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.