test di pubblocazione

Ordine degli Ingegneri della Provincia di Roma

Raccolta

N 1/2017

ProgettualitĂ e professionalitĂ ingegneristiche nel settore nucleare

In copertina:

Immagine di repertorio

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Sommario

N. 3/2017

GLI EDITORIALI Editoriale . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4 di Carla Cappiello, Francesco Marinuzzi

I ragazzi di Piazza della Repubblica . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6 di Filippo Cascone

INTERVENTI Introduzione . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8 A. Taglioni

Elementi di Fisica e di Ingegneria del Reattore a Fusione . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12 P. Allievi, A. De Blasiis, A. Compagno, G.Chiocchia, M. Sepielli, A. Tonti

Conoscere gli effetti del Radon . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36 S. Cecchetti

La qualificazione ambientale e dinamica dei componenti elettrostrumentali rilevanti per la sicurezza nucleare . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48 F. Zambardi

Lo studio di sicurezza di un deposito di smaltimento per rifiuti radioattivi a bassa e media attività . . . 60 G. Bava

In vista del Seminario Nazionale sul Parco Tecnologico: approfondimenti tecnici che si auspica vengano illustrati in quella sede . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 74 G. Bava, A. Taglioni

Reattore nucleare di IV generazione refrigerato con piombo BREST 300: la simulazione neutronica tramite il software MCNPX, i flussi neutronici e la risposta di una tipica sonda per reattori veloci . . . . . 82 D. Mazza

Modelli matematici per l’ingegneria nucleare . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 92 A. De Blasiis

Verso il deposito nazionale dei rifiuti radioattivi: l’inizio giusto? . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 108 R. Mezzanotte

Aspetti di utilizzazione industriale delle radiazioni nucleari . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 118 A. Naviglio, R. Remetti

Dissalazione nucleare . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 132 M. Marinelli

Le ispezioni in campo nucleare - radiologico . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 144 F. Zambardi

Quaderno Direttore responsabile

Stefano Giovenali Direttore editoriale

Francesco Marinuzzi Comitato di redazione Sezione A

Carla Cappiello Manuel Casalboni Lucia Coticoni Giuseppe Carluccio Carlo Fascinelli Lorenzo Quaresima

Gioacchino Giomi Filippo Cascone Alessandro Caffarelli Massimo Cerri Francesco Fulvi Tullio Russo

Sezione B

Giorgio Mancurti Amministrazione e redazione

Piazza della Repubblica, 59 - 00185 Roma Tel. 06 4879311 - Fax 06 487931223 Direttore creativo e progettazione grafica

Tiziana Primavera Stampa

Press Up Ordine degli Ingegneri della Provincia di Roma Piazza della Repubblica, 59 - 00185 Roma www.ording.roma.it segreteria@ording.roma.it editoriale@ording.roma.it

Finito di stampare: agosto 2017 Il Quaderno IOROMA è una estensione alla rivista IOROMA La Direzione rende noto che i contenuti, i pareri e le opinioni espresse negli articoli pubblicati rappresentano l’esclusivo pensiero degli autori, senza per questo aderire ad esse.

La Direzione declina ogni qualsiasi responsabilità derivante dalle affermazioni o dai contenuti forniti dagli autori, presenti nei suddetti articoli.

Editoriale Ing. Francesco Marinuzzi, Ph.D.

Dott. Ing. Carla Cappiello

Care Colleghe e Colleghi, il lavoro svolto in questi anni dalle Commissioni dell’Area Nucleare ha messo in luce molti interessanti aspetti tecnici inerenti questo ambito dell’ingegneria e la quantità delle sue interfacce con le discipline convenzionali. L’attuale “cultura” nucleare italiana fonda le sue radici in una scuola che in tempi non lontani portò il nostro paese ai primi posti mondiali nel settore, e, grazie all’impegno dei professionisti nel tempo coinvolti, il patrimonio tecnico scientifico acquisito non è stato disperso, per merito delle attività nazionali di ricerca e prevenzione, e internazionali in campo normativo e realizzativo.

Con questa Raccolta, si vogliono mettere a disposizione gli articoli tecnici in materia già pubblicati, con l’auspicio di trovare un interesse dei tecnici, che sarà sicuramente utile nell’attuale mercato globale ed internazionale delle tecnologie.

La raccolta è liberamente fruibile presso la homepage del sito all'indirizzo seguente http://www.ioroma.info Di seguito gli autori che hanno condiviso le loro competenze:

Ing. P. Allievi Ing. G. Bava Ing. S. Cecchetti Ing. G.Chiocchia Ing. A. Compagno Ing. A. De Blasiis Ing. M. Marinelli Ing. D. Mazza

Ing. R. Mezzanotte Ing. A. Naviglio Ing. R. Remetti Ing. M. Sepielli Ing. A. Taglioni Ing. A. Tonti Ing. E. Vocaturo Ing. F. Zambardi

Francesco Marinuzzi

Carla Cappiello

Direttore Editoriale

Presidente

Ordine degli Ingegneri della Provincia di Roma

L’Editoriale Ing. Filippo Cascone

“I ragazzi di Piazza della Repubblica” Il Consiglio dell’Ordine degli Ingegneri della Provincia di Roma è dal suo insediamento molto attento alle tematiche relative all’energia. Il nucleare continua ad essere motivo di intenso dibattito, da cui noi ingegneri non possiamo sottrarci. Come professionisti tecnici dobbiamo analizzare i risvolti positivi e negativi che l’impiego di questa energia può produrre, nonostante nel nostro Paese non ci sia stata una programmazione e una politica lungimirante sul suo uso. Infatti, a limitarne le prospettive sono state le diverse coincidenze storiche, che si sono susseguite. Nostro compito, però, è quello di studiare le reazioni nucleari di fusione e di fissione, individuando quali sono gli ambiti di applicazione delle radiazioni, dal settore biomedico a quello diagnostico industriale a quello dei trasporti. Tutti i fenomeni collegati alle reazioni nucleari hanno bisogno di sistemi ingegneristici avanzati, che siano in grado di massimizzare gli investimenti e garantire sicurezza sul lavoro. Per operare in questo settore, ci vengono richieste, numerose competenze e conoscenze: dalla matematica alla fisica, dalla scienza dei materiali alla neutronica, dalla termoidraulica e termomeccanica alla progettazione di componenti e impianti, fino alla sicurezza e affidabilità di sistemi complessi. Ci viene chiesta, inoltre, una capacità, per così dire di problem solving, cioè una capacità di studiare soluzioni innovative in relazione ai complessi problemi fisici e ingegneristici dei reattori a fusione e dei reattori nucleari a fissione. E’ ulteriormente importante il rischio che noi ingegneri dobbiamo valutare per l’impatto ambientale dei sistemi di produzione d’energia, anche relativamente allo smantellamento delle centrali nucleari in Italia e al conseguente smaltimento dei residui radioattivi.

Non dobbiamo dimenticare l’implicazione che il nucleare ha in altri settori dell’ingegneria, tra cui le tecniche computazionali sofisticate, l’ingegneria delle radiazioni e degli acceleratori di particelle, i plasmi tecnologici, l’analisi fenomenologica e probabilistica di impianti caratterizzati da rischi rilevanti, i progetti termoidraulici e termomeccanici di componenti soggetti a svariate tipologie di sforzo, la resistenza strutturale a carichi non convenzionali (impatto aereo, esplosioni, tsunami), etc.

Il “moderno” nucleare in Italia nasce agli inizi degli anni 50’, ma i fondamenti della “scuola” nucleare risalgono ad Enrico Fermi, che condusse studi teorici e sperimentali nell’ambito della meccanica quantistica, e in particolare della fisica nucleare e progettò e guidò la costruzione del primo reattore nucleare a fissione, che produsse la prima reazione nucleare a catena controllata. Non appena Enrico Fermi occupò la cattedra di fisica teorica a Roma, cercò di trasformare il Regio Istituto di fisica dell’Università di Roma in un centro di avanguardia a livello mondiale, cooptando i

collaboratori più adatti, al fine di formare il gruppo che più tardi divenne famoso come “I ragazzi di Via Panisperna“, dal nome della via nella quale erano ubicati i laboratori.

Come Ordine di Roma, desideriamo sia attraverso l’incessante lavoro delle commissioni tematiche sul tema sia attraverso i seminari e questa pubblicazione, fornire a tutti i colleghi un approccio interdisciplinare alla materia. Certamente è fondamentale non perdere e mantenere viva, qualitativamente elevata e continuamente aggiornata la cultura del nucleare anche con confronti internazionali: importante è il contributo che può arrivare dagli ingegneri iscritti al nostro Ordine, “i ragazzi di Piazza della Repubblica”, per proseguire gli approfondimenti e studi sulle possibilità di ingegnerizzazione dell’utilizzo pulito e pacifico del nucleare.

Ing. Filippo Cascone Consigliere Segretario

Ordine degli Ingegneri della Provincia di Roma

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Introduzione 8

roma a cura di Ing. Alberto Taglioni

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Progettualità e Professionalità ingegneristiche nel settore nucleare

L’Ordine degli Ingegneri di Roma è l’unica associazione professionale italiana che si occupa in forma diretta di materia nucleare, attraverso tre Commissioni specialistiche istituite al proprio interno (Gestione Impianti, Radioprotezione ed Emergenze, Ricerca), che operano in modo coordinato in una specifica Area Tematica.

Quest’area, AREA NUCLEARE, raccoglie iscritti che a vario titolo sono o sono stati coinvolti in attività nucleari.

Questa unicità discende dalla circostanza per la quale una considerevole parte dei professionisti, attualmente e/o in passato coinvolti in attività aventi finalità “nucleari”, hanno operato in Istituzioni, Enti e Società aventi l’unità dedicata con naturale sede localizzata a Roma, per assicurare la centralità delle linee di decisione operativa (iniziative legislative, scelte strategiche, confronti internazionali, ecc.).

Questi tecnici sono depositari di una “cultura scientifica” che occorre preservare e che necessita di continuo aggiornamento per mantenere viva la conoscenza di uno stato dell’arte dal quale non si può prescindere.

Le loro attività non si esauriscono nella progettazione realizzazione e gestione di impianti (drasticamente ridotta dopo referendum e Fukushima), ma riguardano molti altri aspetti c.d. nucleari (dal decomissioning alla gestione emergenze, allo studio di nuovi reattori) tuttora molto vivi.

Per quanto riguarda gli impianti esistenti è necessario procedere al loro smantellamento, al trattamento e gestione dei rifiuti radioattivi da essi provenienti, al trasporto di questi, e alla localizzazione e realizzazione del deposito nazionale per il loro smaltimento.

Nel campo della ricerca deve essere fornito un supporto sia tecnico che normativo allo studio e alla sperimentazione sui reattori di nuova generazione, sulla fusione nucleare e sui processi industriali per la produzione di radio-farmaci.

Lo sviluppo delle applicazioni pacifiche dell’energia nucleare nei più disparati settori delle attività umane ha stimolato la crescita di una relativamente moderna disciplina, la radioprotezione, il cui scopo è quello di assicurare la protezione dell’uomo e dell’ambiente dagli effetti nocivi delle radiazioni ionizzanti.

Nell’espletamento dei propri compiti istituzionali, che, oltre all’approfondimento di leggi e norme, prevedono la produzione di memorie e contributi tecnici e l’organizzazione seminari, convegni di aggiornamento professionale, le Commissioni dell’Area Nucleare hanno inteso stimolare un utile confronto tra le professionalità ingegneristiche, evidenziando, negli eventi organizzati: • lo stato attuale delle attività,

• •

le possibili prospettive per il professionista, le criticità che possono limitarne la progettualità.

Riguardo a quest’ultimo punto, le criticità individuate sono ascrivibili ad un “impasse” istituzionale e legislativo, che l’Ordine ha segnalato con una nota al CNI, con l’auspicio di un intervento volto alla rivalutazione delle professionalità del settore.

Il continuo interesse per la materia da parte dei componenti delle Commissioni ha avuto come ricaduta la produzione delle memorie, di elevato contenuto tecnico-scientifico, che sono raccolte nel presente fascicolo.

Risultando difficile una loro catalogazione organica, stante la molteplicità delle problematiche affrontate che delle interfacce tecniche coinvolte, tra cui si citano: • gli aspetti strutturali e geotecnici, • la sismologia e l’idrogeologia, • la componentistica meccanica ed elettronica, • l’ingegneria gestionale e dei trasporti, • lo studio e il monitoraggio ambientale, • la security, ecc. si è ritenuto di interesse una loro riedizione cronologica, al fine di sensibilizzare i tecnici di altre discipline ingegneristiche sull’importanza della tematica e sulla necessità di non disperdere il patrimonio rappresentato dalla cultura tecnica italiana in materia, che in un tempo non lontano fu all’avanguardia mondiale del settore.

In qualità di referente presso il Consiglio dell’Ordine per l’Area comprendente le Commissione di competenza nucleare, voglio ringraziare gli autori degli articoli contenuti nella presente Raccolta, e, con loro, i Componenti tutti delle Commissioni, che hanno fornito utili integrazioni alle iniziali bozze loro sottoposte ai fini di approvazione alla proposta di prima pubblicazione sui Quaderni dell’Ordine.

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ELEMENTI DI FISICA E DI INGEGNERIA DEL REATTORE A FUSIONE Confronto parametrico con reattore a fissione Introduzione

di Ing. A Taglioni, Ing. E. Vocaturo

L’Ordine degli Ingegneri di Roma è l’unico Ordine Professionale italiano ad aver istituito al proprio interno delle Commissioni Tematiche che si occupano di materia nucleare e, conseguentemente, di tutte le tematiche ingegneristiche negli aspetti ad essa connessi; queste sono le Commissioni

a cura di Ing. P. Allievi Ing. A. De Blasiis Ing. A. Compagno Ing. G. Chiocchia Ing. M. Sepielli Ing. A. Tonti commissione Ricerca e Reattori Innovativi visto da: Ing. A. Taglioni Ing. E. Vocaturo

Gestione Impianti e Decommissioning, Radioprotezione ed Emergenze, Ricerca nucleare e Reattori Innovativi.

Le Commissioni sono raggruppate in una specifica Area (Area Nucleare) per un finalizzato coordinamento, e raccolgono iscritti che a vario titolo sono o sono stati coinvolti in attività nucleari, sia in Italia che all’estero. Queste attività riguardano lo smantellamento degli impianti esistenti, il trattamento e gestione dei rifiuti radioattivi da essi provenienti, la raccolta di rifiuti nucleari di origine industriale e medica, il loro trasporto, la localizzazione e realizzazione del deposito nazionale per il loro smaltimento, la gestione delle emergenze pur essendo, nel territorio nazionale, progettazioni e realizzazioni drasticamente ridotte dopo referendum e Fukushima.

Per questo, non vanno dimenticati tecnici e imprese impegnati nella realizzazione di centrali elettronucleari all’estero, per la loro progettazione, costruzione e gestione o per fornitura di componentistica, unitamente ad una più generale attività di consulting in paesi in via di sviluppo; un doveroso cenno va fatto anche allo sviluppo dei progetti di dissalatori dell’acqua marina.

I compiti istituzionali delle Commissioni Tematiche dell’Ordine sono volti al sostegno dei professionisti impegnati nello specifico settore, attraverso l’approfondimento di leggi e norme; la produzione di memorie e contributi tecnici; l’organizzazione di visite tecniche, seminari, convegni di aggiornamento professionale; e varie forme di collaborazione di tipo consultivo, interpretativo o di indirizzamento.

L’attività formativa, che si esplica nell’organizzazione di eventi, è divenuta ancor più importante, stante la necessità di accumulo di “crediti formativi” annuali, a partire dal 2014.

L’operato delle Commissioni dell’Area Nucleare ha sino ad oggi stimolato un utile confronto tra le professionalità ingegneristiche, evidenziando lo stato attuale delle attività, le possibili prospettive per il professionista, le criticità che possono limitarne la progettualità, e considerando anche le interfacce con l’ingegneria convenzionale, per quel che concerne principalmente: gli aspetti strutturali e geotecnici, la sismologia e l’idrogeologia, la componentistica meccanica ed elettronica, l’ingegneria gestionale e dei trasporti, lo studio e il monitoraggio ambintale, la security, ecc.

In particolare la commissione Ricerca e Reattori innovativi, della quale il presidente è l’ing. Ernesto Vocaturo e l’ing. Massimo Sepielli ne è il vice presidente, ha Il compito di promuovere le iniziative necessarie alla pubblicizzazione dello stato dell’arte delle seguenti tematiche:

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1) Reattori di ricerca, con illustrazione del funzionamento e del loro utilizzo per lo studio degli effetti dell’irraggiamento sui materiali, per la caratterizzazione e diagnostica di processi industriali e per la produzione di radio-farmaci per applicazioni in ambito sanitario; 2) Reattori di potenza di 3° e 4° generazione illustrandone le caratteristiche, i requisiti ed i criteri di progettazione; 3) Stato dell’arte della ricerca sulla fusione nucleare.

Su tali tematiche la Commissione promuove Seminari e Convegni e provvede alla redazioni di articoli che vengono pubblicati sulle riviste e sui quaderni dell’Ordine degli Ingegneri della Provincia di Roma allo scopo di divulgare e rendere disponibili le informazioni per incontri e discussioni aventi come argomento l’evoluzione dello stato dell’arte della ricerca e delle sue applicazioni.

Scopo del presente rapporto è quello di illustrare i criteri di progettazione e le caratteristiche di un impianto a fusione nucleare al fine di studiarne le grandezze fisiche in gioco ed i limiti tecnologici ingegneristici e dei materiali per determinarne i requisiti di fattibilità.

Inoltre vi è contenuto un confronto fra un reattore nucleare a fusione ed uno a fissione per quanto riguarda sia gli aspetti ingegneristici sia di sicurezza.

A tale scopo si è scelto di prendere ad esame le caratteristiche di progetto di un reattore a fusione nucleare tipo TOKAMAK da 1000 MWe ed un reattore nucleare a fissione di pari potenza. Il confronto è fatto con un reattore termico tipo evolutivo LWR e con un reattore innovativo di IV generazione refrigerato a piombo quale il reattore russo BREST300, che è stato già oggetto di una specifica pubblicazione della Commissione Ricerca [9].

Lo scopo della pubblicazione è, come si potrà leggere, eminentemente didascalico e destinato a fornire al lettore le nozioni di base, senza rinunciare al corretto formalismo matematico relativo al confinamento magnetico e ad alcuni parametri ed equazioni che regolano il processo di fusione nucleare, che sono più estesamente ed approfonditamente trattate in lavori specifici degli autori.

Il rapporto, cui hanno contribuito diversi membri della Commissione Ricerca e Reattori Innovativi, si rivolge agli Ingegneri nucleari e non nucleari. La pubblicazione è stata oggetto di una consultazione e di una review tecnica da parte di ENEA – Dipartimento FSN.

Stato dell’arte del reattore a fusione

In questa sezione viene introdotto il concetto di fusione nucleare e descritto lo stato dell’arte, con particolare riferimento al reattore internazionale ITER ed al reattore prototipo dimostrativo di test di futura costruzione in Italia, il DTT (Divertor Tokamak Test).

Nei paragrafi successivi vengono affrontati uno ad uno gli aspetti principali del reattore a fusione a confinamento magnetico per arrivare quindi ad un confronto con un reattore a fissione nucleare di tipo innovativo.

Nelle conclusioni verrà proposto il possibile contributo che la Commissione nucleare potrà fornire al progetto DTT portato avanti da ENEA in collaborazione con gli altri Istituti internazionali. ÿ La fusione nucleare La fusione nucleare è considerata come il “Santo Gral” della ricerca in campo energetico. Rappresenta una sorgente di energia illimitata, pulita e sicura ed auto-sostenente. La sua esistenza fu teorizzata negli anni ’20 da diversi fisici ed ha catturato la fantasia di scienziati e cineasti.

I più recenti avanzamenti arrivati dalla Germania, con il reattore Wendelstein 7-X, un reattore del tipo “stellarator” in grado di raggiungere recentemente un positive test con quasi 180 milioni di graFigura 1 Il primo plasma ottenuto al reattore di Wendelstein 7-X. Le temperature hanno raggiunto i 100 milioni di gradi Celsius.

Figura 2 - Un esempio di confinamento magnetico, the Wendelstein 7-X, in costruzione

Figura 3 - Il reattore Joint European Torus Tokamak (JET), vista interna.

di, ed in Cina, dove il reattore EAST ha mantenuto la fusione del plasma per 102 secondi, sebbene a temperature inferiori.

Questi due esperimenti hanno rappresentato dei breakthrough, cioè dei passi in avanti fondamentali nel cammino della fusione, ma da considerarsi ancora “piccoli” rispetto al cammino generale verso i parametri attesi di funzionamento. Avremo certamente le idee più chiare quando nella prossima decade sarà entrato in funzionamento il reattore internazionale ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), che implementerà tutto quanto sinora conosciuto e sviluppato in un unico prototipo.

ITER dovrebbe infatti raggiungere e sostenere la reazione di fusione con la temperatura e densità necessarie per generare più energia di quanto viene fornita e sostenere a lungo la reazione attraverso i neutroni generati dalla reazione in un ciclo che si autosostiene. ITER però ha vissuto e vive diverse questioni che hanno rallentato la sua costruzione e le esitazioni di alcuni Paesi del consorzio, come gli USA che hanno spesso pensato di tagliarne i finanziamenti. Queste esitazioni fanno slittare il target sempre più in avanti.

Il punto di break-even si raggiunge con l’ignizione della reazione ed il suo mantenimento ad un rateo significativo, senza generare instabilità nel plasma che spegnerebbero la reazione.

Per risolvere la questione del contenimento, si generano potentissimi campi magnetici che tengono sospeso a mezz’aria il plasma senza che questo tocchi le pareti con fusion immediate delle stesse.

Si usa allora una forma del plasma toroidale ideata dagli scienziati russi nel 1950 e che prende il nome di TOKAMAK (fig. 2).

Per creare un plasma stabile sono in realtà necessari due campi magnetici, uno che avvolge il plasma e l’altro che radialmente segue la direzione dell’anello.

Esistono due geometrie di confinamento magnetico, il TOKAMAK e lo STELLARATOR, la cui differenza risiede nella modalità di generazione del campo poloidale, quello che avvolge il plasma. Nel TOKAMAK il campo è generato da una corrente che attraversa il plasma, nello stellarator si usano magneti esterni alla macchina che creano un campo a forma di ellisse attorno al plasma. Lo stellarator è teoricamente più stabile del TOKAMAK ma meno sperimentato. Al momento entrambi i reattori sono candidati.

Attualmente, il più grande reattore a fusion del mondo è il Joint European Torus (JET), un Tokamak realizzato in UK e finanziato dall’Unione Europea. Il JET fu commissionato negli anni ‘70s e divenne operative nel 1983 producendo con successo il plasma, il primo gradino verso la fusione.

Con una serie di modifiche, il JET raggiunse il record di massima generazione di energia dal plasma pari a 16 MW. Ma non ha raggiunto il punto di svolta (fig. 3). ÿ Il reattore ITER Per raggiungere questo importante obiettivo, attendiamo ITER, cioè in latino la via, che sarà il più grande reattore a fusione del mondo, della potenza di 500 MW a fronte di un input di 50 MW, e capace di mantenere il plasma per almeno mezz’ora, una potenza che potrebbe alimentare 50.000 abitazioni.

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Figura 4 Uno dei cavi usati per creare il campo magnetico toroidale di ITER

E’ basato su un design TOKAMAK, e portato avanti in collaborazione fra Unione Europea e sei Paesi fra cui gli USA (fig. 4).

Una delle principali questioni che ITER deve dimostrare è che il fattore di scala effettivamente permette, come aumentano potenza e dimensioni, di rendere più stabile il plasma e raggiungere temperature superiori. ITER è il successore del JET, e trasporterà quella tecnologia su scala più grande. Ad esempio, i divertori al tungsteno e berillio del JET che catturano l’energia del reattore, ed anche il controllo in remoto del sistema. Ancora i magneti superconduttori che creano il campo magnetico in opposizione a quelli precedenti in rame, e che ridurranno notevolmente la potenza necessaria per produrre il plasma. Infine il JET lavora a spari singoli mentre ITER lavorerà in continuo.

Inoltre il JET, un progetto sostenuto da molte nazioni, ha creato il frame organizzativo per un progetto di grande scala internazionale come ITER. Con un prezzo previsto di circa 15 miliardi di Euro, ed una spesa di complessi componenti, ITER può esistere oggi solo grazie ad un grande sforzo collaborativo. Ogni nazione partecipante contribuisce con ricercatori, infrastrutture, componenti, ed i risultati e i benefici saranno condivisi da tutti.

ITER a sua volta preparerà il cammino ad un altro reattore, chiamato DEMO, che espanderà le tecnologie di ITER su scala industriale e dimostrerà la fattibilità di un reattore a fusion commerciale, mentre le altre infrastrutture di ricerca continueranno a superare altri problemi ancora esistenti sotto diversi aspetti.

Così, mentre in Germania, il reattore Wendelstein 7-X sta provando i confini dello STELLARATOR, altri Paesi come U.S., Germania, UK, India, Francia, Giappone stanno portando avanti altri esperimenti operativi.

Ovviamente I fondi economici costituiscono un aspetto chiave per permettere gli avanzamenti della ricerca, che è di scala generazionale.

Ma ITER rimane uno step imprescindibile nel cammino per realizzare il sogno del sole sulla terra, il

Figura 5 - Illustrazione dei Paesi responsabili della realizzazione delle diverse parti di ITER

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sogno degli scienziati di tutto il mondo di generare il quarto stato della materia in modo gestibile e controllato per piegarlo ad uso pacifico per le necessità umane.

Ma non è solo un problema di produzione energetica. C’è ben altro dentro l’obiettivo della realizzazione della reazione di fusione con generazione di plasma in modo controllato e gestibile.

C’è la grande curiosità scientifica della conoscenza della Materia, del suo quarto stato, del fenomeno di disruption del plasma che solo un impianto come ITER può esplorare fino in fondo. È pur vero che l’idea di generare energia a basso costo e senza più problema di disponibilità delle materie prime è un sogno industriale per regalare ricchezza anche ai Paesi più sfortunati. Ma è altrettanto vero che, anche senza il sogno-desiderio di generare energia infinita ed a basso costo attraverso il più naturale dei fenomeni nucleari, la ricerca sulla fusione nucleare sarebbe comunque andata avanti, forse magari senza strappi e a ritmi più blandi, ma sarebbe inesorabilmente andata avanti.

L’obiettivo di riuscire a produrre energia pulita ed a basso costo utilizzando fonti disponibili in natura (come ad esempio l’acqua del mare) è di certo la forza guida che muove la ricerca nella fusione nucleare e di fatto spinge alla realizzazione del progetto ITER. E i tempi di realizzazione di ITER, se pure non trascurabili, non sono di certo ciclopici rispetto ai tempi di costruzione dei più consolidati reattori a fissione (vedi EPR in Olkiluoto).

ITER prevede il completamento della Macchina con chiusura del criostato nel Novembre 2024, il primo plasma un anno dopo e la reazione di fusione DT negli anni 2032–2035 a stadi successivi fino alla simulazione della reazione deuterio – trizio.

Per un progetto partito nel 2007 con tante tecnologie tutte di avanguardia, un tempo di 18 anni per il primo plasma con reazione ad idrogeno non rappresenta poi un tempo esagerato: per rimanere ad Olkiluoto, i tempi di commissioning e realizzazione sono confrontabili. Diverrebbe poi energia a basso costo o energia per tutti perché deuterio e trizio sono prodotti disponibili in natura e l’acqua di mare ne è la principale sorgente.

Il costo capitale, seppure significativo, è il costo associato a macchine ancora prototipiche.

Lo sforzo che dovrà essere fatto in futuro mirerà ad ingegnerizzare ed industrializzare progressivamente tale macchina per implementare soluzioni efficaci nelle prestazioni, ma importanti anche per la riduzione dei costi di investimento.

Figura 6 - Il reattore JET, visto dall’alto

Figura 7 - Il Tokamak del reattore a fusione a confinamento magnetico

Figura 8 - Il sistema a vuoto di ITER

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La reazione emozionale in tempi critici per la vita quotidiana giustifica affermazioni critiche di tale tipo. Il costo dell’Impianto ITER è ora effettivamente intorno a 18–20 miliardi, ma la simulazione di un fenomeno gigantesco quale la reazione di fusione che avviene nel sole fra le pareti di un vacuum vessel, val bene tale investimento.

ITER è un investimento ripartito fra sette colossi mondiali che rappresentano l’80% del PIL mondiale. Con L’Europa che finanzia il 45% del valore dell’impresa e i restanti sei Paesi (India , Corea del Sud, USA, Cina, Giappone e Russia) che finanziano il 9.9% ciascuno, il costo è distribuito attraverso un “in kind contribution” che protegge e valorizza l’industria locale di ogni specifico Paese.

ITER non produce esclusivamente la reazione di fusione, ma ha sviluppato tecnologie del futuro come il sistema criogenico a 25 KW o il vuoto in volumi da 10000 mc fino a valori di 10-7 Pa o i magneti superconduttori con generazione di campi magnetici fino a valori intorno a 10–15 Tesla.

Sono tecnologie che già ripagano lo sforzo economico e sono trasferibili immediatamente in altri campi della scienza e della tecnologia come l’aeronautica o l’aerospaziale.

Il dimostratore DTT Al fine di preparare il futuro per non disperdere un patrimonio di know-how unico di Experimental Physics e di assicurare la continuità tra ITER e DEMO destinando risorse su imprese ad alto valore aggiunto e per dare razionalizzazione, collaborazione e concretezza nelle scelte, il Progetto ITER sta investendo su infrastrutture strategiche di interesse pan-europeo, come ad esempio la Divertor Test Tokamak (DTT) facility. Vi è la necessità di cambiare paradigma: spesso fondi usati a pioggia per colmare esigenze particolari senza possibilità di ritorni oppure senza visione strategica per il Paese ormai non sono più accettabili mentre occorrono Infrastrutture di ricerca che fungano da volano di competitività e sviluppo economico. E’ stato dimostrato un fattore 4 sugli investimenti che rimangono comunque nella misura di 500 M€ in 7 anni, da finanziare come Progetto nella lista del piano di sviluppo “Juncker”. Fondi strutturali e fondi per la competitività da utilizzare meglio nel Divertor Tokamak Test facility. La tecnologia del DTT made in Italy sarebbe la stessa utilizzata per ITER, ma con in più la possibilità di effettuare test con materiali avanzati, utilizzando una tecnica brevettata dall’ENEA. L’obiettivo è di sperimentare soluzioni innovative, destinate a risolvere una della maggiori criticità del processo di fusione, ovvero lo smaltimento dell’energia nei reattori a fusione.

Nei prossimi paragrafi saranno presi in considerazione la fisica, matematica ed ingegneria del reattore a fusione.

La reazione di fusione, il plasma, modalità di riscaldamento, confinamento magnetico e stabilità ÿ La reazione di fusione La fusione, come osservato, è in definitiva concettualmente semplice. Due isotopi dell’idrogeno collidono con una forza capace di superare la repulsione coulombiana dei loro nuclei positivi e fondono, producendo una reazione con enorme quantità di energia. Ma per ottenerla, richiedono a loro volta un grande investimento e per decadi si è affrontato il problema di energizzare e mantenere questa energia nel combustibile idrogeno in modo che raggiunga temperature di 100 milioni di gradi. Ad oggi si è riusciti a scaldare il plasma a diverse centinaia di milioni di gradi, tenerlo ad alta temperatura per qualche minuto, ma non contemporaneamente e con diversi reattori.

Fusione

ORDINE DEGLI INGEGNERI DELLA PROVINCIA DI ROMA

roma Il Plasma Un Plasma è costituito da particelle cariche (atomi leggeri ionizzati ed elettroni) ad alta temperatura che possono quindi essere confinate da un appropriato campo magnetico.

In questo articolo viene considerata la geometria a toro magnetico per confinare il plasma da fusione nucleare.

Il riscaldamento del plasma, di cui si parlerà estesamente nel seguito del paragrafo, in particolare riguardo alla descrizione del Neutral Beam, avviene per: • riscaldamento ohmico per induzione magnetica, • riscaldamenti addizionali con radiofrequenza e con iniezione di fasci neutri (NBI-Neutral Beam Injectors, per esempio iniezione di atomi di deuterio veloci). ÿ L’Ignizione Si considerano H (idrogeno), D (Deuterio) e T (Trizio) come combustibile per la fusione nucleare all’interno di un Reattore tipo Tokamak.

Indichiamo con ρ, N, e T rispettivamente la densità di combustibile nucleare, il numero di nuclei per m3, la velocità termica dei nuclei del combustibile (ciascuno di raggio r e massa m) e la temperatura del Plasma (nuclei del combustibile ed elettroni), essendo k=1,38∙10-23 J/K la costante di Boltzmann.

Si ricorda che nel Sole di massa M=2∙1030 kg, raggio R= 7∙108 m, potenza luminosa P=3,78∙1026 W, la temperatura interna è di circa T=15∙106 °K e la potenza media specifica w di circa 0,3 W/m3 (vedi Tab.2). ÿ Criterio di Lawson Dalla relazione λ≤ 휈 휏 dove λ=1/Σ=1/Nσ è il libero cammino medio dei nuclei prima di reagire tra di loro, σ la sezione d’urto (H-H, D-T) microscopica e τ il tempo di confinamento del plasma, abbiamo che deve essere soddisfatto il seguente criterio:

Per l’idrogeno, con T=108 K (9 keV) e σ=100 barn (=10-26 m2), abbiamo:

(2-1) ed anche: (2-2) per ITER a Caradache è: B=5 Tesla (2-3) ÿ Barriera di potenziale La barriera di potenziale (vedi figura 9) tra due protoni si supera con una temperatura di circa 105 eV corrispondente a circa 109 °K. proton

proton at rest v

r d

Figura 9 – Barriera di potenziale tra due protoni

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19

roma Infatti, uguagliando l’energia cinetica Ek all’energia elettrica potenziale Ep acquisita dal sistema, ricaviamo:

20

(2-4)

si ha:

(2-5) essendo e=1,6∙10-19 °C la carica dell’elettrone, ε0=8,85∙10-12 H/m la costante dielettrica nel vuoto, 2r=10-14 m ed m=1.67∙10-27 kg rispettivamente il diametro e la massa del protone. ÿ Distribuzione energetica di N molecole in un gas a temperatiura media La distribuzione energetica di N molecole in un gas a temperatura media T0 è:

(2-6) dove dn è il numero di molecole aventi Energia tra E ed E+dE e k=1,38·10-23 J/K la costante di Boltzmann.

Ponendo nella (2-6) E=kT ed x = T/T0 la distribuzione diviene, per qualsiasi T0, (vedi grafico in figura 10):

(2-7) Figura 10 – Distribuzione energetica di N molecole in un gas a temperatura T0 (Sole)

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roma Nel Tokamak, nonostante si abbia una temperatura di circa 100 milioni di gradi Kelvin (circa 10 volte superiore a quella del Sole), non si è avuta una fusione nucleare continua nel tempo.

Ciò a dispetto, come evidenziato nel grafico successivo in Tab.1 del fatto che il Tokamak ha una frazione di particelle (H, D e T), pari a 10-4 (vedi calcoli nel foglio Excel che conduce alla Tab.1), con temperatura uguale o superiore a quella della fusione nucleare (1 miliardo di gradi Kelvin).

Tavola1 – Maxwell-Boltzmann Energy distribution of molecules in an ideal gas.

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roma ÿ La Stabilità Cosa si intende per stabilità del processo di fusione nucleare?

Nella fusione nucleare siamo in presenza di un plasma, cioè una massa gassosa le cui particelle (idrogeno, deuterio o trizio ionizzati) si muovono ad alta velocità (1000 km/s) urtandosi tra di loro dopo aver percorso, tra due urti successivi, una distanza media λ chiamata libero cammino medio.

E’ intuitivo pensare che, lungo una direzione, quanto più λ è piccolo rispetto alla dimensione D del contenitore del plasma tanto più il processo di fusione sia stabile.

Quanto sopra trova esplicitazione nella formula sottostante:

22

(2-8) Nel SOLE la formula della stabilità lineare assume il valore (vedi Tab.2):

Nel Tokamak (vedi figura 11 e Tab.3) la formula della stabilità lineare assume il valore:

(2-9)

(2-10) dove r è il raggio del percorso elicoidale delle particelle nel Tokamak.

Da quanto sopra si deduce che la stabilità lineare del Tokamak è molto bassa, circa 1013 volte inferiore a quella del SOLE, tanto da non permettere una fusione nucleare continua.

Figura 11 Rappresentazione schematica del Tokamak

Tavola 2 Pressioni nella Terra e nel Sole e stabilità lineare nel Sole

roma Peraltro per un confronto della stabilità tra SOLE e Tokamak si considera il Sole come un Tokamak di sezione semicircolare e pertanto si può considerare una stabilità globale riferendoci alle due dimensioni trasversali.

Pertanto il Rapporto tra la stabilità globale del SOLE e quella del Tokamak è pari a:

23

(2-11) Il precedente risultato è confermato dalla formula successiva, ricordando l’equazione dei gas perfetti p=NkT:

(2-12) dove, sia per il Sole che per il Tokamak, N, σ, p e T sono rispettivamente il numero di particelle per unità di volume, la sezione d’urto delle particelle, la pressione e la Temperatura media. ÿ Il Confinamento magnetico Il concetto di confinamento non è esposto mediante il criterio di Larmor ma è derivato dalle caratteristiche proprie del campo magnetico e dal concetto, più comune, di pressione di radiazione.

Ciò consente anche, in modo molto naturale, di giungere alla definizione del coefficiente β di equilibrio di un plasma, la cui espressione consente di trovarne la densità massima e quindi, insieme al criterio di Lawson, il tempo minimo di confinamento.

Il criterio di Lawson: nτ > 1014 (per la reazione D – T)

(2-13)

con n: ioni / cm3 τ: tempo di confinamento del plasma che stabilisce le condizioni affinché la potenza prodotta dalle reazioni termonucleari superi la potenza dispersa, non fissa un limite per n e τ separatamente ma per il loro prodotto il che suggerisce due vie differenti per tentare di soddisfare il suddetto criterio.

La prima cerca di ottenere la reazione di fusione in tempi molto brevi (τ ≈ 10-11 s) cosa che comporta la necessità di ottenere un plasma di densità elevatissima (n ≈ 1025 ioni/cm3): tali parametri sono adottati nel metodo di confinamento inerziale.

La seconda invece prevede tempi di confinamento più alti con densità minori ma ciò comporta la necessità di evitare che il plasma, date le elevatissime temperature in cui si deve operare, venga a contatto con le pareti del recipiente in cui è contenuto. Ciò conduce a realizzare i sistemi a confinamento magnetico nei quali l'effetto di un campo magnetico sufficientemente forte è quello di costringere le particelle cariche a percorrere delle traiettorie elicoidali attorno alle linee di forza.

Nel seguito saranno discussi in dettaglio il comportamento delle particelle ionizzate in un campo magnetico e le condizioni di equilibrio del plasma.

1. effetto del confinamento magnetico su particelle ionizzate.

Mediante opportune configurazioni è possibile confinare le particelle del plasma in una regione separata da ogni parete materiale. La configurazione di partenza, che è stata ottimizzata nel tempo e che viene qui utilizzata per semplicità espositiva, è costituita da un toro, dentro il quale è presente il plasma, avvolto dalle spire di un solenoide dentro cui circola una corrente che crea il campo magnetico all'interno del toro. Le linee di forza del campo sono cerchi coassiali con il toro e su esse è applicata la forza magnetica che impone alle particelle cariche del plasma un moto elicoidale attorno alle linee di forza del campo essendo inibiti i moti con componente radiale diversa da 0.

2. pressione magnetica ed equilibrio del plasma: limite superiore sulla densità e limite inferiore sul tempo di confinamento.

Al campo magnetico è associata una pressione di radiazione di intensità pari a Pm = B2/2μ0 [N/m2] essendo B l'intensità del vettore induzione magnetica e μ0 la permeabilità magnetica del vuoto. L'espressione della pressione di radiazione è ricavabile dalle seguenti considerazioni.

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roma Si supponga di considerare un tronco del toro sufficientemente corto da potersi considerare rettilineo, si fissi l'attenzione su un punto P di coordinate x,y,z definite in un sistema di riferimento cartesiano, come illustrato in figura 12, in cui è rappresentata una sezione trasversale del tronco di toro:

24

Figura12 Sezione trasversale del tronco del toro

se nel punto P(x,y,z) transita una carica q (elettrone, D+ o T+) con velocità ￫ 휈 su di essa agisce la forza di induzione magnetica: (2-14) ￫ Passando alla densità di corrente J nel punto P del plasma, l'espressione dell'induzione magnetica diviene: (2-15) poiché il campo magnetico ha direzione tangente all'asse longitudinale del toro, il suo modulo coincide con la componente Bz e considerando solo la componente radiale della densità di corrente, che per comodità si supporrà orientata lungo l'asse x, si ha: (2-16) ￫ ￫ ￫ con F vettore ortogonale al piano formato da v x e Bz e tale da imprimere alle particelle del plasma un moto elicoidale intorno le linee del campo magnetico, opponendosi alla fuga delle particelle dal plasma stesso e realizzando così l'effetto di confinamento. ￫ Considerando un elemento di volume infinitesimo del plasma dxdydz attraversato dalla corrente J di particelle cariche, la forza magnetica esercitata sul volumetto è pari in intensità a: dF = JxBz dxdydz.

(2-17)

Poiché la forza applicata dal campo magnetico è radiale, si può calcolare la pressione esercitata da essa sull'elemento di superficie dxdz del plasma: (2-18) La pressione di radiazione che si esercita sulla superficie in esame si otterrà integrando rispetto a y da 0 all'infinito, supponendo che l'origine del piano cartesiano giaccia sull'asse centrale del toro; pertanto P assume l'espressione:

Per calcolare l'integrale si può ricorrere alla 4° equazione di Maxwell:

(2-19)

(2-20)

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roma che nel caso in esame si specializza nella seguente: (2-21)

25

Poiché By si assume pari a 0, l'equazione diventa: (2-22) Quindi l'espressione della pressione diventa: (2-23) dove il segno meno dipende dal sistema di riferimento adottato. Assumendo il campo magnetico costante all'interno del toro, l'espressione della pressione diventa: (2-24) che è appunto l'espressione cercata.

Il plasma è un gas che segue naturalmente le leggi idrodinamiche dei gas, per cui la sua pressione Pg che eserciterebbe sulle pareti del toro è esprimibile con le note leggi della teoria cinetica dei gas. Essa ha quindi l'espressione: (2-25) Nell'espressione precedente m è la massa delle molecole del gas, n è il numero di molecole per cm3, è la media dei moduli delle velocità dei centri di massa delle molecole.

La temperatura T di un gas si può esprimere in termini di energia cinetica media delle molecole mediante l'espressione: (2-26) dove ξ2 è la componente lungo l'asse x del moto del centro di massa delle molecole e k la costante di Boltzmann. Considerando le 3 componenti del centro di massa si ha: (2-27) Per cui l'espressione della pressione Pg diventa: (2-28) L'espressione precedente andrebbe più precisamente scritta facendo riferimento alle tre tipologie di particelle presenti nel plasma, cioè elettroni e ioni di Deuterio e Trizio. In tale modo l'espressione assume la seguente forma: (2-29) Nel seguito si assumerà n = ntot.

Per l'equilibrio del plasma si chiede che la pressione del gas sia inferiore alla pressione magnetica

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roma ca e ciò è espresso dal coefficiente β che deve essere minore di 1:

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(2-30) Dall'espressione di β consegue immediatamente il limite superiore della densità del plasma. Infatti la condizione su β si può anche scrivere: (2-31) essendo μ0 la permeabilità magnetica nel vuoto.

Dalla precedente deriva: (2-32) Assumendo per B un valore simile a quello presente in ITER, cioè 10 Tesla e per le altre grandezze che compaiono i seguenti valori: μ0 = 4 π 10-7 w*s/A*m k = 1,3805*10-23 j/k T = 108 °K si trova immediatamente che: n < 28,8*1015 ioni / cm3.

Quindi la condizione di equilibrio consente di definire che il valore di n deve essere inferiore a 1015 ioni / cm3.

Confrontando il risultato trovato con il criterio di Lawson, si può scrivere: nmax*τmin > 1014, (2-33) il che consente di scrivere: (2-34) Quindi τ, il tempo di confinamento, dovrà essere almeno dell’ordine del secondo. ÿ Il riscaldamento del Plasma – La Neutral Beam Test Facility Come osservato all’interno del presente documento, ITER sarà il primo impianto in grado di mantenere attiva la fusione nucleare fino a 3600 s (fino ad oggi il massimo è stato 390 s, raggiunti nel reattore Tore Supra in Francia), e a produrre energia netta, ovvero energia in quantità superiore a quella necessaria per l’attivazione della reazione nucleare.

Per ottenere il riscaldamento del plasma fino alle altissime temperature previste per il progetto ITER, si utilizzano due sistemi di riscaldamento ausiliario, uno a radiofrequenza (RF) e l’altro a iniezione di neutri.

L’iniezione di fasci energetici di atomi neutri (fino a 1 MeV) sarà uno dei metodi primari utilizzati per riscaldare il plasma e per guidare la corrente di plasma all'interno di esso. Il progetto richiede per ogni linea fino a 16,5 MW di potenza. Inizialmente sono previste due linee per iniettare tangenzialmente alla direzione della corrente di plasma, e con la possibilità di eventuale aggiunta di una terza linea. Il design generale degli iniettori ha preso forma nel corso degli ultimi 17 anni, ed ora è basato su una sorgente di ioni negativi e un acceleratore elettrostatico derivato da acceleratori di ioni negativi sviluppati dalla Japan Atomic Energy Agency (JAEA), ora Agency for Quantum and Radiological Science and Technology (QST). Nel corso degli ultimi anni, il concetto di base del sistema è stato ulteriormente perfezionato e sviluppato.

Il progetto ITER richiede, quindi, un sistema di riscaldamento aggiuntivo rispetto ai sistemi a radiofrequenza, costituito da due iniettori di fascio neutro, ognuno in grado di fornire un’accelerazione ORDINE DEGLI INGEGNERI DELLA PROVINCIA DI ROMA

Figura 13 - Il complesso di edifici di PRIMA che ospiterà i due esperimenti SPIDER e MITICA

di 1 MV ad un fascio di ioni negativi di deuterio di 40 A, fornendo al plasma una potenza di circa 17 MW per un'ora. Questi valori non sono mai stati sperimentalmente provati, pertanto è stato deciso di costruire una Test Facility. Tale Test Facility, denominata PRIMA (Padova Research on ITER Megavolt Accelerator) illustrata in figura 13, è in corso di costruzione a Padova e comprende una sorgente full-size di ioni negativi, SPIDER, ed un prototipo in scala uno a uno dell'iniettore di ITER, MITICA, con l'obiettivo di sviluppare e mettere a punto gli iniettori di riscaldamento da installare in ITER (fig. 13). ÿ Il progetto MITICA MITICA è un prototipo scala 1:1 dell'iniettore a fascio neutro di ITER (vedi figura 14), identico ad ITER HNB, compreso il sistema di alimentazione e la linea di trasmissione ad alta tensione (vedi figura 15).

La potenza elettrica di uscita dei sistemi di alimentazione dell’acceleratore di MITICA denominato AGPS (Acceleration Grid Power Supply) e della sorgente ionica ISEPS (Ion Source and Extractor Power Supply), viene trasmessa all'iniettore tramite una linea di trasmissione da 1 MV (TL), lunga più di 100 m. La linea è costituita da una tubazione in acciaio al carbonio contenente tutti i conduttori attivi e isolati da alta pressione del gas SF6 (pressione nominale di 6,5 bar, fino a 80°C). Nell'ultima parte, la TL ospita anche i tubi che trasportano l'acqua di raffreddamento alle reti di accelerazione e alla sorgente di ioni. La TL è collegata al recipiente attraverso un bushing HV che fun-

Figura 14 – Sezione di MITICA

Figura 15 – Prospetto generale di MITICA, compresa la Transmission Line

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roma ge anche da barriera tra il gas in pressione contenuto nella TL ed il vessel. Esso è progettato per fornire una doppia barriera, un requisito fondamentale negli impianti nucleari come ITER. ÿ Il progetto SPIDER SPIDER è il prototipo della sorgente di ioni negativi dell’HNB. La Beam Source (BS) di SPIDER è progettata per accelerare il fascio fino a 100 kV con una potenza totale di 6 MW. La sorgente include: 8 antenne RF e una camera di espansione per produrre il plasma da cui vengono estratti gli ioni e una serie di griglie per l'estrazione e l'accelerazione del fascio di ioni negativi. Un campo magnetico, generato da una corrente di qualche kA, permette di aumentare la densità di corrente degli ioni negativi estratti. Le griglie ed i componenti principali sono attivamente raffreddati. SPIDER è inoltre provvisto di un “electron dump”, costituito da più tubi metallici verticali opportunamente disposti in modo da assorbire la maggior parte della potenza associata agli elettroni in uscita dall'acceleratore. Una vista esplosa della sorgente SPIDER BEAM è mostrata in figura 16.

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Figura 16 Sezione esplosa della SPIDER Beam Source.

Calcoli ingegneristici e strutturali

Si forniscono di seguiti i valori dei principali parametri nucleari che caratterizzano un sistema a fusione e le equazioni di base che consentono di ricavarli. ÿ Potenza specifica nucleare La potenza specifica nucleare generata dal Reattore a fusione è: (3-13)

dove

(vedi Tab.1)

è l’energia rilasciata per reazione nucleare. ÿ Ripartizione Potenza specifica nucleare (vedi figura 17) • trasporto nuclei ed elettroni (equipartizione dell’energia cinetica): (3-14)

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roma essendo •

radiazione di Bremsstrahlung, dell’ordine di wT,: (3-15)

dove espresso in keV. • radiazione gamma:

(per il deuterio), N sono nuclei/m3, Z=1 è il numero atomico e kT è

(3-16) essendo Figura 17 Plasma con protoni, elettroni, gamma e radiazione di Bremsstrahlung.

ÿ Potenze Potenza nucleare termica

Potenza elettrica

(3-17)

(3-18)

ÿ Pressioni (vedi figura 17, figura 18 e Tab. 3) bordo R1 • gas ionizzato (protoni ed elettroni):

(3-19)

•

radiazione gamma:

(3-20)

•

Bremsstrahlung:

(3-21)

•

od anche per la radiazione elettromagnetica totale:

(3-22)

essendo ρ la densità del combustibile in kg/m3, σ = 5,67⋅10-8 W/(m2K4) la costante di Stefan-Boltzmann e c = 3⋅108 m/s la velocità della luce. bordo R2 •

azione elettrodinamica su bobine toroidali:

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(3-23)

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roma •

radiazione gamma:

(3-24)

•

Bremsstrahlung:

(3-25)

•

od anche per la radiazione elettromagnetica totale:

(3-26)

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ÿ Sollecitazioni elettrodinamiche sulle bobine toroidali (vedi Tab. 3 e figura 18) Come abbiamo visto, la pressione espansiva nel plasma è dovuta a due componenti (facciamo riferimento ad un reattore di potenza elettrica P=1000 MWe): 1. Pressione dovuta alle particelle ionizzate uguale a circa 3500 bar; 2. Pressione radiativa, per T=108K, uguale a circa 800 bar.

Tale pressione espansiva è contenuta dall’azione elettrodinamica sul plasma ad opera del campo magnetico toroidale B. Per la terza legge della dinamica, una reazione elettrodinamica agisce sulla corrente delle bobine toroidali che hanno sviluppato B (vedi figura 18).

Vedendolo in altro modo, possiamo notare che la pressione espansiva, imprimendo velocità radiale v alle particelle ionizzate del plasma, produce un controcampo magnetico che sviluppa un’azione elettrodinamica verso l’esterno sulle bobine toroidali!

La pressione radiativa agisce invece sulle pareti della camera.

L’azione su ciascuna bobina toroidale è dell’ordine delle migliaia di tonnellate.

L’alto valore delle pressioni in gioco può essere giustificato facendo un confronto con i dati tecnici pubblicati sul sito ITER. Poiché risulta: ITER: Volume plasma Vi=840 mc, massa combustibile per ciclo Mi=1g, induzione magnetica Bi=12Tesla, temperatura Ti=150 milioni di gradi; Reattore 1000MWe: Volume plasma Vr=180 mc, massa combustibile per ciclo Mr=75g, induzione magnetica Br=2Tesla, temperatura Tr=100 milioni di gradi; dalla relazione dei gas perfetti pV=MRT possiamo ricavare il rapporto delle pressioni nei due reattori:

Come si può vedere la pressione pr per un reattore da 1000MWe è circa 250 volte quella pi di ITER. Figura 18 Sollecitazioni elettrodinamiche sulle bobine toroidali e quindi sui vincoli strutturali del reattore.

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roma Tavola 3 - Pressioni e stabilitĂ in un reattore Tokamak da 1000 MWe

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roma Nella Figura 18 sono rappresentate le sollecitazioni sulle bobine toroidali e quindi sui vincoli strutturali del reattore.

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Aspetti di strumentazione, regolazione, controllo e protezione dell’impianto a fusione Un plasma confinato magneticamente è un sistema molto complesso. Infatti non può essere prodotto e mantenuto senza un sistema sofisticato di controlli in feedback. L’energia libera disponibile nel plasma tende a generare turbolenza e instabilità fluide (MHD) che riducono la qualità del confinamento.

Per la produzione ed il mantenimento di un plasma termonucleare, sono necessari sistemi di controllo addizionali che assicurino che la produzione di potenza venga mantenuta per lunghi periodi.

Il cattivo funzionamento dei sistemi di controllo porta il sistema in condizioni che tendono a ridurre la potenza da fusione prodotta o persino allo spegnimento della scarica. Allo stato attuale di R&D, non si prevede che si possano verificare runaway termici. Sono comunque previste misure per controllare e sopprimere eventuali escursioni termiche. Inoltre sono previste 40 diagnostiche fondamentali: diagnostiche dedicate alle protezioni, ai controlli e agli studi di fisica, misure ottenute da DC a raggi di neutroni e di particelle di diverse specie ioniche, fascio diagnostico di atomi neutri per spettroscopia attiva (CXRS, MSE ….).

Un particolare fenomeno da evitare e che rappresenta l’incidente più severo per un impianto di potenza a fusione è la disruption o disruzione improvvisa del plasma.

La disruzione è un evento violento che distrugge il plasma a confinamento magnetico come conseguenza di un’instabilità che si innesca in modo particolarmente rapido, spesso di tipo magnetico (MHD). La temperatura scende drasticamente e sia il calore che le particelle vengono istantaneamente rilasciate dal confinamento e scaricate sul vessel di contenimento, causando un danno proporzionale all’energia immagazzinata. La perdita del contenimento associata alla produzione di elettroni in fuga produce un danno di grandi proporzioni all’impianto. Gli effetti magnetici, associati alla perdita improvvisa della corrente plasmatica, generano forze magnetiche sulle strutture metalliche che circondano il plasma, quali vessel, bobine, e strutture interne, note come eventi di spostamento verticale che comportano forti rotture meccaniche.

Questo fenomeno non accade o comunque è molto meno severo nella configurazione Stellarator perché il confinamento non dipende dalla corrente plasmatica.

Per evitare la disruption e mitigarla, nel progetto ITER, e nel Divertor Test Tokamak, verrà provato il controllo delle disruzioni mediante: 1. ECCD in regimi di alto beta (Disruption avoidance using ECCD in high beta conditions, AUG e TCV) 2. Mitigazione di ELMs mediante ECRH (ELM mitigation using edge ECRH, TCV) 3. Fisica avanzata degli NTM (Advanced NTM physics, TCV) 4. Esperimenti di Wall Cleaning mediante onde EC (ECRH wall conditioning and in Helium, TCV).

Aspetti di Sicurezza e Radioprotezione

L’analisi di sicurezza per i reattori a fusione viene effettuata con gli stessi strumenti e metodologie che sono stati messi a punto ed utilizzati per i reattori a fissione, in particolare i PRA (Probabilistic Risk Assessment) dei reattori di potenza. Infatti si utilizzano strumenti di identificazione di possibili eventi iniziatori come la FMEA, l’Hazop, gli Alberi dei guasti e degli Eventi per i sistemi e componenti degli impianti. A partire dagli eventi iniziatori si sviluppano gli alberi degli eventi sia qualitativi che quantitativi fino all’individuazione delle sequenze incidentali più gravose con le relative probabilità di accadimento insieme alla valutazione delle conseguenze in termini di rilasci radioattivi all’ambiente.

A seguito dei risultati dell’Analisi incidentale possono essere richieste delle modifiche al progetto dell’ impianto per renderlo più sicuro e prevenire gli incidenti.

Come per tutti i progetti di realizzazione di impianti nucleari, anche per quelli a fusione si adotta nel progetto la cosiddetta “Difesa in profondità” che prevede l’installazione di una serie di “barriere” che si oppongono alla fuoriuscita nell’ambiente esterno dei prodotti radioattivi in caso di scenario incidentale per mitigarne gli effetti.

Ad una prima valutazione appare evidente come gli scenari incidentali per i reattori a fusione appaiono meno gravosi di quelli relativi ai reattori a fissione soprattutto in termini di conseguenze verso l’ambiente.

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roma Sarebbe utile ed auspicabile che in futuro si possa fare un confronto dettagliato dei risultati delle analisi degli scenari incidentali fra i reattori a fusione e quelli a fissione (anche di IV generazione). In particolare per i DBA (Design Base Accident) cioè gli incidenti di riferimento per il progetto debbono essere confrontate le rispettive probabilità di accadimento e le relative conseguenze in termini di rilasci radioattivi nell’ambiente.

Peraltro è difficile sostenere, come ingegneri, di lunga esperienza trasversale su fusione e fissione nucleare, che la tecnologia di produzione di energia nucleare da fusione sia più sicura della fissione. Sono entrambe sicure se gestite opportunamente. La fusione appare più “amica” perché gestisce piccole quantità di “combustibile” e non deve affrontare l’annoso problema dei rifiuti nucleari a lunga vita, che comunque, inevitabilmente, risulta una eredità penalizzante per le future generazioni. Ma è altresì vero che non si può affermare che esiste una forma di energia generata da fusione nucleare che non produca “scorie” radioattive.

Difatti, la reazione da fusione avviene fra il deuterio ed il trizio e, quindi, il rifiuto principe generato dalla reazione di fusione rimane il trizio. Esistono poi i prodotti attivati dalla presenza di trizio (vedi le pareti del vacuum vessel) che hanno la capacità di essere adsorbiti negli interstizi della struttura metallica degli acciai come pure le polveri radioattive a base di tungsteno, tantalio e cobalto 60. La tecnologia del trattamento del trizio è stata particolarmente studiata e sviluppata in ITER sia a livello di trattamento acqua che gas.

Si può quindi con certezza affermare che i rifiuti generati dalla fusione nucleare sono caratterizzati da tempi di dimezzamento nel decadimento radioattivo dell’ordine di qualche decina di anni (circa trenta anni per il trizio che è il principale rifiuto) e, quindi, facilmente gestibili anche soltanto con depositi temporanei.

Un ultimo aspetto di sicurezza della fusione termonucleare a confinamento magnetico, non presente nei reattori a fissione, è quello dei campi magnetici molto intensi generati sull’impianto ed in particolare delle variazioni rapide di campo a seguito di transitori operazionali ed incidentali. Le conseguenze sul personale d’impianto e la popolazione devono essere valutate accuratamente in modo da scongiurare problemi di tipo sanitario.

Elementi di confronto qualitativo-quantitativo fra reattore a fusione ed a fissione

Appare di particolare interesse effettuare una comparazione tra i parametri caratteristici di un reattore a fissione termico e di un reattore a fusione, a parità di potenza dell'impianto assunta uguale a 1000 MW. I suddetti parametri sono riportati nella tabella 4 in cui il primo parametro considerato è la potenza specifica, che per un reattore a fusione può essere espressa dalla relazione: Ps = E(σV)n1n2 [KW/kg] dove: E: energia rilasci ata dalla singola reazione σ: sezione d'urto media funzione della velocità V: valor medio efficace della velocità delle due particelle n1 e n2: numero di nuclei di tipo 1 e 2 Questo valore nei reattori a fusione è pari alla metà del valore tipico di un reattore a fissione.

Nel caso del reattore a fissione veloce BREST 300 di IV generazione, prossimo alla costruzione, la potenza specifica, in un dato punto del combustibile, è calcolata secondo la relazione: [W/cm³] in cui: Ef è l’energia mediamente rilasciata da un processo di fissione (circa 192 MeV); Nf è il numero di atomi di fissile contenuti in un cm3 di combustibile, che nel caso del BREST 300 sono gli isotopi 238U e 239Pu; Es è l’energia di soglia dei neutroni oltre la quale la fissione veloce è tecnicamente possibile; σf è la sezione d’urto di fissione, misurata in cm2, per gli isotopi 239Pu, 241Pu, ma anche 235U e successivo 236U, formatosi per cattura neutronica. Tale sezione prende forma per energie maggiori del rispettivo valore di soglia Es; φ(E) è il numero di neutroni, con energie comprese tra E ed E + ORDINE DEGLI INGEGNERI DELLA PROVINCIA DI ROMA

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roma

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dE, che attraversano nell’unità di tempo una superficie circolare di 1 cm2 centrata in un dato punto.

Oppure, in termini più semplici, è lo spettro di distribuzione energetica del flusso neutronico.

Il nocciolo del BREST 300 è progettato per produrre una potenza di 700 MWth, e ha un volume di combustibile, in forma di nitrati di Pu e U, pari a 1.2465 x 106 cm3. Pertanto la potenza specifica media del reattore è pari a 561,6 W/cm3.

Il nocciolo del BREST 300 ha forma cilindrica con un ingombro complessivo di 1100 mm di altezza attiva e 2200 mm di diametro. Pertanto la potenza specifica, relativa all’ingombro volumetrico, è 167 W/cm3.

I reattori di IV generazione refrigerati con piombo hanno un’alta potenza specifica e questo permette di realizzarli in dimensioni contenute, offrendo la possibilità di erogare potenze interessanti in spazi ridotti e limitando i carichi strutturali che ne deriverebbero. Infatti, tutto il circuito primario è percorso da Pb fuso che, allo stato liquido e per le temperature medie di funzionamento pari a 753 °K, ha una densità di 10.52 g/cm3, davvero considerevole.

Il secondo parametro da considerare nel confronto è l'intensità del flusso neutronico generato nelle reazioni di fusione. Questo, per poter produrre la potenza richiesta, deve essere di un ordine di grandezza superiore al valore della grandezza analoga dei sistemi a fissione.

Per un LFR (Lead Fast Reactor) come il BREST 300 diventano, invece, paragonabili. Il flusso neutronico di progetto del BREST 300 è dell’ordine di 1 X 1015 neutroni/cm2sec. Infatti, rispetto a un comune reattore termico, le sezioni d’urto di fissione veloce sono circa due ordini di grandezza inferiori e pertanto i flussi neutronici devono essere due ordini di grandezza maggiori rispetto a quelli comuni nei reattori termici se si vuole una potenza specifica dello stesso ordine di grandezza (200 e 500 W/cm3).

Guardando la tabella 4, nella colonna relativa al reattore a fusione, appaiono altre due grandezze, il flusso dei nuclei e il “flusso dei nuclei fondibili” che non possono avere grandezze corrispondenti nei reattori a fissione, ma che sono concettualmente, ma non fisicamente (quindi i valori non sono immediatamente rapportabili), equivalenti alle grandezze che misurano la quantità di combustibile presente nel nocciolo di un reattore a fissione.

I successivi due parametri, “Pressione”e “Temperatura”, rappresentano le maggiori differenze, dal punto di vista tecnologico, tra i due sistemi.

Un impianto a fissione da 1000 MWe lavora normalmente con temperature al di sotto dei 103 °K e con pressioni dell'ordine di 100 bar (circa 70 bar per un BWR, 100 bar per un HWR, 180 bar per un PWR), valori caratteristici di applicazioni impiantistiche spinte ma che rientrano comunque nell'ambito di tecnologie attualmente consolidate.

La pressione di progetto nel circuito primario del BREST 300 è pari a 17 bar, rappresentando un valore del tutto gestibile nella progettazione strutturale del vessel e di quella dello scambiatore intermedio.

La temperatura di ingresso del refrigerante (piombo) nel nocciolo è pari a 693 K e quella di uscita è 813 K. Anche questi parametri non inficiano la resistenza degli acciai impiegati, che sono di tipo martensitico ad alto contenuto di cromo, scelti prioritariamente per l’ottima resistenza alla corrosione da parte del piombo. E’ necessario comunque preriscaldare il circuito primario prima dell’introduzione del piombo fuso nello stesso o mantenere a temperatura idonea tutto il circuito primario quando il reattore viene spento e si vuole movimentare il combustibile senza che il piombo solidifichi (fenomeni di “freezing” e di “flow blockage”).

Un reattore a fusione di potenza analoga necessita invece di temperature dell'ordine dei 108 °K e pressioni dell'ordine dei 103 bar, il che porta i sistemi al di fuori delle tecnologie comunemente utilizzate, per cui una parte significativa della ricerca è rivolta a raggiungere ma soprattutto a mantenere i suddetti valori nei sistemi sperimentali realizzati e in costruzione.

L'ultimo parametro considerato, “i materiali di fabbricazione”, deve necessariamente tenere conto delle suddette fondamentali differenze dei parametri fisici caratteristici del sistema, per cui mentre per gli impianti a fissione si ricorre ad acciai del tipo inox AISI serie 300, ferritici o austenitici al nichel cromo (Inconel), occorre ricorrere ad acciai speciali e materiali ceramici, anch'essi oggetto di ricerca, negli impianti a fusione.

Il progetto delle componenti strutturali in acciaio del BREST 300 si deve quindi avvalere degli studi condotti su acciai martensitici ad alto contenuto di cromo, introducendo comunque una novità nel campo della fissione.

In sintesi, si può affermare che i sistemi a confronto, dal punto di vista nucleare, a meno dello spettro neutronico qui non considerato e le reazioni di partenza evidentemente diverse, non sono estremamente difformi essendo, ad esempio, la densità di potenza dello stesso ordine di grandezza e l'intensità tipica del flusso neutronico diversa per un solo ordine di grandezza; ciò che cambia so-

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roma

Tavola 4 - Confronto parametrico reattore a fusione e reattore fissione

Fusione

Fissione

Unità

Densità di potenza

10

100

KW/l

Flusso neutronico

1E+15

1E+14

n/cm2s

Flusso nuclei

1E+25

n/cm s

Flusso nuclei fondibili

1E+22

n/cm2s

Dimensioni

100

50

m3

1E+3

1E+2

bar

Pressione

2

1E+8

1E+7

Pa

Temperatura

1E+8

1E+3

K

materiali

Acciai speciali e ceramici

acciai

stanzialmente sono i parametri fisici in cui il nocciolo si trova ad operare, con il reattore a fusione che richiede temperature e pressioni ancora al di fuori delle normali applicazioni tecnologiche.

Conclusioni

Come osservato in precedenza, le criticità da superare sulla strada della fusione non sono poche e rimangono molti i parametri che presentano, nel reattore a fusione, ordini di grandezza anche molto superiori a quelli di un reattore a fissione, per affrontare i quali saranno realizzate infrastrutture di ricerca e prototipi sperimentali come ITER, DTT, DEMO, in uno spettro temporale che possiamo collocare da oggi al 2030-40.

Peraltro, i cosiddetti by-product o side-technologies già sviluppati o che saranno sviluppati durante questo cammino di ricerca nel settore dei materiali e dell’ingegneria costituiranno di per sé un importante risultato, con applicazioni e ricadute in tutti i settori industriali.

E’ possibile concludere che questo primo approccio qualitativo e analitico alla fusione e la relativa analisi comparata sviluppati nel presente rapporto tecnico dalla Commissione Ricerca e Reattori innovativi dell’Area Nucleare, ha inteso iniziare una collaborazione fattiva su questa tematica con gli iscritti dell’Ordine, le altre Commissioni, ma anche con ENEA e gli altri Istituti che operano nel settore della fusione nucleare.

La Commissione nucleare può rappresentare un riferimento istituzionale, come organo tecnico indipendente per la progettazione e verifica dell’ingegneria del sistema ed è a disposizione del Paese e delle sue strutture di ricerca.

Bibliografia [1] Toigo V. et al. Progress in the realization of the PRIMA Neutral Beam Test Facility. Nuclear Fusion (ed. IAEA).

2015, n.55.

[2] Watanabe K. et al. Design of a −1MV dc UHV power supply for ITER NBI. Nuclear Fusion. International Atomic Energy Agency. Vienna, 2009, n.49.

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[5] Sonato P. et al. The ITER full size plasma source device design. Elsevier. Fusion Engineering and Design, 2009, n.84, 1875– 1880.

[6] Sonato P. et al. Status of PRIMA, the test facility for ITER neutral beam injectors. Atti del Convegno American Institute of Physics, Third International Symposium On Negative Ions, Beams And Sources. Jyväskylä, Finlandia, 3–7 Settembre 2012.

[7] Decreto ministeriale 1 dicembre 1980, Disciplina dei contenitori a pressione di gas con membrature miste di materiale isolante e di materiale metallico, contenenti parti attive di apparecchiature elettriche (G.U. 11 febbraio 1981, n. 40) [8] Decreto ministeriale 10 settembre 1981 Modificazioni al decreto ministeriale 1° dicembre 1980, relativo alla "disciplina dei contenitori a pressione di gas con membrature miste di materiale isolante e di materiale metallico, contenenti parti attive di apparecchiature elettriche" (G.U. 16 ottobre 1981, n. 285).

[9] D. Mazza - Reattore nucleare di IV generazione refrigerato con piombo BREST 300: la simulazione neutronica tramite il software MCNPX, i flussi neutronici e la risposta di una tipica sonda per reattori veloci. Articolo dal Quaderno N 2/2015, Ordine degli Ingegneri della Provincia di Roma.

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CONOSCERE GLI EFFETTI DEL RADON a cura di Ing. S. Cecchetti commissione Radioprotezione e gestione emergenze visto da Ing. G. Bisceglie Ing. A. Taglioni

◗ tratto dal Quaderno 1/2017

Premessa

Relazione

Il presente articolo si pone l’obiettivo di evidenziare la natura e gli effetti del gas RADON ed i cri teri di protezi one nei luoghi pubbli ci e privati.

Generalità Il RADON fa parte dei cosiddetti gas nobili, caratterizzati da una scarsa reattività chimica: lo troveremo qui ndi sotto forma di molecola monoatomica in forma cristallina. È un gas inodore e incolore, solubile in acqua.

Cosa è il Radon Il Radon (222Rn) è una sostanza radioattiva (vita media 3,86 giorni, emissione di particelle α, prodotto di decadimento Polonio (218Po), metallo pesante).

Il Radon si riscontra principalmente nel terreno

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ha origine dall’Uranio 235 (235U) e termina con il Piombo 207 (207Pb); è detta serie dell’Attinio; c) ha origine dal Torio 232 (232Th) e termina con il Piombo 208 (208Pb); viene definita serie del Torio.

In Fig.1 si riporta la catena di decadimento dell’ Uranio ( 238U).

La vita media dell’238U è molto lunga (miliardi di anni) e continua a produrre il Radon tramite i ‘figli’ prodotti nella catena di decadimento dell’ 238 U che comprende il Radio (226R).

In Fig. 2 sono indicati i tre isotopi che producono il Radon per mezzo delle tre catene radioattive indicate in precedenza.

Gli i sotopi del Radon decadendo emettono particelle α e si trasformano in elementi “figli”, quali Polonio 218 (218Po), Polonio 214 (214Po), Piombo 214 (214Pb) e Bismuto 214 (214Bi), anch’essi radioattivi. Polonio 218 (218Po) e Polonio 214 (214Po) decadono a loro volta emettendo particelle α.

L’Uranio 238 è il nuclide responsabile della produzione del Radon 222 (222Rn), che rappreb)

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Figura 1: Catena di decadimento dell’Uranio (238U)

che è stato oggetto di movimenti vulcanici; in tali zone i suoi precursori (che comprendono l’Uranio 238) e, data la solubilità in acqua, è presente nelle falde acquifere.

Si è stimato che il suolo contiene circa l’80% del Radon presente nell’atmosfera, l’acqua il 19% e altre fonti l’1%. È circa 8 volte più pesante dell’aria, e per questa sua caratteristica tende ad accumularsi negli ambi enti confinati e quindi anche nelle abitazioni. Lo troviamo inoltre nel materiale edile quali il tufo e graniti oltre alle lave e alle pozzolane.

Tra gli elementi radi oatti vi presenti nelle rocce e nel terreno di passata attività vulcanica si osservano tre catene radioattive: a) ha origine dall’Uranio 238 (238U) e si conclude con il Piombo 206 (206Pb); costituisce la serie dell’Uranio;

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Figura 2: Origini del Radon

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senta l’isotopo del Radon di maggiore rilevanza ai fini del rischio per la salute dell’uomo.

Perché è un rischio per la salute Come già indicato, il Radon è, da un punto di vista chimico, poco reattivo. Inoltre, essendo un gas, oltre che inalabile è facilmente eliminabile per via respiratoria; non altrettanto si può di re dei suoi figli che sono molto pi ù reatti vi del Radon e una volta formati si nella catena di decadimento vengono veicolati all’interno del corpo umano grazie a particelle di fumo, vapore acqueo, polveri etc.

I prodotti di decadi mento del Radon si fissano ai tessuti e, come previ sto nella catena di decadimento, emettono particelle α; tali particelle possono ionizzare il DNA delle cellule dell’apparato polmonare in modo irreversibile.

Sulla base di numerosi studi epidemiologici il Radon è stato classificato dall’Agenzia Internazionale per la Ricerca sul Cancro (IARC), che è parte dell’Organizzazione Mondiale della Sanità, come cancerogeno per l’uomo. È considerato la principale causa di morte per tumore ai polmoni dopo i l fumo di tabacco.

ha una bassissima concentrazione), mentre se penetra nelle case tende a concentrarsi.

Come detto in precedenza il Radon è un gas nobile; esso non si deposita sulle pareti dell’apparato bronco-polmonare e viene in gran parte riesalato senza avere avuto il tempo di decadere emettendo radiazioni. I suoi prodotti di decadimento si depositano facilmente sulle pareti dei bronchi e dei polmoni ed entro ci rca mezz’ora decadono emettendo radiazioni ionizzanti (soprattutto le radiazioni α) che possono colpire e danneggiare chimicamente il DNA delle cellule.

La maggior parte dei danni al DNA viene riparata da appositi meccanismi cellulari, ma alcuni di essi possono persi stere e con tempo svi lupparsi in un tumore polmonare.

Maggi ore è la quanti tà di Radon e dei suoi prodotti di decadimento inalata e maggiore è la probabilità che qualche danno non venga riparato, o venga riparato male, e possa quindi svilupparsi successivamente in un tumore, soprattutto se le cellule sono sottoposte ad altre sostanze cancerogene, in particolare a quelle contenute nel fumo di sigaretta.

Come e perché aumenta il rischio di tumore polmonare Normalmente l’aria che respiriamo contiene diverse sostanze; in zone di passate attività vulcaniche troveremo anche il Radon, che all’aperto si disperde in atmosfera (cioè si diluisce in una grandissimo volume d’aria, dove quindi

Risultati epidemiologici Gli effetti dell’esposizione al Radon sono stati evidenziati prima di tutto tra i minatori di miniere sotterranee di urani o,nelle quali la concentrazione di Radon arrivava a valori estremamente elevati. Tali studi hanno mostrato un evidente e forte aumento di rischio di tumore pol-

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roma monare tra i mi natori esposti ad alte concentrazi oni di Radon. Di conseguenza i l Radon è stato classificato tra le sostanze cancerogene.

Successi vamente sono stati effettuati studi epi demiologici anche sulla popolazione esposta al Radon nelle abitazioni. I principali risultati di questi studi sono i seguenti : • il rischio di tumore polmonare aumenta proporzionalmente all’aumentare della concentrazione di Radon, cioè più alta è la concentrazione di Radon e maggiore è il rischio di tumore polmonare; • il rischio di tumore polmonare aumenta proporzionalmente alla durata dell’esposizione, cioè più lunga è la durata dell’esposizione al Radon e maggiore è il rischio di tumore polmonare; • l’aumento del rischio di cancro avviene proporzionalmente rispetto alla “normale” frequenza dei tumori polmonari , mantenendone quindi la distribuzione per età i tumori polmonari sono rari fino all’età di 45 anni , poi la frequenza cresce e raggi unge i valori massimi dai 65 anni in avanti; • a parità di concentrazione di Radon e durata dell’esposizione, il rischio di tumore polmonare è molto più alto (circa 25 volte) per i fumatori ri spetto ai non fumatori .

Sulla base dell’evidenza scientifica oggi disponibile si può pertanto concludere che il Radon è un rischio per la salute, soprattutto per i fumatori.

Quanto aumenta il rischio di tumore polmonare per esposizione al Radon Il rischio aumenta proporzionalmente alla concentrazione di Radon e alla durata dell’esposizione. Per persone esposte al Radon per circa 30 anni, l’analisi degli studi epidemiologici effettuati in 11 Paesi Europei, tra cui l’Italia, ha evidenziato un aumento di rischio di circa il 16% ogni 100 Bq/m3 di concentrazi one di Radon. A 200 Bq/m3 e 400 Bq/m3 il rischio aumenta rispettivamente del 32% e del 64%. La gran parte della popolazione italiana è esposta ad una concentrazione media di Radon inferiore a 100 Bq/m3, circa il 4% della popolazione è esposta a concentrazioni medie superiori a 200 Bq/m3 e circa l’1% a concentrazioni medie superiori a 400 Bq/m3.

L’Istituto Superiore di Sanità ha stimato che in Itali a i l numero di casi di tumore polmonare attribuibili all’esposizione al Radon è compreso tra 1.000 e 5.500 ogni anno (su un totale annuale di circa 31.000 tumori polmonari), la maggi or parte dei quali tra i fumatori , a causa dell’effetto sinergico tra Radon e fumo di sigaretta.

Rischio da contaminazione di Radon per fumatori e non fumatori Dato che il Radon agisce in modo sinergico con il fumo di sigaretta, per un fumatore l’aumento di rischio di cancro al polmone dovuto all’esposizione al Radon è molto maggiore che per un non fumatore, anche se entrambi sono esposti alla stessa quanti tà di Radon (ad es. se abitano da sempre nella stessa casa). Ma quanto è più alto tale rischio?

Se si assume come riferimento un non fumatore esposto a una concentrazione bassissima di Radon, molto vicina a 0 Bq/m3, e poniamo quindi il suo rischio di tumore polmonare uguale a 1, il rischio di un fumatore che fuma abitualmente un pacchetto di sigarette, anch’esso esposto ad una concentrazione di Radon prossima a 0 Bq/m3, è 25 volte più alto.

Per un’esposizione prolungata a 600 Bq/m3 di Radon il rischio raddoppia sia per il non fumatore che per il fumatore.

Il rischio per un non fumatore pertanto passa da 1 a 2, mentre il rischio per un fumatore passa da 25 a 50. Come si vede l’aumento di ri schio è molto maggiore per il fumatore. Cosa si può fare per ridurre tali rischi? Per un fumatore l’azione più efficace è smettere di fumare, dato che in tal caso si riducono non solo i rischi di tumore polmonare dovuti al Radon e alla sua sinergia col fumo di sigaretta, ma anche tutti gli altri numerosi ri schi connessi al fumo di tabacco (molti altri ti pi di tumore, effetti gravi a li vello dell’apparato cardio-circolatorio, etc.).

Un fumatore esposto ad una concentrazione di 600 Bq/m3 di Radon potrebbe, in alternativa, decidere di continuare a fumare ma di ridurre la quantità di Radon presente in casa. È necessario tener presente che con le attuali tecniche difficilmente si può scendere sotto i 100 Bq/m3.

In tal modo il rischio diminuirebbe da 50 a 29, mentre smettendo di fumare e senza ridurre la concentrazione di Radon il rischio si ridurrebbe da 50 a 2. Infine, smettendo di fumare e riducendo la concentrazione di Radon a 100 Bq/m3 il rischio scenderebbe da 50 a poco più di 1 (1,2). Questi dati sono ri portati nella Fi gura 3.

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Le fonti di Radon nelle nostre case Normalmente la principale fonte di Radon è il suolo. In dipendenza dei meccanismi di diffusi one del Radon dal suolo, i locali degli edi fici collocati nei semi nterrati o al pi anterreno sono in genere quelli particolarmente interessati dal fenomeno. In certi casi anche l’uti li zzo di deter-

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Figura 3: Rischio di tumore polmonare dovuto all’esposizione al Radon

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minate lave, tufi, pozzolane e di alcuni graniti nella costruzione o nei rivestimenti interni, così come la presenza di acque sorgive ad alto contenuto di Radon, può contribuire ad incrementare la concentrazione di Radon indoor. In questo caso le concentrazioni medio alte di Radon non si presenteranno necessariamente al piano più basso, ma potrebbero riguardare gli ambi enti nei quali sono stati uti li zzati tali materiali o è usata l’acqua.

Una delle cause principali per la quale aria ricca di Radon affluisce dal suolo verso l’interno degli edifici è la depressione che si viene a creare tra i locali ed il suolo, in conseguenza della differenza di temperatura tra l’interno e l’esterno dell’edificio.

Più pronunciata è questa differenza, maggiore sarà la depressione all’interno della casa. Si parla di effetto camino. Anche altri fattori, come la presenza di aperture in un edificio o il vento, possono incrementare o ridurre la depressione dovuta alla semplice differenza di temperatura.

L’effetto del vento varia in funzione della tenuta degli infissi o della posizione di questi ultimi rispetto alla direzione prevalente del vento e alla sua forza.

La concentrazione di Radon può subire sensibili variazioni giornaliere e stagionali. In genere i valori pi ù elevati si osservano nelle pri me ore del mattino, quando la differenza di temperatura tra l’interno e l’esterno è maggiore. Per lo stesso motivo d’inverno le concentrazioni sono mediamente maggiori di quelle estive, ma la variabilità è molto alta. Al nord (Alto Adige) si è osservato che la concentrazione di Radon in casa aumenta quando il terreno ghiaccia. Verosimilmente il gelo ostacola la fuoriuscita del Radon dal terreno, favorendone la fuga laddove il terreno non è gelato (nelle cantine o sotto il pavimento delle case).

Nel caso dei pendii i fenomeni i n gi oco sono particolarmente complessi: in dipendenza della stagione e/o dell’insolazione possono formarsi moti convetti vi nel terreno che trasportano i l Radon nelle case site sul pendio o alla base di questo; di conseguenza questi edi fici ri sultano essere spesso particolarmente interessati al problema del Radon.

Oltre ai fattori descri tti la concentrazi one di Radon indoor dipende in maniera decisiva da come è costruita la casa. Pertanto ogni edificio è un caso a parte. Perfino case vicine e costruite nello stesso modo possono presentare concentrazioni di Radon totalmente diverse. Per ottenere informazioni certe riguardo la propria abitazione è necessario eseguire una misura del gas Radon. In base all’esperienza è però possibile individuare alcuni elementi comuni e peculiari delle abitazioni con maggiori concentra-

zioni di Radon, come indicato nel successivo paragrafo.

Caratteristiche abitazioni contaminate Riguardo al luogo di costruzione: • la casa si trova in una zona con terreni cristallini (graniti, gneiss, etc.) molto permeabili; • la pavimentazione è poco isolata o le pareti dell’edificio sono a diretto contatto con il terreno o con una cantina poco ventilata con pavimento naturale; • si tratta di un vecchio edificio storico con mura di pietrisco molto spesse, attraverso le quali il Radon può diffondere ai piani alti.

In relazione al tipo di costruzione: • il sistema di ventilazione preleva aria fredda da cantine, grotte o crepe nel terreno; • l’impianto di ventilazione dell’edificio lavora in depressione; • l’impianto di ventilazione aspira l’aria esterna attraverso tubi interrati (preriscaldamento dell’aria) e le giunzioni dei tubi non sono a tenuta Radon; • l’impianto di riscaldamento a pavimento è a diretto contatto con il terreno; • la casa ha un impianto di riscaldamento geotermico ed il Radon entra attraverso l’isolamento delle tubazioni dell’acqua.

Per interventi di risparmio energetico: In molti paesi sta aumentando l’i nteresse verso il risparmio energetico, sia in relazione alla progettazione di edifici nuovi sia alla ristrutturazione di edifici esistenti. L’importanza di tale concetto è fuori discussione, ma in presenza di elevate concentrazi oni di Radon nel terreno è indispensabile tenere conto anche della prevenzione dall’esposizione a questo gas, altrimenti si rischia di risolvere un problema creandone un’altro ancora maggiore.

Un esempio tipico al riguardo sono i rivestimenti termi ci delle mura esterne delle case (costituiti da pannelli di fibre minerali, plastiche espanse, sughero, etc.) a protezione dalle escursi oni di temperatura. Si tratta di un accorgimento validissimo e vantaggioso, ma in alcune situazioni si è notato, in zone quali l’Alto Adige, che proprio attraverso l’isolamento esterno possono verificarsi infiltrazioni di gas Radon dal terreno fino ai piani alti. In questo caso il Radon che affluisce dal terreno deve essere adeguatamente convogliato all’esterno.

Si ricorda che qualsiasi modifica della casa nella parte a contatto con il terreno, una diversa ventilazione, o anche solo variazioni della tenuta degli infissi possono influire sulla concentrazione del Radon indoor. Di conseguenza, alla base di ogni progettazi one di i nterventi a scopo estetico, energetico o per altre finalità

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roma deve esserci una misura del Radon indoor, i risultati della quale devono essere tenuti i n considerazione nelle fasi successive.

Lo scopo è quello di abbi nare i concetti di ri sparmio energetico e di prevenzione dal Radon in modo da pianificare per l’edificio in oggetto soluzioni che soddisfino entrambi i requisiti. Gli esempi riportati mostrano che già a livello di progettazi one si possono fare molte scelte che possono incrementare o diminuire il rischio dell’esposizione al Radon.

Effetto delle radiazioni alfa sulle cellule Le particelle alfa sono emesse in occasione del decadimento del Radon; se assumiamo che l’attività del nuclide sia pari a 400 Bq/m3, considerata una capacità polmonare pari a circa 6 litri, accompagnata da 8 l/m (a riposo) -150 l/m (sotto sforzo), possiamo dedurre che, in condizioni di riposo, l’aria contenente Radon inspirata, pari a 0,01 m3, rimanga nei polmoni per 1 minuto producendo circa 4 particelle α al secondo.

Il numero di volte che il DNA viene colpito da una particella α è pari a: Nincontri α – DNA=4 * 60 * SDNA / Scellule polmonari Nincontri α – DNA = 4 * 1,1 * 2 * 10-9 * 60/ 10 *10 -6 = 8,8 *60 * 10 -2 = 5,28

Il DNA è auto protetto dalle modifiche ionizzanti introdotte dall’ urto con le particelle α, probabilmente mantenendo copia del DNA originale in proteine specifiche . Il danno irreversibile, cioè l’avvio di un processo tumorale, deriva dalla distruzione del ‘back up’ del DNA on seguito ad una prolungata azione delle particelle ionizzanti. Tale aspetto ha richiesto l’introduzione del Sievert [J/Kg] che, a differenza dei Bequerel che indica le transizioni, fornisce indicazioni sui danni subi ti dall’ organi smo; la grandezza ha sostituito il Rem (1 Sv = 100 Rem).

La dose equivalente del fondo radioattivo naturale è pari a 2,4 mSv / anno. Danni all’emoglobina si hanno con una dose equivalente pari ad 1 Sv, a 4 Sv si ha la morte nel 50% dei casi .

La grandezza Sievert si ottiene a partire dalla dose assorbita, misurata in Gray, moltiplicata per la pericolosità della stessa: HR = DR * wR La pericolosità wR è indicata nel D.Lgs. 241/00, attuazione della direttiva 96/29. Il valore di wR per le particelle α è pari a 20.

Cosa fare per proteggersi dal Radon In generale si può distinguere tra il risanamento del Radon in una casa esistente e la prevenzione dal Radon in un edificio nuovo, ancora in fase di progetto. In entrambi i casi si cerca d’impedire o limitare l’ingresso del Radon dal

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suolo. In termi ni operati vi vi è però una sostanziale differenza.

Nel caso del risanamento le contromisure vanno adeguate ad una struttura esistente, con molti possibili punti d’infiltrazione; di conseguenza i risultati non sempre saranno soddisfacenti. Le azioni preventive possono invece essere pianificate in base alle reali esigenze ed integrate in modo mirato ed ottimale nella nuova struttura dell’edificio; pertanto gli interventi sono più semplici da realizzare e vi sono maggiori garanzie di successo.

Il risanamento in edifici esistenti Le strategie di difesa mirano principalmente ad impedire l’ingresso del Radon dal terreno. Queste tecniche sono bene documentate ed i risultati sono in genere soddisfacenti. Riguardo all’emanazi one di Radon dai materi ali da costruzione non esistono ancora al momento dati conclusivi; pertanto tale aspetto non è considerato in questa sede.

Relativamente alla scelta della contromisura da adottare è bene precisare che di norma non è possibile garantire a priori il successo di un determinato metodo.

La scelta è quasi sempre un compromesso tra la complessità di realizzazione, il costo ed il beneficio stimato. Spesso si inizia con un metodo ritenuto promettente ma poco invasivo e poco costoso, per passare poi, in caso d’insuccesso, ad un metodo più complesso. In teoria non esiste un edificio che non possa essere risanato: l’unico limite sono i costi oppure vincoli architettonici che non permettono di adottare certe tecniche. In ogni caso è indispensabile che i lavori si ano esegui ti attenendosi scrupolosamente alla metodologia prevista. Già piccoli errori d’esecuzione possono pregiudicare totalmente l’efficacia del metodo. A lavoro ultimato è indispensabile verificare con una misura l’efficacia dell’intervento. Le azioni di abbattimento del Radon più diffuse sono le seguenti: • ventilando si ottiene subito un certo miglioramento. Oltre 1000 Bq/m3 le probabilità di successo sono però modeste. Ventilare comporta una notevole perdita di calore, per cui tale misura può essere considerata unicamente come un accorgimento provvisorio; • sigillare le vie d’ingresso. Apparentemente rappresenta il metodo più semplice e più indicato per combattere il Radon. In realtà, soprattutto i n caso di valori di Radon elevati (oltre 1000 Bq/m3), i risultati della sigillatura sono spesso incerti e da soli insufficienti a risolvere il problema. Le tecniche di isolamento devono essere abbinate alle cosiddette tecniche d’abbattimento attive (che

•

•

•

prevedono l’ausilio di un ventilatore), descritte di seguito; aerare di più la cantina o il vespaio o creare una sovrappressione negli ambienti di vita.

Nei casi i n cui le i nfiltrazi oni di Radon ai piani superiori provengano dalla cantina (o da altre stanze sottostanti) può essere sufficiente aumentare il ricambio d’aria in cantina con metodi passivi (finestra socchiusa) o attivi (ventilatore). Se ciò non dovesse bastare si può rafforzare l’effetto espellendo all’esterno l’aria dalla cantina chiusa (creando una depressione) o immettendovi aria esterna (creando una sovrappressione) con un ventilatore. Nel primo caso la concentrazione di Radon all’interno della cantina aumenta, ma la depressione impedirà al gas di fluire verso le stanze superiori.

Nel secondo caso la sovrappressione crea un flusso opposto a quello d’ingresso del Radon. Lo stesso accorgimento può essere applicato, con ancora maggiore efficacia, ad un vespaio presente sotto le stanze con valori elevati di Radon. Il metodo è i ndicato per grandi sale o singole stanze, ma non è idoneo se applicato all’intero edificio, in quanto la sovrappressione può causare condensazioni d’acqua in prossimi tà di punti non a tenuta del tetto, con conseguenti danni alla struttura del tetto stesso. aspirare l’aria da pavimenti con intercapedine o da apposite canaline.

A volte può risultare conveniente realizzare un nuovo pavimento con un’intercapedine ed aspirare l’aria da lì. Una variante meno costosa dell’intercapedine ventilata può essere l’aspirazione da apposite canaline di raccolta, applicate alla linea di congiunzione tra le pareti ed il pavimento della stanza.

L’intercapedine o la canalina sono collegate ad un ventilatore che aspira l’aria ricca di Radon e la veicola all’esterno. Si sottolinea l’importanza di una sigillatura ermetica della pavimentazione e delle pareti; aspirazione dell’aria dal sottosuolo con un pozzetto o con tubi di drenaggi o. Il metodo consiste nello scavare un pozzetto (vano vuoto profondo 1,5-2 m e largo 0,5-1 m) nel terreno sottostante la casa, dal quale per mezzo di un’adeguata tubazi one e di un ventilatore si estrae l’aria ricca di Radon dal sottosuolo prima che possa entrare nell’abitazione. Sopra il pozzetto va rifatta la pavimentazione. Il ciclo di funzionamento del ventilatore va stabilito in un secondo tempo in base alle riduzioni ottenute. Per una maggiore efficienza il pozzetto va realizzato possibilmente in un punto centrale della ca-

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roma sa. In casi pi ù complessi possono essere necessari più pozzetti posti in diverse stanze e collegati tra loro con un tubo collettore; talvolta può essere opportuno realizzare sotto l’intera superficie della pavimentazione un sistema con tubi di drenaggio posati nel ghiaino.

Nella maggi ore parte dei casi questo metodo è semplice da adottare e molto efficace; è pertanto particolarmente indicato per elevate concentrazioni di Radon. La variabilità è tuttavia molto elevata e vi sono anche casi in cui il sistema non funziona affatto. Il pozzetto Radon non è indicato nel caso di terreni molto permeabi li o con crepe, in presenza di acqua nel sottosuolo e nel caso di edifici storici, dove il Radon diffonde attraverso le pareti ai piani superiori.

Attenzione: l’aspirazione d’aria dall’intercapedine, dalle canaline o dal pozzetto Radon può provocare una pericolosa emissione di monossido di carbonio (gas tossico) da una stufa o fornello a legna con fiamma aperta presente nelle stanze sopra o adiacenti a queste installazioni. Le azioni di bonifica vanno in ogni caso pianificate e seguite da persone esperte nel settore.

La prevenzione in edifici di nuova costruzione La prevenzione dal Radon inizia dalla progettazione dell’edificio, con particolare attenzione riguardo alla posizione e alla destinazione dei locali (vespaio, garage ventilato al piano più basso, stanze da letto poste non al piano terra), alla scelta di materiali da costruzione impermeabili al Radon, alla pianificazione dei passaggi di condotte dal terreno, all’i solamento termico, al sistema d’aerazione (non prelevare aria direttamente dal terreno; evitare la formazione di depressioni; gli impianti di ventilazione interrati o al piano terra dovrebbero funzionare con una leggera sovrappressione; i sistemi di ventilazione di bagni e cucine devono prevedere aperture per garantire un sufficiente flusso d’aria esterna), agli impianti di riscaldamento e alle stufe a legna (che devono avere una propria condotta per l’alimentazione con aria esterna) alla porta della cantina (che dovrebbe chiudere ermeticamente) etc. In generale si può affermare che da una parte è fondamentale impermeabilizzare l’edificio al Radon, dall’altra è importante favorire la ventilazione naturale del suolo. Allo scopo è consigliata la costruzione dell’edificio su fondazioni a piattaforma (a platea) o, nel caso di edi fici con fondazi oni a strisce, la ventilazione delle stesse.

• edificio fondato su piattaforma in cemento (fondazione a platea).

Attualmente un “fondamento a platea” in cemento speciale (protetto da membrane di

•

plastica a tenuta Radon) che ricopre tutta la superficie orizzontale dello scavo per la nuova costruzione è la migliore protezione nei confronti del Radon. Nel ghiaino sotto la platea convi ene posare alcuni tubi di drenaggio: in caso di necessità tale accorgimento permette di aspirare l’aria dal suolo. È importante che la platea rimanga intatta; le perforazioni per la fognatura, le tubazioni dell’acqua, i cavi elettri ci etc. vanno reali zzate lateralmente e trattate con materiali isolanti o flange elastiche. Tutte le pareti esterne sotto terra devono essere realizzate in cemento, isolate con materiali impermeabili al Radon e protette da uno strato di ghiaia ventilato; fondazione ventilata per edifici con fondazioni a strisce.

Ove non si realizzi una fondazione a platea si raccomanda la posa i n opera di una pavimentazione ventilata. Le possibili soluzioni sono il classico vespaio o un sistema con tubi di drenaggi o collocati i n uno strato di ghiaia. In ogni caso si raccomanda di prevedere la massima sigillatura della pavimentazione.

Cosa si conosce delle concentrazioni di Radon in Italia Nel corso del 2013 ARPA Lazio ha svolto un rilievo delle concentrazioni di Radon nel Lazio.

Sono state interessate 5281 abitazioni, in parte estratte a sorte (campione anagrafico = 2070), in parte scelto in determinate zone (campione geografico = 2485), in parte richiesto dai cittadini (campione volontario = 726). In Fig. 4 è riportata la distribuzione spaziale delle abitazioni interessate. Si noti che l’alto Lazio manifesta una scarsità dei campioni esaminati.

Si riporta nella tabella 4 la stima percentuale della popolazi one esposta a valori medi annui superiore ai 300 Bq/m3.

Come misurare il Radon Il rischio da Radon aumenta al crescere della concentrazione di questo gas nell’aria interna dei locali di un’abi tazi one e del tempo di permanenza in tali locali. In altri termini se la concentrazione del gas in un ambiente chiuso è alta, è elevato – soprattutto per i fumatori – anche il rischio di sviluppare un tumore al polmone, ma un rischio, per quanto minore, esiste anche a concentrazioni più basse in caso di lunghi tempi di permanenza.

Mentre è possibile avere indicazioni di massima sull’entità della presenza di Radon in zone più o meno estese del territorio, non è possibile prevedere con precisione la quantità di questo gas presente in una data abitazione; inoltre, come già detto, è impossibile avvertire la pre-

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Distribuzione spaziale delle abitazioni misurate

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Figura 4: Distribuzione spaziale delle abitazioni misurate

Stima della frazione (%) di abitazioni che eccedono il livello di riferimento 100 Bq m-3

Stima della frazione (%) di abitazioni che eccedono il livello di riferimento 300 Bq m-3

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Stima della frazione (%) di abitazioni che eccedono il livello di riferimento 500 Bq m-3

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Tabella 4: Stima percentuale della popolazione esposta a valori medi annui superiore ai 300 Bq/m3

senza di Radon medi ante i sensi . Di conseguenza, per sapere quanto Radon c’è in una data abitazione è necessario eseguire misure del livello di Radon in aria (espresso come concentrazione in aria – Bq/m3) mediante opportuni sistemi di misura. La conoscenza della concentrazione di Radon in un’abitazione consente di valutare l’opportunità o meno di intraprendere azioni di rimedio.

Per ottenere una misura significativa del livello di Radon medi o cui si è esposti all’i nterno di un’abitazione è necessario tener conto che la concentrazione del Radon varia, oltre che da zona a zona del territorio e da casa a casa, anche nel tempo, a causa dei numerosi fattori che condizionano questo fenomeno. La presenza del Radon in un ambiente chiuso varia continuamente sia nell’arco della giornata (generalmente di notte si raggiungono livelli più alti che di giorno) sia stagionalmente (di norma in inverno si hanno concentrazioni maggiori che in estate). Pertanto, è importante che la misura si protragga per tempi lunghi , generalmente un anno. In questo caso, in funzione del tipo di strumentazione impiegata la misura può articolarsi in uno o più rilievi consecutivi.

I locali da considerare per valutare il livello di Radon in un’abitazione sono quelli più frequentati dagli occupanti, ad esempio la camera da letto, il soggiorno etc.; in genere vengono esclusi i l bagno e la cuci na (salvo che si tratti di ampi locali ad uso soggiorno), ripostigli, garage, cantine. In ogni caso, nei locali utilizzati per la misura e nel resto dell’abitazione si devono mantenere le normali abitudini di vita e di impiego.

Il livello di Radon varia generalmente anche tra un piano e l’altro degli edifici: ai piani più bassi o interrati, laddove il contatto con il suolo è maggiore, è probabile trovare concentrazioni di Radon più elevate. Nel caso di un’abitazione distribuita su un singolo piano è sufficiente, in generale, una misura in un unico locale; per abitazioni multipiano è possibile eseguire un’unica misura al piano abitato più basso (ciò in un’otti-

ca di cautela, in quanto al piano più basso ci si attende il livello di Radon più elevato). Resta inteso che si possono prevedere misurazioni in più locali distribuiti su più piani dell’abitazione, allo scopo di eseguire indagini più accurate.

Lo strumento di misura più opportuno per rilevazioni di lungo periodo (generalmente un anno) è il cosiddetto dispositivo o dosimetro passivo. I dosimetri passivi sono di piccole dimensioni e non necessitano di alimentazione elettrica; essi forniscono un valore medio della concentrazione di Radon in aria nel periodo di esposizione (detto anche periodo di campionamento). I dosimetri sono costituiti da un contenitore di materiale plastico, che ospita un elemento sensibile al Radon (rivelatore a tracce o elettrete). Questi strumenti non emettono alcuna sostanza o radiazione.

Dosimetro passivo I dosimetri possono essere collocati in un locale, ad esempio appoggiati sulla superficie di un mobile, su una mensola, etc., per un determinato periodo di tempo, al termine del quale vengono restituiti al laboratorio per l’effettuazione dell’analisi.

In casi più particolari, concordati con personale esperto, si può utilizzare strumentazione attiva per misurazioni di breve durata (misure di screening) e per monitoraggi in continuo (misurazioni volte ad analizzare l’andamento della concentrazione di Radon nel tempo), ad esempio allo scopo di pianificare interventi di bonifica in edifici con elevati valori di Radon. La strumentazi one attiva necessita di alimentazione elettrica; il principio di funzionamento si basa sul campionamento dell’aria e sul conteggio attraverso un rivelatore delle radiazioni emesse dal Radon in essa contenuto: in tal modo si ottiene una misura istantanea oppure in continuo della concentrazione del Radon in aria. Il suo utilizzo richiede la presenza di personale specializzato.

Cosa dicono le norme Per proteggere la popolazione dall’esposizione al Radon presente nelle abitazioni in Italia non esiste attualmente una normativa specifica, ma si applica una Raccomandazione dell’Unione Europea (Raccomandazione 90/143/Euratom), la quale i ndi ca i valori oltre i quali si “raccomanda” di intraprendere azioni di risanamento.

Questi valori sono espressi come concentrazi one media annua di Radon in aria e corrispondono a: • 400 Bq/m3 per edifici già esistenti; • 200 Bq/m3 per edifici di nuova costruzione (da progettare).

Inoltre, allo scopo di proteggere la popolazione anche dall’esposizione al Radon presente nell’acqua potabile l’Unione Europea ha emanato un’altra Raccomandazione (Raccomanda-

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roma zione 2001/928/Euratom), nella quale indica un livello di azione per le acque potabili da acquedotto pubblico pari ad una concentrazione di Radon in acqua di 100 Bq/l, ed un valore limite da non superare di 1000 Bq/l. Tale limite è applicabile anche nel caso di acque potabili attinte da pozzi artesiani (approvvigionamento individuale).

A differenza di quanto accade per le abitazioni, allo scopo di tutelare i lavoratori e la popolazi one dall’esposizione al Radon negli ambienti di lavoro in Italia si dispone di una normativa specifica (Decreto Legislativo n. 241/2000), in vigore, derivante dal recepimento della Direttiva 96/29/Euratom. Tale norma prevede la misura della concentrazi one di Radon i n tutti i locali di lavoro posti i n sotterraneo e nei locali di lavoro (posti a qualunque piano) situati in aree geografiche ove il rischio da Radon è più elevato. Il compito di individuare la suddette aree è stato affidato dalla normativa alle Regioni, una parte delle quali si è già attivata in tal senso.

Il Decreto fissa inoltre un valore di riferimento oltre il quale il datore di lavoro deve adempiere Glossario dei termini tecnici 1 ANPA - Agenzia Nazionale per la Protezione dell’Ambiente (dal 6 ottobre 2002 confluita nell’APAT) 2 APAT - Agenzia per la Protezione dell’Ambiente e per i Servi zi Tecni ci (dal 6 agosto 2008 confluita nell’ISPRA) 3 ARPA - Agenzia Regionale per la Protezione dell’Ambiente 4 GIS - Geographic Information System 5 IARC - International Agency for Research on Cancer 6 ICRP - International Commission for Radiological Protection 7 INMRI - Istituto Nazionale di Metrologia delle Radiazioni Ionizzant

ad una serie di obblighi, primo tra tutti il risanamento dei locali stessi .

Il valore di riferimento (livello di azione) è espresso come concentrazione media annua di Radon in aria e corrisponde a 500 Bq/m3.

Conclusioni A chi rivolgersi per informazioni, consigli, misure Presso ogni Agenzia Regionale o di Provincia Autonoma per la Protezione dell’Ambiente (ARPA) esiste una struttura specializzata nelle tematiche e nelle misure del Radon.

Di seguito è riportato l’elenco completo, regione per regi one, dei centri delle ARPA cui ogni cittadino può fare riferimento per informazioni sul Radon, sui ri schi che esso comporta e su come fare per ridurre le esposizioni. È anche possibile richiedere misure nella propria abitazione, secondo modalità che vanno concordate con le singole ARPA. Molte informazioni generali e locali sono disponibili sui siti internet delle Agenzie; pertanto si indica anche il loro indirizzo web.

8 ISPRA - Istituto Superiore per la Protezione e la Ricerca Ambientale 9 ISS - Istituto Superiore di Sanità 10 LR - Livello di Riferimento 11 M - Molarità 12 MATTM - Ministero dell’Ambiente e della Tutela del Territorio e del Mare 13 NIH - National Institutes of Health 14 NIRS - ational Institute of Radiological Sciences 15 SIT - Sistema Informativo Territoriale 16 SSNTD’S - Solid State Nuclear Track Detectors 17 UNSCEAR - United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation 18 Vita media - Tempo di di mezzamento di una sostanza radioattiva 19 WHO - World Health Organization

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a cura di Ing. F. Zambardi commissione Gestione Impianti Nucleari visto da Ing. G. Bava Ing. A. Taglioni

â&#x2014;&#x2014; tratto dal Quaderno 3/2016

LA QUALIFICAZIONE AMBIENTALE E DINAMICA DEI COMPONENTI ELETTROSTRUMENTALI RILEVANTI PER LA SICUREZZA NUCLEARE ORDINE DEGLI INGEGNERI DELLA PROVINCIA DI ROMA

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Introduzione Con il termine “qualificazione”, o meglio “qualificazione nucleare”, si intende la dimostrazione della capacità dei componenti applicati in campo nucleare, in particolare per funzioni di sicurezza, a fornire le prestazioni richieste a fronte dei requisiti di progetto dell’applicazione, tenendo conto dei fattori di influenza o di degrado a cui detti componenti possono essere sottoposti in fase di esercizio.

Ci si riferisce in particolare alla componentistica attiva, ossia ai componenti elettrici o elettromeccanici e di strumentazione e controllo, che in virtù delle loro caratteristiche fisiche e funzionali sono maggiormente sensibili ai fattori di influenza ambientali rispetto a strutture e componenti meccanici, che hanno principalmente la funzione di sostenere le sollecitazioni meccaniche ad essi imposte e di mantenere l’integrità fisica1.

Per mettere a fuoco la rilevanza del tema è opportuno fare riferimento alle applicazioni più critiche in termini di rischio nucleare e radiologico elevato, ossia all’impiego dei componenti rilevanti per la sicurezza nelle centrali nucleari di potenza, considerando tuttavia che tale tema si pone in generale anche per applicazioni con rischio più limitato.

Si osserva che per le centrali nucleari i componenti elettrostrumentali rilevanti per la sicurezza nucleare sono quelli coinvolti nelle funzioni di sicurezza, o comunque riferite alla sicurezza2, la cui disponibilità deve essere garantita qualora si verifichino condizioni anomale o incidentali, anche per cause esterne all’impianto come il sisma, in modo da prevenire l’aggravamento delle condizioni dell’impianto e mitigare le possibili conseguenze, in situazioni in cui non è generalmente possibile o agevole intervenire tempestivamente con azioni di ripristino dei componenti eventualmente guasti.

A questo riguardo, al fine di ridurre ragionevolmente il rischio, ci si pone l’obiettivo di una elevata affidabilità dei sistemi coinvolti nelle funzioni di sicurezza. A tale scopo si adottano architetture di sistema basate sulla ridondanza, indipendenza e separazione, in particolare per quanto riguarda i componenti dei sistemi. In tal modo si riduce l’incidenza dei guasti casuali che possono sempre interessare detti componenti, anche se si cerca di prevenire tali guasti tramite l’adozione di elevati standard ingegneristici e di qualità. Infatti se un componente si guasta in modo casuale, la funzione rimane assicurata da uno o più componenti ridondanti che operano in parallelo per la stessa funzione, e che resterebbero indenni da tale guasto (grazie alla indipendenza e separazione), in quanto i guasti casuali multipli hanno una probabilità molto ridotta. Con tale approccio si garantisce una riduzione effettiva del rischio residuo a fronte dei guasti casuali.

Ciò tuttavia non impedisce che, in relazione alle condizioni operative particolarmente critiche che si possono determinare in una situazione incidentale, possano insorgere fenomeni di degrado, ad esempio, un aumento eccessivo della temperatura ambientale che investe in modo collettivo più componenti ridondanti, tali da

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causare un modo comune di guasto di questi componenti, vanificando così l’effetto della ridondanza.

Per evitare questa evenienza occorre quindi determinare in anticipo tutti i possibili fattori di degrado o sollecitazione a cui possono essere esposti i componenti elettrostrumentali, in ragione del loro utilizzo nell’impianto e per via delle condizioni incidentali. Occorre perciò verificare, tramite opportuni metodi di analisi e prova, che questi componenti, sottoposti a dette sollecitazioni, mantengano un livello prestazionale accettabile, e che detto livello sia mantenuto per tutto il tempo del loro utilizzo sull’impianto, atteso che l’evento incidentale può verificarsi alla fine del tempo di utilizzo, quando l’invecchiamento operativo è massimo, come pure i fattori di sinergia con le altre sollecitazioni.

Infatti i diversi fattori di degrado operano in genere in modo non lineare, ossia la simultaneità di diversi fattori può indurre per sinergia effetti complessivi di degrado superiori a quelli che si avrebbero per effetto dei singoli fattori. Questo è tipicamente il caso dell’invecchiamento dei componenti durante la vita operativa rispetto alle altre forme di sollecitazione.

La qualificazione L’assieme delle attività di programmazione, analisi e prova, e la loro documentazione costi-

tuiscono il processo di qualificazione. A questo riguardo esistono raccomandazioni e standard tecnici emessi da enti normativi nazionali e internazionali operanti in campo nucleare (es.

IAEA, IEC, IEEE) che definiscono criteri e regole da applicare, sulla cui base sono state sviluppate tecniche e prassi operative ed è stata acquisita una larga esperienza presso i paesi che eserciscono impianti per la produzione elettronucleare.

In particolare la qualificazione viene attuata preferenzialmente mediante prove di tipo, ossia prove condotte su un ristretto numero di campioni (almeno 3) rappresentativi della serie di produzione, quindi si tratta di prove senza valore statistico, che invece contraddistingue le prove di valenza affidabilistica.

Nel caso le prove risultassero troppo impegnative o poco fattibili (es, nel caso di grandi componenti elettromeccanici) si procede anche per via analitica, in base ad opportuni modelli da sviluppare allo scopo. Un altro approccio alla qualificazione consiste nel valutare l’applicabilità di qualificazioni già esistenti al caso specifico. Una ulteriore opzione di qualifica si basa sulla valutazione dell’esperienza operativa di componenti similari usati per applicazioni similari. Di regola l’approccio alla qualificazione mediante analisi o valutazione dell’esperienza operativa viene integrata con prove. In ogni ca-

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roma so rimane il fatto che i risultati della qualificazione sono di tipo deterministico, ossia non danno informazioni sulla probabilità di guasto, ma solo sul fatto che le condizioni di qualifica siano soddisfatte.

La qualificazione è effettuata, come detto, secondo standard tecnici rivolti principalmente ai componenti delle centrali nucleari. Tuttavia il tema rimane di rilievo, e viene trattato con approcci similari, anche per applicazioni meno critiche, ad esempio per le attività di decommissioning delle centrali nucleari dismesse, praticate anche nel nostro paese, in cui pur a fronte di situazioni di rischio grandemente ridotte occorre comunque salvaguardare i componenti rilevanti per la sicurezza da fattori di degrado che possono dipendere, oltre che da cause interne agli impianti (i.e. campi di radiazione), principalmente da cause esterne come il sisma.

Come prima accennato, esistono molti riferimenti internazionali sulla qualificazione; oltre alle raccomandazioni espresse nei criteri generali IAEA si menzionano i seguenti standard da considerare come di riferimento principale: • IEC/IEEE 60780-323: Nuclear facilities – Electrical equipment important to safety – Qualification”, che deriva da: – IEEE 323. Standard for qualifying class 1E equipment for nuclear power generating stations

– IEC 60780 (CEI 45-60) Nuclear Power Plants. Electrical equipment of the safety system – Qualification • IEC 60980 (CEI 45-62) Recommended Practice for seismic qualification of electrical equipment of the safety system for nuclear generating stations • IEEE 344. Recommended Practice for seismic qualification of class 1E equipment for nuclear power generating stations • CEI EN serie 60068 (prove climatiche, urti e vibrazioni, prove sismiche, etc).

Inoltre vi sono svariati altri standard della serie IEEE che riguardano la qualificazione di singoli componenti (es. batterie, penetrazioni elettriche).

I componenti da qualificare Un presupposto del processo di qualificazione è la determinazione dei componenti e delle relative caratteristiche prestazionali da qualificare. Il termine “componente” si riferisce a un campo di apparecchiature molto vasto che va dai dispositivi elementari (es. interruttori, motori, trasduttori) a complessi di dispositivi con vario livello di aggregazione (moduli elettronici, complessi attuatore-valvola e motore-pompa), fino ad apparati e sottosistemi (es. pannelli di controllo con relativi comandi e monitor) e grandi apparecchiature (es. generatori di emer-

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genza), incluse ovviamente le relative connessioni elettriche (connessioni di segnale/controllo sia analogiche che digitali, e anche in forma ottica, e le connessioni di alimentazione).

I componenti da qualificare sono in linea di principio quelli rilevanti per la sicurezza, che vengono preliminarmente individuati in fase di analisi di sicurezza dell’applicazione cui si riferiscono, e che vengono meglio caratterizzati nella documentazione di progetto concettuale di sistema e del progetto realizzativo. Ad esempio per un sistema di processo tale documentazione include basicamente le specifiche di sistema, i diagrammi di processo, i diagrammi strumentati di processo, i diagrammi funzionali, i “data sheet”, gli schemi di installazione con l’indicazione delle interfacce fisiche e delle interconnessioni funzionali.

Tali documenti devono permettere di individuare in modo univoco i componenti da qualificare in virtù della specifica funzione di sicurezza ad essi attribuita (secondo parametri prestazionali definiti, ad es. in termini di precisione e tempo di risposta, nel caso di un dispositivo di stru-

mentazione) o in base al ruolo giocato nell’ambito di un’apparecchiatura più complessa. Per questo ultimo aspetto, per esempio, i circuiti di alimentazione elettrica non possono essere trascurati, a meno che alimentino dispositivi failsafe (i.e.componenti che funzionano su disalimentazione), invece i circuiti di prova non sono generalmente coinvolti nell’esecuzione delle funzioni di sicurezza. In questi casi può non necessitare la qualificazione, sempre che si dimostri che tali circuiti di alimentazione o prova non siano in grado di influenzare negativamente l’apparecchiatura principale, altrimenti andrebbero coinvolti nel processo di qualifica.

Anche i circuiti cosiddetti “associati” (cioè non di sicurezza, ma che non possono rispettare i requisiti di indipendenza e separazione) dovrebbero essere esaminati.

L’opportunità della qualificazione può valere anche per componenti per i quali si pongano motivazioni diverse dalla sicurezza. Per esempio quando l’esercente ritenga che per la salvaguardia dell’integrità dell’impianto (e quindi dell’investimento economico) sia necessario

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roma che le apparecchiature più critiche debbano essere qualificate a fronte delle sollecitazioni dinamiche che si avrebbero in caso di sisma.

Il processo di qualificazione Di regola la qualificazione investe estensivamente tutta la componentistica di impianto che a vario titolo, ma principalmente per motivi di sicurezza, presenta questa esigenza. Inoltre la qualificazione richiede l’adozione di metodiche di analisi e prove molto diversificate, in connessione a una conoscenza approfondita di molte fenomenologie, associate alle sollecitazioni cui sono sottoposti i componenti, a carattere fisico, chimico e radiochimico, che possono riguardare i dispositivi e i relativi materiali costitutivi, con un coinvolgimento anche degli aspetti progettuali e realizzativi dei dispositivi stessi. E’ importante anche la conoscenza delle correlazioni fra dette sollecitazioni che possono dare luogo a fenomeni di sinergia che portano all’amplificazione degli effetti di degrado. Come pure importante è la comprensione critica di tali effetti sulle capacità prestazionali dei componenti a fronte dei requisiti funzionali imposti dal progetto impiantistico.

Ma di estrema importanza è anche l’analisi approfondita delle sollecitazioni ambientali e dinamiche a cui i componenti nella fase di esercizio saranno o potrebbero essere sottoposti e per le quali i componenti sono chiamati a rispondere in modo positivo, ciò in linea con lo scopo ultimo della qualificazione.

Quanto sopra implica che il processo di qualificazione si affronti con un articolato programma, nell’ambito di un congruo sistema di qualità, che permetta, mediante un approccio multidisciplinare, lo svolgimento ordinato e sistematico delle varie attività, e preveda al tempo stesso che siano efficacemente documentati i dati di ingresso, le metodologie e le attività di qualifica, e i risultati delle attività.

Il quadro delle sollecitazioni ambientali e dinamiche a cui sono soggetti i componenti da qualificare costituisce una parte fondamentale dei dati di ingresso del programma di qualificazione, e la sua determinazione è di norma oggetto di attività di analisi condotte a monte in rapporto ad altre tematiche generali di impianto, quali la progettazione strutturale dell’impianto (relativa ad edifici e grossi componenti meccanici) e l’analisi termofluidodinamica dei transitori di impianto, o più propriamente l’analisi degli incidenti.

Sollecitazioni ambientali e dinamiche In varie forme e con diverse intensità possono svilupparsi sollecitazioni ambientali e dinamiche a carico dei componenti, in ragione della

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costituzione degli impianti, e delle condizioni di esercizio e, in particolare, dei possibili eventi anomali e incidentali che possano interessare gli stessi impianti.

Un impianto di produzione elettronucleare, aldilà delle molteplici varianti di filiera e delle caratteristiche costruttive specifiche del sito, è basicamente costituito da un’isola nucleare, da una parte convenzionale per la conversione termoelettrica, e da vari sistemi ausiliari.

L’isola nucleare (reattore e altri componenti interfacciati) è racchiusa in un edificio contenitore avente funzione precipua di isolamento della parte nucleare verso l’esterno, la parte convenzionale con il complesso turbina-generatore e gli accessori del ciclo termico (preriscaldatori, condensatore) è posta nell’edificio turbina. I sistemi ausiliari e di supporto (es. sala controllo, generatori d’emergenza) sono collocati nell’edificio ausiliare e sue pertinenze.

Gli edifici contengono in genere ambienti di varie dimensioni e variamente interconnessi o separati, adibiti all’alloggiamento delle apparecchiature nucleari o di processo, ausiliarie e di supporto, con livelli di condizioni ambientali (livelli di radiazione, temperatura, umidità etc.) che possono contribuire notevolmente all’invecchiamento delle apparecchiature più sensibili come la componentistica elettrico-strumentale. Inoltre la progettazione di impianto considera anche la possibilità di condizioni anomale o incidentali, dovute a guasti più o meno critici in termini di entità e frequenza, fra cui le rotture di tubazioni con fuoriuscita di acqua (il refrigerante del reattore) ad alta tempe-

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ratura e pressione e con diffusione delle sostanze radioattive in essa contenute. Mediante opportuni strumenti di modellazione e calcolo è possibile valutare per gli ambienti interessati le variazioni dei parametri ambientali (temperatura, pressione, umidità, radiazione, agenti chimici) che possono essere anche rilevanti rispetto alla condizione normale. In particolare è possibile valutare l’andamento temporale, detto anche “profilo” secondo cui tali variazioni hanno luogo.

Storicamente si considera il LOCA (perdita di refrigerante del reattore) fra gli incidenti più gravosi, e gli ambienti direttamente esposti (nel contenitore dell’isola nucleare), definiti perciò di tipo “harsh”, sperimentano i profili con i picchi di sollecitazione ambientale più critici per la qualificazione ambientale (ad esempio la temperatura può superare i 100 °C, l’umidità può arrivare alla saturazione). Viceversa sono definiti di tipo “mild” gli ambienti non esposti al LOCA, in cui i profili delle condizioni ambientali tendono a mantenersi poco disturbati. Quindi le apparecchiature poste nei locali di tipo “harsh” sperimentano l’invecchiamento ambientale e operativo per tutta la durata in esercizio, alla fine del quale potrebbe aggiungersi anche la sollecitazione incidentale. Invece le apparecchiature di tipo “mild” sperimentano solo l’invecchiamento operativo e ambientale (con condizioni generalmente meno critiche). Inoltre, a parte l’incidente vero e proprio, possono accadere eventi anomali comportanti profili più ridotti ma con frequenza maggiore, che andrebbero considerati come fattori di invecchiamento aggiuntivo.

Per quanto riguarda le sollecitazioni dinamiche, si considerano importanti per la qualificazione delle apparecchiature primariamente quelle dovute al sisma. La progettazione strutturale dell’impianto considera la caratterizzazione sismica del sito tenendo conto dell’interazione suolo-struttura, in termini di intensità e probabilità di accadimento. I livelli di sisma generalmente considerati sono due: SSE (sisma di sicuro spegnimento) e OBE (sisma operativo che può ripetersi durante la vita dell’impianto). Si considera l’OBE come un fattore dinamico di invecchiamento, unitamente alle vibrazioni dovute all’esercizio. L’SSE è il sisma massimo preso a riferimento come condizione incidentale a carattere dinamico.

Oltre al SSE si considerano anche condizioni dinamiche speciali costituite dalle vibrazioni indotte per eventi esterni non naturali come caduta di aereo e onda di pressione, e che si caratterizzano per il campo di frequenza ben maggiore (oltre i 100 Hz).

Il programma di qualificazione Come già accennato il programma di qualificazione definisce gli obiettivi, i dati di partenza, le attività, i documenti da produrre, inclusi i rapporti finali dei risultati, e regola lo svolgimento di tutte le fasi di attività in accordo a un sistema di qualità.

Si possono individuare e descrivere tali attività facendo riferimento alla seguente tipologia di documentazione: • Le specifiche di qualificazione • I piani di qualificazione • I rapporti di qualificazione A questa documentazione di base si accompagna una serie di documenti di dettaglio che dipende dalle modalità di esecuzione della qualificazione.

■ Le specifiche di qualificazione Le specifiche forniscono due principali gruppi di informazione:

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roma a) da un lato identificano i componenti da qualificare, i fornitori, le caratteristiche tecniche incluse anche le istruzioni d’uso e manutenzione, le certificazioni e i documenti di riferimento che dettagliano caratteristiche progettuali e realizzative, inclusi anche i dati delle prove eseguite (che possono includere prove di tipo e prove di accettazione), l’esperienza operativa e la qualificazione pregressa, se disponibile, b) dall’altro lato identificano, con riferimento alla specifica applicazione in cui i componenti saranno utilizzati, le funzioni richieste, i requisiti di “performance” le interfacce fisiche e funzionali, e le condizioni di servizio.

Quindi le specifiche di qualificazione contengono tutti i dati necessari per avviare la qualificazione, assieme a una chiara individuazione degli obiettivi di qualifica.

In particolare, aldilà delle informazioni di cui al punto a), che sono ovvie di per sé, per quelle

al punto b) si può precisare quanto segue.

Le funzioni richieste sono, come già detto, quelle imposte dalla progettazione dell’impianto e del sistema di cui il componente fa parte, e sono chiaramente deducibili dalla relativa documentazione (specifiche di sistema, diagrammi di processo, diagrammi strumentati, e schemi logico-funzionali). Accanto alle funzioni sono individuati anche i requisiti prestazionali, o di “performance” (per un sensore, per esempio, i requisiti di performance possono essere dati in termini di campo di misura, precisione, tempo di risposta, etc.).

Le interfacce fisiche riguardano l’area di collocazione nell’impianto, le modalità di installazione (incluso l’orientamento), e le connessioni fisiche con altri dispostivi.

Le interfacce funzionali riguardano il coordinamento operativo del componente con il processo e con altri dispositivi (ad esempio, lo scambio di segnali di controllo).

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Le condizioni di servizio riguardano le condizioni ambientali, le sollecitazioni dinamiche, e i cicli operativi a cui i componenti sono sottoposti per il tempo di servizio previsto.

I cicli operativi riguardano i componenti che funzionano cambiando stato (ad esempio, un interruttore che passa da aperto a chiuso). Di questi componenti va indicato il numero complessivo stimato di operazioni previste, cioè il carico operativo.

Le condizioni ambientali comprendono i parametri fisici convenzionali (temperatura, umidità, pressione) a cui i componenti sono esposti per la loro collocazione nell’impianto e le dosi di irradiazione a cui i componenti sono esposti a causa della radioattività esistente nell’impianto.

Ai fini della qualificazione occorre determinare i valori dei parametri ambientali nelle condizioni di impianto normali, e le deviazioni a cui sono soggetti questi parametri nelle condizioni di impianto anormali e incidentali. Le condizioni di impianto anormali sono dovute a guasti non critici durante la vita dell’impianto che danno luogo a variazioni cicliche di condizioni ambientali (es. aumento di temperatura causato da un guasto parziale del sistema di ventilazione). A questo riguardo la specifica di qualificazione deve riportare il numero e l’entità dei cicli di variazione delle condizioni ambientali (temperatura, umidità, etc.) a cui il componente sarebbe sottoposto nel tempo di servizio. Le condizioni di impianto incidentali sono quelle stimate non accadere nella vita dell’impianto, ma sono comunque postulate come base del progetto, ad esse corrispondono le massime escursioni di temperatura, di radiazione e degli altri parametri ambientali, come già prima menzionato. Il profilo temporale, con i valori di picco di queste escursioni, e la durata del profilo devono essere riportati nella specifica di qualificazione, come

pure la dose di radiazione incidentale. Le condizioni incidentali di riferimento per la qualificazione ambientale vengono quindi dalle condizioni base di progetto dell’impianto. Ma l’impianto può pervenire anche a condizioni incidentali che vanno oltre le basi di progetto; per questa situazione si segue un approccio, diverso dalla qualificazione, che è teso all’analisi di “survivability”, consistente nella verifica dei margini di risposta dei componenti alle condizioni ambientali peggiorative previste, in modo da poter valutare le eventuali difese necessarie.

Le sollecitazioni dinamiche sono primariamente quelle dovute al sisma (OBE, SSE già menzionati). Di essi sono forniti nella specifica gli RRS (Required Response Spectrum) nelle direzioni orizzontale e verticale, per dati valori di smorzamento. Tali RRS sono relativi al punto di installazione del componente, e sono calcolati a partire dal RRS di sito. Un RRS è la traccia, in risposta all’eccitazione sismica, dell’accelerazione massima (rapportata all’accelerazione di gravità) di oscillatori (sistema molla-massa a un grado di libertà), distribuiti in un campo di frequenze proprie di risonanza comprendente quelle tipiche di un sisma (fino a circa 30 Hz).

La specifica di qualificazione dinamica dovrebbe riportare anche le sollecitazioni a vibrazione che si hanno durante l’esercizio (ma di solito figurano assorbite nell’OBE) e le sollecitazioni dinamiche speciali indotte per gli eventi esterni non naturali prima menzionati, pure queste caratterizzate con i relativi RRS.

■ I piani di qualificazione Le effettive attività di qualificazione sono definite nei piani. Generalmente, per rendere l’attività meglio gestibile anche dal punto di vista dei costi, si tende a minimizzare il numero di piani, che sono perciò indirizzati non al singolo tipo di componenti, ma a “famiglie” di componenti similari, e la similarità viene stabilita tramite comparazione delle specifiche di qualificazione. Come già detto l’attività di qualificazione, sia pure in combinazione con l’analisi e la valutazione dell’esperienza, è basata fondamentalmente su prove di tipo, che vengono condotte su un numero ristretto di “campioni”, per esempio in numero di 3. In queste prove si sottopongono i componenti alle sollecitazioni previste nelle specifiche, quindi si valutano i risultati a fronte di criteri di accettazione, il cui rispetto assicura integrità fisica e l’accettabilità dei risultati di performance.

Un aspetto fondamentale è che i campioni devono essere “rappresentativi” della famiglia, in modo che i risultati di prova di tali campioni saranno applicabili a tutti i componenti della famiglia. Per la selezione dei campioni rappresen-

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roma tativi si segue un approccio conservativo, ossia si seleziona nella famiglia il tipo di componente che presenta le specifiche funzionali e ambientali più critiche, tali da inviluppare le specifiche degli altri componenti.

Un altro aspetto fondamentale trattato nel piano di qualificazione è la sequenza delle prove che deve essere rappresentativa dei diversi tipi di sollecitazione ambientale e dinamica, e che tipicamente include i seguenti principali passi e prove: • prove iniziali di riferimento – valori nominali – valori limite • prove di invecchiamento – invecchiamento accelerato per stress termico – carico operativo – irradiazione – vibrazioni meccaniche • prove alle condizioni base di progetto – sisma e altre sollecitazioni dinamiche – condizioni ambientali incidentali (LOCA) – post-LOCA Va subito detto che la sequenza completa di sopra riguarda le apparecchiature di tipo “harsh”, inoltre la prova post-LOCA dipende dal periodo di disponibilità richiesta al componente, che arriva al valore tipico di 100 giorni nel caso della strumentazione di monitoraggio post-incidentale.

In caso di componenti di tipo “mild” le prove LOCA evidentemente non si applicano, inoltre è conveniente valutare l’effettiva presenza di sinergia tra invecchiamento e sollecitazioni dinamiche, che in caso negativo può portare ad escludere la necessità delle prove di invecchiamento accelerato per simulare l’invecchiamento reale.

Le prove iniziali di riferimento (per valori nominali e valori limite) servono per avere (o confermare) il riferimento iniziale di performance con cui paragonare i risultati dei test successivi. Al riguardo va considerato che mentre le prove dei valori nominali rientrano fra le prove di accettazione normalmente eseguite per singolo componente in fase di fornitura, le prove ai valori limite sono generalmente prove di tipo, in quanto di una certa gravosità, e possono quindi dare un contributo in eccesso all’invecchiamento del campione, perciò potrebbero essere fatte anche su campioni diversi da quelli sottoposti alle prove ai valori nominali e alle successive prove di seguito descritte.

Lo scopo delle prove di invecchiamento è quello di portare il campione alla condizione di fine vita in tempi rapidi, risparmiando così sui tempi di prova e quindi sulla durata del programma di qualificazione. Includono l’invec-

chiamento artificiale accelerato e l’applicazione degli altri fattori invecchianti che si presentano durante il ciclo vita in modo concentrato.

Per l’invecchiamento artificiale accelerato si ricorre alla legge fisica generale (legge di Arrhenius) per cui aumenti di temperatura rispetto alla temperatura normale comportano un accorciamento della vita utile. La legge opera tramite le cosiddette “energie di attivazione” dei materiali costitutivi dei campioni. Esiste tuttavia una correlazione semplificata, usata per stime preliminari, per cui ad ogni aumento di temperatura di 10 °C corrisponde un dimezzamento di vita utile.

Per esempio, lasciare un componente per un mese a 60 °C (cioè 4 aumenti di 10 °C, partendo dalla temperatura normale posta a 20 °C), equivale a simulare un invecchiamento di 16 (24) mesi. Evidentemente non bisogna aumentare eccessivamente la temperatura, pena la perdita precoce di integrità. Per realizzare i regimi termici richiesti si usano camere climatiche.

Per gli altri fattori di invecchiamento si opera per esempio, realizzando nel breve termine cicli termici rappresentativi di tutte le condizioni ambientali anomale attese nella vita operativa, così pure per i cicli operativi (es. partenze/arresti di motori, apertura/chiusura di interruttori).

Per l’invecchiamento a vibrazione si può maggiorare l’intensità delle vibrazioni di esercizio.

Per l’invecchiamento da irradiazione si applica tramite sorgenti (es. Co60) un rateo di dose maggiore di quello stimato esistere durante l’esercizio, tale da riprodurre nel tempo di prova l’irradiazione cumulativa di esercizio (il campione viene mantenuto preferibilmente energizzato); in questa fase è prassi applicare anche la dose finale attesa in condizione incidentale.

Va precisato che alla fine di ogni prova è opportuno ripetere sullo stesso campione le prove dei valori nominali, per apprezzare l’insorgere di eventuali degradi, e stabilirne la congruità per il prosieguo delle prove.

Le prove incidentali (dinamiche e ambientali) si eseguono conservativamente come fase finale, cioè sui componenti già portati a fine vita tramite le precedenti prove di invecchiamento.

I test dinamici si eseguono tramite tavola vibrante su cui si riproduce la stessa installazione prevista sull’impianto, con il campione tenuto energizzato. Si eseguono prima test esplorativi (a volte assieme alle prove di invecchiamento) a frequenza variabile e a bassa intensità per verificare il comportamento dinamico del campione. Indi si applicano con la tavola vibrante sequenze temporali di eccitazioni dinamiche di prova che simulano l’OBE (Operating Basis Earthquake) e l’SSE (Safe Shutdown Earthaquake), con la condizione che i relativi spettri di risposta richiesti (RRS – Required Re-

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roma Figura 1 - Required response spectrum for safe shutdown earthquake

Figura 3

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Figura 2 - Seismic envelope (Low voltage motors) Le prove ambientali incidentali si eseguono tramite una camera climatica ove si espone il campione per la riproduzione del profilo incidentale di temperatura, pressione, umidità dell’impianto, che può anche prevedere spray di agenti chimici e immersione. Il profilo temporale delle temperature può avere ad esempio (LOCA) un tempo di salita di 10-30 sec., un valore di picco oltre 100°C, e una durata di 4 giorni. Conservativamente il profilo viene ripetuto 2 volte, oppure 1 sola volta ma con valori (picco, durata) aumentati del 10%. Un esempio di profilo di condizioni ambientali incidentali e’ dato nelle figura 3.

■ Altri metodi di qualificazione

sponse Spectrum) siano inviluppati dallo spettro di risposta della sequenza di prova (TRS – Test Response Spectrum). Esempi di RRS sono riportati nelle figure 1, 2. La prova sismica comprende normalmente 5 cicli OBE seguiti da 1 ciclo SSE.

Se non è fattibile il metodo per prova diretta, si procede per combinazione con altri metodi. Ad esempio, per la prova sismica di un grande motore, non adatto alla tavola vibrante, si può operare a scala ridotta predisponendo la stessa prova per uno solo degli avvolgimenti polari (che si presentano quali componenti critici).

Ovviamente ciò va in combinazione a un’attenta analisi dinamica del complesso.

Un altro caso riguarda i componenti che sono dotati di preesistente qualificazione: in questo caso si procede verificando che i dati di qualificazione posseduti dal componente inviluppino le specifiche di qualificazione attuali.

Nel caso che i requisiti di qualifica sismica non siano troppo stringenti si potrebbero anche analizzare componenti e considerarli qualificati

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roma sulla base di una sufficiente storia operativa: ad esempio componenti che abbiano sperimentato con successo condizioni sismiche reali superiori a quelle previste nell’applicazione.

■ I rapporti di qualificazione I risultati delle attività di qualificazione sono documentati nei rapporti di qualificazione, assieme alla giustificazione che i criteri di accettazione delle prove sono soddisfatti. Sono anche evidenziati i vincoli particolari (ad esempio sulla manutenzione) che devono essere rispettati affinchè la qualificazione possa mantenersi valida per un determinato periodo di tempo (vita qualificata).

Conclusioni Si è esposta una breve disamina del tema della qualificazione ambientale e dinamica di apparecchiature per applicazioni nucleari. Si è fatto riferimento al caso più critico di una centrale nucleare di potenza, esemplificando i fattori ambientali e dinamici da considerare in correlazione alle caratteristiche dell’impianto. Si sono discussi gli aspetti di definizione delle appa-

recchiature da qualificare e delle metodologie di qualifica da applicare, dando una certa enfasi alle prove e alla loro combinazione con analisi e valutazioni di esperienze pregresse. Si è puntualizzato che, data la complessità della materia, è opportuno in fase di programmazione definire le sequenze di attività e la documentazione richiesta per la dimostrazione della qualificazione.

Note 1 Anche certi componenti meccanici, come le valvole di non ritorno, hanno funzione attiva e potrebbero essere esaminati sotto l’ottica della qualificazione.

2 Le funzioni di sicurezza sono ad esempio spegnimento d’emergenza del reattore, raffreddamento d’emergenza del reattore, isolamento del contenitore; le funzioni riferite alla sicurezza sono quelle di ausilio per le prime, ad esempio l’alimentazione elettrica e la ventilazione, ed altre funzioni come la supervisione dei parametri critici di impianto, la gestione dei rifiuti radioattivi.

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LO STUDIO DI SICUREZZA DI UN DEPOSITO DI SMALTIMENTO PER RIFIUTI RADIOATTIVI A BASSA E MEDIA ATTIVITÀ Oggetto di questa nota sono i rifiuti radioattivi destinati allo smaltimento in depositi superficiali o posti a limitata profondità, protetti da strutture di contenimento (le cosiddette barriere ingegneristiche), tematiche che riguardano molto da vicino il nostro Paese, in vista della costruzione del deposito nazionale; tuttavia, molte delle considerazioni riportate hanno una validità del tutto generale per i depositi di smaltimento. La nota è stata predisposta analizzando gli standard e la letteratura disponibili, al fine di tracciare un quadro generale delle principali caratteristiche di alcune specifiche analisi di sicurezza che devono essere svolte per quei depositi, delle peculiarità e delle difficoltà connesse.

a cura di Ing. G. Bava commissione Gestione impianti nucleari visto da: Ing. A. Taglioni

◗ tratto dal Quaderno 2/2016

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Introduzione Secondo il Decreto del Ministero dell’Ambiente e della Tutela del Territorio e del Mare del 7 agosto 2015 possono essere destinati a depositi di smaltimento del tipo su indicato rifiuti definibili a norma di Legge come rifiuti radioattivi che non raggiungano, nell’arco di dieci anni, i livelli di allontanamento fissati dalle autorizzazioni, che siano caratterizzati da concentrazioni di radionuclidi alfa emettitori con attività non superiori a 400 Bq/g e non richiedano misure per lo smaltimento del calore1. Eventuali ulteriori limiti agli inventari o alle concentrazioni di attività sono determinati in funzione del rispetto degli obiettivi radioprotezionistici posti per il deposito.

Detti rifiuti, prima di essere smaltiti, devono subire un processo inteso a determinarne la composizione, devono essere solidificati, quando necessario, compattati, inertizzati e stabilizzati in funzione delle specifiche caratteristiche fisico-chimiche, tenendo anche conto della possibile tossicità biochimica.

Il trattamento dei rifiuti, con riferimento a specifici criteri di accettazione, ed il deposito di smaltimento nel suo insieme hanno lo scopo di ritardare la mobilizzazione dei radioisotopi per tempi sufficientemente lunghi affinché essi possano subire il naturale processo di decadimento senza mai generare rischi inaccettabili per la popolazione e l’ambiente. L’analisi di sicurezza per questo genere di opere ha, pertanto, lo scopo di verificare che sia soddisfatto l’obbiettivo fondamentale di proteggere, essenzialmente in modo “passivo”2, persone e ambiente dagli effetti delle radiazioni ionizzanti; dati i tempi lunghi nel corso dei quali taluni radionuclidi mantengono la radiotossicità, l’analisi si estende anche a ciò che può accadere alle generazioni future, cui non può essere imposto l’onere di gestire situazioni pericolose, originate in vista di benefici di cui non sono state partecipi3.

Studio di sicurezza Le analisi di sicurezza, in senso lato, si estendono a tutti gli aspetti tecnologici del progetto

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roma e della realizzazione di un deposito. L’oggetto di questa nota riguarda essenzialmente quella parte dell’analisi di sicurezza in grado di fornire il quadro globale dell’efficacia delle misure attuate, indirizzata principalmente alla verifica dell’effettivo raggiungimento degli obbiettivi di limitazione dell’impatto radiologico e di controllo del rischio da radiazioni ionizzanti (in taluni contesti denominati indicatori primari di sicurezza [6]). Detta verifica è intesa a valutare l’efficacia delle misure attuate per l’isolamento dei materiali pericolosi dalla biosfera e presuppone una analisi accurata, che tenga conto delle caratteristiche tecniche del progetto e delle modalità operative, nelle diverse condizioni e nei tempi ipotizzabili. Nella letteratura internazionale, a seconda dei contesti, analisi di questo tipo possono essere indicate con varie locuzioni quali “safety analysis”, “safety case”, “performance analysis” etc.; in questa nota tale analisi verrà denominata“studio di sicurezza”.

Come già accennato, dai risultati dello studio di sicurezza possono emergere limitazioni alla quantità di rifiuti da immagazzinare nel sito.

Per effettuare uno studio di sicurezza adeguato, bisogna conoscere in dettaglio le caratteristiche dei rifiuti4, il progetto generale, con particolare riferimento alle barriere ingegneristiche, e le caratteristiche specifiche del sito. Si deve anche individuare, tra l’altro, la cosiddetta persona di riferimento per le valutazioni radiologiche, quella persona cioè che, per dimora e abitudini, è suscettibile di ricevere la dose da radiazioni più elevata5. È bene che i primi studi di sicurezza siano effettuati nelle fasi iniziali del progetto, sia per ottimizzarne le caratteristiche, sia per un dialogo efficace con l’autorità di controllo e le diverse parti interessate. Successivamente potranno essere prodotti i necessari aggiornamenti, basati sulle ulteriori informazioni che si rendono via via disponibili.

Per lo svolgimento dello studio, tenendo anche conto delle informazioni sulle esperienze derivanti da valutazioni effettuate in altri paesi6, sono in genere prodotti, in successione e con iterazioni successive: • gli scenari possibili, in base alle caratteristiche del progetto ed ai fenomeni che possono aver luogo; • modelli concettuali, che compongono in maniera strutturata gli elementi rilevanti (assunzioni, elementi coinvolti e loro interazioni, geometrie, caratteristiche e prestazioni del deposito e dell’ambiente circostante etc.) descrivendo gli scenari a un livello di dettaglio e di schematizzazione tali da poter effettuare valutazioni qualitative esaustive e/o passare agevolmente al passo successivo quando si debba procedere ad una analisi quantitativa;

• •

modelli matematici; codici di calcolo (acquisiti o prodotti ad hoc) capaci di risolvere le equazioni del modello matematico; • analisi di sensibilità; • “Importance Analysis”, nell’ambito della quale i risultati dello studio sono integrati e interpretati per identificare quelli che influenzano maggiormente la decisione riguardo al raggiungimento degli obbiettivi [17].

Sono disponibili linee guida internazionalmente accettate che definiscono le principali caratteristiche dello studio.

Scenario - Modello concettuale - FEP Per l’individuazione degli scenari e lo sviluppo del modello concettuale è necessario identificare gli elementi, i fenomeni e le interazioni più rilevanti, attraverso quella che viene identificata come analisi FEP (features, events and processes), in uso fin dagli anni ‘80. Per features si intendono i componenti (prodotti, strutture o condizioni) determinanti ai fini della prestazione richiesta al sistema. Gli events ed i processes sono legati a fenomeni, naturali o causati dall’uomo, e differiscono tra loro in relazione all’intervallo di tempo nei quali essi hanno luogo, rispettivamente trascurabili o significativi rispetto al periodo per il quale viene effettuato lo studio complessivo. I processi ipotizzabili sono numerosi (idraulici, idrogeologici, chimici, geochimici etc.) e riguardano, tra l’altro, le relazioni tra i componenti (es.: le sovrapposte strutture di contenimento). Ai FEP si devono aggiungere i meccanismi che portano all’esposizione dell’uomo, per giungere alla valutazione delle dosi.

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L’analisi FEP deve essere sempre condotta in maniera sistematica, per evitare di tralasciare aspetti rilevanti, anche se il livello di dettaglio, l’ampiezza e la completezza sono da calibrare in relazione all’arco temporale di interesse ed alla pericolosità dei rifiuti. Allo sviluppo dell’analisi sono chiamati esperti qualificati nelle diverse discipline. L’obiettivo finale è quello di raggiungere un’evidenza, per quanto possibile obiettiva, che tutti i FEP rilevanti sono stati esaminati. Utili, a tal fine, sono le liste e banche dati di FEP che sono state realizzate dalla IAEA, dalla NRC Statunitense e dalla NEA dell’OCSE e sono basate sull’esperienza derivante da valutazioni eseguite in diversi paesi, per progetti di varie tipologie di depositi. È utile effettuare una categorizzazione delle FEP perché, se non in numero esorbitante7, possano fornire una visione per quanto possibile chiara e maneggevole degli scenari ipotizzabili. Può essere utile individuare sottocategorie e connessioni tra le diverse categorie [20].

Per individuare gli scenari mediante la conoscenza dei FEP sono utilizzati due possibili approcci: ”bottom-up”, che prende le mosse dai

FEP, o “top-down” che, partendo dalle funzioni di sicurezza, valuta come esse possano essere inficiate da possibili eventi o processi; anche quest’ultimo approccio è opportuno che sia seguito, comunque, da una verifica di completezza mediante l’utilizzo di liste appropriate di FEP. È utile individuare uno scenario di riferimento, costruito sulla base di quella che può essere considerata l’evoluzione attesa del sistema.

Gli scenari devono includere eventi provocati dall’ intrusione, principalmente nel periodo successivo alla chiusura, da parte di persone non consapevoli della presenza del deposito (per coltivare il terreno, costruire edifici, scavare pozzi etc.). L’intrusione può avere come effetto principale quello di vanificare l’efficacia di alcune barriere, rendendo più agevole il trasferimento dei radionuclidi verso la biosfera; considerazioni specifiche saranno svolte, nelle sedi appropriate, sull’opportunità di considerare possibili ipotesi di intrusioni con intenzioni malevoli dopo il periodo di controllo istituzionale.

Questa tipologia di scenari, come altre connesse alle attività umane, peraltro, può essere trattata solo in maniera schematica, ad evitare opi-

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nabili speculazioni sulla possibile evoluzione della società.

Devono essere considerate anche altre tipologie di situazioni limite per acquisire una sensibilità sul “what if” (cosa accade andando al di là di quanto ipotizzato?), evitando peraltro che tali circostanze siano trattate e percepite come attese.

Una particolare difficoltà dello studio risiede nel fatto che, come già accennato, devono essere considerati tempi molto lunghi. La vita del deposito viene suddivisa in diversi periodi: preoperazionale, esercizio, chiusura8, controllo istituzionale [D.Lgs 31/2010]. Le evoluzioni successive devono essere anch’esse oggetto dello studio, in relazione alla possibilità che abbiano luogo fenomeni significativi (ad es.: di carattere geologico o geomorfologico) o si verifichino picchi di dose conseguenti al rilascio di radionuclidi a vita più lunga; i tempi di interesse possono essere dell’ordine delle migliaia di anni9. Devono, pertanto, essere effettuate previsioni affidabili e/o considerazioni credibili su aspetti quali i cambiamenti climatici, l’effetto dell’erosione o di allagamenti periodici, i cam-

biamenti biologici, l’evoluzione delle abitudini etc., devono essere svolte adeguate considerazioni sulle incertezze, legate ai parametri, agli scenari, ai modelli, non trascurando ad esempio le evidenze disponibili sulla aleatorietà di talune correlazioni comunemente adottate [22, 23], incluse quelle che legano la dose da radiazione al danno, che, ritenute oggi valide, potrebbero non esserlo più in futuro10 [9,10].

Per la valutazione delle possibili evoluzioni in aree piuttosto vaste e in tempi lunghi, essendo le incertezze particolarmente elevate, può essere opportuno considerare uno spettro particolarmente ampio di possibili scenari, per ciascuno dei quali effettuare previsioni qualitative o quantitative. Soprattutto a causa della prospettiva temporale, gli scenari più significativi dal punto di vista delle possibili conseguenze in taluni casi sono risultati essere quelli derivanti da interventi umani ipotizzabili [20].

Bisogna comunque sottolineare come ci si debba aspettare che i siti ove sono localizzati i depositi non siano soggetti ad eventi particolarmente severi e siano caratterizzati da una parti-

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66 Figura 1

colare stabilità, essendo stati prescelti sulla base di precisi criteri di esclusione. È interessante notare come, negli Stati Uniti, proprio in vista delle difficoltà insite negli studi di sicurezza, tra i requisiti per la accettazione di un sito vi siano la relativa “caratterizzabilità”, modellabilità, analizzabilità e monitorabilità [5].

A partire dagli scenari, soprattutto in vista di una trattazione quantitativa, la potenziale migrazione delle sostanze radioattive dal deposito viene tradotta in modelli concettuali, essenzialmente attraverso valutazioni di esperti [20].

I modelli concettuali, dunque, descrivono schematicamente il trasporto dei contaminanti, a partire da un insieme di sorgenti di rilascio, attraverso compartimenti ed altre possibili vie di transito. I compartimenti sono costituiti, ad esempio, dalla matrice del rifiuto stesso, dai fusti, dai moduli di contenimento, dalle strutture del deposito, dalle diverse componenti della geosfera e della biosfera, dagli acquiferi; taluni di questi compartimenti, se particolarmente estesi o eterogenei, possono essere suddivisi in strati sovrapposti. Le vie di transito dei contaminanti possono essere le diverse barriere, l’aria (per i gas es.: Radon- e per gli elementi volatili), il suolo, le acque superficiali e sotterranee (principalmente a seguito di fenomeni di lisciviazione), le piante (attraverso l’estrazione di sostanze dal suolo), gli animali (mediante scavo e costruzione di tane o attraverso il relativo ciclo di alimentazione ed eiezione). I meccanismi dominanti di trasporto hanno luogo ad opera delle acque e dell’aria.

Naturalmente, oltre ai processi di trasporto nelle diverse direzioni, il modello deve contemplare anche processi che determinano modifiche nelle caratteristiche delle parti interessate, quali: • degradazione delle matrici e delle strutture di contenimento; • erosione da flussi liquidi o aeriformi o da lastre di ghiaccio;

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collassi (es.: pendii), cedimenti, consolidamenti; • lisciviazione; • reazioni chimiche, anche correlate al trasporto di calore, corrosione; • variazione della porosità del mezzo, occlusione di alcune vie di trasporto, anche come conseguenza della precipitazione di sostanze derivanti dalla degradazione di rifiuti e barriere; • dissoluzione, deposizione e saturazione di liquidi, formazione di pozze.

Alcuni eventi naturali o indotti dall’uomo richiedono una particolare valutazione anche solo per determinarne la ragionevole esclusione (tornado, test di armamenti, utilizzo di fuoristrada per ricreazione, meteoriti, fenomeni vulcanici) [20]. Infine, i modelli devono assicurare la copertura di tutte le principali vie di esposizione dell’uomo, sono pertanto rilevanti le modalità di utilizzo delle acque, della flora e della fauna da parte della popolazione. Ad esempio, il codice RESRADOFFSITE considera nove vie di esposizione per l’uomo: radiazione diretta esterna, inalazione di particolati e Radon, ingestione di piante alimentari, di carne, di latte e di cibo acquatico, di acqua e di suolo. Il modello concettuale di quel codice è illustrato nella figura 1.

Per una completa definizione di eventi e processi può essere molto utile il coinvolgimento, anche via web e fin dalle prime fasi di avvio degli studi, di diversi soggetti informati e portatori di interessi in grado di fornire contributi di esperienza, di memoria storica e di conoscenza delle caratteristiche e degli usi locali.

Sono disponibili numerose esperienze relative a siti di smaltimento con particolare riferimento a quelli basati principalmente sulle barriere geologiche. Infatti, ad esempio, negli USA sono stati utilizzati nel passato sistemi di smaltimento con barriere ingegneristiche relativa-

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roma mente semplici per rifiuti a bassa attività [21].

Vi sono aspetti relativi alla formulazione del modello matematico che sono stati segnalati come fonte di particolari difficoltà, ad esempio: • multidimensionalità; • possibile marcata variabilità spaziale di talune caratteristiche dei suoli (es.: permeabilità) anche nell’ambito dello stesso sito; • necessità di simulare eterogeneità di limitate dimensioni, comunque significative e disseminate su aree ampie, e mezzi anisotropi; • discontinuità temporali piuttosto significative nel verificarsi dei fenomeni di infiltrazione di acqua (variazioni annuali delle piogge, delle precipitazioni nevose, diverse caratteristiche delle precipitazioni, modifiche negli anni della vegetazione etc.); • approssimazioni che si rendono necessarie nell’attribuzione di caratteristiche specifiche del terreno (es.: mezzo caratterizzato da fratture simulato come poroso) e nella simulazione dell’evoluzione delle proprietà dei materiali; • flussi bifase; • scambi termici e disseccazione; • caratterizzazione appropriata dei parametri chimici quali, ad esempio, i limiti di solubilità dei singoli radionuclidi in fase acquosa nell’ambiente chimico del sito e nelle diverse condizioni, altri parametri determinanti

per tener conto dei ritardi nel trasporto; caratteristiche diverse dei rifiuti in termini di composizione fisico chimica e di trattamento subito che, tra l’altro, determinano le diverse tipologie di attacco da parte dell’acqua (lavaggio di contaminazione superficiale, diffusione all’interno di matrici porose, corrosione di metalli, estrazione da sostanze assorbenti…); • la necessità di definire una velocità di degradazione ed una soglia temporale di efficacia delle barriere ingegneristiche utilizzate per queste tipologie di deposito, da definirsi, quest’ultima, in relazione alla impossibilità di disporre di dati affidabili di esperienza al di là di quella soglia (es. 500-1000 anni per la NRC [21- att. B1-1]); ciò non toglie che l’influenza delle caratteristiche chimiche degli elementi costituenti le barriere possa essere tenuta in conto negli studi di sicurezza11 anche per tempi successivi alla degradazione, infatti la scelta dei materiali costruttivi, in fase di progettazione, viene orientata anche alla ottimizzazione della ritenzione dei radionuclidi.

L’inadeguatezza del modello concettuale può essere una delle più importanti fonti di errore nei risultati dello studio di sicurezza. È un dato di esperienza che modelli concettuali molto complessi, talvolta, possano condurre a risultati apparentemente irragionevoli. In tali ca•

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si è risultato particolarmente vantaggioso produrre modelli semplificati, nei quali siano rappresentati esclusivamente i fenomeni di trasporto più rilevanti, per una più agevole comprensione dei risultati e per ricercare efficaci correzioni al modello concettuale più esteso.

Questo processo, chiamato “Model Abstraction”, basato su studi che evidenziano i vantaggi dell’uso dei modelli semplificati ed il cui utilizzo è stato sviluppato negli anni ’70, è stato messo a punto in USA su impulso della NRC [18, 19].

Tra gli aspetti rilevanti nella simulazione dei rilasci di radionuclidi si segnalano i seguenti in quanto particolarmente significativi e, talvolta, problematici: • nei rifiuti possono essere presenti piccole quantità di gas, che possono anche essere generate e rese disponibili per il rilascio in assenza di acqua [e.g., radon-222 (222Rn), krypton-85 (85Kr)]; in presenza di infiltrazioni di acqua e di specifiche condizioni chimico fisiche, possono essere generate in forma gassosa rilevanti quantità di composti di carbonio-14 (14C) o di trizio (3H) (es.: 14CO2, 14 CH4, etc.); in presenza di materiali cellulosici non adeguatamente condizionati, gas possono essere generati come conseguenza di attacchi microbici; la produzione di gas non solo costituisce un meccanismo di rilascio di radionuclidi, ma può determinare sovrappressioni locali con conseguente perdita di integrità delle barriere interessate; • il Selenio 79 (79Se) e lo Iodio 129 (129I), sono due radionuclidi considerati rappresentativi di un insieme di contaminanti rilevanti per la verifica delle prestazioni, in relazione alle loro vite medie, alle modalità di assorbimento ed alla solubilità. Lo 129I ha tempi di di-

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mezzamento molto lunghi (15.700.000 anni), è molto solubile e difficilmente assorbibile. Il 79Se ha tempi di dimezzamento dell’ordine delle decine di migliaia di anni (65.000), è facilmente assorbibile e praticamente insolubile; vi sono anche altri radionuclidi con tempi di dimezzamento che eccedono in maniera considerevole i tempi nei quali si può fare affidamento sull’integrità delle barriere ingegneristiche. Pertanto, se presenti nel complesso in quantità particolarmente rilevanti, il loro comportamento risulta essere determinante a tempi lunghi. Tra questi vi sono il Tecnezio-99 (99Tc), il carbonio-14 (14C), il Cloro-36 (36Cl), il Nichel 59 e 63 (59Ni, 63Ni) il Niobio 94 (94Nb), lo Stagno 126 (126Sn), il Cesio 135 (135Cs), il Torio (Th), l’Uranio (U), ed i loro prodotti da decadimento [21, 29]; i fenomeni di decadimento dei radionuclidi portano a variazioni delle concentrazioni ed alla generazione ed accumulo di nuovi elementi; è necessario che siano complete ed aggiornate le banche dati relative ai fattori di dose.

Modello matematico – Codici di calcolo In molti casi il modello concettuale, espresso anche attraverso diagrammi, flow-charts, tabelle etc., deve essere successivamente trasposto in un modello matematico che consenta di effettuare valutazioni numeriche. Sono già disponibili codici di calcolo capaci di effettuare simulazioni finalizzate agli studi di sicurezza dei depositi per rifiuti radioattivi; in taluni casi può essere utile sviluppare codici di calcolo ad hoc per simulare uno specifico modello concettuale. Molti dei software disponibili sono stati prodotti e continuano ad essere utilizzati anche per studiare la diffusione di diverse tipologie di contaminanti o di radionuclidi in diversi contesti non legati ad attività nucleari (nell’ambito di attività di scavo di miniere, di controllo delle riserve acquifere etc.)12. La scelta dei codici viene effettuata principalmente in funzione dei processi che il codice stesso è in grado di simulare. L’utilizzo di detti software richiede una buona conoscenza dei fenomeni ed una buona esperienza di modellazione. Alcuni di essi sono basati su applicazioni del Metodo Montecarlo (es.: GoldSim della Golder Associates). È poi necessario integrare in maniera appropriata i risultati dei codici e dei modelli matematici utilizzati per valutare gli effetti delle diverse fenomenologie.

Anche se le prestazioni dei codici di calcolo possono essere verificate a fronte di dati provenienti dall’esperienza operativa o da prove su manufatti sperimentali strumentati, per essi

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non sempre è possibile effettuare una vera e propria validazione, come ad esempio per i codici applicabili ai circuiti termoidraulici, che possono essere provati mediante confronto con dati sperimentali provenienti da apparati di prova.

L’utilizzo combinato di approcci deterministici e probabilistici può contribuire ad incrementare la confidenza sulla validità dei risultati degli studi. Tuttavia è importante essere consapevoli di tutti i benefici ed i limiti associati a ciascuno dei due approcci [1]. In particolare, bisogna considerare che valutazioni probabilistiche dettagliate possono richiedere studi molto complessi e laboriosi, che potrebbero non aggiungere nulla rispetto ad un esame sistematico, ben documentato e trasparente degli scenari, eventualmente accompagnato da stime realistiche della probabilità del singolo scenario, soprattutto per quelli meno articolati e complessi. È spesso opportuno effettuare comunque diverse simulazioni, con obbiettivi e con ipotesi differenti, utilizzando approcci conservativi o realistici a seconda dei casi e tenendo conto che assunzioni conservative per un periodo di vita del deposito possono non esserlo per fasi diverse.

Pur essendo gli studi effettuati principalmente per verificare il rispetto di limiti o vincoli, espressi in termini di dosi o di probabilità annue, l’attenzione deve essere posta anche su altri indicatori rilevanti in termini di concentrazioni, flussi di contaminanti o effetti su specie non umane.

In uno studio di sicurezza vi sono diverse fonti di incertezza, che possono essere grossolanamente suddivise in tre categorie: incertezze dovute ai dati e ai parametri, allo scenario ed alla modellazione (interpretazione e uso dei dati, assunzioni, simulazione matematica etc.).

Analisi di sensibilità sono pertanto spesso svolte per verificare l’impatto delle incertezze sul risultato finale.

La necessaria confidenza dell’adeguatezza dello studio di sicurezza può essere acquisita attraverso: • l’utilizzo di molteplici evidenze per supportare argomenti volti a sostenere una medesima conclusione e quindi a compensare i limiti di ciascun singolo argomento [8]; l’esposizione sistematica delle diverse linee di ragionamento atte a dimostrare la sicurezza, soprattutto nella fase successiva alla chiusura [1, 31]; • la stesura di rapporti dettagliati che descrivano lo sviluppo del modello e ne illustrino i vari passaggi, per rendere concretamente possibile l’effettuazione di revisioni indipendenti;

•

il simultaneo utilizzo di modelli alternativi, anche mediante l’utilizzo di entrambi gli approcci top down e bottom up; • la revisione critica da parte di più esperti, anche indipendenti; • la disponibilità di dati sperimentali di laboratorio ed ottenuti in sito nelle fasi precedenti la chiusura [27], di evidenze da situazioni analoghe; • una prolungata azione di monitoraggio in sito; • la ricerca e l’utilizzo del maggior numero possibile di dati storici; • l’applicazione del Quality Assurance e del Quality Control; • l’esecuzione di attività di ricerca finalizzate alla risoluzione di specifici problemi.

Di particolare interesse sono gli studi e le prove effettuati per la costruzione del deposito di El Cabril in Spagna, il cui esercizio è cominciato nel 2008, nonché i dati relativi ai primi anni di esperienza operativa di quel deposito [28]: su molti aspetti particolarmente critici è stato e continuerà ad essere possibile ottenere rilevanti conferme sulle assunzioni alla base dello studio iniziale di sicurezza.

Utilizzo dello studio di sicurezza L’articolazione e l’estensione dello studio di sicurezza sono tali per cui il processo per giungere al risultato finale non può che essere iterativo, passando attraverso raffinamenti e semplificazioni, verifiche e correzioni, valutazione e ridimensionamento delle incertezze etc.

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roma 1. Assessment context

70 2. Describe system

Figura 2

3. Develop and justify scenarios 4. Formulate and implement models

5. Run analyses

7. Compare against assessment criteria

10. Review and modification YES

6. Interpret results

Acceptance YES

8. Adeguate safety case

NO

9. Effective to modify assessment components

NO Rejection

Lo studio di sicurezza, oltre a fornire gli elementi per valutare il raggiungimento degli obiettivi radioprotezionistici è un utile strumento per costruire la confidenza, da parte delle comunità locali, sul reale impatto dell’istallazione del deposito e per valutare: • il beneficio sociale complessivo; • i rapporti costi benefici delle scelte progettuali; • gli equilibri ambientali ed il rispetto di ogni altra normativa riferita all’uso del territorio; • l’equità intergenerazionale; • i margini esistenti rispetto ad eventuali, impreviste variazioni delle quantità di rifiuti da smaltire; • i tempi e le modalità per la conservazione delle informazioni rilevanti.

Nel processo di valutazione delle prestazioni del deposito di smaltimento, i principali ruoli dell’Autorità di Controllo sono di: • stabilire i valori ammissibili per gli indicatori primari di sicurezza, di validità generale; • definire, in contraddittorio con l’operatore, sulla base delle specifiche valutazioni, i valori ammissibili per gli indicatori di sicurezza di livello inferiore (riferiti a sottosistemi, ai componenti, allo stato degli strati rocciosi, alle incertezze ammissibili etc.); per detti indicatori l’esperienza insegna che può non essere opportuno fissare limiti di applicabilità generale, in quanto potrebbero dimostrarsi non cautelativi, quando vengono effettuate valutazioni d’insieme [6] o in relazione alle specificità del sito; particolari dif-

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roma Progetto del deposito, e caratteristiche del sito

71 Valutazione inventario radioattivo

Scenario di evoluzione del sistema deposito-sito

(BARRIERE INGEGNERISTICHE, Near Field) Modellizzazione degradazione delle barriere

Termini di sorgente (radionucidi capaci di migrare dal deposito)

Modelli di migrazione

deposito

(BARRIERE Geologiche, Far Field)

Termini di sorgente verso i comparti ambientali (concentrazioni lungo le vie di migrazioni)

Scenari di utilizzazione delle risorse del suolo e sottosulo

ficoltà possono sorgere nella definizione di limiti riferiti allo scenario di intrusione; • fornire linee guida per l’effettuazione dell’analisi di sicurezza deterministiche e/o probabilistiche (tempi, scenari, requisiti di recuperabilità etc.), per effettuare analisi di sensibilità e per la valutazione delle incertezze.

Diversi progetti finanziati dalla Commissione Europea [30] sono stati indirizzati ad acquisire conoscenze utili per l’effettuazione degli studi di sicurezza, quali ad esempio l’approfondimento della conoscenza di processi e fenomeni, il confronto tra diversi approcci alla modellazione.

La Nuclear Energy Agency dell’OCSE, i relativi comitati e gruppi di lavoro hanno prodotto di-

Impatto sulla popolazione (Dosi al gruppo critico)

versi documenti e banche dati ed organizzato convegni, nei quali sono stati approfonditi diversi aspetti relativi alla realizzazione dei depositi per rifiuti radioattivi.

La IAEA, nel 1998, ha istituito un gruppo di lavoro internazionale per la revisione e il miglioramento delle metodologie correnti e degli strumenti analitici da utilizzare a loro supporto per la valutazione della sicurezza post-chiusura di un deposito di smaltimento superficiale di rifiuti radioattivi. I risultati di questo progetto [4] costituiscono un utile riferimento per la definizione della più appropriata metodologia di analisi.

Nella figura qui a fianco viene illustrato il procedimento iterativo suggerito in quel contesto. La stessa Agenzia produce standard ed organizza peer review.

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Figura 3

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In ENEA, nell’ambito delle attività di ricerca sul sistema elettrico, in collaborazione con il MISE, fu sviluppato uno studio specificamente indirizzato ai vari aspetti tecnici legati alla progettazione del deposito nazionale [25], tra cui anche lo sviluppo e l’utilizzo di codici per il performance assessment. Nella figura 3 è presentata schematicamente la metodologia sviluppata in quel contesto. Le attività degli specifici gruppi di lavoro terminarono nel 2003 e fu successivamente costatato come la rete di collaborazioni nazionali ed internazionali sviluppata in quel contesto sia purtroppo venuta meno così come si siano disperse le competenze sviluppate.

Per quanto le problematiche siano affrontate in questa nota in termini del tutto generali, dall’insieme di informazioni raccolte emerge la complessità degli elementi da mettere in campo per effettuare lo studio di sicurezza di un deposito di smaltimento, a partire dalle professionalità e dalle conoscenze, fino agli strumenti di calcolo, agli approfondimenti ed alle ricerche. È, pertanto, importante che i soggetti coinvolti nel progetto del Deposito Nazionale pianifichino per tempo l’acquisizione di conoscenze, strumenti ed esperienze per lo svolgimento di questa rilevante attività, che può condizionare il progetto, la relativa accettabilità ed i costi.

Note 1

Possono dunque essere smaltiti i rifiuti ad attività molto bassa, bassa ed, in parte, media, secondo le definizioni del decreto citato.

2 Senza dover quindi ricorrere a sistemi in movimento o che comunque necessitino di fonti di energia.

3 In accordo ai principi di sviluppo sostenibile e solidarietà enunciati nel D.Lgs 152/2006.

4 Oltre ai tempi di dimezzamento ed alle concentrazioni, sono rilevanti le mobilità dei singoli elementi.

5 Talvolta si fa riferimento alla persona media di un gruppo “critico”, particolarmente esposto.

6 Depositi superficiali sono stati costruiti, ad esempio, in Gran Bretagna, Francia, Spagna, Giappone, Stati Uniti, dati sugli studi effettuati in quei contesti sono reperibili nei riferimenti.

7 Viene raccomandato di non superare qualche centinaio di scenari, attraverso un processo di selezione che porti ad escludere scenari a bassa probabilità, a basse conseguenze, non in linea con la normativa o fisicamente non ragionevoli, nonché a limitare il livello di dettaglio lì dove ulteriori specificazioni non siano evidentemente in grado di evidenziare importanti fenomenologie.

8 In US viene definito un periodo ulteriore, di 5 anni, di stabilizzazione dopo la chiusura, durante il quale effettuare attività di osservazione, monitoraggio, manutenzione.

9 La NRC indica [21] un periodo di simulazione esteso a 10.000 anni per avere una buona confidenza di aver individuato i picchi più rilevanti di concentrazione.

10 Utilizzando limiti di dose molto bassi, a livello della decina di micro Sievert, come in Italia, quest’ultima preoccupazione diviene molto meno rilevante.

11 Infatti le barriere ingegneristiche sono talvolta distinte in barriere fisiche e chimiche. Non è tra gli obiettivi di questa nota discutere la composizione del sistema di barriere ingegneristiche.

12 Es.: GoldSim e ASCEM sviluppati su richiesta del Department Of Energy statunitense.

9 ICRP (International Commission on Radiological Protection), 1997. ICRP Publication 77: Radiological ProIAEA Safety Standards Series No. SSG-23, September tection Policy for the Disposal of Radioactive Waste.

28, 2012- The Safety Case and Safety Assessment Annals of the ICRP, Volume 27 Supplement. for the Disposal of Radioactive Waste.

10 ICRP (International Commission on Radiological ProIAEA, Safety Standards Series No. SSR-5, IAEA, Vitection), 1998. ICRP Publication 81: Radiation Proenna (2011) Disposal of Radioactive Waste, IAEA. tection Recommendations as Applied to the Disposal IAEA Safety Standards Series No. GSR Part 4, Vienna of Long-lived Solid Radioactive Waste. Annals of the (2009), Safety Assessment for Facilities and ActiviICRP, Volume 28 (4). ties.

11 Organisation for Economic Co-operation and DevelIAEA, Safety Assessment Methodologies for Near Suropment - NEA (Nuclear Energy Agency) Madrid 1999. face Disposal Facilities, ISAM, Vol. 1 — Review and Workshop: An International Database of Features, enhancement of safety assessment approaches and Events and Processes. Paris, France. tools, Vol. 2 — Test cases, IAEA, Vienna (2004).

12 NEA (Nuclear Energy Agency), 1992, Systematic ApUS Code of Federal Regulations 10 CFR 61.50 - LIproach to Scenario Development. A report of the NEA CENSING REQUIREMENTS FOR LAND DISPOSAL Working Group on the Identification and Selection of OF RADIOACTIVE WASTE - Disposal site suitability Scenarios for Performance Assessment of Radioacrequirements for land disposal. tive Waste Disposal, Nuclear Energy Agency, Paris, European commission – Community research - J.E. France.

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15 International Atomic Energy Agency (IAEA) 2004,

Riferimenti 1 2 3 4

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Codice AMBER – A. Compagno.

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27 P. Zuloaga, M. Ordoñez, C. Andrade and M. Castellote NUREG CR-6884. Model Abstraction Techniques for - Ageing management program for the Spanish low Soil Water Flow and Transport. U. S. NRC 2006. and intermediate level waste disposal and spent fuel NUREG CR-7026. Application of Model Abstraction and high-level waste centralised storage facilities Techniques to Simulate Transport in Soils U.S. NRC. EPJ Web of Conferences 12, 01003 (2011).

2011.

28 M. Navarro - ENRESA – Operational experiences of Workshop on Performance Assessment of Near-SurEl Cabril 1992 – 2011 – IAEA Technical Meeting face Disposal Facilities U.S. NRC Auditorium, DISPONET – Stoccolma 4-6 ottobre 2011.

Rockville, MD August 29-30, 2012.

29 IAEA-TECDOC-1572 – Dec. 2007 -Disposal Aspects NUREG 1573 (NRC, Oct. 2000) A Performance Asof Low and Intermediate Level Decommissioning sessment Methodology for Low-Level Radioactive Waste.

Waste Disposal Facilities.

30 EURADWASTE 08 - Marie-Claude Dupuis - RadioacAmendola, A. et al, Procedures and uncertainties in tive waste management: Where do we stand? chemical risk assessment: results of a European 31 WENRA – Report 22 dec. 2014 – Radioactive Waste benchmark exercise, Proceedings of the 7th InternaDisposal Facilities Reference Levels. tional Symposium on Loss Prevention and Safety Pro32 M. Frullini C. Rusconi F. Manni - CIRTEN, UniRoma1 motion in the Process Industries, Taormina, Italy.

Metodologie di analisi probabilistica del rischio assoG. Petrangeli, Location and sizing of a plant stack: ciato alla costruzione ed operazione di un deposito design study using CFD, Nuclear Engineering and ORDINE DEGLI INGEGNERI DELLA PROVINCIA ROMA superficiale di rifiutiDI radioattivi.

Design, June 2011; ecc.).

OECD NEA Gas Generation and Migration in Ra-

IN VISTA DEL SEMINARIO NAZIONALE SUL PARCO TECNOLOGICO: APPROFONDIMENTI TECNICI CHE SI AUSPICA VENGANO ILLUSTRATI IN QUELLA SEDE

a cura di Ing. G. Bava Ing. A. Taglioni commissione Gestione Impianti Nucleari

◗ tratto dal Quaderno 2/2015

Questo articolo riporta alcuni elementi conoscitivi e riflessioni elaborate all’interno della Commissione Gestione Impianti Nucleari dell’Ordine degli Ingegneri della Provincia di Roma sul deposito nazionale per rifiuti radioattivi. Pur essendo presenti, all’interno della Commissione, professionalità e informazioni tali da disporre di un quadro abbastanza completo sulla situazione attuale, si è ritenuto utile presentare, in una forma per quanto possibile scevra da tecnicismi, alcune questioni che, per il particolare rilievo, si ritiene meritino un adeguato approfondimento nel corso del seminario nazionale ORDINE DEGLI INGEGNERI DELLA PROVINCIA DI ROMA

Introduzione È innanzitutto opportuno precisare che il principale oggetto di questa nota è il Deposito nazionale (come definito dall’art. 2 del Decreto Legislativo 31/2010, che come si vedrà di seguito disciplina i sistemi di stoccaggio del combustibile irraggiato e dei rifiuti radioattivi), e che la locuzione Parco tecnologico è intesa a indicare, oltre al deposito, anche un centro studi e sperimentazione (art. 25 dello stesso DL) da collocare nel medesimo sito.

Il già citato Decreto Legislativo, all’art. 27, prevede che la Sogin S.p.A. promuova un Seminario nazionale nell’ambito del quale, tra l’altro, verranno “approfonditi tutti gli aspetti tecnici relativi al Parco Tecnologico, con particolare riferimento alla piena e puntuale rispondenza delle aree individuate, ai requisiti dell’AIEA e dell’Agenzia1 ed agli aspetti connessi alla sicurezza dei lavoratori, della popolazione e dell’ambiente”.

La Commissione Gestione Impianti nucleari dell’Ordine degli Ingegneri della Provincia di Roma ha esaminato la normativa e la documentazione tecnica disponibile sull’argomento e intende, con questa nota, fornire il proprio contributo alla discussione in atto in ambito nazionale. In particolare, desidera evidenziare quegli aspetti per i quali sarebbe auspicabile venissero efficacemente presentati, nel corso del seminario nazionale, il processo decisionale che ha condotto alle scelte operate e gli ulteriori passaggi che si ritengono necessari in vista della realizzazione del Parco Tecnologico.

Il Deposito nazionale è necessario per diverse ragioni, una tra tutte, la più intuitiva, è che i rifiuti radioattivi, vista la loro pericolosità, devono essere sistemati in un’area particolarmente adatta, in strutture specificamente progettate con riferimento ad un periodo temporale prolungato e chiaramente definito. Seguono molte altre valide motivazioni di carattere economico, di gestione e controllo, che esulano dallo scopo di questa nota.

Il contesto internazionale ed, in particolare, quello europeo spinge, anche con strumenti vincolanti, verso l’adozione di standard particolarmente rigorosi per questa tipologia di pratiche; si tratta di normative che da un lato sono intese a garantire un livello elevato di sicurezza e di protezione dalle radiazioni ai cittadini e ai lavoratori, mediante precisi requisiti tecnici, e d’altro lato impongono requisiti stringenti alle istituzioni nazionali ed agli operatori chiamati a svolgere la loro attività in queste materie. È ancora possibile disporre in Italia di professionalità e imprese accresciutesi nel corso dei programmi di costruzione, esercizio e disattivazione degli impianti nucleari. L’avvio di attività

indirizzate alla costruzione del Parco Tecnologico costituisce una buona occasione per consentire un trasferimento di conoscenze tra generazioni, nei limiti imposti dalle evidenti differenze di complessità tra un impianto nucleare ed un deposito di rifiuti radioattivi.

Le valutazioni offerte in questa nota derivano da approfondimenti e discussioni aventi anche l’obbiettivo di contribuire alla realizzazione di un ambiente favorevole alla creazione di sinergie nel Paese per la realizzazione di un’opera necessaria nelle migliori condizioni possibili.

Gli ingegneri esprimono il meglio di sé quando sono pienamente consapevoli della congruenza e della adeguata interconnessione di tutte le singole parti del progetto (forse non solo gli ingegneri…). La trasparenza e la chiarezza creano le migliori condizioni per realizzare un contesto armonico e condiviso nell’insieme degli attori che a vario titolo interagiscono.

Approfondimenti attesi Il seminario nazionale può rappresentare un’occasione particolarmente rilevante nel processo di confronto tra la Società incaricata della realizzazione del Deposito nazionale e i principali portatori di interessi. Come previsto dalla Legge, lo sviluppo del coinvolgimento di questi ultimi è affidato alla Sogin S.p.A. la quale, oltre a organizzare il seminario, è chiamata a promuovere “diffuse e capillari campagne di informazione e comunicazione alla popolazione in ordine alle attività da essa svolte”.

Per un corretto ed efficace coinvolgimento delle parti in causa, non tutto può essere stato già confezionato; ciò per far salvo un delicato equilibrio tra una sufficiente maturazione del progetto e la disponibilità di opzioni rispetto alle quali l’opinione di soggetti terzi può avere un ragionevole impatto. Sarebbe, quindi, quanto mai utile comprendere appieno i principi informatori cui Sogin intende attenersi nell’ambito delle campagne di comunicazione ed informazione e gli strumenti che intende utilizzare, anche alla luce delle prassi e degli standard internazionali, per il coinvolgimento delle parti interessate nel processo decisionale, che non ci si aspetta sia limitato a singoli episodi.

Nel corso del Seminario organizzato dall’Ordine degli Ingegneri della Provincia di Roma “L’ingegnere e le attività nucleari: stato, prospettive e criticità”2, la Sogin aveva segnalato un problema legato alla percezione del ruolo degli operatori che svolgono attività in materie nucleari, oggetto di pregiudizi negativi a differenza delle altre parti in causa identificate nelle parti sociali, nei regolatori e nell’autorità. È, effettivamente, comune sentire che, per sgombrare il campo dai pregiudizi e per affrontare serenamente i problemi, si

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operi per costruire una visone degli operatori come soggetti dotati di provata autorevolezza e competenza tecnica.

Il quadro normativo, che regolamenta e organizza la materia per gli aspetti di interesse, è piuttosto articolato e presuppone l’intervento coordinato di numerose organizzazioni. Qui di seguito si forniscono i principali elementi.

■ Norme di riferimento Il DLgs 230/1995 e s.m.i. attua direttive dell’Euratom in materie varie connesse con le radiazioni ionizzanti, con la sicurezza nucleare, con i rifiuti radioattivi ecc.

La Legge 282/2005 ratifica la Convenzione congiunta sulla sicurezza nella gestione del combustibile esaurito e dei rifiuti radioattivi.

Il DLgs 31/2010 e s.m.i. disciplina, tra l’altro, i sistemi di stoccaggio e dei rifiuti radioattivi.

Il DL 45/2014 è stato emesso in attuazione della direttiva Euratom relativa alla gestione sicura e responsabile del combustibile esaurito e dei rifiuti radioattivi.

La Guida Tecnica dell’ISPRA n. 26 del 1987 regolamenta la “gestione dei rifiuti radioattivi”.

La Guida Tecnica dell’ISPRA n. 29 definisce i “criteri per la localizzazione di un impianto di smaltimento superficiale di rifiuti radioattivi a bassa e media attività”.

Altre norme tecniche di riferimento sono principalmente quelle emesse dalla AIEA sulla materia. È necessario sottolineare che questo elenco di norme di riferimento non è affatto esaustivo, quanto meno in relazione ad aspetti quali la

procedura di VIA, la protezione fisica, le salvaguardie, la responsabilità civile, le regolamentazioni degli enti locali e delle organizzazioni consortili territoriali.

✍✍ Istituzioni ed enti coinvolti Il Ministero dello sviluppo economico ha il compito di promulgare il decreto di localizzazione del deposito, di concerto con il Ministero dell’ambiente e della tutela del territorio e del mare e del Ministero delle infrastrutture e dei trasporti. Altri Ministeri sono chiamati, inoltre, a fornire i loro pareri nei vari passaggi dell’iter realizzativo.

La Sogin è la società di Stato responsabile dello smantellamento degli impianti nucleari italiani e della gestione dei rifiuti radioattivi. Ha, inoltre, il compito di localizzare, realizzare e gestire il Parco Tecnologico e il Deposito Nazionale.

Il Dipartimento Nucleare, Rischio Industriale e Tecnologico dell’ISPRA, nelle more del completamento delle procedure per rendere operativo l’ISIN (Ispettorato nazionale per la sicurezza nucleare e la radioprotezione), è l‘autorità di regolamentazione competente in materia di sicurezza nucleare e di radioprotezione che fornisce, tra l’altro, pareri vincolanti ai Ministeri interessati.

L’Autorità per l’Energia Elettrica, il Gas e il Sistema Idrico definisce le modalità per le erogazioni finanziarie ed effettua verifiche sui costi.

L’Autorità Nazionale Anticorruzione svolge attività di vigilanza sui contratti pubblici.

Dallo stato attuale della normativa e dell’organizzazione degli enti preposti emergono alcuni aspetti sui quali un’illustrazione approfondita sarebbe opportuna, in relazione all’approssimarsi di una importante fase operativa e realizzativa. In particolare gli approfondimenti che si ritengono particolarmente utili dovrebbero precisare se: • alla definizione degli equilibri della normativa, piuttosto complessi in relazione al numero degli enti e dei Ministeri coinvolti, alla distribuzione delle competenze e delle responsabilità, alla conseguente identificazione degli uffici preposti, è stata associata una azione tale da ottimizzare le connessioni e volta ad assicurare un efficace processo decisionale per un successivo efficiente sviluppo operativo; • gli enti preposti alla realizzazione o al controllo tecnico sono da considerarsi adeguatamente rodati e tali da assicurare strutture e competenze adeguate per la funzione, nel breve, medio e lungo termine; in particolare, la dinamica organizzativa dovrebbe essere legata principalmente a criteri di efficienza e di ordinata pianificazione delle atti-

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roma vità; ad esempio, la Sogin, a partire dalla sua istituzione, ha subito numerosi cambi al vertice e ristrutturazioni, provvedimenti che dovrebbero esser sempre decisi e attuati tenendo ben presenti le esigenze indicate; l’ISIN, che non è ancora operativo a causa dei ritardi nella nomina dei vertici, viste le rilevanti incombenze nel breve termine, sarà chiamata ad un avvio nel segno della continuità con chi ne ha svolto le funzioni fino a quel momento, e dell’efficienza.

Va poi posta dovuta attenzione sul fatto che l’analisi di sicurezza del deposito, per quanto per molti aspetti meno complessa di quella di un impianto, richiederà certamente la valutazione di problemi specifici, legati all’eventistica di riferimento, alle condizioni particolari, e specificatamente quelle dipendenti dal sito, cui potrà essere esposto, al comportamento dei diversi radionuclidi, delle diverse specie chimiche e forme fisiche presenti, alla valutazione dell’impatto radiologico. La raccolta di dati, la eventuale messa a punto di modelli matematici e di metodi adeguati per la valutazione delle incertezze sono alcuni di quegli aspetti per predisporre i quali è necessaria una azione tempestiva.

In Italia esistono conoscenze tecniche nelle materie specialistiche attinenti alle problematiche del Deposito, possedute dagli Enti di ricerca, Organizzazioni industriali e professionali che potranno contribuire validamente al raggiungimento degli obiettivi. Lo staff tecnico di molti di questi Enti e Organizzazioni ha partecipato e continua a partecipare ad attività internazionali di normazione, ricerca e sviluppo, alla realizzazione di progetti industriali di opere similari, nonché ai programmi europei di consulenza tecnica e addestramento del personale rivolti alle Autorità di regolamentazione di paesi extra UE. Sarebbe utile che venisse chiarito comunque se, a livello nazionale, per quanto non ricada nella più diretta sfera d’azione dei singoli enti responsabili, sia avvertita l’esigenza di una cabina di regia nell’ambito della quale sia efficacemente valutabile l’opportunità di mettere in atto, ove necessario, un programma di coordinamento e predisposizione di competenze (es.: formazione universitaria) e di strumenti essenziali (es: capacità di analisi e calcolo indipendenti), eventualmente anche mediante accordi internazionali, per quegli aspetti intorno ai quali viene costruita l’analisi di sicurezza. Nell’ambito di una gestione attenta delle risorse nazionali sarebbe anche auspicabile che le competenze riconosciute e disponibili venissero attivate e/o consultate nell’ottica di rendere

più affidabili i processi decisionali.

Particolarmente importante dovrebbe essere la predisposizione di competenze e strumenti adeguati da parte di chi avrà la responsabilità di autorizzare e controllare.

Pochi giorni prima della stampa del presente articolo è stato pubblicato in Gazzetta Ufficiale il Decreto del Ministero dell’Ambiente e della Tutela del Territorio e del Mare datato 7 agosto 2015, riguardante la classificazione dei rifiuti radioattivi, come richiesto dall’articolo 5 del decreto legislativo 4 marzo 2014, n. 45. La nuova classificazione modifica quella utilizzata finora, stabilita dalla già citata Guida Tecnica 26, ed articola maggiormente le categorie, definite essenzialmente in funzione delle concentrazioni di radioattività e della vita media dei radionuclidi, tenendo conto degli standard AIEA più recenti [3]. Essa, inoltre, indirizza verso modalità di stoccaggio temporaneo o di smaltimento differenti anche per rifiuti appartenenti alla medesima categoria. Sarebbe quanto mai opportuna una specifica menzione dell’impatto delle sostanziali modifiche e della non completa corrispondenza tra categorie e modalità di gestione in relazione all’applicazione della normativa esistente ed a possibili difficoltà operative, soprattutto per i rifiuti già condizionati.

Per quanto attiene alla già citata Guida Tecnica 29, indirizzata ai requisiti tecnici delle aree candidate per l’istallazione del deposito, la Commissione ha in corso approfondimenti specifici, che saranno oggetto di una successiva nota, ma fin d’ora appare opportuno che sia fatta luce su alcuni aspetti di carattere generale. Primo tra tutti l’apparente discrepanza tra quanto richiesto dalla Legge, che prevede la realizzazione di un deposito che preveda anche “l’im-

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magazzinamento, a titolo provvisorio di lunga durata, dei rifiuti ad alta attività e del combustibile irraggiato provenienti dalla pregressa gestione di impianti nucleari”, rispetto all’oggetto della Guida Tecnica citata, che si rivolge esclusivamente ai rifiuti di bassa e media attività.

Inoltre, rimanendo ai contenuti della GT 29, la quale opportunamente introduce criteri di “esclusione” e criteri di “approfondimento”, si è potuto costatare che, apparentemente: • non tutti i criteri di esclusione consentono di effettuare uno screening efficace basato esclusivamente su dati facilmente reperibili; • non tutti i criteri di approfondimento risultano essere veri e propri criteri di accettazione, in quanto taluni di essi sembrano fornire esclusivamente istruzioni sugli elementi da fornire all’autorità di controllo.

Per tali situazioni, è particolarmente importante che la Sogin esprima la propria posizione.

Secondo le indicazioni dell’articolo 27, comma 1, del citato DLgs 31/2010, insieme all’elenco delle aree potenzialmente idonee, la Sogin dovrebbe aver già reso disponibile il progetto preliminare, i cui contenuti comprendono aspetti di particolare rilievo quali, ad esempio, i criteri di sicurezza.

Lo stesso articolo 27, tuttavia, stabilisce che l’autorità di regolamentazione competente in questa fase ha il solo compito di validare i risultati cartografici, verificando la coerenza degli

stessi con i criteri stabiliti per la localizzazione.

Sarebbe opportuno chiarire in che misura gli aspetti progettuali possano essere condivisi dall’autorità di regolamentazione già in questa fase, in cui il relativo parere non è richiesto, e quanto le scelte che essi sottendono possano essere influenti sulla individuazione delle aree idonee. È utile evidenziare, a tale proposito, che i contenuti del progetto preliminare sono stati definiti in termini del tutto generali dall’articolo citato, pertanto ci si chiede se è stata prodotta una norma tecnica che definisca operativamente l’estensione, l’approfondimento e le modalità di presentazione.

Per l’ottenimento dell’autorizzazione unica ai fini della costruzione e dell’esercizio del parco tecnologico dovranno, tra l’altro, essere presentati il progetto definitivo ed il rapporto preliminare di sicurezza.

Anche per questi ultimi documenti non risulta essere stata predisposta una normativa tecnica che fornisca linee guida sui contenuti, che, si presume, dovrebbe quanto meno recepire le raccomandazioni dell’AIEA [2] e che dovrebbe contenere comunque sufficienti indirizzi per la trattazione dei rifiuti a maggiore attività e del combustibile irraggiato, considerando che attualmente non rientrano nell’ottica dello smaltimento.

Certamente sarà necessario presentare, in

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roma quella fase, approfondite valutazioni di sicurezza, che includano, tra l’altro: • criteri di sicurezza specifici, con riferimento, principalmente, all’applicazione della difesa in profondità attuata mediante barriere ingegneristiche e naturali; • eventistica di riferimento ed eventi base di progetto; • possibili eventi al di là del progetto presi in considerazione; • norme e standard tecnici di riferimento; • analisi della performance, corredata di dimostrazioni dell’adeguatezza di strumenti, metodi e criteri di accettazione; • modalità di applicazione del concetto “security by design”, in relazione alle sfide poste da atti umani volontari.

Per la definizione di un progetto di massima del deposito, si deve presumere che valutazioni di carattere preliminare sugli aspetti citati siano state già effettuate. Infatti, dimensionamenti relativi ad estensione delle aree, disposizioni e pesi delle strutture, distanze da centri abitati, non possono che derivare da una stima preventiva dei requisiti posti dalle esigenze di sicurezza e di protezione dalle radiazioni che si

presume siano ben chiare fin dalla iniziale fase di concezione e collocazione territoriale del deposito.

Dal momento che non è stato possibile esaminare i contenuti del progetto preliminare, sarebbe utile illustrare in che misura queste valutazioni propedeutiche siano state effettuate e documentate.

Sulla qualificazione degli operatori, in relazione alla quale si registrano alcuni recenti interventi normativi (DL n.91/2014, L n.80/2014), indirizzati in particolare alle attività di smantellamento, l’Ordine degli Ingegneri della Provincia di Roma ha organizzato un seminario dal titolo “Attività nucleari: la qualificazione degli operatori”, svoltosi il 26 maggio 2015. Ciò in relazione alla costatazione che, per assicurare una corretta realizzazione delle opere ed un adeguato approvvigionamento di materiali e componenti, è necessario l’intervento di aziende, di professionisti e consulenti che forniscano le massime garanzie di idoneità tecnica, con strumenti di verifica adeguati. Dagli atti del seminario risultano sussistere posizioni differenti tra enti ed imprese che possono svolgere diversi ruoli.

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Sarebbe opportuno valutare se gli strumenti che saranno posti in essere a questi fini per le attività di smantellamento potranno ritenersi adeguati anche nella prospettiva di realizzazione del deposito nazionale e se il corpo normativo esistente possa ritenersi completo ed adeguato.

La tecnologia per il trattamento dei rifiuti nucleari, pur fornendo già oggi risposte efficaci e mature, risulta essere in continua evoluzione.

Sarebbe utile chiarire se gli operatori del settore abbiano in programma una intensificazione delle attività di ricerca e sviluppo ed in che misura la Sogin abbia intenzione di seguirne o stimolarne l’evoluzione, in modo da poter cogliere opportunamente tutte quelle innovazioni atte a rendere più sicura la gestione dei rifiuti stessi.

Esempi ed esperienze realizzative di strutture di deposito, quale quella in oggetto, sono disponibili a livello internazionale e, si presume, siano state prese a riferimento per le principali scelte concettuali finora operate. Sarebbe particolarmente interessante che venisse illustrato in che misura si intenda sviluppare e mantenere con gli operatori esteri in materia, al di là del rapporto istituzionale o di sviluppo e promozione con le principali organizzazioni sovranazionali (AIEA, EURATOM, etc.), una rete diretta di scambio di conoscenze, sicuramente utile anche per la successiva fase operativa.

Restano fermi alcuni elementi importanti che è opportuno, concludendo, ribadire: • è necessario realizzare il deposito quanto prima; • la corretta realizzazione del deposito può ridurre in maniera rilevante il rischio connesso ai rifiuti radioattivi presenti oggi e previsti nel prossimo futuro in Italia; • per realizzare un deposito per rifiuti radioattivi sono necessari soprattutto serietà, competenza e professionalità nell’applicazione di tecnologie e regole disponibili; • in Italia esistono gran parte delle competenze necessarie.

Non tutte le tematiche accennate, presumibilmente, potranno essere trattate esaustivamente nel corso del Seminario che, peraltro, ci si aspetta possa essere quanto meno l’occasione per fornire un indice dei capitoli rilevanti di questa sfida nazionale. Ai più diretti interessati, poi, l’onere di cercare la pagina di interesse e di fornire il proprio contributo di idee e di proposte.

Note 1. Ora Autorità di Regolamentazione, a seguito di modifiche normative successivamente intervenute.

2. Roma – Palazzo Baleani – 4 marzo 2014

Riferimenti

Conclusioni Questa nota è stata prodotta con uno spirito costruttivo, con l’intento di contribuire a maturare la comune consapevolezza che la realizzazione di un’opera necessaria e impegnativa, quale il deposito nazionale, sta ricevendo la necessaria attenzione da parte di tutti i soggetti chiamati a fornire i propri contributi. Gli ingegneri italiani, operando con passione, sono stati capaci di progettare e costruire impianti nucleari in linea con le migliori tecnologie dell’epoca in cui furono realizzati ed hanno sviluppato la consapevolezza che queste tecnologie richiedono una cultura di sicurezza incentrata, tra l’altro, su di una “questioning attitude”.

– – – – –

IAEA – NG-T-1.4 - STAKEHOLDER INVOLVEMENT THROUGHOUT THE LIFE CYCLE OF NUCLEAR FACILITIES IAEA Safety Standard Series No. SSG-23 The Safety Case and Safety Assessment for the Disposal of Radioactive Waste IAEA Safety Standard Series GSG -1 – Classification of Radioactive Waste EURADWASTE 2013 - 8th EC Conference on the Management of Radioactive Waste Community Policy and Research on Disposal R. Mezzanotte – Ordine degli Ingegneri della Provincia di Roma – Quaderno - Io Roma n.4/2014 – Verso il deposito nazionale dei rifiuti radioattivi: l’inizio giusto?

Arch. Santiago Calatrava - Città dello Sport - Tor Vergata (Roma) Copyright © Moreno Maggi ÿ

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a cura di Ing. D. Mazza commissione Ricerca e reattori innovativi visto da Ing. E. Vocaturo Ing. A. Taglioni

â&#x2014;&#x2014; tratto dal Quaderno 2/2015

REATTORE NUCLEARE DI IV GENERAZIONE REFRIGERATO CON PIOMBO BREST 300: LA SIMULAZIONE NEUTRONICA TRAMITE IL SOFTWARE MCNPX, I FLUSSI NEUTRONICI E LA RISPOSTA DI UNA TIPICA SONDA PER REATTORI VELOCI. ORDINE DEGLI INGEGNERI DELLA PROVINCIA DI ROMA

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Nel quadro energetico mondiale, la fonte nucleare offre un contributo pari a circa un settimo del fabbisogno totale. Considerando la sola Europa, tale frazione sale a circa un quinto. In Francia, più del 70% dell’energia prodotta deriva dall’atomo. Anche l’Italia, non essendo energeticamente autonoma, acquista energia da altre nazioni e parte di questa è di origine nucleare.

I recenti eventi catastrofici in Giappone hanno ulteriormente innalzato il livello di attenzione nei confronti di eventi naturali esterni, ma non hanno pregiudicato la crescita e la diffusione di nuovi impianti nucleari di potenza. L’anno successivo l’incidente di Fukushima registra la costruzione di 62 nuovi reattori nel mondo.

L’attuale generazione di nuovi reattori è la terza avanzata (III+), essa è un raccordo tecnologico tra la III e la futura IV. Proprio perché il futuro dell’umanità continuerà ad essere affiancato da questa tecnologia, a partire dal 2001 diverse Nazioni e la International Atomic Energy Agency, si sono riunite dando vita al Generation IV International Forum (GIF), con il proposito di delineare i requisiti che dovranno soddisfare tutti i nuovi impianti nucleari costruiti a partire dal 2015 e che andranno man mano sostituendo gli impianti attuali una volta raggiunto il termine delle loro licenze.

Tali requisiti ricoprono quattro punti: sostenibilità, economia, sicurezza e affidabilità, resistenza intrinseca contro la produzione di armi nucleari e atti di terrorismo.

La sostenibilità riguarda l’utilizzo delle risorse attuali e il trattamento dei rifiuti. Ci si propone di riciclare il combustibile utilizzato, per poterne estrarre energia residua, e convertire 2.38U in nuovo combustibile, estendendo la vita delle fonti disponibili e quindi portandole ad essere le fonti energetiche non rinnovabili attualmente più longeve, come pure di abbattere l’emissione di sostanze inquinanti derivanti dai mezzi di trasporto tramite l’utilizzo dell’energia elettrica o dell’idrogeno prodotto. Si richiede che i depositi geologici possano accettare con ampi margini i rifiuti, riducendone il quantitativo degli stessi rispetto ai valori attuali, diminuendo di conseguenza anche il calore di decadimento.

Anche la tossicità dei rifiuti dovrà essere ridotta tramite loro ritrattamento.

I requisiti economici che devono soddisfare le prossime installazioni nucleari possono essere raggiunti tramite l’efficienza dei cicli di combustibile, semplificazioni del progetto, possibilità di costruzioni modulari, e possibilità di produzione di idrogeno, acqua potabile e calore da distribuire.

La sicurezza e l’affidabilità devono essere garantite tramite un progetto che, nel contesto in

cui si va a inserire l’impianto, risponda ai possibili fattori ambientali antagonisti, sia basato sul concetto di sicurezza intrinseca, sia trasparente e comprensibile anche ai non esperti, aumentando il grado di confidenza della popolazione con questo tipo di tecnologia.

La resistenza alla proliferazione deve essere garantita da un progetto in grado di scoraggiare qualunque azione diversiva e che includa anche ulteriori barriere fisiche per contrastare incursioni terroristiche.

Il GIF ha quindi proposto sei filiere diverse, tutte in grado di soddisfare tali requisiti. Una di queste è quella dei reattori refrigerati con piombo.

Dato l’alto numero atomico del piombo (Z=82) esso modera limitatamente i neutroni e pertanto gli spettri neutronici per questo tipo di reattori sono veloci. La conoscenza degli spettri neutronici è fondamentale. Tramite essi si può decidere che tipo di strumentazione adottare per il monitoraggio del reattore, fino anche a pianificare un migliore sfruttamento del combustibile. Nonostante siano già stati eseguiti studi di termo-fluidodinamica e neutronica su prototipi di elementi di combustibile (Pu-U)N refrigerati con piombo, essi non sono stati resi disponibili in letteratura. Questo, probabilmente, è dovuto al fatto di non voler divulgare informazioni preziose da parte di chi ha investito in tale ricerca.

Nasce allora l’esigenza di dover conquistare per via propria tali informazioni. È stato necessario prendere in esame uno tra i progetti di reattori refrigerati con piombo attualmente più avanzati e implementarlo totalmente in un codice di trasporto della radiazione (MCNPX) per ricavare gli spettri neutronici in diversi punti del sistema.

Purtroppo, non sono disponibili tutti i dettagli progettuali del BREST 300. Alcuni dati essenziali sono stati ricavati dopo un attento esame delle informazioni in possesso, altre volte si è ricorso a una vera e propria progettazione di componenti di cui si avevano poche informazioni. Il risultato è stato una simulazione Monte Carlo in MCNPX di un modello nucleare davvero prossimo al BREST 300 che funzionasse sotto tutti gli aspetti (progetto nucleare, termoidraulico, meccanico) volta a fornire gli spettri energetici del flusso neutronico in diversi punti in-core ed ex-core.

L’impianto nucleare BREST 300 L’impianto nucleare è un progetto russo in via di completamento e sarà prossimo alla costruzione. Esso è progettato per produrre una potenza di 700 MWth, 300 MWe. Il concetto innovativo non risiede solo nell’utilizzo del piombo come refrigerante, ma anche nell’utilizzo di

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roma combustibile in forma di nitrati di uranio e plutonio (Pu-U)N. Inoltre il gas inerte che riempie il gap tra pellets e guaina, e quindi il gas plenum è argon. L’argon è impiegato in tutti i sistemi idraulici che debbano movimentare masse di piombo fuso o mantenerle in equilibrio.

L’intero impianto è totalmente racchiuso da un primo vessel in acciaio e questo, dopo uno spessore di aria, è racchiuso a sua volta da un altro vessel esterno in acciaio al di là del quale è presente l’ultima barriera in calcestruzzo.

Questa scelta progettuale segue e soddisfa a pieno il criterio della difesa in profondità.

La tabella 1 riporta le principali caratteristiche.

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Tabella 1 – Principali caratteristiche dell’impianto nucleare BREST 300 [1] Potenza termica 700 MW Potenza elettrica netta 300 MW Temperatura del refrigerante all’ingresso del core 693 K Temperatura del refrigerante all’uscita del core 813 K Pressione del refrigerante 17 bar Flusso del refrigerante attraverso il core 3.8 Caduta di pressione all’interno del circuito primario 2 bar Numero di generatori di vapore (GV) 8 Numero di pompe primarie (assiali) 4 Potenza del singolo generatore di vapore 87.5 MW Capacità di ciascun GV 185.7 t/h Fluido del circuito secondario Water - steam TIN/TOUT per i GV 613 K / 793 K PIN/POUT per i GV 255 bar / 245 bar Temperatura dell’acqua all’ingresso del GV 538 K

La figura 2 mostra una sezione con vista totale dell’impianto.

Strutture implementate nel codice di trasporto della radiazione MCNPX Per ottenere i flussi neutronici è stato necessario implementare le strutture riportate nella parte inferiore di figura 2. L’intero reattore con i suoi elementi di combustibile (fuel assemblies, FA), gli elementi di controllo, i blocchi di riflettore e le strutture immediatamente susseguenti il barrel, fino al primo vessel di contenimento. Il sistema da implementare è mostrato in figura 3 e 4.

Il nocciolo, con una lunghezza attiva di 1100 mm, è diviso in tre zone, una differente dall’altra non per la composizione isotopica del combustibile, che è la medesima in ogni zona del reattore, bensì per il diametro delle guaine. Esso è pari a 9.1 mm per la zona centrale, 9.6 mm per la zona intermedia e 10.4 mm per la zona più esterna, come mostrato in figura 5.

Ogni FA, figura 6, ha un reticolo di 11 X 11,

Figura 2 Sezione con vista completa dell’impianto nucleare BREST 300 [1]

sette posizioni sono occupate da tubi guida e aste di supporto. Il reticolo ha dimensioni 148.6 mm X 148.6 mm, 1 mm separa una FA da quella adiacente. La zona 1 (in rosso) è composta da 57 FA, la zona 2 da 72 e la zona 3 da 56. Il numero totale di FA è 185.

La composizione isotopica del combustibile fresco, cioè allo start-up del reattore, è riportata in tabella 7. Essa è stata assunta a partire da quanto riportato nella bibliografia [2] alla luce del progetto riportato in [1].

Il rapporto tra gli isotopi di plutonio è pari a:

Tabella 7 Composizione isotopica del combustibile fresco

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Figura 3 – Sezione verticale della parte inferiore dell’impianto [1] Figura 4 Sezioni orizzontali dell’impianto, come in figura 2 [1]

Figura 5 – Barrette di combustibile per le regioni 1,2 e 3 del nocciolo

Figura 6 Sezione di un elemento di combustibile (FA), misure in mm.

Per quanto concerne il sistema di controllo, esso è composto da 40 elementi raggruppati in quattro differenti gruppi: RC, AC, PAS ed EP. Due di questi (PAS e EP) sono progettati per agire durante eventuali scenari incidentali. Il sistema RC è progettato per rispondere alle inserzioni positive di reattività all’avviamento del

reattore. Esse sono dovute al 237NP sotto irraggiamento neutronico, con conseguente produzione di 238PU. Il sistema AC è l’unico ad essere normalmente inserito durante il normale funzionamento dell’impianto, con lo scopo di inserire l’adeguata reattività negativa per controbilanciare quella positiva prevista dal progetto per il ciclo del combustibile.

Un’altra innovazione che introduce il BREST 300 è che tutti gli elementi di controllo sono posizionati lungo il perimetro esterno del nocciolo. Procedendo radialmente verso l’esterno, dopo gli elementi di controllo, trovano posto i blocchi di riflettore composti da piombo alloggiato in scatole di geometria simile alle FA. In conclusione, il reattore comprende 185 elementi di combustibile, 40 elementi di controllo e 124 blocchi di riflettore radiale. La figura 8 mostra tale configurazione con il nocciolo divi-

Figura 8 – Schematizzazione del core, degli elementi di controllo e del riflettore radiale

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roma so in tre regioni colorate.

Ai fini della simulazione è stato implementato anche il riflettore assiale. Entrambi sono stati implementati come blocchi composti da una soluzione di piombo e acciaio per tener conto delle strutture limitrofe.

Tutti gli elementi di controllo implementati sono costituiti da un assemblaggio assorbitore (AA). È noto [1] che esso sia composto da 18 barre assorbitrici in B4C, ognuna del diametro di 18 mm. Per alcuni dei sistemi di controllo è stata dichiarata anche la lunghezza di tali barrette [1], ma, ad esempio, per il sistema AC non è stato rilasciato alcun dato. La lunghezza delle barrette per tale sistema, quindi, è stata stabilita in accordo con il fatto che l’intero nocciolo fosse perfettamente critico quando il sistema AC stesso fosse interamente inserito. Comunque è nota la geometria generale degli elementi di controllo per ognuno dei quattro sistemi [1]. La figura 9 mostra la configurazione adottata per l’assemblaggio assorbitore in B4C. Gli acciai impiegati per il progetto nucleare sono differenti da quelli adottati per il vessel e il down-comer. La composizione dell’acciaio per le strutture interne al nocciolo (guaine e parti strutturali), non è stata ancora dichiarata. Pertanto, ai fini della simulazione, è stato selezionato un tipico acciaio in grado di lavorare in questo tipo di ambiente. Si tratta dell’acciaio HCM12A, oggetto di molti studi inerenti materiali per tecnologie nucleari ad alte temperature [3]. La sua composizione isotopica è riportata in tabella 10.

Tabella 10 - Composizione isotopica dell’acciaio HCM12A [3]

In accordo con quanto riportato nelle precedenti figure 3 e 4, la figura 11 mostra la configurazione finale del sistema nucleare da implementare all’interno del codice di trasporto della radiazione MCNPX. Mentre, le figure 12 e 13 sono le sezioni orizzontale e verticale, ottenute con piani mediani, di tutto il sistema una volta che esso è stato implementato nel codice.

Il sistema ottenuto è perfettamente critico. Infatti, tramite lo stesso codice MCNPX, un calcolo di criticità ha dimostrato come il fattore di moltiplicazione effettivo sia pari a Keff=1.00000þ0.00025(1σ). L’effettiva frazione di neutroni ritardati è dichiarata pari a βeff=0.0036 [1]. Un’ulteriore analisi, effettuata sul sistema implementato, comprova tale dato.

Sebbene le informazioni relative al BREST 300 non fossero totalmente esaurienti, il sistema nucleare implementato si avvicina molto a quello

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Figura 9 Assemblaggio assorbitore (AA)

Figura 11 Schema delle strutture in-core ed ex-core da implementare

Figura 12 Sezione orizzontale del sistema implementato, da MCNPX

Figura 13 Sezione verticale del sistema implementato, da MCNPX

roma Figura 14 – Spettro neutronico al centro del nocciolo

originale e comunque può rappresentare un esempio a se stante di reattore nucleare veloce refrigerato con piombo perfettamente critico, dotato di tutti i suoi sistemi di sicurezza e controllo.

Spettri neutronici

Figura 15 – Spettro neutronico in corrisponenza dell’elemento di combustibile più periferico

Figura 16 – Spettro neutronico in corrispondenza della circonferenza mediana del down-comer

Figura 17 – Errore relativo per le misure dello spettro neutronico al centro del reattore

Una volta implementato l’intero sistema all’interno del codice, gli spettri energetici dei flussi neutronici sono stati ricavati in tre punti diversi del reattore: • al centro del nocciolo; • a metà altezza dell’elemento di combustibile più esterno; • in corrispondenza della circonferenza mediana del down-comer.

La simulazione in MCNPX è basata sullo studio statistico di 15 milioni di neutroni e gli spettri raccolti in corrispondenza dei precedenti tre punti sono riportati rispettivamente in figura 14, 15 e 16.

Le figure 17 e 18 riportano l’errore relativo delle misure spettrali rispettivamente al centro del reattore e nel down-comer. In accordo con il metodo Monte Carlo, le precedenti figure mostrano come l’errore relativo acquista consistenza nel range di energie in cui la popolazione neutronica è scarsa, mentre lì dove essa è consistente scende al di sotto del 5%.

I primi due spettri energetici sono caratterizzati da una forma piuttosto seghettata, sono tra di loro simili poiché rappresentano la distribuzione energetica dei neutroni in punti in-core.

Questa particolare forma, totalmente diversa da quella cui siamo abituati a vedere per i reattori termici, è dovuta al fatto che il refrigerante, per il suo alto numero atomico (Z=82), non si presta come ottimo moderatore nei confronti dei neutroni da fissione. Allo stesso tempo, agli alti livelli di energia, le sezioni d’urto per cattura radiativa degli isotopi del piombo e dei principali isotopi dell’acciaio delle guaine presentano picchi di risonanza. Pertanto, si nota dai grafici che, in corrispondenza dei picchi di risonanza delle sezioni d’urto per cattura radiativa, vi è una depressione nella distribuzione energetica dei neutroni. I principali isotopi a produrre questo effetto sono 206Pb e 207Pb come componenti del refrigerante, 54Fe, 56Fe e 52 Cr come componenti delle guaine. La figura 19 riporta la sezione d’urto di cattura radiativa del 207Pb nell’intervallo di energie di interesse [5].

Si può vedere chiaramente la corrispondenza tra i picchi di risonanza qui presenti e le depressioni corrispondenti negli spettri neutronici.

Anche nel range di energie al di sotto di 5 keV, incrementando il grado di ispezione nel codice Monte Carlo e il numero di neutroni implemen-

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roma tati, è possibile rivelare una forma seghettata per lo spettro. Tale forma, in questo range di energie, è da implicare maggiormente agli isotopi che compongono il combustibile.

Per lo spettro al centro del nocciolo l’energia più probabile dei neutroni è pari a Ep=5keV, mentre il valor medio è E=164keV. Lo spettro nella seconda posizione è leggermente più moderato del primo, con una energia media pari a E=162keV. Poichè il progetto russo prevede che la strumentazione neutronica sia allogiata nel downcomer, si è ricavato lo spettro neutronico sulla circonferenza mediana del down-comer. I neutroni uscenti dal nocciolo hanno come energia più probabile un valore minore rispetto a quelli tipici della banda di risonanza di cattura, inoltre, essi incontrano lungo il cammino principalmente il refrigerante. Pertanto il processo di rallentamento dei neutroni (slow-downing) continua fino ad assumere la classica distribuzione a campana. L’energia più probabile dei neutroni sulla circonferenza mediana del down-comer è pari a Ep=0,24eV (dieci volte quella di un reattore ad acqua leggera), mentre l’energia media è E=700eV.

Figura 18 – Errore relativo per le misure dello spettro neutronico nel down-comer

Figura 19 – Sezione d’urto (n, γ) per 207Pb [5]

Impiego di strumentazione neutronica: camera a fissione per alte temperature.

Come illustrato in figura 3, il progetto russo prevede l’installazione della strumentazione per il controllo del reattore all’interno del down-comer. Tuttavia non è specificato che tipo di tecnologia è impiegata. Pertanto, si è deciso di valutare la risposta di una tipica camera a fissione per alte temperature, attualmente utilizzata per il monitoraggio di reattori veloci refrigerati con sodio (SFR).

Poiché la temperatura media del refrigerante nel down-comer è pari a T=693 K, si è selezionata come sonda un modello prodotto dalla Photonis: la CFUE32 [4]. La tabela 20 mostra le sue principali caratteristiche ed è schematizzata in figura 21.

La composizione isotopica dello strato sensibile, di densità ρsensitive=8,3g/cm3 è riportata in tabella 22.

La risposta della camera a fissione CFUE32 inserita in un flusso termico, tipico di un reattore ad acqua leggera, è riportata in tabella 23.

La risposta della stessa camera a fissione CFUE32 è stata valutata quando inserita in un flusso neutronico di uguale intensità, ma con spettro energetico corrispondente a quello rivelato nel down-comer del BREST 300.

Il rateo di fissione può essere valutato come: Rf = ∫Eφn(E)·N235·σf(E)dE [cm-1s-1)

Tabella 20 - Principali caratteristiche della camera a fissione Photonis CFUE32 [4] Temperatura di esercizio Materiale di rivestimento Materiale isolante Tensione nominale Strato sensibile Massa dello strato sensibile Gas di riempimento Diametro Lunghezza Lunghezza strato sensibile Tempo per collezionare la carica Sensibilità ai raggi gamma Massima esposizione ai raggi gamma

(1)

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Fino a 600 °C Acciaio inossidabile (Co<0.05%) AI2O3 400 V U3O8 arricchito in 235U>90% 0.1 mg/cm3 Argon a 900 kPa 7 mm 150 mm 56 mm 150 ns -10 10 A/Gy·h-1 104 Gy/h

Figura 21 Detector, camera a fissione Photonis CFUE32 [4]

roma Tabella 22 - Composizione isotopica dello strato sensibile interno alla camera a fissione Photonis CFUE32 [4]

90

Composizione isotopica [%w/w]

234 U 0.059731

235 U 98.048936

236 U 0.039821

238 U 1.403686

16 O 0.447826

Tabella 23 - Risposta della camera a fissione Photonis CFUE32 per un flusso termico [4]

Thermal neutronic flux [φn] [n/(cm2s] 103ÿ108 107ÿ3·1012 109ÿ1013

Pulse mode Campbelling mode Current mode

Signal 10-3 conteggi/(s·n/(cm2s>) 4·10-29A2/(Hz·n/cm2) 10-16A/n(n·cm-2s-1)

Tabella 24 - Segnale in uscita dalla camera a fissione Photonis CFUE32 per il flusso neutronico tipico del BREST 300 in corrispondenza del down-comer

Neutronic flux [φn] [n/(cm2s] 103ÿ108 107ÿ3·1012 109ÿ1013

Pulse mode Campbelling mode Current mode

in cui N235 è il numero di isotopi di 235U per cm3 all’interno della camera a fissione.

In accordo con la composizione del combustibile e del livello di potenza termica del nocciolo a piena potenza, il flusso neutronico medio incore è stimato pari a φn=2.663·1013n/(cm2·s), mentre nel down-comer esso è pari a φndown-co=1·1013n/(cm2·s). mer Il rateo di fissioni indotte all’interno della CFUE32 per mezzo di un flusso neutronico termico di intensità 1·1013n/(cm2·s), con Eρ=0.025eV, è calcolato tramite la (1) ed è pari a: RTH=1.284·109s-1.

Lo stesso flusso di intensità 1·1013 n/(cm2·s), ma con distribuzione energetica coincidente con quella dello spettro nel down-comer, è calcolata discretizzando in energia la relativa distribuzione. Pertanto l’equazione (1) può discretizzarsi nella forma: n

Rf = Σ φi · N235·σfi [cm-3s-1)

(2)

i=1

in cui n è il numero di bande energetiche con cui è stata discretizzata la distribuzione, φ è il flusso medio per la banda i e σfi, è la sezione d’urto di fissione per 235U in corrispondenza dell’energia media Ei competente alla banda energetica i.

In accordo con l’equazione (2), considerando sufficienti quattro bande di energia per discretizzare il flusso nel down-comer, il rateo di fis-

Signal 3.62·10-4 conteggi/(s·n/(cm2s>) 1.45·10-29A2/(Hz·n/cm2) 3.62·10-17A/n(n·cm-2s-1) sioni internamente alla CFUE32, quando inserita nel down-comer del BREST 300, è riportato in tabella 24.

Confrontando i risultati riportati in tabella 24 con quelli riportati nella precedente tabella 23, si riscontra che il segnale in uscita dalla camera a fissione CFUE32, quando inserita nel down-comer del BREST 300, è pari a circa un terzo di quello prodotto da un flusso termico di pari intensità.

Conclusioni Una simulazione Monte Carlo in MCNPX del reattore BREST 300 da 700 MWth è stata implementata, includendo sia le strutture in-core che quelle ex-core. Si è investigato sulla qualità degli spettri energetici dei neutroni in tre diversi punti del reattore: due in-core e uno excore. La forma degli spettri neutronici è stata rivelata e spiegata in base a considerazioni sulle sezioni d’urto di cattura dei principali isotopi componenti il refrigerante, gli acciai e il combustibile. Inoltre, sono state condotte valutazioni sulla risposta di tipiche camere a fissione per alte temperature d’esercizio. In particolare, è stata valutata la risposta della camera Photonis CFUE32, comunemente impiegata nei reattori veloci refrigerati con sodio, quando ipoteticamente inserita nel down-comer del BREST 300.

Si è pervenuti al risultato che il segnale in usci-

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roma ta dalla camera in questa ultima configurazione è tre volte inferiore rispetto al segnale in uscita dalla stessa camera quando investita da un flusso neutronico termico di pari intensità. La fattibilità di poter controllare l’intero nocciolo dall’esterno va dimostrata, tuttavia le informa-

zioni collezionate incoraggiano a fare ulteriori approfondimenti sulle camere a fissione impiegate negli SFR e a proporre miglioramenti costruttivi per raggiungere una corrente in uscita maggiore anche per reattori refrigerati con piombo.

Bibliografia

[1] Naturally Safe Lead-Cooled Fast Reactor for Large-Scale Nuclear Power.

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Contributors: O. M. Borisov, S. V. Bulavkin, V. V. Naumov, A. A. Pikalov, N. A. Pomanova, K. D. Semenova, S. K. Fedorov.

[2] Neutron-physical characteristics of fast reactor BKER channel, water-cooled ACS Barinov S. V., Vikulov V. K., Gmyrko V. E., Grozdov I. I., Tcherepnin Y. S., NIKIET, Moscow.

[3] Proceedings of the 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power System – Water Reactors – Edited by T.R. Allen, P.J. King, and L. Nelson TMS (The Minerals, Metals & Materials Society), 2005 Corrosion of Candidate Materials for Supercritical Water-Cooled Reactors. T. R. Allen, Y. Chen, L. Tan, X. Ren, and K. Sridharan University of Wisconsin, USA, Shigeharu Ukai Japan Nuclear Cycle Development Institute Ibaraki, Japan.

[4] Datasheet of the neutron detector CFUE32, produced by PHOTONIS Company.

[5] MCNPX User’s Manual, Version 2.7.0, April 2011, LA-CP-11-00438. ___________________________ email: differenziale@yahoo.it

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Quaderno

MODELLI MATEMATICI PER L’INGEGNERIA NUCLEARE

a cura di Ing. A. De Blasiis commissione Ingegneria nucleare visto da Ing. A. Taglioni Ing. G. De Simone

◗ tratto dal Quaderno 4/2014

Introduzione Nel presente lavoro sono studiati due rilevanti problemi che pone l’ingegneria nucleare: lo smaltimento delle scorie radioattive e lo studio dei campi termici in regime transitorio qualunque.

Riguardo lo smaltimento delle scorie si fissa l’attenzione sulla tecnologia in via di sviluppo della tramutazione degli Attinidi mediante irraggiamento neutronico mentre riguardo il transitorio dei campi termici si circoscrive l’indagine a quelli descrivibili dall’equazione di Fourier.

Caratteristica peculiare dello studio condotto è stata il porre particolare attenzione alla realizzazione di modelli fisico – matematici dei sistemi studiati che fossero in grado di preservare la continuità temporale della soluzione individuata, pur rinunciando, nel caso dell’equazione di Fourier, alla continuità spaziale. Si giunge così, sorprendentemente, a definire per entrambi, pur interessati da fenomeni fisici diversi tra loro, modelli sostanzialmente identici e risolubili analiticamente mediante la medesima tecnica costituita dal metodo analitico degli autovalori.

Il modello individuato e la relativa tecnica risolutiva risultano pertanto avere una validità generale, nel senso di applicabilità a più di un sistema fisico, nell’ambito dell’Ingegneria Nucleare. Il presente lavoro è dedicato all’individuazione di tale modello e all’applicazione della tecnica risolutiva ai sistemi fisici studiati.

Si ottiene così una tecnica risolutiva che, per la miscela di radioisotopi scaricata da un reattore, consente di evitare il ricorso alle tecniche numeriche che impediscono di fatto uno studio accurato del sistema lungo archi di tempo dell’ordine delle centinaia di migliaia di anni, come necessario, fornendo la soluzione analitica esatta dell’evoluzione della quantità di ciascun radioisotopo presente e consentendo così un’indagine lungo qualunque arco temporale. Si illustrano quindi alcuni risultati ottenuti applicando la suddetta tecnica.

Riguardo i campi termici di sistemi interessati dal fenomeno della conduzione in regime transitorio qualunque, il modello individuato consente, fissata una griglia spaziale, di determinare l’espressione analitica esatta dell’evoluzione della temperatura in ciascun nodo della griglia, consentendo così di seguire in maniera estremamente accurata qualunque transitorio di temperatura. Sono quindi mostrati e discussi i risultati di alcuni test di convalida che consentono di validare il metodo adottato.

l. Il metodo degli autovalori

1. Il metodo risolutivo L’Analisi Matematica dimostra che la soluzione del sistema omogeneo di equazioni differenziali

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lineari, a coefficienti costanti, del primo ordine:

dove λi è un autovalore della matrice A e νi il corrispondente autovettore.

con l’associato vettore delle condizioni iniziali

2. I problemi posti dal caso di sistemi a molte equazioni Il caso in esame pone particolari problemi per il calcolo degli autovalori e autovettori della matrice A. Non è possibile, infatti, procedere secondo le regole di calcolo che vogliono, riguardo gli autovalori, il calcolo delle radici del polinomio caratteristico P(λ), calcolo che diviene molto complesso non appena il grado del polinomio è maggiore di 3.

L'Analisi Numerica ha però sviluppato dei metodi estremamente potenti per il calcolo degli

1)

c=

è: 2) essendo Y(t) una matrice fondamentale del sistema, esprime dalla relazione: 3)

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autovalori e autovettori di matrici quadrate, che evitano la ricerca delle radici del polinomio caratteristico.

Inoltre tali metodi numerici sono stati trasformati in algoritmi di calcolo e sono state predisposte delle routine specifiche, scritte in linguaggio FORTRAN e facenti parte delle librerie NAG e IMSL.

2. Il problema dello smaltimento dei rifiuti nucleari - la trasmutazione degli attinidi minori 1. Separazione e trasmutazione: generalità Il riprocessamento dei rifiuti radioattivi prevede che il compito di ostacolare la diffusione della radioattività nel lungo termine sia affidato esclusivamente alla formazione geologica.

D’altra parte, l’individuazione e la qualificazione dei siti di deposito geologico dei rifiuti radioattivi ad alta attività e a lunga vita incontra crescenti difficoltà a causa dell'opposizione

delle autorità locali e delle popolazioni interessate.

Non è in gioco l’affidabilità della formazione geologica, ma preoccupa l'incertezza sulle previsioni a lunghissimo termine inerenti il comportamento dei radionuclidi che richiedono un isolamento plurimillenario (transattinidi e prodotti dì fissione a lunga vita), con particolare riguardo alle capacità di migrazione dei nuclidi stessi attraverso la formazione geologica.

L'unico modo per superare questa incertezza è di eliminare il rischio radiologico a lungo termine dei rifiuti nucleari, in modo da limitarlo a pochi secoli; durante questo arco di tempo si può fare affidamento sulle capacità di ritenzione della matrice stessa dei rifiuti (vetri al borosilicato) e inoltre trattandosi di un arco di tempo più vicino alla "scala umana" che alla “scala geologica si può ipotizzare anche un programma di sorveglianza da parte delle istituzioni; in questo caso dunque si eviterebbe la necessità del deposito profondo in formazioni geologiche.

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roma Per raggiungere tale obiettivo tutti i radionuclidi a lunga vita, e dunque innanzitutto gli attinidi minori (Nettunio, Americio e Curio) e possibilmente alcuni prodotti di fissione come il Tc99 e lo I129 devono essere separati dai rifiuti liquidi ad alta attività provenienti dal ritrattamento.

Dopo, la loro quantità può essere ridotta o almeno stabilizzata nel tempo per mezzo di trasmutazioni nucleari. Questi due passi sono usualmente denominati "separazione e trasmutazione" o più brevemente P-T (dall'inglese partitioning and trasmutation).

2. La trasmutazione nucleare Con il termine trasmutazione si intende una trasformazione permanente dei radionuclidi in nuclei stabili o radioattivi ma con vita media breve.

Questa trasformazione avviene mediante reazioni nucleari indotte da irraggiamento neutronico.

Il tasso di trasmutazione di un singolo isotopo può dunque essere espresso nel seguente modo: 1)

dove : N = numero di nuclei dell'isotopo, λ = costante di decadimento, σa(E) = sezione d'urto di assorbimento differenziale, Φ(E) = flusso neutronico differenziale, <σa> = sezione d' urto di assorbimento mediata sullo spettro neutronico secondo la teoria ad un gruppo: 2) Φ = flusso neutronico totale.

Dalla formula 2) si vede che, per un certo nucllde, fissato un certo spettro neutronico, risulta univocamente determinata <σa>, per cui I'unica variabile in grado di influenzare la rapidità della trasmutazione, espressa dalla 1), è l'intensità Φ del flusso neutronico stesso.

Ai fini della trasmutazione, dunque, il primo passo da compiere è fissare uno spettro neutronico che, secondo certi parametri, si presenta come ottimale e da questo, ricavati i valori di <σa> che ne risultano, scegliere una intensità del flusso Φ tale da garantire una soddisfacente rapidità di decadimento.

Questi parametri che possono determinare la scelta dello spettro neutronico sono essenzialmente due, e sono espressi in termini dei valori delle sezioni d'urto (sempre mediate sullo spet-

tro secondo la teoria ad un gruppo) che ne risultano; essi sono il valore della <σf> ed il rapporto δ tra la sezione d'urto di cattura e quella di assorbimento (cattura più fissione): 3) Questi sono i parametri importanti ai fini della scelta dello spettro in quanto la reazione nucleare che è in effetti efficace ai fini della trasmutazione è la fissione, che permette la distruzione immediata dell'attinide, in quanto la cattura porta si alla scomparsa del nuclide in esame, ma anche alla formazione di un altro isotopo dello stesso elemento (con A aumentato di una unità), che a sua volta può essere instabile per decadimento b producendo così un altro attinide (con Z maggiore di una unità), spostando solamente il problema della trasmutazione ad un altro nuclide.

Si può dimostrare facilmente la possibilità concettuale di bruciare gli attinidi in un flusso termico e resta quindi da determinare un valore di F tale da garantire una accettabile velocità di scomparsa. L’analisi del problema e gli studi di simulazione effettuati nell’ambito del presente lavoro mostrano che il flusso utile deve essere non inferiore a 109 n/cm2*sec.

3. Il problema fisico della trasmutazione e sua traduzione in forma analitica 1. Gli attinidi minori scaricati da un reattore ad acqua Gli attinidi minori (By Product Actinide: BPA) scaricati da un reattore ad acqua sono essenzialmente: Nettunio, Americio, Curio, Berkelio e Californio.

Un modo per esprimere la quantità di questi elementi pesanti presenti nel nocciolo scaricato è rapportare i grammi di ciascun isotopo con le tonnellate di metallo presente (Tonns of Heavy Metal: THM) caricate nel reattore: si parlerà così di g/THM per un dato BPA. I principali parametri che influenzano quantitativamente la produzione di BPA nel nocciolo sono: la composizione del combustibile fresco, lo spettro neutronico del reattore considerato e il burn-up a cui è stato sottoposto il combustibile scaricato.

Inoltre, poiché alcuni BPA hanno delle vite medie relativamente brevi, anche il tempo trascorso dallo scarico dal reattore influenza la composizione degli attinidi minori nel combustibile esaurito.

Di tutti questi parametri si tiene conto nei codici di calcolo che generano i vettori isotopici.

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Dai vettori isotopici si rileva, innanzitutto, che gli isotopi Np239 e Am242 non sono quasi mai considerati presenti nel combustibile esaurito, e inoltre si può constatare come gli isotopi del Berkelio e del Californio siano presenti in quantità minime; di conseguenza la miscela di radioisotopi nel seguito considerata sarà costituita dai seguenti nuclidi: Np237, Am243, Cm245, Pu238, Cm242, Cm246, Am241, Cm243, Cm247, Am242m, Cm244, Cm248.

2. La catena di trasmutazione e sua traduzione in forma analitica Tutti i nuclidi in esame sono radioattivi e decadono spontaneamente secondo uno o più canali di decadimento. Occorre premettere, ai fini di una più agevole esposizione di ciò che segue, una tabella, in cui a ogni nuclide della catena di trasmutazione è associato un numero, come mostrato in Tabella 1.

L'evoluzione nel tempo del numero di nuclei di un singolo radionuclide è regolata dalla equazione differenziale: 4)

Avendo indicato con l'indice i (che va da 1 ad n) tutti gli n nuclidi che decadono nel nuclide j e con k l'isotopo di j con A minore di una unità.

L’equazione va integrata con la condizione iniziale: Nj(0) = Nj0, dove Nj(t) è il numero di nuclei di quell’isotopo all'istante t e Nj0 il numero di nuclei inizialmente presenti.

L’equazione precedente tiene conto di tutte le modalità di scomparsa (decadimento spontaneo con costante di decadimento λ, reazioni nucleari di cattura o di fissione essendo σc e σf le relative sezioni d'urto microscopiche) e di accrescimento (per decadimento naturale di altri isotopi con z diverso o per cattura neutronica da parte dell'isotopo con A minore di una unità); ϕ è il flusso neutronico totale.

Occorre quindi specializzare questa equazione per ogni nuclide facente parte della catena di Tabella 1 - Nuclidi della catena di trasmutazione n° 1 2 3 4 5 6

nuclide U232 Np237 Np238 Np239 Pu236 Pu238

n° nuclide 7 Pu239 8 Pu240 9 Pu241 10 Pu242 11 Pu243 12 Am241

n° 13 14 15 16 17 18

nuclide Am242 Am242m Am243 Am244 Cm242 Cm243

n° nuclide 19 Cm244 20 Cm245 21 Cm246 22 Cm247 23 Cm248

trasmutazione, ottenendo un sistema omogeneo di 23 equazioni differenziali lineari e del primo ordine, la cui soluzione fornisce l'evoluzione temporale del numero di nuclei di ciascun isotopo e permette quindi di studiare il comportamento del sistema fisico nel suo insieme.

4. Utilizzo del metodo degli autovalori per la soluzione del problema analitico nello studio della trasmutazione nucleare 1. I metodi di integrazione analitica I metodi analitici sono metodi che affrontano il problema di come trovare la soluzione analitica del sistema di equazioni differenziali e perciò presentano tutti il vantaggio di fornire la soluzione esatta del problema stesso.

Per soluzione analitica si intende la n-pla di funzioni del tempo N1(t), N2(t),....,N23(t) che verificano tutte, contemporaneamente e per ogni t, il sistema in esame (tale n-pla verrà anche detta integrale del sistema) e che rappresenta fisicamente, nel caso in oggetto, l'evoluzione nel tempo del numero di nuclei di ciascun isotopo.

Una volta nota questa n-pla di funzioni, lo stato del sistema, in qualsiasi istante, è dato semplicemente dal valore delle funzioni stesse nell'istante t considerato, senza bisogno di precalcolare lo stato del sistema in una serie discreta di istanti precedenti a partire dall'istante iniziale, come avviene nel caso dei metodi di integrazione numerica, con l'evidente vantaggio che i tempi di calcolo risultano indipendenti dal valore dell'istante t considerato e inoltre si ha la possibilità di aprire “finestre temporali” che descrivono lo stato del sistema solamente in un certo intervallo di tempo, a partire da un qualunque istante iniziale.

Si vede perciò che i metodi analitici permettono, in linea concettuale, di superare entrambi i problemi che a volte rendono problematica la via dei metodi di integrazione numerica e cioè la necessità di notevoli risorse di calcolo (la cui indisponibilità può tramutarsi in eccessiva lunghezza dei tempi di elaborazione) e la scarsa affidabilità dei risultati per simulazioni di intervalli temporali molto elevati.

I metodi analitici per la risoluzione dei sistemi di equazioni differenziali omogenei, lineari, a coefficienti costanti, del primo ordine, sono essenzialmente tre: il metodo di sostituzione, il metodo delle trasformate di Laplace, il metodo degli autovalori.

I primi due metodi però richiedono la determinazioni delle radici del polinomio caratteristico, che nel caso in esame è di grado 23, ma è noto che non può esistere alcuna formula che permetta la soluzione simbolica di un'equazione di grado maggiore al quarto. Si può pensa-

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re, allora, di calcolare le radici dell'equazione algebrica di 23° grado con metodi approssimati numerici, ma l'Analisi Numerica non mette a disposizione metodi validi, tali cioè da garantire un buon grado di affidabilità delle soluzioni, nel caso di equazioni di grado così elevato.

2. Il metodo degli autovalori L’utilizzo di metodi dell’Analisi Numerica estremamente potenti per il calcolo degli autovalori e autovettori di matrici quadrate, che sono implementati in algoritmi di calcolo già predisposti, consente di aggirare l’ostacolo costituito dalla necessità di calcolare le radici del polinomio caratteristico P(λ) di grado 23. L’utilizzo del metodo degli autovalori consente di disporre così della soluzione analitica del sistema di equazioni differenziali in esame. È utile infine ricordare che quella ottenuta con il metodo proposto è la soluzione esatta del sistema e quindi qualitativamente superiore a qualunque soluzione ottenuta con metodi numerici per quanto approssimati, in quanto tale soluzione è sempre inevitabilmente affetta da errore e dalla propagazione dello stesso.

5. Utilizzazione del codice – presentazione e interpretazione dei risultati 1. Il codice di calcolo Una volta individuato il metodo risolutivo per il sistema di equazioni esposto nel §3, si è proceduto alla sua traduzione nell’algoritmo di un programma di calcolo sviluppato nell'ambito di questo lavoro.

Messo a punto il codice, si sono effettuati degli studi di simulazione sul sistema fisico in esame (rappresentato dalla catena di trasmutazione).

Gli studi di simulazione effettuati sono consistiti, innanzitutto, in uno studio parametrico del comportamento del sistema, lungo un arco di tempo che va da 0 a 1,0 x 106 anni, sotto varie condizioni di irraggiamento neutronico.

In particolare si è fissata l'attenzione su un gruppo di nuclidi presenti nella catena di trasmutazione costituito da nuclidi a lunga vita media e in particolare da Np237, Pu239, Pu242, Am243, Cm247, Cm248. Come composizione isotopica iniziale della miscela di radionuclidi si è assunta quella relativa ad un combustibile

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Figura 1: Evoluzione del numero di nuclei delle specie isotopiche a vita media lunga normalizzato al proprio massimo per differenti condizioni di irraggiamento neutronico

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roma scaricato da un P.W.R., con arricchimento iniziale del 3,2%, sottoposto a un burn up di 33.000 MWd/tonn., ipotizzando un tempo di raffreddamento dei combustibile di 365 giorni.

Le costanti nucleari adottate, cioè le sezioni d'urto termiche di cattura e di fissione e le vite medie, sono tratte da HANDBOOK ON NUCLEAR ACTIVATION DATA, AIEA. Tutti i risultati ottenuti, dalle simulazioni e dalle misure, sono stati tradotti in forma grafica per permettere una immediata visualizzazione dell'evoluzione del sistema.

2. Risultati I risultati sono presentati in figura 1 con una serie di grafici che presenta l’evoluzione del numero di nuclei dei nuclidi in esame ciascuno normalizzato al proprio massimo: cioè sull'asse delle ordinate si è rappresentato N(t)/Nmax, dove N(t) è il numero di nuclei della specie isotopica all'istante t, e Nmax il valore massimo raggiunto da essa nel tempo; in ascissa vi è il tempo in scala logaritmica.

Questo tipo di rappresentazione permette di valutare l'evoluzione di ogni singolo nuclide rispetto se stesso, mettendo in risalto il tempo in cui ogni nuclide raggiunge la sua massima quantità, Le condizioni di irraggiamento che si sono simulate sono le seguenti: Φ= 0, Φ= 105, Φ= 107, Φ= 109, Φ= 1011, Φ= 1013, Φ= 1015.

Di seguito sono riportatati alcuni dei grafici ottenuti. Osservando questi grafici la prima cosa che appare evidente è che il flusso neutronico è in grado di far sentire il suo effetto, ai fini della trasmutazione, solo per valori maggiori o al più uguali a 109. Infatti solo per Φ = 109 inizia a comparire una significativa decrescita della quantità di Np237 sia pure oltre i 30.000 anni e compare anche l'effetto dello spostamento della composizione isotopica degli elementi verso i nuclei più pesanti dimostrata dalla crescita, intorno ai 10.000 anni, del Cm248 che intorno ai 300.000 anni supera il Cm247.

Ciò è dovuto al fatto che per Φ < 109 il prodotto <σa>*Φ è minore della costante di decadimento di quasi tutti i nuclidi, e quindi l'effetto dell'irraggiamento neutronico, sul termine di scomparsa delle equazioni che rappresentano il sistema è trascurabile.

Per Φ > 109 n/cm2*sec prevale il termine <σa>*Φ sul decadimento naturale e sui termini di accrescimento.

In particolare si vede che per Φ = 1013 tutti i nuclidi scompaiono in un tempo notevolmente minore di quello richiesto dal decadimento naturale. Per Φ = 1015 n/cm2*sec le quantità di attinidi minori sono considerevolmente ridotte già dopo pochi anni di irraggiamento.

6. Il problema della trasmissione del calore per conduzione nell'ingegneria nucleare Nell’ingegneria nucleare riveste estrema importanza l’analisi dei campi termici dei materiali strutturali che compongono il vessel, nel caso dei reattori ad acqua leggera, e più in generale il sistema di contenimento primario. Lo studio di tali campi termici è un problema complesso che coinvolge tutte le modalità di scambio termico: conduzione, convezione, irraggiamento, ebollizione e condensazione ed è rivolto alla valutazione dei campi termici e quindi dei flussi, in condizioni sia stazionarie sia transitorie; particolarmente rilevante nel caso stazionario è, ad esempio, la valutazione del profilo di temperatura radiale e assiale della barretta di combustibile la cui determinazione consente una fondamentale verifica di sicurezza e rappresenta quindi uno dei parametri di progettazione del reattore in condizioni di funzionamento nominali. Analogamente il calcolo del DNBR in corrispondenza della “macchia calda” di un nocciolo LWR e la verifica che esso non superi il valore di progetto, rappresenta la principale limitazione nel progetto termico di un reattore ad acqua.

I componenti strutturali e il combustibile che compone il nocciolo di un reattore nucleare sono sottoposti a notevoli escursioni termiche, sia in condizioni di normale esercizio, prevalentemente nelle fasi di start up e shutdown, sia, soprattutto, in situazioni di incidente. Si ricorda che la progettazione di un impianto nucleare è fondata sui risultati dell’analisi del cosiddetto “incidente di riferimento”, che per tale motivo è chiamato “incidente di progetto”, alla quale concorre in maniera determinante l’analisi dei transitori termici. Lo studio di questi transitori riveste quindi un’importanza fondamentale nella progettazione di tutti gli impianti nucleari e richiede la capacità di seguire transitori dell’ordine di 0,1 secondi con escursioni dell’ordine di diverse centinaia di K, non solo al fine della determinazioni di grandezze termiche e termodinamiche, ma anche per l’analisi del comportamento dei materiali interessati in termini di verifica della resistenza strutturale. Un tipico esempio è l’analisi dei transitori termici in seguito all’incidente di L.O.C.A., incidente di progetto dei reattori LWR. Le considerazioni svolte di seguito saranno dedicate a illustrare un metodo di studio dei campi termici in fenomeni che coinvolgono la conduzione, che, pur avendo una validità generale, può fornire uno specifico contributo nei problemi posti dall’ingegneria nucleare.

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7. Il problema fisico della trasmissione del calore per conduzione e sua traduzione in forma analitica

tipo). Se la produzione di calore nel mezzo solido è posta pari a zero, l'equazione è:

Il problema generale della determinazione di campi termici all’interno di mezzi solidi di geometria comunque complessa con condizioni al contorno comunque variabile è risolto ricorrendo alla equazione della conduzione (equazione di Fourier) nella sua forma più generale con le opportune condizioni al contorno.

In particolare, si può vedere che l'equazione di Fourier, scritta nel caso di materiali omogenei e isotropi, è una equazione alle derivate parziale (PDE) lineare, del secondo ordine, non omogenea, con coefficienti costanti, nella funzione incognita T(x,y,z,τ), esprimibile nella forma: 5)

La determinazione nel caso generale della funzione temperatura T(x,y,z,τ), con condizioni iniziali e al contorno fissate, è in genere un problema matematico estremamente complesso, sebbene nel tempo, poiché il problema ha da sempre attirato l’attenzione di matematici e fisici, siano state elaborate diverse tecniche risolutive.

Soluzioni analitiche sono possibili solo in un numero molto limitato di casi, tutti riferiti a configurazioni geometriche elementari; ne consegue che il problema generale della determinazione di campi termici comunque variabili nel tempo e nello spazio viene di solito affrontato mediante la discretizzazione spazio-temporale dell’equazione di Fourier, utilizzando il metodo delle differenze finite o il più complesso metodo degli elementi finiti (MEF, prima sviluppato in analisi strutturale).

Il MEF permette uno studio molto più raffinato del problema, sia nel dominio dello spazio sia in quello del tempo, rispetto a quanto consentito dal più semplice metodo delle differenze finite, ma entrambi i metodi hanno gli stessi intrinseci limiti e pongono problemi del tutto analoghi a quelli incontrati nel risolvere il sistema di equazioni che compongono il modello che descrive l’evoluzione della miscela di radionuclidi scaricati da un reattore ad acqua. Il seguito del presente lavoro sarà dedicato al tentativo di superare alcuni di questi limiti nello studio della trasmissione del calore.

In questa equazione Δ = 0, per cui essa è di tipo parabolico.

Il problema fisico espresso da questo tipo di equazione è detto "problema di propagazione non vibrazionale" (o "problema di diffusione") che è costituito da un problema ai valori iniziali (problema di Cauchy) unito a condizioni al contorno; entrambi devono essere soddisfatti dalla funzione T in modo che possa essere soluzione dell'equazione. Per l'equazione di Fourier il problema di Cauchy è rappresentato dai valori che il campo termico assume nell'istante iniziale mentre le condizioni al contorno sono espresse dai valori che il campo termico (condizione al contorno primo tipo) o il flusso di calore (condizione al contorno del secondo tipo) assume sulla superficie di confine. Per il campo termico è molto comune anche una condizione al contorno espresse in termini di calore convettivo trasmesse da un fluido alla superficie di confine (condizione al contorno del terzo

Figura 2 La griglia spaziale

6)

8. Evoluzione del modello fisico matematico della trasmissione del calore per conduzione.

Il metodo proposto Consideriamo di dividere il corpo analizzato in volumi elementari di dimensioni finite Δx, Δy, Δz, come mostrato in Figura 2: Si assuma la temperatura di ogni volume uguale a quello del suo centro geometrico: se 0 è il centro del volume per cui è considerato il bilancio termico, 1,2,3,4,5,6 sono al centro dei volumi adiacenti che hanno un lato in comune con il primo.

Consideriamo la quantità infinitesima di energia termica che transita nel volume attraverso ogni lato nell'intervallo di tempo dτ (nel seguito, il primo apice indica il lato interessato, il secondo apice indica l'istante considerato): 1) lungo l’asse x a. dQ1,0 =

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roma b. dQ3,0 =

del nodo 0 che è legato alla quantità di calore dQt mediante l'espressione: 9)

2) b) lungo l’asse y a. dQ2,0 =

Supponendo che la generazione di calore all'interno del mezzo sia zero, è possibile eguagliare le due quantità:

b. dQ4,0 =

10) 3) c) lungo l’asse z a. dQ6,0 =

b. dQ5,0 = Riordinando i termini: Raggruppando i termini si ottiene:

11)

4)

Supponendo che xΔ = Δy = Δz = ΔS, dove S è il passo della maglia spaziale, è possibile scrivere: Si può osservare che la somma algebrica della quantità di calore, indicata con: 5)

che attraversa le sei facce del volume esaminato nel tempo dτ, produce, nello stesso intervallo di tempo, una variazione di temperatura del volume dal valore T0,0 al valore: 6)

Scrivendo: 7)

l'espressione precedente diventa: 8) In effetti nell'intervallo di tempo dτ la variazione di temperatura può avvenire solo nei primi strati del volume (perché questo non è infinitesimo), ma, poiché nel modello utilizzato il nodo 0 rappresenta la temperatura di tutto il volume, è possibile considerare solo la variazione dT0

12) Mettendo insieme i termini differenziali, e ricordando l'espressione di dT0, è possibile trovare l'equazione differenziale scritta per il nodo 0 che è: 13)

In questo modo il sistema di equazioni lineari rappresentato dalla 14) nelle N incognite costituite dalle Ti degli N nodi diviene un sistema di equazioni differenziali lineari a coefficienti costanti (sistema di ODE) nelle N funzioni incognite T1(t)….TN(t), che rappresentano le funzioni analitiche della temperatura relative a ciascun nodo.

Si può osservare che tale risultato è formalmente uguale a quello ottenibile eseguendo il limite per ΔT → 0 nella relazione classica, discreta nel tempo e nello spazio, ottenuta secondo il metodo delle differenze finite.

Raccogliendo le costanti, l'equazione precedente diventa: 14)

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In questo modo è stato possibile trasformare un sistema di equazioni lineari scritte per una griglia spazio temporale, in un sistema di equazioni differenziali in cui la temperatura T è funzione continua del tempo ma è ancora applicata ad una griglia spaziale, che va costruita scrivendo una equazione (differenziale) per ogni nodo.

In particolare si osserva che il tempo di elaborazione necessario per definire la soluzione per un qualunque istante è sempre lo stesso, in quanto l’unica operazione da fare è la sostituzione del valore numerico dell’istante t nella espressione di Ti(t) trovata per ogni nodo del volume in esame. Si è così eliminato il problema relativo alla dipendenza del tempo di calcolo con la lunghezza dell’intervallo di tempo considerato; resta il legame tra complessità d’elaborazione, e quindi tempo di calcolo, e numero delle equazioni che formano il sistema, cioè numero di nodi della maglia spaziale.

Per il momento, solo condizioni al contorno del primo tipo saranno considerate, cioè temperatura imposta sulla superficie di confine, generalmente specificate come funzioni della posizione e del tempo; si può dimostrare che per il sistema di equazioni scritto è sempre possibile esprimere le condizioni al contorno del secondo e terzo tipo come condizioni al contorno del primo.

Con il metodo risolutivo proposto, l’equazione di Fourier, equazione differenziale lineare del secondo ordine alle derivate parziali nella funzione T(x,y,z,τ), è ricondotta a un sistema di equazioni differenziali, lineari, del primo ordine, non omogeneo, a coefficienti costanti, nelle variabili Ti(τ). Tale sistema è scritto per i soli nodi interni del volume in considerazione; utilizzando la nomenclatura introdotta, si può dire che si è trasformata una PDE in un sistema di ODE.

9. Utilizzo del metodo degli autovalori per la soluzione del problema analitico nello studio della trasmissione del calore per conduzione 1. Le caratteristiche di un sistema di ODE non omogeneo L’analisi matematica fornisce il metodo generale di soluzione di un tale sistema di equazioni, il quale, per arrivare ad una soluzione unica, deve essere associato alle condizioni al contorno e al vettore delle condizioni iniziali, che rappresenta in questo caso la temperatura in ogni nodo interno all’istante iniziale.

La soluzione generale di questo sistema è fornita dalla soluzione del sistema omogeneo associato sommata a un’integrale particolare; tale integrale particolare può essere trovato

mediante la relazione: 1)

dove Y(τ) rappresenta una matrice fondamentale del sistema omogeneo, e f(τ) il vettore dei termini noti; quest’ultimo, per ogni equazione, è dato dalla somma delle funzioni che caratterizzano l’andamento imposto della T sui nodi della frontiera adiacenti al nodo per il quale è scritta l’equazione (i termini del vettore sono nulli per quei nodi che non sono adiacenti a nodi di frontiera).

2. La soluzione del sistema di ODE a cui è stata ricondotta l’equazione di Fourier Sebbene la soluzione di un tale sistema d’equazioni differenziali, costituito da un qualunque numero di equazioni in un uguale numero d’incognite, non sia banale, l’Analisi Matematica mette a disposizione, per raggiungere la soluzione, il metodo generale descritto nel paragrafo precedente che può essere facilmente tradotto in un programma di calcolo. La soluzione del sistema omogeneo associato è stata già discussa e porta all’utilizzo del metodo degli autovalori. Pertanto l’evoluzione proposta del modello fisico matematico della trasmissione del calore per conduzione rappresentato dall’equazione di Fourier comporta l’utilizzo del metodo degli autovalori. Tale metodo già analizzato e utilizzato nella simulazione di un sistema di trasmutazione nucleare, risulta pertanto idoneo anche per la soluzione del problema analitico nello studio della trasmissione del calore per conduzione.

3. Generalizzazione del modello Questo lavoro è stato impostato assumendo alcune ipotesi riassumibili nelle seguenti: a. I parametri fisici del mezzo solido sono costanti; b. La generazione del calore all’interno del mezzo è pari a zero; c. Le condizioni al contorno sono del primo tipo (temperatura imposta).

Tali semplificazioni sono state assunte solo per comodità di esposizione perché è possibile facilmente dimostrare come possano essere rimosse preservando la validità del metodo risolutivo proposto.

10. Implementazione del metodo in un codice di calcolo, risultati ottenuti e confronto con i risultati ottenuti con altri metodi 1. Generalità sui test eseguiti Per verificare la reale efficacia del metodo pro-

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test con il muro di Fourier - acciaio

Un accordo accordo del del tutto tutto analogo analogo tra tra temperatura temperatura calcolata calcolata e simulata simulata si si trova trova nel nel caso caso del del cemento. cemento.

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Figura 3: Test con il “muro di Fourier” - acciaio

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posto sono state condotte due serie di elaborazioni utilizzando le capacità di calcolo simbolico di Matlab. In particolare è stato simulato il sistema fisico costituito da una parete semiinfinita omogenea in regime periodico stabilizzato (cosiddetto muro di Fourier) applicando il metodo a due materiali differenti con differenti diffusività termiche: cemento e acciaio, nonché il sistema costituito da una parete di acciaio omogenea alla quale è applicato un gradino di temperatura. Questi problemi sono stati scelti perché relativi a quei pochi sistemi per i quali è disponibile la soluzione analitica esatta. L’equazione di Fourier scritta per il nodo j secondo il metodo indicato applicato a problemi monodimensionali diventa: 1) 2. Parete semiinfinita omogenea in regime periodico stabilizzato Nel primo test è stato considerato un muro di cemento spesso 10 centimetri usando una griglia spaziale di passo pari a 2 centimetri e una parete di acciaio spessa 50 centimetri usando un passo di 10 centimetri. Questa differenza nello spessore è dovuta alla differente diffusività termica dei materiali. Sono stati scritti i sistemi di ODE relativi a entrambi gli insiemi di nodi ottenendo le soluzioni continue nel tempo per ogni nodo per entrambi i materiali. Questi risultati sono stati confrontati con le soluzioni ottenibili, nel dominio del tempo e per ogni nodo, dalla soluzione analitica generale esatta, che è espressa dalla seguente espressione: 2) ottenuta imponendo un’onda termica sulla prima superficie espressa da: 3)

dove TM è la temperatura media sulla prima superficie, ΔT è la massima differenza di temperatura, β è il fattore di attenuazione e assumendo i seguenti valori: TM = 300 K, ΔT = 30 K, ω = 2*π/3600 s-1 (periodo pari a 1 ora), β = 39,63 m-1 (cemento), β = 8,35 m-1 (acciaio); la diffusività termica è stata assunta uguale a 0,0000125 m2/s per l’acciaio e 0,000000556 m2/s per il cemento.

Il risultato relativo alla parete di acciaio è riportato in Figura 3 dove i grafici mostrano i risultati della simulazione effettuata in ciascun nodo lungo un intervallo di tempo pari a 3 ore.

Un accordo del tutto analogo tra temperatura calcolata e simulata si trova nel caso del cemento. È evidente l’eccellente accordo tra gli insiemi di dati valutati per mezzo della soluzione del sistema di equazioni differenziali e la soluzione analitica esatta; infatti la differenza in percentuale risulta sempre piccolissima. In particolare è opportuno ricordare che la soluzione analitica è valida solamente nel regime periodico stabilizzato non essendo valida nel transitorio iniziale dove, per tale ragione, non può esistere un perfetto accordo tra soluzione analitica e soluzione numerica e la differenza appare essere poco più grande.

3. Gradino di temperatura Nel secondo test, in cui è stato studiato il caso relativo al gradino di temperatura, è stata simulata una parete di acciaio spessa 50 centimetri inizialmente alla temperatura uniforme di 1000 K, alla quale viene applicato un gradino di temperatura sulla prima superficie uguale a 700 K (realizzato, per esempio, portando la superficie istantaneamente a contatto con un fluido a 300 K); a differenza del test precedente, ora non è più sufficiente considerare un muro sufficientemente spesso per poter avere un piccolo cambiamento di temperatura nel nodo interno, poiché dopo un certo intervallo di tempo, funzione della profondità del nodo esaminato, la sua temperatura comunque cambierà a causa del gradino applicato. Di conseguenza è anche necessario limitare l’intervallo temporale per il quale il test è eseguito, utilizzando un intervallo temporale sufficientemente corto in modo che la temperatura sulla seconda superficie non cambi e dunque possa essere considerata costante e uguale al valore iniziale. Questo intervallo temporale per l’acciaio è stato assunto uguale a 1000 secondi: in quest’intervallo, per il gradino di temperatura considerato, la variazione di temperatura a 50 centimetri di profondità è stata valutata essere uguale allo 0,06%. È stato dunque scritto il sistema di ODE per questo test, ottenendo la soluzione continua

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nel tempo per ogni nodo, utilizzando lo stesso valore di diffusività termica per l’acciaio del test precedente.

I risultati sono stati confrontati con quelli ottenibili nel dominio del tempo, per ogni nodo, dalla soluzione analitica esatta, che è fornita dalla seguente espressione generale, dove Ti indica la temperatura iniziale della parete e T0 indica la temperatura imposta per x = 0 e τ = 0: 4)

con: 5)

La funzione erf(w) (la “funzione errore di Gauss”) è generalmente riportata numericamente su tabelle (w assume valori inclusi nel range 0<w<3) così che il confronto per tutti i nodi fissati e la valutazione della differenza tra le due funzioni è stata effettuata solamente per i valori di corrispondenti, per ogni x fissato, ai valori di w e erf(w) effettivamente disponibili.

Si è trovato, anche in questo caso, un eccellente accordo tra i dati ottenuti dalla soluzione del sistema di equazioni differenziali e la soluzione analitica. L’errore percentuale, valutato in ogni nodo, è ancora molto basso.

Questi risultati consentono di asserire la validità del metodo di risoluzione dell’equazione di Fourier proposto.

Quaderno

VERSO IL DEPOSITO NAZIONALE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI: L’INIZIO GIUSTO? a cura di Ing. R. Mezzanotte commissione Ingegneria nucleare visto da Ing. A. Taglioni Ing. G. De Simone

◗ tratto dal Quaderno 4/2014

Nel giugno scorso, a distanza di molti anni dall’ultima analoga pubblicazione, l’ISPRA, (Istituto Superiore per la Protezione e la Ricerca Ambientale), nella sua veste di autorità nazionale per il controllo sulla sicurezza nucleare e la radioprotezione, ha emanato una nuova guida tecnica, la n. 29, che indica i criteri per la localizzazione dell’impianto di smaltimento dei rifiuti radioattivi a bassa e media attività.

La ripresa della pubblicazione di guide tecniche (l’ISPRA ne annuncia già un’altra) rappresenta di per sé un fatto ampiamente positivo.

Nell’attuale situazione italiana, dove, salvo qualche eccezione minore, la SOGIN è l’unico esercente di impianti nucleari, tutti peraltro da lungo tempo fermi e destinati allo smantellamento, ed è anche il soggetto incaricato della realizzazione e della successiva gestione del deposito nazionale dei rifiuti radioattivi, le indicazioni dei requisiti tecnici di sicurezza da parte dell’autorità di controllo possono essere dati all’esercente anche in modo diretto, senza dover necessariamente ricorrere alla diffusione di documenti specifici, come deve invece essere quando – è il caso ad esempio degli Stati Uniti - gli interlocutori dell’ente di controllo, ai quali quei requisiti sono destinati, sono numerosi.

Tuttavia, la divulgazione dei criteri e dei requisiti di sicurezza attraverso guide tecniche dell’autorità di controllo, anche quando il soggetto tenuto ad applicarle è uno solo, costituisce uno strumento di informazione generale ed un elemento di trasparenza. E se informazione e trasparenza sono sempre necessari, divengono indispensabili quando il tema in discussione è la localizzazione di un’opera, come il deposito nazionale dei rifiuti radioattivi, la cui necessità è unanimemente condivisa, ma che nessuno sembra ancora disposto a vedersela realizzare dalle proprie parti.

L’unanime condivisione della necessità dell’opera e della sua urgenza (oltre 28 mila metri

cubi di rifiuti già presenti nei siti di produzione sparsi sul territorio nazionale e in attesa di sistemazione, circa altrettanti da produrre con lo smantellamento degli impianti nucleari, il rientro dei rifiuti prodotti in Inghilterra e in Francia con il riprocessamento del combustibile nucleare delle centrali italiane, il programma di tale rientro che, per quanto riguarda la Francia, dovrà essere definitivamente stabilito in accordo con la Francia stessa entro il 2018 – vale a dire, ormai, domani) aveva fatto ritenere – o comunque sperare - che i tempi per la definizione dei criteri per la localizzazione del deposito nazionale sarebbero stati più rapidi, essendo tale definizione l’inevitabile atto iniziale di un percorso lungo e complesso. Infatti, il decreto legi-

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slativo n. 31, emanato il 15 febbraio 2010, nello stabilire le norme procedurali per la localizzazione e la realizzazione del deposito, ha previsto che il primo passo dell’iter fosse proprio l’indicazione di tali criteri. La durata complessiva del percorso fissato dal decreto, ben oltre un quinquennio anche a voler essere molto ottimisti, sembrava suggerire – se non imporre – un avvio per quanto più possibile sollecito. Sono stati necessari invece più di due anni già solo per superare un primo ostacolo di natura formale: il fatto che il decreto n. 31 aveva affidato la definizione dei criteri all’Agenzia per la sicurezza nucleare, ente allora previsto dalla legge, ma, di fatto, mai nato (verrà ufficialmente soppresso nel dicembre 2011), e l’interpreta-

zione prevalente era che tale compito, pur nell’attesa dell’operatività della nuova Agenzia, non potesse essere svolto dall’ISPRA, che nel frattempo continuava invece ad esercitare, come fa ancora oggi, tutte le altre funzioni di autorità di controllo nucleare che le leggi anteriori all’istituzione dell’Agenzia gli attribuivano.

Gli indugi vennero rotti dal Ministro dello sviluppo economico pro tempore, il quale, come dichiarò nel luglio 2012 nel corso di un’audizione innanzi alla Commissione parlamentare di inchiesta sul ciclo dei rifiuti, chiese all’ISPRA di procedere alla definizione dei criteri, in modo tale che – era la previsione del Ministro – la SOGIN, in base a quei criteri, potesse poi a sua volta presentare la proposta di carta nazionale

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delle aree potenzialmente idonee alla localizzazione del deposito “presumibilmente entro il giugno 2013”.

In realtà i tempi si sono protratti maggiormente.

Appare verosimile che la prima stesura del testo non abbia richiesto all’ISPRA tempi particolarmente lunghi, ma che a pesare di più siano stati i confronti internazionali che, opportunamente, come lo stesso Istituto riferisce nella relazione illustrativa pubblicata insieme alla guida tecnica, l’ISPRA ha ritenuto di svolgere con gli enti omologhi di alcuni paesi europei e quindi con l’AIEA, una fase che si è conclusa nell’ottobre 2013. Successivamente sono stati consultati enti tecnici italiani (ENEA, CNR, Istituto Geografico Militare, Istituto Superiore di Sanità, Istituto Nazionale di Geofisica e Vulcanologia) e la stessa SOGIN. A seguito della valutazione e dell’eventuale recepimento delle osservazioni ricevute, la guida, nella sua versione definitiva, è stata finalmente pubblicata.

Sarebbe stato forse possibile aprire, in parallelo con le consultazioni degli enti italiani e quindi senza alcun ulteriore allungamento dei tempi, la discussione a una platea più ampia, ad esempio pubblicando la guida in forma di bozza per commenti, come a suo tempo fu fatto per quella che è ad oggi la più nota ed utilizzata tra le guide emesse dall’ente di controllo, la guida tecnica n. 26 sulla gestione dei rifiuti radioattivi. Suggerimenti migliorativi sul piano tecnico non ne sarebbero probabilmente venuti, ma possibili vantaggi sul piano dell’immagine e della trasparenza, sì.

Ci si può chiedere se la guida tecnica n. 29 corrisponda pienamente a quanto richiesto dal

decreto legislativo 31/2010.

Sotto questo profilo va detto innanzi tutto, che nella guida, già a partire dal suo titolo, viene chiaramente esplicitata una scelta che nel decreto può essere ritenuta sottintesa, ma non è formalmente espressa: il deposito assunto a riferimento per la definizione dei criteri di localizzazione è di tipo superficiale.

Questa scelta non può che essere ampiamente (e facilmente) condivisa, sia perché quello superficiale è stato, per i rifiuti a bassa e media attività, il tipo di deposito indicato come preferibile da quanti, enti competenti, commissioni e gruppi di lavoro ad hoc, si sono espressi da ormai vent’anni a questa parte; sia perché, come detto, lo stesso decreto legislativo 31, pur non indicando espressamente il tipo di opera da realizzare, ha stabilito alcuni termini temporali per il processo di localizzazione che, ancorché ordinatori, sarebbero incompatibili con la qualificazione e l’autorizzazione del sito per un deposito di tipo geologico.

D’altra parte, la considerazione dei diversi tempi necessari per la localizzazione di un deposito geologico o di un deposito superficiale costituisce, nella situazione di urgenza in cui ci si trova in Italia per la gestione dei rifiuti radioattivi, un elemento non secondario della scelta, insieme ovviamente al fatto che un impianto di tipo superficiale è pienamente idoneo allo smaltimento di rifiuti a bassa e media attività.

Vi è invece un aspetto per il quale l’aderenza della guida al decreto legislativo appare imperfetta.

Nel decreto, il deposito nazionale è definito come l’opera destinata “allo smaltimento a titolo definitivo dei rifiuti radioattivi a bassa e media attività… e all’immagazzinamento, a titolo provvisorio di lunga durata, dei rifiuti ad alta attività e del combustibile irraggiato provenienti dalla pregressa gestione di impianti nucleari”. Della seconda parte dell’opera complessiva nella guida tecnica non vi è traccia: a iniziare dal titolo e per tutto il testo si parla unicamente di rifiuti a bassa e media attività.

Del deposito provvisorio dei rifiuti ad alta attività e del combustibile irraggiato, si fa invece menzione nella relazione illustrativa che accompagna la guida, dove si dice che “Un sito ritenuto idoneo per la localizzazione di un impianto di smaltimento superficiale di rifiuti radioattivi a bassa e media attività sulla base dell’applicazione di criteri di selezione… quali quelli individuati nella Guida Tecnica può ritenersi idoneo… anche per la localizzazione di un deposito di stoccaggio di lungo termine”. Al di là della forma verbale utilizzata (“può ritenersi”), forse non la più adatta per esprimere un criterio di sicurezza, che appare così posto nel

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roma campo dell’opinabilità, ciò che suscita qualche dubbio è il senso da attribuire all’insistito richiamo che nella relazione viene fatto alla necessità di verificare la compatibilità delle caratteristiche del deposito di stoccaggio dell’alta attività con quelle del sito prescelto. A tale richiamo possono essere attribuiti due significati: o si tratta della considerazione, ovvia e valida in generale per ogni opera e non solo per il deposito di stoccaggio in questione, che la progettazione deve essere congruente con le caratteristiche del sito scelto (non basta, ad esempio, che il massimo terremoto atteso sul sito sia inferiore ad un dato valore di riferimento, ma è anche necessario che le strutture siano poi progettate, con i dovuti margini, per resistere a quel terremoto); oppure – considerazione specifica per il caso in questione - che un sito selezionato nel rispetto dei criteri definiti per la localizzazione di un impianto di smaltimento di rifiuti a bassa e media attività potrebbe, in realtà, non risultare idoneo ad ospitare un deposito di stoccaggio di lungo termine di rifiuti ad alta attività e di combustibile irraggiato, realizzato secondo gli standard normali per quel tipo di opera. Va da sé, che se il significato da attribuire al richiamo fosse quest’ultimo, la mancanza nella guida di un riferimento diretto all’alta attività avrebbe un peso maggiore.

Ma, sempre per quanto attiene al deposito di lungo temine per l’alta attività, la relazione illu-

strativa presenta, in confronto al decreto legislativo 31, un altro aspetto, per così dire, curioso. Il decreto legislativo è molto preciso nel definire il deposito nazionale come un’opera unica, che include un impianto di smaltimento per i rifiuti radioattivi a bassa e media attività e, appunto, il deposito temporaneo di lungo termine per i rifiuti ad alta attività e per il combustibile irraggiato. A rendere incontrovertibile l’indicazione di unicità dell’opera e del sito vi è anche il fatto che il deposito nazionale (con entrambi quindi gli elementi di cui si compone) deve essere posto all’interno di un unico “parco tecnologico”, un’indicazione chiaramente tesa a rendere l’opera stessa più appetibile o, se si vuole, meno invisa al territorio che dovrà ospitarla.

Ora, oltre al fatto già osservato, che il deposito per l’alta attività non è in alcun modo menzionato nel corpo della guida tecnica, la precisa indicazione di legge sull’unicità del sito viene presentata, nella relazione illustrativa, alla stregua di una mera ipotesi, conclusa con il ribadire la necessità - nel caso della scelta di un sito unico - della verifica della compatibilità del deposito per l’alta attività con le caratteristiche del sito stesso: “Qualora nel sito che sarà ritenuto idoneo sulla base dell’applicazione di tali criteri (quelli per la localizzazione dell’impianto di smaltimento della bassa e media attività NdA) si intenda, come previsto dal D.Lgs. n.

31/2010, realizzare anche un deposito di stoc-

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caggio provvisorio di lungo termine per i rifiuti radioattivi ad alta attività e per il combustibile irraggiato residuo, dovrà essere fornita evidenza, nell’ambito delle relative procedure autorizzative, della piena compatibilità di tale tipologia di deposito con il sito prescelto”.

Se si volesse attribuire un significato a tutti questi elementi verrebbe quasi da pensare che l’ISPRA abbia inteso suggerire una riconsiderazione della scelta sancita dal decreto legislativo, o che abbia preso atto di un eventuale ripensamento in corso in altre sedi. Conoscendo tuttavia le posizioni che hanno da sempre contraddistinto l’ente di controllo, questa possibilità non sembra realisticamente da prendere in conto. È però certo che l’ipotesi non potrebbe neppure essere adombrata se il deposito di lungo termine fosse stato almeno menzionato nel corpo della guida tecnica, se la validità dei criteri di localizzazione anche per tale deposito fosse stata affermata con maggior decisione, se l’unicità del sito fosse stata presentata per quello che è: non una vaga possibilità, ma una scelta logica e legislativamente codificata.

Infine, una considerazione di merito.

La guida definisce due insiemi di criteri, detti rispettivamente criteri di esclusione e criteri di approfondimento. I primi servono ad effettuare una preliminare “scrematura” del territorio nazionale, eliminando tutte le aree che non rispondono a predeterminati requisiti fondamentali. I secondi consentono invece di compiere una ulteriore valutazione delle aree che hanno superato la prima selezione, valutazione che può portare a sua volta all’esclusione di aree, ovvero a una graduatoria della loro idoneità.

Sembra ovvio che, così definiti, i criteri di esclusione debbano essere stabiliti attraverso soglie determinate o comunque indicazioni precise, e ciò è tra l’altro confermato dalla stessa guida tecnica, ove questa dice che “L’appli-

cazione dei “Criteri di Esclusione” è effettuata attraverso verifiche basate su normative, dati e conoscenze tecniche disponibili per l’intero territorio nazionale e immediatamente fruibili, anche mediante l’utilizzo dei Sistemi Informativi Geografici”. Si tratta insomma di riscontri relativamente semplici e immediati. D’altra parte, il fatto stesso che siano stati previsti criteri di approfondimento è implicita conferma che, quelli di esclusione non richiedono valutazioni più complesse della verifica di una soglia o del riscontro di un’indicazione.

E di fatto, alcuni criteri di esclusione sono definiti attraverso soglie o indicazioni specifiche e precise, ma non tutti.

Il caso forse più evidente è il criterio di esclusione per inadeguata distanza dai centri abitati, distanza che, si limita a dire la guida, “deve essere tale da prevenire possibili interferenze durante le fasi di esercizio del deposito, chiusura e di controllo istituzionale e nel periodo ad esse successivo, tenuto conto dell’estensione dei centri medesimi”.

Prescindendo dalla difficoltà di escludere a priori, nella realtà italiana, ogni “possibile interferenza” con i centri circostanti (tenendo tra l’altro conto che il deposito nazionale dovrà essere collocato all’interno di un parco tecnologico, difficilmente enucleabile da un contesto territoriale), sembra evidente che, indicato in tal modo, il criterio potrà essere applicato solo in fase di approfondimento e che pertanto la definizione di un criterio, in termini di raggio di esclusione in funzione della popolazione residente nei diversi centri, in base al quale effettuare la prima selezione viene, di fatto, così lasciata al soggetto attuatore, la SOGIN. Vi è poi qualche altro caso, in cui il criterio di esclusione non sembra tanto definito quanto potrebbe forse apparire, come ad esempio il vulcanismo. Un problema diverso si pone inve-

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roma ce per il criterio di esclusione delle aree ad elevata sismicità. Debbono essere escluse – stabilisce la guida - tutte le aree contrassegnate da un valore previsto di picco di accelerazione (PGA) al substrato rigido, per un tempo di ritorno di 2475 anni, pari o superiore a 0,25 g, secondo le vigenti Norme Tecniche per le Costruzioni. Questo criterio porta, da solo, all’esclusione di una larghissima parte del territorio nazionale (ad esempio, dell’Italia peninsulare restano in pratica solo la parte meridionale della Puglia, una piccola zona della Basilicata ionica e alcune zone costiere del Lazio e della Toscana). Un’esclusione così drastica non sembra proprio giustificata: le Norme Tecniche citate non stabiliscono il divieto di costruzione nelle aree che siano contrassegnate da quei valori di accelerazione, ma semplicemente fissano per esse determinate e più stringenti regole di progettazione, regole che non sarebbe certo difficile rispettare per le opere alle quali la guida tecnica è riferita.

Al di là della mancata, formale considerazione dei rifiuti ad alta attività e del combustibile irraggiato, che si spera potranno comunque essere ospitati sul sito che verrà selezionato, con la pubblicazione della guida tecnica dell’ISPRA, il primo passo di un lungo e prevedibilmente arduo percorso che dovrà auspicabilmente portare alla realizzazione del deposi-

to nazionale per i rifiuti radioattivi è stato finalmente compiuto. Si può dire - e lo si è qui detto - che avrebbe forse potuto essere più rapido, più deciso, più preciso. Ma quel che ora più conta è che tutti gli attori che la complessa procedura chiama in causa svolgano adesso il proprio ruolo con il massimo impegno. Si tratta di dare soluzione a un vero problema nazionale e di far fronte a una situazione di urgenza prima che si verifichino situazioni di emergenza.

La mancata realizzazione dell’opera lascerebbe i rifiuti radioattivi dove oggi si trovano: sparsi su siti che, per quei fini, nessuno ha mai scelto, per i quali nessun criterio di selezione è stato mai scritto e, verosimilmente, neppure pensato.

Per supplire alla mancanza del deposito nazionale, su quei siti sono stati costruiti o si stanno costruendo depositi che dovranno ospitare i rifiuti già presenti e quelli che si produrranno con lo smantellamento degli impianti. La situazione che si creerà sarà certamente meno precaria rispetto all’attuale; ma quei depositi non potranno mai comunque essere impianti di smaltimento, e se la nostra generazione non sarà stata capace di dare risposta al problema, questo graverà inevitabilmente ed indebitamente sulle prossime. Non avremo fatto una bella figura.

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a cura di Ing. A. Naviglio Ing. R. Remetti commissione Ingegneria Nucleare visto da Ing. A. Taglioni Ing. G. De Simone

ASPETTI DI UTILIZZAZIONE INDUSTRIALE DELLE RADIAZIONI NUCLEARI

â&#x2014;&#x2014; tratto dal Quaderno 4/2014

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L’articolo apparso sulla rivista “Termotecnica” di gennaio - febbraio 2013 illustra l’utilità di sistemi di controllo automatico di processo basati sulla rivelazione di radiazioni nucleari. In particolare viene evidenziata la capacità delle radiazioni nucleari di operare controlli in maniera non intrusiva e non distruttiva. Viene presentata una panoramica delle tecniche più utilizzate, da applicazioni di semplice implementazione quale il controllo “on-line” di spessori sottili, fino ad applicazioni più complesse quali l’attivazione con particelle cariche per il controllo delle dinamiche di erosione, corrosione e usura.

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roma Introduzione

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Fin dagli anni ’50, a seguito del lancio del programma USA per lo sviluppo delle tecnologie nucleari pacifiche (“Atoms for Peace”), è stata ampiamente sviluppata l’utilizzazione industriale delle radiazioni nucleari, sia nel campo dei sistemi di misura sia nelle applicazioni di processo. In campo industriale, queste tecniche hanno trovato applicazione e intensiva utilizzazione nel settore chimico, metallurgico, nucleare, minerario, tessile, della carta e manifatturiero in genere, farmaceutico e alimentare.

Nel presente articolo, trascurando tutte quelle molteplici applicazioni che possono essere considerate come un’evoluzione del concetto di radiografia (radiografie industriali propriamente dette, gammagrafie, tomografie, ecc.) vengono presentati gli aspetti più significativi dell’utilizzazione industriale dei sistemi di controllo non distruttivo, basati su tecniche nucleari. Vengono inoltre dati cenni anche per quanto riguarda le applicazioni di processo.

Tecniche nucleari di misura In un impianto industriale, al fine di assicurare una produzione qualificata e di evitare onerosi arresti non preventivati, risulta fondamentale il

raggiungimento di elevate prestazioni di processo sia in termini di qualità e quantità del prodotto sia dell’affidabilità dell’intero ciclo produttivo.

Da tale premessa discende l’attualità e l’interesse per le tecniche e i metodi di controllo e sorveglianza non distruttivi e non invasivi, al fine di definire le caratteristiche costruttive ottimali di sistemi e/o componenti e di gestire un impianto nelle migliori condizioni; in altri termini, garantire elevate prestazioni in condizioni di massima affidabilità (fig.1). In quest’ottica ben si comprende l’attuale interesse verso azioni di ricerca e sviluppo nel campo delle tecniche strumentali di misura automatizzate, che oggi vedono affiancate a quelle nucleari anche diverse tecniche basate su altri principi fisici, quali tecniche acustiche (analisi con ultrasuoni ad alta e bassa frequenza, analisi delle risonanze, etc), tecniche elettromagnetiche (eddy currents, strain gauges, etc.) e ottiche (colorimetria, spettrofotometria, etc.).

Le tecniche nucleari di pratico e diffuso impiego possono essere schematicamente raggruppate, pur nella vasta molteplicità di versioni, metodologie e procedure di misura, in due categorie: • tecniche basate su radiazione emessa da una sorgente esterna;

Figura 1: Ruolo dei sistemi di misura e controllo nei processi industriali

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roma •

tecniche basate sull’eccitazione di radiazione caratteristica del campione.

Nella Figura 2 vengono elencate le principali tecniche appartenenti alle due categorie e le loro applicazioni industriali.

Rivelazione di radiazione da sorgente esterna Alla categoria delle tecniche basate sulla rivelazione della radiazione emessa da una sorgente esterna appartengono tutti gli strumenti che usano come sorgente primaria di radiazione un radioisotopo. In particolare, il sistema è costituito da un radioisotopo sotto forma di sorgente sigillata, una catena elettronica di acquisizione del segnale (rivelatore, amplificatore, discriminatore integrale o monocanale, timer, scala di conteggio o rateometro) e un’unità di controllo a microprocessore per elaborazione e registrazione dati; per i sistemi in controreazione l’unità di controllo è integrata da un circuito di comparazione. Si tratta in genere di strumenti semplici, sia dal punto di vista strumentale che interpretativo, utilizzati per il controllo “in/on line” di impianti di produzione, per misure di routine in laboratori industriali oppure come strumenti portatili per prospezioni. La figura 3 illustra le tecniche più utilizzate, che vengono brevemente commentate nel seguito, sia in ter-

mini di principi fisici del metodo di misura sia di obiettivi applicativi.

Trasmissione beta/gamma La trasmissione di radiazione beta o gamma (fig. 3a) viene utilizzata per la determinazione di spessori, ad esempio nei sistemi di controllo e regolazione nella produzione di carta, film plastici e laminati, per la misura di densità di solidi, liquidi e di miscele bifase (frazione di vuoto), per misure di livello di fluidi corrosivi e/o ad alta temperatura) e per misure di livello di solidi, ad esempio nel controllo del riempimento di contenitori. Le caratteristiche principali della tecnica sono le seguenti: • l’attenuazione della radiazione prodotta dal campione consente di correlare la risposta del sistema di conteggio con lo spessore (nota la densità) o con la densità (noto lo spessore); • il sistema di conteggio può attivare un sistema di controreazione per il controllo automatico del processo di lavorazione; • utilizzazione di sorgenti sigillate (nessun rischio di contaminazione radioattiva); • la scelta del tipo e dell’energia della radiazione dipende dallo spessore del campione: sorgenti beta per spessori 10-500 mg/cm2 e

121

F

spessori o massa per unità di superficie

Tecniche basate sulla rivelazione della radiazione emessa da una sorgente esterna

- trasmissione - diffusione - rallentamento e diffusione di neutroni

spessori di rivestimento densità (gas, liquidi, solidi, miscele multifase, sospensioni, etc. livello di riempimento di serbatoi composizione elementale (elementi maggioritari)

Tecniche basate sulla eccitazione e rivelazione di radiazione caratteristica del materiale in esame

- fluorescenza X - attivazione con neutroni - attivazione con particelle cariche composizione elementale (elementi minoritari e/o in tracce)

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Figura 2: Categorizzazione delle tecniche nucleari per applicazioni industriali

roma •

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sorgenti gamma per spessori >100 mg/cm2; sensibilità tipica: spessori 1%, livello 1 mm, densità 0,01% - 0,1%.spessori 10 - 500 mg/cm2 e sorgenti gamma per spessori >100 mg/cm2; —sensibilità tipica: spessori 1%, livello 1 mm, densità 0,01% - 0,1%.

■ Retrodiffusione beta/gamma Questa tecnica, il cui schema di massima è mostrato nella figura 3b, viene utilizzata per la determinazione di spessori di rivestimento (film plastici, impiallacciature, ecc.) e di spessori accessibili solo da un lato. È importante notare che: • l’intensità della radiazione retrodiffusa dipende dallo spessore del campione e viene di conseguenza correlata con la risposta dello strumento; • nel caso di materiali di rivestimento deposti su un supporto il metodo consente di correlare la risposta con lo spessore di rivestimento; • la sensibilità è tanto più elevata quanto più differiscono i numeri atomici del supporto e del rivestimento; • è possibile il controllo automatico di processo; • vengono impiegate sorgenti di radiazione sigillate (nessun rischio di contaminazione); • la sensibilità tipica è intorno a 1%.

Figura 3: Tecniche basate su trasmissione e diffusione di radiazioni nucleari

a.

Trasmissione

■ Diffusione gamma È una tecnica (fig. 3c) impiegata per la misura della densità del suolo, ad esempio per prospezioni geologiche per campagne petrolifere o sondaggi per fondazioni. Al crescere della densità del suolo cresce la diffusione gamma (effetto Compton) verso il rivelatore; la risposta è lineare per piccoli aumenti di densità, poiché il fattore predominante è, in questo intervallo, la quantità di materiale disponibile per la diffusione in vicinanza del rivelatore. Per densità ulteriormente crescenti comincia ad aumentare l’assorbimento per effetto fotoelettrico. La risposta è quindi caratterizzata da un massimo, in corrispondenza del quale il numero di gamma diffusi verso il rivelatore è equilibrato dal numero di quelli che sono assorbiti dal suolo.

Per un ulteriore aumento della densità la risposta continua a decrescere, per poi tendere a zero asintoticamente.

■ Diffusione neutronica È impiegata in prospezioni geologiche per la misura dell’umidità del terreno (fig.3d). All’interno di una sonda una sorgente di neutroni veloci è disposta in prossimità di un rivelatore di neutroni termici. Il rallentamento dei neutroni nel mezzo circostante la sonda dipende pressoché esclusivamente dal contenuto d’idrogeno. Verificata la condizione che nel terreno non

b. R Retrodiffusione Retrodifffusione fusioone sorgente

rivelatore schermo sorgente rivelatore

rivelatore

rivelatore di neutroni termici

schermo sorgente

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sorgente neutronica

roma

Ai classici strumenti, detti in gergo “radiocontrolli”, basati sulla trasmissione, retrodiffusione o diffusione in avanti di radiazione beta o gamma, utilizzati per la misura di spessori e/o spessori di rivestimento, densità e livello fin dai primi anni ’60, si sono affiancati recentemente altri metodi strumentali che, seppur caratterizzati da un principio fisico più complesso, sono sempre originati dall’esigenza di utilizzare tecniche che si prestino a realizzazioni ingegneristiche semplici e affidabili. La figura 4 illustra le tecniche più utilizzate, che vengono brevemente commentate nel seguito, sia in termini di principi fisici del metodo di misura sia di obiettivi applicativi.

matrice leggera. Lo schema di principio è mostrato in figura 4a; come caratteristiche principali, è importante notare quanto segue: • la tecnica si basa sulla trasmissione di uno spettro continuo di radiazione X; la geometria sorgente campione è quella di Figura 4a; • l’attenuazione della radiazione X nel campione è determinata dal coefficiente di assorbimento che, per ogni elemento, presenta delle discontinuità a energie caratteristiche dell’elemento stesso; • l’analisi dello spettro trasmesso dal campione consente l’individuazione degli elementi presenti tramite l’individuazione delle energie caratteristiche (E) dell’elemento e della loro concentrazione tramite la quantità Δ; E e Δ sono indipendenti dalla matrice; • l’analisi è non distruttiva; • la rapidità di esecuzione è notevole; • la strumentazione utilizzata è semplice e affidabile.

■ Trasmissione differenziale X

■ Fluorescenza X

siano presenti elementi con elevata sezione d’urto di assorbimento di neutroni termici o, almeno, se la loro concentrazione è costante, la risposta strumentale dipende direttamente dal contenuto di acqua del terreno.

Eccitazione di radiazione caratteristica

Questa tecnica può essere vista come una particolare metodologia di trasmissione che, utilizzando l’attuale disponibilità di rivelatori ad alta risoluzione, consente di eseguire valutazioni qualitative (riconoscimento di elementi) e quantitative (misura della concentrazione) relative a elementi con numero atomico medio e/o alto in

a. Trasmissione differenziale X

Viene utilizzata per l’analisi qualitativa e quantitativa di composizione.

Il campione da esaminare (figura 4b) viene irraggiato con radiazione X o gamma in grado di provocare l’emissione di radiazione X di fluorescenza da parte di uno o più elementi presenti.

L’energia della radiazione di fluorescenza X è

b.

Figura 4: Tecniche basate sull’eccitazione di radiazioni caratteristica del campione

Fluorescenza X sorgente anulare

matrice E

energia

E (X)

energia

energia

Traccianti radioattivi

sistema di iniezione

rivelatore schermo collimatore

E spettro

spettro

spettro incidente spettro trasmesso

E

c.

energia

rivelatore di radiazioni

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d. Attivazione neutronica pulsata neutroni rivelatore di radiazioni

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roma minimo valore accettabile

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dopo l aggiustamento fine del controllo automatico

Figura 5: Vantaggio economico dell’introduzione di sistemi di controllo automatico nei cicli produttivi

prima del controllo automatico

range di accettabilità del prodotto valore medio prima del controllo valore medio dopo il controllo risparmio medio di materiale

una caratteristica peculiare di ogni elemento chimico e non dipende dal composto in cui l’elemento stesso è legato; essa può quindi essere utilizzata, sempre in maniera non distruttiva, sia per identificare l’elemento stesso sia per eseguire misure quantitative. Le minime concentrazioni rivelabili sino comprese nell’intervallo 1 - 100 ppm.

■ Traccianti radioattivi È una tecnica, a ridotta intrusività, utilizzata per misure di portata, densità media, velocità di scorrimento di singole fasi, tempi di residenza e mescolamento. Una soluzione radioattiva (figura 4b) viene mescolata al fluido in esame in maniera da “marcarne” una porzione. La determinazione dell’intervallo di tempo fra l’iniezione e la rivelazione della porzione marcata, conoscendo la geometria iniettore - rivelatore, consente lo studio di fenomeni di trasferimento di massa. È richiesto che la porzione marcata sia rappresentativa dell’intero fluido. La tecnica consente l’ottimizzazione del rendimento delle apparecchiature per il trasferimento di massa e, sempre per i processi di trasferimento di massa, la possibilità di controllo automatico.

■ Attivazione neutronica e con particelle cariche Per attivazione si intende un processo in cui un generico materiale non radioattivo, irraggiato con opportuna radiazione (neutroni o particelle cariche) diventa radioattivo, emettendo radiazione caratteristica degli elementi attivati.

L’attivazione neutronica consente analisi qualitative e quantitative di composizione. I suoi aspetti essenziali sono i seguenti: • le reazioni nucleari prodotte nel campione dall’irraggiamento neutronico danno luogo alla formazione di nuclei radioattivi. Le caratteristiche del decadimento di tali radioisotopi (vita media, tipo ed energia della radiazione emessa) consentono di determinare e quindi identificare gli elementi presenti originariamente nel campione; • indipendenza dal legame chimico in cui si trova l’elemento da dosare; • minime quantità misurabili estremamente basse (fino a 10-4 ppm per flussi neutronici di 1014 n/cm2/s); • possibilità di registrazione automatica dei risultati e di controllo automatico di processo; • informazione relativa a tutto il volume del campione e non limitata a uno strato superficiale.

Un caso particolare è l’attivazione neutronica pulsata (figura 4d), utilizzata per misure di portata, densità media, velocità di scorrimento di singole fasi, tempi di residenze e di mescolamento. L’attivazione neutronica pulsata consente la produzione in-situ di traccianti radioattivi ed è stata originata da studi sull’efficacia dei sistemi di refrigerazione d’emergenza dei reattori nucleari; è una tecnica che consente applicazioni per lo studio dei processi di trasferimento di massa per l’ottimizzazione di reattori chimici e dispositivi di scambio termico. In questo caso una porzione di fluido viene resa radioattiva mediante irraggiamento neutronico

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roma impulsivo (viene praticamente resa simile a un tracciante radioattivo). In questo modo si elimina sia il problema dell’iniezione del radiotracciante (problemi meccanici, problemi connessi al mescolamento del tracciante e quindi alla sua rappresentatività), sia la necessità di manipolare soluzioni di attività non trascurabile di radioisotopi a vita media relativamente lunga.

L’attività indotta è proporzionale alla densità del fluido e non viene alterato il profilo di velocità del fluido in moto.

L’attivazione con particelle cariche, detta anche “attivazione di strato sottile”, è basata sulla ridottissima penetrazione di particelle cariche accelerate all’interno di un solido; in pratica, viene reso radioattivo solo un sottilissimo spessore superficiale di un manufatto in esame e ciò consente di ottenere un’elevata sensibilità per la misura della perdita di materiale sia per usura sia per erosione e corrosione. Tecniche di questo tipo possono avere un’estrema importanza in alcune problematiche industriali di altrimenti difficile soluzione, quali la determinazione dell’usura delle palette delle turbine, dell’efficacia di sistemi di lubrificazione e dell’usura delle fasce elastiche nei prototipi di nuovi motori. La superficie da controllare è “marcata” utilizzando fasci di ioni con energia sufficiente a produrre isotopi radioattivi (un nu-

cleo su dieci miliardi) entro uno spessore sottile (20 - 300 µm).

L’attività indotta è circoscritta mediante focalizzazione, collimazione e spazzolamento del fascio ionico e la scelta del nuclide da attivare dipende dalla vita media necessaria a coprire il periodo di osservazione e dalla energia dei gamma emessi. Quando si hanno fenomeni di erosione e/o corrosione la conseguente perdita di materiale, grazie alla sua radioattività indotta, è facilmente misurabile, anche se le quantità di massa coinvolte sono estremamente piccole.

Vantaggi economici dell’impiego in campo industriale Pur con la limitazione dovuta alla mancanza di un preciso censimento delle applicazioni, nella Tabella 1 si è cercato di riassumere tutti gli impieghi industriali delle tecniche nucleari, fornendo un quadro distinto per settore merceologico e per grandezza fisica misurata.

A causa della possibilità di controllare “on-line” un processo di lavorazione e di consentire tolleranze di fabbricazione estremamente basse, l’introduzione di un radiocontrollo permette un rapido ammortamento dei costi di investimento (peraltro modesti) e costi di gestione trascura-

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roma TABELLA 1 - I metodi nucleari di misura nell’industria. Per ogni settore industriale vengono riportate le grandezze misurate ed esempi applicativi

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Industria alimentare

Industria del tabacco Industria tessile

Legnami Industria della carta

Industria editoriale Industria della gomma

Industria chimica

Industria degli idrocarburi

Industria metallurgica

Industria dei minerali non metallici

Settore industriale elettricità, gas, acqua

Industria automobilistica

Spessore: Cibi prodotti in forma laminare (pasta sfoglia per biscotti e dolci, cioccolata, formaggio, chewing gum) Densità: Cibi liquidi che subiscono processi di concentrazione per evaporazione (pesce, carne, succhi di frutta, concentrato di pomodoro, latte condensato) Livello: Zucchero grezzo e raffinato contenuto in serbatoi Composizione: Contenuto in grasso negli alimenti per lattanti Portata: Contenuto di aria nei gelati Densità: Controllo del riempimento delle sigarette e di carta e fibra nei filtri Spessore: Controllo dei processi di rivestimento e impregnazione Densità: Produzione di fibre sintetiche Livello: Controllo di recipienti di processo Spessore: Controllo di lastre e impiallacciature Spessore: Controllo dello spessore nei processi produttivi Densità: Controllo dei processi di rivestimento (di gomma o polietilene) e impregnazione Livello: Controllo della pasta di cellulosa e dei coloranti Composizione: Controllo della pasta di cellulosa nei preriscaldatori e nelle torri di sbianca Spessore: Spessore di rivestimento di caratteri bimetallici per stampa offset e di lastre stereotipiche; Spessore di inchiostro e di rivestimenti plastici Spessore: Spessore di lastre, gomma espansa e materiali ricoperti o impregnati di gomma Densità: Soluzioni di lattice per gomma espansa Livello: Materiali di processo e prodotti finiti in serbatoi per lo stoccaggio, il trasporto e il processo Portata: Fluidi di processo Tempo di residenza: Serbatoi di processo Spessore: Controllo di pellicole plastiche, rivestimenti plastici, laminati plastici Densità: Spessore di pareti di tubi e bottiglie di plastica Composizione: Controllo dell’estrazione con solvente, della miscelazione, della distillazione e dei processi di disidratazione Portata: Serbatoi di processo e di stoccaggio contenenti ad esempio acidi, metanolo, ammoniaca, ecc.

Livello: Fluidi di processo e prodotti finali quali liquidi organici, polveri, acidi, alcali Tempo di residenza: Controllo delle colonne di distillazione, del riempimento di contenitori di prodotti in polvere (cibi disidratati, cosmetici, medicinali) Spessore: Fogli catramali Densità: Determinazione dell’interfaccia per le operazioni di pompaggio negli oleodotti Livello: Densità del catalizzatore nelle unità di cracking Composizione: Densità del catalizzatore negli oli Spessore: Barre e tubi incandescenti, spessore di pareti di tubi e serbatoi, rivestimenti delle pareti delle fornaci Densità: Polveri e ganghe nella lavorazione dei minerali Livello: Controllo del riempimento nelle fornaci, metalli liquidi, polveri nei precipitatori elettrostatici Composizione: Composizione elementare di minerali metallici e metalli fusi, minerali per sinterizzazione gas di scarico delle fornaci Corrosione: Studio materiali Tempo di residenza: Serbatoi di processo Spessore: Carta abrasiva, lastre di vetro, fibre di vetro Densità: Sabbie, cementi, mattoni refrattari Livello: Vetro fuso nelle fornaci, clinker di cemento Composizione: Sabbie, argille e cementi nei recipienti di stoccaggio Spessore: Spessore di parete di tubi Densità: Frazione di vuoto acqua-vapore in caldaie e condensatori. Sedimenti sospesi nei fumi Composizione: Analisi carbone di alimentazione, ceneri e fumi di carbone Portata: Fluidi dentro tubazioni Corrosione: Palette di turbine Spessore: Lastre metalliche, plastica, rivestimenti plastici Composizione: Determinazione di S e Pb nei carburanti Corrosione: Studio componenti meccanici Varie: Ricambio d’aria negli abitacoli, consumo di olio, usura dei componenti

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roma bili, e tutto ciò grazie al risparmio di materie prime e alla riduzione degli scarti di lavorazione.

Nella figura 5 è illustrato il caso di un materiale prodotto in forma laminare (plastica, acciaio, impiallacciature, etc.) che viene commercializzato in termini di massa per unità d’area. È mostrata la variazione della massa del prodotto prima dell’introduzione di un sistema di controllo automatico. Dopo tale introduzione la variazione della massa è rappresentata da una curva con una dispersione notevolmente più piccola, che è indice di una situazione nettamente migliore sia per la minore variazione di massa sia per l’assenza di scarti di lavorazione.

Se, inoltre, la massa del prodotto è ridotta al più basso valore accettabile, senza però produrre materiali sottopeso (da considerare come scarti di lavorazione), è possibile un ulteriore considerevole risparmio.

Oltre che sul prodotto finito, ridurre le tolleranze di fabbricazione è in alcuni casi essenziale anche per prodotti intermedi di lavorazione.

Si consideri, per esempio, il caso della formatura per aspirazione: se lo spessore dei fogli di plastica non è rigorosamente controllato la formatura può non manifestarsi, con conseguente blocco della catena di produzione.

Nel caso di materiali commercializzati in termini di massa il controllo dello spessore non offre

un diretto risparmio di materie prime, tuttavia consente la qualificazione della produzione in termini di riduzione delle tolleranze di fabbricazione, con un indubbio beneficio sulla vendibilità del prodotto.

Esistono casi particolari, come l’industria della carta, in cui le specifiche di prodotto possono cambiare frequentemente in funzione del tipo di materia prima (dalla pasta di cellulosa alla carta riciclata, con tutte le possibili combinazioni intermedie), dove l’introduzione dei radiocontrolli consente un rapido adeguamento alle nuove esigenze, riducendo i tempi morti e incrementando di conseguenza la produzione.

In generale si può concludere osservando come un radiocontrollo, eliminando la necessità di controlli a campione con metodi non distruttivi, possa consentire un notevole risparmio di mano d’opera in tutto il processo produttivo.

Aspetti radioprotezionistici L’utilizzazione delle sorgenti di radiazioni ionizzanti in Italia è soggetta all’applicazione del D.Lgs. 230/1995 e ss.mm.ii. (in particolare il D.Lgs. 241/2000); normativa che, recependo i contenuti della pubblicazione 60 dell’ ICRP (International Commission on Radiological Protection) e la direttiva UE 96/29 EURATOM, risulta ottimamente allineata con gli standard internazionali.

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roma

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8

Nel campo dei radiocontrolli, il soddisfacimento dei requisiti di radioprotezione viene raggiunto abbastanza agevolmente, in quanto le sorgenti radioisotopiche utilizzate sono di tipo sigillato e la radiazione emessa viene generalmente schermata all’interno dello strumento stesso. L’adozione di sorgenti sigillate fa sì che, nelle normali condizioni di utilizzo, non esista rischio di contaminazione, ovvero della dispersione nell’ambiente della sostanza che emette la radiazione nucleare: dalla sorgente esce solo la radiazione utilizzata nel processo di misura. Ciò semplifica notevolmente le azioni di sorveglianza fisica della radioprotezione, che si riducono a una valutazione preliminare e a una misura periodica dell’intensità di dose nelle immediate vicinanze della sorgente.

La sorveglianza fisica della radioprotezione deve essere espletata tramite un Esperto Qualificato appositamente incaricato. L’Esperto Qualificato è quella figura professionale, iscritta ad un albo nazionale, a cui la normativa demanda la responsabilità di quanto connesso con la sorveglianza fisica della radioprotezione.

Applicazioni di processo delle radiazioni È opportuno ricordare in questa sede anche altri impieghi industriali delle radiazioni nucleari, che si inseriscono più direttamente all’interno di determinati processi produttivi inducendo specifici cambiamenti a livello chimico, fisico e biologico.

Una delle applicazioni più note è quella legata alla sterilizzazione dei prodotti medicali “usa e

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roma

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getta” e, in minor misura, di prodotti farmaceutici e cosmetici. Il metodo consiste nell’irraggiare tali prodotti con radiazioni penetranti (radiazioni gamma nel “range” 1 - 10 MeV) prodotte da sorgenti radioisotopiche o da macchine acceleratrici di elettroni. In particolare, i raggi gamma del cobalto-60, grazie alla loro elevata energia, sono in grado di sterilizzare i prodotti già confezionati per l’uso e contenuti all’interno degli imballaggi per la spedizione. Attualmente esistono in tutto il mondo circa 140 impianti di sterilizzazione (in 40 paesi), per una attività totale di circa 3 x 109 G Bq (circa 80 milioni di curies). In genere un moderno impianto di questo tipo è equipaggiato con sorgenti per 3.7 x 107 G Bq (circa 1 milione di curie), ha una potenza radiante di 15 kW e può sterilizzare (a

dosi di circa 20.000 Gy) da 25.000 a 30.000 m3 di materiale all’anno.

Altra importante applicazione degli impianti d’irraggiamento dotati di sorgenti di cobalto-60 è la sterilizzazione di prodotti alimentari, quali patate, agli, cipolle e graminacee, allo scopo ritardare e/o arrestare il processo di germogliazione, aumentando di conseguenza la durabilità delle derrate e consentendo trasporti anche a lunghissima distanza.

Un’altra applicazione delle radiazioni di entità non trascurabile è quella legata all’utilizzazione delle macchine acceleratrici per la produzione di fasci di elettroni. Applicazioni tipiche sono quelle relative alla reticolazione (crosslinking) del polietilene, al trattamento (curing) dei rivestimenti superficiali di carta, plastica, legno e metalli; in questi casi le macchine acceleratrici commercialmente disponibili consentono capacità di produzione di circa 1.000 metri al minuto.

Una utilizzazione di interesse emergente è relativa al trattamento dei fumi emessi dagli impianti per la produzione di energia elettrica alimentati a combustibile fossile. Irraggiando i fumi, in presenza di ammoniaca, con elettroni accelerati da tensioni di 300÷800 kV, con potenze di 300÷500 kW, si riesce a rimuovere simultaneamente sia la SO2 sia gli NOX, con efficienze che possono raggiungere il 100% per SO2 e l’85÷90% per gli NOX. Inoltre, il sottoprodotto che si ottiene (solfato e nitrato d’ammonio) ha un valore commerciale derivante dal suo impiego come fertilizzante. Ulteriori perfezionamenti di questa tecnica potrebbero contribuire validamente alla soluzione dei problemi di inquinamento ambientale legati all’utilizzazione delle centrali termoelettriche a carbone. Ciò è dovuto sia all’efficacia del metodo di abbattimento sia al notevole risparmio economico comportato dalle macchine acceleratrici di elettroni rispetto all’utilizzazione degli impianti di desolforazione convenzionali (a secco o a umido), che peraltro comportano degli oneri addizionali legati allo smaltimento dei residui prodotti.

Il trasferimento dal laboratorio all’industria La realizzazione, l’attuazione delle potenzialità di nuove tecniche, nasce spesso dall’incontro di un potenziale utente e di un offerente. Un aspetto critico nell’utilizzazione delle tecniche strumentali in genere è connesso al trasferimento di quanto sviluppato nel laboratorio di ricerca, e comunque in condizioni particolarmente favorevoli, all’operatore industriale.

Non sembra superfluo sottolineare che una tecnica strumentale prima di essere trasferita all’utente deve essere consolidata, verificata in condizioni operative quanto più possibile realistiche, in quanto uno strumento valido è condizio-

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ne necessaria ma non sufficiente per avere buoni risultati. In altre parole, il passaggio dalle condizioni controllate della “fase laboratorio” alla “fase utilizzazione” deve essere il risultato di attente considerazioni preliminari, non una semplice “consegna”. In altri termini, il rigore scientifico della fase di Ricerca e Sviluppo non deve limitarsi al semplice adattamento di un principio fisico verso un particolare problema ma deve prendere in considerazione ogni possibile fonte di errore che nasca dalle situazioni pratiche in cui la tecnica strumentale trova applicazione.

Come diretta conseguenza è sempre necessaria l’evoluzione dallo stato dell’arte allo stato della pratica. È consigliabile, quindi, che nella fase di laboratorio sia prestata particolare attenzione a problemi connessi, ad esempio, all’invecchiamento degli standards usati per taratura, alle derive delle curve di taratura e alle fluttuazioni delle condizioni ambientali. In conseguenza, nella fase dell’utilizzazione è auspicabile che l’operatore dia una particolare attenzione al controllo di qualità delle prestazioni strumentali, ad esempio mediante l’utilizzazione di carte di controllo e di standards affidabili.

L’esperienza suggerisce che un certo miglioramento della qualità è offerto dall’adozione di strumenti la cui utilizzazione sia particolarmente orientata verso l’operatore. Al tempo stesso è necessario istruire l’operatore circa le caratteristiche della tecnica strumentale adottata, evitando che la sua azione diventi soltanto

un’esecuzione meccanica della procedura scritta. È questo l’unico modo attraverso il quale un operatore riesce a interpretare le conseguenze delle sue azioni in termini di variabilità dei risultati, evitando che l’abitudine alla routine trasformi il suo lavoro in una sequenza non controllata di azioni, potenziale causa di errori addizionali.

Conclusioni Il presente lavoro ha voluto semplicemente fornire una serie di “highlights” sulla Radiation Engineering, ovvero quella branca dell’Ingegneria Nucleare connessa con la produzione, applicazione e installazione di sorgenti di radiazioni ionizzanti in vari campi della scienza e dell’industria.

Fino a non molto tempo fa, questo campo di attività è stato sicuramente messo in ombra da pressanti urgenze di ricerca nel campo della tecnologia dei reattori nucleari, ma ora la situazione sta rapidamente cambiando.

Specie nel campo dell’istruzione universitaria, prendendo atto di una crescente domanda mondiale per applicazioni basate sulle proprietà di penetrazione nella materia delle radiazioni nucleari, si assiste a una sempre più intensa azione di addestramento di futuri ingegneri capaci di fronteggiare tutti i molteplici aspetti della Radiation Engineering: dall’interazione della radiazione con la materia, alla radioprotezione dei lavoratori e della popolazione.

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Quaderno

DISSALAZIONE NUCLEARE Stime recenti indicano che almeno un quinto della popolazione mondiale non ha accesso all'acqua potabile, e questa percentuale è destinata ad aumentare a causa della crescita della popolazione rispetto alle risorse idriche esistenti.

Le aree più colpite sono le regioni aride e semiaride del Nord Africa e dell'Asia. Secondo un rapporto dell’UNESCO (United Nations Educational, Scientific and Cultural Organization) la carenza mondiale di acqua dolce nel 2002 è stata di circa 230 miliardi mc/anno, e si ritiene sia destinata a salire a 2.000 miliardi di mc/anno entro il 2025.

a cura di Ing. M. Marinelli commissione Ingegneria nucleare visto da: Ing. A. Taglioni Ing. G. De Simone

◗ tratto dal Quaderno 3/2014

Premessa Stime recenti indicano che almeno un quinto della popolazione mondiale non ha accesso all’acqua potabile, e questa percentuale è destinata ad aumentare a causa della crescita della popolazione rispetto alle risorse idriche esistenti.

Le aree più colpite sono le regioni aride e semiaride del Nord Africa e dell’Asia. Secondo un rapporto dell’UNESCO (United Nations Educational, Scientific and Cultural Organization) la carenza mondiale di acqua dolce nel 2002 è stata di circa 230 miliardi mc/anno, e si ritiene

sia destinata a salire a 2.000 miliardi di mc/anno entro il 2025.

Per questa ragione sono ipotizzabili guerre non solo per il controllo delle fonti energetiche e delle risorse minerarie, ma anche per l’accesso all’acqua. L’acqua dolce è, infatti, una delle principali priorità per lo sviluppo, sostenibile o meno. Poiché presumibilmente non sarà possibile ottenerne tutta la quantità necessaria da torrenti e da falde acquifere, sarà necessario, come lo è già oggi in certe regioni del globo, ricorrere alla dissalazione di acqua di mare o di falda mineralizzata.

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Dissalazione/desalinizzazione La dissalazione è il processo di rimozione della frazione salina da acque contenenti sale, in genere acque marine, allo scopo di ottenere acqua dolce, cioè per produrre acqua potabile da fonti che contengono quantità di solidi disciolti in essa. I solidi totali disciolti, indicati con la sigla TDS (Total Dissolved Solids), vengono misurati in milligrammi per litro (mg/l).

Le acque naturali possono essere classificate approssimativamente in funzione dei loro valori di TDS secondo la tabella 1.

In genere una piccola quantità di acqua salata

Tabella 1 - Tipi di acqua

Tipo di acqua Acque dolci Acque salmastre Acque moderatamente saline Acque intensamente saline Acqua marina

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TDS [mg/l] 0 1.000 1.000 5.000 5.000 10.000 10.000 30.000 Più di 30.000

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viene aggiunta all’acqua desalinizzata per migliorarne il gusto e per renderla più simile a quella pura di sorgente.

Esistono inoltre vari processi utilizzabili; il metodo più appropriato può essere scelto sulla base dei valori di TDS dell’acqua secondo la tabella 2.

Tabella 2 - Processi utilizzabili

Processo

TDS [mg/l]

Scambio di ioni

500 1.000

Elettrodialisi

500 3.000

Osmosi inversa (membrane standard)

500 5.000

Osmosi inversa (membrane ad alta resistenza) Distillazione

Più di 5.000 Più di 30.000

Tra i vari metodi utilizzati i più importanti sono quelli dell’0smosi Inversa (RO-Reverse Osmosis) e quello della distillazione seguita da condensazione.

Applicazioni della desalinizzazione A livello mondiale ci si sta avvicinando alla capacità di produrre 30 milioni di mc/giorno di acqua potabile, in circa 12.500 impianti. La metà di questi sono in Medio Oriente.

Il più grande impianto di dissalazione produce 454.000 mc/giorno di acqua. Ma la desalinizzazione per la produzione di acqua potabile risulta particolarmente costosa, perché richiede grandi quantità di energia.

Per questa ragione è spesso affiancata da impianti che forniscono sia elettricità che calore e appare interessante utilizzare fonti di energia diverse dai combustibili fossili attualmente usati per la maggior parte dei processi di dissalazione, con un contributo significativo quindi anche all’aumento dell’effetto serra.

Per questo motivo, la fonte nucleare è particolarmente idonea ad alimentare impianti di desalinizzazione, ma anche le fonti di energia rinnovabili possono essere utilizzate per la dissalazione. Un nuovo impianto ad osmosi inversa, ad esempio, vicino a Perth nella parte occidentale dell’Australia è alimentato da energia elettrica prodotta da un parco eolico in grado di produrre circa 130.000 mc/giorno di acqua potabile in condizioni di vento ottimali.

Molto diffuse infine sono le tecniche di desalinizzazione che trovano applicazione per la produzione di acqua dolce su imbarcazioni, isole, e nelle regioni costiere di molti paesi. Circa il 10% dell’acqua di Israele viene dissalata, mentre Malta riceve due terzi della sua acqua potabile da impianti che utilizzano l’osmosi inversa

impiegando il 4% dell’energia elettrica da essi prodotta. Numerosi altri paesi hanno avviato studi e costruzioni per la desalinizzazione, inclusi i progetti di piccoli reattori nucleari da adibire essenzialmente alla desalinizzazione, come riassunto in Tabella 3 e descritto successivamente.

Le tecniche di desalinizzazione sono anche impiegate per il trattamento delle acque reflue per l’irrigazione complementare. Queste acque non devono essere di qualità potabile, ma devono essere trattati i solidi disciolti entro limiti ragionevolmente bassi. In Medio Oriente questa tecnica è molto utilizzata per l’irrigazione delle colture e paesaggi. In Oman, un bioreattore a membrana sommersa è parte di un impianto di dissalazione inaugurato nel 2011 che produce 76.000 mc/giorno. Eventuali ampliamenti permetteranno 220.000 mc/giorno. Si tratta di un impianto di trattamento delle acque reflue a basso costo che utilizza processi fisici e biologici tali da produrre effluenti di alta qualità, sufficiente per alcuni usi domestici o per la reintroduzione nella falda acquifera.

I reattori nucleari sono particolarmente idonei per la desalinizzazione poiché producono calore ed elettricità in grandi quantità e a bassi costi. D’altra parte presuppongono l’esistenza di un programma nucleare, ed è per questo che oggi la stragrande maggioranza di impianti di desalinizzazione utilizza combustibili fossili. Impianti nucleari di dimensioni piccole e medie sono particolarmente idonei per la desalinizzazione, spesso con la cogenerazione di energia elettrica e utilizzando vapore a bassa pressione dalla turbina e acqua di mare calda proveniente dal sistema di raffreddamento finale.

Le centrali nucleari di piccole e medie dimensioni possono fornire rispettivamente 80.000100.000 mc/giorno e 200.000-500.000 mc/giorno di acqua potabile. Un altro impiego molto importante dei reattori nucleari dei sottomarini, ad esempio, oltre che per la propulsione, è relativo alla produzione di acqua potabile per gli equipaggi.

Una distribuzione su più larga scala della dissalazione nucleare su base commerciale dipende principalmente da fattori economici. I costi indicativi sono di circa 70-90 centesimi US$ per metro cubo, più o meno, come gli impianti a combustibili fossili nelle stesse aree. Si pensa però di utilizzare i reattori nucleari a pieno regime per produrre energia elettrica per la rete, quando la domanda è elevata, mentre quando essa è bassa, di impiegare parte dell’energia prodotta per alimentare le pompe per la dissalazione mediante osmosi inversa.

Ad oggi, l’impiego dell’energia nucleare per fornire potenza ad impianti di desalinizzazione,

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roma è stato dimostrato ampiamente con oltre 150 anni-reattore di esperienza, soprattutto in Kazakhistan, India e Giappone. Attualmente sono in funzione svariati reattori nucleari commerciali costruiti principalmente con questo scopo.

Dissalatori L’apparecchiatura o impianto impiegato allo scopo è chiamata dissalatore. Viene anche impropriamente chiamato distillatore dʼacqua, probabilmente perché in tempi passati tutti i dissalatori erano di tipo evaporativo e quindi ricordavano le colonne di distillazione. In realtà il tipo di separazione non è, né è mai stato, una forma di distillazione.

Un problema di questi impianti, se alimentati ad acqua di mare, è la necessità normativa di ottenere un rigetto avente composizione uguale (entro limiti piuttosto stretti) a quella dellʼacqua grezza introdotta; questo porta alla necessità di concentrare ulteriormente il rigetto stesso, fino ad arrivare a volte al secco (impianti “scarico liquido zero“), e ciò comporta notevoli complicazioni di impianto ed un notevole aggravio della spesa energetica unitaria.

L’acqua potabile ottenuta inoltre non deve essere priva di sali, sia per questioni sanitarie, sia perché l’apporto di certi sali è consigliato (questa è però una pratica svolta in genere a valle del dissalatore stesso, per consentire l’aggiunta dei sali corretti) e perché un’acqua comple-

tamente deionizzata sarebbe del tutto insapore, non gradevole al palato. Si lascia quindi una piccola quantità di trascinamenti salini nell’acqua trattata, dell’ordine dei 25 mg/l.

Allo stato attuale della tecnica, la dissalazione fa capo a tre tipologie di impianto: • dissalazione evaporativa • dissalazione per permeazione • dissalazione per scambio ionico.

■ Dissalatori evaporativi La dissalazione evaporativa viene ottenuta mediante evaporazione della fase acquosa, che viene recuperata per condensazione, e si ottiene di solito un rigetto a salinità più alta dell’acqua salmastra di alimentazione.

In qualche caso, la fase solida (essenzialmente cloruro di sodio) viene recuperata in forma cristallina, dopo evaporazione totale della fase liquida.

In genere il tipo evaporativo viene impiegato per grandi produzioni di acqua dissalata, dell’ordine dei 100.000 mc/h e di qualità potabile o ad essa comparabile.

Necessitano di una sorgente di calore in quanto devono trasformare l’energia ricevuta in calore latente di vaporizzazione. Operano a temperature relativamente elevate (tra i 40 ed i 200°C) ed hanno quindi necessità, almeno in alcune parti, di essere costruiti in materiali speciali, come acciai austeno-ferritici, leghe Cu-Ni,

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o leghe di titanio, a causa della corrosione alcalina dovuta al cloruro di sodio.

Sono essenzialmente di tre tipi: 1. a multiplo effetto 2. multiflash 3. a ricompressione.

1. Dissalatori a multiplo effetto Vi è una alimentazione di fluido termico S (quasi sempre vapore d’acqua), che cede il proprio calore e viene recuperato come (nel caso del vapore) condensa C. Il calore viene ceduto all’acqua di alimento (F) nella prima camera di evaporazione EC mediante uno scambiatore HE. La frazione acquosa evapora ed i vapori passano allo scambiatore HE della camera EC successiva (nella figura, quella inferiore); i vapori della prima camera vengono condensati nello scambiatore della seconda, e la condensa costituisce (parte) dell’acqua dissalata W. Il processo viene ripetuto più volte (nella figura, 5 volte). I vapori separati nell’ultima camera EC vengono condensati in uno scambiatore VC, solitamente raffreddato con acqua marina; questa condensa si aggiunge all’acqua tratta-

ta. Il liquido contenuto nell’ultima camera EC, ormai troppo salino per essere utilmente trattato, costituisce il rigetto R. Il numero di effetti è normalmente molto più alto dei 5 rappresentati in figura. Il limite è dato dalla differenza tra la temperatura del vapore vivo S e la tensione di vapore nell’ultima camera EC, divisa per la media della somma di innalzamento ebullioscopico nelle varie EC più il delta T negli scambiatori HE. Nei grandi impianti è abbastanza comune il raggiungimento di 15 effetti.

2. Dissalatori multiflash Il riscaldamento avviene in un’unica soluzione nello scambiatore E fuori dall’evaporatore vero e proprio e interessa l’acqua grezza alimentata all’impianto. Un ulteriore recupero di calore avviene nei condensatori C, disposti uno per ogni sezione evaporante V. Ogni camera V è tenuta ad una ben definita pressione di lavoro, decrescente con la temperatura dell’acqua grezza; si ottiene così in ogni camera l’evaporazione dell’acqua, ed il condensato viene raccolto come acqua trattata. Il rigetto è costituito da acqua di mare ad alta concentrazione salina (5% o più). Qui non si parla di effetti ma di stadi; la differenza di temperatura tra uno stadio ed il successivo è costituita da un innalzamento ebullioscopico e da un delta T. Il numero di stadi possibili è anche qui più alto dei 5 rappresentati ed è anche possibile usare un numero più alto di quanto si fa nei multipli effetti, raggiungendo a volte il numero di 20 stadi.

3. Dissalatori a ricompressione I vapori separati nella camera di evaporazione EC sono portati a pressione più alta mediante il compressore K, azionato dal motore (solitamente elettrico, ma può essere ad esempio una turbina) M. Grazie all’aumento di pressione, si alza la temperatura di condensazione dei vapori che quindi possono condensare nello scambiatore HE. Esistono dissalatori di questo tipo a doppio ed anche a triplo effetto, in cui il vapore dell’ultimo effetto, dopo compressione, viene inviato al primo, praticamente raddoppiando (o triplicando) la resa in acqua trattata.

■ Dissalatori a permeazione La dissalazione per permeazione viene ottenuta mediante separazione su membrane semipermeabili.

Esistono particolari membrane, presenti in natura o create artificialmente che hanno la proprietà di essere permeabili al solvente (acqua nel nostro caso) ma non al soluto (i sali marini, in questo caso) qualora vengano poste in con-

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roma tatto in una soluzione. Tali membrane vengono chiamate membrane semipermeabili e il meccanismo selettivo per il quale queste membrane mostrano questa proprietà non è ancora del tutto chiaro: si ritiene che queste membrane svolgano un’azione filtro solo nei confronti di molecole di una certa grandezza.

Mettendo a contatto del solvente puro (acqua) e una soluzione del medesimo solvente, separati tra loro da una membrana semipermeabile, assistiamo ad un processo di migrazione delle molecole del solvente verso la soluzione.

Questo flusso di particelle è chiamato osmosi e l’aspetto più significativo del fenomeno è un aumento della pressione esercitata sulla membrana per migrare verso la parte a concentrazione maggiore.

Quindi si può definire la pressione osmotica come “la pressione esercitata dal solvente puro verso una soluzione messa a contatto con essa attraverso una membrana semipermeabile”.

Applicando alla soluzione più concentrata una pressione superiore a quella osmotica si ha come risultato lʼinversione del flusso e il conseguente passaggio di solvente dalla soluzione più concentrata a quella più diluita ottenendo di fatto la concentrazione della soluzione sottoposta a pressione (Osmosi Inversa/RO).

Le caratteristiche dell’acqua e del rigetto sono simili alla tipologia precedente; non è però possibile raggiungere il recupero totale della fase acquosa in quanto le membrane per osmosi inversa non consentono il trattamento di fasi solide, se non prevedendo una sezione evaporativa (zero liquid discharge).

La dissalazione ad osmosi inversa viene impiegata per produzioni da piccole a grandi, per ordini di grandezza da 1 a 10.000 mc/h ed è, per qualità, simile alla dissalazione evaporativa.

L’osmosi inversa (acronimo: RO, dall’inglese Reverse Osmosis), detta anche iperfiltrazione (abbreviazione: IF), è quindi un processo in cui si forza il passaggio delle molecole di solvente dalla soluzione più concentrata alla soluzione meno concentrata, applicando alla soluzione più concentrata una pressione maggiore della pressione osmotica. In pratica, l’osmosi inversa viene realizzata con una membrana che trattiene il soluto da una parte impedendone il passaggio e permette di ricavare il solvente puro dall’altra.

Questo fenomeno non è spontaneo e richiede il compimento di un lavoro meccanico pari a quello necessario per annullare lʼeffetto della pressione osmotica.

Tale processo rappresenta la più fine tecnica di filtrazione dell’acqua, in quanto non consiste semplicemente in un ostacolo fisico (determinato dalle dimensioni dei pori) al passaggio

delle molecole, ma sfrutta la diversa affinità chimica delle specie con la membrana, permettendo il passaggio delle molecole idrofile (o water-like), cioè chimicamente simili all’acqua (es. gli alcoli a catena corta).

Dal punto di vista impiantistico il metodo sfrutta il principio della filtrazione tangenziale, come anche altre tecniche separative mediante membrane quali la microfiltrazione, l’ultrafiltrazione e la nanofiltrazione. L’osmosi inversa è utilizzata, nel trattamento dell’acqua, sia per la desalinizzazione, sia per la rimozione di tracce di fosfati, calcio e metalli pesanti, nonché fitofarmaci, materiali radioattivi e di quasi tutte le molecole inquinanti.

Negli ultimi anni si costruiscono impianti a “scarico liquido zero”nei quali la sezione di osmosi inversa aumenta la concentrazione delle specie chimiche presenti nell’acqua di scarico fino a valori prossimi o superiori (soluzioni sovrassature) alla loro solubilità.

Nel processo di osmosi inversa vengono usate membrane composite di sottili pellicole (TFC o TFM, Thin Film Composite Membrane). Queste membrane sono semipermeabili e fabbricate

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principalmente per l’uso nella depurazione delle acque o in sistemi di desalinizzazione. Hanno anche utilizzi in applicazioni chimiche come le batterie e le pile a combustibile. In sostanza un materiale TFC è un setaccio molecolare costruito nella forma di una pellicola di due o più materiali stratificati.

Le membrane usate nell’osmosi sono generalmente fatte in poliammide, scelta principalmente per la sua permeabilità all’acqua e la relativa impermeabilità alle varie impurità disciolte, inclusi gli ioni salini e altre piccole molecole che non possono venire filtrate. Un altro esempio di membrana semipermeabile è quella usata nella dialisi.

■ Dissalazione per scambio ionico La dissalazione per scambio ionico viene ottenuta mediante rimozione degli ioni Na+e Cl– su resine rispettivamente in ciclo H+ ed OH– (questo vale ovviamente per tutti gli ioni presenti). Si ottiene in singolo passaggio un’acqua fortemente dissalata; il rigetto è in questo caso costituito dai residui della rigenerazione delle resine.

Il tipo a scambio ionico viene impiegato per piccole e piccolissime portate, dell’ordine di 1 mc/h massimo, o per ottenere purezze molto elevate dell’acqua prodotta.

■ Impianti combinati Gli impianti possono ovviamente essere combinati; è una tendenza attuale installare in serie ad un impianto ad osmosi inversa, relativamente semplice, un impianto evaporativo, atto a recuperare acqua addizionale. Una parte dell’acqua prodotta potrebbe essere ulteriormente depurata mediante demineralizzazione a

scambio ionico, ad esempio per poterla utilizzare per alimentare una caldaia.

Con acque salmastre, la tecnica dell’RO è molto più competitiva in termini di costi, ma la tecnica dell’MSF (multi-fase in flash (MSF)) fornisce acqua più pura. Si usano quindi spesso tecniche ibride MSF-RO, che sfruttano le migliori caratteristiche di ciascuna tecnologia per i diversi tipi di acqua da dissalare.

Una minoranza di impianti utilizza la Distillazione Multi-Effetto (MED) o la compressione di vapore (VC).

■ Consumi energetici Le tecniche di dissalazione sono varie, ma tutte hanno in comune un aspetto: sono ad alta intensità di assorbimento di energia.

LʼOsmosi Inversa (RO) ha bisogno di circa 6 kWh di energia elettrica per metro cubo di acqua (a seconda del suo contenuto di sale), mentre la MSF e MED richiedono calore a 70130° C e necessitano di una quantità di energia di 25-200 kWh/mc.

La maggior parte degli impianti di dissalazione oggi utilizza combustibili fossili.

A livello mondiale ci stiamo avvicinando alla capacità di produrre 30 milioni di mc/giorno di acqua potabile, in circa 12.500 impianti. La metà di questi sono in Medio Oriente. Il più grande ne produce 454.000 mc/giorno.

Attualmente, come già accennato, circa il 10% dell’acqua dolce di Israele è acqua dissalata e un grande impianto ad RO fornisce l’acqua a 50 centesimi al metro cubo a Gerusalemme.

Malta riceve due terzi della sua acqua potabile da un impianto RO. Singapore nel 2005 ha commissionato un grande impianto ad RO da 136.000 mc/giorno, pari a circa il 10% dei suoi fabbisogni. Produrrà acqua a 49 centesimi USA per metro cubo.

I reattori nucleari di piccole e medie dimensioni sono adatti per la dissalazione, e spesso sono usati cogenerando energia elettrica con turbine a bassa pressione di vapore e usando acqua di mare per il raffreddamento.

■ Impianti che utilizzano già lʼenergia nucleare Come accennato in precedenza, la funzionalità di un impianto di dissalazione integrato nucleare è già stata provata, soprattutto in impianti operanti in Kazakistan, India e Giappone.

Il reattore veloce BN-350 a Aktau, in Kazakistan, ha già generato ben 135 MWe di potenza elettrica e 80.000 mc/giorno di acqua potabile per 27 anni. Circa il 60% della sua potenza, sotto forma di calore, è stata utilizzata per la desalinizzazione. L’impianto originariamente era stato progettato per 1.000 MWt ma non ha mai operato a più di 750 MWt. Questo impianto

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roma ha, di fatto, stabilito la fattibilità e lʼaffidabilità di tali impianti di cogenerazione.

In Giappone sono stati costruiti una decina di impianti di dissalazione utilizzando reattori ad acqua in pressione per la produzione di energia elettrica. Ogni reattore ha prodotto da 1.000 a 3.000 mc/giorno di acqua potabile. Inizialmente è stata usata la tecnica MSF per la desalinizzazione, in seguito anche la RO-MED, perché più efficiente. L’acqua viene utilizzata dai reattori per i propri sistemi di raffreddamento.

LʼIndia è impegnata nei progetti di ricerca sulla dissalazione dal 1970. Ha creato un impianto di dimostrazione accoppiato a un reattore (PHWR) da 170 MWe alla Atomic Power Station di Madras a Kalpakkam nel sud-est del paese.

Questo impianto nucleare di desalinizzazione è un ibrido (osmosi inversa/multi-fase flash) con la capacità di 1.800 mc/giorno.

Molto rilevante è anche l’esperienza delle centrali nucleari in Russia, Europa orientale e in Canada.

La diffusione su ampia scala delle centrali nucleari di dissalazione dipende principalmente da fattori economici. Attualmente l’ONU e la Agenzia Internazionale per l’Energia Atomica (AIEA), promuovono la ricerca e la collaborazione in merito con più di 20 paesi.

■ I nuovi progetti La Corea del Sud ha messo a punto un piccolo reattore nucleare progettato per la cogenerazione di 90 MWe di energia e la produzione di 40.000 mc/giorno di acqua potabile. Si tratta del reattore 330 MWt SMART * (PWR). È un reattore dalla lunga vita e deve essere rifornito solo ogni 3 anni. L’impianto di cogenerazione per la dissalazione usa la tecnica MSF. Un altro progetto è il reattore SMART MED accoppiato a quattro unità con la produzione totale di 40.000 mc/giorno.

La Spagna sta costruendo 20 impianti di dissalazione che usano la tecnica RO nel sud-est per la fornitura di oltre l’1% di acqua del territorio.

Nel Regno Unito, un impianto RO da 150.000 mc/giorno è proposto per il basso estuario del Tamigi, utilizzando acqua salmastra.

La Cina sta esaminando la fattibilità di un impianto di dissalazione dell’acqua di mare per via nucleare nella zona industriale di Yantai, che produrrà 160.000 mc/giorno di acqua dolce con la tecnica MED, utilizzando un reattore 200 MWt. La Russia ha avviato un progetto di dissalazione con il nucleare utilizzando due reattori KLT40 (ognuno di 150 MWt) e tecnologia canadese RO per la dissalazione.

La Tunisia sta esaminando la fattibilità di un im-

pianto di cogenerazione (elettricità-dissalazione) nel sud-est del paese.

Il Marocco ha completato uno studio di pre-progetto con la Cina, a Tan-Tan sulla costa atlantica, utilizzando un reattore da 10 MWt che produrrà 8.000 mc/giorno di acqua potabile da distillazione (MED).

L’Egitto ha avviato uno studio di fattibilità di un impianto di cogenerazione di elettricità e di acqua potabile a El-Dabaa, sulla costa mediterranea.

L’Algeria sta valutando la fattibilità di un impianto di desalinizzazione per la sua seconda città più grande, Orano, da 150.000 mc/giorno utilizzando la tecnologia MSF (anche se ancora non è sicuro che si utilizzerà l’energia nucleare).

In Iran era progettato un impianto di dissalazione MSF con la centrale nucleare di Bushehrun per la produzione di 200.000 mc/giorno, ma la sua costruzione sembra essere bloccata a causa di ritardi prolungati.

L’Argentina ha anche sviluppato un piccolo reattore nucleare per la cogenerazione o solo per la dissalazione, il 100 MWt CAREM (integrante PWR).

La maggior parte o tutti questi impianti hanno richiesto l’assistenza tecnica dell’AIEA nell’ambito del suo progetto di Cooperazione tecnica sul nucleare e dissalazione. Tale progetto di ricerca è stato avviato nel 1998 e sono stati analizzati i reattori destinati a funzionare in accoppiamento con i sistemi di dissalazione, nonché le più avanzate tecnologie di dissalazione. Sicurezza e affidabilità sono stati i requisiti chiave del progetto. Questo programma consentirà una ulteriore riduzione dei costi delle centrali nucleari di dissalazione.

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roma Piccoli reattori nucleari ed esperienza nucleare per la desalinizzazione

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Oltre agli impianti nucleari di potenza adibiti anche alla desalinizzazione sono in fase di progetto e/o realizzazione alcuni piccoli reattori nucleari adatti per la desalinizzazione. Questi piccoli reattori sono per lo più ad acqua leggera in pressione PWR (Pressurized Water Reactor) e del tipo integrale, ossia con il generatore di vapore ed il circuito di raffreddamento-condensazione contenuti nello stesso pressure vessel del sistema nucleare. Segue una breve sintesi dei principali progetti di piccoli reattori nucleari e delle principali realizzazioni nucleari per la desalinizzazione, riassunti in Tabella 3.

LʼArgentina ha sviluppato un progetto di piccolo reattore nucleare PWR del tipo modulare ed integrale denominato CAREM (Central ARgentina de Elementos Modulares) da 100 MWt per la cogenerazione o solo per la dissalazione. Il CAREM è refrigerato mediante circolazione naturale e ha sistemi di sicurezza di tipo passivo.

La messa in esercizio ad Atucha di un piccolo prototipo da 27 MWe è pianificata per il 2015.

Seguirà lo sviluppo di progetti di reattori di potenze più elevate, fino a circa 300 MWe. La Cina ha sviluppato un progetto di piccolo reattore nucleare PWR integrale a circolazione naturale di acqua in pressione denominato NHR-200 (Nuclear Heating Reactor 200 MWt) basato su un impianto pilota e destinato principalmente alla dissalazione.

La Corea del Sud ha sviluppato un progetto di piccolo reattore nucleare PWR integrale denominato SMART (System Integrated Modular Advanced Reactor) per la cogenerazione di energia elettrica e acqua potabile. Tale reattore da 330 MWt deve essere rifornito ogni 3 anni ed è destinato alla produzione di una limitata potenza elettrica parla a circa 90 MWe e alla dissalazione di acqua marina con una produzione totale di 40.000 mc/giorno, L’Ente Atomico coreano KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) prevedeva di licenziare il progetto SMART entro la fine del 2012. La realizzazione dell’impianto è di tipo modulare, con sistemi ed attrezzature realizzati in fabbrica ed assemblati sul sito di localizzazione del reattore. La semplicità costruttiva dovrebbe inoltre permettere una generale economicità realizzativa. È anche allo studio un impianto di dissalazione nucleare per il sud-est del paese.

In Giappone, alcuni impianti di desalinizzazione legati a reattori PWR per la produzione di energia elettrica producono circa 14.000 mc/giorno di acqua potabile. L’acqua viene anche usata per sistemi di raffreddamento dei reattori stessi e sono stati accumulati oltre 100 anni-reattore di esperienza nella desalinizzazione nucleare.

L’ India è stata impegnata nella ricerca per la dissalazione nucleare dal 1970. Nel 2002 un impianto dimostrativo accoppiato a due reattori nucleari ad acqua pesante in pressione (PHWR Pressurized Heavy Water Reactor) è stato istituito presso la centrale nucleare di Madras nel sud-est dell’India. Dal 2004 il reattore nucleare di ricerca di Trombay ha fornito calore residuo per la dissalazione a bassa temperatura.

Il reattore veloce BN-350 di Aktau, in Kazakistan, ha fornito con successo fino a 135 MWe di potenza elettrica producendo circa 80.000 mc/giorno di acqua potabile per 27 anni fornendo circa il 60% della sua potenza per produrre calore e per la desalinizzazione, dimostrando la fattibilità e l’affidabilità di tali impianti. L’impianto era stato progettato inizialmente per fornire 1.000 MWt, ma non ha mai operato a più di 750 MWt per cui è stato necessario aggiungere delle caldaie a gasolio e a gas portando la capacità di desalinizzazione a circa 120.000 mc/giorno.

Nel 2010 il Pakistan ha commissionato un impianto di dissalazione da 4.800 mc/giorno accoppiato alla centrale nucleare di Karachi dotato di un reattore PHWR da 125 MWe. Precedentemente un impianto ridotto di dissalazione mediante osmosi inversa forniva 454 mc/giorno per gli usi interni alla centrale.

In Russia è iniziata la costruzione di un impianto nucleare galleggiante per la cogenerazione di energia termica ed elettrica, destinato anche alla desalinizzazione. L’impianto, denominato ATET-80, è costituito da due reattori KLT-40 derivati dalle navi rompighiaccio russe, e può essere galleggiante o terrestre, producendo oltre 85 MWe e 120.000 mc/giorno di acqua potabile. L’entrata in funzione di questi reattori refrigerati ad acqua era prevista per il 20131 con una vita operativa di progetto di 40 anni. Il piccolo reattore ABV-6 (sigla dal russo) da 38 MWt viene montato in coppia su una chiatta da 97m di lunghezza e produce 12 MWe e oltre 40.000 mc/giorno di acqua potabile per osmosi inversa.

Un progetto più grande ha due reattori VBER300 nel pontile centrale di una chiatta da 170 m di lunghezza, con le apparecchiature ausiliarie sulle parti laterali.

In conclusione, molta esperienza risulta essere stata accumulata, già oggi, in impianti nucleari in Russia, Europa Orientale e in Canada, con impieghi anche per il teleriscaldamento.

Nuovi progetti per la desalinizzazione

La IAEA (International Atomic Energy Agency) ha avviato nel 1998 un progetto di cooperazione per l’impiego dell’energia nucleare per la desalinizzazione e numerosi paesi si sono

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roma Tabella 3 - Principali nuovi progetti per la desalinizzazione nucleare e non

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Paese

Progetto / Realizzazione

Algeria

Costruzione di un impianto di dissalazione nucleare da 500.000 mc/giorno presso Magtaa Commissionato un impianto di dissalazione nucleare da 120.000 mc/giorno per Fouka, nei pressi di Algeri Studio di un impianto di dissalazione da 150.000 mc/giorno per Orano Arabia Saudita Commissionato un impianto di dissalazione da 68.000 mc/giorno Argentina Progetto CAREM (Central Argentina de Elementos Modulares) anche per la desalinizzazione: piccolo PWR da 100 MWt, tipo modulare, a configurazione integrale, circolazione naturale, sistemi di sicurezza di tipo passivo Australia Costruzione di un impianto di dissalazione con energia rinnovabile da 410.000 mc/giorno per la fornitura di Melbourne Cina Progetto NHR-200 (NuclearHeatingReactor 200 MWt ) anche per la desalinizzazione: piccolo PWR da 200 Mwt, tipo modulare, a configurazione integrale, circolazione naturale, sistemi di sicurezza di tipo passivo Completato l’impianto di dissalazione nucleare da 50.000 mc/giorno di Aqualyng (previsti ulteriori ingrandimenti) Commissionato un impianto di dissalazione nucleare da 10.080 mc/giorno a Dalian Studio di un impianto di dissalazione nucleare da 160.000 mc/giorno a Yantai Studio di un impianto di dissalazione nucleare da 330.000 mc/giorno nei pressi di DayaBay. Studio di un impianto di dissalazione da 2.200.000-2.600.000 mc/giorno da rendere operativo entro il 2015 Corea del Sud Progetto SMART (System Integrated Modular Advanced Reactor) anche per la desalinizzazione: piccolo PWR da 330 MWt, tipo modulare, a configurazione integrale Dubai Studio di un impianto di dissalazione da 450.000 mc/giorno Egitto Studio di un impianto di dissalazione con 4 reattori nucleari da circa 1.000 MWe a El~Dabaa da avviare entro tra il 2019 e il 2025 Emirati Arabi Uniti Studio di un impianto di dissalazione da 68.000 mc/giorno a Ras Al Kaimah Giappone Realizzazione di vari impianti di desalinizzazione legati a PWR Giordania Studio di un impianto di dissalazione nucleare da avviare entro tra il 2015 India Realizzazione impianto dimostrativo accoppiato a 2 PHWR per desalinizzazione presso Madras Indonesia Studio di un impianto di dissalazione con reattore nucleare SMART fornito dalla Corea del Sud per l’isola di Maclura Iran Costruzione (bloccata) di un impianto di dissalazione abbinato alla centrale nucleare di Bushehrun da 200.000 ml/giorno Israele Costruzione completata di un impianto di dissalazione abbinato alla centrale nucleare di Dimona Kazakistan Realizzazione impianto per olesalinizzazione legato al reattore veloce BN-350 di Aktau Kuwait Studio di un impianto di dissalazione nucleare da 140.000 mc/giorno Libia Studio, in cooperazione con la Francia, di un impianto di dissalazione nucleare Studio di un impianto di dissalazione con il reattore nucleare di ricerca Tajoura Marocco Studio, in cooperazione con la Cina, di un impianto di dissalazione da 8.000 mc/giorno con reattore nucleare da 10 MWt a Tan-Tan Studio. in cooperazione con la Russia per un impianto di dissalazione nucleare a Sidi Bouldra Messico Commissionato un impianto di dissalazione da 21.000 mc/giorno Studio per un impianto di dissalazione da 375.000 mc/giorno a Rosarito in Baja California per fornire acqua potabile su entrambi i lati del confine Messico USA Pakistan Realizzazione impianto per dissalazione per gli usi interni al reattore PHWR Qatar Studio di un impianto di dissalazione nucleare da 1, 3 milioni di mc/giorno Regno Unito Studio di un impianto di dissalazione nucleare da 150.000 mc/giorno per il più basso estuario del Tamigi Russia Costruzione di un impianto nucleare galleggiante ATET-80 (costituito da 2 reattori KLT40) anche per la desalinizzazione Costruzione di un impianto per la desalinizzazione da 10.000 mc/giorno per condizioni climatiche estreme Singapore Commissionato un impianto di dissalazione ad osmosi inversa da 136.000 mc/giorno pari a circa il 10% del proprio fabbisogno Singapore nel 2005 ha commissionato un grande impianto ad osmosi inversa per la fornitura di 136.000 mc/giorno pari a circa il 10% del proprio fabbisogno Spagna Costruzione di 20 impianti di dissalazione nel sud-est per la fornitura di oltre l’1% di acqua del territorio.

40 anni di esperienza nella dissalazione nelle isole Canarie, dove si producono circa 1, 1 milioni di mc/giorno Tunisia Studio di un impianto di dissalazione nucleare per il sud-est del paese

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prontamente interessati all’assistenza tecnica proposta. Sono stati analizzati numerosi progetti di reattori destinati a funzionare in accoppiamento con le più avanzate tecnologie per sistemi di dissalazione. Questo programma, con al centro i temi della sicurezza e affidabilità, consentirà una ulteriore riduzione dei costi degli impianti nucleari per la dissalazione. Numerosi paesi hanno già avviato progetti di ricerca e studi di fattibilità per la costruzione di nuovi impianti di desalinizzazione; molti dei nuovi progetti prevedono l’impiego dell’energia nucleare.

In alcuni casi il sistema di produzione di energia non è stato ancora confermato e anche le fonti rinnovabili possono quindi essere considerate. Segue una breve sintesi descrittiva dei principali nuovi progetti per la desalinizzazione, già riassunti in Tabella 3.

LʼAlgeria ha avviato la costruzione di un impianto di dissalazione nucleare da 500.000 mc/giorno presso Magtaa e, nel 2011, ne ha commissionato uno da 120.000 mc/giorno per Fouka, nei pressi di Algeri. Sta, inoltre, valutando la fattibilità di un impianto di desalinizzazione da 150.000 mc/giorno per la sua seconda città più grande, Orano, anche se non è stato ancora stabilito se si utilizzerà l’energia nucleare.

L’ Arabia Saudita ha stipulato un contratto per costruire un impianto di 68.000 mc/giorno che dovrebbe essere completato all’inizio del 2014.

In Australia è stato costruito presso Wonthaggi un impianto di dissalazione ad osmosi inversa da 410.000 mc/giorno alimentato con energia rinnovabile per la fornitura di Melbourne.

La Cina ha commissionato un impianto di dissalazione nucleare da 10.080 mc/giorno a Dalian nel nord-est del paese e sta esaminando la fattibilità di un impianto di dissalazione di acqua di mare per via nucleare nella zona industriale di Yantai in grado di produrre 160.000 mc/giorno di acqua dolce utilizzando un reattore NI-IR-200 da 200 MWt. Un altro progetto è per un impianto da 330.000 mc/giorno nei pressi di DayaBay. Nell’ ottobre 2011 a Caofeidian, nella provincia di Hebei, è stato completato l’impianto di dissalazione nucleare da 50.000 mc/giorno di Aqualyng. Nel 2012 era stato previsto di raddoppiare questa produzione mentre ulteriori ingrandimenti dell’impianto avrebbero permesso la produzione di oltre 1 milione di mc/giorno di acqua dolce per la fornitura di Pechino attraverso 230 km di condotte.

Infine, nel febbraio 2012, è stato annunciato un progetto per la dissalazione dell’acqua di mare da 2.200.000 - 2.600.000 mc/giorno da rendere operativo entro il 2015.

Dubai ha annunciato l`intento di costruire un impianto di dissalazione da 450.000 mc/giorno.

LʼEgitto ha avviato uno studio di fattibilità per un impianto di cogenerazione di elettricità e di acqua potabile mediante 4 reattori nucleari da circa 1.000 MWe a El-Dabaa, sulla costa mediterranea, da avviare entro tra il 2019 e il 2025.

Gli Emirati Arabi Uniti stanno progettando un impianto di dissalazione da 68.000 mc/giorno a Ras Al Kaimah.

La Giordania ha annunciato il progetto di costruire, entro il 2015, un reattore nucleare per produzione elettrica e per la desalinizzazione, avendo un “deficit idrico” di circa 1, 4 milioni di mc/giorno di acqua potabile.

L’ Indonesia sta studiando, per l’isola di Madura, la fattibilità per la costruzione di un reattore nucleare SMART fornito dalla Corea del Sud per la dissalazione.

Fin dal 1977 in Iran era stato progettato un impianto di dissalazione abbinato alla centrale nucleare di Bushehrun per la produzione di 200.000 mc/giorno, ma la costruzione sembra essere bloccata definitivamente a causa dei ritardi prolungati.

Nel Distretto Meridionale di Israele, presso la città di Dimona nel deserto del Negev, 35 chilometri ad ovest del Mar Morto, vi è un esempio di un reattore nucleare per alimentare un impianto di desalinizzazione. La costruzione del Negev Nuclear Research Center cominciò nel 1958, con l’aiuto della Francia, proprio con la motivazione ufficiale della desalinizzazione, ma sembra che il vero scopo del reattore di Dimona sia stato la costruzione di armi nucleari.

Il Kuwait ha preso in considerazione un reattore da 1.000 MWe accoppiato ad un impianto di dissalazione da 140.000 mc/giorno.

In Libia è stato siglato alla metà del 2007 un accordo con la Francia per la costruzione di un reattore nucleare per la desalinizzazione dell’acqua di mare. Si è anche valutata la possibilità di adattare il reattore di ricerca Tajoura per la dissalazione.

Il Marocco ha completato, in cooperazione con la Cina, uno studio di un reattore da 10 MWt per la distillazione di 8.000 mc/giorno di acqua potabile, a Tan-Tan, sulla costa atlantica. Sono, inoltre, iniziati alcuni studi di fattibilità in cooperazione con la Russia per un altro impianto nucleare, destinato anche alla dissalazione, che il governo ha intenzione di iniziare a costruire entro il 2017 a Sidi Boulbra.

Il Messico ha commissionato un impianto di dissalazione da 21.000 mc/giorno con l’intento di completarlo entro la fine del 2013. Un altro impianto di dissalazione di acqua di mare da 375.000 mc/giorno è stato annunciato a Rosarito in Baja California con lo scopo di fornire ac-

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roma qua potabile su entrambi i lati del confine tra Messico e USA. Il Qatar ha preso in considerazione l’energia nucleare per la desalinizzazione con una produzione che può raggiungere 1,3 milioni di mc/giorno di acqua potabile.

Nel Regno Unito, un impianto ad osmosi inversa per produrre 150.000 mc/giorno di acqua potabile utilizzando acqua salmastra è stato proposto per il più basso estuario del Tamigi.

In Russia dovrebbe essere stato completato a Vladivostok entro la fine del 2012 un impianto per la desalinizzazione mediante osmosi inversa da 10.000 mc/giorno progettato per condizioni climatiche estreme.

Singapore nel 2005 ha commissionato un grande impianto ad osmosi inversa per la fornitura di 136.000 mc/giorno pari a circa il 10% del proprio fabbisogno.

La Spagna sta costruendo 20 impianti di dissalazione che usano la tecnica dell’osmosi inversa nel sud-est per la fornitura di oltre l’1% di acqua del territorio. La Spagna ha 40 anni di esperienza nella dissalazione nelle isole Canarie, dove si producono circa 1,1 milioni di mc/giorno.

La Tunisia sta esaminando la fattibilità di un impianto di cogenerazione elettricità-dissalazione

in un impianto nucleare nel sud-est del paese trattando le acque sotterranee leggermente salate.

Conclusioni Come si è potuto constatare, le tecnologie per la dissalazione dell’acqua marina attraverso l’impiego di energia nucleare, trovano, a livello internazionale, una vastità di applicazione sicuramente superiore a quanto percepibile o immaginabile nel nostro paese, ove, in tema nucleare, la visione appare ristretta ai temi inerenti la produzione di energia elettrica.

Si ritiene auspicabile una maggior diffusione della tematica tra tecnici e potenziali centri imprenditoriali, al fine di implementare azioni e/o partecipazioni internazionali che li possano vedere attivamente coinvolti.

L’importanza dell’argomento è evidenziata dall’esame delle cifre riportate inizialmente, che assumono drammaticità se proiettate in un futuro in cui le attuali iniziative non venissero integrate e/o supportate.

Note 1 Al momento non è stato possibile verificare se l’impianto sia effettivamente stato realizzato (NdA)

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Quaderno

LE ISPEZIONI IN CAMPO NUCLEARE-RADIOLOGICO

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a cura di Ing. F. Zambardi commissione Ingegneria nucleare visto da Ing. A. Taglioni

◗ tratto dal Quaderno 3/2014

Introduzione I principi generali delle ispezioni su attività o installazioni in campo radiologico e nucleare, come pure di obbligatorietà dei provvedimenti (ossia renderli impositivi) a carico degli esercenti autorizzati a tali attività, che sono alla base della protezione del pubblico e dell’ambiente dal rischio nucleare e radiologico, come indicato a livello internazionale (es. IAEA), comportano i seguenti criteri e requisiti. a) L’uso e il trasferimento di materiali nucleari, gli impianti e le pratiche autorizzate, rispettano i requisiti regolatori per essi definiti nei relativi processi autorizzativi. b) I documenti tecnico-gestionali e le istruzioni dell’esercente autorizzato (Titolare di licenza o Licenziatario) sono validamente applicati dal personale dipendente. c) L’organizzazione che svolge le attività autorizzate ha le competenze e le capacità richieste per le funzioni svolte. d) Gli eventuali errori di omissione e di commissione rispetto ai requisiti regolatori di licenza sono tempestivamente corretti. e) L’esperienza operativa è mutuata tra i licenziatari, l’Autorità Regolatoria pubblica per la sicurezza nucleare e la protezione dalle radiazioni (AR), e ogni altro ente interessato. f) Le attività di sicurezza nucleare/radiologicae di salvaguardia (intesa come protezione fisica dei siti e controllo dei materiali nucleari) e quelle di monitoraggio ambientale sono condotte efficientemente.

I suddetti criteri e requisiti valgono anche per quanto attiene ai casi di rischio non elevato, ad esempio: • uso civile di radiazioni (a scopo medico, industriale, agricolo, etc.); • reattori di ricerca; • gestione di rifiuti radioattivi; • trasportodi materiali radioattivi; • disattivazione di installazioni nucleari; • importazione/esportazione di beni con sorgenti radiogene.

Una caratteristica essenziale di ogni regime di

controllo nucleare è, in ogni caso, che l’AR abbia chiari poteri ispettivi e di vigilanza sulle attività autorizzate, come pure di imporre all’esercente Licenziatario l’obbligatorietà delle proprie condizioni e procedure per far fronte a situazioni di inosservanza o pericolo. Non si fa eccezione per i controlli sulle attività di import/export: anche in questo caso sussiste il preciso impegno di indagine sui beni oggetto di traffico transfrontaliero.

La verifica ispettiva di un esercente autorizzato è un punto centrale in un efficace regime rego-

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latorio. L’AR deve stabilire un programma ispettivo con un livello di approfondimento e con frequenza di intervento commisurati alla natura e al livello di rischio associato a ogni attività o pratica effettuata dall’esercente. A tale scopo è essenziale che il programma ispettivo sia supportato con adeguati mezzi finanziari, tecnici e risorse umane. Inoltre l’AR deve condurre il programma in modo flessibile, effettuando ispezioni sia preannunciate, sia senza preavviso. Ancora, l’AR deve poter effettuare ispezioni immediate se la situazione richiede immediata

attenzione. E’ quindi opportuno che la legislazione nucleare preveda il diritto per l’AR di esercitare la supervisione regolatoria continua sulle attività autorizzate. Tale supervisione, garantita tramite un opportuno programma ispettivo, assicura che le attività autorizzate siano condotte permanentemente nel rispetto delle norme e condizioni per la protezione della popolazione e dell’ambiente. A tale riguardo è necessario che l’AR abbia l’autorevolezza che gli consenta sempre l’accesso ai siti per lo svolgimento delle ispezioni. La legislazione deve an-

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che prevedere, quale elemento conclusivo delle ispezioni, dei rapporti ispettivi, o verbali, che evidenzino la rispondenza delle attività ai regolamenti e alle condizioni previste nell’autorizzazione, o che comunque possano contribuire ad affinare il processo regolatorio teso a migliorare la sicurezza e la salvaguardia.

L’obbligatorietà per gli esercenti ha lo scopo primario di prevenire le non rispondenze ai requisiti di sicurezza e di protezione della popolazione e dell’ambiente specificati nelle condizioni autorizzative. Detta obbligatorietà riguarda anche gli specifici provvedimenti definiti dall’AR per fronteggiare gli eventuali casi di non rispondenza. A tale riguardo la legislazione deve chiaramente individuare nell’AR l’autorità, che impone come obbligatori per l’esercente, l’osservanza dei requisiti autorizzativi e di ogni altro provvedimento, e che irroga sanzioni in caso di violazioni, commisurate all’entità delle stesse.

La responsabilità ispettiva dell’AR La responsabilità ispettiva e impositiva dell’AR è fissata dalla legge che ne definisce anche le regole generali, come pure lo stato giuridico e le funzioni dell’ispettore.

L’efficienza dell’AR nell’esercitare le proprie responsabilità ispettive e impositive è determinata principalmente dall’esperienza e dalla competenza professionale dei funzionari destinati ai compiti ispettivi, in tal senso si promuove la cooperazione in ambito internazionale, anche per quanto riguarda le attività ispettive.

Le ispezioni possono essere ordinarie o straor-

dinarie, possono essere effettuate durante l’intero ciclo vita della pratica/installazione, con o senza preavviso all’esercente, e possono anche includere ispezioni ai fornitori dell’esercente.

Le ispezioni ordinarie sono condotte sulla base di un prestabilito programma di ispezioni, mentre le ispezioni straordinarie sono condotte in caso di eventi inattesi.

L’esercente può essere preavvisato dall’AR della data e oggetto dell’ispezione, in modo da poter predisporre le informazioni per rendere più efficace e rapida l’ispezione.

Una mancanza o errore dell’esercente (a fronte delle proprie responsabilità), può manifestarsi in vari modi e con diversi gradi di severità: • errore di omissione o commissione che dà luogo a un inaccettabile aumento del rischio (es. degrado di una funzione di sicurezza); • errore di omissione o commissione che non dà luogo direttamente ad un aumento del rischio (es. inosservanza di regole gestionali, non agevolare l’ispezione); • riscontri ispettivi in situazioni di incidente.

In questi casi l’AR impone provvedimenti atti ad assicurare la correzione delle inosservanze, impone altresì le necessarie soluzioni di rimedio, e irroga le eventuali sanzioni o anche penalità, come previsto dalla legge.

La severità delle imposizioni è in relazione all’importanza per la sicurezza della violazione riscontrata, e può prevedere: • direttive scritte per l’esecuzione di azioni correttive entro un determinato periodo di tempo; • ordine di fermata dell’attività in caso di evidente degrado di apparecchiature, o in caso di imminente pericolo radiologico; • revoca della licenza in caso di grave mancanza o di inaccettabile pericolo radiologico esterno; • penalità, secondo legge, per violazioni critiche o per deliberate inosservanze.

La funzione ispettiva La funzione ispettiva viene esercitata nell’AR sotto la supervisione della Direzione, in stretta collaborazione con la funzione di analisi e controllo. Tale collaborazione risulta vitale anche per i processi autorizzativi curati dagli analisti, oltre che garantire il supporto tecnico che può essere opportuno in fase ispettiva.

La funzione ispettiva e la particolare pratica implementata nelle ispezioni si configura sulla base di vari elementi, fra cui: • i presupposti di legge; • le condizioni regolatorie di licenza; • l’organizzazione della funzione ispettiva;

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roma • •

il programma di ispezione; gli indirizzi ispettivi prevalenti (radioprotezione, impiantistica, etc.).

I presupposti di legge riguardano il fatto che le attività e installazioni con rischio radiologico siano preventivamente autorizzate per l’esercizio (a seguito del processo di licenziamento compiuto dall’AR) di cui è pienamente responsabile il licenziatario (detentore-esercente), che ai fini del licenziamento vada presentato un rapporto di sicurezza, che oltre alle prescrizioni per l’esercizio siano rispettate le regole poste per varie aree (gestione rifiuti, preparazione all’emergenza, decommissioning), e che per i casi di violazione sia previsto un regime impositivo di azioni correttive e sanzionatorio.

Come i presupposti di legge, anche le condizioni regolatori e di licenza costituiscono specifico oggetto di ispezione. Tali condizioni dipendono dal tipo di applicazione e possono comprendere: le limitazioni poste agli scarichi di ef-

fluenti radioattivi, le prescrizioni tecniche per l’esercizio, il sistema di gestione in qualità, il sistema informativo sulle anomalie, i programmi di prova e manutenzione delle apparecchiature rilevanti, la selezione dei materiali di alta qualità, la qualificazione del personale, il sistema informativo e di valutazione periodico dell’operazione e della sicurezza.

Le ispezioni vengono effettuate, facendo riferimento alle condizioni regolatorie, per tutte le fasi del ciclo di vita delle installazioni radiogene: progetto, approvvigionamento e realizzazione, esercizio, e disattivazione. Le condizioni regolatorie possono essere variamente stringenti a seconda della criticità del caso, come ad esempio per gli aspetti di qualificazione e training connessi all’uso delle sorgenti radiogene.

La funzione ispettiva opera sia in modo straordinario in caso di situazioni anomale, sia secondo un programma di ispezioni annuale per

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quanto riguarda l’operazione ordinaria delle sorgenti radiogene, come definita per le applicazioni civili e industriali. In particolare sono oggetto di ispezione: • i sistemi di sicurezza e salvaguardia delle sorgenti radiogene; • la radioprotezione (lavoratori, pubblico, monitoraggio ambientale); • i sistemi di ventilazione e di antincendio; • ogni altro sistema di supporto importante; • i sistemi di gestione e la cultura di sicurezza; • la protezione fisica delle installazioni; • il trasporto delle sorgenti radiogene; • la preparazione all’emergenza; • la conduzione di specifiche attività sperimentali o speciali.

Frequenza e approfondimento delle ispezioni Il grado di approfondimento e la frequenza con cui vengono condotte le ispezioni sono determinati in dipendenza da vari fattori: • livello di rischio; • complessità dell’installazione; • storia prestazionale dell’esercente e dell’installazione; • risultati di ispezioni precedenti; • percezione pubblica del rischio.

In prima approssimazione la frequenza delle ispezioni può essere di almeno una all’anno, escluse le attività più critiche (es. disattivazione di installazioni complesse) in cui possono aver-

si ispezioni dedicate alle specifiche operazioni in corso. La suddetta frequenza annuale può essere ridotta in base alla combinazione dei fattori sopra menzionati (es. per le apparecchiature radiogene in campo odontotecnico può essere sufficiente un’ispezione ogni 3 anni).

Presupposti per l’esecuzione dell’attività ispettiva Ai fini della regolare condotta delle attività ispettive nell’ambito dell’AR devono essere assicurati i seguenti presupposti: • la responsabilità dei funzionari addetti alle ispezioni è definita chiaramente; • è disponibile il programma di ispezione; • le procedure ispettive sono disponibili; • esistono le banche dati delle licenze e dei rapporti ispettivi; • sono disponibili i rapporti di esercizio e di monitoraggio dosimetrico e ambientale; • è assicurata la qualificazione degli ispettori; • sono mantenuti rapporti regolari a livello direzionale tra AR e licenziatari; • esiste un sistema informativo verso le autorità governative e verso il pubblico; • caso per caso è stabilito l’approccio ispettivo: più o meno orientato ad attività in ufficio (discussione tecnica e revisione documentazione) o in campo (osservazione diretta delle apparecchiature e della pratica operativa).

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roma Il piano/programma di vigilanza è sufficientemente flessibile da permettere agli ispettori di rispondere ad esigenze e situazioni particolari: pur se la maggior parte delle risorse ispettive è riservata alle ispezioni ordinarie programmate, deve essere garantita la potenzialità di intervento anche per situazioni straordinarie.

Il licenziatario o esercente deve notificare all’AR, entro tempi ragionevoli, il programma di esecuzione di attività di interesse regolatorio e di prova di apparecchiature rilevanti, e le relative procedure.

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Indirizzi e obiettivi dell’ispezione L’attività ispettiva è prevalentemente indirizzata alla verifica delle condizioni regolatorie e alla valutazione degli aspetti operativi: • rispetto dei requisiti di legge generali; • rispetto delle condizioni di licenza particolari; • sistema di gestione in qualità e cultura di sicurezza; • radioprotezione; • condotta operativa e manutenzione periodica; • predisposizioni per emergenze.

Ruolo e requisiti dell’ispettore Rientrano nel ruolo dell’ispettore le seguenti azioni: • raccogliere dati di evidenza oggettiva; • verificare la conformità a condizioni e requisiti • investigare su eventi anomali; • concedere permessi e stimolare azioni migliorative; • irrogare proibizioni e promuovere azoni sanzionatorie, o anche a carattere penale (in ambito AR e presso l’autorità giudiziaria).

Per espletare le proprie funzioni l’ispettore ha il diritto d’accesso nel sito dell’installazione/attività (sempre o nei tempi consentiti, con o senza preavviso). L’ispettore è consapevole dei dati caratteristici e del rapporto di sicurezza, identifica i problemi e ne assicura la comprensione in profondità. In particolare l’ispettore ha una buona conoscenza dei requisiti di legge e delle condizioni di licenza, ed esamina come queste sono implementate dal personale esercente.

Per garantire la familiarità con la documentazione di sicurezza l’ispettore è in contatto con gli analisti dell’AR implicati nell’analisi di sicurezza, i quali possono anche partecipare alle ispezioni secondo la specifica area di competenza.

Soprattutto l’ispettore comunica con il personale esercente a tutti i livelli, mette in evidenza anomalie o inconsistenze, pratica un approccio persuasivo verso i responsabili.

L’ispettore è quindi una persona che, in ag-

giunta alla qualificazione tecnica e alla capacità comunicativa, assicura esperienza professionale associata ad anzianità di servizio e autorevolezza sufficienti a garantirsi rispetto e ad avere un dialogo professionale con i responsabili dell’organizzazione del Licenziatario.

Le ispezioni ordinarie, che sono molto importanti e sono condotte con frequenza, implicano l’esame di rapporti e registrazioni di dati, sopralluoghi sugli impianti presso aree ed apparecchiature importanti, e discussioni tecniche ad ogni livello.

L’ispettore effettua le suddette funzioni nel quadro del programma di ispezioni.

L’ispezione inizia normalmente con un incontro a livello direzionale in cui si precisano lo scopo e i termini dell’ispezione.

L’ispettore richiede e si avvale dell’assistenza del licenziatario e del suo personale come guida sul sito e per la messa a disposizione dei dati necessari.

L’ispezione viene eseguita per osservazione diretta, durante il sopralluogo sul sito, esame di documenti e dati registrati, raccolta di campioni incluse fotografie di parti sensibili, e discussioni con il personale.

L’ispettore prende nota delle azioni eseguite e delle informazioni ricevute durante l’ispezione.

L’ispettore deduce le proprie conclusioni circa le conformità e le possibili aree di miglioramento, e discute con il Licenziatario-esercente i propri riscontri e raccomandazioni.

L’ispettore prepara un verbale di ispezione che il licenziatario può controfirmare con la specificazione delle sue considerazioni su quanto riportato dall’ispettore.

Il verbale contiene, anche tramite allegati, informazioni sul sito ispezionato, metodo ispettivo, condizioni e requisiti di riferimento, dettagli delle azioni ispettive eseguite, le conformità e le anomalie o violazioni riscontrate, le eventuali azioni impositive.

Il verbale viene compilato in caso di ispezione sia ordinaria, sia straordinaria per eventi particolari e situazioni con anomalie o incidenti.

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Il verbale viene presentato in un apposito incontro conclusivo in cui si sensibilizza il Licenziatario sui riscontri e la loro priorità per la sicurezza e si discutono problemi e possibili raccomandazioni, in modo tale che il Licenziatario sia parte attiva nella soluzione delle problematiche di sicurezza.

Il verbale e i suoi riscontri vengono immessi in una banca dati dell’AR, la cui direzione interviene e provvede per gli eventuali aspetti impositivi di obblighi e sanzioni. L’irrogazione delle eventuali penalità conseguenti a violazioni pesanti del Licenziatario si attua, a seguito del verbale ispettivo, in sede giudiziaria.

Conduzione dell’ispezione Prima di effettuare l’ispezione sul sito l’ispettore, sulla base del programma ispettivo o su input della Direzione dell’AR per casi straordinari, prepara un piano di ispezione con gli scopi ispettivi e i riferimenti agli esiti di precedenti ispezioni, ai documenti autorizzativi e alla documentazione tecnica del Licenziatario (es. programma di radioprotezione). Il piano definisce anche il personale tecnico di supporto eventualmente necessario e se l’ispezione è preannunciata o meno.

L’ispezione inizia dopo l’accesso al sito, con l’ispettore che effettua una breve riunione preliminare con l’esercente sugli scopi dell’ispezione e per i principali aggiornamenti sull’organizzazione e sul personale.

Per l’efficienza del processo ispettivo e per migliore sistematicità, l’ispezione è condotta sulla base di liste di controllo e riscontro, da accordare secondo i metodi ispettivi praticati (osservazioni in campo, discussioni con il personale del Licenziatario, esame di documentazione).

Nell’ispezione si considerano fra l’altro i seguenti aspetti, come già in parte accennato.

• Sistema di qualità e, di converso, indicatori di situazioni di degrado (es. scarsità di registrazioni, ripetizione di problemi simili, etc).

• Inventario delle sorgenti radiogene e qualificazione/training del personale addetto.

• Sistemidi monitoraggio delle radiazioni.

• Protezione occupazionale (regole, mezzi e procedure di radioprotezione, protezione da esposizioni a livello medico, classificazione delle aree, dosimetria, responsabilità, ottimizzazioni, regole per visitatori).

• Protezione del pubblico (controllo degli accessi, schermaggio delle radiazioni, limitazione degli scarichi, monitoraggio ambientale).

• Sicurezza delle sorgenti radiogene (Segnaletica e allarmi, interblocchi e interventi di sicurezza manuali e automatici, schermaggi, pulizia delle superfici esposte, prove di

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roma perdita delle sorgenti sigillate, ventilazione e altri sistemi di supporto, sistema di notifica degli incidenti).

• Gestione dei materiali e dei rifiuti radioattivi (rilascio dei materiali, strutture di deposito dei rifiuti, gestione degli scarichi liquidi e gassosi, trasferimenti e trattamenti dei rifiuti, registrazione dei dati).

• Trasporto delle sorgenti radiogene (qualificazione dei contenitori, piano di trasporto, apparecchiature e mezzi di manipolazione e trasporto, percorsi, documentazione).

• Preparazione all’emergenza.

L’ispezione si chiude con una riunione conclusiva con la Direzione del sito e con la discussione dei riscontri come verbalizzati dall’ispettore.

Qualificazione e training degli ispettori I candidati ispettori destinati ad operare per la sicurezza radiologica devono avere una buona preparazione professionale di partenza nei campi dell’ingegneria, della fisica e della chimica.

Il training di base provvisto per i candidati ispettori copre i seguenti aspetti: • leggi di base per la sicurezza radiologica e altra legislazione applicabile; • ruolo e organizzazione dell’AR; • regolamenti relativi all’attività ispettiva; • regole di legge e condizioni dell’AR che devono essere rispettate dai Licenziatari.

Il training di base è seguito da altri corsi specifici dedicati alla sicurezza radiologica, le installazioni con sorgenti radiogene e loro caratteristiche e problematiche di sicurezza, le relative

condizioni autorizzative, la relativa esperienza operativa.

Le conoscenze a cui sono finalizzate le attività di training possono essere ottimizzate con periodi di lavoro in prova e di pratica diretta sul campo, sotto la supervisione di un ispettore anziano.

L’esercizio della funzione di ispettore può aver luogo a fronte del superamento di periodi di prova e di esami, dietro riconoscimento di idoneità formalizzato con rilascio di apposito certificato.

Conclusioni In questo articolo sono stati trattati a livello introduttivo i principi generali della funzione ispettiva in campo radiologico e gli aspetti impositivi associati.

E’ stata sottolineata la caratterizzazione della funzione in dipendenza della legislazione e della tipologia di attività e installazioni che utilizzano sorgenti radiogene e del loro livello di rischio radiologico, puntualizzando il caso di applicazioni a rischio non elevato.

Sono stati trattati i casi di ispezione ordinaria e straordinaria e gli aspetti di approfondimento e frequenza delle ispezioni.

Sono stati presentati gli elementi di base circa le metodologie di ispezione, le aree tematiche affrontate, la pianificazione e condotta delle ispezioni, gli scopi e i possibili esiti dei processi ispettivi.

Sono stati anche trattati il ruolo e i requisiti dell’ispettore, compresi la qualificazione, il training richiesto, le condizioni per il riconoscimento formale della figura dell’ispettore.

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