CAP 3
IL SITO DI CAORSO E LA PROBLEMATICA DELLA DECONTAMINAZIONE DELLE LINEE DI VAPORE
3.1 INTRODUZIONE
L’attività di decommissioning di un impianto nucleare di potenza è caratterizzato oltre da tutte le problematiche legate alla dismissione di un impianto nucleare anche dalla necessità di garantire la bonifica radiologica dei componenti prima del rilascio. L’attività di bonifica è caratterizzata da una fase di decontaminazione contraddistinta da problematiche quali sicurezza, gestione, costi, tempi, tipologia del rifiuto prodotto che variano molto in funzione della tipologia di trattamento scelta. L’ottimizzazione della scelta è principalmente legata al tipo di contaminazione che si intende rimuovere e ai componenti che si intendono trattare. Lo studio della contaminazione delle linee è pertanto il primo passo da compiere per definire il piano di decontaminazione.
Per il materiale contenuto nel presente capitolo è stato fatto riferimento alla bibliografia contenuta in [7],[8],[9],[10],[11],[12],[13],[14],[15],[16],[17],[18],[19].
3.2 IL SITO DI CAORSO
L’attività di ricerca composta in gran parte da una indagine di tipo sperimentale è stata condotta in corrispondenza di alcune parti dell’impianto di Caorso che attualmente è in fase di decommissioning. Nello specifico attualmente sono stati smantellati e rilasciati gran parte dei sistemi esterni al reattore; tutta la parte dell’isola nucleare è invece ancora presente sul sito. L’impianto il cui esercizio è stato interrotto nel 1987 era equipaggiato con un generatore nucleare di vapore da 2651 MW termici e un gruppo turboalternatore capace di generare una potenza elettrica netta di 850 MW. Il reattore è di tipo ad acqua bollente a ciclo diretto con ricircolazione del refrigerante primario attraverso il nocciolo. Alle condizioni nominali la produzione di vapor saturo a 72,7 kg/cm2 è di circa 5245 t/h con un titolo di 99,9%. La turbina è costituita da un corpo di alta pressione e tre corpi di bassa pressione collegati sullo stesso asse
3.3 I SISTEMI CHE COSTITUISCONO L’IMPIANTO DI CAORSO Di seguito una lista dei sistemi che costituiscono l’impianto di Caorso:
• B21 Sistema vapore alta pressione e acqua alimento edificio reattore • C12 Azionamento barre di controllo
• C41 Veleno liquido
• D23 Sistema campionamento contenitore primario • E11 Rimozione del calore residuo (RHR)
• E21 Spruzzamento nocciolo • E41 RCIC
• E41 Sistema di iniezione ad alta pressione • E51 HPCI
• G11 Trattamento effluenti liquidi • N11 Vapore principale
• N21 Ciclo condensato / alimento • N22 Drenaggi e sfiati
• N33 Vapore tenute • N36 Spillamenti • N37 By pass turbina • N38 Surriscaldatori vapore
• N61 Condensatori e sistemi del vuoto • N62 Trattamento effluenti gassosi
• P43 TBBC (Raffreddamento circuito chiuso turbina) • P61B Blanketing
• U 41 Ventilazione Edificio Turbina • U 45 Drenaggi
Le problematiche di contaminazione interna non riguardano in modo uniforma tutti i sistemi della centrale ma i valori di attività sono molto variabili. In linea generale anche sulla scorta dei dati sperimentali ottenuti dalla caratterizzazione è possibile affermare che i sistemi più carichi di contaminazione sono quelli vapore (con valori medi di contaminazione decrescenti allontanandosi dal reattore) e quelli nel quale siano stati ricircolati fluidi a diretto contatto con il reattore. Ovviamente tale affermazione è valida se consideriamo valori medi e si escludono invece punti di accumulo particolari legati alla geometria e alle condizioni di flusso che possono portate a valori di attività importante anche su altri sistemi. Nell’ottica quindi di impiegare metodologie di decontaminazione chimica su sistemi con valori di attività più importanti, i sistemi che sono stati trattati durante il presente lavoro sia impiegando i dati sperimentali ottenuti dalla caratterizzazione che facendo attività dirette di prelievo sulle linee sono i seguenti:
• B21 Sistema vapore alta pressione e acqua alimento edificio reattore • E11 Rimozione del calore residuo (RHR)
• E41 Sistema di iniezione ad alta pressione • N11 Vapore principale
• N22 Drenaggi e sfiati • N33 Vapore tenute
• N38 Surriscaldatori vapore
3.4 LA CONTAMINAZIONE RADIOATTIVA
Per contaminazione s’intende la presenza, rilevata attraverso adeguata strumentazione, di radioattività.
Nell’industria nucleare la lista degli oggetti che possono essere contaminati è lunghissima, va dai normali componenti, alle tubazioni, alle strutture civili, come muri o pavimenti, ai macchinari, agli indumenti del personale. Anche il corpo umano, senza le dovute precauzioni, può essere contaminato.
Per questo motivo nella “Zona Controllata” di un impianto nucleare, dove si riceve in ogni caso una dose di radioattività non nulla, vi è un controllo ed un’attenzione estrema alla contaminazione ed alla sua diffusione.
La radioattiva fondamentalmente in un impianto nucleare la si può trovare sotto le seguenti forme: • Attivazione Neutronica;
• Contaminazione Superficiale;
Attivazione Neutronica
Facendo riferimento ad una generica centrale nucleare moderata ad acqua, per le quali si ha un’esperienza decisamente maggiore rispetto a qualunque altra filiera, i radioisotopi principali che contaminano gli strati più esterni dei diversi componenti sono quasi tutti prodotti d’attivazione, come 60Co o 63Ni.
Questo è vero in particolare per un impianto in cui non si siano mai verificate rotture di elementi di combustibile, le quali possono comportare la presenza di emettitori α nella composizione dello spettro radioattivo rilevato.
L’attività dovuta all’attivazione, sicuramente più elevata ma anche localizzata in zone più specifiche, va gestita in modo completamente diverso.
Contaminazione Superficiale
La contaminazione superficiale è causata essenzialmente dal deposito di particelle contaminanti portate in circolo dal fluido di processo.
Il circuito di ricircolazione dell’acqua alimento, presente in un reattore bollente, favorisce la formazione di ulteriori depositi superficiali e diventa sorgente di nuove impurità. Questo spiega perché l’attività dovuta alla contaminazione superficiale, così come lo spessore del film di ossido, in un BWR, è mediamente più elevata che in un qualsiasi altro reattore ad acqua.
Gli isotopi radioattivi sono per lo più prodotti di corrosione attivatisi perché sottoposti a flusso neutronico attraversando il nocciolo del reattore, ma anche eventuali prodotti di fissione, vengono trasportati dal liquido refrigerante.
Queste impurezze tendono a depositarsi sugli strati più esterni del film di ossido che ricopre le superfici metalliche dell’impianto. Una volta depositatisi i radioisotopi possono, effettivamente, ancora essere strappati dal flusso di refrigerante e tornare in circolo. In base all’affinità chimica, però, alcuni di questi, segnatamente cobalto, nichel e cromo, tendono a diffondere all’interno dello spessore d’ossido superficiale.
Si stima che nei primissimi µm dello strato d’ossido si trovi fino al 90% dell’attività complessiva; questo spiega perché si parla di “Contaminazione Superficiale”.
La contaminazione riguarda tutte le parti d’impianto che vengono lambite dal fluido di processo e rappresenta la più diffusa fonte di attività in un reattore nucleare ad acqua.
In assenza di piccole fratture, cricche superficiali del metallo base, che favoriscono l’insinuarsi dell’ossido contaminato sotto la superficie del metallo stesso, difficilmente la contaminazione raggiunge il componente metallico.
Da questo punto di vista è, paradossalmente, più facile la penetrazione della contaminazione nei componenti in acciaio inossidabile, più resistenti alla corrosione. Lo spessore dello strato ossidato che si forma negli inox è generalmente dell’ordine di pochi µm, molto più sottile dello strato che normalmente ricopre acciaio al carbonio od acciai basso legati. Questo consente agli elementi radioattivi contaminanti, che diffondono nell’ossido, di raggiungere molto più frequentemente il metallo base.
Le parti di impianto maggiormente soggette a fenomeni di contaminazione superficiale sono le parti di impianto poste direttamente a valle del reattore dove la concentrazione di particelle all’interno delflusso risulta più importante. Le linee vapore principali dal reattore alla turbina sono probabilmente le zone a maggiore contaminazione superficiale ed è pertanto verso tali parti del reattore che si è concentrato l’analisi condotta durante questo studio.
In generale è possibile affermare che la composizione spettroscopica della radioattività dovuta all’attivazione neutronica e di quella dovuta alla contaminazione superficiale è molto simile, ma la differenza è sostanziale e dipendente direttamente dai differenti processi di genesi dei due tipi di contaminazione.
Da qui si sono sviluppati i metodi di decontaminazione fino ad oggi noti: per eliminare la contaminazione superficiale è sufficiente, in genere, asportare qualche micrometro di spessore d’ossido, mentre, se un campione è attivato, il processo di decontaminazione dovrebbe riguardarlo nella sua interezza.
Per contaminazione radioattiva, di qui in avanti, s’intenderà esclusivamente la contaminazione superficiale.
3.5 LE ATTIVITA’ DI DECOMMISSIONING DELL’IMPIANTO ATTUALMENTE SVILUPPATE E MODALITA’ DI CONSERVAZIONE
Di seguito un elenco delle attività già completate e ancora da sviluppare secondo il piano di disattivazione della centrale.
Attività sviluppate
1. decontaminazione on line di alcuni circuiti dell’isola nucleare 2. caratterizzazione turbina e annex
3. taglio e decontaminazione off line dei componenti turbina e annex (gran parte dei sistemi esterni all’isola nucleare)
4. rimozione e rilascio turbina
5. attività di rimozione e rilascio aree esterne all’isola nucleare 6. attività di caratterizzazione zona reattore
Attività da completare
2. attività di rimozione e rilascio componenti interne all’isola nucleare
Nella tabella che segue sono indicate le modalità di conservazione dell’impianto dopo la fermata: il modo con cui l’impianto è stato gestito può determinare variazioni di composizione dello strato d’ossido in cui è contenuta la contaminazione e quindi può in alcuni casi incidere sulle modalità di decontaminazione.
Condizioni di conservazione della centrale elettronucleare di Caorso dalla fermata
3.6 I SISTEMI DELL’IMPIANTO OGGETTO DEL PRESENTE STUDIO
Per quanto riguarda la parte esterna all’isola nucleare lo studio è stato concentrato sui componenti estratti dalla caratterizzazione dei seguenti sistemi:
• N11 Vapore principale
Per quanto rigurda invece il reattore e sistemi strettamente connessi le linee analizzate su cui sono state condotte stime del processo di decontaminazione sono relative a:
• B21 Vapore principale
• E11 Sistema RHR (refrigerazione del nocciolo)
• E41 Sistema RCIC (refrigerazione del nocciolo isolato)
Di seguito una descrizione sintetica dei sistemi (per una descrizione di maggior dettaglio si rimanda al CAP 10):
N11 costituisce il sistema vapore alta pressione in uscita dal reattore. Il vapore prodotto viene portato al collettore di distribuzione mediante quattro linee, su ogni linea sono montate valvole di isolamento la cui funzione e quella di isolare il vessel dal resto dell’impianto in caso di incidente. Le quattro linee forniscono vapore alla turbina principale: tra la turbina e il collettore è installata inoltre una valvola di emergenza e una valvola di controllo (per la gestione delle fasi di avviamento dell’impianto)
N38 costituisce il sistema con cui il vapore in uscita dal corpo AP della turbina viene inviato ai risurriscaldatori di vapore (n° 4 complessivi MSRH A-B-C-D). All’interno dei risurriscaldatori la combinazione dell’azione meccanica e dello scambio termico con vapore proveniente dal collettore principale e dallo spillamento alta pressione vengono migliorate le caratteristiche del vapore prima dell’invio ai corpi di BP.
B21 Il sistema B21 è costituito dal sistema vapore in uscita dal reattore (n° 4 collettori principali) e dalle due linee d’acqua di alimento del reattore.
E11 Il sistema di rimozione del calore residuo è costituito schematicamente da quattro pompe aspiranti dalla piscina di soppressione che attraverso due loops separati inviano acqua al vessel attraverso i due rami di ricircolo ha le seguenti funzioni:
• Raffreddamento del nocciolo in condizioni di emergenza tramite mantenimento del livello di acqua nel vessel.
• Raffreddamento dell’acqua del reattore dal momento in cui il vapore generato non può più essere scaricato al condensatore
• Asportare il calore generato nel reattore condensando il vapore prodotto (in condizioni di indisponibilità del condensatore)
• Condensare il vapore che si forma nel duomo del vessel mediante spruzza mento • Mantenere la temperatura della piscina di soppressione
E41 costituisce il sistema che ha la funzione di mantenere nel recipiente del reattore il livello d’acqua sufficiente a garantire la refrigerazione del nocciolo nel caso di isolamento del reattore dal resto dell’impianto. Il sistema è composto essenzialmente da una pompa in grado di inviare acqua nel reattore trascinata da una turbina alimentata dalla linea principale ‘D’ in uscita dal reattore. Il sistema di iniezione vapore ad alta pressione costituisce la parte relativa alle linee di adduzione vapore alla turbina.
3.7 IL PROCESSO DI CARATTERIZZAZIONE RADIOLOGICA DEGLI IMPIANTI
Metodologia di campionamento
Il numero dei campioni e la loro distribuzione sono stati definiti in modo da garantire una adeguata rappresentatività dei campioni stessi, in relazione alla omogeneità delle caratteristiche radiologiche dei componenti da campionare.
della contaminazione radiologica, i componenti appartenenti allo stesso sistema di impianto, in quanto attraversati da fluidi di processo aventi le medesime caratteristiche (temperatura, pressione, contaminazione specifica, etc).
Inoltre, in ciascuna campagna, i campionamenti sono stati effettuati tenendo conto degli esiti delle analisi già eseguite nel corso delle precedenti campagne di caratterizzazione.
Il criterio generale di campionamento è stato quello di prelevare un numero significativo di campioni per ogni sistema di impianto e, all’interno di ciascun sistema, un campione ogni circa 100 m2 di superficie del sistema; questo criterio non è stato applicato per i sistemi che contengono scambiatori di calore ad elevata superficie, a cui è stato applicato un criterio meno stringente, pur garantendo la rappresentatività dei campioni.
Il prelievo dei campioni metallici è stato effettuato mediante taglio meccanico, con metodo a secco, per evitare la rimozione parziale di crud dovuta a eventuali liquidi di raffreddamento.
In particolare è stato prelevato un tratto di tubazione di lunghezza variabile da 200 mm a 400 mm, oppure, su componenti di grandi dimensioni, un fazzoletto di dimensioni pari a 250 x 350 mm, con seghetto ad aria compressa o con tecnica ad ossitaglio.
Nel corso del taglio veniva controllata la temperatura nella zona centrale del campioni per evitare il superamento di 100 °C.
Successivamente, dal tratto di tubazione o dal fazzoletto, veniva prelevato con sega a nastro senza l’impiego di liquido refrigerante, un campione di 30 x 30 mm, da sottoporre alle analisi radiologiche.
Nell’ultima campagna di campionamenti i prelievi sono stati effettuati utilizzando due diverse metodologie in funzione delle dimensioni del componente.
Per tubazioni comprese tra 4” e 24” i prelievi sono stati effettuati a freddo mediante l’impiego di una sega a tazza, con l’utilizzo di modeste quantità di acqua per il raffreddamento. I campioni prelevati erano dischi del diametro di 40 mm, utilizzati direttamente per le analisi radiologiche. Per tubazioni inferiori a 4” si è proceduto al taglio di tronchetti di lunghezza pari a 200 mm, mediante taglio a freddo con seghetto a mano. Dalla parte centrale del tronchetto si sono ricavati campioni di dimensioni 30 x 30 mm, mediante taglio a freddo, controllando la temperatura del campione (< 100 ° C) ed eventualmente raffreddando con modeste quantità di acqua (vedi Rif.5).
Tutti i campioni prelevati sono stati sottoposti a spettrometria gamma in pozzetto, eseguita con rivelatori al germanio iperpuro e gestiti secondo il software Gamma-Vision.
Per le modalità di gestione dei rivelatori e del software si fa riferimento al documento in Rif.6. Sulla base degli esiti della spettrometria gamma, alcuni campioni sono stati sottoposti ad analisi radiochimiche, per la determinazione di Fe-55, Ni-63, Ni-59, Sr-90, H-3.
Per i metodi di misura adottati presso il laboratorio di radiochimica della centrale di Caorso, si fa riferimento alla documentazione in Rif. 7, 8, 9.
I campioni prelevati nel corso dell’ultima campagna 2006 sono stati sottoposti a spettrometria gamma presso la Centrale di Caorso, mentre, per le analisi radiochimiche, ci si è rivolti ad una ditta esterna (VKTA), che ha fornito il dettaglio dei metodi di analisi applicati ed è in possesso di un certificato di accreditamento relativo alla norma DIN EN ISO/IEC 17025, per i metodi citati, presso le Autorità tedesche preposte.
Gli esiti di queste ultime analisi sono riportati nei documenti in Rif. 10 e 11.
L’elenco dei radionuclidi potenzialmente presenti, per cui effettuare le analisi radiochimiche, è derivato sia dalla storia radiologica dell’impianto (controlli ambientali di impianto, scarichi, procedure di sorveglianza sui fluidi di processo), sia da dati di letteratura e, in particolare, dal documento IAEA in Rif. 12.
3.9 SINTESI DEI RISULTATI OTTENUTI
Le caratterizzazioni condotte in corrispondenza dei sistemi del reattore ha messo in evidenza durante le numerose campagne sviluppate che la contaminazione radiologica è da imputarsi esclusivamente a: • Co-60 • Cs-137 • Ni-59 • Ni-63 • Fe-55
Si tratta con buona probabilità degli effetti combinati di fenomeni di attivazione neutronica per gli acciai interni al reattore con fenomeni erosivi che trascinano i prodotti all’interno delle linee. La contaminazione da Cs 137 è invece da imputarsi a probabili modesti trafilamenti dalle barre di combustibile con rilasci odi prodotti di fissione
Dall’analisi dei dati si può concludere che la presenza di Co60 è predominante nei componenti che vanno dalla Turbina Principale ai ricombinatori, con andamento discendente.
Dopo i ricombinatori è prevalente la presenza di Cs137 (proveniente dal decadimento di Xe137), ma solo nei componenti in cui era presente acqua condensata.
Il calcolo dei fattori di scala del Fe55, del Ni59 e del Ni63 rispetto al Co60 è stato fatto solo in presenza di consistente contaminazione specifica, superiore alla minima attività rilevabile della strumentazione.
Tali fattori di scala risultano ragionevolmente omogenei ed in accordo con valori ricavati da precedenti misure effettuate su campioni di crud provenienti dal vessel (vedi Rif. 2). In via approssimativa si possono assumere per i fattori di scala dell’impianto i seguenti valori:
Co60/Fe55 = 2,5
Co60/(Ni59 + Ni63) = 7
Tutta l’attività rilevata dalle misure dirette e di esposizione è stata conservativamente attribuita al Co-60, isotopo a cui è dovuta attualmente la maggior parte dell’attività presente come contaminazione nei sistemi e nei fluidi dell’impianto. Successivamente è stato determinato, sulla base di opportuni “scaling factors” (Sf) rispetto al Co-60, il contributo degli isotopi ritenuti più significativi (Cs-137, Ni-59+Ni-63, Fe-55).
3.10 I RISULTATI DELLA CARATTERIZZAZIONE RADIOLOGICA SPECIFICA DEI SINGOLI SISTEMI N11 E N38
Sistema N11 (Vapore Principale)
Il sistema N11 è caratterizzato da un peso di 478 t e da una superficie di 2196 m2 ed è costituito prevalentemente da tubazioni (92% del peso e 95% della superficie del sistema).
alle tubazioni di uscita dai Moisture Separators and Re-Heaters (MRSH), comprendendo anche le tubazioni che alimentano gli eiettori principali ed ausiliari, gli eiettori stessi e le turbopompe di alimento; la seconda comprende le tubazioni di ingresso alle turbine di bassa pressione.
La prima parte del sistema, attraversata dal vapore di alta pressione, risulta generalmente contaminata al di sopra dei livelli di allontanamento, mentre la seconda parte, attraversata dal vapore di bassa pressione, risulta in gran parte rilasciabile.
Il numero totale di campioni prelevati è pari a 69 di cui 30 relativi ai componenti di alta pressione e 39 per i componenti di bassa pressione. Mediamente risultano prelevati 3 campioni ogni 100 m2.
Sistema N38 (Separatori di umidità e surriscaldatori di vapore - MSRH)
Il sistema N38 è caratterizzato da un peso di 430 t e da una superficie di 17690 m2 ed è costituito essenzialmente dai surriscaldatori/separatori MSRH, considerati nel loro complesso (96,9% del peso e 99,5% della superficie del sistema). I soli fasci tubieri di primo e secondo stadio costituiscono il 21,9% in peso e l’82,6 in superficie del totale del sistema.
Il sistema può essere descritto secondo la seguente schematizzazione:
• tubazioni di ingresso del secondo stadio (vapore dal collettore principale) • tubazioni di ingresso del primo stadio (vapore dal primo spillamento) • fascio tubiero primo stadio
• fascio tubiero secondo stadio • mantello
La contaminazione specifica dei componenti del sistema varia da circa 20 Bq/cm2 di Co-60 delle tubazioni di ingresso del vapore del secondo stadio a circa 0,02 Bq/cm2 del mantello.
Pertanto il sistema, nel complesso, può essere considerato contaminato al di sopra dei livelli di allontanamento.
La frequenza media di campionamento è pari a 0,2 campioni su 100 m2, frequenza accettabile se si tiene conto che il 99% in superficie del sistema è costituito da scambiatori di calore.
