ALLEGATO 1
PRESUPPOSTI TECNICI DI ISPRA
Viene riportato il testo integrale del documento APAT (adesso ISPRA)
"Presupposti del piano nazionale delle misure protettive contro le
emergenze nucleari e radiologiche. Aggiornamento per gli eventi di
origine transfrontaliera" Rev. 1 - Novembre 2006, senza modifiche
editoriali o tipografiche.
APAT
Agenzia per la protezione dell'ambiente e per i servizi tecnici
Presupposti tecnici del piano nazionale delle misure protettive
contro le emergenze nucleari e radiologiche
Aggiornamento per gli eventi di origine
transfrontaliera
Rev. 1 - Novembre 2006
INDICE
1. INTRODUZIONE............................................
2. SCENARI INCIDENTALI DI RIFERIMENTO E TERMINE DI SORGENTE
3. STIMA DELLE CONSEGUENZE RADIOLOGICHE ...................
4. CONSIDERAZIONI OPERATIVE AI FINI DELLA PIANIFICAZIONE ..
Il presente documento e' stato predisposto dal Dipartimento
Nucleare, Rischio Tecnologico Industriale. Le valutazioni con il
codice ARIES per la stima delle conseguenze radiologiche state svolte
dal Servizio Interdipartimentale per le Emergenze Ambientali
1. INTRODUZIONE
Il presente documento propone una rivalutazione dei presupposti
tecnici del Piano Nazionale delle misure protettive contro le
emergenze radiologiche, definiti nel 1995 sulla base di studi svolti
dall'ex ANPA (ora APAT) e dall'Istituto Superiore di Sanita' (ISS)
negli anni precedenti.
La rivalutazione e' stata condotta con riferimento ad eventi di
origine transfrontaliera, cosi' come previsto dall'art. 121 del
D.L.vo n. 230 del 1995 e successive modifiche, tenuto altresi' conto
dell'intento espresso dal Dipartimento della Protezione Civile della
Presidenza del Consiglio dei Ministri di estendere le capacita' di
protezione offerte dal piano attualmente in vigore.
Il Piano Nazionale, emesso nel 1997 sulla base dei suddetti
presupposti, tiene conto del carattere transfrontraliero delle
possibili conseguenze di eventi incidentali a centrali
elettronucleari, drammaticamente evidenziato dall'incidente di
Chernobyl. Esso considera, comunque, le diverse caratteristiche
tecnologiche degli impianti occidentali rispetto a quelli in funzione
negli anni '80 nell'ex-Unione Sovietica. Tali caratteristiche
consentono di accreditare, anche nel caso di scenari incidentali
particolarmente degradati comportanti la fusione del nocciolo
(denominati incidenti "severi"), una certa capacita' del sistema di
contenimento di limitare il rilascio all'ambiente degli elementi
radioattivi che si possono liberare dal reattore.
Pur potendosi confermare, anche alla luce delle valutazioni piu'
recenti, l'elevato grado di cautela offerto dai presupposti tecnici a
base del piano del 1997, si e' ravvisata comunque l'opportunita' di
effettuare una rivalutazione di tali presupposti per tener conto:
- dell'evoluzione della tecnologia (ad es.: negli impianti sono
state rafforzate le protezioni contro incidenti "severi"),
- delle modifiche introdotte in alcuni impianti, quali ad es.
l'incremento della potenza estratta dal reattore e l'utilizzo di
combustibile ad alto bruciamento,
- della disponibilita' di studi aggiornati sul comportamento
incidentale degli impianti e sulle possibili conseguenze radiologiche
di eventi severi a grandi distanze,
- delle posizioni piu' recenti assunte in ambito internazionale
in materia di emergenza esterna, in particolare nei paesi confinanti
ove sono in esercizio impianti nucleari.
In aggiunta a cio', in tempi piu' recenti e' emersa anche
l'esigenza di valutare l'influenza nella determinazione delle basi
tecniche della pianificazione dei nuovi fattori di rischio associati
alla persistente situazione di crisi internazionale.
Per sviluppare le necessarie valutazioni di aggiornamento, essendo
i presupposti tecnici riferiti ad impianti in esercizio nei paesi
confinanti, si e' ritenuto necessario acquisire informazioni sugli
approcci adottati presso tali paesi. Ulteriori elementi sono stati
altresi' acquisiti in tema di basi tecniche per la pianificazione
d'emergenza negli Stati Uniti, anche perche' tale approccio risulta
nella sostanza mutuato dalla Slovenia per la definizione della
pianificazione di emergenza per l'impianto di Krško che, come noto,
e' un impianto tra i piu' prossimi ai confini nazionali. Elementi
informativi sono stati infine raccolti sull'approccio adottato
dall'Austria.
Il quadro internazionale delineato attraverso la suddetta
ricognizione ha portato a confermare che i presupposti tecnici del
piano nazionale del 1997 risultano in generale in linea con le prassi
oggi adottate negli altri paesi ove sono presenti impianti in
esercizio, ed offrono un buon grado di copertura rispetto a
situazioni incidentali derivanti da guasti con probabilita' di
accadimento molto basse.
Tuttavia, in considerazione dell'intento del Dipartimento della
Protezione Civile di estendere le capacita' di copertura previste dal
piano nazionale, tenuto altresi' conto che la pianificazione di
emergenza rappresenta l'ultimo dei livelli previsti nell'approccio
della difesa in profondita', adottato nella filosofia di sicurezza
delle installazioni nucleari quale protezione a fronte della
componente residua del rischio, i presupposti tecnici sono stati
rivalutati facendo riferimento a situazioni ancor piu' degradate di
quelle assunte a base del piano del 1997.
Tali situazioni sono state definite in modo tale da costituire un
inviluppo rispetto a quelle utilizzate a riferimento per le
pianificazioni di emergenza nei paesi che ospitano gli impianti
prossimi al confine nazionale. In particolare, le situazioni
considerate sono rappresentative di scenari di riferimento
caratterizzati da un processo di danneggiamento del reattore e da una
perdita della funzione di contenimento. Rispetto a scenari
incidentali di tale natura si e' pero' considerato ragionevole dar
credito ad un'efficacia, quanto meno parziale, delle capacita' di
mitigazione esistenti sul sito.
Le basi tecniche della rivalutazione sono presentate in dettaglio
nel rapporto APAT "Basi tecniche per l'aggiornamento dei presupposti
del piano nazionale delle misure protettive contro le emergenze
nucleari e radiologiche. Eventi di origine transfrontaliera - Rev. 1
Novembre 2006" che costituisce parte integrante del presente
documento.
2. SCENARI INCIDENTALI DI RIFERIMENTO E TERMINE DI SORGENTE
I tipi di scenario identificabili, nel caso di centrali nucleari
con reattori ad acqua leggera (fino a 1500 Mwe) sono raggruppati
nelle seguenti due classi:
Classe A Questa classe comprende gli incidenti di progetto (rottura
della tubazione d'impianto di diametro maggiore, espulsio ne
repentina di una barra di controllo, etc.), incluse quelle sequenze
valutate assumendo, oltre al malfunzionamento dei sistemi ausiliari,
una degradazione nella efficacia dei sistemi di abbattimento dei
prodotti di fissione (filtri, piscine d'acqua, etc.) o una parziale
fusione del nocciolo. Questa classe, con le suddette sequenze piu'
degradate, e' quindi rappresentativa della massima gravita' cui
possono arrivare gli incidenti base di progetto. I rilasci calcolati,
viste le ipotesi prudenziali sopra descritte circa l'efficacia dei
sistemi di abbattimento dei rilasci stessi, arrivano fino a circa 45
TBq (poco piu' di un migliaio di Ci), pari ad una frazione
dell'inventario dei prodotti di fissione
Classe B Questa classe comprende gli scenari incidentali
particolarmente gravi, di del nocciolo dell'ordine di 10(elevato a)-5
probabilita' molto bassa, nel corso dei quali, pur avendo luogo una
serie di malfunzionamenti ai sistemi di salvaguardia e di danni al
nocciolo, si puo' realisticamente ipotizzare che:
- nel caso di eventi che traggano origine all'interno
dell'impianto, i sistemi di abbattimento e di contenimento, pur
parzialmente degradati, possano continuare ad offrire una barriera
atta a limitare il rilascio all'ambiente;
- nel caso di eventi di origine esterna, che possano avere come
effetto primario la perdita del sistema di contenimento, le azioni di
recupero e di mitigazione dei danni a carico del nocciolo del
reattore, necessarie ove eventualmente quest'ultimo risenta del
possibile evento iniziatore, possano dar luogo all'arresto del
processo di fusione generalizzata o, qualora quelle azioni non
avessero successo, sia comunque possibile dar luogo ad un parziale
abbattimento dei particolati radioattivi.
I rilasci calcolati in dette condizioni sono dell'ordine di un
decimo dell'inventario complessivo dei prodotti di fissione, cioe'
circa 10(elevato a)19 Bq.
Per la riconsiderazione, richiesta dal Dipartimento della
Protezione Civile, delle caratteristiche e dei requisiti del Piano
Nazionale si sono assunti a riferimento scenari della classe B, come
sopra configurati.
Situazioni incidentali con rilasci piu' gravosi di quelli relativi
alla classe B possono aver luogo se si ipotizza che vi siano
simultaneamente l'insuccesso della mitigazione di eventuali
transitori a carico del sistema di refrigerazione del reattore (sia
da parte dei sistemi automatici, sia da parte del personale
d'impianto mediante l'utilizzo delle procedure di emergenza), la
perdita del contenimento e l'insuccesso di ogni tentativo di
abbattimento dei rilasci. L'assunzione di tali ipotesi estreme, in
base alle quali viene supposto il rilascio nell'ambiente della quasi
totalita' dei radionuclidi presenti nel reattore e' da ritenersi
inutilizzabile ai fini di scelte operative, come gia' specificato nei
presupposti assunti a base del Piano Nazionale emesso nel 1997,
tenuto conto che gli scenari ad esse associabili risultano poco
plausibili e comunque di probabilita' estremamente bassa.
La caratterizzazione in composizione e tempi di emissione della
sorgente e' stata ricavata dai risultati di studi, effettuati
prevalentemente negli Stati Uniti d'America, che hanno preso in esame
diverse tipologie di impianti, di diverse generazioni. Da questi
studi e' scaturita la normativa, attualmente applicata in quel paese,
riguardante il termine di sorgente da assumere a riferimento per la
scelta dei siti e per la progettazione degli impianti. Detto termine
di sorgente fa proprio riferimento a condizioni di incidente severo
ed individua le frazioni di inventario di radioisotopi che dal
reattore si possono rendere disponibili al contenimento nel corso di
una sequenza inviluppo. Vengono individuati diversi intervalli
temporali che partono da mezz'ora dopo l'evento iniziatore e
concludono il rilascio dei radioisotopi dal nocciolo fuso, verso il
contenimento, in circa 10 ore.
Ai fini della definizione dei presupposti tecnici si considera che
il contenimento sia solo parzialmente degradato, in analogia con
quanto gia' previsto nel precedente Piano, o che, in presenza di
degradazioni severe del contenimento, possano aver luogo interventi
intesi a refrigerare il nocciolo, ad allagare la cavita' reattore o a
spruzzare acqua nel contenitore. Si suppone cautelativamente che la
durata del rilascio all'ambiente sia di due ore.
In particolare vengono assunti a riferimento i parametri di
rilascio specificati nel quadro sintetico di seguito riportato.
Parte di provvedimento in formato grafico
3. STIMA DELLE CONSEGUENZE RADIOLOGICHE
Assumendo il termine di sorgente inviluppo sopra definito sono
state effettuate alcune simulazioni sulla dispersione atmosferica, a
lunga distanza, dei radionuclidi rilasciati, prendendo a riferimento
due impianti particolarmente prossimi ai confini nazionali: Krško
(Slovenia) e St Alban (Francia).
La scelta di queste due centrali ai fini delle stime condotte
deriva principalmente dalla loro vicinanza al territorio italiano
rispetto ad altre installazioni e da considerazioni relative ad altri
fattori rilevanti quali la configurazione orografica e la direzione
dei venti dominanti; la scelta non implica alcuna valutazione di
merito sul livello di sicurezza di tali centrali.
Per le simulazioni e' stato utilizzato il codice Apollo del sistema
ARIES (Accidental Release Impact Evaluation System), che rappresenta
il sistema di calcolo adottato a livello nazionale per la valutazione
della dispersione atmosferica a lunga distanza di inquinanti stabili
o con decadimento rilasciati da sorgenti puntiformi. Il sistema e'
operativo presso il Centro di Emergenza dell'APAT. ARIES e' stato
utilizzato ipotizzando condizioni meteorologiche particolarmente
sfavorevoli, individuate sulla base di effettive situazioni
atmosferiche verificatesi nell'arco di qualche anno.
Dette simulazioni sono state effettuate ipotizzando in particolare
il rilascio dei seguenti radioisotopi, individuati come piu'
rilevanti ai fini della valutazione delle dosi sulla base degli
inventari, pesati con i fattori di dose relativi al gruppo piu'
esposto della popolazione:
Iodio 131 ( (quasi uguale a) 10(elevato a)17 Bq)
Stronzio 90 ( (quasi uguale a) 10(elevato a)15 Bq),
Cesio 134 ( (quasi uguale a) 10(elevato a)16 Bq),
Tellurio 132 ( (quasi uguale a) 10(elevato a)17 Bq),
Cerio 144 ( (quasi uguale a) 10(elevato a)15 Bq).
Al fine di dare un'immagine visiva degli andamenti risultanti dalle
simulazioni effettuate con il codice ARIES nelle Figg. 1 e 2 vengono
mostrate, a scopo esemplificativo, le distribuzioni territoriali
delle dosi efficaci da inalazione per il gruppo di popolazione dei
bambini, riferite per i due casi allo Iodio 131.
I risultati ottenuti sono riportati in maggior dettaglio nelle
Tabelle 1a, 1b e 2a, 2b che seguono.
In particolare:
- i valori di dose sono riferiti all'esposizione da inalazione
nelle 48 h successive all'evento, in quanto i calcoli effettuati
hanno mostrato che il contributo alla dose di tale via di esposizione
risulta preponderante; calcoli effettuati per tempi piu' lunghi (5
giorni, 7 giorni) non hanno mostrato incrementi significativi
rispetto alle dosi da inalazione valutate per 48 h;
- i radionuclidi che contribuiscono maggiormente alla dose da
inalazione sono lo I 131 e, per un fattore 10 piu' basso, il Tellurio
132, mentre i contributi degli altri radionuclidi risultano
trascurabili;
- la deposizione al suolo, che assume valori fino a 10(elevato a)6
Bq/mq, e' tale da non far prevedere, nelle prime 48 ore, contributi
significativi alla dose dall' irraggiamento diretto dal suolo. Le
dosi da irraggiamento dal suolo sono, naturalmente, destinate a
crescere successivamente alle 48 h, ma non risultano essere tali da
poter variare l'ordine di grandezza delle dosi efficaci; cio' pur
assumendo che la deposizione rimanga invariata e che i tempi di
esposizione siano dell'ordine del mese. La deposizione al suolo e'
certamente degna di attenzione ai fini dei controlli radiometrici di
medio - lungo termine da effettuarsi sulle matrici alimentari ed
ambientali.
Parte di provvedimento in formato grafico
Fig. 1 Esempio di risultati ottenuti dalle simulazioni con il
codice ARIES effettuate applicando il termine di sorgente inviluppo
all'impianto di Krško (Slovenia). Andamento delle dosi efficaci da
inalazione di Iodio 131, per il gruppo di popolazione dei bambini, a
48 ore dall'inizio del rilascio
Fig. 2 Esempio di risultati ottenuti dalle simulazioni effettuate
con il codice ARIES applicando il termine di sorgente inviluppo
all'impianto di S. Alban (Francia). Andamento delle dosi efficaci da
inalazione di Iodio 131, per il gruppo di popolazione dei bambini, a
48 ore dall'inizio del rilascio
Parte di provvedimento in formato grafico
Tabella 1a) Valori massimi della dose efficace da inalazione (mSv)
di Iodio 131 sul territorio nazionale, nelle 48 ore successive
all'evento, risultanti dall'applicazione del termine di sorgente
inviluppo alle centrali di Krško e St. Alban
Parte di provvedimento in formato grafico
Tabella 1b) Distribuzione territoriale delle dosi efficaci (mSv) da
Iodio 131 per il gruppo di popolazione dei bambini
Parte di provvedimento in formato grafico
Tabella 2a) Valori massimi della dose equivalente alla tiroide
(mSv) da I 131 sul territorio nazionale, nelle 48 h successive
all'evento, risultante dall'applicazione del termine di sorgente
inviluppo alle centrali di Krško e St. Alban
Parte di provvedimento in formato grafico
(elevato a)1 L'intervallo tra circa 0,5 mSv ed il valore massimo
indicato impegna una estensione dell'ordine dei 20.000 Km(elevato
a)2
(elevato a)2 L'intervallo tra circa 0,5 mSv ed il valore massimo
indicato impegna una estensione dell'ordine dei 40.000 Km2(elevato
a)
Tabella 2b) Distribuzione territoriale della dose equivalente alla
tiroide (mSv) da I 131 per il gruppo di popolazione dei bambini
Parte di provvedimento in formato grafico
(elevato a)3 L'intervallo tra circa 10 mSv ed il valore massimo
indicato impegna una estensione dell'ordine dei 20.000 Km(elevato
a)2
(elevato a)4 L'intervallo tra circa 10 mSv ed il valore massimo
indicato impegna una estensione dell'ordine dei 40.000 Km(elevato
a)2
In sintesi, tenendo anche presenti i margini di variabilita' che
caratterizzano le stime delle conseguenze radiologiche a lunga
distanza, per i due casi ipotizzati, applicando cioe' il termine di
sorgente inviluppo alle centrali di St. Alban e di Krško, si
evidenziano i seguenti risultati:
- i valori massimi delle dosi risultano dello stesso ordine di
grandezza. Nel caso di St. Alban sono interessate aree piu' ampie;
- su aree delle regioni del Nord e del Centro-nord d'Italia piu'
prossime all'impianto interessato dall'ipotetico evento incidentale,
le dosi efficaci da inalazione risultano pari ad alcune unita' di mSv
e la dose equivalente alla tiroide risulta pari ad alcune decine di
mSv;
- la deposizione al suolo di radionuclidi, che in alcuni casi
raggiunge valori di 10(elevato a)6 Bq/m(elevato a)2, e' tale da
richiedere il controllo radiometrico delle matrici ambientali ed
alimentari su estese superfici del territorio nazionale, finalizzato
a fornire le necessarie basi tecniche per eventuali decisioni in
merito all'adozione di misure restrittive sugli alimenti.
I risultati delle stime di dose effettuate fanno ritenere che
l'eventuale adozione di misure protettive di riparo al chiuso e di
somministrazione di iodio stabile permetterebbe di evitare qualche
unita' di dose efficace ed alcune decine di mSv di dose equivalente
alla tiroide. Tali valori di dose evitabile si collocano nell'intorno
dei valori inferiori dei livelli d'intervento, per i quali l'Allegato
XII al D.L.vo. n. 230/1995 e successive modifiche indica di prendere
in considerazione l'eventuale adozione delle succitate contromisure
di riparo al chiuso e iodioprofilassi.
4. CONSIDERAZIONI OPERATIVE AI FINI DELLA PIANIFICAZIONE
Le valutazioni riportate, condotte anche alla luce di un confronto
con l'approccio adottato a livello internazionale, fanno nella
sostanza ritenere che i termini di sorgente adottati per i
presupposti del Piano nazionale delle misure protettive contro
emergenze nucleari e radiologiche del 1997 offrono un grado di
copertura molto ampio rispetto alle condizioni incidentali
ipotizzabili nelle tipologie di impianti prossimi ai confini
nazionali, tenendo in particolare conto della protezione offerta dal
sistema di contenimento.
Si conferma pertanto la necessita' di assicurare:
a. adeguate capacita' previsionali circa l'evoluzione
dell'evento, in particolare con riferimento alla dispersione in
atmosfera dei radionuclidi rilasciati;
b. il monitoraggio radiometrico, su estese zone del territorio
nazionale e per tempi prolungati, ai fini della caratterizzazione
spaziale e temporale dell'eventuale ricaduta radioattiva, con
riferimento sia a matrici ambientali che a matrici alimentari di
rilevanza.
Tuttavia, in considerazione dell'intento del Dipartimento della
Protezione Civile di estendere le capacita' di mitigazione del Piano,
al fine di rafforzare la componente di difesa in profondita' propria
della pianificazione di emergenza, sono stati selezionati scenari
piu' gravosi, individuando un termine di sorgente inviluppo rispetto
a quanto assunto a riferimento nei paesi confinanti e limitrofi con
centrali nucleari nel loro territorio.
Le caratteristiche degli scenari considerati e le risultanze delle
valutazioni delle conseguenze radiologiche associabili al termine di
sorgente inviluppo individuato suggeriscono l'opportunita' di
prendere in considerazione il potenziamento delle esistenti capacita'
di previsione e di monitoraggio, nonche' l'opportunita' di prendere
in considerazione, per aree del Nord e Centro-Nord d'Italia piu'
prossime all'impianto interessato dall'ipotetico evento incidentale,
ed a tutela di particolari gruppi di popolazione, quali ad esempio i
bambini e i lattanti:
a) l'eventuale adozione di una misura protettiva di riparo al
chiuso;
b) la previsione della disponibilita', e delle relative modalita'
di distribuzione, di dosi di iodio stabile, ai fini dell'eventuale
adozione di una misura protettiva di iodioprofilassi.
Tali azioni protettive sono volte a contenere l'esposizione della
popolazione entro i valori inferiori dei livelli di intervento,
espressi in termini di dose evitabile, stabiliti dalla legislazione
italiana. La pianificazione di dette azioni protettive rende
disponibile un ampio margine, in termini di intervalli di dosi
evitabili, per tener conto sia delle incertezze esistenti nella
valutazione dei rilasci e delle dosi conseguenti, sia di rilasci piu'
gravosi di quelli ipotizzati.
I succitati provvedimenti protettivi, per la cui attuazione la
pianificazione potra' prevedere le relative predisposizioni,
dovrebbero comunque essere attuati, a seguito di un ipotetico evento
reale, qualora cio' venisse ritenuto effettivamente necessario sulla
base delle informazioni acquisite dalle autorita' del paese in cui si
e' verificato l'evento e sulla base di dati previsionali e di misura
che permettano di caratterizzare in maniera adeguata l'intensita' e
l'estensione della contaminazione.
Infine, per favorire una definizione degli interventi da adottare
quanto piu' rapida ed efficace possibile, va segnalata l'importanza
che il piano preveda specifiche modalita' di collaborazione con le
Autorita' dei paesi confinanti, da stabilirsi con appositi accordi
bilaterali, ad integrazione dei meccanismi di notifica e scambio
d'informazioni gia' previsti nell'ambito della Convenzione sulla
pronta notifica di incidenti nucleari e della Decisione del Consiglio
dell'Unione Europea 87/600 in materia di scambio rapido delle
informazioni in caso di emergenze radiologiche.