Vengono di seguito esposti alcuni problemi che influiscono sull'attendibilità della caratterizzazione radiologica.
Inoltre vengono esposti i motivi essenziali che rendono utile la caratterizzazione stessa.
3.1 — Problemi connessi con le misure di radiazioni.
L'esecuzione di misure radiologiche in un impianto nucleare in decommissioning pone una diversità di problemi che si possono raggruppare sbotto tre punti di vista essenziali:
- scelta dei punti di misura e rappresentatività di essi;
- raggiungibilità del punto di misura in relazione alla geometria del sistema ed all'intensità del campo di radiazione presente;
- discriminazione tra le emissioni di differenti radionuclidi ed in particolare la misura di campi di debole intensità.
La scelta dei punti di misura ed in particolare della densità dei punti è fondamentale. Più la densità è eie 'ata e più le misure sono rappresentative, però in tal modo aumenta la dose globale assorbita e il costo monetario per eseguirle.
Un suggerimento sulla scelta dei punti potrà derivare dall'analisi della storia operativa dell'impianto ed in particolare degli eventuali incidenti che si sono verificati(ad es. fessurazioni di barrette, fuoriuscita di radionuclidi con conseguente rilascio nei locali dell'impianto,ecc.).
E' da tener presente che le misure servono anche per confermare i risultati di calcoli di attivazione e valutazione di contaminazioni.
Se i calcoli e le valutazioni danno risultati di assenza di radionuclidi saranno sufficienti misure con densità bassa per avere conferma dei risultati, al contrario se le misure sono discordanti con i calcoli sarà necessario aumentare la densità dei punti di misura.
Laddove non esistono documenti e registri riportanti la storia operativa dell'impianto e gli incidenti accaduti la densità dei punti di misura dev'essere più alta.
A titolo di esempio si fa notare che:
- la contaminazione è più elevata nei punti più bassi dei serbatoi, laddove c'è del materiale poroso in cui penetra in profondità, nei punti a bassa velocità del fluido di processo se questo è contaminato, nei punti dove esistono fessure,dove la velocità è trascurabile, laddove esistono delle griglie che bloccano parte del
particolato;
- l'attivazione è più elevata nei materiali più prossimi al nocciolo del reattore.
In generale le misure di contaminazione dell'edificio, con smear-tests, vengono fatte su punti disposti ai vertici di una maglia quadrata di un metro di lato e nel punto centrale della maglia.
Il problema si pone con maggior rilevanza nella misura della contaminazione al suolo dell'area della centrale.
Non tutti i punti di misura sono agevolmente raggiungibili sia per la loro posizione che per l'intensità del campo di radiazione esistente.
Si pensi alle misure di attivazione del pressure vessel e dei suoi internals dove l'intensità di esposizione raggiunge valori dell'ordine di 10 C/(kg»s). In questo caso si sfruttano i risultati —4 di codici di calcolo di attivazione e poi con altri codici (ad esempio il MERCURE IV) si risale alla intensità del campo di radiazione. Misure possono essere effettuate utilizzando particolari sonde remoti zzate.
Volendo eseguire una mappatura dell'intensità di esposizione gamma del contenitore in pressione del nocciolo si può utilizzare un rivelatore inserito all'interno di un tubo in acciaio inox a pareti sottili, sigillato e riempito con piombo nella parte inferiore in modo da schermare la radiazione proveniente dal fondo. Ponendo il sistema in diverse posizioni è possibile eseguire un'accurata mappatura radiologica. La parete del tubo assicura lo schermaggio della radiazione beta.
Valutazioni di contaminazione interna di tubazioni e componenti dalla geometria semplice si possono fare misurando l'intensità di esposizione a contatto e se è valutabile la percentuale dei radionuclidi presenti si può risalire al valore dell'attività superficiale. In particolare si utilizzeranno sonde che danno una risposta direzionale tali da discriminare il campo di radiazione diffusa proveniente dagli altri componenti.
Problemi quasi insormontabili sono posti da quei punti che si trovano all'interno di componenti dalla geometria complessa, ad es.
l'interno di pompe, infatti in questo caso ci si limita alla misurazione delle intensità di esposizione a contatto.
Per quanto riguarda le zone ad elevata intensità di radiazione esistono strumenti che impiegano sonde aventi alcuni metri di lunghezza. Sono in via di realizzazione robot dotati di rivelatore messi a punto proprio per l'esecuzione di mappature radiologiche che possono essere teleguidati o preprogrammati anticipatamente.
Un problema si pone nella misura di radionuclidi che emettono radiazione di debole intensità, come gli emettitori di beta
molli (Ni-63 che emette beta da 6? KeV) per il fatto che queste possono essere nascoste da emettitori ad elevata energia, e in particolare emettitori gamma.
Misure dirette di emettitori alfa su terreno o calcinacci sono -impossibili perchè essendo le superfici rugose è difficile avvicinare la superficie del rivelatore tanto vicino da evitare l'assorbimento da parte dell'aria (è sufficiente qualche centimetro d'aria per frenarli completamente), per cui misure alfa si possono fare a partire da misure beta e gamma dei radionuclidi che accompagnano gli emettitori alfa.
Un problema rilevante nella misura di campi di bassa intensità è la presenza della radiazione di fondo per cui a volte è necessario prelevare dei campioni ed effettuare la misura in locali schermati all'uopo allestiti.
3.2 - Affidabilità del] a caratterizzazione.
Cone è stato detto i. 1 capitolo precedente la determinazione qualitativa e quantitativa dei radionuclidi contaminanti un impianto nucleare viene eseguita sia con metodi diretti, cioè con misure tramite strumenti radiometrici, che con metodi indiretti, quali l'applicazione di codici di calcolo o modelli matematici di attivazione e di trasporto dei contaminanti.
Le misure dirette, eseguite con gli strumenti attualmente a disposizione sono abbastanza affidabili, in quanto sono state messe a punto tecniche di misura in grado di ridurre al minimo gli errori.
Inoltre per valutare l'attendibilità delle misure si utilizza anche l'elaborazione statistica dei dati mediante la teoria degli errori.
Come precedentemente esposto l'attendibilità delle misure dipende essenzialmente da come esse sono state eseguite.
Un'attendibilità minore riguarda invece i calcoli eseguiti con codici di calcolo, essenzialmente per i seguenti motivi:
- i dati di input dei codici di attivazione che possono non essere noti con certezza, quali la composizione dei materiali sottoposti al flusso neutronico con le relative impurezze, la storia operativa del reattore, la determinazione dei flussi neutronici;
- errori vengono introdotti nella schematizzazione delle strutture sottoposte al flusso neutronico, poiché i codici utilizzano delle discretizzazioni assiali e radiali;
- il trasporto del crud attivato e la sua deposizione sulla superficie interna dei componenti è eseguita sulla base di modelli termoidraulici correlati a modelli di trasporto e deposizione che seppure di poco varieranno da impianto a impianto.
Laddove è possibile, le misure dirette serviranno per convalidare le determinazioni indirette.
3.3 - Utilità della caratterizzazione.
L'accertamento della radioattività presente in un impianto nucleare va fatta con accuratezza in quanto costituisce uno dei parametri più importanti per:
- valutare diversi scenari di decommissioning;
- stabilire una eventuale procedura di decontaminazione e quali tecniche utilizzare;
- ccegliere le tecniche di smantellamento in relazione alle diverse tecnologie disponibili quali quelle di taglio, di disassemblaggio e di movimentazione dei componenti ;
- scegliere i mezzi di protezione del personale che opera lo smantellamento ;
- determinare la procedura di smantellamento che permetta di ridurre al minimo le dosi occupazionali ;
- determinare la composizione delle squadre di operatori necessarie;
- stabilire una corretta gestione dei rifiuti radioattivi provenienti dalle attività stesse;
- calcolare le dosi occupazionali e collettive;
- valutare l'eventuale impatto ambientale dei materiali radioattivi provenienti dallo smantellamento.
Capitolo 4