Nucleare e Ragione

Due parole sulla questione iraniana – 3

[Approfondimento a puntate.
Per le puntate successive, link in fondo all’articolo
oppure cliccare qui: Parte I, Parte II, Parte IV, Parte V]

Il nido della minaccia

Visti i ripetuti fallimenti del vecchio programma nucleare civile ed i contratti in vigore nell’unica centrale completata e funzionante qualcuno potrebbe ragionevolmente chiedersi dove si annidi la minaccia nucleare iraniana.
Il mistero è presto svelato. Ci arriviamo in tre passi.

“Primo passo”: come avrà giustamente notato il lettore più attento, nel capitolo precedente abbiamo trascurato del tutto la storia delle centrifughe, la cui drastica riduzione è un punto cardine dell’accordo firmato a Vienna. Rimediamo ora.
Sin dall’inizio della sua avventura nucleare l’Iran ha sempre progettato di sviluppare la propria capacità di arricchimento dell’uranio, e l’ha sempre fatto pensando in grande. Dalla fine degli anni ’70 questi programmi sono stati ripetutamente e pesantemente censurati dalle Nazioni Unite – anche perché, come abbiamo visto, non vi è evidenza alcuna di un qualche scopo commerciale.
Nel 1974, l’Iran si impegnò a prestare 1,18 miliardi di dollari alla Commissione francese per l’Energia Atomica allo scopo di finanziare la costruzione dell’Eurodif, un impianto multinazionale di arricchimento a Tricastin, assicurandosi il 10% del patrimonio dell’impresa, ovvero il diritto al 10% della produzione. La parte del prestito già versata fu rimborsata con gli interessi nel 1991, senza che l’impianto avesse mai consegnato un solo grammo di uranio arricchito all’Iran. Infatti il nuovo governo post-rivoluzionario nel 1979 aveva annullato i suoi accordi con l’Eurodif e cessato ogni pagamento.
In realtà, nel 1991 l’Iran avrebbe preferito non essere rimborsato; sembrava infatti essersi risvegliato con nuove ambizioni nucleari, e chiedeva la consegna della quota di uranio arricchito che gli sarebbe spettata in base al contratto originale. La Francia si rifiutò, ufficialmente a causa delle sanzioni politiche già allora in vigore – evidentemente era del tutto svanito il ricordo dei bei giorni felici a Neauphle-le-Château [4].

L’Iran vide in questo rifiuto una prova della inaffidabilità delle forniture estere di “combustibile” nucleare – e fino all’altro ieri si è fatto forte dell’esperienza negativa dell’Eurodif per giusitficare la necessità di raggiungere una propria “indipendenza nucleare” attraverso lo sviluppo di tutti gli elementi del ciclo del combustibile.
All’inizio di questo secolo iniziò dunque la costruzione a Natanz, a 80 km a sud est di Qom, di un impianto di arricchimento piuttosto sofisticato. Il Governo iraniano si dimenticò però di dichiarare i lavori in corso all’AIEA; finché un gruppo dissidente identificò il sito nel 2002 e ne sbandierò l’esistenza ai quattro venti.
La facility di Natanz è nota come Impianto Pilota di Arricchimento del Combustibile (Pilot Fuel Enrichment Plant – PFEP), ed è eretta al di sopra del suolo. Tuttavia, sempre a Natanz è stato costruito ed attrezzato anche un ampio sotterraneo, dove è possibile produrre uranio arricchito. Questo secondo impianto è stato denominato semplicemente FEP. Tutte le operazioni a Natanz erano già sottoposte al controllo internazionale prima dei nuovi accordi, ma il monitoraggio era vincolato: gli ispettori non potevano accedere agli impianti ed agire là del tutto liberamente.
A seguito di un campionamento effettuato nel mese di maggio del 2010 i risultati confermarono che entrambi gli impianti di arricchimento operavano come dichiarato – in particolare il FEP producendo LEU con livelli inferiori al 5% di arricchimento [2].
Entrambi gli impianti sono provvisti di centrifughe disposte a cascata. Presso il PFEP due cascate sono state progettate per la produzione di LEU arricchito di U²³⁵fino al 20%, apparentemente per il reattore di ricerca di Teheran (TRR) – ufficialmente l’intero impianto è dichiarato essere destinato ad attività di Ricerca e Sviluppo.
Durante l’ispezione di cui sopra, si venne a sapere che nel mese di febbraio dello stesso anno circa 1950 kg di LEU erano stati prelevati dal FEP e portati al PFEP. L’AIEA reagì affermando che riguardo alle operazioni al PFEP era necessaria una revisione completa delle garanzie sino ad allora offerte. Si concordò dunque per una maggiore sorveglianza e controlli più severi. Il 23 giugno 2011 l’AEOI (Atomic Energy Organisation of Iran) dichiarò una capacità produttiva pari a 5 kg di “LEU-20%” al mese, contro una richiesta del TRR pari a 1,5 kg di “carburante” al mese. In seguito l’AIEA riferì che i tassi di produzione mensile di “LEU-20%” erano aumentati in modo significativo.
Non si trattava del primo campanello d’allarme, ma dell’ennesimo.
Negli ultimi 15 anni le centrifughe a Natanz sono diventate diverse migliaia, molte sono entrate in funzione prima di essere dichiarate all’AIEA, altre sono state installate apparentemente senza mai entrare in funzione, altre ancora sono state pianificate. Alle “cascate di Natanz” si sono aggiunte dal 2006 (ufficializzate solo nel 2009) quelle di Fordow, nell’omonima base militare sita a circa 20 km a nord di Qom. (Qui le centrifughe sono disposte tutte in un complesso di tunnel sotterranei, e nel 2012 risultavano produrre mediamente 10,6 kg/mese di esafloruro di uranio arricchito al 19,75%.) Non bastassero, dal 2003 sono in corso studi su metodi di arricchimento basati sui laser presso i laboratori di Lashkar Ab’ad, sembrerebbe con ottimi risultati – secondo gli iraniani, che però non hanno condiviso molte informazioni a riguardo.
Insieme a tutti questi impianti di arricchimento l’Iran può “schierare” qualche risorsa mineraria (più che altro riserve stimate in modo approssimativo) e le strutture di Esfahan (Isfahan). Qui, l’Esfahan Nuclear Technology Center (ENTC), come evidenziato dall’Institute for Science and International Security (ISIS – uno strano caso di omonimia), è perfettamente attrezzato per le operazioni di conversione e trattamento dell’uranio che caratterizzano il processamento del “combustibile” nucleare [5].
Detto questo, siamo (finalmente) pronti per il “secondo passo”.
Negli ultimi tre anni la preoccupazione internazionale attorno alla filiera nucleare iraniana è cresciuta con l’aumentare delle attività concernenti l’arricchimento dell’uranio fino al 20% di U²³⁵. Ed è presto spiegato il perché: in termini di Unità di Lavoro Separativo (ULS) – ovvero di energia spesa, quel tipo di prodotto è anche potenzialmente materiale pronto al 90% per un ordigno nucleare [6]. E sebbene aver prodotto del “LEU-20%” non significhi automaticamente trovarsi a circa il 90% del percorso temporale per arrivare alla bomba, significa tuttavia avere bisogno solo di un piccolo impianto, magari clandestino, per colmare il divario.
Ragionando in termini di tempo e tenendo conto di tutte le condizioni al contorno, nello scenario più favorevole l’Iran ad oggi si troverebbe a circa 3 mesi dal realizzare una bomba atomica – se mai lo volesse fare. Applicando invece gli accordi sottoscritti, si troverebbe a circa 1 anno dal medesimo obiettivo. Un periodo di tempo di solito sufficiente per prendere decisioni sensate e “fare qualcosa”.
Infine, il “terzo passo” ci porta al reattore di Arak (IR-40).
Si tratta di un reattore moderato ad acqua pesante da 40 MW, “alimentato” con uranio naturale. Ufficialmente dovrebbe sostituire il vecchio reattore di Teheran per la produzione di radioisotopi a scopi di ricerca o per uso medico/industriale. La costruzione è in corso da tempo, e l’impianto incompleto è stato “inaugurato” nel mese di agosto del 2006. Tre anni dopo era completo solo al 63%, e si prevedeva di installare il recipiente del reattore nel 2011. A luglio 2011 l’AEOI segnalò uno stato di avanzamento dei lavori pari al 75%. Ufficialmente il Governo iraniano ha posto il reattore sotto la salvaguardia dell’AIEA, e l’IR-40 è stato oggetto di ispezioni. Tuttavia, a partire dal 2006 l’Iran ha rifiutato di fornire informazioni all’AIEA sulla progettazione di dettaglio, impedendo di fatto che fossero dissipate le preoccupazioni riguardo allo scopo specifico.
Il problema è che il design dell’IR-40 (made in Russia) è molto simile a quello dei reattori utilizzati da India e Israele per produrre plutonio per le armi nucleari [7].
In aggiunta, esiste ed è funzionante ad Arak un impianto di produzione di acqua pesante, dove all’AIEA è stato negato l’accesso dal 2011 al novembre 2013.
Il Consiglio di Sicurezza delle Nazioni Unite ha chiesto che i lavori di costruzione dell’IR-40 (mai completati) cessino definitivamente, anche se a febbraio 2014 l’AEOI ha dichiarato che la produzione prevista di 9 kg/anno di plutonio non sarebbe mai stata del tipo weapons grade [8].
Con il nuovo accordo, la Cina si è subito impegnata a modificare radicalmente il reattore di Arak, in modo da eliminare qualsiasi sospetto sulla produzione del plutonio.

(continua…)

Note:

[2]Con arricchimento dell’uranio si intende il processo che porta all’aumento del contenuto di U²³⁵ in una data massa di uranio. In natura, fatta eccezione per i casi di “fissione naturale”, come nel “geo-reattore” di Oklo, tipicamente il radioisotopo U²³⁵ è presente con una concentrazione pari allo 0,72%. Aumentando tale concentrazione, ossia arricchendo l’uranio naturale (NU), si ottengono principalmente tre tipi di prodotti: il Low-enriched Uranium (LEU) 3-5%, che viene utilizzato soprattutto nei reattori moderati ad acqua leggera (LWR) pressurizzati o bollenti (reactor grade); il LEU 12-20%, che viene utilizzato nei reattori di ricerca e per la produzione di radioisotopi per la medicina nucleare o l’industria in generale; e l’Highly Enriched Uranium (HEU) 90%, l’unico adatto per la fabbricazione di ordigni nucleari (weapons grade). Esiste anche lo Slightly Enriched Uranium (SEU) 0,9-2%, che nei reattori moderati ad acqua pesante può rimpiazzare il NU (e.g. nei CANDU).

[4]Ridente cittadina situata nel dipartimento degli Yvelines, nella regione dell’Île-de-France. Fu assai frequentata nella seconda metà degli anni ’70, quando una certa intellighenzia vi si riuniva per godere della compagnia di monsieur Khomeini.

[5]Ad Isfahan la produzione è stata interrotta nel 2014 rispettando i termini del Joint Action Plan che ha preceduto i nuovi accordi appena stipulati. Il sito ospita anche tre piccoli reattori di ricerca, costruiti con l’aiuto dei cinesi.

[6]A novembre 2014 l’Iran aveva prodotto un totale di 13.397 kg di esafluoruro di uranio arricchito fino al 5%, di cui 8390 kg erano rimasti in quella forma, ed il resto era stato ulteriormente elaborato. In precedenza il tasso di produzione era di circa 233 kg/mese. Grosso modo 3437 kg di LEU-5% sono stati utilizzati per produrre 448 kg di LEU-19,75% negli impianti PFEP (Natanz) e FFEP (Fordow), superando di gran lunga le esigenze per il reattore di ricerca di Teheran (TRR). A maggio 2015 l’Iran risultava avere a disposizione circa 260 kg di materiale trasformabile in circa 56 kg di uranio weapons-grade con il contributo di sole 1800 ULS (con un tasso di produzione facilmente incrementabile utilizzando la capacità già installata).

[7]In realtà tutti i reattori moderati ad acqua pesante offrono preoccupazioni di questo tipo, in quanto la moderazione con deuterio favorisce la trasmutazione U²³⁸-Pu²³⁹: assorbendo un neutrone l’isotopo U²³⁸ diviene U²³⁹ e decade rapidamente in Pu²³⁹ con un processo a soli 2 step.

[8]Il plutonio weapons grade presenta una concentrazione dell’isotopo Pu²³⁹tipicamente pari a circa il 93%.

Due parole sulla questione iraniana – 2

[Approfondimento a puntate. Per le altre puntate, link in fondo all’articolo
oppure cliccare qui: Parte I, Parte III, Parte IV, Parte V]

Dopo una breve illustrazione degli accordi firmati lo scorso 15 luglio, ed in attesa di aggiornamenti da parte della AIEA sulle informazioni ricevute il 15 agosto, facciamo un passo indietro di qualche decennio per ripercorrere le principali tappe dell’avventura nucleare iraniana.

Breve storia del nucleare civile iraniano

Nel 1957 l’Iran aderì subito al programma internazionale “Atomi per la Pace” lanciato dal Presidente degli Stati Uniti d’America Dwight D. Eisenhower.
Nel 1974 lo Scià annunciò un obiettivo di 23 GWe di capacità elettronucleare con lo scopo di liberare gas e petrolio per l’esportazione. Furono allora firmati accordi preliminari con Siemens-KWU e Framatome per quattro centrali nucleari.
L’anno successivo i tecnici della Siemens-KWU iniziarono la costruzione di due unità PWR da 1293 MWe (capacità lorda) 18 km a sud di Bushehr, nel Golfo Persico, basandosi sul design del reattore Biblis B, che stavano completando in Germania. Dopo la Rivoluzione Islamica, i pagamenti furono interrotti e il lavoro fu abbandonato nel 1979, con l’unità 1 sostanzialmente completa e la 2 a metà. L’impianto fu danneggiato da attacchi aerei iracheni nel 1984-88 durante la Jang-e-tahmīlī – la “Guerra Imposta”, come è chiamata in persiano.

In origine il piano del 1974 prevedeva la costruzione di 4 unità a Bushehr, poi 2 a Isfahan, 340 chilometri a sud di Teheran, ed infine 2 a Saveh, vicino a Teheran. Le centrali di Isfahan e Saveh dovevano essere tutte composte da unità da 1300 MWe con raffreddamento a secco, ossia utilizzando torri di raffreddamento a secco – sarebbero stati i primi grandi impianti nucleari ad utilizzare questa tecnologia.
Il contratto con i francesi di Framatome, che avrebbero dovuto costruire 2 unità da 910 MWe a Darkhovin, sul fiume Karun vicino al confine con l’Iraq, fu annullato nel mese di aprile del 1979 a poche settimane dall’inizio della costruzione. I componenti già pronti della centrale rimasero in Francia, per finire a Gravelines C (unità 5 e 6, entrate in funzione nel 1985). Nel 1992, la Repubblica Islamica dell’Iran ci provò di nuovo e firmò un accordo con la Cina, questa volta per la costruzione di due unità da 300 MWe; ma i cinesi si tirarono fuori prima della cantierizzazione, e non se ne fece più nulla.
Sempre nel 1992 il Governo iraniano si accordò con quello della neonata Federazione Russa per il “restauro” di Bushehr. Due anni dopo la AEOI concordò con la Minatom un progetto che prevedeva l’utilizzo delle strutture, delle apparecchiature e delle infrastrutture ancora in piedi: l’unità 1 sarebbe stata completata trasformandola in un’unità VVER-1000. Il contratto fu firmato nel gennaio del 1995. I lavori si trascinarono per 16 lunghi anni tra problemi tecnici di vario genere (le trasformazioni di impianti per la generazione di potenza elettrica si rivelano assai spesso più complesse ed onerose di quanto previsto in partenza); non mancarono ostacoli di natura politica, come per esempio il rifiuto dei tecnici tedeschi di fornire supporto ai russi, che in questo modo si trovarono persino a dover certificare in modo indipendente diversi componenti e sistemi a loro del tutto sconosciuti; nè quelli di natura burocratica: dal 1975 i requisiti degli standard di sicurezza nucleare erano diventati più severi, e la AIEA vigilava scrupolosamente. Le difficoltà si fecero sempre più opprimenti e ad un certo punto si raggiunse la saturazione: con lo stallo dei lavori si pensò seriamente a mollare tutto. Era il 2007.
Tuttavia, la Atomstroyexport (ATE), che aveva assunto la direzione dei lavori di ri/costruzione, non si diede per vinta. Allo scopo di completare i lavori convinse il Governo iraniano a rimandare la parte del progetto concernente gli impianti di desalinizzazione [3], e soprattutto ad impegnarsi a restituire gratuitamente il combustibile nucleare esausto in cambio di un programma dettagliato di rifornimento di combustibile fresco “just in time” – programma che, prevedendo forniture pronte con arricchimento tra l’1,6% ed il 3,62%, annullava di fatto qualsiasi giustificazione e/o pretesa iraniana per un programma industriale di processamento del combustibile con dispendiose e “sospette” macchine centrifughe (almeno per quel che riguardava la “roba” che sarebbe circolata presso la centrale di Bushehr).
Alla fine, il primo carico fu fissato per il mese di ottobre del 2009; ma ulteriori slittamenti portarono l’avviamento a febbraio 2011. Quando tutto era pronto e partirono le attività di start-up, il guasto di una pompa bloccò le operazioni e fece slittare l’avviamento vero e proprio a maggio; mentre la connessione alla rete fu raggiunta solo a settembre. La pompa apparteneva alla vecchia fornitura tedesca degli anni ‘70.
Alla fase commerciale non si arrivò prima del 2013: furono necessarie operazioni di controllo dell’eventuale contaminazione del circuito primario causata da particelle metalliche entrate nel sistema a seguito del fallimento della suddetta pompa. Tali operazioni compresero la movimentazione dell’intero assembly del combustibile (che aveva subito appena due mesi di irraggiamento) con spostamento dal recipiente del reattore alla piscina del combustibile esausto. Dopo i controlli – di cui non fu pre-avvisata in modo opportuno la AIEA, con conseguente scandalo ed allarme internazionale – finalmente il reattore fu ricollegato alla rete nel gennaio 2013, ed entrò in piena fase commerciale nel settembre dello stesso anno (dopo aver risolto alcuni problemi al generatore).

Attualmente la centrale è esercita quasi esclusivamente da tecnici ed operai russi della ATE, sotto contratto della società iraniana Nuclear Power Production and Development Company, ed in attesa di essere gradualmente sostituiti dagli operatori autoctoni via via istruiti in Russia sotto la supervisione della Rosatom.
Bushehr 1 con i suoi 915 MWe di capacità netta dovrebbe produrre circa 7 TWh/anno, sottraendo all’autoconsumo circa 1,6 milioni di tonnellate di petrolio (11 milioni di barili) o 1,8 miliardi di metri cubi di gas all’anno – tutta “roba” che può essere esportata in cambio di valuta forte. In realtà, per ora la centrale si è mantenuta su livelli di performance abbastanza deludenti, mediamente con un fattore di capacità di poco inferiore al 50%. Il 2015 potrebbe essere l’anno della svolta.
A proposito, poco dopo l’avviamento di Bushehr alcuni alti funzionari iraniani hanno incominciato a parlare di un obiettivo di 20 GWe nucleari entro il 2020. (Non vi suona come qualcosa di già sentito?)

Staremo a vedere.

(continua…)

Note:

[3] I piani originali comprendevano due impianti di desalinizzazione, ciascuno di capacità pari a 100.000 m³/giorno, legati ai reattori. Dopo il rinvio concordato, la Fase 1 di questi lavori è stata commissionata appena un anno fa. Con la Fase 2, la centrale nucleare fornirà il 20% dell’acqua potabile della città di Bushehr.

Due parole sulla questione iraniana – 1

[Approfondimento a puntate.
Per le puntate successive, link in fondo all’articolo
oppure cliccare qui: Parte II, Parte III, Parte IV, Parte V]

Molto si è parlato nei giorni scorsi sul nuovo accordo stipulato a Vienna inerente al nucleare iraniano. E la questione potrebbe non essere del tutto chiusa.
Proponiamo qui di seguito una breve esposizione dello “stato dell’arte nucleare” in Medio Oriente (preceduto da una lunga panoramica del Paese dei tulipani selvatici.) Il fine è quello di permettere l’elaborazione di un’analisi più articolata di quella mediamente riscontrabile sui principali mezzi di informazione, e la speranza è quella di suscitare qualche dubbio intelligente ampliando le vedute – magari incominciando ad evitare di concentrarsi troppo su Teheran e a buttare più spesso l’occhio su Riyadh.

UN Deal, IAEA Deal

Partiamo con una breve ricapitolazione degli accordi raggiunti.
Il 14 luglio 2015, il Direttore Generale dell’Agenzia Internazionale per l’Energia Atomica, Yukiya Amano, e il Vice-Presidente della Repubblica Islamica dell’Iran, Ali Akbar Salehi, hanno sottoscritto a Vienna un “piano di azione per il chiarimento delle questioni in sospeso riguardanti il programma nucleare iraniano”. (Ali Akbar Salehi è anche il Presidente della Atomic Energy Organization of Iran – AEOI.) In particolare, l’AIEA e l’Iran hanno convenuto di dare seguito alla cooperazione in atto accelerando e rafforzando il dialogo con il fine di giungere ad una risoluzione entro la fine dell’anno di tutte le questioni aperte. (Un elenco esaustivo delle questioni di cui sopra è consultabile nel report GOV/2011/63, emesso dal Direttore Generale della AIEA in data 08/11/2011 ed intitolato “Implementation of the NPT Safeguards Agreement and relevant provisions of Security Council resolutions in the Islamic Republic of Iran”.)
L’accordo tra l’AIEA e l’Iran giunge a seguito di quello stabilito separatamente tra l’Iran ed il Gruppo di Paesi delle Nazioni Unite denominato E3+3 [1] sulla limitazione del programma nucleare iraniano.
Con il Joint Comprehensive Plan of Action – che è il risultato dei negoziati di Losanna svoltisi tra il 26 marzo ed il 2 aprile di quest’anno – l’Iran ha accettato, tra le altre cose, che nel corso dei prossimi 15 anni non arricchirà l’uranio al di sopra del 3,67% [2], e non terrà stoccati più di 300 kg di uranio arricchito – dovrà quindi sbarazzarsi di circa il 97% delle sue scorte attuali che ammontano più o meno a 10 tonnellate.

Inoltre, le attività di ricerca e di sviluppo concernenti la conversione, il trattamento o il processamento dell’uranio avverranno esclusivamente nel sito di Natanz; nessun processo di arricchimento sarà effettuato a Fordow.
Infine, con lo U.N. deal, datato 14/07/2015 come lo IAEA deal, l’Iran ha accettato a tempo indeterminato di non costruire alcun nuovo reattore ad acqua pesante, di ridisegnare il reattore di Arak, di spedire tutto il combustibile ivi utilizzato fuori del Paese, e di non fare scorte di acqua pesante.
In cambio, le sanzioni economiche contro l’Iran saranno revocate una volta che l’AIEA avrà dato conferma che l’Iran ha rispettato i suoi obblighi ai sensi dell’accordo appena stipulato.
Tale piano congiunto di azione globale senz’altro “apre la strada per la risoluzione pacifica di una controversia che dura da più di un decennio”, come afferma Amano; tuttavia, rimangono dubbi consistenti che potranno essere dipanati solo con l’attuazione del Safeguards Agreement and Additional Protocol che prevede l’impegno del Governo iraniano a fornire tutte le informazioni e i chiarimenti richiesti dalla AIEA, nonché il libero accesso ai siti industriali, militari e di ricerca che sono ufficialmente coinvolti nella filiera nucleare iraniana o che si sospetta lo siano.
Tutte le attività concernenti la filiera nucleare e tutti i relativi inventari dovranno essere monitorati in ogni minimo dettaglio. Solo in questo modo la AIEA sarà in grado di garantire per l’Iran.
Stando alla tabella di marcia, l’Iran ha fino al 15 agosto per fornire spiegazioni alla AIEA riguardo ai possibili aspetti militari del programma nucleare del Paese. L’AIEA avrà quindi un mese di tempo per rivedere queste spiegazioni e sollevare domande sulle eventuali ambiguità contenute nelle informazioni fornite dall’Iran. Le discussioni per risolvere questi problemi dovrebbero poi essere concluse entro il 15 ottobre.

[post scriptum (20/08/2015): l’AIEA dichiara di avere ricevuto le informazioni richieste]

Un discorso a parte riguarda Parchin, complesso militare situato a sudest di Teheran e salito agli onori della cronaca internazionale nei primi anni 2000, quando l’Iran è stato accusato di aver condotto lì attività relative allo sviluppo di ordigni nucleari.
Da allora, Parchin è stato al centro delle discussioni sulle possibili dimensioni militari del programma nucleare iraniano. La questione ha diviso gli analisti essenzialmente in due fazioni principali: quelli convinti che l’eventuale militarizzazione del programma iraniano non sia rilevante per l’attuazione di un accordo, e che renderla un problema potrebbe avere effetti collaterali ancora più negativi, e quelli che credono che non ci sia via d’uscita a meno che Teheran non “confessi tutti i suoi peccati”.

Alla fine si è proceduto absolutione ante confessionem. La confessione dovrà eventualmente avvenire al più tardi entro il 15 dicembre 2015, si suppone; anche perché per allora saranno delineati in via definitiva tempi e modi di accesso ai vari siti “incriminati” da parte dei tecnici della AIEA – secondo quanto riportato dall’accordo speciale raggiunto per tale questione. (Per il 15/12/2015 è prevista l’emissione di un nuovo report da parte del direttore generale della AIEA concernente la valutazione delle dimensioni effettive del programma nucleare iraniano e dei suoi eventuali aspetti militari – a proposito, l’ultima visita della AIEA a Parchin risale al 2005.)
Secondo Aaron Stein, esperto di armamenti nucleari presso il Royal United Services Institute for Defence and Security Studies (RUSI) di Londra ed il Centre for Security Policy and the Atlantic Council di Ginevra, gli accordi stipulati rendono “estremamente remote le possibilità che l’Iran sviluppi un’arma nucleare nei prossimi 25 anni”. E la maggior parte degli analisti si è schierata grossomodo su questa linea.
D’altra parte la schiera di quanti hanno una visione diametralmente opposta è ben nutrita ed assai variegata: si spazia da chi ritiene l’accordo addirittura un incentivo per l’Iran a sviluppare una fiorente industria militare nucleare, a chi semplicemente teme che il controllo della AIEA non potrà mai essere del tutto efficace, che non conteranno molto le minacce dei “cani da guardia” (USA in primis – il Presidente ha già parlato esplicitamente di uso della forza, in caso di mancato rispetto degli accordi), e che “qualcosina” potrà comunque essere fabbricata sottobanco.
Ci sono fondati motivi per ritenere che il problema più serio sia a lato della effettiva capacità dell’Iran di fornirsi di armamenti nucleari o qualsivoglia “bomba sporca”. Semplicemente l’Iran, sollevato da alcuni costi del suo ambizioso programma nucleare e soprattutto liberato dal giogo dell’embargo, potrebbe trovare nuove energie sufficienti per gettarsi rapidamente in un ampio programma di ri-armamento di tipo “convenzionale”. Programma che gli consentirebbe di muoversi con rinnovato vigore in quel abominio della desolazione che di conflitto in conflitto attraversa l’intero Medio Oriente.

(continua…)

Note:

[1] EU-3 (Francia, Germania, Regno Unito) + Cina, Russia e Stati Uniti d’America – una sorta di piccola troika europea, cui si aggiungono 3 dei 5 membri permanenti del Consiglio di sicurezza delle Nazioni Unite; per questo motivo in Russia e USA tale gruppo è più comunemente denominato P5+1.

[2] Con arricchimento dell’uranio si intende il processo che porta all’aumento del contenuto di U²³⁵ in una data massa di uranio. In natura, fatta eccezione per i casi di “fissione naturale”, come nel “geo-reattore” di Oklo, tipicamente il radioisotopo U²³⁵ è presente con una concentrazione pari allo 0,72%. Aumentando tale concentrazione, ossia arricchendo l’uranio naturale (NU), si ottengono principalmente tre tipi di prodotti: il Low-enriched Uranium (LEU) 3-5%, che viene utilizzato soprattutto nei reattori moderati ad acqua leggera (LWR) pressurizzati o bollenti (reactor grade); il LEU 12-20%, che viene utilizzato nei reattori di ricerca e per la produzione di radioisotopi per la medicina nucleare o l’industria in generale; e l’Highly Enriched Uranium (HEU) 90%, l’unico adatto per la fabbricazione di ordigni nucleari (weapons grade). Esiste anche lo Slightly Enriched Uranium (SEU) 0,9-2%, che nei reattori moderati ad acqua pesante può rimpiazzare il NU (e.g. nei CANDU).

Sendai is back

Satsumasendai, Kagoshima Prefecture, Japan – August 11, 2015.

At 10:30 a.m. (local time) the unit 1 Mitsubishi PWR 890MWe restarted at Sendai NPP.

Sendai unit 1 & 2 are owned and operated by the Kyūshū Electric Power Company.

The Sendai-1 entered its 31st year of honorable career (read “commercial service”) in July.

http://www.kyuden.co.jp/en_information_150811.html

Il Giappone riparte.

Satsumasendai, Prefettura di Kagoshima, Giappone – 11 Agosto 2015.
Alle 10:30 locali, il reattore nr. 1 della Centrale Nucleare di Sendai (川内原子力発電所) è stato riavviato.
La produzione di elettricità è prevista per il giorno 14 agosto 2015.
[link al post in versione inglese]

http://www.kyuden.co.jp/en_information_150811.html

NORM in Norway

[storia apparentemente paradossale di “depositi nucleari” in un Paese “100% rinnovabile”]

La produzione di energia elettrica in Norvegia è rinnovabile quasi al 100%: circa il 97% è idroelettrica, il resto viene da gas (poco meno del 2%) ed eolico (poco più dell’1%), “qualcosina” da biomasse ed incenerimento dei rifiuti; si hanno anche “tracce” di produzione da fonte solare, carbone fossile e petrolio.
Non ci sono dunque centrali nucleari in Norvegia. Se ne era parlato anche negli ultimi anni, inseguendo alcune idee innovative basate sull’utilizzo del Torio, ma per ora tutto tace, o meglio è sulla carta a livello di proposal. Ci sono, invece, due reattori di ricerca, ancora operativi, quello ad acqua pesante bollente (Heavy Water Boiling Reactor – HBWR) ad Halden ed il JEEP II a Kjeller; mentre altri due sono “in pensione” da tempo, JEEP I e NORA. (Aggiungiamo come pura curiosità che il “pensionato” JEEP I entrando in funzione nel 1951 fu il primo reattore operativo in Europa, fuori dai confini di Gran Bretagna e Francia, e del blocco sovietico.)
Come praticamente in tutti i Paesi avanzati, la tecnologia nucleare trova applicazione in Norvegia anche in campo medico (e.g. radio-diagnostica e radio-farmacologia) ed industriale (e.g. CND, e trattamento e stoccaggio di rifiuti radioattivi). Tutte queste attività sono monitorate in conformità alla regolamentazione internazionale dalla Statens strålevern, ossia la Norwegian Radio Protection Authority (NRPA).

Fig.1A sinistra, la mappa dei principali “luoghi di lavoro” della NRPA. A destra, in alto, il deposito (pit storage) del combustibile esausto del JEEP II a Kjeller; in basso, sempre a Kjeller, il deposito del combustibile esausto dei due reattori “pensionati” JEEP I e NORA. A Halden il combustibile esausto è stoccato all’interno dello stesso edificio del reattore. — Fig.1 A sinistra, la mappa dei principali “luoghi di lavoro” della NRPA. A destra, in alto, il deposito (pit storage) del combustibile esausto del JEEP II a Kjeller; in basso, sempre a Kjeller, il deposito del combustibile esausto dei due reattori “pensionati” JEEP I e NORA. A Halden il combustibile esausto è stoccato all’interno dello stesso edificio del reattore.

A gennaio 2011 l’inventario dell’IFE [1] concernente il materiale irraggiato registrava un totale di circa 18 tonnellate (comprensive del combustibile ancora all’interno dei reattori funzionanti) – un volume facilmente gestibile, anche tenuto conto del cemento e delle varie strutture con cui tale combustibile viene impacchettato, dato che, per esempio, la densità del U²³⁸ metallico è di circa 19 t/m³.
Sembrerebbe dunque che non ci sia molto lavoro per la NRPA. In realtà, i rifiuti radioattivi in Norvegia offrono volumi assai più interessanti, appena ci si sposta dallo stoccaggio del combustibile nucleare esausto a quello dei Naturally-Occurring Radioactive Materials (NORM).
Sebbene, infatti, come abbiamo visto, non utilizzi grandi quantitativi di petrolio per la generazione di energia elettrica, la Norvegia è uno dei maggiori produttori di petrolio al mondo (poco meno del 3% del totale, nel 2013). E l’estrazione del petrolio – come qualsiasi altra attività estrattiva, mineraria, di raffinazione o di lavorazione delle materie prime – comporta tutta una serie di sottoprodotti, alcuni dei quali sono radioattivi, in quanto contengono radioisotopi che abbondano nella crosta terrestre [2]. Va alla grande anche l’estrazione del gas; anzi per molti aspetti va anche meglio di quella del petrolio: la Norvegia, prima dell’embargo europeo alla Russia, era il secondo fornitore di gas dell’UE [3].

Fig. 2“Radioisotopi naturali”. Serie del Torio e serie dell’Uranio: a partire dal Th-232 e dall’U-238 due distinte catene di decadimento generano in Natura due serie di elementi radioattivi. Tali radionuclidi si concentrano in modo diverso nei vari materiali componenti la crosta terrestre. — Fig. 2 “Radioisotopi naturali”. Serie del Torio e serie dell’Uranio: a partire dal Th-232 e dall’U-238 due distinte catene di decadimento generano in Natura due serie di elementi radioattivi. Tali radionuclidi si concentrano in modo diverso nei vari materiali componenti la crosta terrestre.

Dal 1° gennaio 2011 è in vigore un nuovo regolamento per cui il trattamento e la gestione dei rifiuti radioattivi – nonché il monitoraggio ed il contrasto dell’inquinamento radioattivo – sono sotto lo stesso quadro normativo di tutti gli altri prodotti/rifiuti inquinanti e pericolosi (Pollution Control Act – 1981). Il regolamento prevede tra le altre cose due serie di criteri che definiscono le “scorie” radioattive: ad esempio, tutti i rifiuti contenenti ≥ 1 Bq/g da sorgente Ra²²⁶ sono definiti come radioattivi, mentre solo i rifiuti radioattivi contenenti ≥ 10 Bq/g da sorgente Ra²²⁶ devono essere smaltiti in un deposito (repository) attrezzato allo scopo e stoccati in via definitiva. I rifiuti con livelli di radioattività tra 1 e 10 Bq/g (da Ra²²⁶) possono essere gestiti e smaltiti da qualsiasi azienda di rifiuti che possegga una licenza per la gestione dei rifiuti pericolosi. Per la gestione degli altri rifiuti radioattivi è necessaria una licenza ad hoc rilasciata dalla NRPA.
I maggiori quantitativi di “scorie” radioattive contenenti radioisotopi presenti in Natura (NORM) e con livelli di attività da Ra²²⁶ ≥ 10 Bq/g provengono dal settore Oil&Gas. Tutto questo materiale, opportunamente trattato, deve dunque confluire in un deposito finale (repository).

Fig. 3“Chi cerca trova”. Una piccola galleria fotografica che mostra alcuni posti dove di solito si annidano e concentrano i NORM nelle varie fasi che caratterizzano l’estrazione del petrolio e del gas. — Fig. 3 “Chi cerca trova”. Una piccola galleria fotografica che mostra alcuni posti dove di solito si annidano e concentrano i NORM nelle varie fasi che caratterizzano l’estrazione del petrolio e del gas.

Risale al 1981 la scoperta di livelli della radioattività “fuori norma” (i.e. valori medi al di sopra di quello atteso per il fondo naturale) in depositi (incrostazioni, sabbie e fanghi) di sottoprodotti dell’estrazione del petrolio e del gas del Mare del Nord. L’attività specifica del materiale secco solido varia dal livello del fondo naturale a diverse centinaia di Bq/g (da Ra²²⁶ e Ra²²⁸) [4]. Le dosi per i lavoratori coinvolti nelle diverse operazioni di movimentazione e trattamento/pulizia delle attrezzature o dei rifiuti contaminati sono di solito molto basse (valore massimo stimato: 0.2 mSv/anno) – ben al di sotto del limite di dose standard per i lavoratori esposti (20 mSv/anno). Il problema principale è lo smaltimento di questo tipo di rifiuti radioattivi, considerato l’ammontare delle superfici da pulire, la raccolta ed il trattamento delle scorie (i.e. radioattività comunque contenuta, ma grandi quantità da smaltire).

Tab. 1Nell’industria Oil&Gas i NORM vengono suddivisi in categorie a seconda del tipo di incrostazioni/scorie (i.e. in inglese “scale”). Questo è dovuto al fatto che i rifiuti NORM nelle attività di estrazione traggono origine da particolari composti (e.g. il Ra226 tende a concentrarsi maggiormente nel solfato di bario o nel carbonato di calcio, il Pb210 nell’acciaio, ecc.). — Tab. 1 Nell’industria Oil&Gas i NORM vengono suddivisi in categorie a seconda del tipo di incrostazioni/scorie (i.e. in inglese “scale”). Questo è dovuto al fatto che i rifiuti NORM nelle attività di estrazione traggono origine da particolari composti (e.g. il Ra226 tende a concentrarsi maggiormente nel solfato di bario o nel carbonato di calcio, il Pb210 nell’acciaio, ecc.).

Fig. 4 Qualche altro dettaglio su incrostazioni, fanghi, depositi vari, decontaminazione e smaltimento dei NORM nella filiera Oil&Gas norvegese. Questo tipo di NORM viene spesso denominato dagli addetti del settore Low Specific Activity Scale (abbreviato: LSA Scale).

Dal 2008 la Norvegia dispone di un deposito approntato per ricevere i grandi quantitativi di rifiuti NORM provenienti dalla filiera Oil&Gas, sia nazionale che europea (si vedano Fig. 5 e 6, e relative didascalie per qualche dettaglio). Il deposito si trova a Sløvågen, Gulen, nella contea di Sogn og Fjordane, presso il sito industriale di Stangeneset, ed attualmente è in grado di contenere poco più di 7000 tonnellate di rifiuti NORM, opportunamente stoccati in via definitiva. Tuttavia, si stima che la quantità dei rifiuti possa aumentare in modo significativo in futuro a causa della disattivazione degli impianti offshore.

Fig. 5Sløvågen, Gulen, contea di Sogn og Fjordane, Norvegia. Deposito finale per rifiuti NORM provenienti dall’industria Oil&Gas, presso il sito industriale di Stangeneset. Le operazioni di ricezione sono iniziate nell’ottobre 2008. Nel 2011 erano già state immagazzinate grossomodo 600 t, su di una capacità totale pari a circa 7000 t. Attualmente il tasso di stoccaggio è di circa 50 t/anno. Il sito è candidato a ricevere l’intero ammontare dei rifiuti NORM provenienti dall’industria Oil&Gas europea per i quali è richiesto uno stoccaggio definitivo. — Fig. 5 Sløvågen, Gulen, contea di Sogn og Fjordane, Norvegia. Deposito finale per rifiuti NORM provenienti dall’industria Oil&Gas, presso il sito industriale di Stangeneset. Le operazioni di ricezione sono iniziate nell’ottobre 2008. Nel 2011 erano già state immagazzinate grossomodo 600 t, su di una capacità totale pari a circa 7000 t. Attualmente il tasso di stoccaggio è di circa 50 t/anno. Il sito è candidato a ricevere l’intero ammontare dei rifiuti NORM provenienti dall’industria Oil&Gas europea per i quali è richiesto uno stoccaggio definitivo.

Fig. 6 Ricevimento materiali, movimentazione e stoccaggio al deposito di Gulen.

Questo è uno dei motivi per cui mentre si utilizza il deposito di Gulen si cercano nuovi spazi e nuove soluzioni.
Problemi analoghi riguardano la gestione dei NORM a più bassa radioattività.
È questo il caso dell’isola di Langøya [5], che è gestita dalla NOAH AS (Norsk Avfallshåndtering AS – letteralmente “azienda norvegese per il trattamento dei rifiuti”), e che sembrerebbe avviata verso una vera e propria ristrutturazione ambientale.
Come si può infatti facilmente notare dalle fotografie in Fig. 7, attualmente l’isola non offre uno spettacolo particolarmente gradevole; il che è dovuto al semplice fatto che dopo essere stata utilizzata per decine di anni come cava (estrazione di calcare), dal 1985 Langøya è una vera e propria discarica di rifiuti speciali. Ed i maggiori volumi sono dovuti allo stoccaggio di ceneri NORM [6], provenienti da vari settori dell’industria manifatturiera e dalla combustione dei rifiuti urbani sia norvegesi che svedesi e danesi. Sull’isola sono anche presenti alcune strutture dedicate al trattamento ed alla trasformazione dei vari rifiuti che vi confluiscono. Va infatti preso atto che una delle occupazioni principali della NOAH sull’isola è quella di rendere i rifiuti ivi trasportati materiali stabili e sicuri per l’ambiente, prima che vengano posizionati nelle ex cave. E se abbiamo capito bene [7], si procede anche ad un parziale recupero dei medesimi attraverso speciali trattamenti che permettono il riutilizzo nell’edilizia.

Fig. 7“Prima della cura”. L’isola di Langøya, nel fiordo di Oslo, tra Norvegia e Svezia, misura 3 km in lunghezza e nella parte più larga appena 500 m. Le foto sono scattate in anni diversi, come si può notare da alcuni cambiamenti morfologici. Nonostante l’elevato livello di sfruttamento fauna e flora selvatica perseverano, offrendo concrete speranze per un completo recupero in futuro. — Fig. 7 “Prima della cura”. L’isola di Langøya, nel fiordo di Oslo, tra Norvegia e Svezia, misura 3 km in lunghezza e nella parte più larga appena 500 m. Le foto sono scattate in anni diversi, come si può notare da alcuni cambiamenti morfologici. Nonostante l’elevato livello di sfruttamento fauna e flora selvatica perseverano, offrendo concrete speranze per un completo recupero in futuro.

I tecnici della NOAH hanno calcolato che, con il tasso di riempimento attuale e tenendo conto dei più probabili sviluppi futuri, entro 10 anni l’isola sarà inutilizzabile, e puntano tutto sulle vecchie miniere di calcare a Brevik (le miniere Dalen).
Lì, forse, potrebbe trovare spazio anche un nuovo deposito dedicato ai NORM più radioattivi.
Tuttavia, secondo quanto riportato dai media, per ora i locali non sono particolarmente entusiasti. Resta quindi molto lavoro da fare e poco tempo per vincere la loro diffidenza con gli argomenti giusti, ossia soluzioni vantaggiose praticabili.

Fig. 8“Dopo la cura”. Ecco come si immaginano alla NOAH la loro isola nel futuro, una volta chiusa definitivamente la discarica e completate le opere di ristrutturazione ambientale. — Fig. 8 “Dopo la cura”. Ecco come si immaginano alla NOAH la loro isola nel futuro, una volta chiusa definitivamente la discarica e completate le opere di ristrutturazione ambientale.

Note:

[1] Institute for Energy Technology. Fonte: Strålevern Rapport – Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management.

[2] Oltre a quelle già elencate, le industrie che si trovano a fare i conti con i NORM sono quelle che prevedono: combustione di carbone fossile, fusione di metalli, lavorazione di terre rare, produzione di fertilizzanti, produzione di materiali edili, riciclo di materiali vari. Per questo motivo spesso si usa l’acronimo TENORM (Technologically Enhanced NORM), per identificare quei materiali in cui la quantità di radioattività risulta aumentata a seguito di una maggiore concentrazione dei radionuclidi ottenuta attraverso i vari processi industriali cui sono sottoposti. È possibile ritrovare i NORM anche in altri settori, al di fuori dell’industria: esposizione al Radon nelle abitazioni, voli aerei, ecc. Per chi desiderasse maggiori dettagli suggeriamo di consultare quanto riportato dalla WNA qui.

[3] Per quanto riguarda la produzione di petrolio sembra che in Norvegia il picco sia stato raggiunto nel 2001. Per il gas ci sono, invece, previsioni più rosee. Qualche dettaglio in più qui e qui.

[4] Sulla base delle misurazioni su campioni di depositi induriti ed incrostazioni (vedi Fig. 4), raccolti dagli impianti offshore norvegesi, il valore medio della concentrazione di radioattività (da Ra²²⁶ e Ra²²⁸) si avvicina molto a 25 Bq/g: i risultati variavano da pochi Bq/g a qualche centinaio di Bq/g – si noti che l’estremo superiore dell’intervallo risulta comunque assai inferiore ai valori massimi riportati in alcuni studi concernenti la produzione offshore in USA (e.g. 3700 Bq/g) ed onshore in Siria (e.g. 1000 Bq/g).

Qui di seguito alcuni appunti sui radionuclidi più citati nel presente articolo:

il Ra²²⁶ ha un’emivita di 1600 anni, è un emettitore alfa e proviene dalla serie dell’U²³⁸ (vedi Fig. 2);
il Ra²²⁸ ha un’emivita di 5.75 anni, è un emettitore beta e proviene dalla serie del Th²³²;
una misura della radioattività generica di un determinato materiale non fornisce informazioni significative sulla radiotossicità del materiale stesso (e.g. un’incrostazione di solfato di bario può presentare 23 MBq/t come somma dell’attività specifica di tutti i radioisotopi naturali ivi contenuti). Tuttavia, monitorando i valori dell’attività del radio si utilizza un approccio cautelativo/conservativo, in quanto tra tutti i radioisotopi presenti in Natura quelli del radio sono tra i più attivi (minore emivita), tra i più diffusi e con emissioni più pericolose in caso di contaminazione del ciclo alimentare o di esposizione prolungata.

[5] Isola sita nel Comune di Re, Oslofjord, Norvegia – da non confondersi con l’ominima che si trova sempre nel fiordo di Oslo ma nel Comune di Tjøme, e nemmeno con l’altra omonima ma assai più grande isola dell’arcipelago delle Vesterålen.

[6] Le ceneri volanti (fly ash), per esempio, ottenute come sottoprodotto della combustione di carbone polverizzato nelle centrali termoelettriche, rientrano tipicamente nella categoria NORM, ma con livelli di radioattività da Ra²²⁶ inferiori ai 10 Bq/g.

[7] Molte delle informazioni su questo argomento le abbiamo potute raccogliere solo in norvegese.

Fonti principali:

Astrid Liland, NRPA, “Advances in NORM Management in Norway and the Application of the ICRP Publication 103 Recommendations”. First ICRP Symposium, 24-26 October 2011, Bethesda, USA.

Liland A. et al., “Advances in NORM management in Norway and the application of ICRP’s 2007 recommendations”, 2012 Oct-Dec;41(3-4):332-42. doi: 10.1016/j.icrp.2012.06.021. Epub 2012 Aug 22.

Cowie M. et al., “NORM management in the oil and gas industry”, 2012 Oct-Dec;41(3-4):318-31. doi: 10.1016/j.icrp.2012.06.008. Epub 2012 Aug 22.

Per Varskog, Norse Decom AS, “Exposure to radiation in an underground NORM repository”. Dresden, 2010.

Per Varskog, Norse Decom AS, “Norway’s disposal site for oil industry NORM”.

Strand T., “NORM in the Norwegian Oil and Gas Industry – Activity Levels, Occupational Doses and Protective Measures”.

Weers A.W. et al., “Current Practice of Dealing with Natural Radioactivity from Oil and Gas Production in EU Member States”. Report EUR 17621, Directorate-General Environment, Nuclear Safety and Civil Protection, European Commission, Luxembourg (1997).

Strand T. et al., “Deposits of Naturally Occurring Radioactivity in the Production of Oil and Natural Gas”. Norwegian Radiation Protection Authority Report 1997:1, p. 136 (1997).

MacArthur A., “Development and Operation of a NORM Processing and Disposal Facility for the U.S. Oil and Gas Industry”. 19^thAnnual National Conference on Radiation Control, May 18-21, 1987, Boise, Idaho, USA. Conference on Radiation Control Program Directors, CRCPD Publ. 88-2, Frankfort, KY, USA, 1988.

Al-Masri M.S., Suman H., “NORM Waste Management in the Oil and Gas Industry: the Syrian Experience”. J. Radioanalytical and Nuclear Chemistry 256(1): 159-162, 2003.

Watts Bar 2 è in schedula

C’è del fermento a Spring City, TN (USA).

Quasi 42 anni dopo che la Tennessee Valley Authority (TVA) ne aveva iniziato la costruzione, il reattore dell’unità 2 della centrale Watts Bar è in fase di completamento [1]. Tra lavoratori diretti ed indiretti assunti con contratto a termine e dipendenti della TVA sono circa in 2600, uomini e donne, a lavorare tutto il giorno per terminare la costruzione – e ricostruzione – del primo nuovo reattore nucleare che si collegherà alla rete elettrica statunitense dopo quasi due decenni.

Mike Skaggs, vice Presidente della TVA, e a capo della costruzione a Watts Bar, è sicuro che la nuova unità sarà pronta per entrare in regime commerciale entro il prossimo anno. Dopo anni di partenze e fermate, riprogettazione e superamento dei costi, Skaggs afferma che entro il mese di giugno del 2016 inizierà la fase di “commissioning a caldo” (i.e. test successivi a quelli di criticità del reattore e comprensivi di produzione di vapore idoneo al passaggio in turbina con conseguente attivazione dell’alternatore).

Lo scorso maggio, la US NRC ha dato il via libera per l’emissione della licenza che permetterà all’impianto di operare nella fase commerciale a piena potenza. Questo a dimostrazione del fatto che i lavori procedono in piena conformità ai requisiti stringenti della normativa vigente. Tale conformità sarà comunque sottoposta a costante monitoraggio e verificata durante le prossime visite degli ispettori.

Quello dell’unità 2 di Watts Bar sarà l’ultimo reattore finito tra quelli iniziati una generazione fa, prima che gli incidenti severi di Three Mile Island nel 1979 e di Fukushima Daiichi nel 2011 rallentassero pesantemente l’industria nucleare statunitense. La TVA iniziò i lavori a Watts Bar nel 1973. Fino al 1996 non si riuscì a completare l’unità 1 – ad oggi l’ultimo reattore nucleare costruito in America – ed i lavori sull’unità 2 non ripresero prima del 2007. Il completamento doveva impiegare cinque anni e costare 2,5 miliardi di dollari; ma i funzionari della TVA hanno dovuto riconoscere successivamente che la loro stima non era solida. Le scadenze non sono state rispettate, si è dovuto sostituire il team dei leader di progetto ed impiegare altri tre anni e 1,7 miliardi di dollari.

Nell’agosto 2011, il nuovo gruppo dirigente ha eseguito un’analisi delle cause dei problemi responsabili del mancato rispetto della pianificazione e del budget iniziali, ed ha messo a punto un nuovo programma ETC (Estimate to Completion) del progetto [2], che ad oggi risulta rispettato e che può essere illustrato in sintesi dalla seguente tabella (Quartley Update, report di giugno 2015):

Link al documento sorgente dei dati

Tom Wallace, senior manager of operations a Watts Bar, lavora presso l’impianto della TVA dal lontano 1979, ha visto tutti i suoi alti e bassi, ed orgogliosamente afferma: “non lascerò questo impianto fino a quando non la vedrò [l’unità 2] collegata alla rete.” Aggiungendo: “non avrei mai pensato che ci sarebbe voluto così tanto tempo; ma abbiamo imparato molte lezioni e stiamo gestendo le cose meglio ed in modo più sicuro di quanto abbiamo mai fatto.”

Non abbiamo difficoltà ad immaginare che né queste parole, né gli esiti del lavoro della NRC serviranno a rasserenare certi animi. Aggiungiamo, comunque, che la maggior parte dei componenti dell’unità 2, compresa la turbina ed il generatore, già pronti anni fa, sono stati ricostruiti. Risultano inoltre sostituiti quadri e pannelli della Sala Controllo, cablaggi e tubazioni. Watts Bar 2 è anche il primo reattore costruito ex-novo rispettando pienamente le norme NRC per i sistemi di backup di sicurezza adottate a seguito dell’incidente di Fukushima.

Per qualche informazione in più lasciamo la parola a Joe Grimes, Chief Nuclear Officer della TVA:

https://www.youtube.com/watch?v=p2blCtMJ2d8

Note:

[1] La TVA, società di proprietà federale fondata nel 1933, attualmente esercisce 6 reattori in 3 diverse centrali nucleari:

Browns Ferry, a Decatur, Alabama – 3 BWR
Sequoyah, a Soddy-Daisy, Tennesee – 2 PWR
Watts Bar, a Spring City, Tennesee – 1 PWR

Il reattore Watts Bar 2 è un PWR della Westinghouse da 1150 MWe. Dal 1996 ad oggi il fattore di capacità medio dell’unità 1 è stato pari al 93%, si attendono performance anche migliori dal nuovo impianto.

[2] Per maggiori dettagli: Watts Bar Nuclear Plant Unit 2 Completion Project – Estimate to Complete Executive Final Report April 2012.

Futuro sicuro. Work in progress

Entro la giornata di domani, la SOGIN dovrebbe consegnare ai Ministeri dello Sviluppo Economico e dell’Ambiente la documentazione di approfondimento richiesta dal Governo, in merito alla lista dei siti idonei ad ospitare il Deposito Nazionale dei rifiuti radioattivi e il Parco Tecnologico. Ne avevamo già parlato qui, e l’argomento è stato ampiamente dibattuto in una recente conferenza, svoltasi a Ravenna con il contributo della stessa SOGIN.

La mappa dei siti e il progetto preliminare verranno resi disponibili nelle prossime settimane e fatti oggetto di una consultazione pubblica, cui seguirà la decisione finale sul luogo che ospiterà la struttura. Si tratterà certamente di una fase molto delicata, cui non mancheremo di dare l’opportuno risalto, contribuendo a informare i cittadini e stimolando la partecipazione al dibattito.

Per il momento, invitiamo i nostri lettori a prendere visione dei video promozionali curati dalla SOGIN.

El Cabril

Vista N-O

El Cabril è il centro di stoccaggio di rifiuti radioattivi di livello medio-basso della ENRESA, e si trova nella parte nord-ovest della provincia di Cordoba ai piedi della Sierra Albarrana, in Spagna, nel Comune di Hornachuelos.

Il sito è stato progettato e costruito con le tecnologie di stoccaggio più avanzate, e l’integrazione con l’ambiente è stata considerata della massima importanza. La struttura dispone di due piattaforme per lo smaltimento dei rifiuti radioattivi a bassa e media attività (Low and Intermediate Level Waste – LILW) e un altro con strutture specifiche per i rifiuti di livello molto basso (Very Low Level Waste – VLLW).
Il sistema di smaltimento si basa fondamentalmente sull’utilizzo di barriere naturali ed artificiali che mantengano in uno stato di isolamento sicuro i materiali smaltiti per tutto il tempo necessario affinché siano convertiti in sostanze innocue.
Dall’inizio delle operazioni di stoccaggio, nel 1992, fino al 31 dicembre 2013, il sito ha ricevuto complessivamente circa 38.000 metri cubi di rifiuti, il che equivale grossomodo al 70% della capacità totale.
Precisamente, a dicembre 2013, delle 28 celle (“accumulatori”) disponibili 18 erano complete e chiuse: 16 strutture nella piattaforma nord del sito e 2 strutture in quella sud. Durante il 2013, El Cabril ha ricevuto un totale di 769,64 m³ di rifiuti a bassa e media attività.

Movimentazione e stoccaggio @El Cabril

Dal 2008, è stata abilitata in aggiunta un’area specifica di smaltimento dei rifiuti VLLW, composta da una cella con una capacità di 30.000 m³. È prevista la costruzione di una seconda cella di capacità simile (lavori in corso) ed altre 2 sono pianificate per il futuro, in modo da completare la capacità già autorizzata di 130.000 m³.
Nel 2013, con un totale di 65 spedizioni sono stati ricevuti 912,14 m³ di rifiuti VLLW (di cui 888,84 m³ da siti nucleari). Alla fine del 2013 l’occupazione della cella VLLW era pari al 19,75%.

Vista S-O

Tutti i rifiuti radioattivi, di qualsiasi livello, sono opportunamente trattati/condizionati/schermati prima del loro posizionamento nelle celle dedicate.
In particolare i rifiuti LILW sono incorporati in una matrice cementizia all’interno di fusti, normalmente con una capacità di 220 litri, i quali sono collocati a loro volta all’interno di contenitori di calcestruzzo ed immobilizzati con altro calcestruzzo. Tali contenitori vengono inseriti nelle celle di smaltimento, che sono distribuite su due piattaforme. Una volta che la capacità di queste celle è completa, si procede a ricoprirle con una serie di strati di terra e argilla per isolarle dalla biosfera e garantire la loro integrazione nel paesaggio.
Il centro è dotato di un laboratorio di controllo qualità dei rifiuti. Qui vengono effettuati studi di caratterizzazione e prove su parti del materiale ricevuto dai vari “produttori di scorie” e su altri campioni specifici provenienti dalle centrali nucleari. I risultati delle prove vengono confrontati con quelli da campioni fabbricati ad hoc per simulare i vari tipi di rifiuti, e con quelli “storici”, ossia prelevati da moduli di stoccaggio temporaneo e situati da tempo nella struttura.
Trasporti, consegne e movimentazioni vengono effettuati in conformità alle raccomandazioni dell’Agenzia Internazionale per l’Energia Atomica e secondo quanto stabilito nel European Agreement on the Road Transport of Hazardous Goods.
La U.S. Nuclear Regulatory Commission considera El Cabril uno dei migliori siti al mondo per lo stoccaggio dei rifiuti radioattivi: questo lo rende un punto di riferimento per siti simili al di fuori della Spagna.
ENRESA ospita volentieri visite guidate.
In alternativa, per saperne di più, ecco un’illustrazione interattiva:
http://www.enresa.es/publicaciones_y_audiovisuales/videos_e_interactivos/interactivo_rmba

Fonti principali:

http://www.minetur.gob.es/energia/nuclear/Residuos/GestionResiduos/Paginas/residuos.aspx

http://www.enresa.es/activities_and_projects/low_and_intermediate_wastes/el_cabril_installations_and_their_operation

Fai clic per accedere a Op_Experience_ElCabril_1992-2011.pdf

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/011/36011077.pdf

Fixing Chernobyl

[passi in avanti sulla lunga strada di una risoluzione complicata]

In coincidenza del 29° anniversario dell’incidente di Chernobyl (26/04/1986), la struttura del “nuovo confinamento sicuro” (New Safe Confinement – NSC, detto anche Арка) è entrata nella fase finale della costruzione e si appresta ad aggiungersi (e non a sostituirsi, almeno inizialmente) al famoso “sarcofago” eretto in fretta a suo tempo per coprire e sigillare l’Unità 4 della centrale, quella devastata dalle esplosioni [1] che distrussero l’edificio reattore disseminando largamente buona parte del contenuto radioattivo del nocciolo e dei suoi “canali di grande potenza” [2].
Secondo la Banca Europea per la Ricostruzione e lo Sviluppo (BERS) – i.e. European bank for reconstruction and Development (EbrD), che gestisce il finanziamento internazionale per la costruzione del NSC e di altri lavori per mantenere in sicurezza il sito, la struttura dovrebbe essere completata in due anni.
In un comunicato stampa del 16 marzo 2015 la BERS ha anche osservato che vi è un deficit di 100 milioni di euro nel finanziamento necessario per completare i lavori in programma. Tuttavia, vale la pena ricordare che i finanziamenti provengono da molte fonti a livello internazionale, e che l’interesse generale per la definitiva risoluzione del problema è elevato.

Lo scopo del NSC (altezza 110 m, lunghezza 165 m, ampiezza dell’arco 257 m) è quello di proteggere l’ambiente dalle emissioni di radiazioni durante la prossima fase di decommissioning e di fornire un’adeguata infrastruttura a supporto della decostruzione dell’attuale contenimento e delle operazioni di gestione dei rifiuti nucleari.
La nuova struttura sarà eretta per durare almeno 100 anni, fornendo una finestra temporale in grado di consentire lo sviluppo e l’attuazione di tutte le strategie di mitigazione necessarie per affrontare l’eredità a lungo termine dell’incidente. Questo gigantesco contenitore è stato eretto nel corso degli ultimi 4 anni in una zona sicura vicino al reattore danneggiato. Ed è stato costruito in due pezzi, che verranno uniti insieme entro il 2017. Una volta completata, la struttura verrà fatta “scivolare” al suo posto su appositi binari.

Sono attualmente in corso presso il sito anche altre attività, ivi compreso l’inserimento di un sofisticato sistema di ventilazione per mantenere priva di corrosione la struttura, la costruzione di un edificio per ospitare il futuro centro di controllo dell’impianto, il montaggio di gru completamente automatizzate, di strumenti, dispositivi, macchinari vari e sistemi ausiliari per le attività di decostruzione.
Per i finanziatori della BERS, il progetto NSC costituisce la fase centrale e critica di un più ampio piano (Shelter implementation Plan – SiP), che prevede una tabella di marcia molto impegnativa per la trasformazione radicale del sito di Chernobyl. Il costo totale del SiP è ora stimato a € 2,15 mld, di cui € 1,5 mld per la struttura NSC.
Per qualche dettaglio in più lasciamo la parola a bionerd23 [3]:

Note:

[1]Esplosioni di vapore, perlopiù – vale la pena ricordarlo. Si formarono anche sacche di idrogeno e monossido di carbonio, ma non entreremo qui in questi dettagli. Ritorneremo in modo più approfondito sull’argomento prossimamente.

[2]RBMK (PБMК) è l’acronimo di Реактор Большой Мощности Канальный, “Reattore di Grande Potenza a Canali”.

[3]Who’s that girl? Ce lo spiega un post di bravenewclimate.com

Vota:

Vota:

Vota:

Vota:

Vota:

Vota:

Vota:

Vota:

Vota:

Vota: