I reattori erano di tipo
RBMK-1000, un reattore a canali, moderato a
grafite e refrigerato ad
acqua. Una caratteristica di questo reattore è quella di avere un
coefficiente di vuoto positivo alle basse potenze: cioè, con l'aumentare della temperatura del refrigerante, in esso si formano delle sacche di vapore (dette appunto "vuoti") che causano l'aumento, anziché la diminuzione, della reazione a catena. Questa caratteristica è comune anche con alcuni reattori
CANDU. In un ipotetico reattore "intrinsecamente sicuro", se il liquido refrigerante manca, il reattore dovrebbe essere in grado di spegnersi autonomamente senza interventi umani o di mezzi meccanici. Nei reattori con uno standard di sicurezza accettabile devono essere comunque evitate le caratteristiche costruttive che implicano un aumento della reazione in caso di malfunzionamento. Il reattore RBMK ha anche un
coefficiente di potenza (è la risultante fra il coefficiente di vuoto e il coefficiente di carburante) positivo: cioè, al crescere della potenza termica erogata, si produce anche un aumento della reazione nucleare nel nocciolo.
[9] Infatti all'aumentare della temperatura aumenta il coefficiente di carburante che riguarda la sezione d'urto per la cattura di uranio e plutonio; se scende sotto la soglia di 700 MW il sistema diventa instabile.
Lo scopo del reattore era la produzione di elettricità per uso civile e di
plutonio per uso militare. Per aumentare l'efficienza del sistema erano state adottate alcune soluzioni tecniche che di fatto ne diminuivano la sicurezza, ad esempio la scelta della grafite come moderatore accoppiata all'uso dell'acqua leggera come refrigerante, soprattutto per migliorare l'economia neutronica e facilitare quindi la produzione di plutonio-239: ai progettisti era noto il fatto che i coefficienti di vuoto e potenza positivi, in aggiunta a un refrigerante che assorbe neutroni come l'acqua e a un moderatore solido (grafite), erano caratteristiche che in determinate condizioni avrebbero potuto rendere instabile il reattore.
Poco dopo il suo completamento, fu aperta un'indagine a cura del
KGB per verificare le effettive carenze strutturali e l'eventuale povertà di materiali usati. Lo stesso presidente di allora del KGB,
Jurij Vladimirovič Andropov, si assunse la responsabilità di verificare di persona la correzione degli errori strutturali.
L'incidente
Reattore n°4 di Chernobyl durante la costruzione del sarcofago di contenimento
Il 26 aprile 1986 alle ore 01:23:45 locali la centrale stava effettuando un esperimento definito come test di sicurezza: si voleva verificare se, in assenza di alimentazione esterna, la
turbina accoppiata all'
alternatore potesse continuare a produrre energia elettrica sfruttando l'
inerzia del gruppo turbo-alternatore anche quando il circuito di raffreddamento non producesse più
vapore, per alimentare le pompe di circolazione
[10]. Per consentire l'esperimento vennero disabilitati alcuni circuiti di emergenza. Il test mirava a colmare il lasso di tempo di 40 secondi che intercorreva tra l'interruzione di produzione di energia elettrica del reattore e l'intervento del gruppo diesel di emergenza. Questo avrebbe aumentato la sicurezza dell'impianto, che avrebbe provveduto da solo a far girare l'acqua nel circuito di raffreddamento fino ad avvenuto avvio dei diesel.
Le cause
Riguardo alle cause dell'incidente sono state pubblicate due tesi: la prima, contenuta nel rapporto pubblicato dalle autorità nell'agosto 1986, attribuiva la responsabilità interamente agli operatori dell'impianto; la seconda, in un secondo studio pubblicato nel
1991, evidenziava anche il ruolo delle gravi debolezze intrinseche di progettazione del
reattore nucleare RBMK; un elemento importante, tra gli altri, risultò essere un errore nella progettazione delle barre di controllo.
Le conclusioni delle inchieste appaiono contrastanti nel giudizio di attribuzione di responsabilità, ma, a prescindere dalle valutazioni di responsabilità riguardo singole persone o azioni umane, i dati comunemente accertati sono che, nel suo complesso, l'evento appare come il risultato di un'impressionante somma di fattori di rischio, ovvero di una catena di errori e mancanze, riguardanti sia le caratteristiche intrinseche fondamentali del tipo di macchina, sia errori di progetto in alcuni particolari meccanici, sia il sistema di gestione economico e amministrativo (per cui la centrale elettrica risultava priva di personale qualificato sulle caratteristiche tecniche dell'impianto), infine per la scelta del personale direttivo di effettuare un rischioso "esperimento" che, essenzialmente, portò all'incidente mentre veniva effettuato con errori di coordinamento e manovre particolarmente incaute e sfortunate.
Un dato importante è che gli operatori della centrale non erano a conoscenza dei problemi tecnici del reattore. Secondo uno di loro,
Anatolij Djatlov, i progettisti sapevano che il reattore era pericoloso in certe condizioni, ma avevano nascosto intenzionalmente tale informazione ai tecnici. Le caratteristiche del reattore RBMK non dovevano essere rese note al pubblico o a operatori civili, essendo trattate dalle autorità come questioni militari. Per giunta, il personale dell'impianto era composto per la maggior parte da operatori non qualificati per il reattore RBMK: il direttore, V. P. Brjuchanov, aveva esperienza di impianti a
carbone; anche il capo ingegnere, Nikolaj Fomin, proveniva da impianti convenzionali, e Anatolij Djatlov, capo ingegnere dei reattori 3 e 4, aveva solo un limitata esperienza con reattori nucleari (per lo più su piccoli esemplari di reattori
VVER progettati per i
sottomarini nucleari sovietici).
I principali fattori determinanti furono:
- Il reattore RBMK ha un coefficiente di vuoto positivo: questo significa che le bolle di vapore, che si formano nell'acqua usata come refrigerante, incrementano la reazione nucleare. Ancora peggio, alle basse potenze, il coefficiente positivo di vuoto non è compensato da altri fattori, rendendo il reattore instabile e pericoloso in tali condizioni.
- Il reattore RBMK presentava un difetto nelle barre di controllo (oggi corretto). Normalmente inserendo le barre di controllo in un reattore nucleare si riduce la reazione. Nel reattore RBMK le barre di controllo terminano con gli "estensori" (la parte finale lunga circa 1 metro) in grafite, mentre la parte funzionale, che riduce la reazione assorbendo neutroni, è in carbonato di boro. Questo significa che quando si inseriscono le barre, gli estensori rimpiazzano l'acqua refrigerante (che assorbe neutroni) con la grafite (che fa da moderatore di neutroni) e quindi inizialmente, per pochi secondi, si ottiene un significante incremento della reazione. Questo comportamento contro-intuitivo era ignoto agli operatori della centrale. Tale anomalia aveva creato un problema nel 1983 nella centrale nucleare di Ignalina, in Lituania, con un reattore dello stesso tipo.
- Le condotte dell'acqua nel nocciolo scorrono in direzione verticale (come peraltro in moltissime tipologie di reattori). Questo crea un gradiente di temperatura (la temperatura dell'acqua aumenta salendo) nei tubi; inoltre il sistema diviene sempre meno efficiente all'aumentare della temperatura (il "tappo" di acqua più calda nella cima delle tubazioni riduce l'efficacia del refrigerante).
Inoltre il direttore dell'esperimento, Anatolij Djatlov, commise diverse gravissime violazioni delle procedure e questo, insieme alla scarsa comunicazione tra gli addetti alla sicurezza e gli operatori che dovevano condurre l'esperimento, contribuì all'incidente. L'operatore
Aleksandr Akimov contestò a Dyatlov di voler disinserire tutti i sistemi automatici di sicurezza, ma fu minacciato di licenziamento.
[11] Dunque, gli operatori Aleksandr Akimov e Leonid Toptunov:
- Disattivarono i sistemi di sicurezza del reattore, il che era proibito dai manuali operativi dell'impianto.
- Secondo il rapporto dell'agosto 1986 della commissione governativa, controllato il registro, gli operatori estrassero completamente dal nocciolo 198 barre di controllo delle 211 presenti, lasciando così inserite solo 13 barre. Anche questa condizione è vietata dai manuali operativi che pongono a 15 il numero minimo assoluto di barre per la sicurezza del reattore RBMK-1000 in funzione.[12]
Nel 1982, il reattore numero 1 dello stesso impianto, sempre a causa di manovre errate effettuate dal personale tecnico, aveva subìto la distruzione dell'elemento centrale del reattore. L'esplosione, seppur più piccola di quella del 26 aprile 1986, aveva causato rilascio di radioattività nell'atmosfera. Il fatto non era stato reso pubblico prima dell'incidente del 1986. All'epoca perciò non erano state adottate misure di sicurezza nemmeno sulla scorta del precedente e l'impianto non era stato assolutamente migliorato per far fronte a eventuali futuri problemi.
Gli eventi
Il 25 aprile
1986 era programmato lo spegnimento del reattore numero 4 per normali operazioni di manutenzione. In occasione di questa prevista fermata si decise di eseguire un test per valutare la capacità del gruppo turbine/alternatore di generare, per inerzia, elettricità sufficiente per alimentare i sistemi di sicurezza e di raffreddamento anche in assenza di produzione di vapore dal reattore nella primissima fase di transizione in attesa dell'attivazione dei generatori di emergenza.
In particolare l'energia cinetica della rotazione per inerzia delle turbine sarebbe servita ad alimentare le pompe dell'acqua refrigerante del reattore, simulando uno scenario di improvvisa mancanza dell'alimentazione elettrica esterna. I reattori come quello di Černobyl' (ma normalmente anche le altre tipologie di impianto) hanno dei
generatori diesel di emergenza a questo scopo, che però non sono avviabili istantaneamente e richiedono circa 40 secondi perché entrino in funzione. L'obiettivo del test era sfruttare l'energia cinetica residua nelle turbine ancora in rotazione, ma isolate dal reattore, per generare energia elettrica che alimentasse le pompe dell'acqua per il tempo necessario all'avvio dei generatori diesel. Il test era già stato condotto su un altro reattore, ma con tutti i sistemi di sicurezza attivi e in condizioni operative differenti, e aveva dato esito negativo, cioè l'energia elettrica prodotta sfruttando la sola inerzia delle turbine era stata insufficiente ad alimentare le pompe. Erano state apportate quindi delle migliorie alle turbine, che richiedevano un nuovo test di verifica.
La potenza del reattore numero 4 doveva essere ridotta, dai nominali 3,2
GW a circa 1
GW termico, per condurre il test in sicurezza. Si cominciò a ridurre gradualmente la potenza fino al 50% della nominale, ma il test fu interrotto da un imprevisto: una centrale elettrica regionale ebbe un guasto e fu richiesto di non ridurre ulteriormente la fornitura di energia elettrica fino a quando la centrale guasta non fosse stata ripristinata, cosa che avvenne dopo circa 9 ore.
Fu dunque fissato un nuovo orario per il test, l'una di notte, ma mentre gli operai del turno di giorno erano stati ben istruiti e preparati alle procedure del test, il turno di notte avrebbe solamente dovuto controllare i sistemi basilari di raffreddamento in una centrale essenzialmente spenta; nessuno fra gli operatori del turno di notte aveva una chiara idea di ciò in cui consisteva la prova né era addestrato a condurla. Inoltre, la squadra di ingegneri elettrici che avrebbe dovuto supervisionare le operazioni era esausta e poco lucida per la lunga attesa.
L'idea stessa di un incidente nucleare era peraltro inconcepibile per gli operatori che, si può dire, avevano "troppa fiducia" nel reattore, e non si fecero scrupoli a disabilitare i dispositivi di sicurezza e correre dei rischi non necessari. Infine, durante la notte non vi era in sala controllo un ingegnere che avesse piena conoscenza di tutte le caratteristiche specifiche di questa tipologia di reattore.
Per motivi non chiariti, il responsabile di turno dell'operatività del reattore commise un errore e introdusse le barre di controllo troppo in profondità, causando conseguentemente un crollo della potenza oltre il previsto, raggiungendo il livello bassissimo di soli 30 MW termici. Intervenne quindi un effetto di
feedback dovuto alla produzione di
xeno-135 nella fase di bassa potenza del reattore. Normalmente lo xeno-135, un assorbitore di neutroni che si crea durante il funzionamento del reattore come prodotto di fissione primario (e dal decadimento del
tellurio-135), è in una concentrazione di equilibrio proporzionale alla potenza del nocciolo (o meglio al flusso neutronico termico) e tende invece ad aumentare in quantità (e quindi nella capacità di assorbimento neutronico) nella prima fase di riduzione della potenza per poi, con la prevalenza del decadimento rispetto alla sua produzione, a scomparire. Come conseguenza del calo della potenza, la concentrazione di
xeno-135 aumentò considerevolmente e insieme quindi all'assorbimento dei neutroni, facendo crollare ulteriormente la potenza generata e creando allo stesso tempo il pericoloso effetto di mascherare la reale
reattività del nucleo (che si sarebbe successivamente rapidamente manifestata quando la concentrazione di xeno avesse cominciato a diminuire).
Sebbene il calo di potenza fosse vicino al massimo ammesso dalle norme di sicurezza (l'instabilità del reattore alle basse potenze era nota), si decise di non eseguire lo spegnimento completo e di continuare l'esperimento. Probabilmente gli operatori non erano al corrente del comportamento dello
xeno-135, e pensavano che il crollo della potenza fosse dovuto al malfunzionamento dei regolatori automatici di potenza. All'1:05 del 26 aprile, come previsto dalla pianificazione del test, furono attivate delle pompe di alimentazione extra, ma la quantità di acqua immessa superò all'1:19 i limiti di sicurezza, con l'effetto di ridurre ancor di più la potenza del reattore per le proprietà avvelenanti dell'acqua leggera. Con una manovra contraria alle procedure corrette, per accelerare la risalita della potenza e quindi affrettare la conclusione dell'esperimento, furono estratte tutte le barre di controllo eccetto 7, incluse molte barre di controllo manuali, ben oltre i limiti delle norme di sicurezza che prevedono di lasciare almeno 30 barre di controllo inserite. La potenza fu così fatta risalire gradualmente fino a 200 MW termici (comunque meno di un terzo del minimo richiesto).
L'azione di rimozione delle barre di controllo manuale aveva portato il reattore in una situazione molto instabile e pericolosa, all'insaputa degli operatori. La reale attività del reattore era mascherata dall'eccesso di xeno-135 e dell'acqua di raffreddamento, e non era riportata in alcun modo sui pannelli di controllo; nessuno degli operatori in sala controllo era conscio del pericolo. Come se non bastasse, l'aumento di acqua oltre i limiti di sicurezza aveva portato a una diminuzione critica della produzione di vapore e ad altri cambiamenti di parametri che normalmente avrebbero causato lo spegnimento automatico del reattore; tuttavia, anche lo spegnimento automatico era stato disabilitato manualmente. Furono disattivati anche diversi altri sistemi automatici (ad es. il raffreddamento di emergenza del nocciolo, la riduzione di emergenza della potenza, e via dicendo).
Alle 1:23:04 si iniziò l'esperimento vero e proprio. Venne staccata l'alimentazione alle pompe dell'acqua, che continuarono a girare per inerzia. La turbina fu scollegata dal reattore; con la diminuzione del flusso dell'acqua e il conseguente surriscaldamento, i tubi si riempirono di sacche di vapore. Il reattore RBMK, nelle delicate condizioni in cui venne portato, ha un
coefficiente di vuoto positivo e quindi la reazione crebbe rapidamente al ridursi della capacità di assorbimento di neutroni da parte dell'acqua di raffreddamento, diventando sempre meno stabile e sempre più pericoloso. Il coefficiente di vuoto positivo crea così un circolo vizioso: aumentando la temperatura dell'acqua aumentano le sacche di vapore che accelerano la reazione creando ancora più calore che a sua volta fa aumentare ancora la temperatura dell'acqua.
Alle 1:23:40 gli operatori azionarono il tasto AZ-5 (
Rapid Emergency Defense 5) che esegue il cosiddetto "
SCRAM", cioè l'arresto di emergenza del reattore che inserisce tutte le barre di controllo incluse quelle manuali incautamente estratte in precedenza. Non è chiaro se l'azione fu eseguita come misura di emergenza, o semplicemente come normale procedura di spegnimento a conclusione dell'esperimento, giacché il reattore doveva essere spento comunque per la manutenzione programmata. Di solito l'operazione di
SCRAM viene ordinata a seguito di un rapido e inatteso aumento di potenza. D'altro canto, Anatolij Djatlov, capo ingegnere dell'impianto di Černobyl' al tempo dell'incidente scrisse:
| «Prima delle 1:23:39 il sistema di controllo centralizzato [...] non registrò alcun cambio dei parametri da poter giustificare lo “SCRAM”. La commissione [...] raccogliendo e analizzando una grande quantità di dati, come indicato nel rapporto, non ha determinato il motivo per cui fu ordinato lo SCRAM. Non c'era necessità di cercare il motivo. Il reattore veniva semplicemente spento al termine dell'esperimento.[13]» |
A causa della lenta velocità del meccanismo d'inserimento delle barre di controllo (che richiede 18-20 secondi per il completamento) e dell'estremità (estensori) in grafite delle barre, lo
SCRAM causò un rapido aumento della reazione. Infatti nei primi secondi le estremità in grafite delle barre rimpiazzarono nel reattore un uguale volume di acqua di raffreddamento. Ora, l'acqua refrigerante assorbe neutroni mentre la grafite funge da moderatore portando i neutroni alla velocità ottimale per la reazione. La conseguenza fu che all'inizio dell'inserimento delle barre la reazione venne accelerata improvvisamente producendo un aumento enorme di potenza nel reattore. L'improvviso aumento di temperatura deformò i canali delle barre di controllo che stavano scendendo, al punto che le barre si bloccarono a circa un terzo del loro cammino, e quindi non furono più in grado di arrestare una reazione in cui l'aumento di potenza diveniva incontrollato a causa del coefficiente di vuoto positivo.
Così, dopo soli sette secondi dall'inizio dell'inserimento delle barre - alle 1:23:47 - la potenza del reattore raggiunse il valore di 30 GW termici, dieci volte la potenza normale. Le barre di combustibile cominciarono a fratturarsi bloccando le barre di controllo con la grafite all'interno, quindi il combustibile cominciò a fondere; inoltre, alle alte temperature raggiunte, l'acqua all'interno del reattore reagì chimicamente con lo
zirconio, di cui sono in genere fatte le tubazioni degli impianti nucleari, dissociandosi e producendo grandi volumi di idrogeno gassoso.
La pressione del vapore aumentò fino a causare la rottura delle tubazioni e causò l'allagamento dei sotterranei. Quando il
corium formatosi raggiunse l'acqua di raffreddamento, avvenne la prima esplosione di vapore (all'1:24); dall'interno del nocciolo il vapore risalì lungo i canali e generò un'enorme esplosione che fece saltare la piastra superiore del nocciolo. Tale piastra, in acciaio e cemento, pesante circa 1 000 tonnellate
[14], fu proiettata in aria con le tubazioni dell'impianto di raffreddamento e le barre di controllo, e ricadde verticalmente sull'apertura lasciando il reattore scoperto. La seconda esplosione fu causata dalla reazione tra grafite incandescente e l'idrogeno gassoso.
Ci sono alcune controversie sulla sequenza degli eventi dopo le ore 1:22:30, a causa di incongruenze fra i testimoni oculari e le registrazioni. La versione comunemente accettata è quella descritta sopra. Secondo questa ricostruzione la prima esplosione avvenne intorno alle 1:23:44, sette secondi dopo il comando di SCRAM. A complicare la ricostruzione alle ore 1:23:47 fu registrato, nell'area di Černobyl', un debole evento sismico di magnitudo 2,5. Inoltre il tasto di SCRAM fu premuto più di una volta, ma la persona che l'ha fatto materialmente è deceduta due settimane dopo l'incidente per l'
esposizione prolungata alle radiazioni. Talvolta però è stato detto che l'esplosione avvenne prima o immediatamente dopo lo SCRAM (questa era la versione di lavoro della commissione sovietica di studio sull'incidente). La distinzione è importante poiché, se il reattore fosse esploso diversi secondi dopo lo
SCRAM come risulta dall'ultima ricostruzione accertata, il disastro sarebbe da attribuirsi principalmente al progetto delle barre di controllo. Se l'esplosione fosse invece da anticipare allo
SCRAM, la causa sarebbe da imputarsi maggiormente alle azioni degli operatori. Nel
1986, l'
AIEA aveva indicato negli operatori la causa principale dell'incidente. Nel gennaio
1993 la stessa AIEA ha tuttavia rivisto l'analisi dell'incidente, attribuendo la causa principale al progetto del reattore, piuttosto che agli operatori.
Fu distrutto il solaio, gran parte del tetto dell'edificio crollò e fu danneggiato il tetto dell'adiacente locale turbine, il che causò la prima morte della catastrofe: Valery Khodemchuk, addetto al locale turbine che rimase sepolto sotto le macerie e il cui corpo non fu mai recuperato. Egli, come Vladimir Shashenok (che invece fu investito dall'onda radioattiva dell'esplosione e morì poco dopo all'ospedale di Prypjat), non era minimamente a conoscenza del fatto che si stesse eseguendo il test;
[15] i frammenti di grafite si sparsero nella sala principale e intorno all'edificio. Il nocciolo del reattore si trovò così scoperchiato e all'aperto, a contatto con l'atmosfera. Dalle esplosioni si sollevò un'alta colonna di vapore ionizzato. Al contatto con l'ossigeno dell'aria, per le altissime temperature dei materiali del nocciolo, nel reattore divampò un violento incendio di grafite che coinvolse anche i materiali bituminosi di copertura del tetto e altre sostanze chimiche presenti. Secondo il progetto della centrale, il tetto del reattore doveva essere costruito con materiale ignifugo, ma all'epoca di costruzione tale materiale non esisteva; fu fatto quindi uso di
catrame infiammabile, e i pezzi proiettati sul tetto del reattore adiacente causarono almeno altri cinque incendi. Gli incendi contribuirono in misura enorme alla diffusione di materiali radioattivi nell'atmosfera. Un effetto secondario dello scoperchiamento del reattore, d'altra parte, fu che il movimento d'aria contribuì al raffreddamento del nocciolo liquefatto.
L'impianto, a causa della sua doppia natura civile e militare, era stato costruito con un sistema automatico di sostituzione delle barre di combustibile (indispensabile per la produzione di plutonio che esige cicli di sostituzione delle barre di pochi giorni) sospeso mediante gru a ponte, e questa scelta aveva determinato l'impossibilità di costruire un contenimento in cemento armato abbastanza alto poiché il reattore misurava 30 metri di altezza e almeno altrettanti erano necessari sopra di esso per il robot colonnare di sostituzione delle barre, lunghe quanto il reattore stesso, cui doveva aggiungersi lo spazio per la gru destinata a manovrare la colonna robotizzata. A causa dell'altezza complessiva di circa 70 metri dell'impianto, del tutto inusuale per le centrali nucleari occidentali, ma possibile nell'ex Unione Sovietica, si decise quindi di realizzare solo un contenimento parziale, che escludeva la sommità del reattore. Questa scelta contribuì alla dispersione dei contaminanti radioattivi nell'atmosfera.
Originariamente Scritto da Major Sludgebucket (ABS)
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