Traduzione del rapporto INPO commissionato dalla NEI e pubblicato novemre 2011 sulla sequenza dell'incidente alla centrale nucleare Daiichi a Fukushima

1. Rapporto speciale
INPO 11-005
November 2011
Relazione speciale
sull'incidente
nucleare della
centrale elettro
nucleare di
Fukushima Daiichi
Revision 0
DISTRIBUZIONE LIBERA

2. Distribuzione libera: Copyright © 2011 dall'Institute of Nuclear Power Operations. Non per vendita o uso
commerciale. Tutti gli altri diritti sono riservati. AVVISO: Questa informazione è stata preparata a proposito del lavoro
promosso dall'Institute of Nuclear Power Operations (INPO). Né INPO, né i membri INPO, né i partecipanti INPO, né alcuna
persona che agisce per conto di essi (a) rilasciano alcuna garanzia o dichiarazione, espressa o implicita, in relazione alla
accuratezza, la completezza o l'utilità delle informazioni contenute in questo documento, o che l'uso 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 l'uso di, o per i danni derivanti dall'uso di qualsiasi apparato, informazione,
metodo o processo divulgati in questo documento.
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3. INPO 11-005
Indice
Sezione Pagina
1.0 Introduzione ............................................................................................................... 1
1.1 Descrizione del sito ……..................................................................................... 2
2.0 Sintesi.......................................................................................................................... 3
3.0 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 dell'energia 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 .............................................................................................. 13
4.0 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 ........................... 35
5.0 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 ........................................... 41
6.0 Riferimenti ................................................................................................................. 44
7.0 Informazioni aggiuntive ............................................................................................. 45
7.1 Progettazione antisismica base ........................................................................ 45
7.2 Progettazione anti maremoto base ................................................................... 47
7.3 Specifiche d'impianto ........................................................................................... 48
7.4 Descrizioni e disegni schematici dell'impianto 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. INPO 11-005
8.0 sequenza eventi e tabella temporale ........................................... .................................. 71
8.1 Unità 1........................................... ....................................................................... 71
8.2 Unità 2........................................... ...................................................................... 81
8.3 Unità 3 ........................................... ...................................................................... 91
ELENCO FIGURE
Figura 3.3-1 Altimetria generale e livello d'inondazione
Figura 4.4-1 Unità 4 sistema di trattamento del gas in Standby e percorso del
flusso d'idrogeno
Figura 4.4-2 Unità 4 sistema di trattamento del gas in Standby e risultati
dell'ispezione 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 d'isolamento relativi all'unità 1
Figura 7.4-2 Sistema d'iniezione 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 dell'unità 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 all'emergenza nucleare
ELENCO 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. INPO 11-005
1.0 Introduzione
Questo rapporto fornisce una panoramica narrativa e temporale del terremoto, del maremoto e
del successivo incidente nucleare dell'11 marzo 2011 presso la centrale elettro-nucleare Tokyo
Electric Power Company (TEPCO) di Fukushima Daiichi. Lo scopo di questo rapporto è di
fornire un'accurata, consolidata fonte di informazioni riguardanti la sequenza degli eventi che si
sono verificati nei primi giorni dell'incidente. Le informazioni contenute in questo rapporto
possono essere utilizzate per determinare future azioni correttive nell'industria 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 l'efficacia dei lavoratori dell'impianto o di altri
soggetti coinvolti nella risposta all'evento.
Questo rapporto riflette le migliori informazioni disponibili, la maggior parte delle quali sono
state ottenute da interazione diretta e costante con il gestore dell'impianto la TEPCO. Si
concentra sui primi giorni dell'evento 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 dell'evento 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 dell'evento
Panoramica degli eventi - breve descrizione dei fattori chiave dell'evento
Sequenza eventi - narrativa specifica per unità della sequenza degli eventi
Effetti radiologici - informazioni radiologiche, comprese emissioni dei materiali
radioattivi
Informazioni aggiuntive - informazioni di progetto sull'impianto, disegni e dati di
supporto
Questo rapporto è stato creato da informazioni fornite dalla TEPCO, dal governo giapponese,
dall'Agenzia internazionale dell'energia atomica (AIEA), e da diverse organizzazioni nucleari e
della sicurezza giapponesi. Alcuni dati includono i registri dell'Emergency Response Centre
TEPCO, valori dei parametri specifici per unità per e le indicazioni dei registratori, nonchè
racconti personali dell'incidente e delle condizioni dell'impianto. 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 l'accuratezza del contenuto della relazione, in base alla loro
attuale comprensione dell'evento. 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.
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6. INPO 11-005
Il gestore sta collaborando per condividere le informazioni relative ai fatti di questo evento con
l'industria e con il pubblico giapponese. Senza assistenza TEPCO, questo rapporto non sarebbe
stato possibile.
Questo rapporto si basa sulle informazioni disponibili a INPO fino al 1° novembre 2011. INPO
ha verificato quante più informazioni possibili, ma non fornisce alcuna garanzia circa
l'accuratezza o l'affidabilità delle stesse. Le informazioni in questo report non sono state
verificate mediante ispezioni indipendenti o sul sito. I valori forniti, quali i parametri dei
reattori e l'intensità sismica, sono preliminari e potranno essere rivisti quando saranno
disponibili maggiori informazioni. Non sono stati convalidati gli effetti che le condizioni del
contenitore possono aver avuto su queste indicazioni. Valori numerici che includono decimi di
unità non implicano correttezza e precisione, ma sono piuttosto il risultato della conversione dal
sistema metrico alle unità di misura degli Stati Uniti.
Questo rapporto è stato progettato come "distribuzione libera" ed è disponibile al pubblico. Le
informazioni contenute nel presente documento sono fornite dall'INPO senza l'aspettativa di
riservatezza, e la relazione non contiene informazioni proprietarie INPO. I membri e i
partecipanti INPO possono riprodurre questo documento per uso aziendale. Questo rapporto è
protetto da copyright e l'autorizzazione scritta preventiva è necessaria alle organizzazioni che
non sono membri o partecipanti INPO per riprodurre l'informazione.
Copie di questo rapporto sono state fornite a TEPCO, all'Associazione mondiale degli operatori
nucleari (WANO), e alla Nuclear Regulatory Commission degli Stati Uniti.
1.1 Descrizione del sito
Quello di Fukushima Daiichi è stato il primo dei tre impianti elettro-nucleari gestiti dalla
TEPCO. La centrale si trova su un sito di 860 acri nella prefettura di Fukushima, a circa 160
miglia (260 km) da Tokyo, sulla costa nord-est del Giappone. E' stato uno dei più grandi
impianti di produzione nel mondo, composto di sei reattori ad acqua bollente in grado di
generare complessivamente 5.480 MWe.
Le unità sono progettate in modo tale che
le unità 1 - 2, 3 - 4, e 5 - 6 condividano
strutture e servizi comuni, come una sala
controllo e l'edificio turbine comuni a due
unità. La centrale dispone anche di una
vasca di decadimento del combustibile
esausto comune e di un deposito con barili
di decadimento a secco. La vasca
combustibile esausto comune è situata sul
lato interno (ovest) dell'unità 4. L'impianto
di stoccaggio a barili a secco si trova tra le
unità 1 e 5 lungo la costa.
Fare riferimento alla Sezione 7.0 per altre
informazioni di progettazione per la
centrale o specifiche per ogni unità.
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7. INPO 11-005
2.0 Sintesi
L'11 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 l'arresto 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, l'associazione
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. L'altezza del maremoto di massimo impatto sul sito è stata stimata in 46-49
piedi (da 14 a 15 metri). Ha superato l'altezza 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
l'alimentazione 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. L'opera di presa dell'acqua 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
all'unità 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 dell'unità 6 ha
continuato a funzionare e ha fornito energia elettrica per l'unità 6, e poi all'unità 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 all'unità 1 il giorno stesso dell'evento. 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 l'acqua di raffreddamento ai reattori è
stata persa tutta, fino a quando sono state utilizzate le autopompe antincendio per ripristinare
l'iniezione. Anche nelle unità 2 e 3 è avvenuto il danno al combustibile come conseguenza
dell'inadeguato 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.
L'idrogeno 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 all'emergenza. L'idrogeno generato nell'unità 3 è probabilmente migrato nell'edificio
reattore dell'unità 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
l'esplosione nell'unità 4 e le indicazioni anomale nell'unità 2 nel quarto giorno dall'evento, il
sovrintendente del sito ha disposto che tutto il personale non essenziale evacuasse
temporaneamente, lasciando sul posto circa 70 persone per gestire l'evento.
3

8. INPO 11-005
Durante il rilascio, tassi di dosaggio fino a 1193 millirem l’ora (mrem/ora) (11,93 mSv/h) sono
stati misurati al confine del sito, circa 0,6 miglia (1 km) dalle unità 1-4. Le finestre per il centro
di risposta all'emergenza si son dovute coprire con schermature di piombo per ridurre i tassi di
dose. Il 16 marzo hanno avuto inizio i controlli delle radiazioni fuori sito. Il livello locale di
radiazione, in quel periodo, variava da 0,1 mrem/ora (1 μSv/h) a 20 mrem/ora (200 μSv/h). A
trentasette miglia (60 km) a nord-ovest della centrale, la dose era di 0,8 mrem/ora (8 μSv/h).
Campioni d'acqua e di suolo hanno indicato la presenza di stronzio, iodio e cesio. In alcune
aree a causa della radioattività, sono state prescritte restrizioni per il cibo e l'acqua. Le persone
all'interno di 12,4 miglia (20 km) di raggio dalla centrale sono state evacuate, e a chi vive fino a
18,6 miglia (30 km) di distanza è stato ordinato di rimanere al riparo in casa, quando il rilascio
di gas e dei materiali radioattivi è aumentato e, con l’evolversi dell'evento, s’è verificato il
danno maggiore al combustibile. Compresse e polvere di ioduro di potassio sono state
distribuite ai governi locali sin dal 21 marzo. Tuttavia, poiché le evacuazioni erano già state
completate, 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 di
dosaggio fino a 13 rem/ora (0,13 Sv/h). Un'indagine più dettagliata compiuta nelle settimane
seguenti, ha scoperto dosi locali maggiori di 1.000 rem/ora (10 Sv/h) attorno ad alcune
attrezzature e ai detriti vicino alle unità 1 e 3.
Alcuni operatori che hanno risposto all'evento, hanno ricevuto dosi elevate di radiazioni. Due
operatori di sala controllo hanno ricevuto le dosi più elevate, dosi calcolate interne ed esterne di
67,8 rem (0,678 Sv) e 64,3 rem (0,643 Sv). La maggior parte della dose ricevuta da questi due
lavoratori è stata interna (85-87 per cento). Il 13 marzo è stato fornito a parte del personale
della centrale, ioduro di potassio. Fino alla fine di marzo, circa 100 lavoratori hanno ricevuto
dosi superiori a 10 rem (0,1 Sv).
L'evento 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 del
Giappone ha stimato in circa 17 milioni di curie (6,3 E17 Bq) di iodio-131 equivalente, il
materiale radioattivo che è stato liberato in aria e 0,127 milioni di curie (4,7 Bq E15) in mare
tra l'11 marzo e il 5 aprile. L'incidente del 1986 presso l'unità 4 della centrale nucleare di
Chernobyl è stato l'unico altro incidente nucleare ad avere una classificazione di livello 7 della
scala INES. Secondo l'AIEA, l'incidente di Chernobyl aveva portato circa 378,4 milioni di
curie (14 E18 Bq) di materiale radioattivo a essere rilasciati nell'ambiente1.
La combinazione di terremoto e maremoto ha causato danni notevoli alla costa giapponese.
Secondo il rapporto del governo del Giappone all'IAEA, quasi 500.000 edifici residenziali sono
stati danneggiati o distrutti. Ci sono stati danni considerevoli a strade, ferrovie, servizi pubblici
ed industriali. Circa 4 milioni di abitazioni hanno perso energia elettrica. La superficie totale
inondata dal maremoto è stata di circa 217 miglia quadrate (561 km quadrati). Al 7 Ottobre
2011, la Croce Rossa giapponese riferisce che quasi 16.000 persone sono morte, e quasi 4.000
risultano 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 2003-2005
Second Revision
4

9. INPO 11-005
3.0 Panoramica degli eventi
3.1 Stato delle unità subito prima del terremoto
L'unità 1 era in funzione a potenza nominale prima dell'evento, con tutti i sistemi di sicurezza e
due generatori diesel di emergenza disponibili. L'iniezione ad alta pressione del liquido di
raffreddamento (HPCI) ed entrambi i condensatori isolamento erano disponibili e pronti. Il
livello dell'acqua del reattore e la pressione erano normali per le operazioni di produzione.
L'unità 1 era operativa dal 27 settembre 2010.
L'unità 2 era operativa a potenza nominale prima dell'evento, con tutti i sistemi di sicurezza e
due generatori diesel di emergenza disponibili. L'iniezione del refrigerante ad alta pressione
(HPCI) e il sistema isolato di raffreddamento del nucleo del reattore (RCIC) erano disponibili e
pronti. Il livello dell'acqua del reattore e la pressione erano normali per le operazioni di
produzione.L'unità 2 era operativa dal 23 settembre 2010.
L'unità 3 era in funzione alla potenza nominale prima dell'evento, con tutti i sistemi di
sicurezza e due generatori diesel di emergenza pronti. Entrambi i sistemi d'iniezione ad alta
pressione del liquido di raffreddamento (HPCI) e l'RCIC erano disponibili e pronti. Il livello
dell'acqua del reattore e la pressione erano normali per le operazioni di produzione. Il
trasformatore d'avviamento era fuori servizio per lavori di adeguamento. L'unità 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.
L'unità 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 d'acqua 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.
L'unità 6 era ferma dal 14 agosto 2010. Il combustibile era stato caricato nel reattore e l'RPV
riassemblato. Il livello d'acqua 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
L'11 marzo 2011 alle 14:46 un terremoto di magnitudo 9,0 s’è verificato al largo della costa
orientale del Giappone. L'epicentro del sisma era a 112 miglia (180 km) dal sito di Fukushima
Daiichi e l'ipocentro era a 15 miglia (24 km) sotto l'Oceano Pacifico. Il terremoto è durato circa tre
minuti e ha provocato alla costa giapponese un cedimento medio di 2,6 piedi (0,8 metri).
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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 2 348 550 302 441 438 420
Fukushi Unità 3 322 507 231 449 441 429
ma 135 100
Unità 4 281 319 200 447 445 422
Daiichi
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
2
Un gal è una unità di accelerazione (cm/sec ) che esprime la forza delle scosse sismiche. I dati rilevati sono ad interim e
possono essere modificati a seguito di nuovi analisi (Vedi sezione 7.1 per dati sismici)
L'accelerazione 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 l'unità 2.Valore che ha
superato l'accelerazione della progettazione base di 0,447g (438 gal) in direzione orizzontale.
La massima accelerazione base per l'edificio è stata anche superata nelle unità 3 e 5. Secondo il
governo giapponese, la probabilità di superamento dell'accelerazione base di progettazione era
nel campo da 10-4 a 10-6 per reattore-anno.L'accelerazione 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 l'arresto automatico d'emergenza. 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 l'eccezione di un generatore diesel di emergenza
sull'unità 4, che era fuori servizio per manutenzione programmata. Le pompe d'acqua
d'alimento 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 all'arresto (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. INPO 11-005
TEPCO ha attivato il suo centro di misure contro il disastro (Corporate Emergency Response
Center) 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 all'evento.
Nel periodo tra il terremoto e il maremoto, si sono ripetute varie scosse di assestamento, alcune
con magnitudo tra 6,4 e 7,9, entro i 100 km dall'evento iniziale.
3.3 Maremoto
Il terremoto ha generato una serie di sette maremoti che sono arrivati sul sito a partire dalle
15::27, 41 minuti dopo il terremoto. La prima ondata è stata di circa 13 piedi (4 metri)
d'altezza. L'altezza di questa ondata non ha superato il progetto base anti maremoto del sito di
18,7 piedi (5,7 metri) ed è stata mitigata dal frangiflutti. Una seconda ondata arrivò alle 15:35,
tuttavia, l'altezza delle onde è sconosciuta, perché il mareografo s'è rotto (il livello massimo
indicato del misuratore è stato di 24,6 piedi (7,5 metri)).Almeno una delle onde che arrivarono
alla centrale misurava circa 46-49 metri (14-15 metri) di altezza sulla base dei segni del livello
dell'acqua sugli edifici.
Il maremoto ha inondato la zona circostante le unità 1-4 a una altezza dai 13 ai 16 piedi(4 a 5
metri) sopra la quota base (posta a 10 m sul livello medio del mare), causando ingenti danni
agli edifici del sito e l'allagamento degli edifici turbina e reattore. Le opere di presa di tutte e
sei le unità divennero indisponibili perché l'urto dei maremoti ed dei detriti ha gravemente
danneggiato pompe, filtri e attrezzature, e l'allagamento ha causato 2 guasti elettrici. Il danno
ha generato la perdita della funzione dissipatore finale di calore (ultimate heat sink, UHS) per
tutte le unità. I generatori diesel hanno operato per un breve periodo, ma dalle 15:41, la
combinazione della perdita dell'acqua di raffreddamento, dell'allagamento di quadri elettrici, e
delle inondazioni di alcuni dei locali generatore diesel (che si trovano nel seminterrato degli
edifici turbina e non sono progettati per resistere alle inondazioni) hanno causato una perdita di
ogni 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 inondazione
approssimativo. La quota base sopra il livello medio del mare (comunemente indicato come
OP, 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 un'altezza di 13,1 piedi (4 metri) per tutte
le unità.
Figura 3.3-1 Altimetria generale e livello d'inondazione
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12. INPO 11-005
3.4 Perdita di energia elettrica
Nelle sale controllo, dopo l'allagamento delle attrezzature per gli impianti e dei quadri di
distribuzione di energia elettrica, l'illuminazione poco a poco è svanita e gli strumenti
cominciarono a spegnersi. Le batterie di centrale, progettate per durare per 8 ore, sono state
perse per l'allagamento che ha messo a terra o danneggiato i sistemi di distribuzione elettrica in
continua (DC). La perdita di energia in continua DC ha portato ad una perdita di tutte le luci
nella sala controllo delle unità 1-2 nell'arco di 51 minuti dopo l'arresto (SCRAM). (Nota:. Unità
1 e 2 hanno una sala controllo in comune, così come le unità 3 e 4) La normale illuminazione
nella sala controllo delle unità 3-4, è andata perduta ed è rimasta solo l'illuminazione di
emergenza. Gli operatori di sala controllo hanno iniziato le verifiche per vedere quali
indicazioni di misura erano ancora disponibili.
Tre generatori diesel di emergenza (EDG) raffreddati ad aria (2B, 4B e 6B EDG)erano stati
precedentemente installati come modifica presso la centrale. Questi EDG avevano sistemi di
alimentazione indipendenti e sono stati in grado di fornire energia vitale per sistemi a corrente
alternata 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 ha
permesso di trasferire l'energia elettrica tra le unità 1-2-3-4-5-6 sia per la distribuzione a 6,9 kV
che per quella a 480 V. I generatori diesel di emergenza EDG raffreddati ad aria si trovavano
sopra la quota base, e alcuni sono sopravvissuti allo maremoto. I sistemi di distribuzione del
generatore diesel di emergenza raffreddato ad aria per l'unità 2 e l'unità 4, che si trovavano a
livello inferiore a quota base, si sono allagati e resi indisponibili durante il maremoto. Per
ristabilire l'arresto a freddo sulle unità 5 e 6 sono stati utilizzati il generatori diesel di
emergenza raffreddato ad aria dell'Unità 6 e porzioni del sistema di distribuzione elettrica
sopravvissuti al maremoto. Figura 7.4-7 illustra i danni causati dal maremoto al sistema di
distribuzione elettrica .
Al verificarsi della perdita totale dell'alimentazione AC, il personale TEPCO ha notificato al
governo che esisteva una condizione di emergenza. Gli uffici aziendali TEPCO e il governo
giapponese hanno organizzato la consegna di automezzi generatori elettrici sul sito Daiichi. I
generatori furono individuati, tuttavia, strade danneggiate e traffico congestionato hanno
impedito ai mezzi di raggiungere il sito in modo rapido. Sono stati considerati anche gli
elicotteri, ma i generatori erano troppo grandi e pesanti da trasportare. Infine la TEPCO è
riuscita ad ottenere alcuni automezzi generatori da parte della Società Tohoku Electric Power.
Questi generatori, insieme ad alcuni generatori TEPCO, cominciarono ad arrivare presso il sito
nella tarda serata dell'11 marzo e continuavano ad arrivare fino alla mattina successiva.
I generatori mobili sono stati limitati nella loro efficacia perché non potevano essere collegati al
sistema di distribuzione elettrica della centrale a causa dei danni causati del maremoto e dagli
allagamenti. I lavoratori hanno controllato motori e quadri, nel tentativo di trovare attrezzature
utilizzabili per supportare il raffreddamento dei reattori. La ricerca ha rivelato che le pompe
dello Standby Liquid Controllo (SLC) dell'unità 2, non erano state allagate né danneggiate.
Sulla base dei risultati delle ispezioni, il primo generatore mobile è stato posizionato accanto
all'unità 2, gli operai iniziarono la posa temporanea di cavi dal generatore al pannello di
distribuzione associato alle pompe SLC. I cavi di alimentazione temporanei erano di circa 4
pollici (10 cm) di diametro e 656 piedi (200 metri) di lunghezza e pesavano più di una
tonnellata. Quaranta dipendenti cominciarono a stendere i cavi tra detriti e aree allagate. La
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13. INPO 11-005
forza del maremoto aveva spazzato via i chiusini, con conseguente aperture non segnalate nel
terreno. Scosse di assestamento e avvisi successivi di maremoto hanno rallentato ulteriormente
il progresso. Nonostante le difficoltà, i lavoratori hanno completato il compito all'unità 2 e
collegato il cavo provvisorio al pannello di potenza il 12 marzo alle 15:30.
Alle 15:36 un'esplosione è avvenuta nell'edificio reattore dell'unità 1. Questa esplosione è stata
probabilmente causata dall'accumulo d'idrogeno che era stato generato nel nucleo del reattore
dell'unità 1 ed era sfuggito nell'edificio reattore. L'esplosione ha ferito cinque operai, e i detriti
dell'esplosione hanno colpito e danneggiato i cavi e il generatore mobile che era stato installato
per alimentare le pompe SLC. I detriti hanno anche danneggiato i tubi che erano stati messo in
opera per iniettare acqua di mare all'unità 1 e all'unità 2. Il lavoro sul campo è stato sospeso in
quanto i lavoratori sono stati evacuati al centro di pronto intervento per atteggiamento
responsabile. Alcuni dei detriti erano anche fortemente contaminati, con conseguenti elevate
dosi e livelli di contaminazione in tutto il sito. Di conseguenza, ai lavoratori veniva richiesto
d'indossare indumenti protettivi aggiuntivi, i tempi di permanenza in campo sono stati limitati.
L'esplosione ha significativamente alterato la risposta all'evento ed ha contribuito a
complicazioni nella stabilizzazione delle unità.
3.5 Raffreddamento del nucleo
Dopo il maremoto l'unità 1 ha perso ogni alimentazione AC e DC, l'illuminazione di sala
controllo, la strumentazione di misura di bordo, e tutta l'acqua di raffreddamento e di
trattamento ad alta pressione per il reattore. Gli operatori erano stati ciclicamente utilizzati al
condensatore d'isolamento A come necessario per il controllo della pressione del reattore e
avevano appena rimosso il condensatore dal servizio quando l'inondazione è cominciata.
Perduta l'alimentazione in corrente continua, non sono rimasti in servizio né HPCI né i
condensatori d'isolamento. L'unità 1 non ha avuto in servizio né l'iniezione né il raffreddamento
del nucleo. Mentre il livello indicato dell'acqua del reattore non era diminuito sotto la parte
superiore del combustibile attivo fino alla mattina del 12 marzo, i calcoli sulla base di stime
prudenti hanno in seguito rivelato che il nucleo può essere stato scoperto già tre ore dopo il
terremoto, e i danni al combustibile potrebbero aver avuto inizio circa 1,5 ore dopo.
TEPCO stima che non è stata iniettata acqua nel reattore dell'unità 1 per 14 ore e 9 minuti dopo
che il condensatore d'isolamento è stato assicurato, circa un'ora dopo lo spegnimento del
reattore. Calcoli conservativi indicano che la maggior parte del nucleo potrebbe essere stata
danneggiata, e parte del combustibile potrebbe essere colato sul fondo del contenitore del
reattore, anche se questo non è stato confermato. Il raffreddamento del nucleo finalmente è
stato ristabilito quando la pressione del reattore s’è abbassata in misura sufficiente e un camion
dei 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 del
nucleo(RCIC) in funzione dopo il maremoto. Tuttavia, l'iniezione è stata infine persa anche su
queste unità, con conseguenti danni al nucleo.
TEPCO stima che non è stata iniettata acqua nel reattore dell'unità 2 per 6 ore e 29 minuti, dopo
la perdita del sistema isolato di raffreddamento del nucleo(RCIC), a circa 70 ore dall'arresto
(SCRAM). Il nucleo s'è cominciato a scoprire circa alle 16:30 del 14 marzo, tre giorni dopo il
maremoto. Il raffreddamento inadeguato del nucleo ha provocato successivi danni al
combustibile. Calcoli conservativi indicano che parte del combustibile potrebbe essere colata
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14. INPO 11-005
sul fondo del contenitore del reattore, anche se questo non è stato confermato. Il
raffreddamento del nucleo è stato finalmente ristabilito quando un'autopompa antincendio è
stata utilizzata per iniettare acqua di mare.
Sull'unità 3, a seguito della perdita d'iniezione del liquido di raffreddamento ad alta pressione
alle 02:42 del 13 marzo, circa 36 ore dopo l'arresto, TEPCO stima che non sia stata iniettata
acqua nel reattore per 6 ore e 43 minuti. Il nucleo s'è cominciato a scoprire circa alle 04:00 del
secondo giorno dopo il maremoto. Il raffreddamento inadeguato del nucleo ha provocato
successivi danni al combustibile. Calcoli conservativi indicano che parte del nucleo potrebbe
essere colata sul fondo del contenitore del reattore, anche se questo non è stato confermato. Il
raffreddamento del nucleo è stato finalmente ristabilito quando un'autopompa antincendio è
stata utilizzata per iniettare acqua di mare.
Date le condizioni dell'impianto, si presume che si sia verificata l'ebollizione nelle prese di
riferimento degli strumenti di misura livello acqua reattore, con conseguente indicazioni non
conservative della misura. Dopo l'evento, TEPCO ha confermato che le condizioni sfavorevoli
nel Drywell possono aver portato all’ebollizione nelle prese di misura, provocando indicazioni
dei 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 localizzata
del combustibile e dei componenti interni e danni limitati al contenitore del reattore. La
mancanza di raffreddamento del nucleo per compensare il calore di decadimento ha portato a
temperature eccessive del combustibile e all'ossidazione del rivestimento di zirconio.
L'ossidazione dello zirconio in un ambiente di vapore crea un rilevante sviluppo di altro calore
dalla reazione esotermica e grandi quantità d'idrogeno. Questo idrogeno ha contribuito agli
aumenti della pressione del contenitore primario e alle esplosioni d'idrogeno successive sulle
unità 1, 3 e 4.
3.6 Controllo della pressione del contenitore primario
Nel corso di un incidente grave, la pressione del contenitore primario deve essere controllata
per evitare danni al contenitore primario, per contribuire a rimuovere l'energia e consentire
l'iniezione a bassa pressione di acqua nel reattore. Senza sistemi di rimozione del calore (senza
alimentazione AC e con la mancanza del dissipatore di calore finale), la pressione del
contenitore primario e la temperatura aumentano perché l'energia dal reattore viene trasferita al
contenitore primario tramite le valvole di sicurezza o i sistemi di raffreddamento come l'RCIC
e l'HPCI.
Le procedure TEPCO per incidente grave contengono una guida per lo sfiato del contenitore
primario. La guida prescrive di sfiatare quando la pressione del contenitore primario raggiunge
la massima di esercizio, se non s’è verificato danno al nucleo. Se invece è verificato il danno
principale, sfiatare il contenitore primario si tradurrà in un rilascio radioattivo, per cui il
contenitore primario non è sfiatato fino a quando la pressione si avvicina al doppio della
massima di esercizio. In questo caso, il personale dell'Emergency Response Center non ha
potuto verificare l'integrità del nucleo, e la relativa regola è stata applicata nella decisione di
sfiato all'unità 1.
Le procedure d'incidente grave precisano che il capo del Centro di Risposta alle Emergenze
(soprintendente del sito) determina se deve essere eseguito lo sfiato del contenitore primario. Il
sovrintendente del sito nel prendere questa decisione, può sollecitare suggerimenti e pareri dal
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15. INPO 11-005
gestore della centrale. Anche se il permesso del governo non è specificamente richiesto prima
di sfiatare il contenitore, il concorso del governo è auspicato.
Nel caso dell'unità 1, il sovrintendente del sito ha informato il governo della sua intenzione di
sfiatare il contenitore. Quindi, ha ricevuto l'assenso dalle agenzie governative allo sfiato del
contenitore a seguito di una conferenza stampa, che era prevista per le 03:00 del 12 marzo. Le
relative evacuazioni erano state confermate complete, alle 09:03, e agli operatori sono state
date indicazioni per sfiatare il contenitore alle 09:04.
Un esame delle procedure applicabili ha rivelato che le linee guida di gestione degli incidenti
non richiedono specificamente di completare le evacuazioni prima dello sfiato. Le procedure,
tuttavia, richiedono al responsabile di centrale di essere informato circa lo stato delle
evacuazioni e di coordinare lo sfiato del contenitore con le autorità locali. La formulazione di
tale procedura è stata generalmente interpretata come invito agli operatori a verificare
l'avvenuta evacuazione prima di attuare lo sfiato.
La prima indicazione della crescente pressione del contenitore primario non era disponibile fino
a 23:50, la sera dell'evento, quando i lavoratori collegarono il generatore temporaneo, già
utilizzato per fornire un po' d'illuminazione alla sala controllo, allo strumento di misura della
pressione del contenitore primario. L'indicazione era 87 psi (600 kPa). A questo punto,
l'accesso all'edificio reattore era già stato limitato a causa dei tassi alti di dosaggio. La
mancanza di una pronta misura della pressione del contenitore primario può aver impedito agli
operatori di riconoscere l'andamento crescente della pressione e d'intervenire prima.
Il contenitore primario dell'unità 1 non è stato sfiatato con successo fino a circa le 14:30 del 12
marzo. Nuove difficoltà sono derivate dalle alte dosi e dalla mancanza delle procedure di
emergenza per il funzionamento del sistema di sfiato, in mancanza di energia elettrica, così
come la mancanza di attrezzature predisposte ad hoc, come ad esempio un moto-compressore
d'aria.
La decisione di completare l'evacuazione prima dello sfiato del contenitore primario, e
successive difficoltà incontrate per i dispositivi di protezione radiologica quando gli operatori
hanno tentato di stabilire un percorso di sfiato, hanno ritardato l'iniezione d'acqua nel reattore
dell'unità 1. Alle 02.30 circa del 12 marzo, quando l'unità 1 è stata depressurizzata, la pressione
nel reattore e nel contenitore era equalizzata a circa 12:2 psia (0,84 MPa assoluti). Questa
pressione era superiore alla pressione di mandata delle pompe antincendio della centrale e
dell'autopompa antincendio. Una volta che la pressione era pareggiata, non erano possibili
ulteriori riduzioni della pressione del reattore fino a quando la pressione del contenitore
primario non venne abbassata. Di conseguenza, poca o nessuna iniezione è stato fatta fino a che
il contenitore primario non è stato sfiatato con successo, ossia alle 14:30 circa del 12 marzo.
L'alta pressione del contenitore ha contribuito ad allungare il tempo in cui il nucleo della unità
1 non ha ricevuto adeguato raffreddamento. Nelle unità 1, 2 e 3, la durata estesa di alta
temperatura e pressione all'interno del contenitore primario potrebbe aver danneggiato le
guarnizioni della testata del Drywell, contribuendo alla perdita d'idrogeno e alle esplosioni
successive. Le perdite del contenitore primario hanno contribuito anche al rilascio di radiazioni
a 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 contenitore
primario.
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16. INPO 11-005
3.7 Vasche del combustibile esausto e barili di stoccaggio a secco
Fukushima Daiichi aveva combustibile esausto dentro apposite vasche su ciascuna unità, in una
vasca comune, e sul sito dei barili di stoccaggio a secco. Il flusso di raffreddamento della vasca
del combustibile esausto è stato perso per tutte le vasche in seguito alla perdita
dell'alimentazione esterna e non è stato immediatamente ripristinato quando sono stati avviati i
generatori diesel di emergenza. Rapporti non confermati riferiscono che durante il terremoto lo
sbattimento dell'acqua nelle vasche del combustibile esausto ha portato ad una perdita di un pò
d'acqua. L'esplosione nell'edificio reattore dell'unità 4 ha causato danni strutturali alla relativa
vasca del combustibile esausto, ma non è chiaro se è stata compromessa l'integrità del
rivestimento impermeabile.
La successiva analisi e le ispezioni effettuate dal Il personale TEPCO hanno appurato che il
livello dell'acqua delle vasche combustibile esausto non è sceso sotto la parte superiore del
combustibile e che non era avvenuto alcun danno significativo al combustibile. I risultati
dell'inchiesta in corso hanno indicato che qualche possibile danno al combustibile è stato
probabilmente causato dai detriti per le esplosioni dell'edificio reattore.
L'edificio di stoccaggio a barile a secco è stato danneggiato dal maremoto, e alcuni dei barili
sono stati bagnati. Un controllo ha confermato che i barili non sono stati danneggiati
dall'evento.
3.8 Fonti alternative d’iniezione
La centrale di Fukushima Daiichi aveva tre autopompe antincendio disponibili, che erano state
aggiunte 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. Queste
autopompe antincendio avrebbero potuto anche essere usate come fonte alternativa a bassa
pressione per l'iniezione d'acqua nei reattori, ma una è stata danneggiata dal maremoto e una
seconda non ha potuto raggiungere l'unità 1-4 a causa dei danni del terremoto alla strada.Una
sola autopompa antincendio è stata immediatamente disponibile per sostenere la risposta
all'emergenza sulle unità 1-4. L'accesso all'unità 1 di quest'autopompa antincendio è stato
bloccato da un serbatoio di olio combustibile che era stato spostato in strada dal maremoto e
dalla incapacità dei lavoratori di aprire un cancello di sicurezza sulla strada disalimentato. I
lavoratori hanno sfondato il cancello tra le unità 2 e 3, permettendo al camion di accedere
all'unità 1.
Anche se le modifiche erano state fatte in precedenza per consentire alle autopompe d'iniettare
acqua nel sistema a spruzzo del nucleo, attivare l'iniezione era ancora difficile. L'autopompa
antincendio non ha sufficiente pressione di mandata per superare la differenza di quota e la
pressione del reattore. Per compensare questo, il camion ha caricato l'acqua dal serbatoio
antincendio, poi è stato spostato all'edificio reattore dell'unità 1 per iniettare l'acqua nel sistema
antincendio. Questa operazione è stata rallentata da detriti e perché il percorso passava sotto un
edificio che era parzialmente crollato.
Dopo alcuni tentativi ed errori, i lavoratori hanno iniziato l'iniezione continua, con un tubo di
aspirazione da un serbatoio antincendio al camion, poi scaricando tramite le tubazioni del
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17. INPO 11-005
sistema antincendio nel reattore attraverso una modifica predisposta al sistema d'iniezione a
bassa pressione del liquido di raffreddamento. Il serbatoio antincendio, però, aveva solo un
tubo di collegamento. Pertanto, l'iniezione nel reattore doveva essere fermata per scambiare
l'autopompa antincendio scarica con un'altra piena. Infine s’è passati ad iniettare acqua di mare
prelevata prima da una fossa allagata e poi direttamente dal mare, nel porto.
3.9 Condizioni di lavoro
Nei giorni dopo il terremoto e il maremoto, un gruppo di dipendenti TEPCO, membri della
difesa giapponese, e altri volontari hanno lavorato per stabilizzare i reattori danneggiati. Questo
gruppo 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 danni
considerevoli. Vaste aree del sito sono state allagate o disseminate di detriti. La forza del
maremoto arrivato a terra aveva sollevato i chiusini, lasciando trabocchetti non segnalati. Senza
energia disponibile, gran parte del lavoro è stato eseguito nella più completa oscurità. Corridoi
o stanze in alcune aree della centrale erano buie e allagate. Dosi elevate hanno messo a dura
prova la capacità dei lavoratori di svolgere i loro compiti nella'impianto e in campo. Per alcuni
lavori a dose più alta, come il tentativo di aprire la valvola di sfiato della camera di
soppressione all'unità 1, gli operatori si sono offerti volontari per svolgere il compito a
prescindere dal potenziale rischio.
Gli operatori hanno lavorato per ripristinare o mantenere il raffreddamento ai reattori, a volte
con metodi non convenzionali o unici. Alcuni dei compiti che si sono compiuti non erano basati
su linee guida della procedura esistente o sulla formazione loro impartita. I lavoratori si sono
trovati in condizioni oltre la progettazione base della centrale e hanno dovuto contare sulle loro
conoscenze fondamentali e sulla loro creatività per recuperare le misure e far funzionare i
sistemi. Anche se questi sforzi non sempre hanno avuto successo al primo tentativo, i lavoratori
hanno 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 sono
verificate nei giorni successivi all'evento iniziale. Due delle scosse di assestamento l'11 marzo
erano maggiori di magnitudo 7.0.
Dopo l'esplosione all'unità 1, le condizioni radiologiche continuarono a degradare, e i lavoratori
sono stati sottoposti a dosi elevate e in continua evoluzione e a livelli di contaminazione. Sotto
la 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 esterno
è stato inizialmente disponibile. Alcuni lavoratori hanno perso la casa e la famiglia per il
terremoto e il maremoto, ma hanno continuato a lavorare. Molti lavoratori dormivano alla
centrale di solito sul pavimento. A causa della scarsità di cibo, i lavoratori erano comunemente
forniti solo con un biscotto per la colazione e una ciotola di spaghetti per la cena. Alcuni di
questi lavoratori sono sul posto oggi, ancora al lavoro, per mantenere i reattori freddi e
prevenire la diffusione della contaminazione.
Due operatori sono stati uccisi, rimasti intrappolati durante l'esecuzione d'ispezioni nell'edificio
turbina dell'unità 4, quando il maremoto ha inondato il sito e allagato l'edificio. l'edificio.
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18. INPO 11-005
4.0 Narrativa eventi sulle singole unità
4.1 Unità 1 narrativa
L'11 marzo alle 14:46 (T=0), il terremoto ha causato la perdita dell'alimentazione esterna e
l'arresto (SCRAM) automatico del reattore. Tutte le barre di controllo furono inserite, e diverse
azioni si sono verificate, tra cui la perdita dell'acqua d'alimentazione e del condensato e la
chiusura della valvola d'isolamento vapore principale, come previsto per la perdita
dell'alimentazione esterna AC. I generatori diesel di emergenza si sono avviati e collegati in
risposta alla perdita d'alimentazione esterna e hanno alimentato i sistemi di sicurezza. Sebbene
il livello dell'acqua del reattore all'inizio sia crollato, a causa del collasso delle bolle di vapore,
il livello dell'acqua reattore era all'interno della banda normale e gli operatori non avevano
bisogno di avviare l'iniezione ad alta pressione del liquido di raffreddamento (HPCI).
Sei minuti dopo l'arresto (SCRAM) (14:52), i condensatori d'isolamento (IC) si sono avviati
automaticamente per l'aumento della pressione nel recipiente del reattore (RPV), provocando
una diminuzione della pressione del reattore, quando l'acqua di refrigerazione è stata distribuita
dalle IC nel nucleo del reattore.
Alle 15:03 (T+17 minuti), gli operatori hanno riconosciuto che l'unità 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 l'azionamento 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 l'IC 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 dell'edificio turbina. L'inondazione 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 dell'alimentazione ha causato la mancanza dell'illuminazione 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 d'isolamento era l'unico 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 d'integrazione doveva essere fornita con
una moto-pompa antincendio. Tuttavia, gli operatori non hanno posto subito l'IC in servizio. Di
conseguenza, l'unità 1 non ha più avuto in servizio né il raffreddamento del nucleo né
l'iniezione d’acqua.
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19. INPO 11-005
Alle 16:36, un'altra emergenza è stata dichiarata per l'impossibilità di determinare il livello
dell'acqua del reattore e lo stato d'iniezione del nucleo. Batterie e cavi sono stati forniti alla sala
controllo, nel tentativo di ripristinare la strumentazione del pannello di controllo, specie per
l'indicazione del livello acqua reattore. Senza raffreddamento del nucleo e con ingenti danni al
sito, i lavoratori cominciarono a studiare i metodi di sfiato del contenitore primario, senza
alimentazione elettrica, e a rivedere i metodi per iniettare acqua nel reattore, utilizzando
l’impianto antincendio o autopompe antincendio. La moto-pompa antincendio è stata avviata e
lasciata in attesa, pronta a fornire iniezione nel reattore appena necessario. Nella più completa
oscurità, gli operatori hanno cominciato a predisporre, nell'edificio reattore, le valvole
d'iniezione alternativa d'acqua dal sistema antincendio al sistema di spruzzo nucleo, aprendole
manualmente. L'iniezione non sarebbe potuta iniziare, tuttavia, fino a che l'RPV non fosse stato
depressurizzato sotto i 100 psig (0,69 MPa).
Gli strumenti e le indicazioni periodicamente sembravano diventare disponibili, ma presto
hanno perso l'alimentazione e non riuscirono più a funzionare. In un'occasione, le indicazioni
per la posizione delle valvole IC MO-2A e MO-3A hanno iniziato a funzionare. L'operatore ha
notato che le valvole erano indicate chiuse. Alle 18:18, l'operatore ha aperto entrambe le
valvole usando i loro telecomandi di sala controllo, nel tentativo di mettere il condensatore
d'isolamento in servizio. Mentre un po' di vapore è sembrato inizialmente provenire dal
condensatore, poi è svanito. Alle 18:25, l'operatore ha chiuso la valvola MO-3A per fermare il
sistema. La ragione di questa azione non è stata determinata. Come risultato, non è rimasto
attivo 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 la
pressione del reattore a livello locale, nell'edificio reattore. Alle 20:07, la pressione del reattore
indicava 1.000 psig (6,9 MPa relativi). Il livello d'acqua del reattore era ancora sconosciuto.
Alle 20:49 (T+6,1 ore), alcuni lavoratori ripristinarono l'illuminazione temporanea della sala
controllo 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 che
vivevano entro 1,2 miglia (2 km) della centrale di evacuare.
L'indicazione del livello d'acqua è stata ripristinata nella sala controllo alle 21:19 (T + 6,5 ore).
La misura del livello dell'acqua del reattore era di circa 8 pollici (200 mm) sopra la parte
superiore di combustibile attivo (TAF).
Alle 21:23 (T + 6,6 ore), il Primo Ministro ha ampliato la zona di evacuazione a 1,9 miglia (3
km), ordinando ai residenti che vivevano entro un raggio di 6,2 miglia (10 km) di mettersi al
riparo.
Gli operatori hanno posto di nuovo l'IC "A" in servizio a alle 21:30 circa (T + 6,7 ore), quando
ancora una volta le indicazioni hanno cominciato a funzionare. Da questo momento nessun
raffreddamento né iniezione sono stati più forniti al reattore per quasi 6 ore, e diveniva più
probabile il danno del nucleo. Mentre è stato osservato vapore proveniente dallo sfiato del
condensatore, non è chiaro se il sistema di raffreddamento IC sia entrato in servizio come
previsto. Ispezioni effettuate nel settembre 2011 hanno rivelato che le valvole IC "A" erano
aperte, ma il livello dell'acqua nel circuito secondario era rimasto al 65 per cento, indicando che
il sistema potrebbe non aver funzionato come previsto.
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20. INPO 11-005
Le dosi nell'edificio reattore sono aumentate a un livello tale che, dalle 21:51 (T + 7,1 ore),
l'accesso all'edificio è stato ristretto. Dalle 23:00 (T + 8,2 ore), i dosaggi più alti, di 120
mrem/ora (1,2 mSv/h) sono stati rilevati vicino alla porta blocco aria nord del personale
nell'edificio reattore. La dose nella sala controllo è aumentata.
Appena dopo la mezzanotte, il 12 marzo (T + 9,3 ore), il sovrintendente del sito ha ordinato
agli operatori di prepararsi a sfiatare il contenitore primario. Nella sala controllo, gli operatori
hanno raccolto i disegni delle tubazioni e della strumentazione, le procedure di gestione degli
incidenti, disegni valvola, e una scheda bianca. Perché non c'era alcuna procedura per azionare
le valvole di sfiato senza alimentazione elettrica, gli operatori iniziarono a sviluppare un piano
per lo sfiato, compreso come far funzionare le valvole manualmente. Hanno stabilito che sia la
valvola motorizzata di sfiato del contenitore primario (MO-210) che la piccola valvola
pneumatica di sfiato (AO-90) della camera di soppressione potevano essere azionate
manualmente (vedi Figura 7.4-4). Alle 23:50 (T + 9,1 ore), la pressione del contenitore
primario indicava 87 psia (0,6 MPa assoluti), e superava la pressione di progetto del contenitore
primario di 62,1 psig (0,428 MPa relativi).
Alle 01:30 (T + 10,7 ore), i funzionari TEPCO hanno informato il Primo Ministro, il Ministro
dell'Economia, del Commercio e dell'Industria, e l'Agenzia di Sicurezza Nucleare e Industriale
dei piani di sfiato del contenitore primario. Tutti furono d'accordo per la sfiato del contenitore
primario delle unità 1 e 2. Il governo ha programmato per le 03:00 una conferenza stampa per
annunciare lo sfiato. L'Emergency Response Center aziendale TEPCO ha incaricato la centrale
di sfiatare il contenitore primario dopo la conferenza stampa. Gli operatori hanno continuato i
preparativi.
Alle 01:48 (T più 11 ore), la moto-pompa antincendio predisposta, che era rimasta in moto in
attesa d'iniettare acqua nel reattore, ha smesso di funzionare. Per riavviare la pompa
antincendio, i lavoratori hanno portato gasolio alla pompa e riempito il serbatoio del
combustibile, ma i tentativi di avviare il motore hanno esaurito le batterie. I lavoratori poi
hanno recuperato e collegato batterie di ricambio recuperate da un ufficio, ma il motore ancora
non partiva.
Parallelamente erano in corso, le attività per utilizzare una autopompa antincendio
dell'impianto come fonte d'iniezione per il reattore. Il danno da terremoto e maremoto rese
difficile questo compito. Il terremoto e il maremoto avevano danneggiato anche gli idranti e
hanno causato perdite nel sistema antincendio. Mentre i lavoratori sono stati in grado di
chiudere le valvole e isolare le perdite, i danni hanno reso impossibile utilizzare l'acqua filtrata
come sorgente. I serbatoi antincendio sono rimasti disponibili per l'uso come fonte di acqua.
La centrale aveva tre autopompe, ma solo una era disponibile a sostenere l'iniezione di acqua
nel reattore dell'unità 1. Un'autopompa antincendio è stata danneggiata dal maremoto e non era
funzionante. La seconda era parcheggiata accanto alle unità 5 e 6, ma non poteva essere guidata
all'unità 1 a causa dei danni del terremoto alla strada e ai detriti dal maremoto. L'autopompa
antincendio rimanente, che si trovava nei pressi delle unità 3 e 4, era funzionale. I lavoratori
dovevano rimuovere gli ostacoli e i detriti per spostare l'autopompa antincendio all'unità 1.
Un serbatoio di olio combustibile pesante, che era stato spostato dal maremoto, ha reso una
strada d'accesso impraticabile. Un cancello di sicurezza che aveva perso l'alimentazione e non
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21. INPO 11-005
si apriva bloccava un'altra strada d'accesso all'unità 1. I lavoratori, rotto un lucchetto sul
cancello tra le unità 2 e 3, hanno consentito all'autopompa antincendio di arrivare all'unità 1.
Sono state riviste le alternative per l'iniezione di acqua attraverso le linee antincendio, e sono
stati anche considerati ulteriori autopompe antincendio e il trasporto dell'acqua tramite la difesa
giapponese.
Dalle 02:30 (T + 11,7 ore), l'indicazione della pressione del contenitore primario era aumentata
a 122 psia (0.84MPa assoluti), circa il doppio della pressione di progetto. La Pressione del
reattore indicata è diminuita a 116 psig (0,8 MPa relativi), e il livello d'acqua del reattore
indicato dalla più bassa indicazione in 19,7 pollici (500 mm) al di sopra della parte superiore
del combustibile (TAF). A questa pressione, il contenitore primario aveva pareggiato la
pressione del reattore ed era ancora superiore alla pressione di mandata della moto-pompa
antincendio pronta per iniettare acqua nel reattore. Non c'era flusso di vapore dal reattore per
raffreddare il combustibile (tramite la turbopompa), e non vi era alcuna fonte d'iniezione nel
reattore.
TEPCO non era sicura di come avesse perso pressione il reattore dell'unità 1. Poiché la
pressione del reattore era equalizzata a quella del contenitore primario, si ipotizzava che il
reattore si fosse depressurizzato a causa o di una valvola di sicurezza bloccata aperta o di una
rottura nel sistema di raffreddamento del reattore o dello stesso recipiente in pressione del
reattore. Il condensatore d'isolamento potrebbe aver contribuito alla riduzione della pressione;
tuttavia, se il condensatore d'isolamento aveva causato la depressurizzazione, la pressione del
reattore probabilmente avrebbe continuato a diminuire fino a quando il lato-guscio non fosse
rimasto a secco. Allora il sistema di raffreddamento del reattore si sarebbe pressurizzato di
nuovo e non avrebbe pareggiato la pressione del contenitore primario.
Alle 03:00 circa, s’è tenuta una conferenza stampa per annunciare lo sfiato del contenitore
primario. Alla centrale, però, ai lavoratori non era stato ordinato di svolgere l'operazione, e
l'indicazione della pressione del contenitore primario è rimasta ben al di sopra deila pressione
di progetto: di 62,1 psig (0,428 MPa relativi). Permettere al contenitore primario di essere
sottoposto a pressioni superiori alla pressione di progetto, può aver causato falle del contenitore
stesso e degrado o perdite delle guarnizioni, ma questo non è stato verificato. La pressione
indicata del contenitore primario ha cominciato a diminuire senza sfiato, in modo imprevisto, e
s’è stabilizzata intorno a 113 psia (0,78 MPa assoluti).
Con il passare della mattina, le condizioni degli impianti continuarono a degradare. In
preparazione per lo sfiato del contenitore primario, i lavoratori hanno tentato di entrare
nell'edificio reattore per svolgere controlli. Quando la porta di blocco aria dell'edificio reattore
è 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. L'origine di
questa 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 + 14,2
ore), ai lavoratori è stato ordinato d'indossare maschere intere con filtri a carbone, e tuta, sia
nella sala controllo che sul campo. L'aumento dei tassi di dose nella sala controllo dell'unità 1
ha causato agli operatori di spostarsi periodicamente al lato della stanza dell'unità 2 in cui la
dosi erano più basse. Alle 05:14 (T + 14,5 ore), i lavoratori hanno notato un aumento dei tassi
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22. INPO 11-005
di dose di radiazioni nella centrale in concomitanza con la diminuzione della pressione del
contenitore primario. I lavoratori credevano che questo potesse avere indicato una perdita del
contenitore primario. Questo è stato segnalato al governo. Nel corso dei successivi 30 minuti, i
livelli di radiazione al confine sito aumentati. Alle 05:44 (T + 15 ore), il Primo Ministro ha
ampliato la zona di evacuazione a 6,2 miglia (10 km).
Quando la pressione del reattore e la pressione del contenitore primario lentamente sono
diminuite, un'autopompa antincendio ha iniziato l'iniezione di acqua dolce da un serbatoio di
stoccaggio antincendio attraverso il sistema a spruzzo dell'acqua sul nucleo del reattore. Anche
se la pressione del reattore non è stata registrata, la pressione del contenitore primario era di
circa 107 psia (0,74 MPa assoluti). La pressione di mandata della pompa antincendio era solo
leggermente superiore alla pressione del reattore, sicché il flusso d'iniezione è stato basso.
Complicazioni nel mantenere la linea d'iniezione hanno ulteriormente ridotto i tassi d'iniezione.
Inizialmente, l'autopompa antincendio era riempita con acqua al serbatoio antincendio, poi è
stata spostata vicino all'edificio reattore e è stata iniettata acqua attraverso una linea antincendio
collegata a una linea di spruzzo del nucleo. Questo perché il serbatoio era a bassa quota, e gli
operai erano preoccupati che la pressione di mandata dell'autopompa antincendio si rivelasse
insufficiente per superare la pressione del reattore e iniettare acqua sul nucleo. Ulteriori
complicazioni, come la guida dell'autopompa antincendio sotto gli edifici danneggiati che si
trovano tra il serbatoio e l'unità, hanno esacerbato questi ritardi. Durante queste prime ore, il
tasso calcolato d'iniezione dell'autopompa antincendio era basso, in media meno di 10 gpm (38
litri al minuto).
Dopo alcuni tentativi ed errori, i lavoratori hanno stabilito l'iniezione acqua continua,
dall'autopompa antincendio. Un tubo è stato steso dalla aspirazione dell'autopompa antincendio
al serbatoio acqua antincendio, consentendo all'autopompa antincendio di scaricare l'acqua
direttamente nella linea del sistema antincendio e nel reattore.
Un'autopompa antincendio supplementare è arrivata sul posto ed è stata ripetutamente utilizzata
per il trasporto di acqua dolce dal serbatoio antincendio presso l'unità 3 al serbatoio antincendio
presso l'unità 1. Il serbatoio antincendio dell'unità 1 aveva un solo collegamento con tubo
flessibile, sicché per riempire il serbatoio, l'autopompa antincendio che stava iniettando acqua
nel reattore doveva essere staccata dal serbatoio. Come risultato, l'iniezione d'acqua nel reattore
è stata fermata ogni volta che la seconda autopompa antincendio doveva essere rifornita dal
serbatoio antincendio dell'unità 1.
Alle 06:50 (T + 16,1 ore), il Ministro dell'Economia, del Commercio e dell'Industria ha
ordinato a TEPCO di sfiatare il contenitore primario dell'unità 1. Il personale TEPCO, tuttavia,
aveva appena saputo che alcuni residenti all'interno della zona di evacuazione non erano sicuri
dell'ordine di evacuare, sicché non avevano lasciato ancora la zona. Il primo ministro è arrivato
alla centrale alle 07:11. Dopo qualche discussione, la TEPCO ha confermato i propri piani per
lo sfiato del contenitore primario alle ore 09:00, dopo che le evacuazioni erano state
completate, e alle 08:04, il primo ministro ha lasciato la centrale. A questo punto, la lettura più
bassa indicava che il livello dell'acqua del reattore era sceso sotto la parte attiva superiore del
combustibile.
TEPCO ha informato i governi locali che lo sfiato sarebbe partito dalle 09:00 circa. Lo sfiato è
stato coordinato con i governi locali, nel tentativo di assicurare che le evacuazioni fossero state
prima completate. Le procedure di centrale di sfiato per il contenitore primario non indicavano
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23. INPO 11-005
espressamente che le evacuazioni dovessero essere state completate prima dello sfiato. Le
procedure affermano che lo sfiato del contenitore primario deve essere coordinato con i governi
locali e che la centrale dovrebbe essere informata sullo stato delle evacuazioni. Queste
disposizioni erano state interpretate come orientamenti a verificare che le evacuazioni fossero
state completate prima dello sfiato.
Gli operatori di sala controllo hanno formato tre squadre per eseguire la sfiato, con due
operatori per ogni squadra (uno a eseguire azioni e l'altro per aiutare tenendo torce elettriche e
monitoraggio dei ratei di dose e di altri problemi di sicurezza, come scosse di assestamento in
corso). Poiché non c'erano mezzi per comunicare con le squadre sul campo, sono stati spediti
uno alla volta, lasciando la successiva squadra solo dopo che la squadra precedente era
rientrata.
Durante la preparazione per la sfiato manuale del contenitore primario, una valutazione
radiologica delle condizioni di lavoro nella sala toro è stata fornita al centro di risposta alle
emergenze. Sulla base dei livelli di radiazione di 30 rem/h (300 mSv/h), i lavoratori sono stati
limitati a 17 minuti tempo di permanenza per rimanere al di sotto del limite di esposizione alle
radiazioni di risposta di emergenza di 10 rem (100 mSv). I lavoratori erano tenuti ad indossare
un autorespiratore con 20 minuti di alimentazione di aria e furono forniti di compresse di
ioduro di potassio.
Alle 09:03 (T + 18,2 ore), le evacuazioni a sud dello stabilimento sono state confermate in fase
di completamento, e la prima squadra è stata spedita per aprire la valvola motorizzata di sfiato
del contenitore primario (MO-210) (vedi Figura 7.4-4). Il team ha aperto la valvola nella
quantità desiderata. Gli operatori hanno ricevuto circa 2,5 rem (25 mSv) ciascuno nello
svolgimento della mansione. La squadra tornò alla sala controllo, e dalle 09:30 la seconda
squadra è stata inviata per aprire la valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione
toroidale (AO-90). Per aprire questa valvola, il team avrebbe dovuto entrare nella sala toro da
un lato e attraversarla fino all'altro della stanza, per manovrarla. La squadra non ha avuto
successo, perché le dosi nella camera toroidale rapidamente hanno superato i limiti, e gli
operatori tornarono indietro. Uno degli operatori ha ricevuto 10,6 rem (106 mSv), superando il
suo 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 dosi
ricevute. Hanno notificato l'Emergency Response Center (ERC) della incapacità di aprire la
valvola di sfiato pneumatica(AO-90). Di conseguenza, il personale TEPCO ha dovuto
escogitare un nuovo metodo per aprire le valvole pneumatiche. Il centro ERC ha iniziato a
lavorare sui metodi per aprire la valvola pneumatica di grande sfiato della camera di
soppressione (AO-72). Questo richiedeva un'alimentazione in CC e una fonte temporanea di
aria compressa. Il personale ERC ha incaricato la sala controllo di tentare di azionare in remoto
la valvola pneumatica piccola di sfiato della camera di soppressione, supponendo che vi
sarebbe stata sufficiente pressione dell'aria residua nel sistema per azionarla.
I lavoratori hanno continuato la loro sforzi per lo sfiato del contenitore primario, mentre altri
gruppi hanno lavorato per installare generatori mobili e per stendere manichette antincendio per
consentire l'iniezione di acqua di mare nel reattore. I lavoratori hanno continuato a iniettare
acqua fresca con un camion dei pompieri.
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24. INPO 11-005
Alle 10:17 (T + 19,5 ore), i lavoratori avevano installato la batteria temporanea di
alimentazione 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 pressione
dell'aria residua nel sistema di aria strumentazione. Gli operatori hanno fatto tre tentativi di
aprire 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 alla
postazione di monitoraggio. I lavoratori inizialmente credevano che i livelli di radiazione
indicassero che la piccola valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione (AO-90) si
era aperta. Tuttavia, dalle 11:15, il livelli di radiazione sono diminuiti e la pressione indicata
del contenitore primario è rimasta elevata, indicando che la sfiato non era stato pienamente
efficace. Anche se non è stato confermato, la tendenza dei livelli di radiazione indicava che la
piccola valvola pneumatica di sfiato potesse essere stata aperta ad intermittenza, e questo può
aver portato ad una depressurizzazione del sistema e ad alcune perdite di gas. Tuttavia, è
accertato che la valvola non rimase aperta abbastanza a lungo per consentire alla pressione di
far 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 d'aria era disponibile in un ufficio
di un subappaltatore. I lavoratori hanno recuperato i disegni, preso le immagini del punto di
connessione e pianificato come installare il compressore per permettere il funzionamento a
distanza della grande valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione (AO-72) dalla
sala controllo. Il compressore d'aria provvisorio è stato individuato e trasferito all’officina
attrezzature dell'edificio reattore. Alle 14:00 (T + 23,2 ore), il compressore è stato installato e
avviato. Alle 14:30, quasi 24 ore dopo l'inizio dell'evento il disco di rottura s'è aperto e lo sfiato
del contenitore primario è iniziato.
La pressione del contenitore primario ha cominciato a diminuire, e la portata d'iniezione di
acqua nel reattore è aumentata successivamente. Calcoli, sulla base del volume totale di acqua
iniettata nel reattore, dimostrano che la velocità d'iniezione è stata di circa il 50 gpm (189,3 litri
al minuto). Alle 14:53, il serbatoio antincendio dell'unità 1 era a corto di acqua, così il
sovrintendente del sito ha ordinato l'iniezione di acqua di mare nel reattore. I trasferimenti di
acqua da altre fonti sono continuati, mentre i lavoratori ponevano in opera tubi flessibili e
pronti 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 di
controllo dell'unità 2, erano in fase di completamento. Quest'alimentazione poteva essere
collegata pure ai sistemi dell'unità 1, fornendo risorse per l'iniezione.
Allo stesso tempo, l'idrogeno generato dalla reazione chimica ad alta temperatura fra zirconio e
vapore, veniva rilasciato dal reattore nel contenitore primario. Alcuni di questi gas hanno
trovato la loro strada di fuga verso l'interno dell'edificio reattore, più probabilmente attraverso
crepe del vaso principale del contenitore primario a causa della pressione eccessiva. Altri
potenziali percorsi delle perdite includono: possibili danni allo sfiato o riflusso attraverso il
sistema di trattamento di unità dei gas in standby nell'edificio reattore, tuttavia il percorso
esatto della perdita non è stato determinato.Così i gas accumulati nell'edificio reattore hanno
sviluppato una concentrazione esplosiva d'idrogeno con conseguente esplosione il 12 marzo
alle 15:36. L'esplosione ha danneggiato fortemente l'edificio reattore e ha permesso ai materiali
radioattivi di disperdersi nell'ambiente, ma ha anche danneggiato cavi di alimentazione
temporanea, generatori, i autopompe, e le manichette antincendio che erano state messo in
opera per iniettare acqua di mare. I cinque operai che sono rimasti feriti dall'esplosione sono
20

25. INPO 11-005
stati messi in salvo. I restanti responsabilmente evacuati al centro ERC. Inoltre, la diffusione
dai detriti dell'esplosione era altamente radioattiva, complicando ulteriormente la risposta
all'evento. L'esplosione ha danneggiato anche la porta della sala controllo, che era stata aperta
per consentire ai lavoratori d'installare i cavi di alimentazione temporanea. La porta aperta ha
permesso al materiale radioattivo di entrare nell'aria della sala controllo. Tutta l'iniezione nel
nucleo è stata persa.
Meno di un'ora dopo l'esplosione, il tasso di dose di radiazioni a un posto di monitoraggio di
centrale lungo il confine del sito, aveva raggiunto 101,5 mrem/ora (1015 μSv/h). Alle 18:25 il
Primo 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 reattore
attraverso il sistema di spruzzo nucleo e hanno iniziato a iniettare acqua di mare alle 19:04 del
12 marzo. Boro è stato quindi aggiunto alla presa d'acqua per evitare problemi di eventuali
criticità.
Questa situazione s’è protratta nei giorni successivi e il personale del sito ha tentato di
ripristinare l'alimentazione elettrica per l'unità. L'alimentazione esterna è stata ripristinata per
l'unità 1 il 20 marzo, nove giorni dopo l'evento.
4.2 Unità 2 narrativa
L'11 marzo alle 14:46 (T=0), il terremoto ha causato la perdita dell'alimentazione esterna e
l'arresto automatico (SCRAM) del reattore. Tutte le barre di controllo furono inserite, e diverse
azioni si sono verificate, tra cui la perdita dell'acqua d'alimentazione e del condensato e la
chiusura della valvola d'isolamento vapore principale, come previsto per la perdita
dell'alimentazione esterna AC. I generatori diesel di emergenza si sono avviati e collegati in
risposta alla perdita d'alimentazione esterna e hanno alimentato i sistemi di sicurezza. Il livello
dell'acqua del reattore inizialmente è sceso, come previsto, a causa della cessazione
dell'ebollizione e gli operatori hanno avviato il sistema isolato di raffreddamento del nucleo
(RCIC) per mantenere il livello dell'acqua del reattore dopo lo SCRAM. Un minuto più tardi,
l'RCIC si fermava automaticamente a causa dell'elevato livello d'acqua del reattore. Gli
operatori hanno aspettato circa 10 minuti perché il livello scendesse e poi hanno riavviato
l'RCIC. Sono stati avviati il raffreddamento e lo spruzzamento del toro per raffreddare la vasca
della camera di soppressione, per rimuovere il calore introdotto dallo scarico delle turbine
dell'RCIC.
Alle 15:27 (T + 41 minuti), il primo di una serie di sette maremoti, generati dal terremoto, è
arrivato alla centrale. Un minuto più tardi, l'RCIC era ancora fermo a causa dell'elevato livello
d'acqua del reattore. Gli operatori hanno atteso che il livello dell'acqua del reattore si
abbassasse, quindi hanno riavviato l'RCIC.
Il successivo maremoto ha invaso e danneggiato le opere di presa, e dalle 15:41 (T + 55
minuti), il maremoto ha cominciato a causare allagamenti nel seminterrato dell'edificio turbina.
L'alluvione ha sommerso o bagnato il gruppo elettrogeno diesel di emergenza A e i sistemi di
distribuzione AC e DC dell'unità 2, con conseguente perdita graduale di tutte le alimentazioni
in alternata e in continua. Il generatore diesel di emergenza 2B (EDG 2B), che è raffreddato ad
aria e si trova lontano dal mare, nell'edificio della vasca comune del combustibile esausto, non
ha subito inondazioni e ha continuato a operare. Il quadro elettrico per l'EDG 2B, tuttavia, si
trova sotto la quota base in un edificio, bagnato dal maremoto, e di conseguenza è andato perso.
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26. INPO 11-005
L'illuminazione e le indicazioni sono andate perdute quando sono venuti meno i sistemi di
alimentazione AC e DC, incluse tutte le indicazioni per l'HPCI e l'RCIC.
L'illuminazione 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 enti
associati, una dichiarazione di emergenza per la perdita di tutte le alimentazioni AC.
Gli operatori non erano sicuri che l'RCIC fosse ancora operativo perché le lampade di
segnalazione erano spente. L'iniezione ad alta pressione del liquido di raffreddamento, che
necessita per funzionare dell'alimentazione in continua (DC), divenne indisponibile dal
momento che l'inondazione ha allagato il sistema di distribuzione DC. Alle 16:36, un'altra
emergenza è stata dichiarata per l'impossibilità di determinare il livello dell'acqua del reattore e
lo stato d'iniezione del nucleo. Con rischio di mancanza di raffreddamento del nucleo e ingenti
danni al sito, i lavoratori cominciarono a studiare i metodi di sfiato senza alimentazione
elettrica per il contenitore primario e la revisione dei metodi per iniettare acqua nel reattore
utilizzando il sistema antincendio o autopompe antincendio.
Batterie e cavi sono stati portati in sala controllo. Dopo aver confermato il cablaggio
utilizzando i disegni, i lavoratori previdero di collegare le batterie direttamente ai quadri di sala
controllo. Una priorità assoluta era quella di accertare lo stato dell'iniezione d'acqua nel
contenitore a pressione del reattore. Il lavoro di ripristino s’è concentrato su come collegare le
batterie per l'indicatore del livello d'acqua del reattore, che utilizza corrente continua.
I lavoratori hanno confermato l'allagamento e i danni dei pannelli d’alimentazione (interruttori
ad alta tensione), misurando la resistenza d'isolamento. Essi hanno inoltre confermato che due
centri d'alimentazione non erano stati danneggiati e potevano essere alimentati. Hanno
identificato la possibilità d'iniezione d’acqua ad alta pressione con il sistema di azionamento
barre di controllo e con i sistemi di controllo liquido di standby alimentati da generatori
portatili.
Alle 17:12 (T + 2,4 ore), il sovrintendente del sito invita i lavoratori a studiare i metodi per
iniettare acqua nel reattore utilizzando il sistema antincendio. Il personale dell'Emergency
Response Center ha discusso la modalità alternativa d'iniezione d'acqua, che era stata
implementata come misura di gestione degli incidenti. Questa prevedeva l'utilizzo dei serbatoi e
delle autopompe antincendio che erano stati predisposti in risposta alle lezioni apprese nel 2007
dal terremoto Niigata-Chuetsu-oki. Gli operatori hanno stabilito un percorso di flusso d'acqua
per l'iniezione alternativa, attraverso il sistema di rimozione del calore residuo, aprendo
manualmente le valvole negli edifici turbina e reattore, disponibile dopo che la pressione del
reattore fosse scesa sotto 100 psig (0,69 MPa relativi). Questo valore di pressione è
sufficientemente basso da permettere alla pompa antincendio d'iniettare l'acqua.
Alle 20:49 (T+6,1 ore), alcuni lavoratori ripristinarono l'illuminazione temporanea della sala
controllo delle unità 1-2 installando un piccolo generatore portatile. Indicazioni critiche, come
il livello acqua del reattore e lo stato del RCIC, rimasero fuori servizio.
Senza indicazioni in funzione, gli operatori hanno segnalato che il livello dell'acqua del reattore
poteva essere sceso sotto la parte superiore del combustibile attivo (TAF). TEPCO ha
informato il governo che avevano stimato che alle 21:40 il livello acqua reattore dell'unità 2
fosse sceso sotto la parte superiore del combustibile attivo TAF. Subito dopo questo rapporto, il
Primo Ministro ha ampliato la zona di evacuazione a un miglio 1.9 (3 km) di raggio della
22

27. INPO 11-005
centrale e ha indicato agli abitanti fra 1,9 e 6,2 miglia (da 3 a 10 km) di distanza di rifugiarsi
all'interno.
Alle 21:50 (T + 7,1 ore), i lavoratori hanno ripristinato molte indicazioni nella sala controllo,
tra cui l'indicazione del livello dell'acqua del reattore. Il livello Indicato dell'acqua del reattore
era 134 pollici (3.400 mm) sopra la TAF. Sia il ripristino delle indicazioni che la lettura del
livello dell'acqua del reattore sono stati segnalati al governo.
In seguito i lavoratori hanno ripristinato un canale d'indicazione della pressione del reattore e
l'indicazione della pressione del contenitore primario. Alle 23:25 (T + 8,7 ore) la pressione
indicata del reattore unità 2 era 914 psig (6,3 MPa relativi) e quella del contenitore primario 20
psia (0,14 MPa assoluti) .
Il tasso di dose nella sala controllo (condivisa con l'unità 1) iniziò a crescere, molto
probabilmente come conseguenza di un danno al nucleo in corso e relative emissioni
provenienti dall'unità 1. Gli operatori hanno continuato a lavorare sul ripristino indicazioni,
predisponendo un'autopompa antincendio per la fornitura di un'altra fonte d'iniezione.
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 loro
efficacia perché non potevano essere collegati al sistema di distribuzione elettrica della centrale
a causa dei gravi danni fisici causati dal maremoto e dagli allagamenti. Il primo generatore
mobile è stato sistemato accanto all'unità 2, e gli operai iniziarono la posa temporanea di cavi
dal 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 valvole
necessarie per lo sfiato. Sulla base delle loro recensioni di tubazioni e diagrammi di
strumentazione, procedure di gestione degli incidenti, e della procedura di sfiato, gli operatori
hanno sviluppato un metodo di sfiato per il contenitore primario. Hanno preparato un piano di
sfiato e cominciato a localizzare le posizioni delle valvole di sfiato.
Per confermare l'operatività del RCIC, gli operatori sono stati inviati sul posto per ispezionare
il sistema. Indossati protezioni delle vie respiratorie e gli stivali, i lavoratori hanno cercato di
verificare le condizioni del RCIC, ma le condizioni di campo erano molto difficili. Un lavoro
che normalmente richiede circa 10 minuti ha invece richiesto più di un'ora per essere
completato. La stanza del RCIC era buia, e il livello dell'acqua nella camera superava quasi la
parte superiore degli stivali del lavoratore, così tornò indietro senza essere stato abbastanza
vicino per verificare il funzionamento del sistema.Mentre gli operai non potevano avvicinarsi al
sistema, si sentivano venire suoni metallici, interpretati come indicativi che il sistema era
operativo. A causa della mancanza di metodi di comunicazione, i lavoratori avevano per
tornare alla sala controllo per presentarne i risultati.
Alle 02:00 circa del 12 marzo, i lavoratori fecero un altro tentativo per verificare il
funzionamento del RCIC. In questo tentativo, gli operai hanno scoperto che il livello dell'acqua
nella sala del RCIC era aumentato, e non potevano neanche entrare. Hanno controllato la
pressione del reattore e la pressione di mandata della pompa RCIC su un pannello di strumenti
nell'edificio reattore. La pressione di mandata della pompa RCIC era alta, quindi gli operai
hanno dedotto che l'RCIC funzionava. I lavoratori sono tornati in sala controllo a riferire che
l'RCIC era in funzione su l'unità 2. Con queste informazioni, è stata definita prioritaria
l'apertura delle valvole di sfiato del contenitore primario dell'unità 1. Gli operatori hanno
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