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ISPRA – Emergenza nucleare in Giappone

    L’ISPRA, nell’ambito dei compiti ad esso attribuiti dalla legislazione vigente quale autorità di controllo per la sicurezza nuclearenucleare
    Forma di energia derivante dai processi che coinvolgono i nuclei atomici (fissione e fusione).
    e la radioprotezione ed organo tecnico di supporto alle autorità di protezione civile per le emergenze nucleari e radiologiche segue costantemente l’evolversi della situazione in atto presso le centrali nucleari giapponesi a seguito del forte sisma verificatosi nella giornata dell’11 marzo.

    Le valutazioni che l’ Istituto sta svolgendo si basano sulle informazioni ricevute quale punto di contatto nazionale nell’ambito per i sistemi di scambioscambio
    Scambio tra energia elettrica immessa ed energia elettrica prelevata, nel caso in cui l’immissione e il prelievo avvengono in momenti differenti.
    rapido d’informazioni predisposti dall’Agenzia Internazionale dell’EnergiaEnergia
    Fisicamente parlando, l’energia è definita come la capacità di un corpo di compiere lavoro e le forme in cui essa può presentarsi sono molteplici a livello macroscopico o a livello atomico. L’unità di misura derivata del Sistema Internazionale è il joule (simbolo J)
    Atomica
    in attuazione della Convenzione per la Pronta Notifica d’Incidenti Nucleari.

    L’ISPRA è in continuo contatto con l’Agenzia Internazionale per l’Energia Atomica (IAEA) e con il Dipartimento della Protezione Civile della Presidenza del Consiglio dei Ministri. Sulla base dei periodici aggiornamenti ricevuti dalla IAEA, si riporta un aggiornamento della situazione presso le centrali di Fukushima Daiichi, Fukushima Daini e Onagawa, come fornito dall’Autorità di sicurezza nucleare giapponese.

    Conferenza Ministeriale degli Stati Membri della Agenzia Internazionale per l’Energia Atomica

    Si è svolta a Vienna dal 20 al 24 giugno la Conferenza Ministeriale degli Stati membri dell’Agenzia Internazionale per l’Energia Atomica (AIEA), organizzata dall’Agenzia stessa per discutere delle lezioni in tema di sicurezza nucleare e gestione delle emergenze scaturite dall’incidente alla centrale nuclearecentrale nucleare
    Le centrali nucleari hanno uno schema di funzionamento del tutto simile a quelle di una classica centrale a vapore. La differenza sta nel modo in cui viene generato il calore. Infatti nelle centrali nucleari non ci sono i generatori di vapore classici, ma il vapore viene generato utilizzando il calore messo a disposizione dalla reazione nucleare di fissione. Questa consiste in una reazione a catena nella quale alcuni atomi colpiti da neutroni si dividono in atomi più leggeri dando origine ad altri neutroni che colpiscono altri atomi,ecc… liberando un enorme quantitativo di energia secondo il principio di Einstein. Le centrali nucleari che sfruttano la fusione sono ancora in fase di studio.
    di Fukushima-Daiichi generato dal terremoto e dallo tsunami dell’11 marzo 2011.

     

    La conferenza ha visto svolgersi una sessione Ministeriale e tre sessioni a carattere tecnico, dedicate, rispettivamente, ad una valutazione preliminare dell’incidente ed alla individuazione di possibili interventi di miglioramento, alle predisposizioni e alla gestione delle emergenze, al rafforzamento del regime globale di sicurezza nucleare.

    Nell’ambito della sessione Ministeriale è stata adottata una dichiarazione tesa a rafforzare il regime internazionale sulla sicurezza nucleare. In particolare, la dichiarazione ministeriale ricorda come un incidente nucleare possa avere conseguenze anche transfrontaliere (an accident anywhere is an accident everywhere) e possa generare elementi di preoccupazione nella popolazione in merito alla sicurezza dello sfruttamento pacifico dell’energia nucleareenergia nucleare
    Energia derivante dalle trasformazioni che coinvolgono i nuclei atomici (fissione o fusione). Attualmente la produzione di energia elettrica con il nucleare si basa sulla fissione, dal momento che i processi di fusione nucleare sono ancora in fase di studio e ricerca. Il combustibile impiegato è l’uraniouranio
    Elemento metallico radioattivo che si trova sottoforma di ossidi o sali nelle rocce, nel suolo, nell’aria e nell’acqua. L’uranio, così come si trova in natura, è costituito da tre isotopi: l’uranio 238 (per il 99.9 %), l’uranio 235 (l’uranio fissile impiegato come combustibile nelle centrali nucleari) e l’uranio 234, in piccolissime tracce.
     235, contenuto in piccola concentrazione nell’uranio naturale. Nelle centrali di questo tipo l’enorme quantitativo di energia che si libera dalle reazioni nucleari viene ceduto a un fluido che a sua volta la cede all’acqua che poi percorre un ciclo di potenza uguale a quello delle centrali a vapore convenzionali.
    ed al possibile impatto radiologico sulla popolazione e sull’ambiente. Al riguardo, nel riaffermare il principio della responsabilità primaria di ciascuno stato ad assicurare i più elevati livelli di sicurezza delle proprie installazioni la dichiarazione pone l’accento sull’importanza dell’adozione di misure internazionali, attraverso un rafforzato ruolo dell’AIEA. Quindi, se da un lato, sul piano delle misure a livello nazionale è stata ribadita la necessità di rafforzare l’indipendenza, le capacità e le risorse delle autorità di controllo e di effettuare continue rivalutazioni di sicurezza, con una effettiva applicazione degli standard IAEA, dall’altro, sul piano internazionale, al di là del richiamo alla ratifica della Convenzione sulla sicurezza nucleare, è stato posto l’accento sull’importanza di considerare un rafforzamento della Convenzione in atto e soprattutto di assicurare lo svolgimento di verifiche indipendenti da effettuarsi attraverso meccanismi di “peer review”.

    La Dichiarazione ministeriale ha dato mandato al Direttore Generale di predisporre un piano d’azione da presentarsi alla conferenza generale dell’AIEA nel prossimo mese di settembre. La predisposizione del piano terrà conto delle indicazioni emerse nel corso delle tre sessioni.

    Si evidenziano, in particolare:

    • il rafforzamento degli standards dell’AIEA, con particolare riferimento alle problematiche di natura progettuale evidenziate dall’incidente di Fukushima: rafforzamento dei livelli di difesa in profondità e del loro grado d’indipendenza, protezioni da eventi naturali, anche multipli (e.g. terremoto e tsunami), gestione dì incidenti gravi che si verifichino anche su più siti, gestione di fenomeni d’accumulo d’idrogenoidrogeno
      Primo elemento della tavola periodica, presente sulla Terra in forma combinata, soprattutto nell’acqua e nei composti organici. Esso è costituito da 3 isotopi: prozio (cioè l’idrogeno propriamente detto) per più del 99.9 %, il deuterio e il trizio. La forma molecolare dell’idrogeno (H2) dà origine ad un gas inodore, incolore, altamente infiammabile e molto più leggero dell’aria (ecco perché lo si trova in bassissime concentrazioni in atmosfera).
      , perdita prolungata delle capacità di rimozione del calore e delle alimentazioni elettriche, rafforzamento dei centri di emergenza di sito;
    • l’avvio di un processo di revisione della Convenzione sulla sicurezza nucleare, con particolare riferimento alla trasparenza, ai requisiti di indipendenza dell’autorità di controllo, all’adozione di più efficaci meccanismi di peer review;
    • l’avvio da parte degli Stati di sistematiche valutazioni di sicurezza sulle proprie installazioni a fronte degli scenari evidenziati dall’incidente di Fukushima e la presentazione alla prevista riunione straordinaria degli Stati contraenti la convenzione sulla sicurezza nucleare che si terrà nel 2012. Ciò adottando un approccio analogo a quello avviato nell’Unione Europea con gli “stress” test;
    • una revisione della scala INES degli incidenti per renderla più idonea alle esigenze di comunicazione emerse nel corso dell’evoluzione dell’incidente di Fukushima;
    • un rafforzamento del ruolo dell’AIEA nell’effettuazione di valutazioni ed analisi sull’evoluzione delle emergenze e sull’impatto radiologico degli incidenti, sulla base di informazioni e dati che gli stati interessati da un’emergenza debbono fornire con tempestività e continuità;
    • un potenziamentopotenziamento
      Operazioni grazie a cui è possibile aumentare la potenza di un impianto, migliorandone allo stesso tempo il rendimento.
      del ruolo dell’AIEA quale punto di riferimento internazionale per rafforzare il regime di sicurezza nucleare;
    • la previsione di un più ampio e trasparente uso delle “peer review” organizzate dall’ AIEA, sulle rivalutazioni di sicurezza condotte dai singoli stati con installazioni nucleari, sui sistemi di regolamentazione per la sicurezza nucleare, sull’organizzazione di risposta all’emergenza, i cui risultati vengano resi disponibili a tutti gli altri Stati Membri.

    Gli atti della IAEA Ministerial Conference on Nuclear Safety sono riportati sul sito dell’AIEA al seguente indirizzo http://www.iaea.org/newscenter/news/2011/confsafety240611.html

    Comunicazioni da parte del Ministero dell’economia e dell’industria e revisione generale delle misure di sicurezza nei siti nucleari giapponesi

     

    Alla luce dell’incidente di Fukushima, la NISA ha richiesto alle società distributrici di energia elettricaenergia elettrica
    Forma di energia ottenibile dalla trasformazione di altre forme di energia primaria (combustibili fossili o rinnovabili) attraverso tecnologie e processi di carattere termodinamico (ovvero che coinvolgono scambi di calore) che avvengono nelle centrali elettriche. La sua qualità principale sta nel fatto che è facilmente trasportabile e direttamente utilizzabile dai consumatori finali. Si misura in Wh (wattora), e corrisponde all’energia prodotta in 1 ora da una macchina che ha una potenza di 1 W.
    da nucleare di rivedere le misure di sicurezza di emergenza al fine di prevenire danni al nocciolo del reattore, e di procedere rapidamente ad una attuazione delle stesse. Sulla base di queste direttive la NISA ha ricevuto comunicazione circa l’adozione delle misure di sicurezza di emergenza da ogni compagnia distributrice di energia elettrica, le quali hanno in particolare confermato: la disponibilità e la capacità d’impiego di macchine ed equipaggiamenti supplementari (ad esempio veicoli a motore per la fornitura di energia elettrica, pompe motorizzate, etc); la continua revisione dei manuali di emergenza; la verifica dell’efficacia della risposta all’emergenza.

    Dalle ispezioni effettuate la NISA conferma che l’attuazione delle misure di sicurezza riguardo le inondazioni degli edifici progrediranno fino alla fine di maggio, includendo i sistemi di backup di sicurezza quali pompe per l’acqua di mare, sistemi di raffreddamento di grande capacità e misure protettive dagli Tsunami.

    Missione di esperti dell’Agenzia Internazionale dell’Energia Atomica

    In accordo con il governo Giapponese la IAEA ha inviato una missione preliminare di esperti, che ha operato dal 24 maggio al 1 giugno, per una valutazione degli eventi ed una prima identificazione delle lezioni che possono essere tratte dall’incidente. I risultati della missione verranno presentati nell’ambito della Conferenza Ministeriale sulla sicurezza nucleare, organizzata dalla IAEA stessa, che si terrà a Vienna dal 20 al 24 giugno p.v.; di seguito è riportata una sintesi delle risultanze della missione contenute in un rapporto preliminare pubblicato dalla IAEA.

    La missione ha goduto della massima cooperazione da parte delle autorità giapponesi, dei componenti dell’agenzia per la sicurezza nucleare e dagli esercenti. Gli impianti nucleari visitati sono stati Tokai, Fukushima Dai-ichi e Fukushima Dai-ni. Il team di esperti della IAEA ha potuto confrontarsi con i tecnici che sono intervenuti all’inizio dell’emergenza e tuttora sono coinvolti nelle operazioni attualmente in corso nella centrale di Fukushima Dai-ichi.

    Nel rapporto preliminare il team di esperti della IAEA hanno in particolare evidenziato:

    • l’estrema trasparenza mostrata dal governo giapponese, dall’autorità di sicurezza nucleare e dagli esercenti nel condividere le informazioni e nel rispondere alle domande che venivano poste dal team nel corso della missione in merito all’esperienza derivante dall’incidente ai fini del miglioramento della sicurezza nucleare a livello mondiale;
    • la risposta all’emergenza attuata sul sito dalle squadre speciali di intervento, svolta in condizioni estremamente difficili e tenuto conto delle condizioni eccezionali verificatesi, che è risultata esemplare ed efficace ai fini della sicurezza;
    • le azioni a lungo termine attuate dal governo giapponese atte a garantire la protezione della popolazione, inclusa l’evacuazione, sono state esemplari e ben organizzate; per completare le azioni intraprese sarebbe vantaggioso attuare un adeguato e tempestivo programma di valutazione delle esposizioni e di monitoraggio degli eventuali effetti sanitari sui lavoratori e sulla popolazione;
    • l’importanza di aver predisposto un programma per gli interventi a breve e medio termine per stabilizzare in condizioni di sicurezza ed in maniera definitiva la centrale e ripristinare le condizioni di vita normale della popolazione evacuata. Tale programma potrà richiedere delle modifiche a seguito del verificarsi di nuove circostanze in precedenza non considerate e un’assistenza anche attraverso una cooperazione internazionale;
    • che il pericolo di tsunami in molti siti risulta sottostimato; i progettisti e gli operatori dovrebbero appropriatamente valutare e fornire un’adeguata protezione contro gli eventi naturali; tali valutazioni dovrebbero essere periodicamente aggiornate sulla base delle nuove informazioni disponibili e sull’esperienza acquisita;
    • nel sistema regolatorio dovranno essere adeguatamente contenute specifiche disposizioni, incluse quelle inerenti le rivalutazioni periodiche, concernenti gli eventi naturali estremi; inoltre deve essere assicurata, in ogni circostanza, l’indipendenza e la chiarezza del ruolo dell’autorità di controllo, in linea con le IAEA Safety Standard;
    • i requisiti di difesa in profondità, separazione fisica, ridondanza e diversificazione dei sistemi di sicurezza devono essere applicati anche contro gli eventi naturali estremi. La combinazione di eventi estremi che si possono verificare anche per lungo tempo dovrà essere considerata nelle varie fasi di progetto, di esercizio e di predisposizione dei piani di emergenza di un impianto;
    • il rischio di esplosioni da idrogeno dovrà essere soggetto a specifiche ed accurate valutazioni e la relativa prevenzione dovrà contemplare appositi sistemi dedicati;
    • gli interventi di emergenza, specialmente quelli relativi alla prima fase, dovranno essere adeguatamente dimensionati per far fronte agli incidenti severi.
    • riduzione dei livelli di radiazione in aria nell’edificio reattore mediante l’installazione di un sistema di filtrazione che rimandi aria all’esterno dell’edificio reattore;
    • riduzione dei livelli di contaminazione superficiale nell’edificio reattore attraverso la rimozione di macerie, la decontaminazione superficiale e l’installazione di schermi;
      a) Il circuito primario prende acqua dal drywell, passa attraverso uno scambiatore di calorescambiatore di calore
      Dispositivo in cui si realizza uno scambio termico tra due fluidi a temperatura diversa che possono essere separati oppure miscelati. Esistono diverse tipologie di scambiatori, tutte ottimizzate per rendere efficiente il trasferimento di calore attraverso particolari accorgimenti progettuali (per esempio disposizione dei tubi, corrugamento delle superfici dei flussi, ecc..).
      e riporta l’acqua fredda nel vessel o nel drywell;
      b) Il circuito secondario veicola l’acqua dallo scambiatore di calore alla torre di raffreddamentotorre di raffreddamento
      Dispositivo che serve a raffreddare un liquido (tipicamente acqua) attraverso lo scambio con aria. Il meccanismo prevede sia una cessione di calore da parte dell’acqua che un contemporaneo scambio di massa in quanto all’uscita dalla torre di raffreddamento l’aria si umidifica (aumenta il suo contenuto d’acqua ).
      a circolazione forzata;

    Programma degli interventi a breve e medio termine sull’impianto di Fukushima

    Su richiesta del Ministero dell’Economia la TEPCO ha predisposto un programma per stabilizzare in maniera definitiva la centrale di Fukushima. Il piano predisposto prevede tre distinte aree di intervento relative al raffreddamento dei reattori e delle piscine del combustibile, alla mitigazione dell’evoluzione incidentale, con particolare riferimento alla gestione dell’acqua contaminata ed alla mitigazione di rilasci di radioattività in atmosferaatmosfera
    Involucro di gas e vapori che circonda la Terra, costituito prevalentemente da ossigeno e da azoto, che svolge un ruolo fondamentale per la vita delle specie, perché fa da schermo alle radiazioni ultraviolette provenienti dal Sole. Essa si estende per oltre 1000 km al di sopra della superficie terrestre ed è suddivisa in diversi strati: troposfera (fino a 15-20 chilometri), stratosfera (fino a 50-60 chilometri), ionosfera (fino a 800 chilometri) ed esosfera.
    ed al suolo, al monitoraggio delle conseguenze radiologiche ed allo svolgimento di attività di decontaminazione. Il programma prevede due fasi, la prima della durata di tre mesi, la seconda della durata da tre a sei mesi. Tra gli obiettivi della prima fase si citano la stabilizzazione del raffreddamento dei reattori e delle piscine, con il ripristino di un circuito chiuso, la predisposizione di adeguate strutture di contenimento dell’acqua contaminata, la prevenzione del rilascio di contaminanti radioattivi all’esterno degli edifici, in un quadro d’incremento complessivo delle attività di monitoraggio. Per la seconda fase si citano operazioni di decontaminazione dell’acqua e la predisposizione di coperture degli edifici. L’obiettivo dei provvedimenti è quello di consentire il ritorno, in un tempo stimato da sei a nove mesi, della popolazione nelle aree evacuate e la ripresa di una vita normale.

    Il 17 giugno la TEPCO ha presentato un aggiornamento del programma degli interventi a breve e medio termine che prevede un incremento delle contromisure da attuare e contiene ulteriori specifiche indicazioni sui sistemi di controllo radiometrico e medico.

    Piano per il raggiungimento della condizione di raffreddamento stabile del reattore

    La TEPCO ha reso noto il piano per stabilire il raffreddamento in loop chiuso della Unità 1. Il piano è composto da vari step:

    1. Riduzione dei livelli di radiazione nell’edificio reattore così da permettere l’installazione del sistema a circuito chiuso (9 maggio)

    2. Ricalibrazione gli strumenti di misura del livello e della pressione del reattore e l’installazione di ulteriori strumenti per migliorare la condizione di monitoraggio del reattore (12 maggio)

    3. Installazione del circuito di raffreddamento primario e secondario (31 maggio)

    4. Allagamento del contenimento primario per fornire acqua al circuito primario.

    A supporto di questo piano, la TEPCO ha anche prodotto i risultati di una valutazione di sicurezza sull’allagamento del drywell. Questa valutazione conclude che l’allagamento del drywell ad un livello superiore della zona attiva del combustibile:

    1. è necessario per assicurare che il nocciolo sia completamente coperto dall’acqua, e che in caso di interruzioni di energia elettrica esso continui ad essere raffreddato. Allagare completamente il drywell potrebbe ridurre anche il rateo di aerosol rilasciato dal reattore;

    2. non introdurrà effetti che diminuiscano l’integrità strutturale e la capacità alla resistenza al sisma né produrrà aumenti significativi della pressione del contenitore primario, incrementi della concentrazione d’idrogeno o perdite dal contenitore stesso che non possano essere contenute o trattate.

    Rivalutazione del termine sorgente

    Sul sito del Ministero dell’Economia giapponese è stato pubblicato un rapporto nel quale viene riportata una nuova stima del termine di sorgente rilasciato in atmosfera a seguito degli eventi di rilascio che hanno interessato in tempi diversi le Unità 1, 2 e 3. Nel documento si evince che oltre al Cs-137 e allo I-131 (radionuclidi di riferimento utilizzati nella gestione della prima fase dell’emergenza) sono presenti altri prodotti di fissione. L’attività totale stimata si attesta intorno a 2,3 1017 Bq ad eccezione dei gas nobili, in particolare lo Xe-133, la cui attività è di alcuni ordini di grandezza più elevata. Sebbene il contributo dello Xe-133, in termini di attività, sia superiore rispetto agli altri, il contributo alla dose efficace totale, nella prima fase dell’emergenza, dovuto alla sommersione nella nube derivante dallo Xe-133 risulta di 2 ordini di grandezza più basso rispetto alla dose da inalazione derivante dallo I-131.

    Gestione dell’acqua contaminata in sito

    Continua il trasferimento dell’acqua contaminata dagli edifici turbina delle Unità 1 2 e 3 e dalle trincee ai serbatoi del condensato e ai serbatoi per il trattamento dei rifiuti liquidi.
    La TEPCO ha sottoposto alla NISA un piano per il trasferimento di acqua altamente contaminata dal basamento dell’edificio turbina dell’Unità 2 ai serbatoi dell’edificio principale del trattamento dei rifiuti liquidi. Dopo l’accertamento dell’effettiva tenuta dei serbatoi dell’area menzionata, il 19 aprile ha avuto inizio il trasferimento dei liquidi dell’Unità 2.
    Come è noto, negli edifici turbina delle Unità 1, 2 e 3 è presente acqua contaminata. Per l’Unità 2 si ipotizza che si tratti di acqua che è stata a contatto direttamente con il nocciolo parzialmente fuso, per poi trafilare all’esterno del contenitore primario attraverso una via ancora non individuata. Per le Unità 1 e 3 la NSC (Nuclear Safety Commission of Japan) sospetta che si tratti di vapore condensato proveniente dal contenimento oppure acqua spruzzata nell’edificio reattore danneggiato per raffreddare il combustibile esaurito. La medesima acqua si è raccolta anche nelle trincee adiacenti agli edifici turbina 1, 2 e 3 che hanno riportato misure di dose per l’Unità 1 pari a 0,4 mSv/h e maggiore di 1000 mSv/h per l’Unità 2.

    Sono stati acquisiti nuovi serbatoi provvisori per lo stoccaggiostoccaggio
    Attività di raccolta e deposito di una determinata risorsa. 
    dell’acqua al fine di aumentare la capacità disponibile sul sito. Detti serbatoi sono stati installati vicino all’impianto trattamento rifiuti.
    Come è noto, il giorno 12 Aprile alle 10:35 UTC ha avuto inizio il trasferimento dell’acqua contaminata dalla trincea adiacente l’edificio turbina dell’Unità 2 al condensatorecondensatore
    Dispositivo in cui si realizza il raffreddamento di un gas (o vapore) che si trasforma in liquido (cedendo energia) grazie al contatto con un altro fluido che, invece, acquista energia e si riscalda.
    . Attualmente il trasferimento è attivo sia dalle trincee che dalla base dell’edificio turbina. L’interruzione dei trasferimenti avviene, generalmente, o per controlli di eventuali perdite del circuito di trasferimento o per operazioni di riallaccio elettrico a causa di switching della rete da/verso rete esterna o diesel di emergenza che produce lo spegnimento delle pompe di trasferimento dell’acqua verso i serbatoi.

    Perdita di acqua contaminata in mare

    Al fine di limitare la dispersione in mare aperto dell’acqua contaminata sono state installate delle particolari barriere in alcuni specchi di acqua tra il molo ed i canali di adduzioneadduzione
    In un impianto elettrico, indica il trasferimento dell’acqua nei pressi della centrale.
    alle quattro Unità. Infatti, sono state predisposte delle barriere di contenimento come di seguito descritto. Sul lato del canale di adduzione dell’Unità 2, sulla parete dove era presente la perdita di acqua contaminata, è stata posta in opera una barriera composta da una serie di lastre di acciaio (completata il 15 Aprile 2011 alle 05:15 UTC). Sono state, inoltre, installate delle barriere filtranti agli ingressi dei canali di adduzione di ciascuna Unità, nonché a nord e a sud del canale di ingresso dell’acqua alla centrale (completate alle 3:20 del 14 Aprile 2011). Infine, sono state posizionate numerose sacche contenenti zeolite nei pressi delle griglie di ingresso dell’acqua ai condensatori delle tre Unità. Ciò al fine di trattenere e catturare specifici elementi radioattivi. Queste sacche, inoltre, consentono di campionare ed analizzare la zeolite per analizzarne la radioattività trattenuta.

    La TEPCO ha reso noto che l’11 maggio in seguito alla presenza di acqua proveniente dal condotto dei cavi elettrici per le pompe di presa dell’acqua di mare dell’Unità 3 si è ipotizzata una rottura simile a quella generatasi nell’Unità 2. La fuoriuscita di acqua è stata interrotta mediante una colata di cemento proprio all’interno del pozzetto prossimo alla presa a mare. Come già effettuato per l’Unita 2 si stanno cercando eventuali ulteriori vie di fuga. La TEPCO ha dichiarato che per risolvere la perdita di acqua contaminata interverrà in modo analogo a quanto effettuato per l’Unità 2.

    Si stima che nel periodo tra il 9 e l’11 maggio sia stata rilasciata la seguente quantità di radioattività: 8.5 1011Bq di I-131, 9.3 1012 Bq di Cs134 e 9.8 1012 Bq di Cs 137; e la radioattività nel pozzetto in prossimità della presa a mare era intorno ai 1013 Bq. La NISA riporta che la maggior parte della radioattività dovrebbe essere ancora contenuta all’interno del porto grazie anche alle difese installate a seguito delle precedenti fuoriuscite d’acqua dalle Unità 2 e 3; non si esclude che, con il tempo, gli interventi adottati all’interno del porto perdano l’efficacia di trattenere la radioattività.

    Rilascio in mare di acqua debolmente contaminata

    Dal 4 al 10 Aprile è stata scaricata in mare acqua a basso livello di contaminazione (per un totale di 1,5 1011 Bq), proveniente dall’edificio principale di trattamento dei rifiuti radioattivi. Come è ormai noto, tale operazione è servita per rendere disponibili dei serbatoi per immagazzinare l’acqua altamente contaminata presente negli edifici turbine e relative trincee. È stato effettuato il rilascio in mare dell’acqua a bassa concentrazione di attività (ad oggi 1343 tonnellate), presente nei pozzi di drenaggio delle Unità 5 e 6. Tale operazione si è resa necessaria al fine di proteggere i sistemi operativi delle unità.

    Principali attività in corso sull’impianto

    Gestione della problematica dell’idrogeno

    La TEPCO, in data 6 aprile, ha pianificato l’iniezione di azotoazoto
    Elemento chimico costituente il 78% dell’aria in volume. L’uso commerciale più diffuso dell’azoto è nella produzione di ammoniaca, sostanza costituente dei fertilizzanti. L’azoto liquido è impiegato anche come refrigerante per il trasporto di alimenti.
    nel contenitore primario (PCV) dell’Unità 1. Tale operazione, autorizzata dalla NISA, è stata avviata alle ore 13:30 UTC e tuttora in corso. Questa scelta deriva dall’ipotesi che l’idrogeno generatosi nel vessel possa andare ad accumularsi nel PCV. L’iniezione di azoto intende prevenire la possibile formazione di miscele gassose potenzialmente pericolose. L’iniezione di azoto è ancora in corso, anche se la probabilità di un evento esplosivo distruttivo è estremamente ridotto.

    Raccolta detriti

    Al fine di rendere agibili le zone esterne agli edifici delle Unità 1-4 e degli edifici turbina, si sta procedendo allo sgombero dei detriti causati dello tsunami e dall’esplosione dei solai degli edifici delle Unità 1-3-4 e all’abbattimento di alberi al fine di rendere più agibili le zone di accesso e transito. I mezzi utilizzati dagli operatori sono remotizzati a causa dei livelli di radiazione presenti nella zona.

    Raffreddamento delle Unità

    Attualmente il raffreddamento delle Unità1, 2 e 3 viene effettuato in ciclo aperto cercando, ove possibile, di recuperare l’acqua di raffreddamento inserita. In realtà si sta procedendo al drenaggio dell’acqua dalla base dell’edificio reattore e dalle trincee elettriche adiacenti, per mezzo di pompe che rimandano l’acqua al sistema di trattamento e successivamente al reattore, ciò fintanto che non si ripristinerà la refrigerazione a ciclo chiuso.

    Installazione di nuova strumentazione all’interno degli edifici reattore

    Al fine di installare un nuovo strumento per la misura del livello dell’acqua all’interno del reattore dell’Unità 1, e quindi per consentire l’ingresso al personale addetto, sono state installate sei unità di aspirazione e filtrazione nell’edificio reattore. La TEPCO ha stimato che l’apertura della porta di accesso del personale ha comportato un rilascio controllato, in termini di I-131 e Cs134/137, di circa 5x108Bq. La TEPCO stessa ha valutato che l’impatto dosimetrico sugli individui della popolazione è inferiore a 1 mSv.
    L’accesso all’Unità 2 è stato effettuato utilizzando la medesima procedura; anche in questo caso la TEPCO stima che la dose al personale risulterà inferiore ad 1 mSv. Non si è ancora riusciti ad installare i misuratori di livello dell’acqua nel reattore.
    In modo analogo, del personale della TEPCO è entrata nell’Unità 4 per effettuare il montaggio di pali a fini strutturali nel piano sottostante la piscina di accumulo del combustibile esaurito. La successiva operazione schedulata dalla TEPCO sarà quella di operare una gettata di calcestruzzo per conglobare la palificazione montata, così da aumentare i margini di sicurezza statica della piscina stessa.
    Al fine di effettuare dei rilevamenti radiometrici, il 9 giugno personale addetto della centrale è entrato nell’edificio reattore dell’Unità 3.

    Installazione di una copertura per l’edificio reattore dell’Unità 1

    Il 13 maggio la TEPCO ha iniziato i lavori di preparazione per l’installazione di una copertura per l’edificio reattore dell’Unità 1 ai fini di prevenire e contenere la diffusione di sostanze radioattive per il medio e lungo periodo. La struttura e di tipo reticolare metallica; la TEPCO, attraverso immagini elaborate al computer, ha mostrato come verranno assemblate le varie parti della struttura coprente. Dalle informazioni rese disponibili risulta che i sistemi da aggancio e serraggio delle varie parti della struttura non richiedono interventi diretti degli operatori.

    Stato del sito nucleare

    Ripristino delle alimentazioni elettriche normali

    Le attività di ripristino dell’alimentazione elettrica e della refrigerazione del combustibile presente nei reattori delle unità 1-3 e nelle piscine delle unità 1-4 proseguono analogamente a quanto effettuato nei giorni precedenti. Le pompe elettriche mobili deputate al raffreddamento dell’RPV, alimentate dai diesel mobili, sono passate sotto l’alimentazione elettrica normale.

    Stato dei reattori

    Attualmente la refrigerazione dei reattori delle unità 1, 2 e 3 avviene per mezzo di iniezione di acqua che proviene sia dal serbatoio di acqua dolce filtrata, sia dal sistema di acqua trattata dal sistema di trattamento che riceve acqua dalle pompe che pescano dall’edificio turbina e dalle trincee elettriche adiacenti. Quando il sistema di trattamento si interrompe per guasti o manutenzione, l’acqua è garantita dal serbatoio di acqua dolce filtrata, menzionato, che riceve l’acqua proveniente dal bacino di Sakashita (sito nella prefettura di Fukushima a circa 10 km dall’impianto) utilizzato fin dal 25 Marzo per l’iniezione di acqua dolce nei reattori delle Unità 2 e 3.
    La TEPCO ha comunicato che a titolo precauzionale all’interno dei reattori danneggiati si sta iniettando dell’acido borico per evitare incidenti di criticità.

    Le Unità 5 e 6 restano in condizioni di arresto a freddo con i sistemi di impianto alimentati dalla rete elettricarete elettrica
    Insieme delle linee elettriche, delle stazioni elettriche e delle cabine elettriche adibite alle operazioni di trasmissione e distribuzione dell’elettricità. La rete elettrica può essere ad alta tensione (da 40 a 380 kV), a media tensione (da 1 a 30 kV) o bassa tensione (380 V).
    esterna. Come già menzionato, si stanno effettuando iniezione di Azoto nei contenitori primari delle tre Unità.

    Il giorno 17 aprile hanno avuto inizio delle ispezioni all’interno dell’edificio reattore delle Unità 1, 2 e 3 mediante l’ausilio di un robot remotizzato. La TEPCO ha comunicato che le ispezioni sono state condotte allo scopo di valutare lo stato radiologico all’interno delle tre Unità. I livelli di radiazione rilevati nell’edificio reattore dell’Unità 1 variavano da 10 a 49 mSv/h, mentre per l’Unità 3 variavano da 28 a 57 mSv/h. L’elevato livello di radiazioniradiazioni
    Termine generico utilizzato per indicare fenomeni di trasporto dell’energia. Le radiazioni sono onde elettromagnetiche che possono essere caratterizzate da una determinata lunghezza d’onda a seconda della sorgente che le genera. La radiazione visibile, per esempio, è costituita da onde elettromagnetiche che percepiamo sotto forma di luce e che associamo a colori diversi. I raggi X, invece, sono radiazioni di minore lunghezza d’onda  emesse da elettroni molto veloci che decelerano bruscamente urtando contro un bersaglio metallico. Sono radiazioni molto penetranti utilizzate in diagnosi medica e in molte altre situazioni in cui occorre “vedere” all’interno di oggetti chiusi.
    non ha però impedito ai tecnici di predisporre un piano per l’ingresso negli edifici reattori. Il giorno 29 aprile dalle ore 2.36 alle 5.05 circa, utilizzando lo stesso metodo si confermava che nessuna perdita si evidenziava tra contenimento primario e l’edificio reattore.

    Misure termografiche della temperatura della piscine del combustibile esaurito delle quattro Unità mostrano:

    Unità 1 = N/A

    Unità 2 = 34 °C

    Unità 3 = 62 °C

    Unità 4 = 86 °C

    Si continua ad iniettare acqua nelle piscine secondo necessità, tranne nella piscina dell’Unità 2 che si è stabilito un ciclo chiuso.

    Stima del danneggiamento del nocciolo

    La NISA, in un’informativa del 18 Aprile, riportava una stima del danneggiamento del nocciolo per le Unità 1, 2 e 3. A seguito dell’abbassamento del livello dell’acqua nel vessel si è determinato l’innalzamento della temperatura delle guaine delle barrette di combustibile. Tale innalzamento in presenza di una miscela acqua-vapore ha innescato l’ossidazione delle guaine delle barrette di combustibile. Il processo di ossidazione ha generato l’idrogeno che è stato la causa delle esplosioni avvenute all’interno degli edifici. La successiva fessurazione delle guaine delle barrette di combustibile ha portato al rilascio degli elementi gassosi contenuti nelle barrette stesse. Da una valutazione preliminare sull’ammontare della radioattività rilasciata è stata stimata la percentuale di nocciolo danneggiato, che risultava pari al 55% per l’Unità 1, al 35% per l’Unità 2 ed al 25% per l’Unità 3. Inoltre la NISA presume che vi sia stata una probabile fusione delle pastiglie del combustibile in quanto sono state rilevate, all’interno degli edifici reattore delle Unità 2 e 3, alte concentrazioni di radionuclidi che normalmente restano confinati all’interno delle pastiglie integre.

    Relativamente alla sola Unità 1, la misura effettuata utilizzando il nuovo misuratore di livello introdotto all’interno del RPV, confutando la valutazione precedente, ha evidenziato un livello effettivo dell’acqua inferiore rispetto a quello stimato in precedenza; ciò ha portato alla conclusione che il combustibile, sin dalle prime ore dell’incidente, è rimasto completamente scoperto a causa di una ipotizzabile perdita dal RPV. Dalle suddette valutazioni la TEPCO ha concluso che la gran parte degli elementi di combustibile si sia fusa e raccolta sul fondo del recipiente in pressione; pur tuttavia, le temperature misurate intorno al RPV indicano che il danno effettivo al recipiente stesso è limitato e che il nocciolo fuso continua ad essere refrigerato dall’acqua iniettata. In analogia con quanto accaduto per l’Unità 1, anche per le Unità 2 e 3, da una analisi effettuata dalla TEPCO, risulta che il combustibile delle unità suddette si sia danneggiato tra il 14 e 15 marzo e che, come per la Unità 1, si sia addensato verso il fondo del recipiente in pressione (RPV, reactor pressure vessel). Le temperature rilevate sul fondo del RPV risultano costanti e mostrano una situazione di stazionarietà, TEPCO escludere una emissioneemissione
    Qualsiasi sostanza solida, liquida o gassosa introdotta nell’atmosfera a seguito di processi naturali o antropogenici, che produce direttamente o indirettamente un impatto sull’ambiente.
    in larga scala di materiale radioattivo.

    Dati radiometrici e conseguenze radiologiche aggiornti al 5 luglio 2011 – Pdf

     

    Fonte: ISPRA, 06/07/2011

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