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30 novembre 2011

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.

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28 commenti:

  1. Piu' o meno in quanto si puo' stimare il tempo in cui si potra' accedere e vedere com'e' realmente la situazione ?

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  2. Ho solo un dubbio......la bassa conducibilita' termica

    se il corio è finito sul pavimento e ha creato un buco di 70 cm chi mi dice che non è raffreddato solo nella parte sopra mentre sotto continua a "scavare nel cemento ?

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  3. Secondo un articolo dell'Associaded Press ci sarebbe un altro studio più pessimistico  sul corio condotto da JNES
    http://www.japantoday.com/category/national/view/study-shows-deeper-meltdown-than-thought-at-fukushima-nuclear-reactor
    La notizia viene riportata anche da Yomiuri, si parla di un'erosione del cemento di 2 metri, qui in una traduzione 
    http://ex-skf.blogspot.com/2011/11/institute-of-applied-energy-corium.html

    La simulazione Tepco è basata su
     The simulation also was based on projections Tepco made, including its calculations of the decay heat released by the melted nuclear fuel. The utility used the Modular Accident Analysis Program developed by Fauske & Associates LLC, a subsidiary of U.S.-based Westinghouse Electric and a pioneer in computer models that analyze severe accidents at nuclear power plants.
    http://www.japantimes.co.jp/text/nn20111201a1.html

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  4. Mi piace l'approccio di Abe (JNES):
    Kiyoharu Abe, a nuclear expert at JNES, said it’s too early to make a conclusion and more simulations should be done to get accurate estimates. “I don’t think the simulation today was wrong, but we should look at this from various viewpoints rather than making a conclusion from one simulation,” Abe said. “It’s just the beginning of a long process."

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  5. Credo ancora anni, purtroppo

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  6. Eh sì, molto diplomatico, non si sbilancia neanche un po'

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  7. Il tuo è un dubbio validissimo. Tieni però conto che l'erosione del cemento avviene a spese dell'energia termica del corio, quindi tende a raffreddarsi nel processo anche perché si mischia con il calcestruzzo perdendo densità di calore. 

    Il processo di interazione corio / cemento è molto studiato e non solo in teoria. Si possono replicare in laboratorio delle piccole fusioni utilizzando uranio non irraggiato e si è proprio verificato questo effetto. TEPCO nella sua analisi sostiene che l'erosione si sia arrestata perché non misura più la formazione di gas all'interno del PCV che sarebbe caratteristica del processo. 

    Tieni conto che tutto però è solo uno studio, quindi come potrebbe essere sbagliata la quantità di corio che è uscita dal vessel come potrebbe essere sbagliata l'analisi del gas. 

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  8. A me piace essere controcorrente. Per me il combustibile danneggiato dei 3 reattori è ancora nei Vessel.
    Bisognerebbe studiare con attenzione i MW di potenza residuali nei Vessel, tramite il ciclo dell'acqua di raffreddamento, il problema è che l'acqua gli gira dappertutto ...

    Sono però confortato dal fatto che le simulazioni sugli scenari peggiori ipotizzabili producano esiti ancora all'interno delle barriere di progetto.

    Ciao SM

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  9. mamoru_giappopazzie1 dicembre 2011 12:41

    Questo dovrebbe essere il terzo o quarto studio sulla faccenda (aprile e maggio i precedenti di Jnes e nisa mi pare), piu' si accumuleranno dati e meglio si potra' modellizzare l'accaduto.

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  10. Ma anche mettendo l'ipotesi piu' drastica.....quella sopra....se dopo  quasi 9 mesi...il corio è sprofondato di 2 mt....ma volendo fare i superdrastici ha anche passato la barriera in acciaio....gli restano ancora 7-8- metri di cemento sotto..... se come ha detto toto sotto non vengono piu' prodotti i gas della fusione....si dovrebbe essere tranquilli ?

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  11. io direi tranquilli sempre relativamente,ci vorranno anni per mettere in sicurezza il tutto e bisogna sperare che in questo tempo la situazione non abbia scossoni vari,penso a una scossa molto forte che potrebbe creare altro scompiglio.Speriamo il calcestruzzo faccia un buon lavoro

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  12. mamoru_giappopazzie1 dicembre 2011 19:16

    Ai tempi della contro intervista con l'ing. Ruffatti, in concomitanza con uno dei tanti articoli del fatto, ci parlo' di un mat in calcestruzzo pesante (con aggiunta di piombo) e rinforzato con tondini d'acciaio da 60mm di diametro.
    Quindi "qualcosina" di piu' di quello che si potrebbe immaginare pensando alle comuni costruzioni.

    Chiedo a @2824b96c71a8d9f4a73d7f299f39b1dd conferma di cio'.

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  13. A proposito......Sm Toto Mamoru Vale...quel tubo che "emanava" vapore qualcuno di Voi sa' da dove parte.....sapendo questo magari si puo' avvalere o no' la tesi di SM che il corio è ancora nel vessel .
    Se quel tubo parte dal vessel magari è improbabile capire dove si trova il corio....ma se parte dalla dw o sp si puo' dedurre a grandi spanne dove si trova ?

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  14. stefaniste io non so da dove provenga il tubo in questione, so solo che arrivava dal piano -1 del reattore  e viaggiava all'interno dell'edificio del reattore al di fuori del contenimento primario. 

    Riporto il video del 4 giugno scorso per chi se lo fosse dimenticato.
    http://youtu.be/bBWp68Bi_Qs

    Apparentemente il vapore non proviene dal tubo stesso, ma sale lungo il passaggio del tubo, ovvero lo spazio tra il tubo e la soletta. Questo è ancora più evidente nel video successivo dove non si vede il vapore, ma è chiara l'intercapedine e il rateo di dose è alto come dimostrano le "beta" che interagiscono sulla CCD.
    http://youtu.be/rNQRu2VkeQg

    Guardando le planimetrie (per esempio quella di mamoru_giappopazzie  http://imageshack.us/photo/my-images/263/planir3p1.png/ che è del numero 3, ma assumiamo non sia troppo differente) ci si può azzardare a dire che il vapore provenga dalla suppression chamber (il ciambellone). Questo sarebbe chiaramente un problema perché l'acqua della S/C è sicuramente altamente contaminata. 

    Chiedo anche agli altri interpellati cosa ne pensano. 

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  15. Un'altra voce autorevole sul JapanTimes. Ogni meltdown è differente e non esistono meltdown sperimentali su vasta scala. 
    http://www.japantimes.co.jp/text/nn20111201x2.html

    TEPCO ha diffuso i dati di contaminazione del fondale marino all'interno del porto. E' sporco, come c'era da aspettarselo. Anzi, da un certo punto di vista è positivo perché significa che il contenimento delle varie barriere sta funzionando. Come faranno a gestire quest'acqua e questo fondale negli anni è ancora un interrogativo aperto.
    http://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushima-np/images/handouts_111201_01-e.pdf

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  16. No, mi dispiace, non so aiutarti a proposito di cosa si diceva in quell'intervista perchè non l'ho letta.

    Se la domanda verte su calcestruzzi speciali, ce ne sono per ogni necessità, un po' come gli acciai. Poi ogni impianto è fatto a modo suo e quindi chissà questi che tipo di calcestruzzo hanno.
    In ogni caso niente va bene come le ceramiche per fronteggiare le alte temperature, ne sono un fan dai tempi dei rientri dello shuttle in atmosfera. L'EPR ha il corium catcher in ceramica, spero non lo debbano usare mai :)))

    Ciao SM

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  17. Biricchini e furbetti!

    Posso dire che anche queste misure non mi piaciono? Certo che per accontentarmi ce ne vuole ...

    Dico furbetti perchè stanno misurando il Cs-137 e correggono il Cs-134. Guarda caso i rapporti tra i due sono costanti. All'inizio nascono 100:100, palla al centro. Se prendi 100 Cs-137 è diventato 98. Se prendi 100 Cs-134 è diventato 78. 98/78 fa 1.25
    E quanto gli viene a loro in ogni punto?? Che combinazione! Ce ne fosse uno un po' diverso ... Vabbé si, forse è più veloce fare così.

    Il fondale si gestisce da solo, salvo qualche intervento invasivo, nuovo sedimento andrà sopra e tutto decadrà in tempo per i nostri bis-bis-bis nipoti.
    Ciao SM

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  18. Mamma mia che domanda difficile. Non ce n'è una di riserva?
    SM

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  19. Ciao a tutti sono un vostro lettore silenzioso sin dai primi giorno della crisi.Volevo sapere da voi:quali sarebbero le conseguenze se il carburante fuoriuscisse dalla centrale?Naturalmente è una vostra ipotesi visto che per fortuna è un caso mai verificatosi prima
    Grazie

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  20. Ciao Andry, benvenuto!  La fuoriuscita di combustibile nucleare dai sistemi di contenimento ha conseguenze molto gravi. A Chernobyl, dove l'esplosione nel nocciolo e la mancanza di un vero e proprio contenimento, parte combustibile è stato letteralmente sparato in ambiente.

    Quando diciamo combustibile, in questi casi, intendiamo tutti i prodotti di fissione poco volatili, quindi roba che diversamente da cesio e altri gas se ne vanno velocemente in atmosfera al primo danno agli elementi di combustibile. Stiamo parlando di elementi pesanti, come l'uranio, il plutonio e gli altri attinidi. Questi oltre ad essere radioattivi sono fortemente tossici anche dal punto di vista chimico. Di conseguenza le operazioni di decontaminazioni sarebbero molto più complesse e critiche.

    Come hai giustamente sottolineato, al momento non c'è ragione di pensare che il combustibile sia uscito dal contenimento, anche se, ad onor del vero, minime (ma non nulle) quantità di plutonio sono state misurate.

    RispondiElimina
  21. ho rifatto i conti e i valori sono sì vicini a 1.25, ma non esattamente 1.25, secondo me potrebbe anche starci che sono valori piuttosto uniformi.

    ad ogni modo, mi sono permesso di citare questo tua osservazione sui rapporti di decadimento nel nuovo aggiornamento:
    http://unico-lab.blogspot.com/2011/11/lazoto-il-fondo-marino-e-il-plutonio.html

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  22. Sono riuscito a trovare il video della conferenza stampa. Video integrale e in Giapponese.

    Trovarlo non è stato impossibile, è sul sito della TEPCO in versione Giapponese, ma hanno rinnovato la grafica e adesso i video passano attraverso una webapp che incorpora tutti i video e non ti lascia linkare il singolo. Inoltre per tutti gli altri video danno sempre il link al download semplice, in questo caso no.

    Comunque alla fine ho vinto io e adesso il video è nel testo oppure qui sotto, come preferite.
    http://www.youtube.com/watch?v=vaY8cIF70Y0&list=UUludECeKUe8w5GWuZ9HcAkg&feature=plcp

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  23. Paolo Ruffatti4 dicembre 2011 19:58

    leggo solo oggi ad un anno di distanza i 22 commenti. 
    Sono l'ex  capo officina dell'officina nucleare di Genova che ha costruito gli internals di Caorso (quasi uguale a Fukushima 4)
    volevo solo rettificare una cosa forse non importante:
    Il corio fuso contiene, oltre alle barre di combustibile,  tutta la parte di inox costituita innanzitutto dalle scatole parallelpipede di contenimento in cui sono alloggiate  63 barre ciascuno di zircalloi dei tubi (da cui esce la maggiore quantità di idrogeno, quando fonde a 2.200 °C) che contengono i pellet di combustibile.  Poi c'è tutta la struttura detta internals di supporto (core support+grid + lo shroud e le pompe a getto di circolazione. Poi ci sono  le crociere di regolazione, costituite ciascuna dal contenimento di inox + barre simili a quelle del combustibile, ma con dentro uranio spento o boro).
    Inoltre le penetrazioni inferiori del vessel dal dry well non servono per infilare /estrarre le barre di combustibile, bensì i sistemi di sollevamento delle crociere (se volete ho le foto del dry well di Caorso e ve le posso inviare : ditemi come).
    Le barre di combustibile vengono infilate da sopra, dopo che si è tolto la calotta del contenitore primario, il cappello del vessel e poi tutto il gruppo di essiccazione ed infine il cappello dello shroud con relativi tubi di prima separazione del vapore umido.

     NB il Gruppo 4 , di cui nessuno parla più, era proprio aperto come ho detto sopra e come ho visto dalle prime foto (da voi?) diffuse in cui si vede che dentro al vessel aperto e per fortuna già allagato di acqua,  c'erano un sacco di detriti che certamente hanno impedito di richiuderlo, mentre si vede il disastro nella refueling pool in cui ci sono i segni della esplosione elementi di combustibile(scatole di inox con dentro le barre)

    Grazie per il vostro preziosissimo lavoro
     

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  24. Ingegnere, siamo felici di risentirti! Mi permetto di darti del tu, come è usanza su questo blog e non vuole essere assolutamente una mancanza di rispetto!

    se hai materiale saremo molto felici di pubblicarlo specie se sono fotografie, anzi sarebbe molto interessante avere per ognuna delle foto che ci mandi una descrizione così che tutti i lettori ne possano apprezzare i particolari. Per l'invio del materiale puoi usare il nostro account di posta elettronica sono convinto che c'è già una fila di altri lettori con domande o curiosità.

    aggiungo i suggerimenti e le correzioni nell'articolo a beneficio di tutti.

    RispondiElimina
  25. Ing. Ruffatti,
    ti porto i saluti da parte del TRIGA di Pavia e sono molto felice della tua partecipazione a questo forum.
    SM - (Sergio Manera - Esperto Qualificato Triga Mk.II di Pavia).
    SM

    RispondiElimina
  26. adesso che ti sei dichiarato in pubblico posso dirlo... questa mattina sulla scrivania del mio capo c'era un booklet del LENA con in copertina proprio il TRIGA e spiegate tutte le vostre attività. Non è che cercate un cyclotron engineer?

    RispondiElimina
  27. Hehe,
    e come ci è arrivato li? Vediamo se a gennaio riesco a venirti a trovare con un paio di ciclotronisti di Pavia.
    A dicembre c'è troppo casino anche da noi :(
    SM

    RispondiElimina

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