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Gli impianti nucleari di Fukushima

Fig. 1 – Le centrali nucleari in Giappone. Sono evidenziati gli impianti del sito di Fukushima interessati dal terremoto/tsunami l’11 marzo 2011

L'attuale flotta di reattori nucleari di potenza giapponese (fig. 1) si colloca per potenza installata al terzo posto su base mondiale, dopo Stati Uniti e Francia. Con 54 reattori in esercizio per una potenza totale installata di 48,8 GWe, il Giappone produce, da fonte nucleare, circa il 28% del proprio fabbisogno di energia elettrica. Il piano di sviluppo nucleare prevede di raggiungere il 40% di generazione elettronucleare nel 2020 e il 50% nel 2030, con due reattori attualmente in costruzione per una potenza di 2,7 GWe ed altri 12 reattori già programmati, per ulteriori 16,6 GWe.

Le principali caratteristiche degli impianti giapponesi Fukushima-Daiichi, Fukushima-Daini e Onagawa interessati dal sisma dell’11 marzo 2011 sono riportate in tabella.

Il reattore dell’unità 1 di Fukushima-Daiichi è un reattore ad acqua bollente del tipo BWR/3 di General Electric costruito nel 1967 ed entrato in funzione nel 1971. Ha una potenza di 460 MW elettrici. 

Nel sito di Fukushima-Daiichi  ed in quello di Fukushima-Daini  sono presenti altri 9 reattori ad acqua bollente di tipo più recente BWR/4 e BWR/5 che si differenziano dal precedente per il diverso contenimento e per i sistemi di emergenza. Le caratteristiche di funzionamento di questi reattori sono, comunque, sostanzialmente simili.

Fig. 2 - Schema di massima di impianto BWR

Lo schema di impianto di un tipico BWR commerciale è riportato in figura 2.

La caratteristica principale dei reattori nucleari ad acqua bollente (BWR), sviluppati inizialmente dalla General Electric (USA) a partire dagli anni '50, è di avere condizioni di flusso bifase (acqua + vapore) nella parte superiore del nocciolo. In questi reattori, quindi, è presente un solo circuito (primario) e non è previsto un circuito secondario per la produzione di vapore, come invece avviene per i reattori ad acqua pressurizzata (PWR).

L’acqua di raffreddamento estraendo il calore prodotto nel nocciolo (core) bolle e produce vapore che viene separato dall’acqua in un separatore posto sopra il core stesso. Il vapore è quindi convogliato tramite una linea vapore alla turbina in cui espandendosi rilascia l’energia che viene trasformata in energia elettrica. Il vapore ritorna liquido nel condensatore grazie ad uno scambio termico con acqua esterna proveniente da una sorgente fredda (acqua di raffreddamento). L'acqua condensata viene opportunamente riscaldata e ripompata nel vessel del reattore per ripetere il ciclo. Il flusso di acqua attraverso il nocciolo è garantito da pompe di ricircolo, le quali permettono anche il controllo della potenza del reattore attraverso la regolazione della portata.

In caso di comportamento anormale del reattore le barre di controllo (in basso in figura 2) vengono tutte automaticamente ed immediatamente inserite e la potenza del reattore diminuisce fino a raggiungere - in poche decine di secondi - la potenza di decadimento (6-7% del valore nominale).

A seguito dello spegnimento automatico del reattore, deve essere garantita la rimozione del calore di decadimento dal nocciolo anche in situazioni incidentali. A questo scopo i reattori BWR sono provvisti di sistemi di raffreddamento di emergenza che, a seguito dell’evoluzione del progetto (BWR 4-6), sono stati aumentati in numero ed hanno assunto caratteristiche passive nei reattori evolutivi di GEN III (ABWR).

Nella figura 3 è riportato lo spaccato di uno dei reattore di Fukushima-Daiichi, in figura 4 l’immagine del sito con evidenziate due delle unità interessate da eventi incidentali.

Fig. 3 - Spaccato di una unità reattore della centrale di Fukushima-Daiichi. Sono visibili: il vessel del reattore (in giallo) che contiene il nocciolo; il contenimento primario a tenuta; il sistema di controllo della pressione nel contenimento primario (TORUS) e l’edifico di contenimento secondario

Fig. 4 e 4bis: foto aeree del sito di Fukushima-Daiichi dove sono visibili gli edifici reattore delle Unità 1, 2, 3 e 4 (danneggiati) e delle Unità 5 e 6 (non danneggiati) nonché l’edificio con il deposito temporaneo a umido a lungo termine degli elementi di combustibile esausti

Anche i reattori in questione, sebbene progettati e realizzati negli anni ’60 e ’70, applicano il principio basilare della sicurezza nucleare ovvero quello della predisposizione di barriere multiple consecutive per scongiurare o ridurre il più possibile il rilascio di radioattività all’ambiente esterno. In particolare nell’architettura d’impianto sono previste quattro barriere sequenziali. Partendo dall’esterno si ha (vedi figura 3):

  • l’edificio di contenimento secondario
  • il contenimento primario
  • il vessel
  • i tubi (guaine) in materiale metallico che contengono le pastiglie del combustibile nucleare (non visibili in figura 3);
  • la matrice ceramica delle pastiglie di combustibile.

I contenimenti più esterni servono sia per proteggere l’ambiente dall’impianto in caso di incidente con rilascio di prodotti radioattivi, sia l’impianto dall’ambiente in caso di attentati, terremoti e altri eventi naturali.
Questo approccio ingegneristico di sicurezza, se non si verifica un incidente severo, garantisce una totale assenza di rilasci radioattivi all’esterno. La degradazione di barriere successive comporta il rilascio di materiale radioattivo sempre più verso l’esterno.

Pagina aggiornata il 24 marzo 2011