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COMUNICARE LA RIERCA

Le differenze fra i reattori di Fukushima e i reattori di III generazione avanzata

I reattori della centrale nucleare di Fukushima Daiichi sono sei, tutti di tipo BWR (Reattori ad Acqua Bollente) di seconda generazione. Non tutti i reattori della centrale sono stati costruiti nello stesso anno però il periodo di riferimento è quello degli anni ’70 (con l’unità 1 collegata alla rete nell’ottobre del 1970 e l’ultima unità, la 6, collegata ad ottobre del 1979).

Le centrali nucleari in questione sono progettate per resistere ad un incidente massimo di riferimento che si rifaceva alle conoscenze ingegneristiche di quel periodo, in cui non erano ancora avvenuti incidenti di rilevante importanza, ai fini dell’accrescimento della cultura della sicurezza, quali Three Mile Island e Chernobyl.

Quando, nel 1979, è avvenuto l’incidente di Three Mile Island (classificato di livello 5 nella scala INES), in cui si è avuta un’estesa fusione degli elementi di combustibile del nocciolo, gli addetti ai lavori sono stati chiamati a rivedere le scelte fatte in passato a fronte delle nuove lezioni acquisite. Da quel momento in poi tutto il mondo della ricerca e dell’industria ha focalizzato fortemente l‘attenzione sulla sicurezza del sistema, cercando di capire come migliorare gli impianti esistenti e come progettarne di nuovi in grado di resistere ad incidenti fino a quel momento ritenuti impossibili o altamente improbabili.

Il frutto di quegli intensi anni di lavoro ha dato vita alla progettazione concettuale degli impianti di terza generazione, in particolare all’EPR francese, all’AP1000 americano e all’ABWR giapponese (un reattore ad acqua bollente della stessa tipologia di quelli di Fukushima ma di tecnologia ben più avanzata) e anche le centrali di seconda generazione giapponesi più moderne, cioè quelle costruite dopo l’incidente di Three Mile Island del 1979, sono state in grado di resistere all’evento combinato terremoto/tsunami, riportando danni senza fuoriuscite di materiale radio-tossico.

Gli impianti nucleari di terza generazione avanzata sono dotati di dispositivi e barriere multiple di sicurezza non immaginabili all’epoca della costruzione dei reattori BWR della centrale di Fukushima. Nei nuovi reattori, alla base del progetto vi sono edifici di contenimento dotati di doppia parete e sistemi di emergenza che possono intervenire anche senza l’intervento dell’uomo e senza nessuna fonte di alimentazione elettrica, sistemi catalitici ad elevato contenuto tecnologico che possono prevenire le esplosioni di idrogeno, anche per rilasci massicci e violenti. In aggiunta, per quanto riguarda la gestione post-incidentale, nell’eventualità che si verifichi un evento di fusione del nocciolo, questi tipi di reattori di terza generazione avanzata dispongono di sistemi in grado di raccogliere e convogliare il materiale fuoriuscente dal reattore in un’area appositamente adibita e di raffreddarlo per tutto il tempo necessario prima dell’intervento in sicurezza da parte dell’uomo.

In Giappone sono già in esercizio reattori ABWR di III generazione; sono stati realizzati da una collaborazione General Electric-Hitachi e prodotti ora anche dalla Toshiba. Nei pressi della centrale nucleare in cui sono ospitati i due ABWR giapponesi, nota come Kashiwazaki-Kariwa, il 16 luglio 2007 è stato rilevato l'epicentro del più forte terremoto che abbia mai colpito un impianto nucleare prima di quello di questi giorni (magnitudo 6,6). Per via della forte accelerazione al suolo, il terremoto del luglio 2007, pur non così catastrofico come quello dello scorso 11 marzo, ha sollecitato l'impianto (che aveva quattro reattori su sette in funzione) oltre i limiti di progetto e pertanto si è provveduto subito dopo ad avviare un procedimento di arresto per ispezione che ha indicato la necessità di effettuare ulteriori prove e verifiche prima di rimetterli in esercizio. Secondo le ispezioni della società che gestisce gli impianti e riportate dalla IAEA, le oscillazioni indotte dal sisma del luglio 2007 hanno determinato lo sversamento in mare di circa 1,2 m3 di acqua della piscina di stoccaggio del combustibile esausto del reattore numero 6 (ABWR), con un rilascio totale di radioattività di appena 60 kBq. Inoltre l'impianto di ventilazione del reattore numero 7 (ABWR) ha rilasciato particolato composto da più radioisotopi (fra cui I-131, I-133, Co-60 e Cr-51) per tre giorni, per un totale stimato di 400 MBq di iodio e 2 MBq di altre sostanze. Non sono state registrate conseguenze sanitarie e ambientali e l'evento è stato classificato come non radiologicamente rilevante dalle autorità internazionali (IAEA). Ad agosto 2010, 3 dei 7 reattori, tra cui i due ABWR, risultano normalmente riavviati.