ENERGIA NUCLEARE

SVILUPPO DI METODOLOGIE PROBABILISTICHE PER L'ANALISI DI AFFIDABILITA' DEI SISTEMI DI SICUREZZA PASSIVI DI IMPIANTI NUCLEARI

Intervista a Luciano Burgazzi, ricercatore dell'Unità FPN-FISNUC, premio "Eccellenze ENEA 2008"



Il “nucleare sostenibile”, che assicuri la minimizzazione della quantità di scorie, della loro radio tossicità e un elevato grado di sicurezza degli impianti, è l’obiettivo su cui sono impegnati ricercatori di tutto il mondo. Nel nostro Paese il mantenimento della cultura e delle competenze nel settore nucleare è affidato a ENEA, responsabile del presidio scientifico e tecnologico nazionale.
Nell’ambito della ricerca condotta in ENEA sull’intera filiera nucleare, gli studi di Luciano Burgazzi si sono concentrati sull’analisi di affidabilità dei nuovi sistemi di sicurezza previsti nei reattori nucleari di prossima generazione, mettendo a punto delle metodologie in grado di verificare, già in fase progettuale, il grado di sicurezza che tali sistemi possono garantire, anche nelle più severe condizioni incidentali. La rilevanza scientifica dei suoi lavori è stata riconosciuta a livello internazionale e premiata nell’ambito di “E2- Eccellenze ENEA 2008”.
Trovare soluzioni per elevare il grado di sicurezza dei reattori nucleari è uno degli scopi fondamentali su cui è attualmente impegnata la ricerca internazionale. Burgazzi, ci parli delle caratteristiche di questi nuovi reattori e in particolare di come vengono affrontati i problemi relativi alla sicurezza.
I reattori attualmente in esercizio sono i cosiddetti reattori di seconda generazione con qualche esemplare di terza generazione (ABWR ad esempio), ma sono già allo stadio industriale gli impianti di terza generazione avanzata, (EPR ed AP1000 ad esempio), molto più efficienti dei precedenti, poiché sfruttano meglio il combustibile, sono dotati di una vita più lunga (fino a 60 anni) e, soprattutto, utilizzano nuovi sistemi di “sicurezza intrinseca”, che non richiedono l’intervento dell’uomo, i cosiddetti “sistemi passivi”: in caso di malfunzionamento si attivano in modo automatico meccanismi di sicurezza che non richiedono l’intervento dell’uomo, perché sfruttano leggi fisiche come la gravità, lo scambio di calore tramite convezione e conduzione, la circolazione naturale dei fluidi. La loro affidabilità risulta pertanto superiore rispetto ai “sistemi attivi” impiegati nei precedenti reattori, i quali necessitano di energia per essere avviati e dell’intervento immediato degli operatori.
I sistemi di sicurezza passivi vengono adottati in particolare per il raffreddamento di emergenza del “nocciolo” (la parte del reattore dove brucia il combustibile) e per la rimozione del calore residuo prodotto. Nei reattori AP1000 e ESBWR, in caso di indisponibilità dei sistemi di refrigerazione normali, è prevista la presenza di un circuito nel quale il fluido caldo si muove per circolazione naturale, in grado di funzionare senza pompe o altri apparati che richiedano energia elettrica o idraulica, e costituito da uno scambiatore di calore collegato al sistema di refrigerazione primario e posizionato in una piscina interna di raffreddamento.
Nel 2000, un gruppo di Paesi (Argentina, Brasile, Canada, Francia, Giappone, Sud Africa, Corea del Sud, Stati Uniti, Gran Bretagna e Svizzera, a cui si è aggiunta in seguito l’Unione Europea) ha dato vita al IV Generation Forum, un comitato di esperti incaricati di individuare le tecnologie per i reattori di quarta generazione, che rispondessero ai seguenti requisiti: semplicità e economia di gestione, elevata sicurezza, produzione di una minima quantità di scorie, elevata resistenza alla proliferazione e possibilità di essere impiegati non solo per generare energia elettrica, ma anche per produrre acqua dolce dall’acqua del mare e per estrarre idrogeno dall’acqua, processi che richiedono temperature più elevate rispetto a quelle raggiunte dagli attuali reattori.
Le tecnologie nucleari più promettenti scelte dagli esperti del IV Generation Forum includono l’impiego di metalli liquidi (sodio e piombo), gas (Elio ad alta temperatura), acqua (allo stato supercritico), sali fusi. Anche tutte queste tipologie di reattori prevedono l’implementazione dei sistemi passivi al fine della semplificazione del progetto e del miglioramento delle prestazioni, nonché dell’incremento della sicurezza. È importante sottolineare che si tratta di soluzioni molto innovative la cui messa a punto e disponibilità non avverrà comunque in tempi brevi.

Perché è importante l’utilizzo delle metodologie di analisi da lei proposte?

L’inclusione dei sistemi passivi nei progetti dei reattori di recente concezione ha richiesto che la loro valutazione in termini di affidabilità avvenisse nell’ambito dei relativi studi di sicurezza, prima dell’avvio del processo di industrializzazione.
Per tale motivo, negli anni recenti, vi è stato uno sforzo da parte di enti di ricerca, università, organismi di controllo ed organizzazioni internazionali per lo sviluppo di metodologie per l’analisi preventiva del grado di affidabilità dei sistemi di sicurezza passivi. Questo aspetto, unito alla mancanza di dati sperimentali e/o di esercizio relativi alle prestazioni di tali sistemi, soprattutto se si tratta di sistemi a circolazione naturale, ha stimolato la crescita di un nuovo filone di ricerca a livello internazionale.
Rispetto ai precedenti studi di affidabilità, che consideravano solo i malfunzionamenti meccanici e/o elettrici dei vari componenti di un sistema di sicurezza (per esempio di una pompa o di una valvola), con queste nuove metodologie è possibile analizzare le condizioni di stabilità dei principi fisici sui quali si basa il sistema passivo previsto dal progetto. Viene affrontata, cioè, la mancata risposta del sistema causata dal venir meno, o dal degrado, dei requisiti che assicurano tale stabilità.
Questo comporta essenzialmente l’identificazione delle possibili cause che possano compromettere il funzionamento atteso da parte del sistema e la valutazione, in termini probabilistici, dell’attitudine del sistema a fronteggiare tali fattori di rischio.

Quali sono stati i riscontri da parte della comunità scientifica?

Le metodologie concepite e sviluppate in ENEA, in maniera completamente autonoma, hanno avuto ampi riconoscimenti a livello internazionale e sono state oggetto di numerose pubblicazioni su autorevoli riviste internazionali del settore (es. Science Direct e Nuclear Technology).
Esse vengono utilizzate per progettare e realizzare sistemi di sicurezza passivi sempre più affidabili e l’ENEA è diventato un punto di riferimento per quanto riguarda l’analisi di affidabilità di questi sistemi.

Ci parli della sua attività di ricercatore.

La mia attività di ricercatore è concentrata soprattutto sull’analisi di rischio e di sicurezza di impianti complessi come gli impianti nucleari, dove trova maggiormente applicazione il PSA (Probabilistic Safety Assessment). In particolare ho avuto l’incarico di eseguire analisi di sicurezza e di affidabilità sia di impianti nucleari di potenza che di impianti sperimentali non di potenza. In tale ambito ha trovato spazio anche lo sviluppo di metodi innovativi che trovano applicazione nella analisi di sicurezza con l’approccio probabilistico: questo ha riguardato, oltre ai metodi per la valutazione della affidabilità dei sistemi passivi altri aspetti, come ad esempio, l’inclusione degli effetti di invecchiamento nei modelli di affidabilità dei componenti.
Vorrei sottolineare che l’interazione continua e lo scambio di conoscenze con la comunità scientifica nazionale e internazionale impegnata su queste tematiche, sono stati elementi indispensabili per il conseguimento dei risultati. Mi riferisco ai centri di ricerca italiani, Università di Pisa e Politecnico di Milano, al CEA francese e ai gruppi di lavoro internazionali di organismi come l’OECD e IAEA, di cui faccio parte.

Ci dica, infine, quando saremo in grado di produrre energia con i reattori di nuova generazione?

L’operazione commerciale dei reattori di terza generazione avanzata (tipo EPR ed AP1000) è prevista intorno agli anni 2010-2013. Invece l’orizzonte temporale per la costruzione dei reattori di quarta generazione si sposta verso il 2030-2040.



LA QUALIFICAZIONE DI SISTEMI E COMPONENTI IN AMBITO NUCLEARE

Intervista alla Dott.ssa Stefania Baccaro, Direttore Impianto di irraggiamento Calliope di ENEA

1) In cosa consiste il processo di qualificazione nucleare?

Il processo di qualificazione nucleare è uno dei principi cardine della progettazione e della realizzazione delle centrali nucleari e consiste nel sottoporre tutti i sistemi, i componenti e le strutture rilevanti ai fini della sicurezza nucleare, ad un complesso sistema di prove sperimentali. Le prove vengono effettuate, alle specifiche condizioni ambientali dovute ad un incidente o ad un rischio esterno, per verificare che i componenti continuino a svolgere con la massima affidabilità, le funzioni per le quali sono stati progettati, in modo da mantenere sotto controllo la centrale in qualunque condizione.

2) Quali sono le procedure da seguire per il processo di qualificazione?

Il processo di qualificazione nucleare è regolato da norme internazionali che prescrivono procedure dettagliate alle quali sottoporre i componenti e sistemi. Il metodo con minor margine di incertezza è costituito dalle prove di tipo. La sequenza delle prove previste per la qualificazione nucleare prevede, dopo l’acquisizione dei dati di base attraverso una strumentazione di misura, prove di invecchiamento (si riproducono gli effetti provocati da agenti fisici) e prove incidentali (simulazione di sisma, caduta d’aereo e incidente base di progetto).

3) In che modo i laboratori e le strutture ENEA supportano l’industria italiana nel difficile processo di qualificazione nucleare?

I laboratori e gli impianti per le qualifiche nucleari già operanti presso i Centri di Ricerca ENEA, alcuni unici in Italia e tra i pochi in Europa, sono in grado di fornire alle imprese interessate a partecipare alla realizzazione delle centrali nucleari molte delle qualifiche previste dalle normative, allineandole agli standard internazionali. In particolare, presso il Centro Ricerche ENEA della Casaccia (Roma), sono concentrati, in un unico sito, un complesso di importanti laboratori ed infrastrutture sperimentali di prova.

4) In quali laboratori e impianti si realizzano le prove?

Le prove vengono effettuate nel Laboratorio di Prove Dinamiche ed Ambientali, nel Laboratorio di Compatibilità Elettromagnetica, nell’Impianto di Irraggiamento Gamma “Calliope” e nell’Impianto “Vapore” .
Nel Laboratorio di Prove Dinamiche ed Ambientali si effettuano prove termiche, sismiche, per la qualifica a vibrazioni e di caduta e urti secondo le normative nazionali ed internazionali vigenti. Nel laboratorio per la qualifica sismica, le prove su tavola vibrante sono di fondamentale importanza per comprendere il comportamento dinamico delle strutture reali sotto l’azione dei carichi sismici, consentendo anche la validazione dei modelli numerici, fornendo i valori degli smorzamenti, delle frequenze critiche e dei principali modi di vibrare della struttura. Il laboratorio è dotato di due tavole vibranti, tra le più grandi d’Europa, a 6 gradi di libertà. Gli impianti per la qualifica a vibrazione consistono in Shaker elettrodinamici per verificare la sicurezza a fronte delle sollecitazioni vibratorie previste durante l’esercizio in condizioni normali e anomale. Presso il laboratorio possono inoltre essere effettuate prove di caduta ed urti per la qualifica di componenti e sistemi per applicazioni industriali e nucleari, per il trasporto ferroviario e per l’industria aerospaziale.
Laboratorio di Compatibilità Elettromagnetica è dotato di una camera semianecoica per misure di compatibilità elettromagnetica ad una distanza di 3 metri dalla sorgente di radiazione, nella gamma di frequenze comprese tra 10 kHz e 18 GHz. La strumentazione e gli impianti in dotazione consentono l’esecuzione di misure di emissione radiata e condotta, di immunità radiata e condotta e di compatibilità elettromagnetica (EMC/EMI), in conformità alle norme civili, militari ed avioniche. Le infrastrutture sperimentali del laboratorio vengono utilizzate anche per misure di caratterizzazione elettromagnetica di materiali e di antenne.
L’Impianto di Irraggiamento Gamma “Calliope” è utilizzato per attività di ricerca e servizio. Le principali applicazioni riguardano l’irraggiamento di materiali, componenti e sistemi per qualifiche in condizioni che riproducono l’ambiente radioattivo ostile nel quale i dispositivi si troveranno a lavorare, come impianti nucleari, acceleratori di particelle e applicazioni spaziali. Le prove, effettuate secondo le normative nazionali ed internazionali vigenti, sono corredate da certificazione relativa. Annessi all’impianto, sono presenti laboratori altamente specializzati per la determinazione degli effetti pre - e post-irraggiamento, mediante caratterizzazione delle proprietà chimico-fisiche dei materiali e componenti.
L’impianto “Vapore” consente di effettuare prove termo meccaniche e fluidodinamiche su componenti e sistemi di impianti nucleari e convenzionali. L’impianto è costituito da un pressurizzatore per impianti nucleari che funge da generatore di vapore e serbatoio di accumulo. Alimenta, con portate regolabili di vapore saturo o acqua satura, componenti e sistemi tipici dei circuiti primari e secondari di impianti nucleari e di impianti convenzionali, riproducendo le sollecitazioni di processo e le condizioni ambientali necessarie per la qualifica funzionale delle apparecchiature in prova.