC tra le unità, che hapermesso di trasferire lenergia elettrica tra le unità 1-2-3-4-5-6 sia per la distribuzione a 6,9 kVche per quella a 480 V. I generatori diesel di emergenza EDG raffreddati ad aria si trovavanosopra la quota base, e alcuni sono sopravvissuti allo maremoto. I sistemi di distribuzione delgeneratore diesel di emergenza raffreddato ad aria per lunità 2 e lunità 4, che si trovavano alivello inferiore a quota base, si sono allagati e resi indisponibili durante il maremoto. Perristabilire larresto a freddo sulle unità 5 e 6 sono stati utilizzati il generatori diesel diemergenza raffreddato ad aria dellUnità 6 e porzioni del sistema di distribuzione elettricasopravvissuti al maremoto. Figura 7.4-7 illustra i danni causati dal maremoto al sistema didistribuzione elettrica .Al verificarsi della perdita totale dellalimentazione AC, il personale TEPCO ha notificato algoverno che esisteva una condizione di emergenza. Gli uffici aziendali TEPCO e il governogiapponese hanno organizzato la consegna di automezzi generatori elettrici sul sito Daiichi. Igeneratori furono individuati, tuttavia, strade danneggiate e traffico congestionato hannoimpedito ai mezzi di raggiungere il sito in modo rapido. Sono stati considerati anche glielicotteri, ma i generatori erano troppo grandi e pesanti da trasportare. Infine la TEPCO èriuscita ad ottenere alcuni automezzi generatori da parte della Società Tohoku Electric Power.Questi generatori, insieme ad alcuni generatori TEPCO, cominciarono ad arrivare presso il sitonella tarda serata dell11 marzo e continuavano ad arrivare fino alla mattina successiva.I generatori mobili sono stati limitati nella loro efficacia perché non potevano essere collegati alsistema di distribuzione elettrica della centrale a causa dei danni causati del maremoto e dagliallagamenti. I lavoratori hanno controllato motori e quadri, nel tentativo di trovare attrezzatureutilizzabili per supportare il raffreddamento dei reattori. La ricerca ha rivelato che le pompedello Standby Liquid Controllo (SLC) dellunità 2, non erano state allagate né danneggiate.Sulla base dei risultati delle ispezioni, il primo generatore mobile è stato posizionato accantoallunità 2, gli operai iniziarono la posa temporanea di cavi dal generatore al pannello didistribuzione associato alle pompe SLC. I cavi di alimentazione temporanei erano di circa 4pollici (10 cm) di diametro e 656 piedi (200 metri) di lunghezza e pesavano più di unatonnellata. Quaranta dipendenti cominciarono a stendere i cavi tra detriti e aree allagate. La 8
  13. 13. INPO 11-005forza del maremoto aveva spazzato via i chiusini, con conseguente aperture non segnalate nelterreno. Scosse di assestamento e avvisi successivi di maremoto hanno rallentato ulteriormenteil progresso. Nonostante le difficoltà, i lavoratori hanno completato il compito allunità 2 ecollegato il cavo provvisorio al pannello di potenza il 12 marzo alle 15:30.Alle 15:36 unesplosione è avvenuta nelledificio reattore dellunità 1. Questa esplosione è stataprobabilmente causata dallaccumulo didrogeno che era stato generato nel nucleo del reattoredellunità 1 ed era sfuggito nelledificio reattore. Lesplosione ha ferito cinque operai, e i detritidellesplosione hanno colpito e danneggiato i cavi e il generatore mobile che era stato installatoper alimentare le pompe SLC. I detriti hanno anche danneggiato i tubi che erano stati messo inopera per iniettare acqua di mare allunità 1 e allunità 2. Il lavoro sul campo è stato sospeso inquanto i lavoratori sono stati evacuati al centro di pronto intervento per atteggiamentoresponsabile. Alcuni dei detriti erano anche fortemente contaminati, con conseguenti elevatedosi e livelli di contaminazione in tutto il sito. Di conseguenza, ai lavoratori veniva richiestodindossare indumenti protettivi aggiuntivi, i tempi di permanenza in campo sono stati limitati.Lesplosione ha significativamente alterato la risposta allevento ed ha contribuito acomplicazioni nella stabilizzazione delle unità.3.5 Raffreddamento del nucleoDopo il maremoto lunità 1 ha perso ogni alimentazione AC e DC, lilluminazione di salacontrollo, la strumentazione di misura di bordo, e tutta lacqua di raffreddamento e ditrattamento ad alta pressione per il reattore. Gli operatori erano stati ciclicamente utilizzati alcondensatore disolamento A come necessario per il controllo della pressione del reattore eavevano appena rimosso il condensatore dal servizio quando linondazione è cominciata.Perduta lalimentazione in corrente continua, non sono rimasti in servizio né HPCI né icondensatori disolamento. Lunità 1 non ha avuto in servizio né liniezione né il raffreddamentodel nucleo. Mentre il livello indicato dellacqua del reattore non era diminuito sotto la partesuperiore del combustibile attivo fino alla mattina del 12 marzo, i calcoli sulla base di stimeprudenti hanno in seguito rivelato che il nucleo può essere stato scoperto già tre ore dopo ilterremoto, e i danni al combustibile potrebbero aver avuto inizio circa 1,5 ore dopo.TEPCO stima che non è stata iniettata acqua nel reattore dellunità 1 per 14 ore e 9 minuti dopoche il condensatore disolamento è stato assicurato, circa unora dopo lo spegnimento delreattore. Calcoli conservativi indicano che la maggior parte del nucleo potrebbe essere statadanneggiata, e parte del combustibile potrebbe essere colato sul fondo del contenitore delreattore, anche se questo non è stato confermato. Il raffreddamento del nucleo finalmente èstato ristabilito quando la pressione del reattore s’è abbassata in misura sufficiente e un camiondei pompieri è stato utilizzato per iniettare acqua dolce, seguita da acqua di mare.Le unità 2 e 3 sono rimaste relativamente stabili, con il sistema isolato di raffreddamento delnucleo(RCIC) in funzione dopo il maremoto. Tuttavia, liniezione è stata infine persa anche suqueste unità, con conseguenti danni al nucleo.TEPCO stima che non è stata iniettata acqua nel reattore dellunità 2 per 6 ore e 29 minuti, dopola perdita del sistema isolato di raffreddamento del nucleo(RCIC), a circa 70 ore dallarresto(SCRAM). Il nucleo sè cominciato a scoprire circa alle 16:30 del 14 marzo, tre giorni dopo ilmaremoto. Il raffreddamento inadeguato del nucleo ha provocato successivi danni alcombustibile. Calcoli conservativi indicano che parte del combustibile potrebbe essere colata 9
  14. 14. INPO 11-005sul fondo del contenitore del reattore, anche se questo non è stato confermato. Ilraffreddamento del nucleo è stato finalmente ristabilito quando unautopompa antincendio èstata utilizzata per iniettare acqua di mare.Sullunità 3, a seguito della perdita diniezione del liquido di raffreddamento ad alta pressionealle 02:42 del 13 marzo, circa 36 ore dopo larresto, TEPCO stima che non sia stata iniettataacqua nel reattore per 6 ore e 43 minuti. Il nucleo sè cominciato a scoprire circa alle 04:00 delsecondo giorno dopo il maremoto. Il raffreddamento inadeguato del nucleo ha provocatosuccessivi danni al combustibile. Calcoli conservativi indicano che parte del nucleo potrebbeessere colata sul fondo del contenitore del reattore, anche se questo non è stato confermato. Ilraffreddamento del nucleo è stato finalmente ristabilito quando unautopompa antincendio èstata utilizzata per iniettare acqua di mare.Date le condizioni dellimpianto, si presume che si sia verificata lebollizione nelle prese diriferimento degli strumenti di misura livello acqua reattore, con conseguente indicazioni nonconservative della misura. Dopo levento, TEPCO ha confermato che le condizioni sfavorevolinel Drywell possono aver portato all’ebollizione nelle prese di misura, provocando indicazionidei livelli di acqua superiori ai quelli effettivi per tutti e tre le unità.In ciascuna delle tre unità, s’ipotizza che ci sia danno esteso con fusione limitata e localizzatadel combustibile e dei componenti interni e danni limitati al contenitore del reattore. Lamancanza di raffreddamento del nucleo per compensare il calore di decadimento ha portato atemperature eccessive del combustibile e allossidazione del rivestimento di zirconio.Lossidazione dello zirconio in un ambiente di vapore crea un rilevante sviluppo di altro caloredalla reazione esotermica e grandi quantità didrogeno. Questo idrogeno ha contribuito agliaumenti della pressione del contenitore primario e alle esplosioni didrogeno successive sulleunità 1, 3 e 4.3.6 Controllo della pressione del contenitore primarioNel corso di un incidente grave, la pressione del contenitore primario deve essere controllataper evitare danni al contenitore primario, per contribuire a rimuovere lenergia e consentireliniezione a bassa pressione di acqua nel reattore. Senza sistemi di rimozione del calore (senzaalimentazione AC e con la mancanza del dissipatore di calore finale), la pressione delcontenitore primario e la temperatura aumentano perché lenergia dal reattore viene trasferita alcontenitore primario tramite le valvole di sicurezza o i sistemi di raffreddamento come lRCICe lHPCI.Le procedure TEPCO per incidente grave contengono una guida per lo sfiato del contenitoreprimario. La guida prescrive di sfiatare quando la pressione del contenitore primario raggiungela massima di esercizio, se non s’è verificato danno al nucleo. Se invece è verificato il dannoprincipale, sfiatare il contenitore primario si tradurrà in un rilascio radioattivo, per cui ilcontenitore primario non è sfiatato fino a quando la pressione si avvicina al doppio dellamassima di esercizio. In questo caso, il personale dellEmergency Response Center non hapotuto verificare lintegrità del nucleo, e la relativa regola è stata applicata nella decisione disfiato allunità 1.Le procedure dincidente grave precisano che il capo del Centro di Risposta alle Emergenze(soprintendente del sito) determina se deve essere eseguito lo sfiato del contenitore primario. Ilsovrintendente del sito nel prendere questa decisione, può sollecitare suggerimenti e pareri dal 10
  15. 15. INPO 11-005gestore della centrale. Anche se il permesso del governo non è specificamente richiesto primadi sfiatare il contenitore, il concorso del governo è auspicato.Nel caso dellunità 1, il sovrintendente del sito ha informato il governo della sua intenzione disfiatare il contenitore. Quindi, ha ricevuto lassenso dalle agenzie governative allo sfiato delcontenitore a seguito di una conferenza stampa, che era prevista per le 03:00 del 12 marzo. Lerelative evacuazioni erano state confermate complete, alle 09:03, e agli operatori sono statedate indicazioni per sfiatare il contenitore alle 09:04.Un esame delle procedure applicabili ha rivelato che le linee guida di gestione degli incidentinon richiedono specificamente di completare le evacuazioni prima dello sfiato. Le procedure,tuttavia, richiedono al responsabile di centrale di essere informato circa lo stato delleevacuazioni e di coordinare lo sfiato del contenitore con le autorità locali. La formulazione ditale procedura è stata generalmente interpretata come invito agli operatori a verificarelavvenuta evacuazione prima di attuare lo sfiato.La prima indicazione della crescente pressione del contenitore primario non era disponibile finoa 23:50, la sera dellevento, quando i lavoratori collegarono il generatore temporaneo, giàutilizzato per fornire un po dilluminazione alla sala controllo, allo strumento di misura dellapressione del contenitore primario. Lindicazione era 87 psi (600 kPa). A questo punto,laccesso alledificio reattore era già stato limitato a causa dei tassi alti di dosaggio. Lamancanza di una pronta misura della pressione del contenitore primario può aver impedito aglioperatori di riconoscere landamento crescente della pressione e dintervenire prima.Il contenitore primario dellunità 1 non è stato sfiatato con successo fino a circa le 14:30 del 12marzo. Nuove difficoltà sono derivate dalle alte dosi e dalla mancanza delle procedure diemergenza per il funzionamento del sistema di sfiato, in mancanza di energia elettrica, cosìcome la mancanza di attrezzature predisposte ad hoc, come ad esempio un moto-compressoredaria.La decisione di completare levacuazione prima dello sfiato del contenitore primario, esuccessive difficoltà incontrate per i dispositivi di protezione radiologica quando gli operatorihanno tentato di stabilire un percorso di sfiato, hanno ritardato liniezione dacqua nel reattoredellunità 1. Alle 02.30 circa del 12 marzo, quando lunità 1 è stata depressurizzata, la pressionenel reattore e nel contenitore era equalizzata a circa 12:2 psia (0,84 MPa assoluti). Questapressione era superiore alla pressione di mandata delle pompe antincendio della centrale edellautopompa antincendio. Una volta che la pressione era pareggiata, non erano possibiliulteriori riduzioni della pressione del reattore fino a quando la pressione del contenitoreprimario non venne abbassata. Di conseguenza, poca o nessuna iniezione è stato fatta fino a cheil contenitore primario non è stato sfiatato con successo, ossia alle 14:30 circa del 12 marzo.Lalta pressione del contenitore ha contribuito ad allungare il tempo in cui il nucleo della unità1 non ha ricevuto adeguato raffreddamento. Nelle unità 1, 2 e 3, la durata estesa di altatemperatura e pressione allinterno del contenitore primario potrebbe aver danneggiato leguarnizioni della testata del Drywell, contribuendo alla perdita didrogeno e alle esplosionisuccessive. Le perdite del contenitore primario hanno contribuito anche al rilascio di radiazionia livello del suolo dalle unità 1, 2 e 3.Vedere le figure 7.4-4 e 7.4-5 per i disegni semplificati dei sistemi di sfiato del contenitoreprimario. 11
  16. 16. INPO 11-0053.7 Vasche del combustibile esausto e barili di stoccaggio a seccoFukushima Daiichi aveva combustibile esausto dentro apposite vasche su ciascuna unità, in unavasca comune, e sul sito dei barili di stoccaggio a secco. Il flusso di raffreddamento della vascadel combustibile esausto è stato perso per tutte le vasche in seguito alla perditadellalimentazione esterna e non è stato immediatamente ripristinato quando sono stati avviati igeneratori diesel di emergenza. Rapporti non confermati riferiscono che durante il terremoto losbattimento dellacqua nelle vasche del combustibile esausto ha portato ad una perdita di un pòdacqua. Lesplosione nelledificio reattore dellunità 4 ha causato danni strutturali alla relativavasca del combustibile esausto, ma non è chiaro se è stata compromessa lintegrità delrivestimento impermeabile.La successiva analisi e le ispezioni effettuate dal Il personale TEPCO hanno appurato che illivello dellacqua delle vasche combustibile esausto non è sceso sotto la parte superiore delcombustibile e che non era avvenuto alcun danno significativo al combustibile. I risultatidellinchiesta in corso hanno indicato che qualche possibile danno al combustibile è statoprobabilmente causato dai detriti per le esplosioni delledificio reattore.Ledificio di stoccaggio a barile a secco è stato danneggiato dal maremoto, e alcuni dei barilisono stati bagnati. Un controllo ha confermato che i barili non sono stati danneggiatidallevento.3.8 Fonti alternative d’iniezioneLa centrale di Fukushima Daiichi aveva tre autopompe antincendio disponibili, che erano stateaggiunte per migliorare le funzioni di lotta contro gli incendi a seguito del terremoto di Niigata-Chuetsu-oki 2007 che aveva colpito la centrale nucleare Kashiwazaki-Kariwa. Questeautopompe antincendio avrebbero potuto anche essere usate come fonte alternativa a bassapressione per liniezione dacqua nei reattori, ma una è stata danneggiata dal maremoto e unaseconda non ha potuto raggiungere lunità 1-4 a causa dei danni del terremoto alla strada.Unasola autopompa antincendio è stata immediatamente disponibile per sostenere la rispostaallemergenza sulle unità 1-4. Laccesso allunità 1 di questautopompa antincendio è statobloccato da un serbatoio di olio combustibile che era stato spostato in strada dal maremoto edalla incapacità dei lavoratori di aprire un cancello di sicurezza sulla strada disalimentato. Ilavoratori hanno sfondato il cancello tra le unità 2 e 3, permettendo al camion di accedereallunità 1.Anche se le modifiche erano state fatte in precedenza per consentire alle autopompe diniettareacqua nel sistema a spruzzo del nucleo, attivare liniezione era ancora difficile. Lautopompaantincendio non ha sufficiente pressione di mandata per superare la differenza di quota e lapressione del reattore. Per compensare questo, il camion ha caricato lacqua dal serbatoioantincendio, poi è stato spostato alledificio reattore dellunità 1 per iniettare lacqua nel sistemaantincendio. Questa operazione è stata rallentata da detriti e perché il percorso passava sotto unedificio che era parzialmente crollato.Dopo alcuni tentativi ed errori, i lavoratori hanno iniziato liniezione continua, con un tubo diaspirazione da un serbatoio antincendio al camion, poi scaricando tramite le tubazioni del 12
  17. 17. INPO 11-005sistema antincendio nel reattore attraverso una modifica predisposta al sistema diniezione abassa pressione del liquido di raffreddamento. Il serbatoio antincendio, però, aveva solo untubo di collegamento. Pertanto, liniezione nel reattore doveva essere fermata per scambiarelautopompa antincendio scarica con unaltra piena. Infine s’è passati ad iniettare acqua di mareprelevata prima da una fossa allagata e poi direttamente dal mare, nel porto.3.9 Condizioni di lavoroNei giorni dopo il terremoto e il maremoto, un gruppo di dipendenti TEPCO, membri delladifesa giapponese, e altri volontari hanno lavorato per stabilizzare i reattori danneggiati. Questogruppo ha lavorato in condizioni veramente avverse per portare a termine i compiti assegnati.I lavoratori hanno affrontato molteplici difficoltà e pericoli. Il maremoto ha causato danniconsiderevoli. Vaste aree del sito sono state allagate o disseminate di detriti. La forza delmaremoto arrivato a terra aveva sollevato i chiusini, lasciando trabocchetti non segnalati. Senzaenergia disponibile, gran parte del lavoro è stato eseguito nella più completa oscurità. Corridoio stanze in alcune aree della centrale erano buie e allagate. Dosi elevate hanno messo a duraprova la capacità dei lavoratori di svolgere i loro compiti nellaimpianto e in campo. Per alcunilavori a dose più alta, come il tentativo di aprire la valvola di sfiato della camera disoppressione allunità 1, gli operatori si sono offerti volontari per svolgere il compito aprescindere dal potenziale rischio.Gli operatori hanno lavorato per ripristinare o mantenere il raffreddamento ai reattori, a voltecon metodi non convenzionali o unici. Alcuni dei compiti che si sono compiuti non erano basatisu linee guida della procedura esistente o sulla formazione loro impartita. I lavoratori si sonotrovati in condizioni oltre la progettazione base della centrale e hanno dovuto contare sulle loroconoscenze fondamentali e sulla loro creatività per recuperare le misure e far funzionare isistemi. Anche se questi sforzi non sempre hanno avuto successo al primo tentativo, i lavoratorihanno continuato tenacemente fino a quando sono stati raggiunti i risultati desiderati.Scosse di assestamento in corso e avvisi di maremoto hanno ulteriormente stressato i lavoratori.Come succede a seguito di un forte terremoto, centinaia di scosse di assestamento si sonoverificate nei giorni successivi allevento iniziale. Due delle scosse di assestamento l11 marzoerano maggiori di magnitudo 7.0.Dopo lesplosione allunità 1, le condizioni radiologiche continuarono a degradare, e i lavoratorisono stati sottoposti a dosi elevate e in continua evoluzione e a livelli di contaminazione. Sottola minaccia di altre esplosioni, hanno continuato i loro sforzi per stabilizzare i reattori.A causa dei danni del maremoto e del terremoto per le comunità circostanti, poco aiuto esternoè stato inizialmente disponibile. Alcuni lavoratori hanno perso la casa e la famiglia per ilterremoto e il maremoto, ma hanno continuato a lavorare. Molti lavoratori dormivano allacentrale di solito sul pavimento. A causa della scarsità di cibo, i lavoratori erano comunementeforniti solo con un biscotto per la colazione e una ciotola di spaghetti per la cena. Alcuni diquesti lavoratori sono sul posto oggi, ancora al lavoro, per mantenere i reattori freddi eprevenire la diffusione della contaminazione.Due operatori sono stati uccisi, rimasti intrappolati durante lesecuzione dispezioni nelledificioturbina dellunità 4, quando il maremoto ha inondato il sito e allagato ledificio. ledificio. 13
  18. 18. INPO 11-0054.0 Narrativa eventi sulle singole unità 4.1 Unità 1 narrativa L11 marzo alle 14:46 (T=0), il terremoto ha causato la perdita dellalimentazione esterna e larresto (SCRAM) automatico del reattore. Tutte le barre di controllo furono inserite, e diverse azioni si sono verificate, tra cui la perdita dellacqua dalimentazione e del condensato e la chiusura della valvola disolamento vapore principale, come previsto per la perdita dellalimentazione esterna AC. I generatori diesel di emergenza si sono avviati e collegati in risposta alla perdita dalimentazione esterna e hanno alimentato i sistemi di sicurezza. Sebbene il livello dellacqua del reattore allinizio sia crollato, a causa del collasso delle bolle di vapore, il livello dellacqua reattore era allinterno della banda normale e gli operatori non avevano bisogno di avviare liniezione ad alta pressione del liquido di raffreddamento (HPCI). Sei minuti dopo larresto (SCRAM) (14:52), i condensatori disolamento (IC) si sono avviati automaticamente per laumento della pressione nel recipiente del reattore (RPV), provocando una diminuzione della pressione del reattore, quando lacqua di refrigerazione è stata distribuita dalle IC nel nucleo del reattore. Alle 15:03 (T+17 minuti), gli operatori hanno riconosciuto che lunità 1 aveva un tasso di raffreddamento superiore al limite e hanno fermato manualmente i condensatori isolamento chiudendo le valvole motorizzate (MO-3A e B), vedi Figura 7.4-1. Queste azioni sono state coerenti con la limitazione di procedura di non superare un tasso di raffreddamento di 100 °F/hr (55 °C/hr).Gli operatori hanno stabilito che un IC solo bastava per controllare la pressione del reattore tra 870 e 1.015 psig (da 6 a 7 MPa). Gli operatori ciclicamente hanno adoperato il sistema IC "A" con lazionamento in apertura e chiusura, della valvola motorizzata (MO-3A) per controllare la pressione del reattore. I grafici dei registratori indicano che gli operatori hanno avviato e fermato manualmente il sistema IC tre volte tra il 15:10 e il 15:34 facendo variare ciclicamente la pressione RPV e che lIC A è stato rimosso dal servizio alle 15:34 circa, pochi minuti prima della perdita di tutte le alimentazioni elettriche, AC e DC. Alle 15:27 (T + 41 minuti), il maremoto è arrivato alla centrale. Il successivo maremoto ha invaso e danneggiato la struttura di aspirazione, e dalle 15:37 (T + 51 minuti), il maremoto ha iniziato a inondare il piano seminterrato delledificio turbina. Linondazione ha bagnato o sommerso i generatori diesel di emergenza e i sistemi di distribuzione AC e DC, con conseguente perdita graduale di tutte le relative alimentazioni elettriche. Tra le 15:37 e le 15:50, la perdita dellalimentazione ha causato la mancanza dellilluminazione normale in sala controllo, delle indicazioni e dei telecomandi. Le indicazioni per i sistemi HPCI e IC sbiadirono e si sono perdute. TEPCO ha presentato e notificato al governo e agli enti associati, una dichiarazione di emergenza per la perdita di tutte le alimentazioni AC. Il condensatore disolamento era lunico sistema disponibile per raffreddare il reattore, e senza alimentazione DC, questo sistema doveva essere gestito a livello locale. Il sistema IC richiedeva anche che una fonte di acqua di reintegro al condensatore continuasse a funzionare per oltre 8 ore. Senza energia elettrica, questa acqua dintegrazione doveva essere fornita con una moto-pompa antincendio. Tuttavia, gli operatori non hanno posto subito lIC in servizio. Di conseguenza, lunità 1 non ha più avuto in servizio né il raffreddamento del nucleo né liniezione d’acqua. 14
  19. 19. INPO 11-005Alle 16:36, unaltra emergenza è stata dichiarata per limpossibilità di determinare il livellodellacqua del reattore e lo stato diniezione del nucleo. Batterie e cavi sono stati forniti alla salacontrollo, nel tentativo di ripristinare la strumentazione del pannello di controllo, specie perlindicazione del livello acqua reattore. Senza raffreddamento del nucleo e con ingenti danni alsito, i lavoratori cominciarono a studiare i metodi di sfiato del contenitore primario, senzaalimentazione elettrica, e a rivedere i metodi per iniettare acqua nel reattore, utilizzandol’impianto antincendio o autopompe antincendio. La moto-pompa antincendio è stata avviata elasciata in attesa, pronta a fornire iniezione nel reattore appena necessario. Nella più completaoscurità, gli operatori hanno cominciato a predisporre, nelledificio reattore, le valvolediniezione alternativa dacqua dal sistema antincendio al sistema di spruzzo nucleo, aprendolemanualmente. Liniezione non sarebbe potuta iniziare, tuttavia, fino a che lRPV non fosse statodepressurizzato sotto i 100 psig (0,69 MPa).Gli strumenti e le indicazioni periodicamente sembravano diventare disponibili, ma prestohanno perso lalimentazione e non riuscirono più a funzionare. In unoccasione, le indicazioniper la posizione delle valvole IC MO-2A e MO-3A hanno iniziato a funzionare. Loperatore hanotato che le valvole erano indicate chiuse. Alle 18:18, loperatore ha aperto entrambe levalvole usando i loro telecomandi di sala controllo, nel tentativo di mettere il condensatoredisolamento in servizio. Mentre un po di vapore è sembrato inizialmente provenire dalcondensatore, poi è svanito. Alle 18:25, loperatore ha chiuso la valvola MO-3A per fermare ilsistema. La ragione di questa azione non è stata determinata. Come risultato, non è rimastoattivo alcun metodo di raffreddamento per rimuovere il calore di decadimento dal reattore.Poiché la sala controllo non aveva disponibilità di misure, gli operatori hanno controllato lapressione del reattore a livello locale, nelledificio reattore. Alle 20:07, la pressione del reattoreindicava 1.000 psig (6,9 MPa relativi). Il livello dacqua del reattore era ancora sconosciuto.Alle 20:49 (T+6,1 ore), alcuni lavoratori ripristinarono lilluminazione temporanea della salacontrollo delle unità 1-2 installando un piccolo generatore portatile.Alle 20:50 (T + 6,1 ore), la prefettura di Fukushima ha cominciato a ordinare ai residenti chevivevano entro 1,2 miglia (2 km) della centrale di evacuare.Lindicazione del livello dacqua è stata ripristinata nella sala controllo alle 21:19 (T + 6,5 ore).La misura del livello dellacqua del reattore era di circa 8 pollici (200 mm) sopra la partesuperiore di combustibile attivo (TAF).Alle 21:23 (T + 6,6 ore), il Primo Ministro ha ampliato la zona di evacuazione a 1,9 miglia (3km), ordinando ai residenti che vivevano entro un raggio di 6,2 miglia (10 km) di mettersi alriparo.Gli operatori hanno posto di nuovo lIC "A" in servizio a alle 21:30 circa (T + 6,7 ore), quandoancora una volta le indicazioni hanno cominciato a funzionare. Da questo momento nessunraffreddamento né iniezione sono stati più forniti al reattore per quasi 6 ore, e diveniva piùprobabile il danno del nucleo. Mentre è stato osservato vapore proveniente dallo sfiato delcondensatore, non è chiaro se il sistema di raffreddamento IC sia entrato in servizio comeprevisto. Ispezioni effettuate nel settembre 2011 hanno rivelato che le valvole IC "A" eranoaperte, ma il livello dellacqua nel circuito secondario era rimasto al 65 per cento, indicando cheil sistema potrebbe non aver funzionato come previsto. 15
  20. 20. INPO 11-005Le dosi nelledificio reattore sono aumentate a un livello tale che, dalle 21:51 (T + 7,1 ore),laccesso alledificio è stato ristretto. Dalle 23:00 (T + 8,2 ore), i dosaggi più alti, di 120mrem/ora (1,2 mSv/h) sono stati rilevati vicino alla porta blocco aria nord del personalenelledificio reattore. La dose nella sala controllo è aumentata.Appena dopo la mezzanotte, il 12 marzo (T + 9,3 ore), il sovrintendente del sito ha ordinatoagli operatori di prepararsi a sfiatare il contenitore primario. Nella sala controllo, gli operatorihanno raccolto i disegni delle tubazioni e della strumentazione, le procedure di gestione degliincidenti, disegni valvola, e una scheda bianca. Perché non cera alcuna procedura per azionarele valvole di sfiato senza alimentazione elettrica, gli operatori iniziarono a sviluppare un pianoper lo sfiato, compreso come far funzionare le valvole manualmente. Hanno stabilito che sia lavalvola motorizzata di sfiato del contenitore primario (MO-210) che la piccola valvolapneumatica di sfiato (AO-90) della camera di soppressione potevano essere azionatemanualmente (vedi Figura 7.4-4). Alle 23:50 (T + 9,1 ore), la pressione del contenitoreprimario indicava 87 psia (0,6 MPa assoluti), e superava la pressione di progetto del contenitoreprimario di 62,1 psig (0,428 MPa relativi).Alle 01:30 (T + 10,7 ore), i funzionari TEPCO hanno informato il Primo Ministro, il MinistrodellEconomia, del Commercio e dellIndustria, e lAgenzia di Sicurezza Nucleare e Industrialedei piani di sfiato del contenitore primario. Tutti furono daccordo per la sfiato del contenitoreprimario delle unità 1 e 2. Il governo ha programmato per le 03:00 una conferenza stampa perannunciare lo sfiato. LEmergency Response Center aziendale TEPCO ha incaricato la centraledi sfiatare il contenitore primario dopo la conferenza stampa. Gli operatori hanno continuato ipreparativi.Alle 01:48 (T più 11 ore), la moto-pompa antincendio predisposta, che era rimasta in moto inattesa diniettare acqua nel reattore, ha smesso di funzionare. Per riavviare la pompaantincendio, i lavoratori hanno portato gasolio alla pompa e riempito il serbatoio delcombustibile, ma i tentativi di avviare il motore hanno esaurito le batterie. I lavoratori poihanno recuperato e collegato batterie di ricambio recuperate da un ufficio, ma il motore ancoranon partiva.Parallelamente erano in corso, le attività per utilizzare una autopompa antincendiodellimpianto come fonte diniezione per il reattore. Il danno da terremoto e maremoto resedifficile questo compito. Il terremoto e il maremoto avevano danneggiato anche gli idranti ehanno causato perdite nel sistema antincendio. Mentre i lavoratori sono stati in grado dichiudere le valvole e isolare le perdite, i danni hanno reso impossibile utilizzare lacqua filtratacome sorgente. I serbatoi antincendio sono rimasti disponibili per luso come fonte di acqua.La centrale aveva tre autopompe, ma solo una era disponibile a sostenere liniezione di acquanel reattore dellunità 1. Unautopompa antincendio è stata danneggiata dal maremoto e non erafunzionante. La seconda era parcheggiata accanto alle unità 5 e 6, ma non poteva essere guidataallunità 1 a causa dei danni del terremoto alla strada e ai detriti dal maremoto. Lautopompaantincendio rimanente, che si trovava nei pressi delle unità 3 e 4, era funzionale. I lavoratoridovevano rimuovere gli ostacoli e i detriti per spostare lautopompa antincendio allunità 1.Un serbatoio di olio combustibile pesante, che era stato spostato dal maremoto, ha reso unastrada daccesso impraticabile. Un cancello di sicurezza che aveva perso lalimentazione e non 16
  21. 21. INPO 11-005si apriva bloccava unaltra strada daccesso allunità 1. I lavoratori, rotto un lucchetto sulcancello tra le unità 2 e 3, hanno consentito allautopompa antincendio di arrivare allunità 1.Sono state riviste le alternative per liniezione di acqua attraverso le linee antincendio, e sonostati anche considerati ulteriori autopompe antincendio e il trasporto dellacqua tramite la difesagiapponese.Dalle 02:30 (T + 11,7 ore), lindicazione della pressione del contenitore primario era aumentataa 122 psia (0.84MPa assoluti), circa il doppio della pressione di progetto. La Pressione delreattore indicata è diminuita a 116 psig (0,8 MPa relativi), e il livello dacqua del reattoreindicato dalla più bassa indicazione in 19,7 pollici (500 mm) al di sopra della parte superioredel combustibile (TAF). A questa pressione, il contenitore primario aveva pareggiato lapressione del reattore ed era ancora superiore alla pressione di mandata della moto-pompaantincendio pronta per iniettare acqua nel reattore. Non cera flusso di vapore dal reattore perraffreddare il combustibile (tramite la turbopompa), e non vi era alcuna fonte diniezione nelreattore.TEPCO non era sicura di come avesse perso pressione il reattore dellunità 1. Poiché lapressione del reattore era equalizzata a quella del contenitore primario, si ipotizzava che ilreattore si fosse depressurizzato a causa o di una valvola di sicurezza bloccata aperta o di unarottura nel sistema di raffreddamento del reattore o dello stesso recipiente in pressione delreattore. Il condensatore disolamento potrebbe aver contribuito alla riduzione della pressione;tuttavia, se il condensatore disolamento aveva causato la depressurizzazione, la pressione delreattore probabilmente avrebbe continuato a diminuire fino a quando il lato-guscio non fosserimasto a secco. Allora il sistema di raffreddamento del reattore si sarebbe pressurizzato dinuovo e non avrebbe pareggiato la pressione del contenitore primario.Alle 03:00 circa, s’è tenuta una conferenza stampa per annunciare lo sfiato del contenitoreprimario. Alla centrale, però, ai lavoratori non era stato ordinato di svolgere loperazione, elindicazione della pressione del contenitore primario è rimasta ben al di sopra deila pressionedi progetto: di 62,1 psig (0,428 MPa relativi). Permettere al contenitore primario di esseresottoposto a pressioni superiori alla pressione di progetto, può aver causato falle del contenitorestesso e degrado o perdite delle guarnizioni, ma questo non è stato verificato. La pressioneindicata del contenitore primario ha cominciato a diminuire senza sfiato, in modo imprevisto, es’è stabilizzata intorno a 113 psia (0,78 MPa assoluti).Con il passare della mattina, le condizioni degli impianti continuarono a degradare. Inpreparazione per lo sfiato del contenitore primario, i lavoratori hanno tentato di entrarenelledificio reattore per svolgere controlli. Quando la porta di blocco aria delledificio reattoreè stato aperta, gli operai videro del vapore e la richiusero. Nessun controllo e stato possibile.Le prime indicazioni di un rilascio fuori sito di sono state rilevate alle 04:50 (T + 14,1 ore),quando una dose di 0,1 mrem/ora (1 μSv/hr) è stata misurata al confine del sito. Lorigine diquesta fuga di radiazioni non è stata confermata, ma i tempi si correlano con una inspiegabile,lenta riduzione, senza sfiato, della pressione del contenitore primario . Dalle 05:00 (T + 14,2ore), ai lavoratori è stato ordinato dindossare maschere intere con filtri a carbone, e tuta, sianella sala controllo che sul campo. Laumento dei tassi di dose nella sala controllo dellunità 1ha causato agli operatori di spostarsi periodicamente al lato della stanza dellunità 2 in cui ladosi erano più basse. Alle 05:14 (T + 14,5 ore), i lavoratori hanno notato un aumento dei tassi 17
  22. 22. INPO 11-005di dose di radiazioni nella centrale in concomitanza con la diminuzione della pressione delcontenitore primario. I lavoratori credevano che questo potesse avere indicato una perdita delcontenitore primario. Questo è stato segnalato al governo. Nel corso dei successivi 30 minuti, ilivelli di radiazione al confine sito aumentati. Alle 05:44 (T + 15 ore), il Primo Ministro haampliato la zona di evacuazione a 6,2 miglia (10 km).Quando la pressione del reattore e la pressione del contenitore primario lentamente sonodiminuite, unautopompa antincendio ha iniziato liniezione di acqua dolce da un serbatoio distoccaggio antincendio attraverso il sistema a spruzzo dellacqua sul nucleo del reattore. Anchese la pressione del reattore non è stata registrata, la pressione del contenitore primario era dicirca 107 psia (0,74 MPa assoluti). La pressione di mandata della pompa antincendio era sololeggermente superiore alla pressione del reattore, sicché il flusso diniezione è stato basso.Complicazioni nel mantenere la linea diniezione hanno ulteriormente ridotto i tassi diniezione.Inizialmente, lautopompa antincendio era riempita con acqua al serbatoio antincendio, poi èstata spostata vicino alledificio reattore e è stata iniettata acqua attraverso una linea antincendiocollegata a una linea di spruzzo del nucleo. Questo perché il serbatoio era a bassa quota, e glioperai erano preoccupati che la pressione di mandata dellautopompa antincendio si rivelasseinsufficiente per superare la pressione del reattore e iniettare acqua sul nucleo. Ulterioricomplicazioni, come la guida dellautopompa antincendio sotto gli edifici danneggiati che sitrovano tra il serbatoio e lunità, hanno esacerbato questi ritardi. Durante queste prime ore, iltasso calcolato diniezione dellautopompa antincendio era basso, in media meno di 10 gpm (38litri al minuto).Dopo alcuni tentativi ed errori, i lavoratori hanno stabilito liniezione acqua continua,dallautopompa antincendio. Un tubo è stato steso dalla aspirazione dellautopompa antincendioal serbatoio acqua antincendio, consentendo allautopompa antincendio di scaricare lacquadirettamente nella linea del sistema antincendio e nel reattore.Unautopompa antincendio supplementare è arrivata sul posto ed è stata ripetutamente utilizzataper il trasporto di acqua dolce dal serbatoio antincendio presso lunità 3 al serbatoio antincendiopresso lunità 1. Il serbatoio antincendio dellunità 1 aveva un solo collegamento con tuboflessibile, sicché per riempire il serbatoio, lautopompa antincendio che stava iniettando acquanel reattore doveva essere staccata dal serbatoio. Come risultato, liniezione dacqua nel reattoreè stata fermata ogni volta che la seconda autopompa antincendio doveva essere rifornita dalserbatoio antincendio dellunità 1.Alle 06:50 (T + 16,1 ore), il Ministro dellEconomia, del Commercio e dellIndustria haordinato a TEPCO di sfiatare il contenitore primario dellunità 1. Il personale TEPCO, tuttavia,aveva appena saputo che alcuni residenti allinterno della zona di evacuazione non erano sicuridellordine di evacuare, sicché non avevano lasciato ancora la zona. Il primo ministro è arrivatoalla centrale alle 07:11. Dopo qualche discussione, la TEPCO ha confermato i propri piani perlo sfiato del contenitore primario alle ore 09:00, dopo che le evacuazioni erano statecompletate, e alle 08:04, il primo ministro ha lasciato la centrale. A questo punto, la lettura piùbassa indicava che il livello dellacqua del reattore era sceso sotto la parte attiva superiore delcombustibile.TEPCO ha informato i governi locali che lo sfiato sarebbe partito dalle 09:00 circa. Lo sfiato èstato coordinato con i governi locali, nel tentativo di assicurare che le evacuazioni fossero stateprima completate. Le procedure di centrale di sfiato per il contenitore primario non indicavano 18
  23. 23. INPO 11-005espressamente che le evacuazioni dovessero essere state completate prima dello sfiato. Leprocedure affermano che lo sfiato del contenitore primario deve essere coordinato con i governilocali e che la centrale dovrebbe essere informata sullo stato delle evacuazioni. Questedisposizioni erano state interpretate come orientamenti a verificare che le evacuazioni fosserostate completate prima dello sfiato.Gli operatori di sala controllo hanno formato tre squadre per eseguire la sfiato, con dueoperatori per ogni squadra (uno a eseguire azioni e laltro per aiutare tenendo torce elettriche emonitoraggio dei ratei di dose e di altri problemi di sicurezza, come scosse di assestamento incorso). Poiché non cerano mezzi per comunicare con le squadre sul campo, sono stati speditiuno alla volta, lasciando la successiva squadra solo dopo che la squadra precedente erarientrata.Durante la preparazione per la sfiato manuale del contenitore primario, una valutazioneradiologica delle condizioni di lavoro nella sala toro è stata fornita al centro di risposta alleemergenze. Sulla base dei livelli di radiazione di 30 rem/h (300 mSv/h), i lavoratori sono statilimitati a 17 minuti tempo di permanenza per rimanere al di sotto del limite di esposizione alleradiazioni di risposta di emergenza di 10 rem (100 mSv). I lavoratori erano tenuti ad indossareun autorespiratore con 20 minuti di alimentazione di aria e furono forniti di compresse diioduro di potassio.Alle 09:03 (T + 18,2 ore), le evacuazioni a sud dello stabilimento sono state confermate in fasedi completamento, e la prima squadra è stata spedita per aprire la valvola motorizzata di sfiatodel contenitore primario (MO-210) (vedi Figura 7.4-4). Il team ha aperto la valvola nellaquantità desiderata. Gli operatori hanno ricevuto circa 2,5 rem (25 mSv) ciascuno nellosvolgimento della mansione. La squadra tornò alla sala controllo, e dalle 09:30 la secondasquadra è stata inviata per aprire la valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressionetoroidale (AO-90). Per aprire questa valvola, il team avrebbe dovuto entrare nella sala toro daun lato e attraversarla fino allaltro della stanza, per manovrarla. La squadra non ha avutosuccesso, perché le dosi nella camera toroidale rapidamente hanno superato i limiti, e glioperatori tornarono indietro. Uno degli operatori ha ricevuto 10,6 rem (106 mSv), superando ilsuo limite di dose di emergenza che era di 10 rem (100 mSv).Gli operatori di sala controllo hanno deciso di non inviare la terza squadra a causa delle dosiricevute. Hanno notificato lEmergency Response Center (ERC) della incapacità di aprire lavalvola di sfiato pneumatica(AO-90). Di conseguenza, il personale TEPCO ha dovutoescogitare un nuovo metodo per aprire le valvole pneumatiche. Il centro ERC ha iniziato alavorare sui metodi per aprire la valvola pneumatica di grande sfiato della camera disoppressione (AO-72). Questo richiedeva unalimentazione in CC e una fonte temporanea diaria compressa. Il personale ERC ha incaricato la sala controllo di tentare di azionare in remotola valvola pneumatica piccola di sfiato della camera di soppressione, supponendo che visarebbe stata sufficiente pressione dellaria residua nel sistema per azionarla.I lavoratori hanno continuato la loro sforzi per lo sfiato del contenitore primario, mentre altrigruppi hanno lavorato per installare generatori mobili e per stendere manichette antincendio perconsentire liniezione di acqua di mare nel reattore. I lavoratori hanno continuato a iniettareacqua fresca con un camion dei pompieri. 19
  24. 24. INPO 11-005Alle 10:17 (T + 19,5 ore), i lavoratori avevano installato la batteria temporanea dialimentazione DC alla piccola valvola pneumatica di sfiato camera di soppressione (AO-90).Gli operatori hanno tentato di aprire la valvola dalla sala controllo, contando sulla pressionedellaria residua nel sistema di aria strumentazione. Gli operatori hanno fatto tre tentativi diaprire la piccola valvola pneumatica (Alle 10:17, 10:23 e 10:24).Alle 10:40 (T + 19,9 ore), livelli di radiazione sono aumentati al cancello principale e allapostazione di monitoraggio. I lavoratori inizialmente credevano che i livelli di radiazioneindicassero che la piccola valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione (AO-90) siera aperta. Tuttavia, dalle 11:15, il livelli di radiazione sono diminuiti e la pressione indicatadel contenitore primario è rimasta elevata, indicando che la sfiato non era stato pienamenteefficace. Anche se non è stato confermato, la tendenza dei livelli di radiazione indicava che lapiccola valvola pneumatica di sfiato potesse essere stata aperta ad intermittenza, e questo puòaver portato ad una depressurizzazione del sistema e ad alcune perdite di gas. Tuttavia, èaccertato che la valvola non rimase aperta abbastanza a lungo per consentire alla pressione difar saltare il disco di rottura e di sfiatare il contenitore primario attraverso il camino di sfiato.Il centro ERC è stato informato che un piccolo compressore daria era disponibile in un ufficiodi un subappaltatore. I lavoratori hanno recuperato i disegni, preso le immagini del punto diconnessione e pianificato come installare il compressore per permettere il funzionamento adistanza della grande valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione (AO-72) dallasala controllo. Il compressore daria provvisorio è stato individuato e trasferito all’officinaattrezzature delledificio reattore. Alle 14:00 (T + 23,2 ore), il compressore è stato installato eavviato. Alle 14:30, quasi 24 ore dopo linizio dellevento il disco di rottura sè aperto e lo sfiatodel contenitore primario è iniziato.La pressione del contenitore primario ha cominciato a diminuire, e la portata diniezione diacqua nel reattore è aumentata successivamente. Calcoli, sulla base del volume totale di acquainiettata nel reattore, dimostrano che la velocità diniezione è stata di circa il 50 gpm (189,3 litrial minuto). Alle 14:53, il serbatoio antincendio dellunità 1 era a corto di acqua, così ilsovrintendente del sito ha ordinato liniezione di acqua di mare nel reattore. I trasferimenti diacqua da altre fonti sono continuati, mentre i lavoratori ponevano in opera tubi flessibili epronti a iniettare acqua di mare nel reattore.I lavori per installare un generatore temporaneo,che avrebbe fornito energia elettrica alle pompe di controllo liquido in stand-by e alle barre dicontrollo dellunità 2, erano in fase di completamento. Questalimentazione poteva esserecollegata pure ai sistemi dellunità 1, fornendo risorse per liniezione.Allo stesso tempo, lidrogeno generato dalla reazione chimica ad alta temperatura fra zirconio evapore, veniva rilasciato dal reattore nel contenitore primario. Alcuni di questi gas hannotrovato la loro strada di fuga verso linterno delledificio reattore, più probabilmente attraversocrepe del vaso principale del contenitore primario a causa della pressione eccessiva. Altripotenziali percorsi delle perdite includono: possibili danni allo sfiato o riflusso attraverso ilsistema di trattamento di unità dei gas in standby nelledificio reattore, tuttavia il percorsoesatto della perdita non è stato determinato.Così i gas accumulati nelledificio reattore hannosviluppato una concentrazione esplosiva didrogeno con conseguente esplosione il 12 marzoalle 15:36. Lesplosione ha danneggiato fortemente ledificio reattore e ha permesso ai materialiradioattivi di disperdersi nellambiente, ma ha anche danneggiato cavi di alimentazionetemporanea, generatori, i autopompe, e le manichette antincendio che erano state messo inopera per iniettare acqua di mare. I cinque operai che sono rimasti feriti dallesplosione sono 20
  25. 25. INPO 11-005stati messi in salvo. I restanti responsabilmente evacuati al centro ERC. Inoltre, la diffusionedai detriti dellesplosione era altamente radioattiva, complicando ulteriormente la rispostaallevento. Lesplosione ha danneggiato anche la porta della sala controllo, che era stata apertaper consentire ai lavoratori dinstallare i cavi di alimentazione temporanea. La porta aperta hapermesso al materiale radioattivo di entrare nellaria della sala controllo. Tutta liniezione nelnucleo è stata persa.Meno di unora dopo lesplosione, il tasso di dose di radiazioni a un posto di monitoraggio dicentrale lungo il confine del sito, aveva raggiunto 101,5 mrem/ora (1015 μSv/h). Alle 18:25 ilPrimo Ministro ha ampliato la zona di evacuazione a 12,4 miglia (20 km).Gli operatori hanno predisposto un camion antincendio per iniettare acqua di mare nel reattoreattraverso il sistema di spruzzo nucleo e hanno iniziato a iniettare acqua di mare alle 19:04 del12 marzo. Boro è stato quindi aggiunto alla presa dacqua per evitare problemi di eventualicriticità.Questa situazione s’è protratta nei giorni successivi e il personale del sito ha tentato diripristinare lalimentazione elettrica per lunità. Lalimentazione esterna è stata ripristinata perlunità 1 il 20 marzo, nove giorni dopo levento.4.2 Unità 2 narrativaL11 marzo alle 14:46 (T=0), il terremoto ha causato la perdita dellalimentazione esterna elarresto automatico (SCRAM) del reattore. Tutte le barre di controllo furono inserite, e diverseazioni si sono verificate, tra cui la perdita dellacqua dalimentazione e del condensato e lachiusura della valvola disolamento vapore principale, come previsto per la perditadellalimentazione esterna AC. I generatori diesel di emergenza si sono avviati e collegati inrisposta alla perdita dalimentazione esterna e hanno alimentato i sistemi di sicurezza. Il livellodellacqua del reattore inizialmente è sceso, come previsto, a causa della cessazionedellebollizione e gli operatori hanno avviato il sistema isolato di raffreddamento del nucleo(RCIC) per mantenere il livello dellacqua del reattore dopo lo SCRAM. Un minuto più tardi,lRCIC si fermava automaticamente a causa dellelevato livello dacqua del reattore. Glioperatori hanno aspettato circa 10 minuti perché il livello scendesse e poi hanno riavviatolRCIC. Sono stati avviati il raffreddamento e lo spruzzamento del toro per raffreddare la vascadella camera di soppressione, per rimuovere il calore introdotto dallo scarico delle turbinedellRCIC.Alle 15:27 (T + 41 minuti), il primo di una serie di sette maremoti, generati dal terremoto, èarrivato alla centrale. Un minuto più tardi, lRCIC era ancora fermo a causa dellelevato livellodacqua del reattore. Gli operatori hanno atteso che il livello dellacqua del reattore siabbassasse, quindi hanno riavviato lRCIC.Il successivo maremoto ha invaso e danneggiato le opere di presa, e dalle 15:41 (T + 55minuti), il maremoto ha cominciato a causare allagamenti nel seminterrato delledificio turbina.Lalluvione ha sommerso o bagnato il gruppo elettrogeno diesel di emergenza A e i sistemi didistribuzione AC e DC dellunità 2, con conseguente perdita graduale di tutte le alimentazioniin alternata e in continua. Il generatore diesel di emergenza 2B (EDG 2B), che è raffreddato adaria e si trova lontano dal mare, nelledificio della vasca comune del combustibile esausto, nonha subito inondazioni e ha continuato a operare. Il quadro elettrico per lEDG 2B, tuttavia, sitrova sotto la quota base in un edificio, bagnato dal maremoto, e di conseguenza è andato perso. 21
  26. 26. INPO 11-005Lilluminazione e le indicazioni sono andate perdute quando sono venuti meno i sistemi dialimentazione AC e DC, incluse tutte le indicazioni per lHPCI e lRCIC.Lilluminazione della sala controllo, comprese le luci di emergenza, si è persa completamente,lasciando al buio sala controllo. TEPCO ha presentato e notificato al governo e a gli entiassociati, una dichiarazione di emergenza per la perdita di tutte le alimentazioni AC.Gli operatori non erano sicuri che lRCIC fosse ancora operativo perché le lampade disegnalazione erano spente. Liniezione ad alta pressione del liquido di raffreddamento, chenecessita per funzionare dellalimentazione in continua (DC), divenne indisponibile dalmomento che linondazione ha allagato il sistema di distribuzione DC. Alle 16:36, unaltraemergenza è stata dichiarata per limpossibilità di determinare il livello dellacqua del reattore elo stato diniezione del nucleo. Con rischio di mancanza di raffreddamento del nucleo e ingentidanni al sito, i lavoratori cominciarono a studiare i metodi di sfiato senza alimentazioneelettrica per il contenitore primario e la revisione dei metodi per iniettare acqua nel reattoreutilizzando il sistema antincendio o autopompe antincendio.Batterie e cavi sono stati portati in sala controllo. Dopo aver confermato il cablaggioutilizzando i disegni, i lavoratori previdero di collegare le batterie direttamente ai quadri di salacontrollo. Una priorità assoluta era quella di accertare lo stato delliniezione dacqua nelcontenitore a pressione del reattore. Il lavoro di ripristino s’è concentrato su come collegare lebatterie per lindicatore del livello dacqua del reattore, che utilizza corrente continua.I lavoratori hanno confermato lallagamento e i danni dei pannelli d’alimentazione (interruttoriad alta tensione), misurando la resistenza disolamento. Essi hanno inoltre confermato che duecentri dalimentazione non erano stati danneggiati e potevano essere alimentati. Hannoidentificato la possibilità diniezione d’acqua ad alta pressione con il sistema di azionamentobarre di controllo e con i sistemi di controllo liquido di standby alimentati da generatoriportatili.Alle 17:12 (T + 2,4 ore), il sovrintendente del sito invita i lavoratori a studiare i metodi periniettare acqua nel reattore utilizzando il sistema antincendio. Il personale dellEmergencyResponse Center ha discusso la modalità alternativa diniezione dacqua, che era stataimplementata come misura di gestione degli incidenti. Questa prevedeva lutilizzo dei serbatoi edelle autopompe antincendio che erano stati predisposti in risposta alle lezioni apprese nel 2007dal terremoto Niigata-Chuetsu-oki. Gli operatori hanno stabilito un percorso di flusso dacquaper liniezione alternativa, attraverso il sistema di rimozione del calore residuo, aprendomanualmente le valvole negli edifici turbina e reattore, disponibile dopo che la pressione delreattore fosse scesa sotto 100 psig (0,69 MPa relativi). Questo valore di pressione èsufficientemente basso da permettere alla pompa antincendio diniettare lacqua.Alle 20:49 (T+6,1 ore), alcuni lavoratori ripristinarono lilluminazione temporanea della salacontrollo delle unità 1-2 installando un piccolo generatore portatile. Indicazioni critiche, comeil livello acqua del reattore e lo stato del RCIC, rimasero fuori servizio.Senza indicazioni in funzione, gli operatori hanno segnalato che il livello dellacqua del reattorepoteva essere sceso sotto la parte superiore del combustibile attivo (TAF). TEPCO hainformato il governo che avevano stimato che alle 21:40 il livello acqua reattore dellunità 2fosse sceso sotto la parte superiore del combustibile attivo TAF. Subito dopo questo rapporto, ilPrimo Ministro ha ampliato la zona di evacuazione a un miglio 1.9 (3 km) di raggio della 22
  27. 27. INPO 11-005centrale e ha indicato agli abitanti fra 1,9 e 6,2 miglia (da 3 a 10 km) di distanza di rifugiarsiallinterno.Alle 21:50 (T + 7,1 ore), i lavoratori hanno ripristinato molte indicazioni nella sala controllo,tra cui lindicazione del livello dellacqua del reattore. Il livello Indicato dellacqua del reattoreera 134 pollici (3.400 mm) sopra la TAF. Sia il ripristino delle indicazioni che la lettura dellivello dellacqua del reattore sono stati segnalati al governo.In seguito i lavoratori hanno ripristinato un canale dindicazione della pressione del reattore elindicazione della pressione del contenitore primario. Alle 23:25 (T + 8,7 ore) la pressioneindicata del reattore unità 2 era 914 psig (6,3 MPa relativi) e quella del contenitore primario 20psia (0,14 MPa assoluti) .Il tasso di dose nella sala controllo (condivisa con lunità 1) iniziò a crescere, moltoprobabilmente come conseguenza di un danno al nucleo in corso e relative emissioniprovenienti dallunità 1. Gli operatori hanno continuato a lavorare sul ripristino indicazioni,predisponendo unautopompa antincendio per la fornitura di unaltra fonte diniezione.Poco prima della mezzanotte, il primo di diversi automezzi di alimentazione elettrica(generatori mobili) cominciò ad arrivare sul posto. I generatori sono stati limitati nella loroefficacia perché non potevano essere collegati al sistema di distribuzione elettrica della centralea causa dei gravi danni fisici causati dal maremoto e dagli allagamenti. Il primo generatoremobile è stato sistemato accanto allunità 2, e gli operai iniziarono la posa temporanea di cavidal generatore al pannello di distribuzione associato alle pompe di controllo liquido di standby.Gli operatori hanno consultato i disegni per determinare se potevano aprire le valvolenecessarie per lo sfiato. Sulla base delle loro recensioni di tubazioni e diagrammi distrumentazione, procedure di gestione degli incidenti, e della procedura di sfiato, gli operatorihanno sviluppato un metodo di sfiato per il contenitore primario. Hanno preparato un piano disfiato e cominciato a localizzare le posizioni delle valvole di sfiato.Per confermare loperatività del RCIC, gli operatori sono stati inviati sul posto per ispezionareil sistema. Indossati protezioni delle vie respiratorie e gli stivali, i lavoratori hanno cercato diverificare le condizioni del RCIC, ma le condizioni di campo erano molto difficili. Un lavoroche normalmente richiede circa 10 minuti ha invece richiesto più di unora per esserecompletato. La stanza del RCIC era buia, e il livello dellacqua nella camera superava quasi laparte superiore degli stivali del lavoratore, così tornò indietro senza essere stato abbastanzavicino per verificare il funzionamento del sistema.Mentre gli operai non potevano avvicinarsi alsistema, si sentivano venire suoni metallici, interpretati come indicativi che il sistema eraoperativo. A causa della mancanza di metodi di comunicazione, i lavoratori avevano pertornare alla sala controllo per presentarne i risultati.Alle 02:00 circa del 12 marzo, i lavoratori fecero un altro tentativo per verificare ilfunzionamento del RCIC. In questo tentativo, gli operai hanno scoperto che il livello dellacquanella sala del RCIC era aumentato, e non potevano neanche entrare. Hanno controllato lapressione del reattore e la pressione di mandata della pompa RCIC su un pannello di strumentinelledificio reattore. La pressione di mandata della pompa RCIC era alta, quindi gli operaihanno dedotto che lRCIC funzionava. I lavoratori sono tornati in sala controllo a riferire chelRCIC era in funzione su lunità 2. Con queste informazioni, è stata definita prioritarialapertura delle valvole di sfiato del contenitore primario dellunità 1. Gli operatori hanno 23

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