ALLEGATO 2
BASI TECNICHE PRESUPPOSTI TECNICI
Viene riportato il testo integrale del documento APAT (adesso
ISPRA) «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, senza modifiche editoriali o tipografiche.
APAT
Agenzia per la protezione dell'ambiente e per i servizi tecnici
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
Il presente rapporto e' parte integrante del documento «Presupposti
tecnici del piano nazionale delle misure protettive contro le
emergenze nucleari e radiologiche - Aggiornamento per gli eventi di
origine transfrontaliera - Rev.1 - Nov. 2006».
INDICE
1. PREMESSA ..................................................
2. PRINCIPALI ELEMENTI DEI PRESUPPOSTI TECNICI PER EVENTI DI
ORIGINE
TRANSFRONTALIERA ASSUNTI A BASE DEL PIANO DEL 1997 ...........
3. ELEMENTI DI BASE AGGIORNATI ..............................
3.1. Generalita' ............................................
3.2. Il quadro di riferimento internazionale ................
3.3. Considerazioni ai fini della rivalutazione dei
presupposti tecnici ........................................
3.4. Termine di sorgente e scenari incidentali .............
3.5. Stima delle conseguenze radiologiche ..................
RIFERIMENTI ...............................................
ALLEGATO I ...............................................
TERMINE DI SORGENTE NEL CONTENIMENTO PRIMARIO ............
RISULTATI DEGLI STUDI CONDOTTI NEGLI STATI UNITI ........
ALLEGATO II ...............................................
LIVELLI DI INTERVENTO DELL'ALLEGATO XII AL DECRETO LEGISLATIVO
n° 230/1995 e successive modifiche ........ ...............
1. PREMESSA
Il presente documento illustra le basi tecniche per 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' 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»),
- della disponibilita' di studi aggiornati sul comportamento
incidentale degli impianti e sulle possibili conseguenze radiologiche
di eventi severi a grandi distanze,
- delle modifiche introdotte in alcuni impianti, quali ad es.
l'incremento della potenza estratta dal reattore e l'utilizzo di
combustibile ad alto bruciamento,
- 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' l'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.
Si deve inoltre considerare che le difese adottate per gli impianti
operanti in altri paesi non sono comunque note nei dettagli, la qual
cosa suggerisce di ampliare lo spettro degli scenari di riferimento.
Detti scenari, sulla base di considerazioni di plausibilita' e di
probabilita', verrebbero presumibilmente esclusi per impianti
analoghi installati sul territorio nazionale, per i quali, la
conoscenza puntuale delle relative caratteristiche di sicurezza
sarebbe in ogni caso garantita dallo sviluppo del processo
autorizzativo.
2. PRINCIPALI ELEMENTI DEI PRESUPPOSTI TECNICI PER EVENTI DI
ORIGINE TRANSFRONTALIERA ASSUNTI A BASE DEL PIANO DEL 1997
In questo paragrafo vengono sintetizzati i principali elementi
contenuti nei presupposti tecnici del piano del 1997, che ponevano
l'attenzione esclusivamente su eventi incidentali che traggono
origine all'interno dell'impianto.
Tipologie di scenari incidentali
Per gli scopi della pianificazione di emergenza nazionale in vigore
si ritenne opportuno utilizzare i risultati degli studi di sicurezza
e delle analisi di incidente sviluppati negli anni '80 in ambito
internazionale ai fini della progettazione e dei processi
autorizzativi delle centrali nucleari, anche con l'adozione di
metodologie probabilistiche.
Nell'ambito delle valutazioni delle conseguenze ambientali e
sanitarie, e quindi della predisposizione delle misure di emergenza
necessarie, si ritenne conveniente raggruppare gli scenari risultanti
dagli studi in due classi (A e B), con conseguenze crescenti in
termini di rilascio di radioattivita' all'ambiente (rispettivamente
da circa 50 a circa 3000 TBq). Ciascuna classe era rappresentativa di
una molteplicita' di sequenze incidentali ipotizzabili. In
particolare, ai fini della pianificazione, sono stati scelti scenari
incidentali appartenenti alla classe B, caratterizzati dalla fusione
generalizzata del nocciolo e dalla degradazione dei sistemi di
abbattimento e di contenimento delle sostanze radioattive rilasciate
a seguito dell'incidente; in detti scenari si tiene peraltro conto
degli interventi di recupero ragionevolmente ipotizzabili da parte
del personale d'impianto.
Scenari piu' gravosi vennero esclusi sulla base della
considerazione che essi potevano ritenersi conseguenti a
fenomenologie dalla caratterizzazione fisica molto incerta o
all'assenza di qualsiasi intervento di recupero, indipendentemente
dai tempi di evoluzione della sequenza, assunzione di per se' molto
cautelativa.
Scenario di riferimento
Le basi tecniche del piano nazionale del 1997 derivano, tra
l'altro, da un lavoro effettuato in collaborazione con l'AGIP
Nucleare e sono documentate anche in un rapporto emesso dal CSNI
dell'OECD/NEA (rif. G), nella parte b (Possible revision of Accident
Sequences According to the Indications of Recent Source Term Studies:
An Example Prepared by ENEA/DISP).
L'approccio che fu sviluppato si basava sulle seguenti
considerazioni:
- le sequenze considerate erano tutte quelle a probabilita' piu'
bassa di quella della fusione del nocciolo di un fattore pari a 5 x
10 (elevato a)-2 (in altri termini si ipotizzava che potessero aver
luogo ulteriori degradazioni successivamente alla fusione del
nocciolo),
- per una gran parte delle sequenze incidentali, i tempi di
evoluzione erano tali da poter considerare anche la possibilita' che
il personale operativo potesse mettere in atto provvedimenti
mitigativi, a valle della fusione del nocciolo, tali da cambiare
l'evoluzione successiva dei rilasci,
- sulla base delle evidenze derivanti dall'esperienza operativa,
in particolare dai risultati delle ispezioni periodiche effettuate
sugli impianti, si teneva conto del fatto che potessero essere
presenti, fin da prima dell'innesco dell'incidente, aperture
indesiderate nel contenimento, tali da dare luogo ad un incremento
dei rilasci all'esterno. Nell'ipotesi di presenza di tali aperture,
si e' cautelativamente supposto che esse non influenzino l'andamento
delle pressioni ma esclusivamente i rilasci;
- l'intervento dei sistemi di mitigazione consentiva di porre
completamente termine al rilascio.
In generale, il risultato finale dello studio svolto sulla base del
suddetto approccio indica che, a parte i gas nobili, la massima
frazione di rilascio dei prodotti di fissione volatili all'ambiente,
in caso di incidente per reattori di tipo PWR, e' dell'ordine di
10(elevato a)-3.
In particolare, i risultati si sono tradotti nel seguente termine
di sorgente, espresso in frazioni di rilascio dell'inventario dei
prodotti di un reattore tipo LWR da 1000 MWe, applicato ai fini della
definizione del piano nazionale di emergenza:
Tabella 1 - Termine di sorgente del piano 1997
Parte di provvedimento in formato grafico
Tali frazioni sono da considerarsi come valori inviluppo e sono
rilasciate con le modalita' e la tempistica di seguito indicate. A
tre ore dall'innesco dell'incidente cominciano ad essere rilasciati
dal nocciolo verso il contenimento i gas nobili e gli aerosol. Di
conseguenza inizia anche la dispersione nell'ambiente attraverso le
aperture del contenimento.
La durata dei rilasci al contenimento e' di tre ore per iodio e
cesio e di 7 ore per tutti gli altri radionuclidi. A 24 ore
dall'innesco dell'incidente non si hanno ulteriori rilasci di aerosol
all'ambiente, mentre solo dopo 10 giorni termina il rilascio di gas
nobili. Alle suddette frazioni di rilascio corrisponde un'attivita'
rilasciata all'ambiente di circa 3000 TBq.
Conseguenze radiologiche
Le valutazioni relative agli scenari su descritti, effettuate per
distanze variabili da 100 a 400 km dal punto del rilascio, hanno
evidenziato che:
- nelle prime ore successive al rilascio il contributo principale
alla dose, sia efficace che alla tiroide, e' dovuto all'inalazione di
aria contaminata. I radionuclidi che contribuiscono maggiormente alla
dose da inalazione sono alcuni isotopi dello iodio, del tellurio e
del rutenio;
- l'andamento della dose equivalente alla tiroide da inalazione per
le tre classi di eta', in funzione della distanza dal punto di
rilascio, e' del tipo di quello riportato nella figura che segue,
- i valori piu' elevati riguardano il gruppo di popolazione dei
bambini, come evidenziato dalla stessa figura,
- si deve tener conto degli intervalli di variabilita' nei
parametri che schematizzano i fenomeni (coefficienti utilizzati nei
modelli di diffusione, dati meteorologici etc).
Dose equivalente alla tiroide da inalazione in funzione della
distanza
Parte di provvedimento in formato grafico
Le valutazioni dosimetriche hanno evidenziato che sul territorio
nazionale non vengono raggiunti livelli di dose di riferimento per
l'adozione d'interventi protettivi, raccomandati a livello
internazionale. E' stata comunque ravvisata la necessita' di attuare
tempestivamente il controllo delle condizioni diffusive e
radiometriche effettivamente esistenti al momento dell'emergenza,
anche al fine di un'eventuale adozione di provvedimenti specifici,
quali il riparo al chiuso o la iodoprofilassi, in presenza di
particolari condizioni meteorologiche locali.
Particolare importanza e' stata attribuita anche alle stime
previsionali dell'andamento, nel tempo e sul territorio italiano,
della contaminazione radioattiva e dei conseguenti livelli di dose,
elaborate sulla base sia delle informazioni fornite dallo stato
estero in cui l'evento si e' verificato, riguardanti l'entita' del
rilascio, sia dei dati radiometrici e delle condizioni diffusive e
meteorologiche in atto.
Per quanto concerne le azioni finalizzate alla riduzione
dell'irradiazione interna conseguente all'ingestione di alimenti
contaminati, i presupposti tecnici a base del piano del 1997 indicano
la necessita' di attivare una campagna di controllo radiometrico
della catena alimentare in tutte le aree interessate dal passaggio
della nube, al fine di adottare, sulla base degli esiti delle misure,
gli opportuni provvedimenti restrittivi a carico di determinate
derrate. I presupposti tecnici indicano altresi' l'esigenza di
aumentare la frequenza delle misure effettuate dalle reti di
rilevamento della radioattivita' ambientale, operanti sull'intero
territorio nazionale, al fine di conseguire un completo controllo
della situazione generale.
3. ELEMENTI DI BASE AGGIORNATI
3.1. Generalita'
Come indicato in premessa, oggi vi sono nuovi elementi che
suggeriscono l'opportunita' di una rivalutazione dei presupposti
tecnici che furono assunti a base del piano in vigore.
Uno dei motivi risiede nell'opportunita' di tener conto degli
innumerevoli e sistematici studi che hanno portato negli Stati Uniti
alla definizione di una specifica guida tecnica (NUREG 1465, RG 1.183
del 2000) per i termini di sorgente da utilizzare nella progettazione
e localizzazione degli impianti. I risultati di tali studi sono
sintetizzati nell'allegato.
Bisogna inoltre tener conto del fatto che, negli ultimi anni, sono
state apportate diverse modifiche agli impianti in esercizio che
hanno riguardato:
- la messa a punto di procedure di gestione degli incidenti
sempre piu' perfezionate,
- l'installazione di nuovi sistemi per fronteggiare eventi
incidentali di tipo «severo»,
- in taluni casi, l'incremento della potenza estratta dal
reattore (ad esempio nel caso del reattore di Krško in Slovenia),
- l'utilizzo di combustibile ad alto bruciamento (piu' arricchito
in nuclidi fissili, scaricato a circa 60000 MWd/tonn), che consente
di prolungare i cicli di ricarica.
Molte delle innovazioni introdotte sono indirizzate all'incremento
della sicurezza degli impianti, contribuendo pertanto a ridurre
ulteriormente la probabilita' di accadimento di sequenze incidentali
di tipo severo che comportano significativi rilasci di radioattivita'
all'ambiente.
E' opportuno soffermarsi sulle ultime due modifiche sopra
descritte, maggiormente indirizzate ad un aumento dell'efficienza
degli impianti, per verificarne le implicazioni sulle previsioni di
rilascio di sostanze radioattive all'ambiente a seguito di eventi
incidentali.
L'incremento della potenza presenta una diretta proporzionalita'
con il termine di sorgente, ma rimane sempre limitato a qualche
percento della potenza iniziale.
L'incremento del bruciamento puo' portare, solo con il nocciolo
all'equilibrio, a limitati incrementi dell'inventario di nocciolo,
principalmente per quanto attiene ai prodotti di attivazione; durante
il periodo di transizione verso l'equilibrio, invece, ci si attende
una lieve riduzione [F]. Nel rif. [T] sono riportati i risultati di
studi effettuati negli Stati Uniti sull'argomento. Detti risultati
confermano una ridotta variazione dell'inventario dei radionuclidi
contenuti nel nocciolo; piu' in particolare, da tali valutazioni
emerge che, all'aumento del bruciamento (al di sopra dei 60 GWd/MTU),
gli inventari dei prodotti di fissione a vita breve rimangono
costanti o si riducono, mentre gli inventari degli attinidi, meno
importanti per gli eventi in esame, tendono ad aumentare (fattore 1,2
- 1,5). L'entita' delle variazioni e' comunque tali da rientrare
nelle incertezze dei calcoli e da essere, spesso, coperte dalle
cautele contenute nelle valutazioni quantitative dell'inventario di
riferimento.
In aggiunta a quanto sopra indicato, in relazione alla persistente
situazione di crisi internazionale, caratterizzata da un piu' elevato
rischio di azioni terroristiche contro obiettivi sensibili, si pone
inoltre l'esigenza di valutare le implicazioni di tali possibili
scenari ai fini della definizione delle basi tecniche per le
pianificazioni di emergenza.
Al riguardo, per quanto attiene alla valutazione delle possibili
conseguenze radiologiche a lunga distanza di eventi severi a centrali
nucleari oltre frontiera, e' opportuno tener conto dei risultati di
alcuni studi effettuati dall'ANPA in collaborazione con l'Istituto
Superiore di Sanita' [N] e, piu' di recente, in APAT [M]. Nell'ambito
di tali studi sono state effettuate simulazioni per stimare le
possibili conseguenze sul territorio nazionale di scenari incidentali
catastrofici a carico di impianti prossimi ai confini. In dette
simulazioni viene assunta deterministicamente la perdita completa del
sistema di contenimento e la totale assenza di interventi mitigativi
sull'impianto. Per eventi di questa gravita', nei quali non viene
appunto ipotizzata alcuna mitigazione, i modelli di calcolo
utilizzati per la stima della dispersione atmosferica di contaminanti
e delle conseguenze radiologiche indicano che su aree del territorio
nazionale non precisabili a priori in termini di posizione ed
estensione possono verificarsi condizioni tali da richiedere, quanto
meno, la considerazione di provvedimenti di somministrazione di iodio
stabile e di riparo al chiuso. In particolare, pur nell'ambito delle
incertezze dei calcoli, vengono stimati valori di dose efficace
individuale che si collocano nell'ordine delle decine di mSv.
In scenari di tale gravita', sulla base di dette valutazioni, non
si puo' inoltre escludere che, in alcune aree piu' limitate, si
possano superare i livelli inferiori dell'intervallo di dose
evitabile per il quale la detta normativa suggerisce di prendere in
considerazione l'adozione di provvedimenti di evacuazione. Viene
comunque ragionevolmente escluso il raggiungimento di valori di dose
proiettata per cui la normativa nazionale (Allegato XII al D.L.vo.
n.230/1995) ritiene sempre giustificata l'adozione di provvedimenti
di intervento. Tuttavia, come tra l'altro emerge dalla ricognizione
sulle prassi internazionali di seguito riportata, valutazioni di
questo tipo, molto utili a fini conoscitivi, non sono utilizzate per
scelte di pianificazione aventi a riferimento gli intervalli di dose
evitabile citati. Al riguardo va considerata l'opportunita', tenuta
presente a livello internazionale, di modulare comunque l'entita' e
l'estensione delle scelte di pianificazione sulla base di
considerazioni di probabilita' degli scenari incidentali di
riferimento, pur nel rispetto dei criteri di cautela che discendono
dall'applicazione del principio della difesa in profondita'. Inoltre,
l'evacuazione e' normalmente contemplata nelle pianificazioni
esclusivamente per aree limitate e prossime agli impianti ed in
condizioni in cui e' possibile avere un elevato grado di confidenza
sul reale beneficio dell'intervento, a fronte dei rischi connessi con
lo spostamento di parti di popolazione, nonche' sull'andamento del
rilascio radioattivo e della sua dispersione.
3.2. Il quadro di riferimento internazionale
Nell'ambito della rivalutazione dei presupposti tecnici, come
anticipato in premessa, dovendosi far riferimento ad eventi
incidentali ipotizzabili presso installazioni collocate nei paesi
confinanti (i.e. Francia, Svizzera, Slovenia) e limitrofi (ad es.
Germania), si e' ritenuto particolarmente rilevante acquisire
elementi informativi circa le basi tecniche e le predisposizioni di
emergenza adottate in tali paesi e sono stati al riguardo
interpellati gli organismi di controllo dei paesi stessi. E' stato
inoltre ulteriormente approfondito l'approccio adottato negli Stati
Uniti, sia in relazione al fatto che esso e' nella sostanza mutuato
dalla Slovenia per la pianificazione d'emergenza relativa alla
centrale di Krško, sia per tener conto dei mutamenti occorsi negli
anni recenti per quanto riguarda la definizione dei termini di
sorgente e dei criteri di pianificazione. In tale ricognizione,
particolare attenzione e' stata altresi' rivolta ad individuare
eventuali aggiornamenti delle basi tecniche delle pianificazioni
d'emergenza introdotti per tener conto dell'attuale situazione di
crisi internazionale, caratterizzata da un aumentato rischio di
azioni terroristiche. Elementi informativi sono stati altresi'
acquisiti circa l'approccio adottato dall'Austria che, come e' noto,
non ha impianti sul proprio territorio ma risulta esposta al rischio
d'incidenti presso le centrali in esercizio nei paesi confinanti.
Dal riferimento [G] e' possibile ricavare la posizione sul termine
di sorgente adottato ai fini della pianificazione dell'emergenza in
vari altri paesi negli anni '90. Tali posizioni non risultano
significativamente mutate.
Nella tabella che segue vengono presentati alcuni dati relativi ad
impianti posti a distanze inferiori a 200 km dai confini nazionali.
Si riporta poi nel seguito una breve sintesi delle principali
informazioni riguardanti le prassi dei paesi confinanti e limitrofi.
TABELLA 2 - DATI SUGLI IMPIANTI NUCLEARI DI POTENZA ESTERI
DISTANZA DAI CONFINI ITALIANI INFERIORE AI 200 KM [U]
Parte di provvedimento in formato grafico
Svizzera
Gli scenari incidentali di riferimento selezionati per la
pianificazione d'emergenza sono cosi' raggruppati [B]:
A. eventi incidentali senza danneggiamento del nocciolo,
B. eventi incidentali con danneggiamento del nocciolo e corretto
funzionamento del contenimento e dei sistemi di filtrazione,
C. eventi incidentali con danneggiamento del nocciolo e
considerando un incorretto funzionamento del contenimento.
I termini di sorgente associati ai suddetti scenari sono presentati
nella seguente tabella.
Le zone delineate intorno all'impianto ai fini della pianificazione
di emergenza sono cosi' suddivise [B]:
zona 1 - area di raggio di circa 3 - 5 chilometri,
zona 2 - area di raggio di circa 20 chilometri,
zona 3 - resto del Paese.
Tabella 3 - Termini di sorgente adottati in Svizzera per i diversi
scenari considerati
Parte di provvedimento in formato grafico
Con riferimento agli eventi di tipo C) viene assunto un termine di
sorgente, per i radionuclidi guida (Iodio e Cesio), di 1000 TBq,
quindi di ordine di grandezza analogo a quanto assunto negli attuali
presupposti tecnici del piano di emergenza nazionale.
Per la zona 3, quella cioe' di livello nazionale, l'Autorita' di
Controllo ha indicato che «non sono con tutta probabilita' richieste
misure di protezione civile durante il passaggio della nube.
Ciononostante, qualora la tipologia dell'evento fosse tale da
richiedere l'adozione di contromisure a piu' ampio raggio, esse
verrebbero ordinate, dalle strutture competenti dell'organizzazione
di emergenza, senza necessita' di piani preventivi dettagliati».
In Svizzera non sono state identificate specifiche zone del
territorio d'interesse per la pianificazione di emergenza a fronte di
incidenti transfrontalieri [B].
Dopo l'11 settembre 2001, le autorita' svizzere hanno svolto una
rivalutazione delle esistenti misure di protezione. La rivalutazione
ha portato a concludere che le centrali svizzere godono di un elevato
livello di protezione contro eventi di caduta d'aereo e di
sabotaggio. Sulla base di tali conclusioni i piani di emergenza
esterni non sono stati aggiornati.
Francia
I rilasci di prodotti di fissione all'atmosfera, associabili ad
ipotetici scenari incidentali da considerare a riferimento per le
pianificazioni di emergenza esterna, sono divisi in tre categorie
differenti S1, S2, S3, caratterizzate da un diverso comportamento del
sistema di contenimento [Z]:
- S1 corrisponde ad incidenti severi con rottura precoce del
sistema di contenimento (alcune ore). Tali incidenti risultano pero'
difficilmente rappresentabili dal punto di vista fenomenologico,
quindi per essi non e' richiesta una pianificazione a priori,
- S2 corrisponde ad incidenti severi con perdita differita (almeno
un giorno) del contenimento, causata da una sovrapressione interna o
dalla presenza di un'apertura esistente gia' prima dell'evento
incidentale. Tuttavia, attraverso l'adozione di misure destinate a
potenziare la resistenza del contenimento, i rilasci possono essere
ricondotti a quelli della categoria S3;
- S3 corrisponde a rilasci indiretti dal contenimento, dovuti ad
esempio ad una perforazione dello stesso nella parte bassa, causata
dal materiale fuso del nocciolo dopo un giorno dall'innesco
dell'incidente. Viene quindi assunto che il contenimento trattenga
gran parte dei prodotti di fissione e che il suolo agisca poi da
filtro per tutti i contaminanti radioattivi, ad eccezione dei gas
nobili.
Tabella 4 - Termini di sorgente adottati in Francia per le diverse
categorie di incidente
-------------------------------------------------------------
Frazioni dell'inventario di nocciolo
-------------------------------------------------------------
Gas Nobili Iodio Cesio Stronzio
Organico non organico
--------------------------------------------------------------------
S1 80 0.6 60 40 5
--------------------------------------------------------------------
S2 75 0.55 2.7 5.5 0.6
--------------------------------------------------------------------
S3 75 0.55 0.31 0.35 0.04
--------------------------------------------------------------------
Naturalmente la probabilita' di accadimento decrescente da S3 a S1.
Per i piani di emergenza e' assunto come presupposto tecnico il
termine di sorgente S3.
Documenti piu' recenti [H] hanno consentito di meglio precisare i
presupposti tecnici attualmente in vigore, che si riferiscono alla
pianificazione locale. Non risulta che siano state predisposte
pianificazioni nazionali analoghe a quella in vigore in Italia.
Esistono invece piani nazionali definiti «secret-classified»,
indirizzati alla difesa da eventi derivanti da azioni terroristiche.
L'evento dimensionante il Piano di Emergenza locale e' cosi'
caratterizzato:
- una perdita rilevante di refrigerante primario,
- che ha luogo prima della ricarica,
- con sistemi di refrigerazione di emergenza e spruzzatori del
contenimento indisponibili,
- in presenza di una perdita dal contenitore primario dello 0,3%
(1),
(1) Anche se non specificato nel rendimento citato trattasi di
frazioni del volume libero del contenimento rilasciate
giornalmente
- senza assunzione della ritenzione dei prodotti di fissione nel
sistema di refrigerazione primario,
- assumendo l'utilizzo dei filtri a sabbia, in grado di
trattenere il 90% dei prodotti di fissione tranne lo iodio organico
ed i gas nobili, a partire dalla 24(elevato a)a ora.
Il termine di sorgente, espresso in frazioni dell'inventario di
nocciolo, risulta quindi essere quello corrispondente all'ipotesi S3
sopra illustrata.
Tabella 5 - Frazioni di rilascio per la condizione incidentale S3
-----------------------------------------------------
Famiglie di Frazioni dell'inventario di
radionuclidi nocciolo %
-----------------------------------------------------
Gas nobili 75
-----------------------------------------------------
Alogeni 0,86
-----------------------------------------------------
Cesio 0,35
-----------------------------------------------------
Tellurio 0,35
-----------------------------------------------------
Stronzio 0,04
-----------------------------------------------------
Rutenio 0,03
-----------------------------------------------------
Lantanidi 0,005
-----------------------------------------------------
Attinidi 0,005
-----------------------------------------------------
Ai fini della valutazione delle conseguenze radiologiche
all'esterno viene ipotizzato il rilascio al suolo con velocita' del
vento di 5 m/s, in condizioni di diffusione normali, senza pioggia.
Non si tiene inoltre conto delle eventuali contromisure adottate per
la protezione della popolazione (riparo al chiuso, evacuazione).
La pianificazione d'emergenza riguarda le misure che devono essere
prese nelle prime 24 ore; piu' in particolare, sono distinte due
fasi: una pronta (relativa alle prime sei ore) ed un'altra per la
quale e' richiesto un certo livello di analisi e concertazione da
parte dei soggetti preposti. Le aree interessate dalle contromisure
sono costituite da zone circolari nell'intorno dell'impianto,
caratterizzate dai raggi e dalle misure protettive che seguono:
- riparo al chiuso (applicato alla fase pronta): 2 km
- riparo al chiuso (ove necessario nella fase successiva): 10 km
- evacuazione (prevista solo nella seconda fase): 5 km
- predistribuzione dello iodio: 10 km.
La comunicazione in riferimento [H] chiarisce, inoltre, che dopo
gli eventi terroristici dell'undici settembre 2001 sono stati avviati
studi, in particolare finalizzati a valutare le conseguenze di un
evento di caduta d'aereo, classificati come segreto di Stato. Questi
studi non condurranno tuttavia ad una variazione dei piani di
emergenza esterna degli impianti nucleari, poiche' essi non sono
indirizzati alla gestione delle possibili conseguenze derivanti da
eventi di tale natura.
Esistono, come gia' accennato, piani dedicati alla protezione da
attacchi terroristici (Vi sono piani indirizzati alla prevenzione
(Vigipirate), altri indirizzati alla mitigazione delle conseguenze
radiologiche (Piratom) di attacchi terroristici), che sono tuttavia
classificati. I diversi piani, indirizzati a rischi differenti, sono
predisposti per poter essere usati contemporaneamente da piu'
autorita'.
Stati Uniti
Negli Stati Uniti la pianificazione di emergenza esterna si pone
l'obiettivo di predisporre una serie d'interventi la cui adozione
permetta di limitare l'esposizione alle radiazioni della popolazione
a fronte di un ampio spettro di eventi incidentali, che possono
originare dosi superiori ai livelli d'intervento stabiliti dalle
linee guida dell'Environmental Protection Agency - EPA (10 mSv dose
efficace, 50 mSv dose alla tiroide).
Per la definizione delle basi tecniche della panificazione
l'approccio non si basa sulla selezione di una singola sequenza
incidentale ma sulla definizione di parametri inviluppo, derivanti
dallo studio delle possibili conseguenze e delle caratteristiche del
rilascio all'ambiente per un ampio spettro di sequenze incidentali,
indipendentemente dal livello di probabilita' [Q].
Tale approccio ha portato alla individuazione di due aree intorno
agli impianti, definite Emergency Planning Zones (EPZ), la prima di
raggio pari a 10 miglia, la seconda di raggio pari a 50 miglia, nelle
quali procedere alla pianificazione di interventi urgenti finalizzati
al controllo delle dosi associate rispettivamente al passaggio della
nube radioattiva rilasciata (irraggiamento ed inalazione) o alla
possibile ingestione di alimenti contaminati.
Va notato che i criteri alla base della determinazione
dell'estensione delle zone all'interno delle quali pianificare le
contromisure di emergenza sono determinati anche alla luce di
considerazioni relative alla probabilita' di accadimento degli
scenari incidentali ed alle relative conseguenze. La distanza di 10
miglia per la prima zona d'emergenza risulta essere quella oltre la
quale non si prevede di eccedere i livelli delle Protective Actions
Guidelines (PAGs) dell'EPA per incidenti base di progetto e per
incidenti di fusione nocciolo meno gravosi (sostanzialmente quelli
per i quali si da' credito alla funzione di contenimento). Essa e'
altresi' quella oltre la quale, nel caso d'incidenti severi piu'
gravi (quelli ad esempio meno probabili per i quali si considera
un'eventuale indisponibilita' della funzione di contenimento), e'
possibile ottenere una drastica riduzione di effetti deterministici,
mediante l'adozione di contromisure urgenti di evacuazione
all'interno della zona stessa.
Tale approccio consente di sviluppare una pianificazione di
dettaglio per le due zone di emergenza, che costituisce comunque
strumenti utili per adottare eventuali contromisure anche al di la'
delle zone stesse, nel caso di eventi particolarmente gravi.
In sintesi, si puo' affermare che l'approccio adottato negli Stati
Uniti prevede la considerazione di un ampio spettro di eventi
incidentali, modulata comunque sulla base di considerazioni
probabilistiche. In altri termini, situazioni incidentali
particolarmente gravose (ad esempio incidenti di fusione del nocciolo
e fallimento del sistema di contenimento) vengono considerate, ma,
alla luce delle loro bassa probabilita' di accadimento, contromisure
urgenti (ad es. evacuazione) vengono definite in sede di
pianificazione, entro il raggio delle 10 miglia intorno all'impianto,
essenzialmente con l'obiettivo di minimizzare per tali eventi effetti
acuti sulla popolazione.
Questo approccio, definito nell'ambito del riferimento [K] per gli
impianti nucleari in esercizio, ha trovato successivamente conferma
anche in successive posizioni dell' Ente di Controllo degli Stati
Uniti (Nuclear Regulatory Commission - NRC), relativamente ad
impianti di nuova generazione [S].
Si ritiene inoltre d'interesse citare alcune pubbliche posizioni
della stessa NRC in relazione alla difesa degli impianti a seguito
degli eventi del 11 settembre 2001 [D]. Le azioni richieste agli
esercenti dall'NRC, a valle degli attentati, hanno riguardato in
particolare il rafforzamento delle misure di protezione fisica.
Sul piano della preparazione per l'emergenza sono stati richiesti
agli esercenti provvedimenti intesi essenzialmente a migliorare la
capacita' di risposta in caso di esplosioni o incendi. Recentemente,
con un bollettino emesso nel Luglio 2005, l'NRC ha espressamente
richiesto agli esercenti informazioni sulle modalita' con le quali
eventi di origine dolosa sono stati inseriti tra le categorie di
emergenze previste dalla pianificazione interna.
L'NRC non ritiene probabile che attacchi terroristici, incluso
l'attacco aereo, possano dar luogo a rilasci all'ambiente tali da
produrre effetti importanti sulla salute della popolazione - e
comunque superiori rispetto a quelli gia' assunti a riferimento per i
piani di emergenza in atto - sulla base delle seguenti
caratteristiche intrinseche degli impianti:
- essi sono tra le strutture industriali piu' robuste, in grado
di resistere anche ad eventi estremi quali uragani, tornado e
terremoti;
- hanno sistemi di sicurezza ridondanti e sono eserciti da
personale ben addestrato;
- sono dotati di barriere multiple per proteggere il reattore e
per prevenire o minimizzare i rilasci all'esterno:
- sono predisposte strategie di mitigazione e misure specifiche
atte a ridurre la probabilita' di danno al nocciolo del reattore ed
il conseguente rilascio di radioattivita' all'ambiente esterno;
- e' da ritenersi improbabile che si verifichino significativi
rilasci di radioattivita' a seguito di un attacco terroristico alle
piscine di combustibile.
Sulla base delle valutazioni di sicurezza e di protezione fisica
condotte, l'NRC non ha pertanto ritenuto di modificare le basi
tecniche delle attuali pianificazioni d'emergenza.
Slovenia
Dal riferimento [I] e' stato possibile chiarire come nella
Repubblica Slovena vi siano Piani di emergenza Locali, Regionali e
Nazionali, questi ultimi indirizzati anche a far fronte ad incidenti
che si originano nei paesi confinanti.
I presupposti tecnici dei diversi piani non fanno riferimento a
singole sequenze incidentali, ma a cosiddette «categorie di
emergenza» che raggruppano diverse sequenze. La piu' gravosa di dette
categorie considera diversi possibili livelli di danneggiamento del
combustibile e del contenimento, assumendo nel caso peggiore che
abbia luogo la fusione del nocciolo ed il fallimento della funzione
di contenimento.
Per tale scenario estremo la pianificazione prevede la
predisposizione di mezzi per attuare una evacuazione fino ad una
distanza di 10 km. Detto provvedimento non e' tuttavia dettato da
specifiche ipotesi di rilascio all'ambiente e da stime puntuali delle
relative conseguenze, ma piuttosto deriva da una trasposizione
dell'approccio americano che, come detto, richiede di individuare
deterministicamente un'area di evacuazione che si estende fino a 10
miglia. L'obiettivo primario e' quello di prevenire entro tale
distanza l'insorgenza di eventuali effetti deterministici a seguito
delle sequenze incidentali piu' gravose.
I risultati dello studio probabilistico di sicurezza di livello 2
indicano comunque che l'insieme delle sequenze che possono dar luogo
a significativi rilasci di radioattivita' all'ambiente corrisponde ad
una piccola percentuale del totale delle sequenze incidentali con
fusione nocciolo (circa il 3%). Da tali studi emerge, ad esempio, che
nel caso di tali sequenze e con riferimento ai radionuclidi dello
Iodio, possono essere rilasciate (con una probabilita' dell'ordine di
3 x 10(elevato a)-6 eventi/anno) frazioni dell'inventario del
nocciolo dell'ordine del 30 %.
Tali scenari, pur se non assunti a riferimento per la
pianificazione di emergenza in vigore, vengono tuttavia considerati
nell'ambito delle attivita' di valutazione a supporto del processo
decisionale che vengono svolte dall'autorita' di sicurezza in
situazioni di reale emergenza. Nella tabella che segue sono indicate
le ipotesi di termine di sorgente adottate per dette valutazioni
dall'autorita' di controllo slovena. Tali ipotesi sono mutuate
essenzialmente dal riferimento AIEA [L].
Tabella 6 - Condizioni incidentali considerate in Slovenia per la
valutazione delle emergenze
Parte di provvedimento in formato grafico
L'autorita' di controllo slovena ha inoltre confermato che, dopo
l'evento del 11 settembre 2001 la pianificazione di emergenza non e'
stata aggiornata per prendere in considerazione scenari indotti da
atti terroristici, a fronte dei quali sono state invece rafforzate le
misure di protezione fisica della centrale.
Germania
In Germania, e' stato istituito un "Integrated Measurement and
Information System", con caratteristiche di flessibilita' tali da
coprire tutte le tipologie di incidenti in impianti nucleari [P].
Detto sistema, con l'ausilio di esperti, consente di stimare la
probabilita' e l'entita' dei rilasci conseguenti agli incidenti.
Grazie alla flessibilita' del sistema, non si e' ritenuto di
apportare cambiamenti successivamente agli eventi terroristici del
settembre 2001.
Risulta infine che gli studi svolti in quel paese [E] hanno portato
alla conclusione che, per le potenze tipiche degli impianti nucleari
esistenti, non ci si deve aspettare che possano essere richiesti
interventi di riparo al chiuso per distanze superiori a 300 km anche
nel caso estremo di rilascio dell'intero inventario del nocciolo
all'ambiente.
Le stesse valutazioni concludono altresi' che, per rilasci
conseguenti a scenari analoghi a quelli assunti a riferimento nel
presente studio, a distanze superiori a 100 km non vengono superati
valori di dose efficace (integrata in 7 giorni) pari a 10 mSv,
riferiti alla popolazione adulta.
Austria
Da quanto riportato nel rapporto austriaco relativo alla
Convenzione sulla Sicurezza Nucleare, il piano di emergenza adottato
in Austria si basa su di un termine di sorgente generico applicato
alle centrali collocate in prossimita' dei confini. Tale termine di
sorgente fa riferimento ad un rilascio massimo ipotizzabile.
Per quanto concerne le possibili conseguenze radiologiche e le
associate contromisure, la pianificazione prevede 5 livelli per tutte
le tipologie di emergenze radiologiche, rapportati alle possibili
dosi (da 0,5 a 250 mSv); a fronte di ciascuno di detti livelli sono
identificate le possibili contromisure.
L'evacuazione non risulta comunque contemplata tra le misure
urgenti oggetto di pianificazione, in quanto non necessaria. Cio' e'
stato confermato dalle valutazioni condotte da un gruppo di lavoro
misto Ceco-Austriaco sulle possibili conseguenze di eventi
incidentali di tipo "severo" a carico dell'impianto di Temelin (a 50
km dai confini).
Sono comunque disponibili presso le autorita' preposte alla
gestione delle emergenze modelli previsionali, atti a valutare le
conseguenze di eventi incidentali che dovessero verificarsi negli
impianti dei paesi limitrofi, anche sulla base di dati ed
informazioni forniti dai paesi stessi nell'ambito di specifici
accordi.
L'Austria ha comunque dichiarato di voler procedere ad un
adeguamento della pianificazione sulla base di un termine di sorgente
piu' realistico, che tenga conto della probabilita' degli eventi,
cosi' come risultante dai moderni studi probabilistici di sicurezza.
3.3. Considerazioni ai fini della rivalutazione dei presupposti
tecnici
In sintesi, la ricognizione effettuata sugli approcci adottati a
livello internazionale sopra esposta, ed in particolare dai paesi
confinanti con impianti in esercizio, ha confermato come:
- le pianificazioni di emergenza assumano quali basi tecniche di
riferimento scenari incidentali caratterizzati da una fusione del
nocciolo, con parziale degradazione della funzione di contenimento;
- nei casi in cui si prenda a riferimento uno spettro di scenari
incidentali comprendente anche situazioni piu' degradate, le misure
protettive urgenti piu' impegnative (ad es. evacuazione) vengono
pianificate in zone comunque prossime all'installazione, sulla base
di considerazioni probabilistiche;
- in tutti casi si prevede la predisposizione di appropriate
capacita' di monitoraggio e di valutazione del reale andamento
dell'evento incidentale in modo da tarare conseguentemente gli
effettivi interventi protettivi da attuare.
Nella tabella di seguito e' riportato un quadro delle frazioni di
rilascio assunte nelle pianificazioni esterne dei paesi confinanti, a
confronto con quanto assunto per il piano nazionale in vigore in
Italia.
Tabella 7 - Confronto tra i termini di sorgente utilizzati i paesi
limitrofi e quello alla base del piano nazionale 1997
Parte di provvedimento in formato grafico
Dalla tabella si puo' notare che il termine di sorgente assunto nel
piano nazionale in vigore risulta inferiore esclusivamente a quello
assunto in Francia, di circa un fattore 10 per gas nobili, alogeni e
metalli alcalini.
La differenza evidenziata non risulta comunque determinante ai fini
della scelta delle contromisure da prevedere a lunga distanza in sede
di pianificazione, come sara' evidenziato dai risultati delle
valutazioni condotte per l'aggiornamento dei presupposti tecnici,
oggetto del presente documento.
Dalla ricognizione e' altresi' emerso che in relazione alla crisi
internazionale in atto, caratterizzata dall'aumentato rischio di
possibili azioni terroristiche contro gli impianti, in generale le
azioni adottate sono state indirizzate a rafforzare le misure
preventive di protezione fisica, potenziando eventualmente le
capacita' di risposta all'emergenza di sito, senza pero' rivedere le
basi tecniche per le pianificazioni di emergenza esterna.
Le valutazioni condotte nell'ambito dei piani di difesa civile sono
state dichiarate a carattere riservato ed esulano dagli obiettivi di
questa rivalutazione dei presupposti tecnici.
In relazione ad eventi d'area particolarmente gravosi, indotti
dall'esterno - ad esempio la caduta intenzionale di un aereo civile -
diversificate appaiono allo stato le motivazioni che nei diversi
paesi hanno portato ad escludere la necessita' di rivalutare a fronte
di tali eventi le basi tecniche delle panificazioni di emergenza
esterna. Al riguardo le motivazioni addotte si riferiscono
principalmente al rafforzamento delle misure di prevenzione, alla
bassa probabilita' dell'evento, connessa con la difficile
manovrabilita' del velivolo e, piu' in generale, al rafforzamento
delle misure di controllo sul traffico aereo, nonche' con la elevata
resistenza delle strutture di una centrale nucleare. Restano peraltro
in corso (ad esempio negli Stati Uniti ed in Francia) studi ed
approfondimenti per la valutazione dei possibili effetti di tali
eventi.
Un aspetto importante che, comunque, in generale viene evidenziato
riguarda la disponibilita' presso le installazioni di elevate
capacita' di mitigazione (sistemi ridondanti e separati, barriere
multiple, procedure di emergenza); tale disponibilita' rende molto
improbabile che eventi indotti dall'esterno possano determinare
danneggiamenti estesi del nocciolo del reattore, e pertanto indurre
eventi piu' gravosi di quelli attualmente assunti a base delle
pianificazioni d'emergenza.
Il quadro internazionale delineato porta a confermare che i
presupposti tecnici del piano nazionale in vigore 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, tenuto conto del fatto 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, in considerazione altresi' dell'intento del
Dipartimento della protezione civile di estendere le capacita' di
copertura previste dal piano nazionale, si ritiene ad oggi opportuno
effettuare una rivalutazione dei presupposti tecnici, facendo
riferimento a situazioni inviluppo rispetto a quelle utilizzate nei
paesi che ospitano gli impianti prossimi al confine nazionale. Tale
rivalutazione dovrebbe inviluppare efficacemente scenari di
riferimento caratterizzati da un processo di danneggiamento del
reattore e da una perdita della funzione di contenimento. Rispetto a
tali scenari incidentali e' pero' da ritenersi ragionevole dar
credito ad un'efficacia, quanto meno parziale, delle capacita' di
mitigazione esistenti sul sito.
In sintesi, sulla base delle suddette considerazioni si ritiene
quindi di dover assumere un termine di sorgente avente le seguenti
caratteristiche:
- inviluppi i termini di sorgente assunti per le pianificazioni
d'emergenza nei paesi confinanti con impianti nucleari nel loro
territorio, - sia rappresentativo di situazioni incidentali
originatisi nell'impianto, di massima gravita', comportanti la totale
fusione del nocciolo, nel corso delle quali si puo' realisticamente
contare sulla disponibilita', almeno parziale, dei sistemi di
abbattimento e di contenimento dei rilasci,
- sia rappresentativo di situazioni incidentali indotte
dall'esterno, tali da determinare un danneggiamento del sistema di
contenimento, rispetto alle quali peraltro si possa dar credito
all'attuazione di interventi mitigativi di tipo sintomatico,
finalizzati a contenere il danneggiamento delle barriere del reattore
deputate a limitare i rilasci di radioattivita' all'ambiente (es.:
iniezione e spruzzamento di acqua, estinzione incendi); anche se le
sequenze di tal tipo e gli associati interventi mitigativi non sono
individuabili in maniera sistematica per i fattori d'incertezza che
ne caratterizzano l'evoluzione, la suddetta assunzione appare
ragionevole, data la disponibilita' sugli impianti di numerosi
sistemi mitigativi, la disponibilita' di procedure che coprono
spettri di situazioni estremamente ampi nonche' la preparazione
richiesta al personale.
3.4. Termine di sorgente e scenari incidentali
Piu' in particolare, il nuovo termine di sorgente, espresso in
termini di frazioni d'inventario rilasciate all'ambiente, viene
costruito sulla base degli elementi contenuti nella seguente tabella,
nella quale sono considerati i seguenti scenari:
a. Evento di totale fusione del nocciolo, perforazione del vessel e
sistema di contenimento parzialmente degradato (si assume un tasso di
perdita dal contenimento pari a tre volte quello di progetto); questo
evento viene considerato l'inviluppo degli scenari di incidente
severo, che possono originarsi all'interno dell'impianto, con
parziale degradazione della funzione di contenimento ed abbattimento
dei prodotti di fissione;
b. Evento di perdita del sistema di contenimento e di danno al
nocciolo del reattore fino al rilascio di tutto il contenuto dei
prodotti di fissione che si raccolgono nell'intercapedine delle
guaine degli elementi di combustibile («gap»); questo evento
presuppone che in presenza di un cedimento del contenimento e di
danni ulteriori a carico degli altri sistemi d'impianto, il personale
riesca ad intraprendere, con successo, azioni intese ad arrestare il
processo di fusione del nocciolo nella fase di surriscaldamento
generalizzato;
c. Evento di perdita del sistema di contenimento, totale fusione
del nocciolo, perforazione del vessel, parziale abbattimento dei
rilasci (Si adotta un fattore moltiplicativo 1 per ottenere il
rilascio dei gas nobili, che pertanto si assume vengano totalmente
trasferiti all'atmosfera, un fattore 0,1 per tener conto
dell'abbattimento degli altri isotopi prima del rilascio
all'atmosfera); questo evento e' rappresentativo di quella classe di
eventi in cui si assume che il contenimento sia distrutto, il
processo di fusione del reattore abbia luogo in modo inarrestabile,
ma il personale di impianto riesca a mettere in atto azioni di
abbattimento dei rilasci (es.: allagamento della cavita' e/o continuo
spruzzamento di acqua nel contenitore danneggiato).
Va evidenziato che, con l'adozione di un termine di sorgente di
tale entita', le basi tecniche della pianificazione nazionale
verrebbero ad assumere a riferimento un evento classificato nella
classe 7 della scala INES dell' AIEA.
Data la tipologia degli impianti presenti in prossimita' del
confine nazionale, ed in analogia a quanto assunto nei Presupposti
Tecnici del Piano Nazionale del 1995, si e' considerato un impianto
di tipo ad acqua in pressione.
Parte di provvedimento in formato grafico
Le suddette frazioni, applicate ad un impianto tipo PWR della
potenza di 1000 Mwe portano a rilasci all'ambiente, espressi in TBq,
i cui ordini di grandezza sono riportati nella seguente tabella, per
alcuni radionuclidi
Tabella 9 - Applicazione delle frazioni di rilascio inviluppo ad un
impianto PWR di 1000 MWe
------------------------------------------
Isotopi Rilasci (TBq)
------------------------------------------
Kr 85 m 10(elevato a)6
Kr 85 10(elevato a)4
Sr 89 5x10(elevato a)4
Sr-90 10(elevato a)3
Te 132 10(elevato a)5
I 131 10(elevato a)5
Xe 133 5 x 10(elevato a)6
Xe 135 10(elevato a)6
Xe 138 5 x 10(elevato a)6
Cs 134 - 137 5 x 10(elevato a)4
Ce 144 10(elevato a)3
In analogia con le ipotesi dei presupposti tecnici assunti a base
del piano in vigore, si considera un rilascio al suolo della durata
di qualche ora.
3.5. Stima delle conseguenze radiologiche
Assumendo il termine di sorgente sopra definito sono state
effettuate alcune simulazioni sulla dispersione in atmosfera, a
grandi distanze, dei radionuclidi rilasciati, prendendo a riferimento
due impianti particolarmente prossimi ai confini nazionali: Krško
(Slovenia) e di St Alban (Francia). La scelta di queste due centrali
ai fini delle stime condotte in questo studio deriva esclusivamente
dalla loro posizione in termini di maggior vicinanza al territorio
italiano, di caratteristiche orografiche del territorio interposto,
di direzione dei venti dominanti etc. rispetto ad altre installazioni
e non implica alcuna valutazione di merito sul loro livello di
sicurezza.
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.
In particolare, i parametri di rilascio utilizzati nelle
simulazioni sono stati cosi' caratterizzati:
Forma fisica: si distinguono diverse classi di radionuclidi, in
funzione del relativo comportamento:
- Gas nobili
- Alogeni
- Metalli Alcalini
- Gruppo del Tellurio
- Bario e Stronzio
- Metalli Nobili
- Gruppo del Cerio
- Lantanidi
Forma chimica: le forme chimiche considerate negli studi sono molto
varie e ripercorrono gli scenari piu' probabili.
Entita' del rilascio: il rilascio all'ambiente e' rappresentato
dalla frazione di inventario dei radionuclidi contenuti nel nocciolo
allo spegnimento del reattore. Sono stati assunti i seguenti valori.
Tabella 10 - Frazioni di rilascio per i gruppi di radionuclidi,
utilizzate nelle valutazioni
--------------------------------------------
Isotopi Frazioni di rilascio
--------------------------------------------
Gas nobili 1
Alogeni 0,075
Metalli Alcalini 0,075
Gruppo del Tellurio 0,0305
Bario e Stronzio 0,012
Metalli Nobili 0,0005
Gruppo del Cerio 0,00055
Lantanidi 0,00052
Dette simulazioni sono state effettuate ipotizzando il rilascio dei
seguenti radionuclidi, individuati come piu' rilevanti ai fini della
valutazione delle dosi sulla base degli inventari pesati con i
fattori di dose relativi ai gruppi piu' esposti 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).
Altezza del rilascio: rilascio al suolo
L'energia associata al rilascio si considera relativamente modesta
e tale da non influenzare le concentrazioni al suolo dei vari
radionuclidi rispetto al rilascio a quota campagna.
Tempo di rilascio: due ore.
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 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 11 e 12 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. Il contributo delle vie di esposizione da
irraggiamento nube e da irraggiamento dal suolo e' evidenziato, per i
due casi assunti a riferimento, nelle tabelle 13 e 14.
- calcoli effettuati per tempi piu' lunghi (5 giorni, 7 giorni)
non hanno mostrato incrementi significativi rispetto alle dosi
valutate per 48 h.
- i radionuclidi che contribuiscono maggiormente alla dose sono
lo I 131 e, per un fattore 10 piu' basso, il Tellurio 132, mentre i
contributi degli altri radionuclidi risultano trascurabili.
- i valori di deposizione al suolo, fino a 10(elevato a)6 Bq/mq,
sono tali da non far prevedere nelle prime 48 h 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.
- L'andamento temporale della dispersione atmosferica e delle
conseguenze radiologiche associate dipende dalle reali condizioni
atmosferiche e dalle modalita' di rilascio. A titolo indicativo si
riportano nelle figure 3 e 4, gli andamenti stimati, per lo Iodio
131, per i casi assunti a riferimento per il presente studio.
Esempi di risultati ottenuti dalle simulazioni con il codice ARIES
effettuate applicando il termine di sorgente inviluppo all'impianto
di Krško (Slovenia).
Fig.1a 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
Fig.1b Andamento delle dosi equivalenti alla tiroide 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
Esempi di risultati ottenuti dalle simulazioni effettuate con il
codice ARIES applicando il termine di sorgente inviluppo all'impianto
di S. Alban (Francia).
Fig. 2a 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
Fig. 2b Andamento delle dosi equivalenti alla tiroide 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
Fig. 3a
Andamento della concentrazione integrata in aria di Iodio 131 in
funzione del tempo.
Analisi effettuate con il termine di sorgente inviluppo applicato
alla Centrale di S. Alban - Valori massimi stimati per il territorio
italiano.
Parte di provvedimento in formato grafico
Figura 3b
Andamento della concentrazione integrata in aria di Iodio 131 in
funzione del tempo.
Analisi effettuate con il termine di sorgente inviluppo applicato
alla Centrale di Krško - Valori massimi stimati per il territorio
italiano.
Parte di provvedimento in formato grafico
Figura 4a
Andamento temporale della dose equivalente alla tiroide, da
inalazione di Iodio 131, per il gruppo di popolazione dei bambini.
Analisi effettuate con il termine di sorgente inviluppo applicato
alla Centrale di S. Alban - Valori massimi stimati per il territorio
italiano
Parte di provvedimento in formato grafico
Figura 4b
Andamento temporale della dose equivalente alla tiroide, da
inalazione di Iodio 131, per il gruppo di popolazione dei bambini.
Analisi effettuate con il termine di sorgente inviluppo applicato
alla Centrale di Krško - Valori massimi stimati per il territorio
italiano
Parte di provvedimento in formato grafico
Tab. 11
Parte di provvedimento in formato grafico
Tab. 12
Parte di provvedimento in formato grafico
Dalle tabelle 11 e 12 emerge che le dosi derivanti dallo Iodio
sono significativamente superiori a quelle degli altri radionuclidi.
I valori di deposizione al suolo, se confrontati con le
contaminazioni superficiali che possono dar luogo a dosi
significative (ved ad es. Manuale Operativo CEVaD), evidenziano come
non ci si debbano aspettare contributi dominanti alla dose da questa
fonte di esposizione.
Tabella 13 - Analisi effettuate con il termine di sorgente
inviluppo applicato alla Centrale di St. Alban - Contributi alla dose
efficace dalle diverse vie di esposizione
Parte di provvedimento in formato grafico
Tabella 14 - Analisi effettuate con il termine di sorgente
inviluppo applicato alla Centrale di Krško - Contributi alla dose
efficace dalle diverse vie di esposizione
Parte di provvedimento in formato grafico
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 esse investono 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 ad alcune decine di mSv;
- la deposizione al suolo di radionuclidi, che in taluni 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.
RIFERIMENTI
[A]- HSK- AN- 4626 "Position of the Swiss Federal Nuclear Safety
Inspectorate regarding the Safety od the Swiss Nuclear Power Plants
in the Event of an Intentional Aircraft Crash" Wurenlingen, March
2003
[B] - HSK "Concept for the Emergency Protection in the Vicinity of
Nuclear Power Plants" March 1998
[C] - Oxford Research Group "The implications of September 11th for
the Nuclear Industry" February 2003
[D] US NRC fact sheet "Safety and Security Improvements at Nuclear
Plants" ....
[E] - OECD NEA Radiation Protection ISBN 92-64-02140-X "Short-term
Countermeasures in Case of a Nuclear or Radiological Emergency"
[F] - Tomaž Nemec, Andreja Perši?, Tomaž Žagar, Bojan Žefran
"Determination of Source Term for Krško NPP Extended Fuel Cycle"
International Conference Nuclear Energy for New Europe 2004 Portorož
- Slovenia - September 6-9
[G] - OECD NEA/CSNI "Current Nazional Source Term Positions and
Practices in OECD Member Countries" (1990)
[H] Comunicazione ad APAT della Direzione Generale della Sicurezza
Nucleare e della Radioprotezione Francese (DGSNR) del 11 Maggio 2005.
[I] - Comunicazioni ad APAT del Ministero per la pianificazione
Ambientale e Spaziale della Repubblica Slovena del 16 e del 17 marzo
2005
[J] - REPUBLIC OF SLOVENIA - National Report on Fulfilment of the
Obligations of the Convention on Nuclear Safety - The first Slovenian
report in accordance with article 5 - Ljubljana, August 1998
[K] - US NRC - NUREG 0654 FEMA REP 1 - Criteria for preparation and
evaluation of radiological emergency response plans and preparedness
in support of NPPs - 1980
[L] - IAEA TECDOC 955 - Generic assessment procedures for
determining actions during reactor accidents.
[M] - APAT - Roberto Mezzanotte - Valutazioni e considerazioni per
la definizione di nuovi presupposti tecnici del piano nazionale di
emergenza relativo ad incidenti nucleari transfrontalieri.
[N] - Alonzi, Mancioppi, Rogani - La modellistica come strumento
per la pianificazione - 2002
[O] - Comunicazione ad APAT dall'Autorita' di controllo Svizzera
(HSK) del 28 febbraio 2005 con oggetto "Off-site emergency planning"
[P] - Comunicazione ad APAT del Federal Ministry for the
Environment, Nature Conservation and Nuclear Safety, Germania, del 5
Luglio 2005 con oggetto "Off-site emergency planning"
[Q] - IAEA - Safety Requirements N. GS-R-2 "Preparedness and
response for a Nuclear and Radiological Emergency.
[R] - US NRC NUREG 0654 - FEMA REP 1 - Rev. 1 Supp 3 "Criteria for
preparation and evaluation of radiological emergency response plans
and preparedness in support of nuclear power PlantsCriteria for
protective actions recommendations for Severe accidents - Draft
revised report for interim use and comment - 1996
[S] - US NRC SECY - 97 - 020 "Results of evaluation of emergency
planning for evolutionary and advanced reactors" - 1997
[T] - US NRC NUREG/CR-6703 PNNL 13257 "Environmental Effects of
Extending Fuel Burnup Above 60 GWd/MTU" - 2001
[U] - IAEA Reference Data Series n. 2 "Nuclear Power Reactors in
the World" - April 2005.
[V] - US NRC Bulletin 2005-02: Emergency preparedness and response
actions for security based events
[Z] - Taking into Account Severe Accidents in the Design and
Control of French PWR's (articolo) by J. Brisbois and A. L'Homme
(CEA-IPSN FONTENAY-AUX-ROSES) N. Schektman (EDF/SPT)
[AA]- Manuale operativo del CEVaD - Giugno 2005
[AB] - WHO/SDE/PHE/99.6 - Guidelines for Iodine Prophylaxis
following Nuclear Accidents - Update 1999 World Health Organization
Geneva 1999
[AC] - Comunicazione ad APAT del Ministero Federale
dell'Agricoltura, Foreste, Ambient e gestione delle acque austriaco -
BML FUW-UW.1.1.9/0020-V/7/2006 del 29/6/2006
ALLEGATO I
TERMINE DI SORGENTE NEL CONTENIMENTO PRIMARIO
RISULTATI DEGLI STUDI CONDOTTI NEGLI STATI UNITI
Negli Stati Uniti sono stati pubblicati documenti che sintetizzano
i risultati di molti studi (i piu' rilevanti sono elencati al termine
di questo allegato). Le conclusioni riportate in tali documenti
riguardano esclusivamente i rilasci all'interno del contenimento, dal
momento che il passo successivo e' giudicato troppo condizionato
dalle specificita' di impianto.
Il termine di sorgente, ossia quantita', composizione e tempi di
rilascio dei prodotti di fissione all'ambiente dipende innanzitutto
dalla composizione e dall'entita' dei prodotti di fissione presenti
nel contenimento durante un incidente. Esso dipende quindi dal
cosiddetto dall'"in-containment source term".
Per determinare tale "source term" si deve conoscere l'entita' del
rilascio dal circuito primario del reattore al contenimento e gli
effetti dei meccanismi di abbattimento di radioattivita' ipotizzabili
nel contenimento stesso.
Dall'esame sistematico delle possibili sequenze incidentali e'
emerso che sono piu' frequenti quelle con il circuito primario a
bassa pressione; e' emerso inoltre che una sequenza a bassa pressione
determina, durante la prima fase dell'incidente, un rilascio maggiore
al contenimento.
Sulla base di queste considerazioni l'incidente preso a riferimento
per il calcolo del termine di sorgente e' un incidente in cui la
fusione del nocciolo interviene in condizioni di bassa pressione
cosi' da avere la stima piu' cautelativa relativamente ai rilasci nel
contenimento.
I valori dell'"in-containment source term" sono da considerarsi
conservativi per quanto riguarda il tempo iniziale del rilascio al
contenimento mentre, per il resto, essi sono valori tipici
rappresentativi di sequenze con bassa pressione nel circuito primario
nel momento in cui interviene la degradazione del nocciolo e la
rottura del vessel.
I rilasci dei prodotti di fissione dal nocciolo al contenimento
sono legati alle diverse fasi fenomenologiche che si succedono
durante l'incidente, caratterizzate dal grado di fusione del
combustibile, dalla sua localizzazione, dall'integrita' del
recipiente in pressione, dalle interazioni tra materiale fuso e
calcestruzzo.
Sono state cosi' individuate 5 diverse fasi di rilascio. I fenomeni
che le caratterizzano, i tempi di intervento, la durata e i rilasci
possono essere cosi' riassunti:
Coolant activity phase:
inizia con la rottura della tubazione primaria e termina
con la rottura della prima barretta. L'attivita' rilasciata
nel contenimento e' quella associata alla ridotta
contaminazione del refrigerante primario.
Per un PWR in caso di "large LOCA" (rottura a ghigliottina
double-ended) la durata di tale fase e' 10-30 sec. mentre
per un LOCA di 6 pollici e' di almeno 10 minuti.
Per un BWR questa fase e' tipicamente piu' lunga. I tempi
dei PWR possono pertanto essere cautelativamente utilizzati
anche per i BWR.
Gap activity release:
inizia con la rottura della prima barretta e finisce quando
la temperatura della massa di combustibile fuso e' tale per
cui i prodotti di fissione piu' volatili cominciano ad
essere rilasciati dal combustibile stesso.
In questa fase si assiste al rilascio nel contenimento di
una piccola percentuale dell'inventario totale dei
radionuclidi piu' volatili, in particolare gas nobili,
iodio e cesio.
La durata di questa fase e' di 30 minuti sia per i BWR che
per i PWR.
Early in-vessel release:
inizia quando la temperatura nel nocciolo raggiunge valori
tali da determinare cambiamenti di geometria e fusione del
combustibile e di altri materiali del nocciolo che vanno
cosi' a depositarsi nella parte bassa del vessel; essa
termina con la rottura del fondo del vessel che determina
la caduta di frammenti fusi nella cavita' sottostante.
Durante questa fase una quantita' significativa di nuclidi
volatili e una piccola parte di nuclidi meno volatili sono
rilasciati nel contenimento, la quantita' rilasciata
dipende dalla ritenzione dei radionuclidi nel refrigerante
primario che, a sua volta, e' funzione del tempo di
residenza dei nuclidi nel refrigerante stesso. Una sequenza
incidentale a bassa pressione causa una produzione di
aerosol che abbandonando il circuito primario raggiunge il
contenimento.
Una durata rappresentativa per questa fase e' di 1.3 ore
per un PWR e di 1.5 ore per un BWR.
Ex-vessel release:
inizia quando frammenti di nocciolo fuso fuoriescono dal
vessel e termina quando i frammenti sono stati raffreddati
al punto tale da non rilasciare quantita' significative di
prodotti di fissione.
Il 90% dei prodotti di fissione (ad eccezione del tellurio
e del rutenio) sono rilasciati in 2 ore nei PWR e in 3 ore
nei BWR. Il tellurio e il rutenio sono rilasciati in 5 ore
nei PWR e in 6 ore nei BWR. I tempi maggiori per i BWR sono
dovuti alla maggior quantita' di zirconio presente.
Late in-vessel release:
inizia dalla rottura del vessel e procede simultaneamente
con la fase di Exvessel release.
Durante questa fase alcuni nuclidi volatili che
precedentemente si erano depositati nel refrigerante
primario, possono ridivenire volatili e raggiungere il
contenimento.
Una durata rappresentativa di questa fase e' di 10 ore.
Le tabelle riportano sia la durata delle 4 fasi di rilascio nel
contenimento (durante la fase di rilascio della "coolant activity" la
radioattivita' rilasciata nel contenimento e' quella associata con la
ridotta contaminazione del refrigerante primario) che la frazione di
inventario dei diversi prodotti di fissione rilasciata nel
contenimento.
Rilasci nel contenimento per un impianto di tipo BWR*
Parte di provvedimento in formato grafico
* Frazioni dell'inventario di nocciolo
** Il rilascio dal gap e' pari al 3% se viene mantenuta la
refrigerazione nel lungo termine
Rilasci nel contenimento per un impianto di tipo PWR*
Parte di provvedimento in formato grafico
* Frazioni dell'inventario di nocciolo
** Il rilascio dal gap e' pari al 3% se viene mantenuta la
refrigerazione nel lungo termine
La concentrazione dei prodotti di fissione nell'atmosfera del
contenimento dipende sia dall'entita' dei rilasci dal nocciolo al
contenimento che dagli effetti dei meccanismi di rimozione e
abbattimento di radioattivita' presenti nel contenimento stesso.
I meccanismi di rimozione o abbattimento dall'atmosfera del
contenimento dei prodotti di fissione possono essere di tipo
ingegneristico come gli spray, le piscine di soppressione nei BWR, i
sistemi di filtraggio, l'allagamento della cavita' del reattore
oppure possono essere processi naturali come la deposizione degli
aerosol.
Gli effetti di tali meccanismi dipendono molto dalle
caratteristiche impiantistiche quindi risulta molto difficile fornire
valori tipici e applicabili in tutte le situazioni.
Principali riferimenti
1. US NRC Regulatory Guide 1.183 "Alternative radiological Source
Terms for evaluating design basis accidents at nuclear power
reactors" - July 2000
2. Accident Source Term for Light-Water Nuclear Power Plants , L.
Soffer, S.B. Burson, C. M. Ferrell, R. Y. Lee, J. N. Ridgely
NUREG-1465, Feb. 1995
3. Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power
Plant NUREG-1150, december 1990
4. Estimate of Radionuclide Release Characteristics Into
Containment Under Severe Accident Conditions H. P. Nourbakhsh -
NUREG/CR-5747 BNL-NUREG-52289, January 1992
ALLEGATO II
LIVELLI DI INTERVENTO DELL'ALLEGATO XII AL DECRETO LEGISLATIVO n.
230/1995 e successive modifiche
Tabella A Livelli di intervento di emergenza per l'adozione di
misure protettive, espressi in millisievert
---------------------------------------------------------------------
TIPO DI INTERVENTO
---------------------------------------------------------------------
Piparci al chiuso Da alcune unita' ad alcune decine di dose
efficace
Somministrazione di iodio Da alcune decine ad alcune centinaia di
stabile - tiroide dose equivalente
Evacuazione Da alcune decine ad alcune centinaia di
dose efficace
Tabella B - Valori di soglia di dose proiettata in un intervallo di
tempo inferiore a due giorni, espressi in gray.
---------------------------------------------------------------------
ORGANO O TESSUTO DOSE PROIETTATA (Gy)
---------------------------------------------------------------------
Caro intera (midollo osseo) 1
Polmoni 6
Pelle 3
Tiroide 5
Cristallino 2
Gonadi 3
Feto 0,1
Dei due riferimenti di dose indicati in Tabella A per ciascuna
azione protettiva considerata, il valore inferiore rappresenta il
livello di dose evitabile al di sotto del quale non si ritiene
giustificata l'adozione della contromisura, mentre quello superiore
rappresenta il livello al di sopra del quale l'introduzione della
contromisura dovrebbe essere garantita.
I valori di soglia della Tabella B sono quelli per i quali e' da
considerare sempre giustificata l'adozione di provvedimenti
d'intervento.