Three Mile Island

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Three Mile Island è una centrale nucleare situata sull'isola omonima lungo il fiume Susquehanna nei pressi di Harrisburg (capitale dello stato della Pennsylvania, USA), resa celebre quando nel 1979 subì il più grave incidente mai avvenuto in una centrale nucleare statunitense, con il rilascio di una quantità significativa di radiazioni, stimate in un massimo di 13 milioni di curie in forma di gas nobili (480 PBq), e meno di 20 curie (740 GBq) di iodio 131 (particolarmente pericoloso).^[1] Tuttavia non vi sono state morti accertate fra i lavoratori della centrale e la popolazione del circondario direttamente attribuibili all'incidente.^[2]

All'epoca era composta da due reattori ad acqua pressurizzati (PWR) costruiti dalla Babcock & Wilcox. Uno aveva una potenza di 800 MWe ed era entrato in servizio nel 1974, l'unità 2 (irrimediabilmente danneggiata dall'incidente) aveva una potenza di 900 MWe.

L'incidente all'unità 2 avvenne esattamente alle ore 4:00 di mercoledì 28 marzo 1979, quando il reattore era a un regime di potenza del 97%. L'incidente cominciò nel circuito di raffreddamento, con un considerevole aumento della pressione del refrigerante. Questo causò uno "SCRAM" (arresto di emergenza del reattore mediante l'inserimento delle barre di controllo). A questo punto una valvola di rilascio posta sul pressurizzatore non si richiuse senza che gli operatori si rendessero conto del problema, anche perché non vi era nella strumentazione l'indicazione della reale posizione della valvola. Fu così che il circuito di raffreddamento primario si vuotò parzialmente e il calore residuo del nocciolo del reattore non poté essere smaltito. A causa di ciò il nocciolo radioattivo subì gravi danni. Gli operatori non poterono diagnosticare correttamente cosa avveniva e reagire in maniera adeguata. La strumentazione carente della sala di controllo e l'addestramento inadeguato risultarono essere le cause principali dell'incidente.

Durante l'incidente si ebbe una pericolosa fusione parziale del nocciolo e in conseguenza dei gravissimi danni riportati l'unità 2 fu chiusa ed è ancora oggi sotto monitoraggio, in attesa delle future azioni di decommissioning.

[modifica] La catena degli eventi

Entro i 10 secondi dall'arresto SCRAM, la valvola di rilascio (PORV) sul sistema di raffreddamento primario del reattore si sarebbe dovuta richiudere. Ciò non avvenne e ci fu una perdita di refrigerante. Gli operatori ritennero, erroneamente, che il PORV (valvola di rilascio del circuito primario) si fosse chiusa, dato che era stato inviato il comando di chiusura alla valvola stessa. Tuttavia non vi fu un reale riscontro della chiusura della valvola.

Per rispondere alla perdita di refrigerante, le pompe ad alta pressione dei sistemi di refrigerazione di emergenza automaticamente pomparono acqua nel circuito primario, che contemporaneamente continuava a perdere refrigerante dalla PORV aperta. I questo modo però la pressione del circuito primario rimase alta, insieme al livello nel pressurizzatore, mentre il livello nel nocciolo del reattore continuava a scendere. In un reattore PWR la pressione dell'acqua è molto importante, dato che viene mantenuta a livelli elevati per impedirne l'ebollizione; d'altro canto, il livello dell'acqua è altresì fondamentale per il controllo del reattore: un livello troppo elevato nel pressurizzatore non permetterebbe il controllo della pressione che tenderebbe ad aumentare causando la rottura del sistema di raffreddamento.

Gli operatori risposero riducendo il flusso dell'acqua del sistema di emergenza. Il loro addestramento prevedeva che il livello d'acqua del pressurizzatore fosse l'unica indicazione attendibile della quantità di acqua di raffreddamento nel sistema. Poiché il livello del pressurizzatore stava aumentando, pensarono che il primario fosse troppo pieno di acqua. Il loro addestramento prevedeva che il primario non fosse pieno al 100%, pena la perdita di controllo della pressione nel sistema di raffreddamento.

Si formò così del vapore nel sistema di raffreddamento primario del reattore. La presenza di vapore provocò forti vibrazioni nelle pompe (cavitazione). Poiché le vibrazioni avrebbero potuto danneggiare le pompe e renderle inutilizzabili, gli operatori decisero di fermarle. Ciò determinò un surriscaldamento del nocciolo del reattore (gli operatori ritenevano il sistema di raffreddamento pieno di acqua a causa dell'indicazione di alta pressione nel circuito). Tuttavia, poiché l'acqua del refrigerante del reattore evaporò a causa della caduta di pressione, il nocciolo del reattore rimase scoperto, con il risultato che si surriscaldò ulteriormente. Le barre di combustibile si danneggiarono e il materiale radioattivo in esse contenuto contaminò l'acqua di raffreddamento.

Alle 6:22 gli operatori chiusero la valvola di blocco fra la valvola di sfiato ed il pressurizzatore. Questa azione arrestò la perdita del refrigerante tramite la valvola di sfiato. Tuttavia, il vapore ed i gas surriscaldati impedirono il regolare flusso di acqua attraverso il sistema di raffreddamento del reattore.

Durante la mattina, gli operatori tentarono di aumentare il flusso di acqua nel sistema di raffreddamento del reattore per condensare le bolle di vapore che impedivano il regolare flusso di acqua di raffreddamento. Nel pomeriggio, gli operatori tentarono di abbassare la pressione nel sistema di raffreddamento per tentare di stabilizzare la situazione.

Alla sera, gli operatori iniziarono ad iniettare acqua ad alta pressione nel sistema di raffreddamento del reattore per aumentare la pressione e per dissolvere le bolle di vapore ed idrogeno. Alle 19:50 del 28 marzo, il raffreddamento forzato del reattore fu ristabilito. Avevano condensato il vapore in modo che la pompa potesse funzionare senza vibrazioni eccessive.

I gas radioattivi dal sistema di raffreddamento del reattore si erano accumulati nella parte superiore del Vessel (la prima copertura del nucleo del reattore). Durante il 29 e 30 marzo, gli operatori usarono un sistema di tubi e compressori per estrarre il gas verso l'esterno. I gas radioattivi furono così liberati nell'ambiente.

L'idrogeno accumulato, essendo estremamente leggero, si è raccolto nella parte alta del reattore.

Dal 30 marzo al 1° aprile gli operatori rimossero l'idrogeno periodicamente aprendo la valvola di sfiato sul pressurizzatore del sistema di raffreddamento del reattore. Per un certo tempo, i funzionari regolatori (NRC) pensarono che la bolla dell'idrogeno potesse rappresentare un pericolo di esplosione, con evidenti effetti disastrosi sul contenitore del nucleo. Tuttavia, una tal esplosione non fu mai realmente possibile poiché non c'era abbastanza ossigeno nel sistema.

[modifica] Arresto freddo

Dopo un mese di ansie ed attese, il 27 aprile gli operatori stabilirono la circolazione del refrigerante per convezione naturale: il nocciolo del reattore veniva così raffreddato tramite il movimento per convezione naturale dell'acqua piuttosto che per pompaggio meccanico. L'impianto era nella fase di "arresto freddo".

[modifica] Note

1. ^ J. Samuel Walker, Three Mile Island: A Nuclear Crisis in Historical Perspective, University of California Press, Berkeley, 2004, p. 231.
2. ^ U.S. Nuclear Regulatory Commission Fact Sheet on the Accident at Three Mile Island.