Problematiche di gestione di un impianto per la decontaminazione radiologica off-line delle componenti di un reattore nucleare Impianto PHADEC. Attività di decommissioning del sito nucleare di Caorso (PC)

La centrale nucleare di Caorso è stata fermata nel 1987 a seguito del referendum relativo alla produzione di energia nucleare in Italia. La centrale nucleare di Caorso, reattore ad acqua bollente progettato dalla General Electric, era stato connesso in rete a dicembre del 1981. L’impianto ha prodotto energia per solo 5 anni. Per i primi due anni dopo la fermata l’impianto è stato regolarmente manutentato e gestito (conservazione ad umido). Dal 1988 e fino al 1992 l’impianto è stato mantenuto in condizioni asciutte (conservazione a secco). L’attività di decommissioning è cominciata nel 2000 con l’avvio delle operazioni di spedizione del combustibile ad un impianto di trattamento in Francia.Successivamente sono iniziate le operazioni di caratterizzazione dell’impianto, decontaminazione chimica on line di alcune parti dell’impianto, smantellamento della turbina e installazione del sistema di gestione dei materiali in corrispondenza del piano governo turbina L’attività di decommissioning che è attualmente in corso è caratterizzata da una fase di decontaminazione dei componenti metallici attraverso un processo di decontaminazione off line. La contaminazione che interessa gran parte delle superfici interne dell’impianto con concentrazioni più significative sulle parti in uscita dal reattore è determinata da fenomeni di deposizioni di materiale da erosione contenente radioisotopi di diversa natura. Lo scopo prinipale di questa attività è quello di raggiungere la clearance dei componenti al fine di arrivare alla rilasci abilità incondizionata. L’impianto di decontaminazione è stato sviluppato dalla società Babcock Noell sulla base dell’esperienza della attività di decommissioning condotta durante il decommissioning della centrale nucleare Gundremmingen (D). In sintesi la procedura di decontaminazione consiste nella immersione dei componenti all’interno di vasche contenenti una soluzione di acido fosforico in acqua per un determinato periodo di tempo. A seguire il pezzo viene lavato all’interno di una cabina chiusa con getti d’acqua ad alta pressione per la rimozione del materiale dalla superficie del componente stesso. Uno dei parametri principali per la gestione del processo è la determinazione dei tempi di attacco acido strettamente connesso con la previsione della contaminazione dei pezzi da trattare. La normativa italiana e internazionale definisce la clearance come limite di attività per i differenti radionuclidi presenti nell’impianto. In particolare i livelli di clearance per il Co60 che costituisce l’elemento più abbondante tra quelli che determinano la contaminazione e’ pari a 0.1 Bq/gr per il rilascio incondizionato piuttosto che 1 Bq/gr qualora il materiale venga rifuso mescolandolo con altro prodotto non contaminato. Nel caso di un insieme di radionuclidi il livello di clearance è definito nel rispetto della seguente relazione: dove Ci è l’attività per unità di massa del singolo radionuclide e, CLi, è il valore di clearance corrispondente. All’interno del programma di decontaminazione, tutto il materiale dell’impianto è stato suddiviso in gruppi omogenei sulla base delle caratteristiche radiologiche. Ciascun gruppo è caratterizzato da una attività totale (somma attività  ) e da una composizione isotopica similare. Il gruppo è ulteriormente suddiviso in considerazione del tipo di materiale (metallico, cemento, etc) in quanto la metodologia di trattamento e decontaminazione è dipendente dal tipo di materiale. Inoltre i gruppi omogenei sono stati determinati sulla base delle informazioni relative alla gestione degli impianti, la posizione e e la funzione dei vari componenti durante il funzionamento dell’impianto. La decontaminazione dei componenti metallici all’interno del sito di Caorso è condotta all’interno dell’area Sistema di Gestione Materiali realizzata all’interno dell’edificio turbina. Il Sistema di Gestione Materiali è costituito da: Un’area per il taglio dei componenti dove i vari elementi sono sezionati in segmenti utili per le successive operazioni di taglio e dove subiscono operazioni di lavaggio Un’area per il trattamento meccanico per le operazioni di decontaminazione Un’area per il trattamento chimico off line (nel quale è installato l’impianto PHADEC) Un’ area di misura dove viene valutata l’attività residua dei materiali con lo scopo di stabilire se il componente può essere rilasciato in modo incondizionato oppure rinviato ad un nuovo trattamento L’impianto di trattamento chimico PHADEC (Phosphoric Acid Decontamination) è costituito da: vasche di una soluzione di acido fosforico al 40% in acqua a 60°C di temperatura, connesso in parte con un sistema di trattamento del tipo electropolishing per la gestione di materiali quali acciai inox e da un sistema per il lavaggio dei componenti con acqua in pressione. I sistemi ausiliari permettono il filtraggio e la separazione tra la fase solida (che viene inviata al sistema di trattamento dei rifiuti radioattivi) e la parte liquida per il riciclaggio dell’acido. L’attività di ricerca svolta ha preso spunto dalla necessità di ottimizzare la gestione dei componenti da decontaminare all’interno dell’impianto PHADEC che è stato messo a punto all’interno della stazione di gestione dei materiali installata all’interno dell’ex area turbina sul sito dell’impianto di Caorso attualmente in fase di disattivazione. In particolare si è reso necessario l’individuazione di una metodologia atta a migliorare due elementi critici: 1. previsione della contaminazione all’interno delle varie parti dell’impianto. Lo studio è stato sviluppato dall’analisi dei dati di caratterizzazione della parte annex turbina e i risultati sono stati applicati ai dati di caratterizazione del reattore 2. ottimizzazione dei tempi di trattamento dei componenti contaminati all’interno delle vasche dell’impianto PHADEC per il raggiungimento dei livelli di clearance per la rilasciabilità dei componenti Entrambi i punti dello studio sono stati sviluppati tramite verifiche sperimentali continue sui campioni estrati dall’impianto e da prove condotte nei labotarori radiochimici ‘caldi’ presenti all’interno del sito .