CAP 1
INTRODUZIONE E OBBIETTIVI DELLE RICERCA
1.1 PREMESSA
La centrale nucleare di Caorso è stata fermata nel 1987 a seguito del referendum relativo alla produzione di energia nucleare in Italia. La centrale nucleare di Caorso, reattore ad acqua bollente progettato dalla General Electric, era stato connesso in rete a dicembre del 1981. L’impianto ha prodotto energia per solo 5 anni. Per i primi due anni dopo la fermata l’impianto è stato regolarmente manutentato e gestito (conservazione ad umido). Dal 1988 e fino al 1992 l’impianto è stato mantenuto in condizioni asciutte (conservazione a secco). L’attività di decommissioning è cominciata nel 2000 con l’avvio delle operazioni di spedizione del combustibile ad un impianto di trattamento in Francia.Successivamente sono iniziate le operazioni di caratterizzazione dell’impianto, decontaminazione chimica on line di alcune parti dell’impianto, smantellamento della turbina e installazione del sistema di gestione dei materiali in corrispondenza del piano governo turbina
L’attività di decommissioning che è attualmente in corso è caratterizzata da una fase di decontaminazione dei componenti metallici attraverso un processo di decontaminazione off line. La contaminazione che interessa gran parte delle superfici interne dell’impianto con concentrazioni più significative sulle parti in uscita dal reattore è determinata da fenomeni di deposizioni di materiale da erosione contenente radioisotopi di diversa natura. Lo scopo prinipale di questa attività è quello di raggiungere la clearance dei componenti al fine di arrivare alla rilasci abilità incondizionata. L’impianto di decontaminazione è stato sviluppato dalla società Babcock Noell sulla base dell’esperienza della attività di decommissioning condotta durante il decommissioning della centrale nucleare Gundremmingen (D). In sintesi la procedura di decontaminazione consiste nella immersione dei componenti all’interno di vasche contenenti una soluzione di acido fosforico in acqua per un determinato periodo di tempo. A seguire il pezzo viene lavato all’interno di una cabina chiusa con getti d’acqua ad alta pressione per la rimozione del materiale dalla superficie del componente stesso. Uno dei parametri principali per la gestione del processo è la determinazione dei tempi di attacco acido strettamente connesso con la previsione della contaminazione dei pezzi da trattare.
La normativa italiana e internazionale definisce la clearance come limite di attività per i differenti radionuclidi presenti nell’impianto. In particolare i livelli di clearance per il Co60 che costituisce l’elemento più abbondante tra quelli che determinano la contaminazione e’ pari a 0.1 Bq/gr per il
rilascio incondizionato piuttosto che 1 Bq/gr qualora il materiale venga rifuso mescolandolo con altro prodotto non contaminato. Nel caso di un insieme di radionuclidi il livello di clearance è definito nel rispetto della seguente relazione:
dove Ci è l’attività per unità di massa del singolo radionuclide e, CLi, è il valore di clearance corrispondente.
All’interno del programma di decontaminazione, tuttoil materiale dell’impianto è stato suddiviso in gruppi omogenei sulla base delle caratteristiche radiologiche. Ciascun gruppo è caratterizzato da
una attività totale (somma attività α β) e da una composizione isotopica similare. Il gruppo è
ulteriormente suddiviso in considerazione del tipo di materiale (metallico, cemento, etc) in quanto la metodologia di trattamento e decontaminazione è dipendente dal tipo di materiale. Inoltre i gruppi omogenei sono stati determinati sulla base delle informazioni relative alla gestione degli impianti, la posizione e e la funzione dei vari componenti durante il funzionamento dell’impianto. La decontaminazione dei componenti metallici all’interno del sito di Caorso è condotta all’interno dell’area Sistema di Gestione Materiali realizzata all’interno dell’edificio turbina.
Il Sistema di Gestione Materiali è costituito da:
• Un’area per il taglio dei componenti dove i vari elementi sono sezionati in segmenti utili per
le successive operazioni di taglio e dove subiscono operazioni di lavaggio
• Un’area per il trattamento meccanico per le operazioni di decontaminazione
• Un’area per il trattamento chimico off line (nel quale è installato l’impianto PHADEC)
• Un’ area di misura dove viene valutata l’attività residua dei materiali con lo scopo di
stabilire se il componente può essere rilasciato in modo incondizionato oppure rinviato ad un nuovo trattamento
L’impianto di trattamento chimico PHADEC (Phosphoric Acid Decontamination) è costituito da: vasche di una soluzione di acido fosforico al 40% in acqua a 60°C di temperatura, connesso in parte con un sistema di trattamento del tipo electropolishing per la gestione di materiali quali acciai inox e da un sistema per il lavaggio dei componenti con acqua in pressione. I sistemi ausiliari permettono il filtraggio e la separazione tra la fase solida (che viene inviata al sistema di trattamento dei rifiuti
radioattivi) e la parte liquida per il riciclaggio dell’acido.
1.2 INQUADRAMENTO DELLA PROBLEMATICA
L’attività di ricerca svolta ha preso spunto dalla necessità di ottimizzare la gestione dei componenti da decontaminare all’interno dell’impianto PHADEC che è stato messo a punto all’interno della stazione di gestione dei materiali installata all’interno dell’ex area turbina sul sito dell’impianto di Caorso attualmente in fase di disattivazione. In particolare si è reso necessario l’individuazione di una metodologia atta a migliorare due elementi critici:
previsione della contaminazione all’interno delle varie parti dell’impianto. Lo studio è stato sviluppato dall’analisi dei dati di caratterizzazione della parte annex turbina e i risultati sono stati applicati ai dati di caratterizazione del reattore
ottimizzazione dei tempi di trattamento dei componenti contaminati all’interno delle vasche dell’impianto PHADEC per il raggiungimento dei livelli di clearance per la rilasciabilità dei componenti
Entrambi i punti dello studio sono stati sviluppati tramite verifiche sperimentali continue sui campioni estrati dall’impianto e da prove condotte nei labotarori radiochimici ‘caldi’ presenti all’interno del sito . Anche tutte le misure sono state condotte all’interno del laboratorio di misura presente all’interno del sito della centrale.
E’ opportuno ricordare che l’attività sperimentale richiede un notevole sforzo sia per tutte le attività di gestione del campione che per le attività di misura che comunque richiedono tempi lunghi per l’acquisizione. La possibilità quindi di raggiungere la definizione di campioni statisticamente significativi al fine di assicurare un certo tipo di sicurezza dei risultati ottenuti diventa un processo piuttosto lungo e dispendioso.
L’analisi condotta tiene conto del fatto che è sempre necessario bilanciare il costo dell’attività con i benefici ottenuti: lo scopo quindi ha voluto privilegiare l’individuazione di metodi speditivi e di facile impiego piuttosto che ricerche di grande dettaglio sulle modalità di contaminazione e successiva rimozione con attacco chimico: questo nell’ottica delll’obbiettivo della presente attività di individuare un sistema pratico in grado di dare un aiuto diretto alle attività di decommissioning degli impianti.
Per motivazioni legate sia alla riduzione del numero di conteggi necessari che per il fatto che all’interno delle linee questo costituisce il radionuclide più abbondante e quindi anche più facilmente misurabile tutta la ricerca è stata condotta considerando il Co60 come riferimento
1.3 ORGANIZZAZIONE DELL’ATTIVITA’ SVOLTA
L’attività svolta ha seguito i seguenti passaggi:
Ricerca bibliografica relativa all’attività di caratterizzazione e problematiche di clearance nell’attività più generale di decommissiong dei siti nucleari
L’analisi della problematica della caratterizzazione all’interno del sito di Caorso con individuazione delle sezioni di impianto dove si è concentrato l’analisi della presente ricerca. Analisi del sistema di decontaminazione chimica off line PADEC
Approfondimento della problematica della contaminazione con definizione di sistemi ‘caratterizzanti’ le modalità di deposizione. Valutazione della stratigrafia della contaminazione
Riproduzione in scala laboratorio dell’attacco chimico presente nelle vasche dell’impianto PHADEC Misura della contaminazione su vari componenti. Definizione delle curve di decontaminazione
L’applicazione di un codice di calcolo commerciale FLUENT 6.3 per la valutazione della deposizione. Confronto tra il modello di previsione prodotto e i dati sperimentali disponibili Trattamento di componenti appartenenti a due sezioni del sistema vapore. Confronto dei
risultati. Trattamento di componenti appartenenti a punti diversi all’interno dello stesso sistema vapore ad alta pressione. Determinazione delle curve di decontaminazione. Definizione della procedura di lavoro
Validazione della procedura di lavoro su ulteriori componenti in attesa di trattamento tramite impianto PHADEC. Valutazione dei risultati ottenuti
Applicazione dei risultati ottenuti per la previsione dei tempi di trattamento di alcune parti di sistemi interni al reattore di prossima gestione
1.4 OBBIETTIVI DELL’ATTIVITA’ SVOLTA
modalità con cui la contaminazione presente all’interno dei sistemi del BWR di Caorso può essere rimossa attraverso un sistema di decontaminazione chimica. Tale studio ha come finalità quella di migliorare, nell’ambito dei lavori già in corso e nell’ottica del trattamento di componenti con gradi di contaminazione maggiore come quelli presenti nell’edificio reattore, il processo di gestione dei trattamenti chimici nell’ambito dell’attività dell’impianto PHADEC In particolare si è cercato di capire:
Quali radiocontaminanti sono presenti all’interno dei vari sistemi e quali sono i valori di clearance che si intende raggiungere per arrivare al rilascio
Come i contaminanti si depositano sulle superfici interne
Se esiste un modo per prevedere a priori la contaminazione di cui al punto precedente e se questa metodologia fornisce risultati almeno qualitativamente affidabili
L’individuazione di curve di decontaminazione caratteristiche (attività specifica contro tempo) per i trattamenti specifici condotti con il processo impiegato dall’impianto PHADEC (curve da definire in funzione dei parametri individuati ai punti precedenti)delle prove
Si è cercato in ogni momento dell’attività di confrontare i risultati ottenuti con i dati sperimentali (da caratterizzazione e da trattamento delle superfici in laboratorio): sono state individuate delle metodologie di previsione e dati di trattamento. Tali dati saranno comunque da affinare e verificare a seguito delle attività condotte sull’impianto.
1.5 RICERCA BIBLIOGRAFICA
Tutta l’attività svolta è stata preceduta da una ricerca bibliografica relativa all’argomento dell’attività.
La ricerca i cui risultati sono elencati nella sezione relativa ha riguardato i seguenti argomenti:
Problematica della caratterizzazione radioattiva e della clearance (bibliografia internazionale e documentazione specifica prodotta da Sogin e relativa alle attività presso il sito di Caorso. Bibliografia relativa alla attività di caratterizzazione condotta presso il sito di Caorso durante l’attività di decommissioning)
Problematica relativa alle modalità di decontaminazione degli impianti (bibliografia internazionale e documentazione specifica prodotta da Sogin per la dismissione dei siti nazionali)
Problematica relativa alla scelta delle tecniche di decontaminazione degli impianti e delle linee (bibliografia internazionale in merito al panorama delle tecniche di decontaminazione, più specifica per le scelte condotte presso il sito di Caorso per le quali è stato fatto riferimento all’ampia banca dati disponibile a seguito delle ricerche effettuate da Sogin e alla bibliografia relativa)
Apparecchiatura PHADEC (bibliografia del costruttore Babcock Noell e Ansaldo Nucleare e documentazione Sogin)
Problematica relativa alla deposizione del contaminante (bibliografia internazionale)
Impiego di un codice di calcolo per la deposizione del contaminante radioattivo (bibliografia internazionale)
