www.fukushimaaccident.net Lamberto Matteocci: "La dinamica dell'incidente a Fukushima" L'incidente avvenuto alla centrale nucleare di FUKUSHIMA, in Giappone, l'11 Marzo 2011, a differenza degli incidenti di Three Mile Island e di Chernobyl, ha scatenato un acceso dibattito sull'accettabilità pubblica dell'energia nucleare, anche in Paesi che sono stati storicamente fra i maggiori promotori di questa tecnologia. Le ansie generate dai rilasci di radioattività nell'ambiente e dalla presenza di contaminazione negli alimenti, così come l'esito dell'incidente stesso, che sembrò -per diverse settimane- non dovesse risolversi mai positivamente, sono state amplificate dai mezzi di comunicazione di massa, oscurando perfino le enormi conseguenze umane e sociali del terremoto e dello tsunami. La popolazione, e non solo quella giapponese, si è interrogata sui rischi dell'esposizione alle radiazioni, indirizzando alla comunità scientifica la propria legittima preoccupazione sui pericoli reali e sui rischi, e pretendendo dai tecnici e dagli scienziati risposte chiare e comprensibili, anche in merito alle possibili conseguenze sulle future generazioni. Ma qual è stata l'entità del rilascio di radiazioni dalla centrale nucleare di FUKUSHIMA? quale è stata l'estensione della contaminazione terrestre e marina? che impatto sulla popolazione hanno avuto le restrizioni alimentari imposte dal Governo Giapponese? quali sono le dosi ricevute dagli Operatori della centrale e dalla popolazione circostante? quali le conseguenze sanitarie osservate ed ipotizzabili? e quali sono le lezioni principali che la comunità internazionale di Radioprotezione ha tratto da questo evento, per aiutare a sviluppare una percezione del rischio sempre più vicina alle legittime aspettative della popolazione? Per rispondere a queste e ad altre domande, le quattro Associazioni italiane che si occupano di protezione dalle radiazioni, l'Associazione Italiana di Fisica Medica (AIFM), l'Associazione Italiana di Radioprotezione Medica (AIRM), l’Associazione Italiana di Radioprotezione (AIRP) e l'Associazione Nazionale Professionale Esperti Qualificati nella sorveglianza fisica di radioprotezione (ANPEQ) hanno organizzato un convegno, che avrà luogo il 14 settembre 2012 alla Villa Napoleonica nel Centro Congressi delle Ville PONTI, a Varese. L'obbiettivo del Convegno, la cui partecipazione è aperta anche ai non addetti ai lavori (www.fukushimaaccident.net) è di trattare gli aspetti radioprotezionistici dell'incidente, indicando anche una linea per possibili futuri sviluppi del sistema della Radioprotezione, che si rendono necessari anche nei Paesi -come l'Italia- che non utilizzano più l'energia nucleare, ma che fanno tuttora vasto uso di sostanze radioattive per la medicina, l'industria e la ricerca.

1. 1
La dinamica dell’incidente di Fukushima
lamberto.matteocci@isprambiente.it
Incidente alla Centrale Nucleare di Fukushima - Aspetti di protezione dalle radiazioni
Varese – 13 e 14 settembre, 2012
ISPRA
Istituto Superiore per la Protezione e la Ricerca Ambientale Dipartimento Nucleare, Rischio Tecnologico e Industriale

2. TMI - 1979 Chernobyl - 1986 Fukushima - 2011
2

3. La natura dei problemi
è nella natura delle cose
La gestione dei problemi è
nelle capacità dell’uomo
3

4. Fissione nucleare
bersaglio
4

5. La reazione a catena
Assorbitore
di neutroni
Assorbitore
di neutroni
bersaglio
5

6. Calore di decadimento
6

7. La fissione nucleare comporta
generazione di radioisotopi artificiali
Decadimento radioattivo con emissione di
radiazioni ionizzanti anche per tempi molto lunghi
Presenza di calore di decadimento
Proprietà fissili delle materie nucleari
Reazione a catena che va controllata
7

8. Centrale nucleare a fissione
8

9. Come si assicura la sicurezza
La Tecnologia
Il Diritto
I Sistemi di Gestione
9

10. Il concetto di rischio
R= Probabiltà evento x Conseguenze
(Sanitarie, Sociali, Economiche)
10

11. La Tecnologia
11

12. Le funzioni di sicurezza
Controllo affidabile della reazione a catena e,
all’occorrenza, arresto rapido del reattore, per
evitare una eccessiva generazione di energia
Asportazione del calore generato – anche
dopo lo spegnimento del reattore - per
mantenere condizioni di temperatura e di
pressione compatibili con le caratteristiche
del combustibile e dei componenti. In queste
condizioni quasi tutta la radioattività resta
confinata all’interno del combustibile
Mitigazione dei rilasci di radioattività – Sistema
di contenimento
12

13. La difesa in profondità 13
Il reattore
nucleare
Pastiglia di
uranio
Barretta di
combustibile
Elemento di
combustibile

14. La difesa in profondità
Le barriere che prevengono il rilascio
di radioattività nell’ambiente
14

15. La difesa in profondità
Livelli Obiettivo Principali misure
Livello 1 Prevenzione di condizioni Ampi margini progettuali ed
operative anomale e di elevata qualità nella gestione
malfunzionamenti e nell’esercizio
Level 2 Controllo di situazioni anomale e Sistemi di controllo e
malfunzionamenti sorveglianza
Level 3 Controllo di eventuali incidenti Sistemi di sicurezza e
all’interno delle condizioni di procedure di gestione degli
progetto incidenti
Livello 4 Controllo di eventuali situazioni Misure aggiuntive di
incidentali molto gravi al fine di sicurezza e specifiche
limitarne l’evoluzione e mitigarne procedure di gestione degli
gli effetti incidenti
Livello 5 Mitigazione delle conseguenze Pianificazione delle
radiologiche associate a
significativi rilasci di radioattività
Emergenze
all’ambiente
15

16. L’analisi di sicurezza
Obiettivi
Ampio spettro eventi di riferimento (di
origine tecnologica, umana e naturale)
esclusione-protezione-verifica accettabilità
conseguenze
Strutture e sistemi di sicurezza
Procedure di gestione incidentale
16

17. Il diritto
17

18. Gli strumenti del diritto
Convenzione per la sicurezza nucleare, Direttiva
UE sicurezza nucleare, Legislazione nazionale
I principi di responsabilità (nazionale, e
dell’esercente)
Il regime autorizzativo,
Il sistema di controllo tramite un’autorità
indipendente dotata di adeguate risorse
Le verifiche di sicurezza
Etc
Meccanismo di Peer review internazionale
18

19. I sistemi di gestione
Sistema organizzativo
Qualificazione del personale
Garanzia della qualità
La cultura della sicurezza
19

20. TMI - 1978 Chernobyl - 1986 Fukushima- 2011
20

21. Il perché degli incidenti
Incidente di Three Mile Island
Incidente di Chernobyl
Incidente di Fukushima
21

22. Il perché degli incidenti
Le responsabilità dell’uomo
Three Mile Island Tecnologia
Sistemi di Gestione
Chernobyl Tecnologia
Diritto
Sistemi di gestione
Fukushima Tecnologia
Diritto
Sistemi di gestione
22

23. Reattore tipo RBMK
23

24. Reattore RBMK e Reattore PWR
24

25. L’esplosione del reattore
Incidente di Chernobyl
25

26. Dispersione della contaminazione a livello
continentale
26

27. Le conseguenze
Ambientali
Sanitarie
Sociali
27

28. Il Sarcofago
28

29. Cosa si è fatto dopo Chernobyl
Miglioramento della sicurezza delle centrali analoghe e
spegnimento di alcune di esse
Provvedimenti per la mitigazione degli incidenti molto
gravi
Convenzioni internazionali (Sicurezza e Pronta notifica)
Rafforzamento sistemi di gestione e della cultura di
sicurezza e degli strumenti di gestione delle emergenze
Maggior trasparenza e informazione al pubblico
29

30. Incidente di Fukushima
30

31. 31
Prima
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Istituto Superiore per la Protezione e la Ricerca Ambientale Dipartimento Nucleare, Rischio Tecnologico e Industriale

32. 32
Dopo
ISPRA
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33. FUKUSHIMA DAIICHI
Dopo
19 MAR 2011, 10:44 am local time
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34. 34
Operazioni di iniezione d’acqua
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35. Quali le ragioni che hanno portato a
queste catastrofiche conseguenze?
35

36. 36
L’edificio reattore ed il recipiente in pressione
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37. 37
L’edificio reattore
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38. 38
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39. Ore 14:46 del 11 marzo: terremoto magnitudo 9 seguito dopo
30 minuti da uno tsunami con onde anche oltre 14 metri di altezza
39

40. 40
Al 12 maggio 15,000 morti e 10,000 dispersi
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41. La sequenza degli eventi
Onda da tsunami di 14 m
Ingenti danni su più unità
Perdita dell’alimentazione elettrica di emergenza e di tutti i
generatori diesel (eccetto 1)
Perdita dei sistemi di sicurezza
Situazione prolungata di perdita dell’alimentazione
elettrica
Una serie di esplosioni
Presenza di contaminazione e di alti campi di radiazioni
41

42. 42
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43. 43
Fukushima Daiichi – Feedback
11.03.2011 - 14:46
Terremoto (M 9.0); SCRAM; perdita alimentazioni elettriche esterne; attivazione automatica dei diesel di emergenza; attivazione
IC/RCIC;

44. 44
Fukushima Daiichi – Feedback
11.03.2011 - 15:37
Il picco di tsunami inonda l’impianto (14 metri).
Perse tutte le alimentazioni elettriche, mezzi di soccorso,
serbatoi di combustibile.

45. 45

46. 46

47. 47

48. 48
Fukushima Daiichi – Feedback
A seguito della perdita dei diesel di emergenza (SBO) restano attivi i sistemi di emergenza per la refrigerazione del nocciolo;
Le valvole di sicurezza sono comandate mediante alimentazione in continua.
IC-Isolation Condenser RCIC- Reactor Core Isolation Colling
Unità 1 Unità 2&3

49. Automatic reactor shutdown due to earthquake,
loss of off-site power supply Soaking / dry-up of battery, dry-up of compressed
air, etc.
Dependency on emergency power was Many on-site works were necessary due to
inevitable. difficulty of measurement / control /
communication.
Emergency diesel generator started up and power Shutdown of core cooling
supply was secured. system
Reactor was cooled by core cooling system. Unit 1 has lost its function at an early phase. Due
to this reason, there was only short time to
Start-up / Shutdown operations for IC address the situation.
RCIC were going on. Fuels were exposed and melt down while cooling was not
conducted.
Most of electric systems including emergency diesel
generators and switchboards were unavailable due Serious degradation of confinement led to the
to tsunami. release of radioactive materials into environment.
(Only one of emergency air cooling DGs in Unit 6 maintained its function)
Water injection from fire protection
Cooling sea water pumps installed along system (Alternative water injection)
the coast were also unavailable. (Loss of The exposure time of fuels is considered to be
heat sink) prolonged due to insufficient reactor
depressurization (reactor depressurization operation
for containment, reactor containment
Station Blackout depressurization [vent]) to the pressure lower than
the fire extinguishing pump head.
(On March 13, Unit 5 received power supply from Unit 6 on emergency
basis. ) Hydrogen generated through zirconium – water reaction. Explosions that
Motor operated pumps etc. were seemed to be hydrogen explosion occurred in reactor buildings at Units 1, 3
unavailable. (Emergency cooling was and 4. (Pressure in the pressure suppression chamber in Unit 2 dropped
carried out by emergency condenser IC in simultaneously with the Unit 4 explosion.)
Unit 1, reactor core isolation cooling
system [RCIC] in Unit 2, and RCIC and The explosions deteriorated work
high pressure core injection system HPCI performance in the surrounding areas.
in Unit 3.) Water leakage from containments / buildings
were observed.
49

50. 50

51. 51
Fukushima Daiichi – Feedback
Dopo circa un’ora la potenza del reattore è scesa all’1,5 % della
potenza nominale
(Unità 1: 1300MWt ∼ 20 MWt)
1100 K fusione barre controllo (SIC)
1500 K produzione significativa H2
1700 K fusione acciaio
2500 K fusione della ceramica
3100 K fusione UO2

52. 52
Fukushima Daiichi – Feedback
11.03 – Si inizia a scoprire il reattore dell’Unità 1
12.03 – Esplosione di idrogeno Unità 1
13.03 – Si inizia a scoprire il reattore dell’ Unità 3
14.03 – Esplosione di idrogeno Unità 3
13.03 – Si inizia a scoprire il reattore dell’ Unità 2
15.03 – Esplosione di idrogeno Unità 4
Danneggiamento piscina di soppressione Unità 2

53. 53
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54. 54
Le esplosioni da idrogeno nelle Unità 1 e 3
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55. 55
Il danneggiamento della piscina di combustibile
nell’Unità 4
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56. 56
Interconnessione linee di rilascio al camino tra le Unità 3 e 4
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57. 57
Elementi piscine del combustibile
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58. 58
Dopo
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59. FUKUSHIMA DAIICHI
Dopo
19 MAR 2011, 10:44 am local time
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60. 60
Dopo
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62. 62
I rilasci in atmosfera e l’impatto radiologico
Iodio e Cesio gli
isotopi più significativi
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63. 63
I rilasci in mare
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64. 64
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65. 65
Alcune riflessioni
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66. NUREG-1150
Vol. 1
An Assessment for Five
Severe Accident Risks:
An Assessment for Five
U.S. Nuclear Power Plants
Final Summary Report
U.S. Nuclear Regulatory
Commission
Office of Nuclear Regulatory Research
66

67. NUREG- 1150 Vol. 1
Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants
Final Summary Report
Manuscript Completed: October 1990
Date Published: December 1990
Table 6.2 Summary of core damage frequency results: Grand Gulf.*
Internal events 1,2 E-5 %
Station 1,1 E-5 92
Blackout
ATWS 5,1 E-7
67

68. “Those managing the accident were unprepared for the
significant amount of hydrogen generated during the
accident. Indeed, during the TMI-2 licensing process which
concentrated on large-break LOCAs, the utility represented
and the NRC agreed that in the event of a large-break LOCA,
the hydrogen concentration in containment would not be
significant for a period of weeks. In the first 10 hours of the
TMI accident (a small-break LOCA), enough hydrogen was
produced in the core by a reaction between steam and the
zirconium cladding and then released to containment to
produce a burn or an explosion that caused pressure to
increase by 28 pounds per square inch in the containment
building. Thus, TMI illustrated a situation where NRC
emphasis on large breaks did not cover the effects observed
in a smaller accident”
From these studies may emerge desirable modifications
in the design of plants that will help prevent accidents
and mitigate their consequences.
For example:
(i) Consideration should be given to equipment that
would facilitate the controlled safe venting of hydrogen
gas from the reactor cooling system.
68

69. 69
Importance of developing a factual lessons
learning culture
Understand what was wrong, identify corrective actions, design and
implement
A few lessons after TMI - 1979
Need to counteract hydrogen production during a core melt
accident
Develop PSA studies to undestand critical sequences and to
improve safety functions – Station Blackout main contributors to
Core Damage Frequency
Key phenomena in Fukushima - 2011
Prolonged loss of AC power (Station black-out)
Hydrogen explosions

70. 70
La sicurezza è un processo dinamico
WHAT SAFE IS SAFE ENOUGH ?
SAFETY IS NEVER ENOUGH
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71. 71
Conclusioni
Inaccettabilità scenari incidentali dalle gravi
conseguenze per l’uomo e per l’ambiente
Necessità di una rimodulazione degli obiettivi di
sicurezza e di una continua e rigorosa verifica delle
modalità adottate per raggiungerli
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72. 72
Conclusioni (2)
Assicurare un elevato livello di sicurezza nucleare è una
sfida per i Governi, le Autorità di sicurezza, gli Esercenti
e le Organizzazioni internazionali
La gravità dell’incidente e la sua peculiare
evoluzione hanno stimolato l’avvio di molte iniziative
in tema di sicurezza nucleare (“Stress test” in
ambito Europeo, Action plan IAEA) – Necessità di
riacquisire confidenza
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73. 73
What must be admitted – very painfully – is that this was a
disaster “Made in Japan”.
Its fundamental causes are to be found in the ingrained
conventions of Japanese culture: our reflexive obedience; our
reluctance to question authority; our devotion to ‘sticking
with the program’; our groupism; and our insularity.
Had other Japanese been in the shoes of those who bear
responsibility for this accident, the result may will have been
the same.
Kiyoshi Kurokawa
Chairman of the Kukushima Nuclear Accident Independent Investigation Commission
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74. ….e che questa
casella resti per
sempre vuota
TMI - 1979 Chernobyl - 1986 Fukushima - 2011
74

75. 75
Grazie per l’ attenzione
ISPRA
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