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nucleare · Conclusioni · Appendice A – Considerazioni di
Carattere Sismico · Appendice B –
Alcuni esempi di sistemi di sicurezza degli impianti esistenti · Ringraziamenti · Bibliografia
· ·
La
filosofia della sicurezza negli impianti nucleari
Obiettivi
della Sicurezza Nucleare
Gli
obiettivi della sicurezza nucleare[13] consistono nell'assicurare condizioni
di localizzazione e di impianto tali da soddisfare principi di protezione
adeguati, quali, ad esempio, i principi radioprotezionistici
internazionalmente accettati. In
particolare l'impianto nel sito scelto dovrà garantire che la popolazione ed
i lavoratori non ricevano effetti sanitari da radiazioni superiori nei limiti
stabiliti e che tali effetti siano, comunque, i più bassi ragionevolmente
ottenibili in tutte le condizioni operative ed in caso di incidenti. L'approccio
di base della Sicurezza Nucleare
Nel
settembre del 1989[6] la IAEA (International Atomic Energy Agency) organizzò
a Vienna una riunione per discutere delle filosofie di sicurezza da adottare
per gli impianti nucleari occidentali. Si discuteva molto a quell’epoca sulla
necessità di prevedere o meno dei piani d’emergenza in caso di incidente
nucleare grave. L’approccio seguito fino ad allora era di tipo ‘probabilistico’: ossia la frequenza di
accadimento di tale evento doveva essere dell'ordine di migliaia o centinaia
di migliaia di anni. Tuttavia ci si rese conto che alla popolazione poco
importava se un incidente si fosse verificato oggi, e poi la prossima volta
fra 1 milione di anni! Fu
così che la delegazione italiana, assieme a quella francese, proposero di
passare ad un approccio di tipo ‘deterministico’:
ovvero di effettuare per ogni impianto un'analisi di sicurezza in modo da
garantire che per qualsiasi incidente, per quanto grave (anche con fusione
del nocciolo del reattore - il temuto meltdown),
non ci sarebbe stato nessun effetto sanitario al di fuori della centrale. Era
un principio già adottato in Francia ed in Italia, volto a disaccoppiare le
motivazioni più squisitamente tecniche da quelle tipiche della protezione
civile. Il principio fu accolto ed adottato dalla IAEA. La Sicurezza Nucleare degli impianti esistenti e
futuri
I
reattori esistenti (Generation II) Il
principio di base del design degli impianti nucleari è quello della difesa in profondità. Le barriere che si
interpongono fra la popolazione e la fuoriuscita dei prodotti radioattivi
sono almeno quattro: la matrice (attualmente ceramica) del combustibile,
l’incamiciatura, il circuito refrigerante (di cui fa parte il vessel), il sistema di contenimento. Il
contenimento esterno del reattore (assente del caso del reattore di
Chernobyl, in quanto il reattore era stato progettato per produrre Pu WG il
che richiedeva un ricambio del combustibile molto frequente, cosa non
effettuabile con un contenimento di tipo occidentale) serve sia per
proteggere l’ambiente esterno dall’impianto (in caso di incidente e
conseguente rilascio di prodotti radioattivi) che viceversa (attentati,
incidenti aerei, inondazioni, etc.). Un
contenitore tipico della tecnologia occidentale (cilindrico con cupola
emisferica) del tipo Framatome N4
presenta le seguenti caratteristiche[2]: -
diametro interno: 43,80 m -
spessore: 1,20 m -
altezza massima: 59,16 m -
volume interno: 78˙000 m3 -
spessore contenitore secondario: 0,055 m Sia
il contenitore che l’intercapedine prevista fra le due strutture di
contenimento sono mantenuti in depressione in modo da minimizzare le perdite
verso l’esterno (principio del doppio contenimento). Può
sopportare pressioni interne dell’ordine di 7 Kg/cm2 (ovvero pari
al primo picco di pressione in seguito a LOCA(1)). Al suo interno sono contenuti una serie di spray che ‘innaffiano’
il reattore in caso di incidente, riducendo il quantitativo di prodotti
radioattivi gassosi dispersi nel contenimento e contribuendo al raffreddamento. Il
circuito refrigerante del reattore rappresenta la seconda barriera fisica fra
il rilascio dei prodotti radioattivi e l’esterno. Trattasi di un circuito di
tubi di acciaio inossidabile austenitico (la Figura 1 mostra il dettaglio del
circuito refrigerante di un reattore PWR (Pressurized Water Reactor)), che
collegano fra loro il vessel, le pompe di circolazione, i generatori di
vapore ed il pressurizzatore. Sono progettati prendendo in considerazione
tutti i carichi relativi a tutte le condizioni operative in cui l’impianto
potrebbe venire a trovarsi. La disposizione delle tubazioni consente una
adeguata flessibilità in modo da consentire la limitazione delle
sollecitazioni in seguito a particolari condizioni di esercizio. Sono
previsti opportuni sistemi di vincolo (smorzatori detti anche snubbers),
per limitare le sollecitazioni dinamiche in caso di sisma (la Figura 2 mostra
il dettaglio di uno snubber per la
limitazione delle sollecitazioni sismiche). (1) LOCA: Loss Of Coolant Accident, ossia incidente da
perdita di refrigerante. Rappresenta uno degli scenari peggiori cui
l’impianto può andare incontro. Dopo lo spegnimento del reattore nucleare per
mezzo delle barre di controllo i prodotti di fissione continuano a decadere,
generando calore. Dopo circa un’ora la potenza del reattore si riduce all’1%
circa di quella di esercizio (allo 0,5 % dopo un giorno). Su 3000 MWth si
ottengono potenze di decadimento dell’ordine di 30 MWth, potenza consistente
(pari a quella di circa 60 autotreni). Quest’ultima va smaltita, altrimenti
la temperatura del combustibile continua a salire fino al danneggiamento e
conseguente rilascio dei prodotti di fissione. Per smaltire la potenza di
decadimento dei prodotti radioattivi è sufficiente mantenere costantemente sotto
un battente di acqua il combustibile
Figura 1
Figura 2 Procedendo
nell’analisi delle barriere che si interpongono fra i prodotti di fissione e
l’esterno si incontra l’incamiciatura (cladding) del combustibile (la
Figura 3 mostra il dettaglio dell’elemento combustibile di un PWR
(Pressurized Water Reactor)). Compito di quest’ultima è quello di contenere,
anche strutturalmente, le pellet di
ossido di uranio che costituiscono il combustibile nucleare. Normalmente sono
realizzate in lega di zirconio (zircaloy-2 o zircaloy-4), ma in alcuni casi
anche in acciaio inossidabile. Trattasi di leghe resistenti alla corrosione.
Gli elementi di combustibile vengono chiusi alle estremità con tappi saldati
elettronicamente (EBW), dopo essere stati riempiti di gas elio a pressioni
dell’ordine di 20÷30 Kg/cm2, consentendo così anche la verifica
certa e semplice del grado di tenuta delle guaine. Nella zona superiore della
barretta viene lasciato un volume pari al 5 % del totale per consentire la
raccolta dei gas prodotti dalla fissione nucleare.
Figura 3 Ultima
barriera infine al rilascio dei prodotti radioattivi verso l’esterno può
essere considerata la stessa matrice ceramica che compone il combustibile
nucleare (la Figura 4 mostra il dettaglio delle pellet di uranio). Il
combustibile nucleare infatti (generalmente uranio) si presenta nella forma
di ossido (UO2) in polvere di diverse granulometrie, sinterizzate
al 95% della densità teorica dopo pressatura a freddo. Tale materiale
presenta notevole stabilità ad alta temperatura ed una adeguata resistenza
alle radiazioni. Presenta punto di fusione pari a 2865 °C, ed è inerte ad
attacco chimico con acqua calda. Presenta ottime capacità di ritenzione dei
gas di fissione fino a 1000 °C.
Figura 4 A
tali barriere ingegneristiche di tipo passivo si aggiungono poi una lunga
serie di sistemi di sicurezza, attivi e passivi, atti a prevenire o gestire
le più svariate condizioni incidentali. I
dati riportati finora fanno principalmente riferimento ad impianti di tipo PWR.
Come ulteriore esempio di impianto attualmente funzionante si riporta[1] di
seguito l’illustrazione delle caratteristiche di sicurezza di un tipico
impianto nucleare ad acqua bollente (BWR) (la Figura 5 mostra le barriere
multiple in un convenzionale reattore ad acqua bollente (BWR)).
Figura 5 Si
possono notare, nell’ordine (dall’esterno verso l’interno): -
edificio di contenimento in cemento armato dello spessore di circa 1 metro -
maglia d’acciaio spaziata di circa 30 centimetri del diametro di circa 6 cm -
liner metallico interno di contenimento dello spessore di circa 4 cm -
parete del Dry Well (pozzo secco), con rinforzo in
maglia metallica di circa 6 cm e parete di cemento armato dello spessore di
circa 1,5 metri -
schermo biologico, dello spessore di oltre un metro, con copertura metallica
interna ed esterna di circa 2,5 cm -
vessel del reattore, in acciaio al carbonio, dello spessore tipico
dell’ordine di 20 cm -
matrice ceramica del combustibile - Weir Wall (piscina di raccolta), dello spessore di circa mezzo metro -
piedistallo, dello spessore di circa 2 metri, con ricopertura sia esterna che
interna di 2,5 cm di acciaio. Generation
III e III+ (EPR e HTR) I
reattori nucleari delle Generation III e III+ presentano delle caratteristiche
innovative rispetto ai reattori della II generazione. L’obiettivo di questa
tipologia di reattori è quello di 108 anni-reattore senza
incidenti, ovvero, in altri termini, un reattore costruito all’epoca dei
dinosauri (ossia all’inizio del periodo Cretacico superiore) avrebbe avuto
meno del 50% della probabilità di essere soggetto ad un guasto dalla sua
“costruzione” fino ad ora. In
questo contesto si colloca l’EPR (European
Pressurized Reactor), inizialmente sviluppato dalla francese Framatome e dalla tedesca Siemens[8] (attualmente, per la parte
nucleare, fuse nell’AREVA). Le caratteristiche del progetto riguardano un
incremento ulteriore della sicurezza nucleare ed una migliore competitività
economica. Trattasi di un reattore da 1600 MWe, per un costo
previsto di 3 miliardi di € (una centrale di questo tipo è già in costruzione
ad Olkiluoto, in Finlandia). Il reattore può bruciare uranio arricchito fino
al 5 %, come anche i combustibili MOX (ossidi misti di uranio e plutonio). Il
rendimento termodinamico è del 36 %, burnup 60 GWd/t (contro i 33 GWd/t dei
reattori tradizionali), fattore di utilizzazione fino al 92 %, livello
sismico 0,25 g, vita operativa 60 anni. Tale reattore potrebbe fornire
energia elettrica al nostro Paese ad
un costo di 2÷2,5 eurocent/KWh (applicando il modello di calcolo presentato
in [9]). Tale filiera presenta delle ulteriori importanti innovazioni in
merito alla sicurezza nucleare rispetto agli impianti tradizionali (la Figura
6 mostra i principali sistemi di sicurezza del reattore EPR [8]).
Figura 6 Fra
gli altri sistemi della Generation III si può annoverare l’AP600 (Advanced Passive, da 600 MWe)
(la Figura 7 mostra il sistema di contenimento del reattore AP600 con sistemi
di rimozione passiva del calore). Trattasi di un reattore a due loop (circuiti di raffreddamento), con
margini di sicurezza più significativi e semplificazioni impiantistiche. Il
generatore di vapore è stato ingrandito per incrementare i margini operativi.
La sua densità di potenza è stata ridotta del 30 % rispetto ai PWR
tradizionali. I sistemi passivi di sicurezza basano il loro funzionamento
sulla l’azione della gravità, come nel caso della circolazione naturale,
oppure sull’energia accumulata, come ad esempio quella dei gas compressi.
Tali sistemi inoltre sono progettati per esplicare la loro azione per 72 ore
dopo l’evento incidentale, indipendentemente dall’azione degli operatori.
Sono previsti un insieme di sistemi iniezione di acqua borata (azionati da
azoto compresso) passivi per lo spegnimento automatico del reattore in caso
di necessità. La rimozione passiva del calore è affidata anche all’edificio
di contenimento, attraverso la circolazione naturale dell’aria (effetto
camino) nell’intercapedine fra il guscio metallico e la parete di
calcestruzzo. Un mezzo aggiuntivo per il raffreddamento è costituito da un
deposito di acqua sulla cima dello schermo di calcestruzzo. Tale deposito è
progettato per operare per 3 giorni, dopo i quali dovrebbe essere nuovamente
riempito. In ogni caso, anche se questo non avvenisse l’edificio di
contenimento raggiungerebbe la sua massima pressione entro 2 settimane, e
sarebbe pari al 90 % della pressione di progetto. Si stima presenti un costo
di installazione di 1370 $/KW.
Figura 7 Oltre
a quelli già descritti, fra i sistemi della Generation III c’è poi l’SBWR (Simplified Boiling Water Reactor),
reattore da 600 MWe, che unisce le sue caratteristiche di
circolazione naturale e sicurezza passiva per rafforzare le misure di
sicurezza e la semplificazione impiantistica. Anche in questo caso la potenza
è stata ridotta del 25 % rispetto al BWR per incrementare i margini di
sicurezza. La circolazione naturale (o meglio la ricircolazione) rappresenta
la caratteristica più interessante di questa tipologia di reattori. Anche in
questo caso molti dei componenti sono realizzati in fabbrica (invece che sul
cantiere), consentendo minori tempi di realizzazione e costi. Infine,
last but not least, fra i reattori
della Generation III+
rientrano i reattori a gas ad alta temperatura. L’elemento fondamentale della sicurezza per
i reattori HTR[12] è costituito dal fatto che gli esperimenti di
surriscaldamento per simulare situazioni incidentali hanno indicato che i
prodotti di fissione sono trattenuti praticamente del tutto (in assenza di
acqua e di aria) nelle particelle TRISO per temperature inferiori a 1600 °C. Inoltre la bassa densità di potenza tipica
di questi reattori (qualche KW/l) fa si che anche questa temperatura non
venga mai raggiunta. Generation
IV
I
reattori della futura generazione sono
attualmente allo studio, e si suppone saranno commercialmente disponibili a
partire dal 2030. Difatti, per iniziativa del DOE (Department Of Energy), è
nata alcuni anni fa la Generation IV
Initiative: si tratta di un progetto a lungo termine, che si occupa di
tutti gli aspetti connessi alla produzione di energia per via nucleare (nuovi
reattori, cicli del combustibile innovativi, produzione di idrogeno e di
acqua potabile, ecc.) e rappresenta la “naturale” evoluzione di questa
tecnologia (la Figura 8 mostra l’evoluzione della tecnologia nucleare[15]).
Figura 8 Questo
progetto è caratterizzato da quattro scopi fondamentali[15]: -
Economicità di esercizio -
Sicurezza intrinseca e passiva anche nelle più severe condizioni incidentali;
-
Minimizzazione del volume di scorie e della loro radiotossicità -
Resistenza alla proliferazione In
particolare, per ciò che concerne il secondo punto, sono richieste
caratteristiche di sicurezza intrinseca “trasparenti”, ossia comprensibili
anche per i non esperti, sì da aumentare, a meno di prese di posizione
ideologiche, la confidenza dell’opinione pubblica nei confronti dell’energia
nucleare. Gli scopi di tale iniziativa (fra cui un ruolo fondamentale è
ricoperto dagli aspetti di sicurezza) sono riportati nella Tabella 1 (scopi
della Generation IV Initiative[15]).
Tabella 1 La
IV Generazione mira, in sostanza, ad un “nucleare sostenibile”, capace di sfruttare
al meglio le risorse disponibili nel rispetto dell’ambiente. Per ulteriori
approfondimenti sull’argomento si invita a consultare [15]. Procedura Autorizzativa per l'avvio di un impianto
nucleare
Costruire
una centrale nucleare non è una cosa semplice in quanto le autorità
competenti sottopongono ogni nuova iniziativa a controlli accurati e
completi. Le brevi note che seguono indicano, per sommi capi, i passi necessari per ottenere la Licenza di Esercizio degli impianti nucleari nel nostro Paese. Come è facile evincere gli enti coinvolti sono innumerevoli, mentre gli attori sono almeno tre: l’Utility (che potrebbe essere, ad esempio, l’ENEL), il Costruttore (ad es. Ansaldo), e l’Ente di Controllo (ad es. APAT). Trattasi di entità separate e del tutto indipendenti; la realizzazione degli impianti è subordinata alla loro approvazione. Per
chi volesse approfondire l’argomento si consiglia di consultare [5] e [13]. Le
procedure autorizzative per la costruzione e la messa in esercizio di un
impianto nucleare nel nostro Paese (ed in generale in tutti i Paesi
Occidentali) sono particolarmente lunghe e complesse. Si
riporta di seguito in Tabella 2 il riassunto delle varie fasi
dell’istruttoria per la messa in marcia di un impianto nucleare[5] assieme
alla documentazione richiesta[5].
Tabella 2 Fase
A: Ottenimento da parte del richiedente del nulla osta di costruzione
Il
richiedente trasmette al Ministero dello Sviluppo Economico (MSE) il Progetto di Massima dell’Impianto ed
il Rapporto Preliminare di Sicurezza. Copia
di tali documenti viene inviata dal MSE all’Ente di Controllo (APAT), il
quale redige una relazione tecnica sul Progetto di Massima, che a sua volta
viene inviata al MSE, che la inoltra ai Ministeri della Sanità, Lavoro,
Lavori Pubblici, Interno e Beni Culturali. Questi ultimi entro 60 giorni devono esprimere un parere in merito al Progetto di Massima ed all’ubicazione dell’impianto, recepite dalla commissione tecnica dell’Ente di Controllo, che esprime quindi un parere tecnico finale. Uno schema esemplificativo (i nomi dei Ministeri e degli Enti coinvolti risalgono a qualche anno fa) della procedura è riportato nella Figura 9 che mostra lo schema della procedura autorizzativa per l’ottenimento del nulla osta di costruzione (Legenda: RPS – Rapporto Preliminare di Sicurezza, RTC – Relazione Tecnica di Commento, RM – Relazione del Ministero). In
seguito a tale procedura il MSE trasmette al richiedente: -
Autorizzazione e nulla osta alla costruzione -
Elenco dei componenti dell’impianto ritenuti rilevanti ai fini della
sicurezza nucleare e della protezione sanitaria Fase
B: Approvazione dei Progetti Particolareggiati
In
seguito alla Fase A il richiedente trasmette all’Ente di Controllo i progetti
particolareggiati delle parti dell’impianto, completi delle relazioni tecniche
che ne dimostrino la rispondenza ai fini della Sicurezza Nucleare e della
Protezione Sanitaria.
Figura 9 Fase
C: Approvazione del Progetto delle Prove Combinate d’Impianto
Tali
prove, di natura “non nucleare”, sono antecedenti al caricamento del
combustibile nucleare. Al
termine della costruzione delle parti d’impianto contenute nei Progetti
Particolareggiati, il richiedente trasmette il Programma Generale delle Prove
Combinate d’Impianto all’Ente di Controllo, il quale, sentita la commissione
tecnica, provvede ad approvarle. Fase
D: Esecuzione delle Prove Combinate d’Impianto
La
responsabilità per la corretta esecuzione di tali prove, in accordo col
Programma approvato al precedente punto, ricade sul richiedente. Assistono
alle prove gli ispettori dell’Ente di Controllo. Successivamente in caso di
idoneità quest’ultimo autorizza il caricamento del combustibile nucleare
(fino a questo punto infatti si è gestito un impianto del tutto
convenzionale). Fase
E: Approvazione del Piano d’Emergenza Esterno
Il
Piano d’Emergenza Esterno contempla l’insieme delle azioni da compiere da
parte delle autorità responsabili, in caso di incidente, per la pubblica
incolumità. Con anticipo di almeno 150 giorni il richiedente invia all’Ente
di Controllo i seguenti documenti: -
Rapporto Intermedio di Sicurezza -
Rapporto Tecnico L’Ente
di Controllo sottopone i documenti alla commissione tecnica. Il Rapporto
Tecnico (entro 30 giorni) viene inviato al Ministero dell’Interno, che lo
inoltra al Prefetto di competenza. Il
Piano d’Emergenza Esterno viene compilato dal Comitato apposito della
Prefettura, inviato all’Ente di Controllo, che sentita la commissione tecnica
lo invia al Ministero dell’Interno entro 30 giorni. Quest’ultimo procede
all’approvazione entro 10 giorni. Ad approvazione avvenuta il Ministero
dell’Interno invia il Piano d’Emergenza esterno al Prefetto (che dispone
tutte le misure necessarie in caso di necessità) ed al richiedente. Fase
F: Approvazione del Programma Generale delle Prove Nucleari
Il
richiedente trasmette all’Ente di Controllo la seguente documentazione: -
Rapporto Finale di Sicurezza -
Regolamento di Esercizio -
Manuale di Operazione -
Programma Generale delle Prove con Combustibile Nucleare -
Certificato di esito positivo delle prove non nucleari -
Organigramma del personale preposto ed addetto all’esercizio dell’impianto
(con relative patenti di idoneità) -
Proposte di Prescrizioni Tecniche L’Ente
di Controllo, sentita la commissione tecnica, provvede ad approvare il
Programma delle Prove Nucleari. Fase
G: Esecuzione delle Prove Nucleari
Il
richiedente è tenuto a presentare all’Ente di Controllo le specifiche
dettagliate di ciascuna prova; quest’ultimo rilascia il permesso
condizionandolo all’osservazione o meno di alcune prescrizioni. Per ogni
prova deve essere compilato il relativo verbale, a cura del richiedente (che
è responsabile della corretta esecuzione e dell’esattezza dei calcoli). Fase
I: Licenza di Esercizio
In
seguito ad esito positivo delle prove nucleari il richiedente richiede la
Licenza di Esercizio (quella che consente di ‘accendere’ ed ‘usare’
l’impianto) al MSE, che la rilascerà con validità annuale. Conclusioni
Dalle
argomentazioni sopra esposte appare evidente come il tema della sicurezza
nucleare abbia occupato un posto centrale nella progettazione degli impianti
sin dall’inizio della loro storia. Esprimendosi in gergo automobilistico si
potrebbe dire che gli impianti nucleari sono ‘nati’ con le cinture di
sicurezza, gli airbag e le barre laterali. Appare dunque assolutamente
ingiustificato il timore del pubblico verso lo sfruttamento di questa forma
di energia (si ricordi che accendendo il ‘fuoco’ atomico l’uomo ha imparato a
convertire la massa in energia 2 milioni di volte più efficacemente dell’uomo
primitivo!), demonizzata da un’informazione sempre tecnicamente scorretta e
di norma strumentalmente propagandistica, ideologica ed addirittura
‘terroristica’. Le
argomentazioni tecniche addotte nel presente documento cercano di fare
chiarezza, seppur sinteticamente ed in maniera assolutamente non esaustiva,
sulla tematica. Comunque
può essere invocata una dimostrazione insita nei fatti. La sostanziale
assenza di incidenti rilevanti ai fini della protezione sanitaria in impianti
di tipo occidentale a partire dall’accensione della prima pila atomica (ad
opera di Enrico Fermi, il 2 dicembre 1942) (decine di migliaia di
anni-reattore), costituisce una chiara evidenza di quanto si è cercato di
esporre. Si
potrebbe obbiettare indicando l'incidente di Chernobyl. Ma tale incidente è
talmente al di fuori dell'attuale normalità, sia per il tipo di reattore che,
essendo plutonigeno, non poteva essere dotato di un sistema di contenimento
di tipo occidentale (anche altri reattori plutonigeni, quali Hanford (USA) e
Windscale (UK), per lo stesso motivo, non possedevano alcun contenimento),
sia per le manovre effettuate che, nella loro "mostruosità"
tecnica, si possono paragonare, per le conseguenze, ad aver collocato e fatto
esplodere nel reattore un ordigno di notevole potenza. Pertanto esso non può
essere inserito nella casistica della sicurezza degli impianti nucleari. Comunque se proprio lo si volesse prendere in esame si potrebbe concordare con la massima evangelica "oportet ut scandala eveniant". Infatti anche in questo caso estremo (completa assenza di contenimento e manovre sconsiderate) le conseguenze, seppur tragiche, sono state limitate e paragonabili, per numero di morti, a quelle delle strade italiane nell'arco di un week-end. La
diffusione su grandi distanze della radioattività (anche a bassissimi
livelli) ha dimostrato inoltre una cosa importante e mai abbastanza
sottolineata: l'estrema "visibilità" delle radiazioni nucleari. A
differenza di altri inquinanti, noi siamo in grado di individuare anche
livelli minimi ed assolutamente non pericolosi di radioattività e quindi di
prendere tempestivamente tutte le contromisure eventualmente necessarie. È
questo un ulteriore argomento a favore dell'energia nucleare che risulta in
ogni caso di gran lunga la meno inquinante di qualsiasi altra forma di
energia su scala industriale, idroelettrica inclusa (inatti, nelle immediate
vicinanze dei bacini idroelettrici il peso dell'acqua provoca un
compattamento del terreno con conseguente emissione di gas radon aumentando
notevolmente il valore della radioattività ambientale della zona. Inoltre la
presenza di grandi bacini provoca una variazione sostanziale e spesso irreversibile
del microclima locale). Appendice A - Considerazioni di Carattere Sismico I
criteri adoperati per la realizzazione degli impianti nucleari sono
particolarmente severi in considerazione della gravità delle conseguenze che
potrebbero derivare in caso incidentale. Tutte
le strutture ed i componenti rilevanti per la sicurezza nucleare e per la
protezione sanitaria sono classificati in categoria sismica. Tali parti
devono resistere alle sollecitazioni dovute ai terremoti di riferimento A(2) e B(3) in combinazione con gli altri
carichi accidentali e normali, dovuti sia a cause interne che esterne. Nella
progettazione dell’impianto si dovrà tener conto anche di eventuali effetti
del sisma sulle fondazioni (cedimenti, fratture, frane, etc.). Si
noti che l’incidente di riferimento per gli impianti nucleari (per il quale
quindi sono progettati) è costituito dal massimo evento sismico assunto per
quella zona in concomitanza della troncatura indipendente a ghigliottina
della tubazione primaria (!!!). L’impianto
nucleare sarà realizzato in modo tale che: -
Qualora si verifichi un sisma di intensità minore o uguale al tipo B, le
conseguenze non siano tali da compromettere il normale esercizio -
Qualora si verifichi un sisma di intensità maggiore al tipo B è richiesto lo
spegnimento automatico dell'impianto. Prima della rimessa in funzione, il
titolare della licenza di esercizio dovrà dimostrare agli organi di controllo
che nessun danno si è verificato alle strutture, sistemi e componenti
classificati in categoria sismica -
Qualora invece si verifichi un sisma di tipo A, sia assicurato il
funzionamento di tutti i sistemi necessari per lo spegnimento del reattore e
mantenerne la condizione di spegnimento sicuro. Nel
progetto di un impianto nucleare devono essere presi in considerazione gli
effetti del moto vibratorio del terremoto causato dai terremoti di
riferimento A(2) e B(3). A tal fine si procede ad una lunga serie di indagini preventive: a)
Individuazione della provincia tettonica comprendente il sito e quelle
limitrofe b) Valutazione in base a studi litologici, stratigrafici e geologico-strutturali del comportamento dei materiali geologici in superficie c) ed in profondità durante i precedenti terremoti d)
Determinazione delle caratteristiche meccaniche (statiche e dinamiche) dei
materiali sottostanti il sito e)
Elenco di tutti i terremoti storici che hanno interessato la provincia
tettonica comprendente il sito f)
Correlazione, ove possibile, degli epicentri o delle zone macrosismiche di
più alta intensità dei terremoti storici con le province tettoniche collocate
anche solo parzialmente in quella comprendente il sito g)
Determinazione dell’attività delle faglie Per
le faglie si dovrà procedere a determinare: -
la lunghezza della faglia -
la relazione delle faglie con la strutture tettoniche della regione -
la natura, l’entità e la storia geologica degli spostamenti lungo la faglia (2) Terremoto di
Riferimento A: terremoto che produce sul
sito il massimo movimento vibratorio ipotizzabile considerando le caratteristiche
geologiche e sismiche della provincia tettonica comprendente il sito e le
zone limitrofe, assieme alle caratteristiche meccaniche dei materiali
sottostanti (3) Terremoto di
Riferimento B: terremoto che produce
sul sito il massimo movimento del terreno che ragionevolmente potrebbe
verificarsi durante la vita dell’impianto considerando le caratteristiche
geologiche e sismiche della provincia tettonica comprendente il sito e le
zone limitrofe, assieme alle caratteristiche meccaniche dei materiali
sottostanti Attraverso
tali indagini sarà possibile determinare il massimo terremoto che può
statisticamente verificarsi durante la vita nominale delle costruzioni: si potrà
così valutare la massima accelerazione al suolo, che costituirà il dato di
input richiesto per la progettazione. Per
una valutazione di primo approccio si possono adoperare relazioni che
sintetizzino per una data zona sismica informazioni in merito alla frequenza
e l’intensità dei terremoti. Per
far questo si ricorre generalmente alla nota legge di Gutemberg-Richter:
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