Stato del corio nei tre reattori di Fukushima

Nella giornata di oggi, TEPCO ha rilasciato un documento piuttosto importante che riporta i risultati di uno studio circa lo stato del combustibile nucleare fuso all'interno dei tre reattori di Fukushima che erano in funzione al momento del terremoto dell'11 marzo scorso. Di fatto questo nuovo studio sostituisce ed integra le simulazioni che erano già state presentate nel mese di maggio. Nel video a lato la conferenza stampa di presentazione del documento.

Questo nuovo studio, ritenuto più attendibile, perché include oltre alle informazioni sul mancato raffreddamento nei momenti successivi all'arrivo dello tsunami, anche informazioni riguardanti le misurazioni di temperatura del gas all'interno del contemimento primario (PCV) e della superficie esterna del vessel di pressione (RPV) in punti differenti.

Riassumendo al massimo il messaggio contenuto nel documento, possiamo dire che dal punto di vista dello stato del combustibile, il reattore numero 1 è quello messo peggio, con praticamente l'intero nucleo fuso e gran parte di esso fuoriuscito dal vessel di pressione. Per il numero 2 e il numero 3, si stimano frazioni rilevanti di combustibile severamente danneggiato e di cui piccole parti potrebbero essere fuoriuscite dall'RPV per accumularsi sul fondo del contenimento. 

Ripetiamo che questo è il risultato di uno studio, non l'effettivamente osservazione dei fatti; ciononostante riteniamo che se TEPCO ha deciso di divulgare questi risultati è perché sono convinti si fondino su basi valide e possano essere ritenuti attendibili.

Una precisazione iniziale per tutti coloro che si stessero domandando cosa sia il corio. Questo è l'insieme delle pastiglie di uranio leggermente arricchito utilizzato come combustibile e che ovviamente contiene tutti i prodotti di fissione radioattivi, la lega di zirconio che forma la struttura quadrata che contiene le singole barre di combustibile, le barre di controllo, realizzate principalmente in boro e l'acciaio di cui è fatto il vessel di pressione.

I dettagli del numero 1

Ci soffermiamo in modo particolare sullo stato del reattore 1, che come abbiamo già detto, è quello con il nocciolo più gravemente danneggiato. Nello schema qui a lato, potete vedere il risultato della simulazione eseguita da TEPCO in base a tutti i dati disponibili. Potete vedere che di fatto il vessel di pressione è praticamente vuoto e che solo piccole quantità di corio sono rimaste al suo interno. Nella parte bassa del vessel di pressione, dove sono posizionate tutte le penetrazioni delle barre di controllo - ovvero tutti i buchi che ne permettono l'inserimento e l'estrazione nel nocciolo, il combustibile ha fuso l'acciaio spesso ed è caduto sul fondo in calcestruzzo del contenimento. Il reattore viene raffreddato con acqua iniettata attraverso il sistema principale dell'acqua (FDW), e questa possibilmente bagna sia il combustibile rimasto nel vessel sia quello accumulato sul fondo.

Il combustibile interagisce con il cemento e lo consuma mischiandosi ad esso. Durante il processo, oltre a distribuirsi, il combustibile tende a perdere densità di calore proprio mischiandosi con il calcestruzzo. La simulazione di TEPCO, nel caso in cui l'intero contenuto di combustibile si sia accumulato sul fondo del PCV, è che circa 70 cm di cemento siano stati mangiati dal corio. Questo spessore di 70 cm è da confrontare con lo spessore del cemento all'interno del rivestimento di acciaio del PCV e anche con l'intero spessore del basamento in cemento sottostante. Esattamente sotto il centro del vessel di pressione, lo strato di cemento all'interno del PCV è di 2.6 m; a causa della forma arrotondata della struttura del contenimento primario, questo spessore tende ad assottigliarsi spostandosi dall'asse verticale del reattore - verso il bordo quindi - dove però è anche meno probabile un grosso accumulo di materiale nucleare. Al di fuori della copertura d'acciaio del PCV, lo spessore del basamento è di altri 7.6 metri.

L'interazione del corio con il cemento è un fenomeno molto studiato, proprio per comprendere meglio gli effetti e gli sviluppi degli incidenti nucleari (video in francese). TEPCO è convinta che al momento attuale il corio sia fermo, solidificato e che non stia più ulteriormente scavando il cemento e basa queste convinzioni sia sull'osservazione della temperatura all'interno del contenimento sia sull'assenza dei gas prodotti da questa interazione.

La situazione del 2 e del 3

Se comparata al reattore 1, lo stato del combustibile negli altri due reattori è migliore. Il raffreddamento avviene sia attraverso il core spray e il sistema principale dell'acqua. Il fatto che in entrambi le unità, la temperatura esterna del RPV sia scesa rapidamente dopo la messa in funzione del sistema di raffreddamento a spruzzo è un'ulteriore conferma che gran parte del combustibile è contenuto all'interno vessel di pressione.  Dei due possibili scenari presentati nell'analisi di maggio (vedi 15 maggio), lo studio recente sembra favorire quella meno drastica, pur non escludendo che piccole quantità di corio fuso possano essere fuoriuscite dal vessel di pressione.

Valutazione e commenti

In attesa di poter leggere la versione in lingua inglese del documento che TEPCO ha rilasciato, ci sentiamo di concludere che il recente studio descrive la situazione del reattore 1 in modo peggiorativo rispetto alle previsioni precedenti. Ciononostante la situazione attuale sembra comunque aver trovato una certa stabilità come anche dimostrato dalla diminuzione delle emissioni e dalla cessazione di quella perdita di vapore che proveniva dai piani inferiori dell'edificio. Da un punto di vista prettamente tecnico, questo nuovo aggiornamento non fa altro che confermare quanto difficile sarà il lavoro di rimozione del combustibile che avverrà nella fase a lungo termine del piano di recupero.