Rapporto speciale

INPO 11-005 November 2011

Relazione speciale sull'incidente nucleare della centrale elettro nucleare di Fukushima Daiichi

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DISTRIBUZIONE LIBERA

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Distribuzione libera: Copyright © 2011 dall'Institute of Nuclear Power Operations. Non per vendita o uso commerciale. Tutti gli altri diritti sono riservati. AVVISO: Questa informazione è stata preparata a proposito del lavoro promosso dall'Institute of Nuclear Power Operations (INPO). Né INPO, né i membri INPO, né i partecipanti INPO, né alcuna persona che agisce per conto di essi (a) rilasciano alcuna garanzia o dichiarazione, espressa o implicita, in relazione alla accuratezza, la completezza o l'utilità delle informazioni contenute in questo documento, o che l'uso di ogni informazione, apparato, metodo o processo contabile contenuto nel presente documento non possa pregiudicare diritti di proprietà privata, o (b) si assume alcuna responsabilità riguardo l'uso di, o per i danni derivanti dall'uso di qualsiasi apparato, informazione, metodo o processo divulgati in questo documento.

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Indice

Sezione Pagina

1.0 Introduzione ............................................................................................................... 1

1.1 Descrizione del sito ……..................................................................................... 2

2.0 Sintesi.......................................................................................................................... 3

3.0 Panoramica degli eventi ........................................................................................... 5

3.1 Stato delle unità subito prima del terremoto ......................................................... 5

3.2 Terremoto ............................................................................................................. 5

3.3 Maremoto .............................................................................................................. 7

3.4 Perdita dell'energia elettrica .................................................................................. 8

3,5 Raffreddamento del nucleo ................................................................................... 9

3.6 Controllo della pressione del contenitore primario ............................................... 10

3.7 Vasche del combustibile esausto e barili di stoccaggio a secco ............................ 12

3.8 Fonti alternative di iniezione .............................................. .................................. 12

3.9 Condizioni di lavoro .............................................................................................. 13

4.0 Narrativa sulle singole unità....................................................................................... 14

4.1 Unità 1 narrativa ..................................................................................................... 14

4.2 Unità 2 narrativa .................................................................................................... 21

4.3 Unità 3 narrativa .................................................................................................... 28

4.4 Unità 4 narrativa .................................................................................................... 33

4.5 Vasche del combustibile esausto e barili di stoccaggio a secco ........................... 35

5.0 Panoramica radiologica ........................................................................................... 38

5.1 Capacità in site ...................................................................................................... 38

5.2 Capacità al confine e fuori sito ............................................................................. 39

5.3 Dosi e misure di protezione in sito ....................................................................... 39

5.4 Dosi e le misure di protezione al confine e fuori sito ........................................... 41

6.0 Riferimenti ................................................................................................................. 44

7.0 Informazioni aggiuntive ............................................................................................. 45

7.1 Progettazione antisismica base ........................................................................ 45

7.2 Progettazione anti maremoto base ................................................................... 47

7.3 Specifiche d'impianto ........................................................................................... 48

7.4 Descrizioni e disegni schematici dell'impianto di Fukushima Dai-ichi ............... 54

7.5 Struttura organizzativa e del Il personale ............................................................. 62

7.6 Formazione operatori ............................................................................................ 63

7.7 Struttura normativa ................................................................................................ 65

7.8 Acronimi e abbreviazioni ...................................................................................... 70

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8.0 sequenza eventi e tabella temporale ........................................... .................................. 71

8.1 Unità 1........................................... ....................................................................... 71

8.2 Unità 2........................................... ...................................................................... 81

8.3 Unità 3 ........................................... ...................................................................... 91

ELENCO FIGURE

Figura 3.3-1 Altimetria generale e livello d'inondazione

Figura 4.4-1 Unità 4 sistema di trattamento del gas in Standby e percorso del

flusso d'idrogeno

Figura 4.4-2 Unità 4 sistema di trattamento del gas in Standby e risultati

dell'ispezione del filtro

Figura 5.3-1 Intensità di dose nel sito

Figura 5.4-1 Risultati iniziali dei rilievi fuori sito

Figura 7.1-1 Dati sismici preliminari

Figura 7.4-1 Condensatori d'isolamento relativi all'unità 1

Figura 7.4-2 Sistema d'iniezione ad alta pressione del liquido di

raffreddamento (HPCI) - Disposizione tipica, unità 1-3

Figura 7.4-3 Sistema di raffreddamento isolato del nucleo del reattore (RCIC)

- Disposizione tipica, Unità 2 e 3

Figura 7.4-4 Schema del sistema di sfiato del contenitore primario dell'unità 1

Figura 7.4-4 Schema del sistema di sfiato del contenitore primario delle unità

2 e 3

Figure 7.4-6 Schema elettrico

Figura 7.4-7 Danni alla distribuzione elettrica a Fukushima Daiichi

Figura 7.4-8 Spaccato generale di un reattore BWR4 con un contenitore

primario tipo Mark I (simile alle unità di Fukushima Daiichi)

Figura 7.6-1 Carriera degli operatori e requisiti di formazione

Figura 7.7-1 Relazioni organizzative nella risposta all'emergenza nucleare

ELENCO TABELLE

Tabella 3.2-1 Dati osservati e progettazione sismica base

Tabella 4.5-1 Dati delle vasche del combustibile esausto

Tabella 7.3-1 Unità di misura di Fukushima Daiichi (unità US) convertiti dal

documento originale riportato nella Tabella 7.3-2

Tabella 7.3-2 Unità di misura di Fukushima Daiichi (unità metriche)

Tabella 7.3-3 Unità di misura di Fukushima Daiichi (unità US) convertiti dal

documento originale riportato nella Tabella 7.3-4

Tabella 7.3-2 Unità di misura di Fukushima Daiichi (unità metriche)

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1.0 Introduzione

Questo rapporto fornisce una panoramica narrativa e temporale del terremoto, del maremoto e

del successivo incidente nucleare dell'11 marzo 2011 presso la centrale elettro-nucleare Tokyo

Electric Power Company (TEPCO) di Fukushima Daiichi. Lo scopo di questo rapporto è di

fornire un'accurata, consolidata fonte di informazioni riguardanti la sequenza degli eventi che si

sono verificati nei primi giorni dell'incidente. Le informazioni contenute in questo rapporto

possono essere utilizzate per determinare future azioni correttive nell'industria degli Stati Uniti

e internazionale.

Anche se INPO descrive alcuni eventi e le azioni intraprese, tali descrizioni non sono destinate

per effettuare eventuali analisi o critiche delle decisioni prese da qualsiasi persona o entità.

Questo rapporto non valuta e non analizza l'efficacia dei lavoratori dell'impianto o di altri

soggetti coinvolti nella risposta all'evento.

Questo rapporto riflette le migliori informazioni disponibili, la maggior parte delle quali sono

state ottenute da interazione diretta e costante con il gestore dell'impianto la TEPCO. Si

concentra sui primi giorni dell'evento per le unità 1, 2 e 3 e include alcune informazioni sulle

unità 4, 5 e 6, nonché sulle vasche di decadimento del combustibile esausto. A causa degli

ingenti danni al sito, alcuni aspetti dell'evento rimangono sconosciuti o non sono stati ancora

confermati. Tutti gli orari sono forniti come ora locale, Japan Standard Time (JST).

Questo rapporto comprende le seguenti sezioni:

Sintesi - descrizione sintetica delle tappe dell'evento

Panoramica degli eventi - breve descrizione dei fattori chiave dell'evento

Sequenza eventi - narrativa specifica per unità della sequenza degli eventi

Effetti radiologici - informazioni radiologiche, comprese emissioni dei materiali

radioattivi

Informazioni aggiuntive - informazioni di progetto sull'impianto, disegni e dati di

supporto

Questo rapporto è stato creato da informazioni fornite dalla TEPCO, dal governo giapponese,

dall'Agenzia internazionale dell'energia atomica (AIEA), e da diverse organizzazioni nucleari e

della sicurezza giapponesi. Alcuni dati includono i registri dell'Emergency Response Centre

TEPCO, valori dei parametri specifici per unità per e le indicazioni dei registratori, nonchè

racconti personali dell'incidente e delle condizioni dell'impianto. In alcuni casi, le domande

specifiche sono state fatte a dipendenti INPO del centro di risposta alle emergenze INPO ad

Atlanta o negli uffici TEPCO a Tokyo. Le fonti specifiche utilizzate per raccogliere

informazioni vengono fornite nella sezione riferimenti della presente relazione.

Il personale TEPCO ha verificato l'accuratezza del contenuto della relazione, in base alla loro

attuale comprensione dell'evento. Inoltre, TEPCO ha assistito allo sviluppo delle tabelle

temporali per unità, fornite nella sezione 8.0 e alle informazioni della progettazione base nelle

sezioni 7.1 e 7.2.

La TEPCO ha apertamente condiviso le informazioni con INPO, ha risposto alle domande in

modo tempestivo, e ha fornito le risorse quando disponibili per sostenere la produzione di

questa relazione.

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Il gestore sta collaborando per condividere le informazioni relative ai fatti di questo evento con

l'industria e con il pubblico giapponese. Senza assistenza TEPCO, questo rapporto non sarebbe

stato possibile.

Questo rapporto si basa sulle informazioni disponibili a INPO fino al 1° novembre 2011. INPO

ha verificato quante più informazioni possibili, ma non fornisce alcuna garanzia circa

l'accuratezza o l'affidabilità delle stesse. Le informazioni in questo report non sono state

verificate mediante ispezioni indipendenti o sul sito. I valori forniti, quali i parametri dei

reattori e l'intensità sismica, sono preliminari e potranno essere rivisti quando saranno

disponibili maggiori informazioni. Non sono stati convalidati gli effetti che le condizioni del

contenitore possono aver avuto su queste indicazioni. Valori numerici che includono decimi di

unità non implicano correttezza e precisione, ma sono piuttosto il risultato della conversione dal

sistema metrico alle unità di misura degli Stati Uniti.

Questo rapporto è stato progettato come "distribuzione libera" ed è disponibile al pubblico. Le

informazioni contenute nel presente documento sono fornite dall'INPO senza l'aspettativa di

riservatezza, e la relazione non contiene informazioni proprietarie INPO. I membri e i

partecipanti INPO possono riprodurre questo documento per uso aziendale. Questo rapporto è

protetto da copyright e l'autorizzazione scritta preventiva è necessaria alle organizzazioni che

non sono membri o partecipanti INPO per riprodurre l'informazione.

Copie di questo rapporto sono state fornite a TEPCO, all'Associazione mondiale degli operatori

nucleari (WANO), e alla Nuclear Regulatory Commission degli Stati Uniti.

1.1 Descrizione del sito

Quello di Fukushima Daiichi è stato il primo dei tre impianti elettro-nucleari gestiti dalla

TEPCO. La centrale si trova su un sito di 860 acri nella prefettura di Fukushima, a circa 160

miglia (260 km) da Tokyo, sulla costa nord-est del Giappone. E' stato uno dei più grandi

impianti di produzione nel mondo, composto di sei reattori ad acqua bollente in grado di

generare complessivamente 5.480 MWe.

Le unità sono progettate in modo tale che

le unità 1 - 2, 3 - 4, e 5 - 6 condividano

strutture e servizi comuni, come una sala

controllo e l'edificio turbine comuni a due

unità. La centrale dispone anche di una

vasca di decadimento del combustibile

esausto comune e di un deposito con barili

di decadimento a secco. La vasca

combustibile esausto comune è situata sul

lato interno (ovest) dell'unità 4. L'impianto

di stoccaggio a barili a secco si trova tra le

unità 1 e 5 lungo la costa.

Fare riferimento alla Sezione 7.0 per altre

informazioni di progettazione per la

centrale o specifiche per ogni unità.

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2.0 Sintesi

L'11 marzo 2011, alle 14:46 (JST), un terremoto di magnitudo 9,0 della scala Richter s’è

verificato a 112 miglia (180 km) al largo della costa della centrale nucleare di Fukushima

Daiichi. Il terremoto è stato il più grande che il Giappone abbia mai subito. Esso ha provocato

lo scatto del sistema di protezione antisismico del reattore a tutte le unità in funzione (unità 1, 2

e 3) e l'arresto di emergenza (SCRAM) automatico. Il terremoto ha danneggiato gli interruttori

e i tralicci di trasporto energia elettrica, causando la perdita di tutte le fonti esterne di

alimentazione del sito. I generatori diesel di emergenza automaticamente avviati, hanno fornito

alimentazione elettrica ai sistemi di emergenza. Tre minuti dopo il terremoto, l'associazione

meteorologica giapponese ha diramato un avvertimento di maremoto grave, indicando un

maremoto di almeno 3 metri di altezza. I lavoratori della centrale sono stati avvertiti e si sono

ritirati in un livello più elevato.

Quarantuno minuti dopo il terremoto, alle 15:27, il primo di una serie di sette maremoti è

arrivato al sito. L'altezza del maremoto di massimo impatto sul sito è stata stimata in 46-49

piedi (da 14 a 15 metri). Ha superato l'altezza base di progettazione anti maremoto di 18,7 piedi

(5,7 metri) ed è arrivato sopra la quota base del sito di 32,8 (10 metri) delle unità 1-4. Tutta

l'alimentazione in corrente alternata AC è stata persa alle unità 1-4 dalle 15:41, quando un

maremoto ha travolto il sito ed ha allagato alcuni dei generatori diesel di emergenza e le

relative sale di distribuzione. L'opera di presa dell'acqua di mare è stata gravemente

danneggiata e resa inservibile. Tutta l’alimentazione in continua (DC) è andata persa sulle unità

1 e 2, mentre alcune alimentazioni in corrente continua DC da batterie, sono rimaste disponibili

all'unità 3. Quattro dei cinque generatori di emergenza diesel alle unità 5 e 6 erano indisponibili

dopo il maremoto. Un generatore diesel di emergenza raffreddato ad aria dell'unità 6 ha

continuato a funzionare e ha fornito energia elettrica per l'unità 6, e poi all'unità 5, per

mantenere il raffreddamento del reattore e della vasca del combustibile esausto.

Senza il raffreddamento, fondamentale per rimuovere il calore di decadimento, danni al nucleo

possono avere avuto inizio all'unità 1 il giorno stesso dell'evento. Le pompe d’iniezione a

vapore sono state utilizzate per fornire acqua di raffreddamento ai reattori delle unità 2 e 3, ma

alla fine queste pompe hanno smesso di funzionare, e l'acqua di raffreddamento ai reattori è

stata persa tutta, fino a quando sono state utilizzate le autopompe antincendio per ripristinare

l'iniezione. Anche nelle unità 2 e 3 è avvenuto il danno al combustibile come conseguenza

dell'inadeguato raffreddamento del nucleo. Le difficoltà di sfiato dei contenitori primari hanno

accentuato le pressioni oltre il valore di progetto, ciò può aver causato danni e perdite dal

contenitore primario.

L'idrogeno generato nei reattori dal combustibile danneggiato, accumulato negli edifici

reattore, sia durante le operazioni di sfiato che a causa di altre perdite, s’è innescato,

producendo esplosioni negli edifici reattore delle unità 1 e 3 e complicando notevolmente la

risposta all'emergenza. L'idrogeno generato nell'unità 3 è probabilmente migrato nell'edificio

reattore dell'unità 4, determinando esplosione e danni. La perdita d’integrità del contenitore

primario e secondario ha portato a livello del suolo rilasci di materiale radioattivo. Dopo

l'esplosione nell'unità 4 e le indicazioni anomale nell'unità 2 nel quarto giorno dall'evento, il

sovrintendente del sito ha disposto che tutto il personale non essenziale evacuasse

temporaneamente, lasciando sul posto circa 70 persone per gestire l'evento.

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Durante il rilascio, tassi di dosaggio fino a 1193 millirem l’ora (mrem/ora) (11,93 mSv/h) sono

stati misurati al confine del sito, circa 0,6 miglia (1 km) dalle unità 1-4. Le finestre per il centro

di risposta all'emergenza si son dovute coprire con schermature di piombo per ridurre i tassi di

dose. Il 16 marzo hanno avuto inizio i controlli delle radiazioni fuori sito. Il livello locale di

radiazione, in quel periodo, variava da 0,1 mrem/ora (1 μSv/h) a 20 mrem/ora (200 μSv/h). A

trentasette miglia (60 km) a nord-ovest della centrale, la dose era di 0,8 mrem/ora (8 μSv/h).

Campioni d'acqua e di suolo hanno indicato la presenza di stronzio, iodio e cesio. In alcune

aree a causa della radioattività, sono state prescritte restrizioni per il cibo e l'acqua. Le persone

all'interno di 12,4 miglia (20 km) di raggio dalla centrale sono state evacuate, e a chi vive fino a

18,6 miglia (30 km) di distanza è stato ordinato di rimanere al riparo in casa, quando il rilascio

di gas e dei materiali radioattivi è aumentato e, con l’evolversi dell'evento, s’è verificato il

danno maggiore al combustibile. Compresse e polvere di ioduro di potassio sono state

distribuite ai governi locali sin dal 21 marzo. Tuttavia, poiché le evacuazioni erano già state

completate, non è stato necessario distribuire lo ioduro di potassio alla popolazione.

I controlli delle radiazioni in loco, nelle zone circostanti le unità 1-3, hanno mostrato tassi di

dosaggio fino a 13 rem/ora (0,13 Sv/h). Un'indagine più dettagliata compiuta nelle settimane

seguenti, ha scoperto dosi locali maggiori di 1.000 rem/ora (10 Sv/h) attorno ad alcune

attrezzature e ai detriti vicino alle unità 1 e 3.

Alcuni operatori che hanno risposto all'evento, hanno ricevuto dosi elevate di radiazioni. Due

operatori di sala controllo hanno ricevuto le dosi più elevate, dosi calcolate interne ed esterne di

67,8 rem (0,678 Sv) e 64,3 rem (0,643 Sv). La maggior parte della dose ricevuta da questi due

lavoratori è stata interna (85-87 per cento). Il 13 marzo è stato fornito a parte del personale

della centrale, ioduro di potassio. Fino alla fine di marzo, circa 100 lavoratori hanno ricevuto

dosi superiori a 10 rem (0,1 Sv).

L'evento di Fukushima è stato classificato come un evento di livello 7 sulla scala internazionale

(INES) degli eventi radiologici nucleari. La Commissione per la sicurezza nucleare del

Giappone ha stimato in circa 17 milioni di curie (6,3 E17 Bq) di iodio-131 equivalente, il

materiale radioattivo che è stato liberato in aria e 0,127 milioni di curie (4,7 Bq E15) in mare

tra l'11 marzo e il 5 aprile. L'incidente del 1986 presso l'unità 4 della centrale nucleare di

Chernobyl è stato l'unico altro incidente nucleare ad avere una classificazione di livello 7 della

scala INES. Secondo l'AIEA, l'incidente di Chernobyl aveva portato circa 378,4 milioni di

curie (14 E18 Bq) di materiale radioattivo a essere rilasciati nell'ambiente1.

La combinazione di terremoto e maremoto ha causato danni notevoli alla costa giapponese.

Secondo il rapporto del governo del Giappone all'IAEA, quasi 500.000 edifici residenziali sono

stati danneggiati o distrutti. Ci sono stati danni considerevoli a strade, ferrovie, servizi pubblici

ed industriali. Circa 4 milioni di abitazioni hanno perso energia elettrica. La superficie totale

inondata dal maremoto è stata di circa 217 miglia quadrate (561 km quadrati). Al 7 Ottobre

2011, la Croce Rossa giapponese riferisce che quasi 16.000 persone sono morte, e quasi 4.000

risultano disperse. Circa il 90 per cento dei decessi sono stati causati da annegamento.

1 Chernobyl’s Legacy: Health, Environmental and Socio-Economic Impacts. The Chernobyl Forum 2003-2005

Second Revision

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3.0 Panoramica degli eventi

3.1 Stato delle unità subito prima del terremoto

L'unità 1 era in funzione a potenza nominale prima dell'evento, con tutti i sistemi di sicurezza e

due generatori diesel di emergenza disponibili. L'iniezione ad alta pressione del liquido di

raffreddamento (HPCI) ed entrambi i condensatori isolamento erano disponibili e pronti. Il

livello dell'acqua del reattore e la pressione erano normali per le operazioni di produzione.

L'unità 1 era operativa dal 27 settembre 2010.

L'unità 2 era operativa a potenza nominale prima dell'evento, con tutti i sistemi di sicurezza e

due generatori diesel di emergenza disponibili. L'iniezione del refrigerante ad alta pressione

(HPCI) e il sistema isolato di raffreddamento del nucleo del reattore (RCIC) erano disponibili e

pronti. Il livello dell'acqua del reattore e la pressione erano normali per le operazioni di

produzione.L'unità 2 era operativa dal 23 settembre 2010.

L'unità 3 era in funzione alla potenza nominale prima dell'evento, con tutti i sistemi di

sicurezza e due generatori diesel di emergenza pronti. Entrambi i sistemi d'iniezione ad alta

pressione del liquido di raffreddamento (HPCI) e l'RCIC erano disponibili e pronti. Il livello

dell'acqua del reattore e la pressione erano normali per le operazioni di produzione. Il

trasformatore d'avviamento era fuori servizio per lavori di adeguamento. L'unità 3 era in

funzione dal 18 novembre 2010.

La quarta unità era ferma dal 30 novembre 2010. Tutto il combustibile era nella vasca di

decadimento per facilitare il lavoro alla copertura protettiva del nucleo (RPV). Il cancello della

cavità era installato, isolando la vasca del combustibile esausto dalle vasche superiori. Il

generatore diesel di emergenza 4A era fuori servizio per manutenzione programmata, mentre il

generatore diesel di emergenza 4B era disponibile.

L'unità 5 era ferma dal 3 gen 2011. Il combustibile era stato caricato nel reattore e il recipiente

a pressione del reattore (RPV) riassemblato. Il livello d'acqua del reattore era alto, la

temperatura del liquido del sistema di raffreddamento del reattore era di 192,2 °F (89 °C), e la

pressione del reattore era 1.037 psig (7.15MPa) per la prova di tenuta RPV. Il sistema di

rimozione del calore di decadimento era stato assicurato alle 07:44 nei preparativi per una

prova di tenuta. Entrambi i generatori diesel di emergenza erano disponibili.

L'unità 6 era ferma dal 14 agosto 2010. Il combustibile era stato caricato nel reattore e l'RPV

riassemblato. Il livello d'acqua del reattore era normale, e la temperatura del liquido del sistema

di raffreddamento del reattore era di 78,8 °F (26 °C) con il sistema di raffreddamento del

reattore depressurizzato. Il sistema B di rimozione del calore residuo (RHR) era usato per la

rimozione del calore di decadimento. Tutti e tre i generatori diesel di emergenza erano

disponibili.

3.2 Terremoto

L'11 marzo 2011 alle 14:46 un terremoto di magnitudo 9,0 s’è verificato al largo della costa

orientale del Giappone. L'epicentro del sisma era a 112 miglia (180 km) dal sito di Fukushima

Daiichi e l'ipocentro era a 15 miglia (24 km) sotto l'Oceano Pacifico. Il terremoto è durato circa tre minuti e ha provocato alla costa giapponese un cedimento medio di 2,6 piedi (0,8 metri).

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Punto di rilevamento (il basamento più

basso dell’edificio reattore)

Dati rilevati (interim)2

Accelerazione massima a terra (gal)

Livello di scatto SCRAM (gal) Accelerazione massima (gal)

Orizontale (N-S)

Orizontale (E-O)

Verticale

Orizontale (N-S)

Orizontale (E-O)

Verticale

Orizontale (E-O)

Verticale

Fukushima

Daiichi

Unità 1 460 447 258 487 489 412

135 100

Unità 2 348 550 302 441 438 420

Unità 3 322 507 231 449 441 429

Unità 4 281 319 200 447 445 422

Unità 5 311 548 256 452 452 427

Unità 6 298 444 244 445 448 415

Tabella 3.2-1 Dati sismici rilevati e base di progetto

Un gal è una unità di accelerazione (cm/sec2) che esprime la forza delle scosse sismiche. I dati rilevati sono ad interim e

possono essere modificati a seguito di nuovi analisi (Vedi sezione 7.1 per dati sismici)

L'accelerazione massima misurata [2] a Fukushima Daiichi è stata di 0,561g (550 gal) in

direzione orizzontale e 0,308g (302 gal) in direzione verticale presso l'unità 2.Valore che ha

superato l'accelerazione della progettazione base di 0,447g (438 gal) in direzione orizzontale.

La massima accelerazione base per l'edificio è stata anche superata nelle unità 3 e 5. Secondo il

governo giapponese, la probabilità di superamento dell'accelerazione base di progettazione era

nel campo da 10-4 a 10-6 per reattore-anno.L'accelerazione massima base in direzione verticale

non è stata superata in nessuna delle unità.

Le scosse sismiche hanno superato i valori di scatto del sistema di protezione dei reattori,

provocando lo "SCRAM", cioè l'arresto automatico d'emergenza. Le linee di alimentazione che

collegano il sito alla rete di trasmissione, sono state danneggiate dal terremoto, con una

conseguente perdita di tutte le alimentazioni elettriche esterne. In risposta alla perdita di

alimentazione esterna, per la fornitura di energia elettrica i generatori diesel di emergenza si

sono avviati e connessi come previsto, con l'eccezione di un generatore diesel di emergenza

sull'unità 4, che era fuori servizio per manutenzione programmata. Le pompe d'acqua

d'alimento e del condensato, che sono alimentate da fonti di corrente alternata non vitali, non

erano disponibili a causa della perdita di alimentazione.

Al termine del sisma, gli operatori hanno iniziato la loro risposta all'arresto (SCRAM). Le

misure di pressione reattore, livello acqua reattore e pressione del contenitore primario per le

unità 1, 2 e 3 erano quelle previste a seguito di uno SCRAM e non hanno indicato alcun

possibile danno sismico al sistema di raffreddamento del reattore (RCS). Tuttavia, non è stata

eseguita alcuna ispezione dettagliata o ulteriore indagine.

2“Seismic Ground Motion Due to Great East Japan Earthquake and Seismic Ground Motion Accounted for in

Seismic Safety Assessments,” fornito da TEPCO

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TEPCO ha attivato il suo centro di misure contro il disastro (Corporate Emergency Response

Center) a Tokyo per valutare i danni dal terremoto e per sostenere le attività di ripristino.

Localmente è stato attivato il centro di risposta all’emergenza, per rispondere all'evento.

Nel periodo tra il terremoto e il maremoto, si sono ripetute varie scosse di assestamento, alcune

con magnitudo tra 6,4 e 7,9, entro i 100 km dall'evento iniziale.

3.3 Maremoto

Il terremoto ha generato una serie di sette maremoti che sono arrivati sul sito a partire dalle

15::27, 41 minuti dopo il terremoto. La prima ondata è stata di circa 13 piedi (4 metri)

d'altezza. L'altezza di questa ondata non ha superato il progetto base anti maremoto del sito di

18,7 piedi (5,7 metri) ed è stata mitigata dal frangiflutti. Una seconda ondata arrivò alle 15:35,

tuttavia, l'altezza delle onde è sconosciuta, perché il mareografo s'è rotto (il livello massimo

indicato del misuratore è stato di 24,6 piedi (7,5 metri)).Almeno una delle onde che arrivarono

alla centrale misurava circa 46-49 metri (14-15 metri) di altezza sulla base dei segni del livello

dell'acqua sugli edifici.

Il maremoto ha inondato la zona circostante le unità 1-4 a una altezza dai 13 ai 16 piedi(4 a 5

metri) sopra la quota base (posta a 10 m sul livello medio del mare), causando ingenti danni

agli edifici del sito e l'allagamento degli edifici turbina e reattore. Le opere di presa di tutte e

sei le unità divennero indisponibili perché l'urto dei maremoti ed dei detriti ha gravemente

danneggiato pompe, filtri e attrezzature, e l'allagamento ha causato 2 guasti elettrici. Il danno

ha generato la perdita della funzione dissipatore finale di calore (ultimate heat sink, UHS) per

tutte le unità. I generatori diesel hanno operato per un breve periodo, ma dalle 15:41, la

combinazione della perdita dell'acqua di raffreddamento, dell'allagamento di quadri elettrici, e

delle inondazioni di alcuni dei locali generatore diesel (che si trovano nel seminterrato degli

edifici turbina e non sono progettati per resistere alle inondazioni) hanno causato una perdita di

ogni alimentazione in corrente alternata (CA) per le unità 1-5. (Fare riferimento alla Figura 7.4-

7).

a figura 3.3-1 mostra il prospetto generale (tipico per le unità 1-4) e il livello di inondazione

approssimativo. La quota base sopra il livello medio del mare (comunemente indicato come

OP, per livello nel porto Onahama) delle unità 1-4 è 32,8 piedi (10 metri) e arriva a 42,7 piedi

(13 metri) alle unità 5 e 6 . Le opere di presa sono ad un'altezza di 13,1 piedi (4 metri) per tutte

le unità.

Figura 3.3-1 Altimetria generale e livello d'inondazione

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3.4 Perdita di energia elettrica

Nelle sale controllo, dopo l'allagamento delle attrezzature per gli impianti e dei quadri di

distribuzione di energia elettrica, l'illuminazione poco a poco è svanita e gli strumenti

cominciarono a spegnersi. Le batterie di centrale, progettate per durare per 8 ore, sono state

perse per l'allagamento che ha messo a terra o danneggiato i sistemi di distribuzione elettrica in

continua (DC). La perdita di energia in continua DC ha portato ad una perdita di tutte le luci

nella sala controllo delle unità 1-2 nell'arco di 51 minuti dopo l'arresto (SCRAM). (Nota:. Unità

1 e 2 hanno una sala controllo in comune, così come le unità 3 e 4) La normale illuminazione

nella sala controllo delle unità 3-4, è andata perduta ed è rimasta solo l'illuminazione di

emergenza. Gli operatori di sala controllo hanno iniziato le verifiche per vedere quali

indicazioni di misura erano ancora disponibili.

Tre generatori diesel di emergenza (EDG) raffreddati ad aria (2B, 4B e 6B EDG)erano stati

precedentemente installati come modifica presso la centrale. Questi EDG avevano sistemi di

alimentazione indipendenti e sono stati in grado di fornire energia vitale per sistemi a corrente

alternata a seguito della completa perdita del dissipatore di calore finale ad acqua di mare.

Inoltre era stato installato un sistema incrociato di distribuzione AC tra le unità, che ha

permesso di trasferire l'energia elettrica tra le unità 1-2-3-4-5-6 sia per la distribuzione a 6,9 kV

che per quella a 480 V. I generatori diesel di emergenza EDG raffreddati ad aria si trovavano

sopra la quota base, e alcuni sono sopravvissuti allo maremoto. I sistemi di distribuzione del

generatore diesel di emergenza raffreddato ad aria per l'unità 2 e l'unità 4, che si trovavano a

livello inferiore a quota base, si sono allagati e resi indisponibili durante il maremoto. Per

ristabilire l'arresto a freddo sulle unità 5 e 6 sono stati utilizzati il generatori diesel di

emergenza raffreddato ad aria dell'Unità 6 e porzioni del sistema di distribuzione elettrica

sopravvissuti al maremoto. Figura 7.4-7 illustra i danni causati dal maremoto al sistema di

distribuzione elettrica .

Al verificarsi della perdita totale dell'alimentazione AC, il personale TEPCO ha notificato al

governo che esisteva una condizione di emergenza. Gli uffici aziendali TEPCO e il governo

giapponese hanno organizzato la consegna di automezzi generatori elettrici sul sito Daiichi. I

generatori furono individuati, tuttavia, strade danneggiate e traffico congestionato hanno

impedito ai mezzi di raggiungere il sito in modo rapido. Sono stati considerati anche gli

elicotteri, ma i generatori erano troppo grandi e pesanti da trasportare. Infine la TEPCO è

riuscita ad ottenere alcuni automezzi generatori da parte della Società Tohoku Electric Power.

Questi generatori, insieme ad alcuni generatori TEPCO, cominciarono ad arrivare presso il sito

nella tarda serata dell'11 marzo e continuavano ad arrivare fino alla mattina successiva.

I generatori mobili sono stati limitati nella loro efficacia perché non potevano essere collegati al

sistema di distribuzione elettrica della centrale a causa dei danni causati del maremoto e dagli

allagamenti. I lavoratori hanno controllato motori e quadri, nel tentativo di trovare attrezzature

utilizzabili per supportare il raffreddamento dei reattori. La ricerca ha rivelato che le pompe

dello Standby Liquid Controllo (SLC) dell'unità 2, non erano state allagate né danneggiate.

Sulla base dei risultati delle ispezioni, il primo generatore mobile è stato posizionato accanto

all'unità 2, gli operai iniziarono la posa temporanea di cavi dal generatore al pannello di

distribuzione associato alle pompe SLC. I cavi di alimentazione temporanei erano di circa 4

pollici (10 cm) di diametro e 656 piedi (200 metri) di lunghezza e pesavano più di una

tonnellata. Quaranta dipendenti cominciarono a stendere i cavi tra detriti e aree allagate. La

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forza del maremoto aveva spazzato via i chiusini, con conseguente aperture non segnalate nel

terreno. Scosse di assestamento e avvisi successivi di maremoto hanno rallentato ulteriormente

il progresso. Nonostante le difficoltà, i lavoratori hanno completato il compito all'unità 2 e

collegato il cavo provvisorio al pannello di potenza il 12 marzo alle 15:30.

Alle 15:36 un'esplosione è avvenuta nell'edificio reattore dell'unità 1. Questa esplosione è stata

probabilmente causata dall'accumulo d'idrogeno che era stato generato nel nucleo del reattore

dell'unità 1 ed era sfuggito nell'edificio reattore. L'esplosione ha ferito cinque operai, e i detriti

dell'esplosione hanno colpito e danneggiato i cavi e il generatore mobile che era stato installato

per alimentare le pompe SLC. I detriti hanno anche danneggiato i tubi che erano stati messo in

opera per iniettare acqua di mare all'unità 1 e all'unità 2. Il lavoro sul campo è stato sospeso in

quanto i lavoratori sono stati evacuati al centro di pronto intervento per atteggiamento

responsabile. Alcuni dei detriti erano anche fortemente contaminati, con conseguenti elevate

dosi e livelli di contaminazione in tutto il sito. Di conseguenza, ai lavoratori veniva richiesto

d'indossare indumenti protettivi aggiuntivi, i tempi di permanenza in campo sono stati limitati.

L'esplosione ha significativamente alterato la risposta all'evento ed ha contribuito a

complicazioni nella stabilizzazione delle unità.

3.5 Raffreddamento del nucleo

Dopo il maremoto l'unità 1 ha perso ogni alimentazione AC e DC, l'illuminazione di sala

controllo, la strumentazione di misura di bordo, e tutta l'acqua di raffreddamento e di

trattamento ad alta pressione per il reattore. Gli operatori erano stati ciclicamente utilizzati al

condensatore d'isolamento A come necessario per il controllo della pressione del reattore e

avevano appena rimosso il condensatore dal servizio quando l'inondazione è cominciata.

Perduta l'alimentazione in corrente continua, non sono rimasti in servizio né HPCI né i

condensatori d'isolamento. L'unità 1 non ha avuto in servizio né l'iniezione né il raffreddamento

del nucleo. Mentre il livello indicato dell'acqua del reattore non era diminuito sotto la parte

superiore del combustibile attivo fino alla mattina del 12 marzo, i calcoli sulla base di stime

prudenti hanno in seguito rivelato che il nucleo può essere stato scoperto già tre ore dopo il

terremoto, e i danni al combustibile potrebbero aver avuto inizio circa 1,5 ore dopo.

TEPCO stima che non è stata iniettata acqua nel reattore dell'unità 1 per 14 ore e 9 minuti dopo

che il condensatore d'isolamento è stato assicurato, circa un'ora dopo lo spegnimento del

reattore. Calcoli conservativi indicano che la maggior parte del nucleo potrebbe essere stata

danneggiata, e parte del combustibile potrebbe essere colato sul fondo del contenitore del

reattore, anche se questo non è stato confermato. Il raffreddamento del nucleo finalmente è

stato ristabilito quando la pressione del reattore s’è abbassata in misura sufficiente e un camion

dei pompieri è stato utilizzato per iniettare acqua dolce, seguita da acqua di mare.

Le unità 2 e 3 sono rimaste relativamente stabili, con il sistema isolato di raffreddamento del

nucleo(RCIC) in funzione dopo il maremoto. Tuttavia, l'iniezione è stata infine persa anche su

queste unità, con conseguenti danni al nucleo.

TEPCO stima che non è stata iniettata acqua nel reattore dell'unità 2 per 6 ore e 29 minuti, dopo

la perdita del sistema isolato di raffreddamento del nucleo(RCIC), a circa 70 ore dall'arresto

(SCRAM). Il nucleo s'è cominciato a scoprire circa alle 16:30 del 14 marzo, tre giorni dopo il

maremoto. Il raffreddamento inadeguato del nucleo ha provocato successivi danni al

combustibile. Calcoli conservativi indicano che parte del combustibile potrebbe essere colata

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sul fondo del contenitore del reattore, anche se questo non è stato confermato. Il

raffreddamento del nucleo è stato finalmente ristabilito quando un'autopompa antincendio è

stata utilizzata per iniettare acqua di mare.

Sull'unità 3, a seguito della perdita d'iniezione del liquido di raffreddamento ad alta pressione

alle 02:42 del 13 marzo, circa 36 ore dopo l'arresto, TEPCO stima che non sia stata iniettata

acqua nel reattore per 6 ore e 43 minuti. Il nucleo s'è cominciato a scoprire circa alle 04:00 del

secondo giorno dopo il maremoto. Il raffreddamento inadeguato del nucleo ha provocato

successivi danni al combustibile. Calcoli conservativi indicano che parte del nucleo potrebbe

essere colata sul fondo del contenitore del reattore, anche se questo non è stato confermato. Il

raffreddamento del nucleo è stato finalmente ristabilito quando un'autopompa antincendio è

stata utilizzata per iniettare acqua di mare.

Date le condizioni dell'impianto, si presume che si sia verificata l'ebollizione nelle prese di

riferimento degli strumenti di misura livello acqua reattore, con conseguente indicazioni non

conservative della misura. Dopo l'evento, TEPCO ha confermato che le condizioni sfavorevoli

nel Drywell possono aver portato all’ebollizione nelle prese di misura, provocando indicazioni

dei livelli di acqua superiori ai quelli effettivi per tutti e tre le unità.

In ciascuna delle tre unità, s’ipotizza che ci sia danno esteso con fusione limitata e localizzata

del combustibile e dei componenti interni e danni limitati al contenitore del reattore. La

mancanza di raffreddamento del nucleo per compensare il calore di decadimento ha portato a

temperature eccessive del combustibile e all'ossidazione del rivestimento di zirconio.

L'ossidazione dello zirconio in un ambiente di vapore crea un rilevante sviluppo di altro calore

dalla reazione esotermica e grandi quantità d'idrogeno. Questo idrogeno ha contribuito agli

aumenti della pressione del contenitore primario e alle esplosioni d'idrogeno successive sulle

unità 1, 3 e 4.

3.6 Controllo della pressione del contenitore primario

Nel corso di un incidente grave, la pressione del contenitore primario deve essere controllata

per evitare danni al contenitore primario, per contribuire a rimuovere l'energia e consentire

l'iniezione a bassa pressione di acqua nel reattore. Senza sistemi di rimozione del calore (senza

alimentazione AC e con la mancanza del dissipatore di calore finale), la pressione del

contenitore primario e la temperatura aumentano perché l'energia dal reattore viene trasferita al

contenitore primario tramite le valvole di sicurezza o i sistemi di raffreddamento come l'RCIC

e l'HPCI.

Le procedure TEPCO per incidente grave contengono una guida per lo sfiato del contenitore

primario. La guida prescrive di sfiatare quando la pressione del contenitore primario raggiunge

la massima di esercizio, se non s’è verificato danno al nucleo. Se invece è verificato il danno

principale, sfiatare il contenitore primario si tradurrà in un rilascio radioattivo, per cui il

contenitore primario non è sfiatato fino a quando la pressione si avvicina al doppio della

massima di esercizio. In questo caso, il personale dell'Emergency Response Center non ha

potuto verificare l'integrità del nucleo, e la relativa regola è stata applicata nella decisione di

sfiato all'unità 1.

Le procedure d'incidente grave precisano che il capo del Centro di Risposta alle Emergenze

(soprintendente del sito) determina se deve essere eseguito lo sfiato del contenitore primario. Il

sovrintendente del sito nel prendere questa decisione, può sollecitare suggerimenti e pareri dal

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gestore della centrale. Anche se il permesso del governo non è specificamente richiesto prima

di sfiatare il contenitore, il concorso del governo è auspicato.

Nel caso dell'unità 1, il sovrintendente del sito ha informato il governo della sua intenzione di

sfiatare il contenitore. Quindi, ha ricevuto l'assenso dalle agenzie governative allo sfiato del

contenitore a seguito di una conferenza stampa, che era prevista per le 03:00 del 12 marzo. Le

relative evacuazioni erano state confermate complete, alle 09:03, e agli operatori sono state

date indicazioni per sfiatare il contenitore alle 09:04.

Un esame delle procedure applicabili ha rivelato che le linee guida di gestione degli incidenti

non richiedono specificamente di completare le evacuazioni prima dello sfiato. Le procedure,

tuttavia, richiedono al responsabile di centrale di essere informato circa lo stato delle

evacuazioni e di coordinare lo sfiato del contenitore con le autorità locali. La formulazione di

tale procedura è stata generalmente interpretata come invito agli operatori a verificare

l'avvenuta evacuazione prima di attuare lo sfiato.

La prima indicazione della crescente pressione del contenitore primario non era disponibile fino

a 23:50, la sera dell'evento, quando i lavoratori collegarono il generatore temporaneo, già

utilizzato per fornire un po' d'illuminazione alla sala controllo, allo strumento di misura della

pressione del contenitore primario. L'indicazione era 87 psi (600 kPa). A questo punto,

l'accesso all'edificio reattore era già stato limitato a causa dei tassi alti di dosaggio. La

mancanza di una pronta misura della pressione del contenitore primario può aver impedito agli

operatori di riconoscere l'andamento crescente della pressione e d'intervenire prima.

Il contenitore primario dell'unità 1 non è stato sfiatato con successo fino a circa le 14:30 del 12

marzo. Nuove difficoltà sono derivate dalle alte dosi e dalla mancanza delle procedure di

emergenza per il funzionamento del sistema di sfiato, in mancanza di energia elettrica, così

come la mancanza di attrezzature predisposte ad hoc, come ad esempio un moto-compressore

d'aria.

La decisione di completare l'evacuazione prima dello sfiato del contenitore primario, e

successive difficoltà incontrate per i dispositivi di protezione radiologica quando gli operatori

hanno tentato di stabilire un percorso di sfiato, hanno ritardato l'iniezione d'acqua nel reattore

dell'unità 1. Alle 02.30 circa del 12 marzo, quando l'unità 1 è stata depressurizzata, la pressione

nel reattore e nel contenitore era equalizzata a circa 12:2 psia (0,84 MPa assoluti). Questa

pressione era superiore alla pressione di mandata delle pompe antincendio della centrale e

dell'autopompa antincendio. Una volta che la pressione era pareggiata, non erano possibili

ulteriori riduzioni della pressione del reattore fino a quando la pressione del contenitore

primario non venne abbassata. Di conseguenza, poca o nessuna iniezione è stato fatta fino a che

il contenitore primario non è stato sfiatato con successo, ossia alle 14:30 circa del 12 marzo.

L'alta pressione del contenitore ha contribuito ad allungare il tempo in cui il nucleo della unità

1 non ha ricevuto adeguato raffreddamento. Nelle unità 1, 2 e 3, la durata estesa di alta

temperatura e pressione all'interno del contenitore primario potrebbe aver danneggiato le

guarnizioni della testata del Drywell, contribuendo alla perdita d'idrogeno e alle esplosioni

successive. Le perdite del contenitore primario hanno contribuito anche al rilascio di radiazioni

a livello del suolo dalle unità 1, 2 e 3.

Vedere le figure 7.4-4 e 7.4-5 per i disegni semplificati dei sistemi di sfiato del contenitore

primario.

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3.7 Vasche del combustibile esausto e barili di stoccaggio a secco

Fukushima Daiichi aveva combustibile esausto dentro apposite vasche su ciascuna unità, in una

vasca comune, e sul sito dei barili di stoccaggio a secco. Il flusso di raffreddamento della vasca

del combustibile esausto è stato perso per tutte le vasche in seguito alla perdita

dell'alimentazione esterna e non è stato immediatamente ripristinato quando sono stati avviati i

generatori diesel di emergenza. Rapporti non confermati riferiscono che durante il terremoto lo

sbattimento dell'acqua nelle vasche del combustibile esausto ha portato ad una perdita di un pò

d'acqua. L'esplosione nell'edificio reattore dell'unità 4 ha causato danni strutturali alla relativa

vasca del combustibile esausto, ma non è chiaro se è stata compromessa l'integrità del

rivestimento impermeabile.

La successiva analisi e le ispezioni effettuate dal Il personale TEPCO hanno appurato che il

livello dell'acqua delle vasche combustibile esausto non è sceso sotto la parte superiore del

combustibile e che non era avvenuto alcun danno significativo al combustibile. I risultati

dell'inchiesta in corso hanno indicato che qualche possibile danno al combustibile è stato

probabilmente causato dai detriti per le esplosioni dell'edificio reattore.

L'edificio di stoccaggio a barile a secco è stato danneggiato dal maremoto, e alcuni dei barili

sono stati bagnati. Un controllo ha confermato che i barili non sono stati danneggiati

dall'evento.

3.8 Fonti alternative d’iniezione

La centrale di Fukushima Daiichi aveva tre autopompe antincendio disponibili, che erano state

aggiunte per migliorare le funzioni di lotta contro gli incendi a seguito del terremoto di Niigata-

Chuetsu-oki 2007 che aveva colpito la centrale nucleare Kashiwazaki-Kariwa. Queste

autopompe antincendio avrebbero potuto anche essere usate come fonte alternativa a bassa

pressione per l'iniezione d'acqua nei reattori, ma una è stata danneggiata dal maremoto e una

seconda non ha potuto raggiungere l'unità 1-4 a causa dei danni del terremoto alla strada.Una

sola autopompa antincendio è stata immediatamente disponibile per sostenere la risposta

all'emergenza sulle unità 1-4. L'accesso all'unità 1 di quest'autopompa antincendio è stato

bloccato da un serbatoio di olio combustibile che era stato spostato in strada dal maremoto e

dalla incapacità dei lavoratori di aprire un cancello di sicurezza sulla strada disalimentato. I

lavoratori hanno sfondato il cancello tra le unità 2 e 3, permettendo al camion di accedere

all'unità 1.

Anche se le modifiche erano state fatte in precedenza per consentire alle autopompe d'iniettare

acqua nel sistema a spruzzo del nucleo, attivare l'iniezione era ancora difficile. L'autopompa

antincendio non ha sufficiente pressione di mandata per superare la differenza di quota e la

pressione del reattore. Per compensare questo, il camion ha caricato l'acqua dal serbatoio

antincendio, poi è stato spostato all'edificio reattore dell'unità 1 per iniettare l'acqua nel sistema

antincendio. Questa operazione è stata rallentata da detriti e perché il percorso passava sotto un

edificio che era parzialmente crollato.

Dopo alcuni tentativi ed errori, i lavoratori hanno iniziato l'iniezione continua, con un tubo di

aspirazione da un serbatoio antincendio al camion, poi scaricando tramite le tubazioni del

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sistema antincendio nel reattore attraverso una modifica predisposta al sistema d'iniezione a

bassa pressione del liquido di raffreddamento. Il serbatoio antincendio, però, aveva solo un

tubo di collegamento. Pertanto, l'iniezione nel reattore doveva essere fermata per scambiare

l'autopompa antincendio scarica con un'altra piena. Infine s’è passati ad iniettare acqua di mare

prelevata prima da una fossa allagata e poi direttamente dal mare, nel porto.

3.9 Condizioni di lavoro

Nei giorni dopo il terremoto e il maremoto, un gruppo di dipendenti TEPCO, membri della

difesa giapponese, e altri volontari hanno lavorato per stabilizzare i reattori danneggiati. Questo

gruppo ha lavorato in condizioni veramente avverse per portare a termine i compiti assegnati.

I lavoratori hanno affrontato molteplici difficoltà e pericoli. Il maremoto ha causato danni

considerevoli. Vaste aree del sito sono state allagate o disseminate di detriti. La forza del

maremoto arrivato a terra aveva sollevato i chiusini, lasciando trabocchetti non segnalati. Senza

energia disponibile, gran parte del lavoro è stato eseguito nella più completa oscurità. Corridoi

o stanze in alcune aree della centrale erano buie e allagate. Dosi elevate hanno messo a dura

prova la capacità dei lavoratori di svolgere i loro compiti nella'impianto e in campo. Per alcuni

lavori a dose più alta, come il tentativo di aprire la valvola di sfiato della camera di

soppressione all'unità 1, gli operatori si sono offerti volontari per svolgere il compito a

prescindere dal potenziale rischio.

Gli operatori hanno lavorato per ripristinare o mantenere il raffreddamento ai reattori, a volte

con metodi non convenzionali o unici. Alcuni dei compiti che si sono compiuti non erano basati

su linee guida della procedura esistente o sulla formazione loro impartita. I lavoratori si sono

trovati in condizioni oltre la progettazione base della centrale e hanno dovuto contare sulle loro

conoscenze fondamentali e sulla loro creatività per recuperare le misure e far funzionare i

sistemi. Anche se questi sforzi non sempre hanno avuto successo al primo tentativo, i lavoratori

hanno continuato tenacemente fino a quando sono stati raggiunti i risultati desiderati.

Scosse di assestamento in corso e avvisi di maremoto hanno ulteriormente stressato i lavoratori.

Come succede a seguito di un forte terremoto, centinaia di scosse di assestamento si sono

verificate nei giorni successivi all'evento iniziale. Due delle scosse di assestamento l'11 marzo

erano maggiori di magnitudo 7.0.

Dopo l'esplosione all'unità 1, le condizioni radiologiche continuarono a degradare, e i lavoratori

sono stati sottoposti a dosi elevate e in continua evoluzione e a livelli di contaminazione. Sotto

la minaccia di altre esplosioni, hanno continuato i loro sforzi per stabilizzare i reattori.

A causa dei danni del maremoto e del terremoto per le comunità circostanti, poco aiuto esterno

è stato inizialmente disponibile. Alcuni lavoratori hanno perso la casa e la famiglia per il

terremoto e il maremoto, ma hanno continuato a lavorare. Molti lavoratori dormivano alla

centrale di solito sul pavimento. A causa della scarsità di cibo, i lavoratori erano comunemente

forniti solo con un biscotto per la colazione e una ciotola di spaghetti per la cena. Alcuni di

questi lavoratori sono sul posto oggi, ancora al lavoro, per mantenere i reattori freddi e

prevenire la diffusione della contaminazione.

Due operatori sono stati uccisi, rimasti intrappolati durante l'esecuzione d'ispezioni nell'edificio

turbina dell'unità 4, quando il maremoto ha inondato il sito e allagato l'edificio. l'edificio.

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4.0 Narrativa eventi sulle singole unità

4.1 Unità 1 narrativa

L'11 marzo alle 14:46 (T=0), il terremoto ha causato la perdita dell'alimentazione esterna e

l'arresto (SCRAM) automatico del reattore. Tutte le barre di controllo furono inserite, e diverse

azioni si sono verificate, tra cui la perdita dell'acqua d'alimentazione e del condensato e la

chiusura della valvola d'isolamento vapore principale, come previsto per la perdita

dell'alimentazione esterna AC. I generatori diesel di emergenza si sono avviati e collegati in

risposta alla perdita d'alimentazione esterna e hanno alimentato i sistemi di sicurezza. Sebbene

il livello dell'acqua del reattore all'inizio sia crollato, a causa del collasso delle bolle di vapore,

il livello dell'acqua reattore era all'interno della banda normale e gli operatori non avevano

bisogno di avviare l'iniezione ad alta pressione del liquido di raffreddamento (HPCI).

Sei minuti dopo l'arresto (SCRAM) (14:52), i condensatori d'isolamento (IC) si sono avviati

automaticamente per l'aumento della pressione nel recipiente del reattore (RPV), provocando

una diminuzione della pressione del reattore, quando l'acqua di refrigerazione è stata distribuita

dalle IC nel nucleo del reattore.

Alle 15:03 (T+17 minuti), gli operatori hanno riconosciuto che l'unità 1 aveva un tasso di

raffreddamento superiore al limite e hanno fermato manualmente i condensatori isolamento

chiudendo le valvole motorizzate (MO-3A e B), vedi Figura 7.4-1. Queste azioni sono state

coerenti con la limitazione di procedura di non superare un tasso di raffreddamento di 100 °F/hr

(55 °C/hr).Gli operatori hanno stabilito che un IC solo bastava per controllare la pressione del

reattore tra 870 e 1.015 psig (da 6 a 7 MPa). Gli operatori ciclicamente hanno adoperato il

sistema IC "A" con l'azionamento in apertura e chiusura, della valvola motorizzata (MO-3A)

per controllare la pressione del reattore. I grafici dei registratori indicano che gli operatori

hanno avviato e fermato manualmente il sistema IC tre volte tra il 15:10 e il 15:34 facendo

variare ciclicamente la pressione RPV e che l'IC A è stato rimosso dal servizio alle 15:34 circa,

pochi minuti prima della perdita di tutte le alimentazioni elettriche, AC e DC.

Alle 15:27 (T + 41 minuti), il maremoto è arrivato alla centrale. Il successivo maremoto ha

invaso e danneggiato la struttura di aspirazione, e dalle 15:37 (T + 51 minuti), il maremoto ha

iniziato a inondare il piano seminterrato dell'edificio turbina. L'inondazione ha bagnato o

sommerso i generatori diesel di emergenza e i sistemi di distribuzione AC e DC, con

conseguente perdita graduale di tutte le relative alimentazioni elettriche. Tra le 15:37 e le

15:50, la perdita dell'alimentazione ha causato la mancanza dell'illuminazione normale in sala

controllo, delle indicazioni e dei telecomandi. Le indicazioni per i sistemi HPCI e IC sbiadirono

e si sono perdute. TEPCO ha presentato e notificato al governo e agli enti associati, una

dichiarazione di emergenza per la perdita di tutte le alimentazioni AC.

Il condensatore d'isolamento era l'unico sistema disponibile per raffreddare il reattore, e senza

alimentazione DC, questo sistema doveva essere gestito a livello locale. Il sistema IC

richiedeva anche che una fonte di acqua di reintegro al condensatore continuasse a funzionare

per oltre 8 ore. Senza energia elettrica, questa acqua d'integrazione doveva essere fornita con

una moto-pompa antincendio. Tuttavia, gli operatori non hanno posto subito l'IC in servizio. Di

conseguenza, l'unità 1 non ha più avuto in servizio né il raffreddamento del nucleo né

l'iniezione d’acqua.

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Alle 16:36, un'altra emergenza è stata dichiarata per l'impossibilità di determinare il livello

dell'acqua del reattore e lo stato d'iniezione del nucleo. Batterie e cavi sono stati forniti alla sala

controllo, nel tentativo di ripristinare la strumentazione del pannello di controllo, specie per

l'indicazione del livello acqua reattore. Senza raffreddamento del nucleo e con ingenti danni al

sito, i lavoratori cominciarono a studiare i metodi di sfiato del contenitore primario, senza

alimentazione elettrica, e a rivedere i metodi per iniettare acqua nel reattore, utilizzando

l’impianto antincendio o autopompe antincendio. La moto-pompa antincendio è stata avviata e

lasciata in attesa, pronta a fornire iniezione nel reattore appena necessario. Nella più completa

oscurità, gli operatori hanno cominciato a predisporre, nell'edificio reattore, le valvole

d'iniezione alternativa d'acqua dal sistema antincendio al sistema di spruzzo nucleo, aprendole

manualmente. L'iniezione non sarebbe potuta iniziare, tuttavia, fino a che l'RPV non fosse stato

depressurizzato sotto i 100 psig (0,69 MPa).

Gli strumenti e le indicazioni periodicamente sembravano diventare disponibili, ma presto

hanno perso l'alimentazione e non riuscirono più a funzionare. In un'occasione, le indicazioni

per la posizione delle valvole IC MO-2A e MO-3A hanno iniziato a funzionare. L'operatore ha

notato che le valvole erano indicate chiuse. Alle 18:18, l'operatore ha aperto entrambe le

valvole usando i loro telecomandi di sala controllo, nel tentativo di mettere il condensatore

d'isolamento in servizio. Mentre un po' di vapore è sembrato inizialmente provenire dal

condensatore, poi è svanito. Alle 18:25, l'operatore ha chiuso la valvola MO-3A per fermare il

sistema. La ragione di questa azione non è stata determinata. Come risultato, non è rimasto

attivo alcun metodo di raffreddamento per rimuovere il calore di decadimento dal reattore.

Poiché la sala controllo non aveva disponibilità di misure, gli operatori hanno controllato la

pressione del reattore a livello locale, nell'edificio reattore. Alle 20:07, la pressione del reattore

indicava 1.000 psig (6,9 MPa relativi). Il livello d'acqua del reattore era ancora sconosciuto.

Alle 20:49 (T+6,1 ore), alcuni lavoratori ripristinarono l'illuminazione temporanea della sala

controllo delle unità 1-2 installando un piccolo generatore portatile.

Alle 20:50 (T + 6,1 ore), la prefettura di Fukushima ha cominciato a ordinare ai residenti che

vivevano entro 1,2 miglia (2 km) della centrale di evacuare.

L'indicazione del livello d'acqua è stata ripristinata nella sala controllo alle 21:19 (T + 6,5 ore).

La misura del livello dell'acqua del reattore era di circa 8 pollici (200 mm) sopra la parte

superiore di combustibile attivo (TAF).

Alle 21:23 (T + 6,6 ore), il Primo Ministro ha ampliato la zona di evacuazione a 1,9 miglia (3

km), ordinando ai residenti che vivevano entro un raggio di 6,2 miglia (10 km) di mettersi al

riparo.

Gli operatori hanno posto di nuovo l'IC "A" in servizio a alle 21:30 circa (T + 6,7 ore), quando

ancora una volta le indicazioni hanno cominciato a funzionare. Da questo momento nessun

raffreddamento né iniezione sono stati più forniti al reattore per quasi 6 ore, e diveniva più

probabile il danno del nucleo. Mentre è stato osservato vapore proveniente dallo sfiato del

condensatore, non è chiaro se il sistema di raffreddamento IC sia entrato in servizio come

previsto. Ispezioni effettuate nel settembre 2011 hanno rivelato che le valvole IC "A" erano

aperte, ma il livello dell'acqua nel circuito secondario era rimasto al 65 per cento, indicando che

il sistema potrebbe non aver funzionato come previsto.

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Le dosi nell'edificio reattore sono aumentate a un livello tale che, dalle 21:51 (T + 7,1 ore),

l'accesso all'edificio è stato ristretto. Dalle 23:00 (T + 8,2 ore), i dosaggi più alti, di 120

mrem/ora (1,2 mSv/h) sono stati rilevati vicino alla porta blocco aria nord del personale

nell'edificio reattore. La dose nella sala controllo è aumentata.

Appena dopo la mezzanotte, il 12 marzo (T + 9,3 ore), il sovrintendente del sito ha ordinato

agli operatori di prepararsi a sfiatare il contenitore primario. Nella sala controllo, gli operatori

hanno raccolto i disegni delle tubazioni e della strumentazione, le procedure di gestione degli

incidenti, disegni valvola, e una scheda bianca. Perché non c'era alcuna procedura per azionare

le valvole di sfiato senza alimentazione elettrica, gli operatori iniziarono a sviluppare un piano

per lo sfiato, compreso come far funzionare le valvole manualmente. Hanno stabilito che sia la

valvola motorizzata di sfiato del contenitore primario (MO-210) che la piccola valvola

pneumatica di sfiato (AO-90) della camera di soppressione potevano essere azionate

manualmente (vedi Figura 7.4-4). Alle 23:50 (T + 9,1 ore), la pressione del contenitore

primario indicava 87 psia (0,6 MPa assoluti), e superava la pressione di progetto del contenitore

primario di 62,1 psig (0,428 MPa relativi).

Alle 01:30 (T + 10,7 ore), i funzionari TEPCO hanno informato il Primo Ministro, il Ministro

dell'Economia, del Commercio e dell'Industria, e l'Agenzia di Sicurezza Nucleare e Industriale

dei piani di sfiato del contenitore primario. Tutti furono d'accordo per la sfiato del contenitore

primario delle unità 1 e 2. Il governo ha programmato per le 03:00 una conferenza stampa per

annunciare lo sfiato. L'Emergency Response Center aziendale TEPCO ha incaricato la centrale

di sfiatare il contenitore primario dopo la conferenza stampa. Gli operatori hanno continuato i

preparativi.

Alle 01:48 (T più 11 ore), la moto-pompa antincendio predisposta, che era rimasta in moto in

attesa d'iniettare acqua nel reattore, ha smesso di funzionare. Per riavviare la pompa

antincendio, i lavoratori hanno portato gasolio alla pompa e riempito il serbatoio del

combustibile, ma i tentativi di avviare il motore hanno esaurito le batterie. I lavoratori poi

hanno recuperato e collegato batterie di ricambio recuperate da un ufficio, ma il motore ancora

non partiva.

Parallelamente erano in corso, le attività per utilizzare una autopompa antincendio

dell'impianto come fonte d'iniezione per il reattore. Il danno da terremoto e maremoto rese

difficile questo compito. Il terremoto e il maremoto avevano danneggiato anche gli idranti e

hanno causato perdite nel sistema antincendio. Mentre i lavoratori sono stati in grado di

chiudere le valvole e isolare le perdite, i danni hanno reso impossibile utilizzare l'acqua filtrata

come sorgente. I serbatoi antincendio sono rimasti disponibili per l'uso come fonte di acqua.

La centrale aveva tre autopompe, ma solo una era disponibile a sostenere l'iniezione di acqua

nel reattore dell'unità 1. Un'autopompa antincendio è stata danneggiata dal maremoto e non era

funzionante. La seconda era parcheggiata accanto alle unità 5 e 6, ma non poteva essere guidata

all'unità 1 a causa dei danni del terremoto alla strada e ai detriti dal maremoto. L'autopompa

antincendio rimanente, che si trovava nei pressi delle unità 3 e 4, era funzionale. I lavoratori

dovevano rimuovere gli ostacoli e i detriti per spostare l'autopompa antincendio all'unità 1.

Un serbatoio di olio combustibile pesante, che era stato spostato dal maremoto, ha reso una

strada d'accesso impraticabile. Un cancello di sicurezza che aveva perso l'alimentazione e non

INPO 11-005

17

si apriva bloccava un'altra strada d'accesso all'unità 1. I lavoratori, rotto un lucchetto sul

cancello tra le unità 2 e 3, hanno consentito all'autopompa antincendio di arrivare all'unità 1.

Sono state riviste le alternative per l'iniezione di acqua attraverso le linee antincendio, e sono

stati anche considerati ulteriori autopompe antincendio e il trasporto dell'acqua tramite la difesa

giapponese.

Dalle 02:30 (T + 11,7 ore), l'indicazione della pressione del contenitore primario era aumentata

a 122 psia (0.84MPa assoluti), circa il doppio della pressione di progetto. La Pressione del

reattore indicata è diminuita a 116 psig (0,8 MPa relativi), e il livello d'acqua del reattore

indicato dalla più bassa indicazione in 19,7 pollici (500 mm) al di sopra della parte superiore

del combustibile (TAF). A questa pressione, il contenitore primario aveva pareggiato la

pressione del reattore ed era ancora superiore alla pressione di mandata della moto-pompa

antincendio pronta per iniettare acqua nel reattore. Non c'era flusso di vapore dal reattore per

raffreddare il combustibile (tramite la turbopompa), e non vi era alcuna fonte d'iniezione nel

reattore.

TEPCO non era sicura di come avesse perso pressione il reattore dell'unità 1. Poiché la

pressione del reattore era equalizzata a quella del contenitore primario, si ipotizzava che il

reattore si fosse depressurizzato a causa o di una valvola di sicurezza bloccata aperta o di una

rottura nel sistema di raffreddamento del reattore o dello stesso recipiente in pressione del

reattore. Il condensatore d'isolamento potrebbe aver contribuito alla riduzione della pressione;

tuttavia, se il condensatore d'isolamento aveva causato la depressurizzazione, la pressione del

reattore probabilmente avrebbe continuato a diminuire fino a quando il lato-guscio non fosse

rimasto a secco. Allora il sistema di raffreddamento del reattore si sarebbe pressurizzato di

nuovo e non avrebbe pareggiato la pressione del contenitore primario.

Alle 03:00 circa, s’è tenuta una conferenza stampa per annunciare lo sfiato del contenitore

primario. Alla centrale, però, ai lavoratori non era stato ordinato di svolgere l'operazione, e

l'indicazione della pressione del contenitore primario è rimasta ben al di sopra deila pressione

di progetto: di 62,1 psig (0,428 MPa relativi). Permettere al contenitore primario di essere

sottoposto a pressioni superiori alla pressione di progetto, può aver causato falle del contenitore

stesso e degrado o perdite delle guarnizioni, ma questo non è stato verificato. La pressione

indicata del contenitore primario ha cominciato a diminuire senza sfiato, in modo imprevisto, e

s’è stabilizzata intorno a 113 psia (0,78 MPa assoluti).

Con il passare della mattina, le condizioni degli impianti continuarono a degradare. In

preparazione per lo sfiato del contenitore primario, i lavoratori hanno tentato di entrare

nell'edificio reattore per svolgere controlli. Quando la porta di blocco aria dell'edificio reattore

è stato aperta, gli operai videro del vapore e la richiusero. Nessun controllo e stato possibile.

Le prime indicazioni di un rilascio fuori sito di sono state rilevate alle 04:50 (T + 14,1 ore),

quando una dose di 0,1 mrem/ora (1 μSv/hr) è stata misurata al confine del sito. L'origine di

questa fuga di radiazioni non è stata confermata, ma i tempi si correlano con una inspiegabile,

lenta riduzione, senza sfiato, della pressione del contenitore primario . Dalle 05:00 (T + 14,2

ore), ai lavoratori è stato ordinato d'indossare maschere intere con filtri a carbone, e tuta, sia

nella sala controllo che sul campo. L'aumento dei tassi di dose nella sala controllo dell'unità 1

ha causato agli operatori di spostarsi periodicamente al lato della stanza dell'unità 2 in cui la

dosi erano più basse. Alle 05:14 (T + 14,5 ore), i lavoratori hanno notato un aumento dei tassi

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di dose di radiazioni nella centrale in concomitanza con la diminuzione della pressione del

contenitore primario. I lavoratori credevano che questo potesse avere indicato una perdita del

contenitore primario. Questo è stato segnalato al governo. Nel corso dei successivi 30 minuti, i

livelli di radiazione al confine sito aumentati. Alle 05:44 (T + 15 ore), il Primo Ministro ha

ampliato la zona di evacuazione a 6,2 miglia (10 km).

Quando la pressione del reattore e la pressione del contenitore primario lentamente sono

diminuite, un'autopompa antincendio ha iniziato l'iniezione di acqua dolce da un serbatoio di

stoccaggio antincendio attraverso il sistema a spruzzo dell'acqua sul nucleo del reattore. Anche

se la pressione del reattore non è stata registrata, la pressione del contenitore primario era di

circa 107 psia (0,74 MPa assoluti). La pressione di mandata della pompa antincendio era solo

leggermente superiore alla pressione del reattore, sicché il flusso d'iniezione è stato basso.

Complicazioni nel mantenere la linea d'iniezione hanno ulteriormente ridotto i tassi d'iniezione.

Inizialmente, l'autopompa antincendio era riempita con acqua al serbatoio antincendio, poi è

stata spostata vicino all'edificio reattore e è stata iniettata acqua attraverso una linea antincendio

collegata a una linea di spruzzo del nucleo. Questo perché il serbatoio era a bassa quota, e gli

operai erano preoccupati che la pressione di mandata dell'autopompa antincendio si rivelasse

insufficiente per superare la pressione del reattore e iniettare acqua sul nucleo. Ulteriori

complicazioni, come la guida dell'autopompa antincendio sotto gli edifici danneggiati che si

trovano tra il serbatoio e l'unità, hanno esacerbato questi ritardi. Durante queste prime ore, il

tasso calcolato d'iniezione dell'autopompa antincendio era basso, in media meno di 10 gpm (38

litri al minuto).

Dopo alcuni tentativi ed errori, i lavoratori hanno stabilito l'iniezione acqua continua,

dall'autopompa antincendio. Un tubo è stato steso dalla aspirazione dell'autopompa antincendio

al serbatoio acqua antincendio, consentendo all'autopompa antincendio di scaricare l'acqua

direttamente nella linea del sistema antincendio e nel reattore.

Un'autopompa antincendio supplementare è arrivata sul posto ed è stata ripetutamente utilizzata

per il trasporto di acqua dolce dal serbatoio antincendio presso l'unità 3 al serbatoio antincendio

presso l'unità 1. Il serbatoio antincendio dell'unità 1 aveva un solo collegamento con tubo

flessibile, sicché per riempire il serbatoio, l'autopompa antincendio che stava iniettando acqua

nel reattore doveva essere staccata dal serbatoio. Come risultato, l'iniezione d'acqua nel reattore

è stata fermata ogni volta che la seconda autopompa antincendio doveva essere rifornita dal

serbatoio antincendio dell'unità 1.

Alle 06:50 (T + 16,1 ore), il Ministro dell'Economia, del Commercio e dell'Industria ha

ordinato a TEPCO di sfiatare il contenitore primario dell'unità 1. Il personale TEPCO, tuttavia,

aveva appena saputo che alcuni residenti all'interno della zona di evacuazione non erano sicuri

dell'ordine di evacuare, sicché non avevano lasciato ancora la zona. Il primo ministro è arrivato

alla centrale alle 07:11. Dopo qualche discussione, la TEPCO ha confermato i propri piani per

lo sfiato del contenitore primario alle ore 09:00, dopo che le evacuazioni erano state

completate, e alle 08:04, il primo ministro ha lasciato la centrale. A questo punto, la lettura più

bassa indicava che il livello dell'acqua del reattore era sceso sotto la parte attiva superiore del

combustibile.

TEPCO ha informato i governi locali che lo sfiato sarebbe partito dalle 09:00 circa. Lo sfiato è

stato coordinato con i governi locali, nel tentativo di assicurare che le evacuazioni fossero state

prima completate. Le procedure di centrale di sfiato per il contenitore primario non indicavano

INPO 11-005

19

espressamente che le evacuazioni dovessero essere state completate prima dello sfiato. Le

procedure affermano che lo sfiato del contenitore primario deve essere coordinato con i governi

locali e che la centrale dovrebbe essere informata sullo stato delle evacuazioni. Queste

disposizioni erano state interpretate come orientamenti a verificare che le evacuazioni fossero

state completate prima dello sfiato.

Gli operatori di sala controllo hanno formato tre squadre per eseguire la sfiato, con due

operatori per ogni squadra (uno a eseguire azioni e l'altro per aiutare tenendo torce elettriche e

monitoraggio dei ratei di dose e di altri problemi di sicurezza, come scosse di assestamento in

corso). Poiché non c'erano mezzi per comunicare con le squadre sul campo, sono stati spediti

uno alla volta, lasciando la successiva squadra solo dopo che la squadra precedente era

rientrata.

Durante la preparazione per la sfiato manuale del contenitore primario, una valutazione

radiologica delle condizioni di lavoro nella sala toro è stata fornita al centro di risposta alle

emergenze. Sulla base dei livelli di radiazione di 30 rem/h (300 mSv/h), i lavoratori sono stati

limitati a 17 minuti tempo di permanenza per rimanere al di sotto del limite di esposizione alle

radiazioni di risposta di emergenza di 10 rem (100 mSv). I lavoratori erano tenuti ad indossare

un autorespiratore con 20 minuti di alimentazione di aria e furono forniti di compresse di

ioduro di potassio.

Alle 09:03 (T + 18,2 ore), le evacuazioni a sud dello stabilimento sono state confermate in fase

di completamento, e la prima squadra è stata spedita per aprire la valvola motorizzata di sfiato

del contenitore primario (MO-210) (vedi Figura 7.4-4). Il team ha aperto la valvola nella

quantità desiderata. Gli operatori hanno ricevuto circa 2,5 rem (25 mSv) ciascuno nello

svolgimento della mansione. La squadra tornò alla sala controllo, e dalle 09:30 la seconda

squadra è stata inviata per aprire la valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione

toroidale (AO-90). Per aprire questa valvola, il team avrebbe dovuto entrare nella sala toro da

un lato e attraversarla fino all'altro della stanza, per manovrarla. La squadra non ha avuto

successo, perché le dosi nella camera toroidale rapidamente hanno superato i limiti, e gli

operatori tornarono indietro. Uno degli operatori ha ricevuto 10,6 rem (106 mSv), superando il

suo limite di dose di emergenza che era di 10 rem (100 mSv).

Gli operatori di sala controllo hanno deciso di non inviare la terza squadra a causa delle dosi

ricevute. Hanno notificato l'Emergency Response Center (ERC) della incapacità di aprire la

valvola di sfiato pneumatica(AO-90). Di conseguenza, il personale TEPCO ha dovuto

escogitare un nuovo metodo per aprire le valvole pneumatiche. Il centro ERC ha iniziato a

lavorare sui metodi per aprire la valvola pneumatica di grande sfiato della camera di

soppressione (AO-72). Questo richiedeva un'alimentazione in CC e una fonte temporanea di

aria compressa. Il personale ERC ha incaricato la sala controllo di tentare di azionare in remoto

la valvola pneumatica piccola di sfiato della camera di soppressione, supponendo che vi

sarebbe stata sufficiente pressione dell'aria residua nel sistema per azionarla.

I lavoratori hanno continuato la loro sforzi per lo sfiato del contenitore primario, mentre altri

gruppi hanno lavorato per installare generatori mobili e per stendere manichette antincendio per

consentire l'iniezione di acqua di mare nel reattore. I lavoratori hanno continuato a iniettare

acqua fresca con un camion dei pompieri.

INPO 11-005

20

Alle 10:17 (T + 19,5 ore), i lavoratori avevano installato la batteria temporanea di

alimentazione DC alla piccola valvola pneumatica di sfiato camera di soppressione (AO-90).

Gli operatori hanno tentato di aprire la valvola dalla sala controllo, contando sulla pressione

dell'aria residua nel sistema di aria strumentazione. Gli operatori hanno fatto tre tentativi di

aprire la piccola valvola pneumatica (Alle 10:17, 10:23 e 10:24).

Alle 10:40 (T + 19,9 ore), livelli di radiazione sono aumentati al cancello principale e alla

postazione di monitoraggio. I lavoratori inizialmente credevano che i livelli di radiazione

indicassero che la piccola valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione (AO-90) si

era aperta. Tuttavia, dalle 11:15, il livelli di radiazione sono diminuiti e la pressione indicata

del contenitore primario è rimasta elevata, indicando che la sfiato non era stato pienamente

efficace. Anche se non è stato confermato, la tendenza dei livelli di radiazione indicava che la

piccola valvola pneumatica di sfiato potesse essere stata aperta ad intermittenza, e questo può

aver portato ad una depressurizzazione del sistema e ad alcune perdite di gas. Tuttavia, è

accertato che la valvola non rimase aperta abbastanza a lungo per consentire alla pressione di

far saltare il disco di rottura e di sfiatare il contenitore primario attraverso il camino di sfiato.

Il centro ERC è stato informato che un piccolo compressore d'aria era disponibile in un ufficio

di un subappaltatore. I lavoratori hanno recuperato i disegni, preso le immagini del punto di

connessione e pianificato come installare il compressore per permettere il funzionamento a

distanza della grande valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione (AO-72) dalla

sala controllo. Il compressore d'aria provvisorio è stato individuato e trasferito all’officina

attrezzature dell'edificio reattore. Alle 14:00 (T + 23,2 ore), il compressore è stato installato e

avviato. Alle 14:30, quasi 24 ore dopo l'inizio dell'evento il disco di rottura s'è aperto e lo sfiato

del contenitore primario è iniziato.

La pressione del contenitore primario ha cominciato a diminuire, e la portata d'iniezione di

acqua nel reattore è aumentata successivamente. Calcoli, sulla base del volume totale di acqua

iniettata nel reattore, dimostrano che la velocità d'iniezione è stata di circa il 50 gpm (189,3 litri

al minuto). Alle 14:53, il serbatoio antincendio dell'unità 1 era a corto di acqua, così il

sovrintendente del sito ha ordinato l'iniezione di acqua di mare nel reattore. I trasferimenti di

acqua da altre fonti sono continuati, mentre i lavoratori ponevano in opera tubi flessibili e

pronti a iniettare acqua di mare nel reattore.I lavori per installare un generatore temporaneo,

che avrebbe fornito energia elettrica alle pompe di controllo liquido in stand-by e alle barre di

controllo dell'unità 2, erano in fase di completamento. Quest'alimentazione poteva essere

collegata pure ai sistemi dell'unità 1, fornendo risorse per l'iniezione.

Allo stesso tempo, l'idrogeno generato dalla reazione chimica ad alta temperatura fra zirconio e

vapore, veniva rilasciato dal reattore nel contenitore primario. Alcuni di questi gas hanno

trovato la loro strada di fuga verso l'interno dell'edificio reattore, più probabilmente attraverso

crepe del vaso principale del contenitore primario a causa della pressione eccessiva. Altri

potenziali percorsi delle perdite includono: possibili danni allo sfiato o riflusso attraverso il

sistema di trattamento di unità dei gas in standby nell'edificio reattore, tuttavia il percorso

esatto della perdita non è stato determinato.Così i gas accumulati nell'edificio reattore hanno

sviluppato una concentrazione esplosiva d'idrogeno con conseguente esplosione il 12 marzo

alle 15:36. L'esplosione ha danneggiato fortemente l'edificio reattore e ha permesso ai materiali

radioattivi di disperdersi nell'ambiente, ma ha anche danneggiato cavi di alimentazione

temporanea, generatori, i autopompe, e le manichette antincendio che erano state messo in

opera per iniettare acqua di mare. I cinque operai che sono rimasti feriti dall'esplosione sono

INPO 11-005

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stati messi in salvo. I restanti responsabilmente evacuati al centro ERC. Inoltre, la diffusione

dai detriti dell'esplosione era altamente radioattiva, complicando ulteriormente la risposta

all'evento. L'esplosione ha danneggiato anche la porta della sala controllo, che era stata aperta

per consentire ai lavoratori d'installare i cavi di alimentazione temporanea. La porta aperta ha

permesso al materiale radioattivo di entrare nell'aria della sala controllo. Tutta l'iniezione nel

nucleo è stata persa.

Meno di un'ora dopo l'esplosione, il tasso di dose di radiazioni a un posto di monitoraggio di

centrale lungo il confine del sito, aveva raggiunto 101,5 mrem/ora (1015 μSv/h). Alle 18:25 il

Primo Ministro ha ampliato la zona di evacuazione a 12,4 miglia (20 km).

Gli operatori hanno predisposto un camion antincendio per iniettare acqua di mare nel reattore

attraverso il sistema di spruzzo nucleo e hanno iniziato a iniettare acqua di mare alle 19:04 del

12 marzo. Boro è stato quindi aggiunto alla presa d'acqua per evitare problemi di eventuali

criticità.

Questa situazione s’è protratta nei giorni successivi e il personale del sito ha tentato di

ripristinare l'alimentazione elettrica per l'unità. L'alimentazione esterna è stata ripristinata per

l'unità 1 il 20 marzo, nove giorni dopo l'evento.

4.2 Unità 2 narrativa

L'11 marzo alle 14:46 (T=0), il terremoto ha causato la perdita dell'alimentazione esterna e

l'arresto automatico (SCRAM) del reattore. Tutte le barre di controllo furono inserite, e diverse

azioni si sono verificate, tra cui la perdita dell'acqua d'alimentazione e del condensato e la

chiusura della valvola d'isolamento vapore principale, come previsto per la perdita

dell'alimentazione esterna AC. I generatori diesel di emergenza si sono avviati e collegati in

risposta alla perdita d'alimentazione esterna e hanno alimentato i sistemi di sicurezza. Il livello

dell'acqua del reattore inizialmente è sceso, come previsto, a causa della cessazione

dell'ebollizione e gli operatori hanno avviato il sistema isolato di raffreddamento del nucleo

(RCIC) per mantenere il livello dell'acqua del reattore dopo lo SCRAM. Un minuto più tardi,

l'RCIC si fermava automaticamente a causa dell'elevato livello d'acqua del reattore. Gli

operatori hanno aspettato circa 10 minuti perché il livello scendesse e poi hanno riavviato

l'RCIC. Sono stati avviati il raffreddamento e lo spruzzamento del toro per raffreddare la vasca

della camera di soppressione, per rimuovere il calore introdotto dallo scarico delle turbine

dell'RCIC.

Alle 15:27 (T + 41 minuti), il primo di una serie di sette maremoti, generati dal terremoto, è

arrivato alla centrale. Un minuto più tardi, l'RCIC era ancora fermo a causa dell'elevato livello

d'acqua del reattore. Gli operatori hanno atteso che il livello dell'acqua del reattore si

abbassasse, quindi hanno riavviato l'RCIC.

Il successivo maremoto ha invaso e danneggiato le opere di presa, e dalle 15:41 (T + 55

minuti), il maremoto ha cominciato a causare allagamenti nel seminterrato dell'edificio turbina.

L'alluvione ha sommerso o bagnato il gruppo elettrogeno diesel di emergenza A e i sistemi di

distribuzione AC e DC dell'unità 2, con conseguente perdita graduale di tutte le alimentazioni

in alternata e in continua. Il generatore diesel di emergenza 2B (EDG 2B), che è raffreddato ad

aria e si trova lontano dal mare, nell'edificio della vasca comune del combustibile esausto, non

ha subito inondazioni e ha continuato a operare. Il quadro elettrico per l'EDG 2B, tuttavia, si

trova sotto la quota base in un edificio, bagnato dal maremoto, e di conseguenza è andato perso.

INPO 11-005

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L'illuminazione e le indicazioni sono andate perdute quando sono venuti meno i sistemi di

alimentazione AC e DC, incluse tutte le indicazioni per l'HPCI e l'RCIC.

L'illuminazione della sala controllo, comprese le luci di emergenza, si è persa completamente,

lasciando al buio sala controllo. TEPCO ha presentato e notificato al governo e a gli enti

associati, una dichiarazione di emergenza per la perdita di tutte le alimentazioni AC.

Gli operatori non erano sicuri che l'RCIC fosse ancora operativo perché le lampade di

segnalazione erano spente. L'iniezione ad alta pressione del liquido di raffreddamento, che

necessita per funzionare dell'alimentazione in continua (DC), divenne indisponibile dal

momento che l'inondazione ha allagato il sistema di distribuzione DC. Alle 16:36, un'altra

emergenza è stata dichiarata per l'impossibilità di determinare il livello dell'acqua del reattore e

lo stato d'iniezione del nucleo. Con rischio di mancanza di raffreddamento del nucleo e ingenti

danni al sito, i lavoratori cominciarono a studiare i metodi di sfiato senza alimentazione

elettrica per il contenitore primario e la revisione dei metodi per iniettare acqua nel reattore

utilizzando il sistema antincendio o autopompe antincendio.

Batterie e cavi sono stati portati in sala controllo. Dopo aver confermato il cablaggio

utilizzando i disegni, i lavoratori previdero di collegare le batterie direttamente ai quadri di sala

controllo. Una priorità assoluta era quella di accertare lo stato dell'iniezione d'acqua nel

contenitore a pressione del reattore. Il lavoro di ripristino s’è concentrato su come collegare le

batterie per l'indicatore del livello d'acqua del reattore, che utilizza corrente continua.

I lavoratori hanno confermato l'allagamento e i danni dei pannelli d’alimentazione (interruttori

ad alta tensione), misurando la resistenza d'isolamento. Essi hanno inoltre confermato che due

centri d'alimentazione non erano stati danneggiati e potevano essere alimentati. Hanno

identificato la possibilità d'iniezione d’acqua ad alta pressione con il sistema di azionamento

barre di controllo e con i sistemi di controllo liquido di standby alimentati da generatori

portatili.

Alle 17:12 (T + 2,4 ore), il sovrintendente del sito invita i lavoratori a studiare i metodi per

iniettare acqua nel reattore utilizzando il sistema antincendio. Il personale dell'Emergency

Response Center ha discusso la modalità alternativa d'iniezione d'acqua, che era stata

implementata come misura di gestione degli incidenti. Questa prevedeva l'utilizzo dei serbatoi e

delle autopompe antincendio che erano stati predisposti in risposta alle lezioni apprese nel 2007

dal terremoto Niigata-Chuetsu-oki. Gli operatori hanno stabilito un percorso di flusso d'acqua

per l'iniezione alternativa, attraverso il sistema di rimozione del calore residuo, aprendo

manualmente le valvole negli edifici turbina e reattore, disponibile dopo che la pressione del

reattore fosse scesa sotto 100 psig (0,69 MPa relativi). Questo valore di pressione è

sufficientemente basso da permettere alla pompa antincendio d'iniettare l'acqua.

Alle 20:49 (T+6,1 ore), alcuni lavoratori ripristinarono l'illuminazione temporanea della sala

controllo delle unità 1-2 installando un piccolo generatore portatile. Indicazioni critiche, come

il livello acqua del reattore e lo stato del RCIC, rimasero fuori servizio.

Senza indicazioni in funzione, gli operatori hanno segnalato che il livello dell'acqua del reattore

poteva essere sceso sotto la parte superiore del combustibile attivo (TAF). TEPCO ha

informato il governo che avevano stimato che alle 21:40 il livello acqua reattore dell'unità 2

fosse sceso sotto la parte superiore del combustibile attivo TAF. Subito dopo questo rapporto, il

Primo Ministro ha ampliato la zona di evacuazione a un miglio 1.9 (3 km) di raggio della

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centrale e ha indicato agli abitanti fra 1,9 e 6,2 miglia (da 3 a 10 km) di distanza di rifugiarsi

all'interno.

Alle 21:50 (T + 7,1 ore), i lavoratori hanno ripristinato molte indicazioni nella sala controllo,

tra cui l'indicazione del livello dell'acqua del reattore. Il livello Indicato dell'acqua del reattore

era 134 pollici (3.400 mm) sopra la TAF. Sia il ripristino delle indicazioni che la lettura del

livello dell'acqua del reattore sono stati segnalati al governo.

In seguito i lavoratori hanno ripristinato un canale d'indicazione della pressione del reattore e

l'indicazione della pressione del contenitore primario. Alle 23:25 (T + 8,7 ore) la pressione

indicata del reattore unità 2 era 914 psig (6,3 MPa relativi) e quella del contenitore primario 20

psia (0,14 MPa assoluti) .

Il tasso di dose nella sala controllo (condivisa con l'unità 1) iniziò a crescere, molto

probabilmente come conseguenza di un danno al nucleo in corso e relative emissioni

provenienti dall'unità 1. Gli operatori hanno continuato a lavorare sul ripristino indicazioni,

predisponendo un'autopompa antincendio per la fornitura di un'altra fonte d'iniezione.

Poco prima della mezzanotte, il primo di diversi automezzi di alimentazione elettrica

(generatori mobili) cominciò ad arrivare sul posto. I generatori sono stati limitati nella loro

efficacia perché non potevano essere collegati al sistema di distribuzione elettrica della centrale

a causa dei gravi danni fisici causati dal maremoto e dagli allagamenti. Il primo generatore

mobile è stato sistemato accanto all'unità 2, e gli operai iniziarono la posa temporanea di cavi

dal generatore al pannello di distribuzione associato alle pompe di controllo liquido di standby.

Gli operatori hanno consultato i disegni per determinare se potevano aprire le valvole

necessarie per lo sfiato. Sulla base delle loro recensioni di tubazioni e diagrammi di

strumentazione, procedure di gestione degli incidenti, e della procedura di sfiato, gli operatori

hanno sviluppato un metodo di sfiato per il contenitore primario. Hanno preparato un piano di

sfiato e cominciato a localizzare le posizioni delle valvole di sfiato.

Per confermare l'operatività del RCIC, gli operatori sono stati inviati sul posto per ispezionare

il sistema. Indossati protezioni delle vie respiratorie e gli stivali, i lavoratori hanno cercato di

verificare le condizioni del RCIC, ma le condizioni di campo erano molto difficili. Un lavoro

che normalmente richiede circa 10 minuti ha invece richiesto più di un'ora per essere

completato. La stanza del RCIC era buia, e il livello dell'acqua nella camera superava quasi la

parte superiore degli stivali del lavoratore, così tornò indietro senza essere stato abbastanza

vicino per verificare il funzionamento del sistema.Mentre gli operai non potevano avvicinarsi al

sistema, si sentivano venire suoni metallici, interpretati come indicativi che il sistema era

operativo. A causa della mancanza di metodi di comunicazione, i lavoratori avevano per

tornare alla sala controllo per presentarne i risultati.

Alle 02:00 circa del 12 marzo, i lavoratori fecero un altro tentativo per verificare il

funzionamento del RCIC. In questo tentativo, gli operai hanno scoperto che il livello dell'acqua

nella sala del RCIC era aumentato, e non potevano neanche entrare. Hanno controllato la

pressione del reattore e la pressione di mandata della pompa RCIC su un pannello di strumenti

nell'edificio reattore. La pressione di mandata della pompa RCIC era alta, quindi gli operai

hanno dedotto che l'RCIC funzionava. I lavoratori sono tornati in sala controllo a riferire che

l'RCIC era in funzione su l'unità 2. Con queste informazioni, è stata definita prioritaria

l'apertura delle valvole di sfiato del contenitore primario dell'unità 1. Gli operatori hanno

INPO 11-005

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preparato una squadra per sfiatare l'unità 1 e, allo stesso tempo, monitorare i parametri su

l'unità 2.

Dalle 05:00 (T + 14,2 ore), ai lavoratori è stato ordinato d'indossare maschere intere con filtri a

carbone, e tuta, sia nella sala controllo che sul campo. L'aumento dei tassi di dose nella sala

controllo dell'unità 1 ha causato agli operatori di spostarsi periodicamente al lato dell'unità 2

della stanza. A questo punto, il livello nel serbatoio di accumulo della condensa era suscettibile

di essere basso e il livello di camera di soppressione alta, quindi la fornitura di acqua all'RCIC

è passata dal serbatoio di stoccaggio di condensa alla camera di soppressione.

Alle 15:30 (T + 24,7 ore), il collegamento del cavo temporaneo tra l'unità 2 e il veicolo di

alimentazione è stato completato. Alle 15:36 gli operatori erano a pochi istanti dall'alimentare il

sistema regolazione del liquido in standby dell'unità 2 quando è avvenuta l'esplosione

nell'edificio reattore dell'unità 1. I detriti hanno colpito e danneggiato il cavo e il veicolo di

alimentazione, e il generatore s’è fermato. Una rassegna d'immagini satellitari ha rivelato che

l'esplosione ha causato anche l'apertura di un pannello di scoppio dell'edificio reattore dell'unità

2, questo ha comportato la perdita d'integrità del contenitore secondario. Il lavoro sul campo è

stato sospeso e i lavoratori evacuati al centro di risposta alle emergenze (ERC). Il giorno dopo,

i lavoratori hanno ritentato di avviare il veicolo di alimentazione, tuttavia, il relè di

sovracorrente era scattato e il generatore non è partito.

Alle 17:30 (T + 26,7 ore), il sovrintendente del sito ha ordinato i preparativi per procedere alla

sfiato del contenitore primario dell'unità 2. L'iniezione tramite l'RCIC è continuata e la

pressione indicata del contenitore primario è rimasta relativamente stabile a 29-44 psia (200-

300 kPa assoluti). Sono nel frattempo iniziati i preparativi delle linee per sfiatare contenitore

primario di entrambe le unità 2 e 3. Considerando le complicazioni riguardanti l’unità 1, gli

operatori prevedevano di aprire manualmente le valvole di sfiato, mentre la dose in campo era

bassa, collegando lo sfiato della camera di soppressione al disco di rottura.

La valvola motorizzata di sfiato del contenitore primario (MO-271) è stata aperta il 13 marzo

alle 08:10 (T + 41,4 ore). Al momento, la pressione indicata del contenitore primario era circa

50,8 psia (0,35 MPa assoluti). Alle 08:55, la pressione indicata del contenitore primario ha

raggiunto 52,9 psia (0,365 MPa assoluti), inferiore alla pressione di progetto di 55,1 psig (0,38

MPa relativi), poi ha cominciato ad abbassarsi. La predisposizione della linea di sfiato non era

ancora completa. Alle 10:15 (T + 43,5 ore), il sovrintendente del sito ordina agli operatori di

sfiatare il contenitore primario dell'unità 2 (vedi Figura 7.4-5). I lavoratori hanno utilizzato il

piccolo generatore, che era stato installato nella sala controllo per ripristinare alcune luci, per

eccitare il solenoide della grande valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione

(AO-205). Alle 11:00 (T + 44,2 ore), la linea di sfiato è stata completata, ma la pressione

indicata del contenitore primario era inferiore a 62 psig (427 kPa relativi), la pressione

necessaria per aprire il disco di rottura e permettere lo sfiato, e il disco di rottura è rimasto

intatto. Il sovrintendente del sito poi ha ordinato ai lavoratori di predisporre l'iniezione di acqua

di mare nel reattore.

Il livello dell'acqua del reattore continuava a essere mantenuto dall'RCIC, ma le condizioni

continuavano a degradare e gli operatori monitoravano il livello d'acqua reattore come

indicazione di un guasto dell'RCIC. Su indicazione del sovrintendente del sito, gli operai

iniziarono la messa in opera di tubi e attrezzature per iniettare acqua nel reattore dell'unità 2

utilizzando le autopompe antincendio quando necessario. Furono preparati anche i piani per

depressurizzare il reattore quando necessario, consentendo agli operatori di passare

rapidamente al raffreddamento del nucleo con acqua di mare attraverso il sistema antincendio.

INPO 11-005

25

Il 14 marzo a 11:01 (T + 68,3 ore), un’esplosione d'idrogeno è avvenuta nell'edificio reattore

dell'unità 3. L'esplosione ha danneggiato l'alimentazione temporanea utilizzata per aprire la

valvola di sfiato della camera di soppressione dell'unità 2(AO-205), causando la chiusura della

valvola. la pressione indicato del contenitore primario era stabile intorno 66,7 psia (460 kPa

assoluti), appena inferiore alla pressione del disco di rottura. I detriti hanno danneggiato

l'autopompa antincendio e i tubi che erano stati messi in campo per iniettare acqua di mare nel

reattore. Tutto il lavoro in campo è stato interrotto e gli operai responsabilmente evacuati

all'ERC.

Nell'ERC, i lavoratori si sono preoccupati di depressurizzare il reattore per iniettare acqua con

l'autopompa antincendio. La camera di soppressione era satura con l'indicazione a 301 ° F

(149,3 ° C) e 70,5 psia (486 kPa assoluti).Con la camera di soppressione satura, le valvole di

scarico di sicurezza (SRV) non servono per una rapida riduzione della pressione del reattore,

necessaria per trasferire il raffreddamento del nucleo, al sistema antincendio. Sulla base di

questa preoccupazione, TEPCO ha deciso di sfiatare l'unità 2 del contenitore primario prima di

togliere l'energia, quindi di aprire una valvola di sicurezza (SRV) per ridurre la pressione del

reattore e passare dall'RCIC all'iniezione di acqua di mare.

Lavoro per la preparazione dell'autopompa antincendio e dei tubi è ricominciato alle 13:05 (T +

70,3 ore). A causa di detriti radioattivi sparsi, i lavoratori hanno spostato la presa d'acqua di

mare nella baia (porto) al posto della fossa della valvola d'inversione del condensatore

principale dell'unità 3. Nell'ambiente ad alta intensità di radiazioni, circondati da macerie

sparse, i lavoratori hanno preparato una nuova linea d'iniezione d'acqua utilizzando le

autopompe antincendio a disposizione, e tubi flessibili.

Alle 13:18 (T + 70,5 ore), il livello acqua reattore cominciò a scendere. Alle 13:25, gli

operatori hanno dedotto che l'RCIC era ferma e l'iniezione del nucleo era andata perduta. I

tentativi di riavviare l'RCIC non hanno avuto successo. Al momento dello scatto il livello

indicato dell'acqua del reattore era di circa 95 pollici (2.400 mm) sopra la parte superiore del

combustibile attivo (TAF) e la pressione del contenitore primario era di 67 psia (465 kPa

assoluti). I calcoli hanno rivelato che il livello dell'acqua del reattore avrebbe raggiunto la parte

superiore del combustibile attivo alle 16:30 circa. I lavoratori hanno continuato a concentrarsi

sullo sfiato del contenitore primario, ma scosse di assestamento in corso, e evacuazioni hanno

ritardato il lavoro.

A causa dei ritardi nell'apertura della valvola di sfiato della camera di soppressione (AO-205),

TEPCO ha cambiato la priorità dell sfiato del contenitore primario, con la depressurizzazione

del reattore. Alle 16:00 circa (T + 73,2 ore), un ordine di evacuazione è stato revocato, questo

ha permesso di riprendere il lavoro sul campo, e il sovrintendente del sito ha ordinato che gli

sforzi di sfiatare il contenitore primario fossero eseguiti contemporaneamente alla

depressurizzazione del reattore. il livello indicato dell'acqua del reattore era ormai sceso a 12

pollici (300 mm) sopra TAF. Alle 16:20, i lavoratori si sono resi conto che il compressore

d'aria temporaneo non forniva pressione d'aria sufficiente e che la grande valvola pneumatica di

sfiato della camera di soppressione non si era aperta.

Alle 16:30, il livello indicato dell'acqua del reattore era sceso sotto la parte superiore del

combustibile attivo (TAF), e gli operatori hanno iniziato a lavorare per aprire una valvola di

sicurezza (SRV) e cominciare l'iniezione di acqua di mare nel reattore. Alti livelli di radiazione

sul sito, causate dai detriti radioattivi provenienti dalle esplosioni d'idrogeno dell'edificio

reattore delle unità 1 e 3, hanno precluso il presidio continuo dell'autopompa antincendio. I

lavoratori hanno avviato un'autopompa antincendio e predisposto le linee d'iniezione, in modo

INPO 11-005

26

che l'acqua fosse fluita quando la pressione del reattore si fosse ridotta abbastanza. Visite

periodiche sono stati condotte per verificare il funzionamento dell'autopompa antincendio.

A causa della mancanza di energia, per aprire la SRV sono state necessarie batterie temporanee.

Le batterie sono state prelevate dalle auto, portate in sala controllo, e connesse. Tuttavia, la

tensione era insufficiente, per cui sono state reperite e aggiunte altre batterie. Gli operatori

hanno tentato di attivare la SRV diverse volte, senza successo. Senza iniezione, il livello

dell'acqua del reattore era diminuito. La mancanza di raffreddamento del nucleo probabilmente

ha provocato danni al nucleo e la generazione d'idrogeno dalla reazione ad alta temperatura del

vapore con lo zirconio all'interno del reattore.

I tentativi di depressurizzare il reattore sono continuati fino alle 18:00 circa (T + 75,2 ore),

quando erano state installate batterie a sufficienza per aprire la SRV. L'alta temperatura della

camera di soppressione ha portato l'abbassamento della pressione del reattore più lento di

quanto desiderato. Alle 16:34 la pressione indicata del reattore era 1.015 psig (6,998 MPa

relativi) e alle 18:03 era scesa a 881 psig (6,075 MPa relativi), ma l'apertura della SRV ha

portato a perdita aggiuntiva della scorta d'acqua del reattore, e il livello indicato continuava ad

abbassarsi. Alle 18:22 (T + 75,6 ore), il livello indicato dell'acqua del reattore era sceso a 146

pollici (3.700 mm) sotto la TAF, fuori scala basso, indicando che il nucleo poteva essere stato

completamente scoperto. L'apertura della SRV ha portato ad un trasferimento di energia nel

contenitore primario, idrogeno e gas radioattivi sono sfuggiti dal reattore e si sono accumulati

all'interno del contenitore primario. Tuttavia, la pressione indicata del contenitore primario è

rimasta relativamente costante. S’ipotizza che alcuni di questi gas siano entrati nell'edificio

reattore da crepe del contenitore primario. Il pannello di scoppio aperto nell'edificio reattore, ha

impedito all'idrogeno di raggiungere un tasso esplosivo, però ha anche permesso la fuga

successiva di materiale radioattivo nell'ambiente.

I lavoratori non erano stati ancora in grado di predisporre una linea di sfiato del contenitore

primario. Il personale TEPCO ora sospettava che il solenoide sulla valvola di alimentazione

fosse guasto, impedendo l'apertura della grande valvola pneumatica di sfiato della camera di

soppressione. I lavoratori hanno tentato di aprire la valvola pneumatica piccola di sfiato della

camera di soppressione, per sfiatare il contenitore primario. La pressione del reattore si

continuava ad abbassare lentamente e alle 19:03 (T + 76,3 ore) aveva raggiunto 91 psig (0,63

MPa relativi), inferiore alla pressione di mandata dell'autopompa antincendio. L'iniezione di

acqua di mare doveva avere inizio, ma alle 19:20, un lavoratore che ispezionava la zona ha

scoperto che l'autopompa antincendio era a corto di combustibile. I lavoratori hanno aggiunto

combustibile e riavviato il motore. Alle 19:54 s’è stabilita l'iniezione d'acqua di mare nel

nucleo. Una seconda autopompa antincendio è stato avviata e predisposta a iniettare alle 19:57,

ma il livello dell'acqua del reattore è rimasto al di sotto del campo d'indicazione.

Alle 21:00 (T + 78,2 ore), gli operatori hanno aperto la valvola pneumatica piccola di sfiato

della camera di soppressione (AO-206), completando la predisposizione delle linee di sfiato

(tranne il disco di rottura). La pressione indicata del contenitore primario è rimasta leggermente

inferiore alla pressione d'intervento del disco di rottura 62 psig (427 kPa relativi), e così lo

sfiato non s’è verificato. Le valvole di sfiato son rimaste aperte, e gli operatori hanno

monitorato la pressione del contenitore primario.

Tra le 20:37 e le 21:18, la pressione del reattore ha cominciato ad aumentare e ha superato la

pressione di mandata dell'autopompa antincendio. Alle 21:20, gli operatori hanno aperto una

seconda SRV per aumentare il tasso di depressurizzazione del reattore.

INPO 11-005

27

Quaranta minuti più tardi (22:00), il livello indicato dell'acqua del reattore è risalito a 63 pollici

(1.600 mm) sotto TAF. Tuttavia, la pressione del contenitore primario era ormai in aumento.

Vicino al confine del sito, i tassi di dose erano aumentati sino a raggiungere i 76 mrem/ora (760

μSv/h).

Alle 22:40, s’è verificato un altro aumento inatteso di pressione del reattore. L'indicazione di

pressione del reattore è passata da 62 psig (0.428MPa relativi) alle 22:40, a 264,4 psig

(1.823MPa relativi) alle 22:50. Contemporaneamente, il livello indicato dell'acqua del reattore

s’è abbassato da 27,6 pollici (700 mm) sotto TAF, a 63 pollici (1.600 mm) sotto TAF. La causa

dell'aumento della pressione del reattore non è stata identificata. Con la pressione del reattore

superiore al valore di arresto della mandata delle autopompe antincendio, il livello d'acqua del

reattore è cominciato di nuovo a diminuire, esponendo ancor più il combustibile. Alle 23:30

circa, la pressione indicata del reattore ha cominciato di nuovo a scendere, ma l'indicazione del

livello acqua reattore è rimasta fuori scala bassa. Mentre il reattore si depressurizzava,

aumentava la pressione del contenitore primario, che ha indicato un valore massimo di 108,8

psia (0,75 MPa assoluti) alle 23:44.

Gli operatori hanno cominciato a riconoscere alcune anomalie nelle loro indicazioni. La

pressione del contenitore primario era ben sopra la pressione del disco di rottura, ma il disco di

rottura non era intervenuto. Inoltre, la pressione indicata del Drywell tendeva ad aumentare e

aveva superato 102 psia (0,7 MPa assoluti), mentre la pressione indicata della camera di

soppressione era stabile a circa 43,5-58 psia (300-400 kPa assoluti), inferiore alla pressione del

disco di rottura. Questa differenza indicava un problema. Poiché la pressione indicata della

camera di soppressione era più bassa rispetto alla pressione di lavoro del disco di rottura,

mentre quella indicata del Drywell superava la pressione di progetto, gli operatori hanno deciso

di aprire la piccola valvola pneumatica di sfiato Drywell (AO-208) per sfiatare direttamente dal

Drywell a ridurne la pressione.

Due minuti dopo la mezzanotte, il 15 marzo, gli operatori hanno aperto la piccola valvola

pneumatica di sfiato Drywell (AO-208). La predisposizione della linea di sfiato era stata

completata, fatta eccezione per il disco di rottura che è rimasto integro. La pressione del

contenitore primario è rimasta stabile a circa 109 psia (750 kPa assoluti). Gli operatori hanno

ricontrollato la loro predisposizione e hanno scoperto che la piccola valvola pneumatica di

sfiato Drywell era chiusa. Hanno continuato a lavorare per stabilire un percorso di sfiato del

contenitore primario per l'unità 2, ma alle 06:00 (T + 87,2 ore) circa, un forte rumore è stato

udito nella zona intorno al toro e l'indicazione della pressione camera di soppressione è è

andata fuori scala bassa. Approssimativamente nello stesso tempo, un'esplosione d'idrogeno è

avvenuta nell'edificio reattore dell'unità 4. Il forte rumore all'unità 2 è stato ampiamente riferito

come un'altra esplosione, accompagnata dall'abbassamento della pressione del toro alla

pressione atmosferica, ma successivamente è stato determinato che questo non era corretto. Un

esame della strumentazione sismica ha rivelato che, se qualcosa ha provocato una rottura

all'unità 2, tale evento non ha generato la stessa onda d'urto o la forza, di un'esplosione. Inoltre,

la pressione letta della camera di soppressione 0,0 psia (0,0 MPa assoluti) è indice di uno

strumento guasto, non l'indicazione della pressione atmosferica. la pressione indicata del

Drywell è rimasta stabile a circa 106 psia (0,73 MPa assoluti) e il livello indicato d'acqua del

reattore 110 pollici (2.800 mm) sotto TAF. Il contenitore primario dell'unità 2 non è stato

sfiatato, e la causa delle variazioni di pressione al contenitore primario non è stata determinata.

Dopo l'esplosione del reattore dell'unità 4, il tasso di dose al cancello principale è aumentato a

58,4 mrem/h (583,7 μSv/h). Tutto il personale non essenziale (circa 650 persone) è stato

INPO 11-005

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evacuato a Fukushima Daini (circa 4,3 miglia, (7 km) di distanza), lasciando 70 persone nella

centrale. Gli operatori di turno periodicamente sono andati in sala controllo per registrare la

pressione del contenitore primario e altri parametri critici, ma i valori dalle 07:20 fino alle

11:25 non sono stati registrati. Quando la pressione del contenitore primario è stata controllata

alle 11:25, indicava 22,5 psia (0,155 MPa assoluti). Poiché non vi era nessuna segnalazione di

vapore allo scarico dello sfiato dell'unità 2 e nessuna modifica alla predisposizione della linea

di sfiato, TEPCO ha sospettato che il forte rumore, il guasto dello strumento, e la

depressurizzazione del contenitore primario fossero indicativi di un possibile cedimento del

contenitore primario.

Nella stessa giornata, gli operatori hanno predisposto un'autopompa per iniettare acqua di mare

nel reattore attraverso il sistema a spruzzo del nucleo, alle 19:54 del 14 marzo è iniziata

l'iniezione di acqua di mare. L'iniezione è stata occasionalmente contrastata da aumenti della

pressione del reattore. Per impedire problemi di criticità è stato aggiunto boro alla fonte

d'acqua.

Questa situazione s’è protratta nei giorni successivi e il personale del sito ha tentato di

ripristinare l'alimentazione elettrica per l'unità. L'alimentazione esterna è stata ripristinata per

l'unità 2 il 20 marzo, nove giorni dopo l'evento.

4.3 Unità 3 narrativa

L'11 marzo alle 14:46 (T=0), il terremoto ha causato la perdita dell'alimentazione esterna e

l'arresto automatico (SCRAM) del reattore. Tutte le barre di controllo furono inserite, e diverse

azioni si sono verificate, tra cui la perdita dell'acqua d'alimentazione e del condensato e la

chiusura della valvola d'isolamento vapore principale, come previsto per la perdita

dell'alimentazione esterna AC. I generatori diesel di emergenza si sono avviati e collegati in

risposta alla perdita d'alimentazione esterna e hanno alimentato i sistemi di sicurezza. Dopo

aver atteso che le scosse del terremoto si fermassero, gli operatori hanno scattato manualmente

la turbina principale per le forti vibrazioni e poi hanno rotto il vuoto al condensatore principale

per frenarla.

Dopo l'arresto di emergenza (SCRAM), il livello dell'acqua del reattore inizialmente è sceso

come previsto a causa del crollo dell'ebollizione. Alle 15:05, gli operatori hanno avviato l'RCIC

per mantenere la pressione del reattore e il livello dell'acqua dopo lo SCRAM. Venti minuti

dopo l'RCIC si arrestava automaticamente a causa dell'elevato livello d'acqua del reattore. Con

il livello acqua reattore alto, nella banda di controllo, gli operatori controllandolo hanno

aspettato che diminuisse prima di riavviare l'RCIC.

Alle 15:27 (T + 41 minuti), il primo di una serie di sette maremoti, generati dal terremoto, è

arrivato alla centrale. Il secondo maremoto, arrivato alle 15:35, ha inondato e danneggiato le

opere di presa. Dalle 15:38 (T + 52 minuti), il maremoto ha cominciato a causare allagamenti

nel seminterrato dell'edificio turbina. L'alluvione ha sommerso o bagnato i gruppi elettrogeni

diesel di emergenza di unità 3A e 3B, e i sistemi elettrici di distribuzione, con conseguente

perdita graduale di tutte le alimentazioni in alternata e di molte delle alimentazioni in continua.

L'illuminazione e le indicazioni sono mancate con la perdita dei sistemi d'alimentazione AC e

DC. La normale illuminazione di sala controllo è mancata completamente, ma alcune

alimentazioni elettriche in corrente continua sono rimaste per l'illuminazione di emergenza e

per le indicazioni. TEPCO ha notificato al governo e agli enti associati, una dichiarazione di

emergenza per la perdita di tutte le alimentazioni AC.

INPO 11-005

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Due operatori in campo di turno in servizio operativo alle unità 3 e 4, sono stati dati per

dispersi. Gli operatori sono stati in seguito trovati annegati, intrappolati nel seminterrato

dell'edificio turbina dell'unità 4 quando il maremoto lo ha invaso.

Mentre il maremoto ha causato la perdita di alcuni sistemi di alimentazione DC, tra cui alcuni

per strumenti di sala controllo e per telecomandi, gli operatori avevano l'indicazione della

pressione e del livello dell'acqua del reattore. Sia l'HPCI che l'RCIC sono rimasti disponibili

per l'iniezione. Gli operatori potevano utilizzare le valvole di sicurezza, se necessario, per

controllare la pressione del reattore.

Alle 16:03 (T + 1,3 ore), il livello indicato dell'acqua del reattore si era abbassato e l'RCIC è

stato riavviato per ripristinarlo. Con l'RCIC in servizio, il livello dell'acqua del reattore s’è

mantenuto a 157 pollici circa (4.000 mm) sopra la parte superiore del combustibile (TAF)

secondo l'indicatore a campo ristretto. Alle 21:58, un piccolo generatore portatile è stato

utilizzato per ripristinare l'illuminazione nella sala controllo unità 3-4. Queste condizioni sono

state mantenute fino a sera.

Il giorno successivo (12 marzo) alle 11:36, l'RCIC s'è arrestato in modo imprevisto e non s'è

potuto riavviare. In questo momento, l'acqua non veniva più iniettata nel reattore. Gli operatori

hanno richiesto un'autopompa antincendio per predisporla a iniettare acqua all'unità 3 , ma tutte

le autopompe antincendio erano state usate per mitigare l'incidente in corso all'unità 1. Le

richieste di autopompe antincendio esterne sono state inizialmente senza successo, perché le

strade erano impraticabili. L'indicazione della pressione del contenitore primario lentamente è

aumentata, con un picco di 57 psia (0,39 MPa assoluti), inferiore alla pressione di progetto, di

55 psig (0,38 MPa relativi).

Alle 12:35 (T + 21,8 ore), un'ora dopo che l'RCIC era scattato, l'HPCI è stato avviato

automaticamente dal segnale di bassissimo livello acqua del reattore ed ha cominciato a

ripristinare il livello dell'acqua del reattore. Gli operatori hanno forzato aperte le valvole di

prova pieno flusso, per riciclare parte del flusso d'acqua dell'HPCI alla camera di soppressione,

forse nel tentativo di evitare uno scatto per alto livello. Alle 16:35, il livello d'acqua reattore

indicato aveva recuperato a 157 pollici (400 mm) con l'indicatore a campo ampio, ovvero 180

pollici circa (4.570 millimetri) sopra la TAF. Il sistema HPCI stava, però, consumando una

notevole quantità di vapore dal reattore, e la pressione del reattore aveva cominciato a

diminuire in modo rilevante. Alle 17:00 (T + 26,2 ore), la pressione del reattore indicava 421

psig (2,9 MPa relativi), in calo.

Il sovrintendente del sito ha ordinato i preparativi per procedere per lo sfiato del contenitore

primario. Sapendo che alla fine lo sfiato sarebbe stato necessario, gli operatori hanno iniziato i

preparativi per predisporre le linee a sfiatare il contenitore primario delle unità 2 e 3. Gli

operatori prevedevano di aprire manualmente le valvole di sfiato, mentre le dosi nell'edificio

reattore erano basse.

Nel seguito della serata, esaurite le batterie di centrale, gli strumenti alimentati in continua

cominciarono a degradare e spegnersi. Alle 20:27, si sono perse indicazioni essenziali di

gestione incidente: la pressione Drywell, la pressione e il livello acqua della camera di

soppressione,. Nove minuti dopo, alle 20:36, anche l'indicazione del livello dell'acqua reattore è

andata perduta. L'ultimo livello indicato reattore ad acqua prima che il guasto segnava 53

pollici (1.350 mm) nello strumento ad ampio campo o 217 pollici (5.520 millimetri) sopra la

TAF, ma solo 16 pollici (400 mm) sopra TAF negli strumenti della zona del combustibile.

INPO 11-005

30

Dopo le 21:00 (T + 30,2 ore), gli operatori hanno iniziato un esame delle procedure di sfiato,

per identificare la predisposizione delle valvole di sfiato, che furono scritte su una lavagna. I

lavoratori di risposta all'emergenza rividero la procedura di sfiato dell'unità 1. Sulla base di

questa esame e della procedura di gestione incidente per l'unità 3, hanno sviluppato un piano

per sfiatare manualmente l'unità 3 e fornirono il piano agli operatori della sala controllo.

Il 13 Marzo alle 02:42 (T + 35,9 ore), il sistema HPCI è scattato. Al momento dello scatto,

l'alimentazione in continua (DC) stava finendo e la pressione del reattore era bassa, con

l'indicatore che segnava circa 84 psig (0,58 MPa relativi). Gli operatori hanno tentato di

riavviare l'HPCI ma non hanno avuto successo perché le batterie erano esaurite. Gli operatori

non erano in grado di riavviare l'RCIC a livello locale. Essi quindi tentarono l'iniezione di

acqua dalla motopompa diesel antincendio, ma la pressione del reattore era troppo alta. Con

l'HPCI isolato e con le valvole di sicurezza (SRV) indisponibili a causa della perdita

dell'alimentazione DC, la pressione del reattore è rapidamente aumentata ben al di sopra della

pressione di mandata della pompa antincendio, impedendo l'iniezione d'acqua.

Persa l'iniezione nel reattore, alle 04:15 circa del 13 marzo il nocciolo del reattore ha iniziato a

scoprirsi. Appena il nucleo s'è scoperto, s'è cominciato a danneggiare, ed è iniziata la reazione

chimica ad alta temperatura fra vapore e zirconio, generando grandi quantità d'idrogeno e di

calore nel reattore.

Gli operatori hanno capito che dovevano depressurizzare il reattore, ma non hanno avuto modo

di aprire una valvola di sicurezza SRV. Tutte le batterie disponibili erano già esaurite, così i

lavoratori sono stati inviati a prelevare le batterie delle auto e portarle in sala controllo, nel

tentativo di aprire una SRV.

Alle 04:50 (T + 38,1 ore), i lavoratori hanno tentato di aprire la grande valvola pneumatica di

sfiato della camera di soppressione del contenitore primario (AO-205). Per aprire la valvola, i

lavoratori hanno utilizzato un piccolo generatore per alimentare il solenoide della valvola. Un

operatore ha controllato l'indicatore locale della valvola nella sala toro, ma la valvola risultava

chiusa. La sala toro era molto calda a causa dell'uso precedente di RCIC, HPCI e SRV, ed era

completamente buia, ciò ha reso difficile l'ambiente di lavoro. Alle 05:00, la pressione del

reattore aveva superato 1.070 psig (7,38 MPa relativi), livello indicato dell'acqua del reattore

era 79 pollici (2.000 mm) sotto TAF in calo, e la pressione indicata del contenitore primario era

52,2 psia (0,36 MPa assoluti).

Alle 05:15 (T + 38,5 ore), il sovrintendente del sito ha istruito gli operatori per completare la

predisposizione delle linee di sfiato del contenitore primario (vedi Figura 7.4-5). Gli operatori

hanno eccitato il solenoide della grande valvola pneumatica di sfiato camera di soppressione

(AO-205), ma la valvola di sfiato è rimasta chiusa. Gli operatori hanno stabilito che la

pressione dell'aria era insufficiente per muovere la valvola. Così hanno sostituito la bombola

temporanea d'aria compressa, e la valvola s'è aperta. La valvola motorizzata di sfiato, tuttavia,

non era ancora stata aperta, quindi la linea di sfiato non era completa.

Senza possibilità d'iniettare nel reattore, con la pressione indicata del contenitore primario di

66,7 psia (0,46 MPa assoluti) e in aumento, gli operatori hanno predisposto un'autopompa

antincendio per il sistema di raffreddamento a spruzzo del contenitore primario, nel tentativo di

ridurne la pressione. che, tuttavia, ha continuato ad aumentare. Anche se non confermato, l'alta

temperatura e l'alta pressione del contenitore primario possono aver causato cedimenti alla

INPO 11-005

31

guarnizione di testa del Drywell e al contenitore primario, tali da provocare degrado e inizio di

perdite. Dalle 07:35 (T + 40,8 ore), il livello indicato dell'acqua del reattore s'era abbassato fino

alla zona relativa alla base del combustibile, indicando che il nucleo poteva essere stato

completamente scoperto.

Alle 08:35 (T + 41,8 ore), gli operatori hanno aperto la valvola motorizzata di sfiato del

contenitore primario. Alle 08:41, hanno aperto la grande valvola pneumatica di sfiato della

camera di soppressione, completando la predisposizione della linea di sfiato ad eccezione del

disco di rottura. Poco tempo dopo, è stata osservato scarico di vapore dal camino di sfiato e i

tassi di dose al confine del sito sono aumentati a 88,2 mrem/ora (882 μSv/h). Il disco di rottura

di sfiato del contenitore primario si era aperto, e la pressione ha cominciato a diminuire. La

massima pressione indicata del contenitore primario è stata di 92,4 psia (0,637 MPa assoluti)

alle 09:10.

Approssimativamente nello stesso tempo, i lavoratori avevano raccolto batterie a sufficienza

per alimentare le SRV e hanno aperto una SRV per depressurizzare il reattore. Alle 09:25, la

pressione del reattore era diminuita a sufficienza per iniziare l'iniezione di acqua dolce borata.

Il livello dell'acqua del reattore ha recuperato ed ha coperto il combustibile attivo.

Dalle 10:30 (T + 43,7 ore), sapendo che il sito era a corto d’acqua dolce, il sovrintendente del

sito ha ordinato ai lavoratori di predisporre l'iniezione con acqua di mare. I lavoratori hanno

predisposto le attrezzature per una transizione rapida d'iniezione ad acqua di mare. Hanno

cercato le fonti di acqua di mare, compresa l'acqua accumulata nel seminterrato dell'edificio

turbina dell'unità 4. I lavoratori hanno sfondato le porte del vano con un camion e hanno tentato

di spostare una autopompa antincendio sul posto, ma il piano non ebbe successo. Hanno anche

pensato di prendere l'acqua dal canale di scarico dell'unità 4 o dalla piscina del centro di

formazione, ma anche questo non ha funzionato. I lavoratori sono allora stati incaricati di

utilizzare, come fonte d'acqua per le autopompe antincendio il pozzo della valvola d'inversione

dell'acqua di circolazione dell'unità 3, che era stata allagato dal maremoto.

Poco tempo dopo, alle 11:17, la valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione (AO-

205) è stata trovata chiusa. Il serbatoio d'aria compressa necessario per fornire l'aria

d'azionamento era scarico a causa di perdite. I lavoratori hanno tentato di aprire e bloccare la

valvola a livello locale, ma non hanno avuto successo a causa delle condizioni avverse in sala

toro. La sala era buia e calda, e il toro tremava a causa della SRV aperta. I lavoratori hanno

sostituito la bombola d'aria compressa, e la valvola pneumatica è stata riaperta. Problemi simili

hanno afflitto la predisposizione della linea di sfiato del contenitore primario nei giorni

successivi. Un motocompressore d'aria è stato poi installato per risolvere questi problemi.

La scorta d'acqua dolce è terminata alle 12:20 (T + 45,6 ore) e l'iniezione nel reattore s'è

fermata. I lavoratori erano pronti a fare un rapido cambiamento d'iniezione ad acqua di mare,

ma durante lo svolgimento del lavoro sono sopraggiunti una scossa di assestamento e il

successivo ordine di evacuazione, quindi lo scambio è stato ritardato. Dalle 13:00, la pressione

indicata del reattore era diminuita a 28 psig (0,19 MPa relativi), e il livello d'acqua del reattore

indicato era a circa 79 pollici (2.000 mm) sotto la TAF, per l'indicazione più bassa.

L'iniezione di acqua di mare è ripresa alle 13:12. Tuttavia, il livello indicato dell'acqua del

reattore è rimasto sotto la parte superiore del combustibile attivo. I tassi di dose misurati in aria

all'unità 3 sono aumentati a 30 rem/h (300 mSv/ora). Alle 15:30, il livello indicato dell'acqua

INPO 11-005

32

del reattore era 74,8 pollici (1.900 mm) sotto la TAF. Il tasso di dose nel lato unità 3 della sala

controllo ha raggiunto 1,2 rem/h (12 mSv/h), e gli operatori si trasferirono al lato della stanza

dell'unità 4, nel tentativo di minimizzare la loro esposizione.

Alle 01:10 del 14 marzo (T più le ore 58,4), l'iniezione è stata interrotta quando il livello

dell'acqua nel pozzo della valvola di contro lavaggio divenne basso. I lavoratori hanno iniziato

il riempimento della fossa con altre autopompe. Il livello indicato dell'acqua del reattore era

88,6 pollici (2.250 mm) sotto la TAF.

Alle 02:00 (T + 59,2 ore), gli operatori hanno notato che la pressione del contenitore primario

saliva, indicando a 38,4 psia (0,265 MPa assoluti) in aumento. A causa dei problemi con la

grande valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione (AO-205), i lavoratori hanno

deciso di aprire la valvola pneumatica piccola (AO-206). La pressione del contenitore primario

ha continuato ad aumentare. I lavoratori non potevano mantenere la valvola aperta a causa di

una perdita di pressione dell'aria e della perdita di alimentazione DC al solenoide.

Per ripristinare l'iniezione nel reattore, i lavoratori hanno spostato il camion antincendio,

consentendo al tubo di aspirazione di pescare più in profondità nel pozzo della valvola

d'inversione. Alle 03:20 (T + 60,6 ore), l'iniezione di acqua di mare nel reattore è stata

ripristinata. La portata d'iniezione non era sufficiente, e il livello indicato dell'acqua del reattore

ha continuato ad abbassarsi. Alle 04:30, il livello dell'acqua del reattore era al di sotto del

campo d'indicazione dello strumento della zona del combustibile, indicava che il nucleo poteva

essere stato completamente scoperto.

Altre autopompe, richieste in precedenza, hanno cominciato ad arrivare intorno all'alba. Hanno

tardato perchè i guidatori sono stati sostituiti all'esterno da lavoratori della centrale a causa

della contaminazione e dei livelli di radiazione dentro il sito. I lavoratori hanno iniziato a

utilizzare due autopompe antincendio arrivate da fuori, per pompare acqua di mare dalla

banchina (porto) dentro il pozzo della valvola d'inversione. Alle 10:53 (T + 68,1 ore), sono

arrivate sette autocisterne della difesa da 5 tonnellate d'acqua e hanno cominciato a riempire il

pozzo della valvola d'inversione. Tuttavia, i continui problemi a predisporre le linee per lo

sfiato del contenitore primario avevano portato la pressione indicata a circa 75,4 psia (0,52

MPa assoluti).

Alle 11:01 del 14 marzo un'esplosione d'idrogeno di grandi dimensioni s'è verificata

nell'edificio reattore dell'unità 3. L'esplosione ha distrutto il contenitore secondario e provocato

il ferimento di 11 addetti. La grande quantità di detriti proiettati dall'esplosione ha danneggiato

diversi generatori mobili e i cavi d'alimentazione temporanei. I danni prodotti dai detriti

all'autopompa antincendio e ai tubi hanno provocato la perdita dell'iniezione di acqua di mare. I

detriti sul terreno attorno all'unità 3 erano estremamente radioattivi, ed hanno impedito

l'ulteriore utilizzo del pozzo valvola d'inversione del condensatore principale come una presa

d'acqua. Con l'eccezione degli operatori di sala controllo, tutti i lavori si fermarono e gli operai

furono responsabilmente evacuati al centro di pronto intervento.

Un'autopompa antincendio intatta è stata spostata alla banchina del porto, e alle 16:30 una

nuova linea d'iniezione è stata completata. Autopompe e tubi sono stati riorganizzati per

iniettare acqua di mare direttamente dalla banchina in entrambe i reattori delle unità 2 e 3.

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33

Questa situazione s’è protratta nei giorni successivi e il personale del sito ha tentato di

ripristinare l'alimentazione elettrica per l'unità. L'alimentazione esterna è stata ripristinata per

l'unità 3 il 22 marzo, undici giorni dopo l'evento.

4.4 Unità 4 narrativa

La quarta unità era ferma dal 30 novembre 2010. Tutto il combustibile era stato rimosso dal

reattore e collocato nella vasca del combustibile esausto per facilitare il lavoro sul rivestimento

laterale del nucleo. Il reattore era smontato con la testata estratta al momento del terremoto. Le

cavity gates erano installate, isolando la vasca del combustibile esausto dalle vasche superiori.

La temperatura della vasca del combustibile esausto era di circa 80,6 °F (27 °C).

Dopo il terremoto e il maremoto, gli operatori della sala controllo unità 3-4 hanno prestato la

maggior parte dei loro sforzi per la stabilizzazione dell'unità 3. A causa del basso carico di

calore di decadimento alla vasca del combustibile esausto dell'unità 4, gli operatori potevano

non essere stati immediatamente interessati ad adottare azioni per riempirla o raffreddarla.

Il 15 marzo, tuttavia, un'esplosione d'idrogeno è avvenuta nel reattore dell'unità 4. Questa era

inaspettata, poiché i lavoratori non credevano ci fosse abbastanza calore di decadimento nella

vasca per provocare il surriscaldamento e la successiva reazione ad alta temperatura di zirconio

e acqua, per produrre idrogeno. Dopo l'esplosione, tuttavia, alcune persone sospettarono che il

combustibile esausto si fosse surriscaldamento, e si preoccuparono per eventuali successive

esplosioni d'idrogeno, prodotto anche in altre unità dal combustibile nelle vasche del

combustibile esausto. Alcune risorse potrebbero essere state dirottate dai tentativi di

stabilizzare i reattori, con azioni imponenti come scarichi d'acqua dall'elicottero e l'uso di

cannoni ad acqua, intraprese nel tentativo di riempire le vasche. Successivi analisi e controlli

hanno stabilito che il livello dell'acqua nella vasca del combustibile esausto dell'unità 4 non è

mai sceso sotto la parte superiore di combustibile e che non era avvenuto alcun danno

significativo al combustibile.

Ci sono varie teorie sulla causa dell'esplosione d'idrogeno all'unità 4. La chimica dell'acqua e

dell'idrogeno era utilizzata a Fukushima Daiichi, e l'idrogeno è stato utilizzato anche per

raffreddare i generatori principali. Entrambe queste fonti d'idrogeno sono state prese in

considerazione, ma sembrava che nessuna delle due avesse causato l'esplosione alla unità 4.

INPO 11-005

34

La teoria più ampiamente accettata considera il riflusso dei gas di sfiato dall'unità 3. La

tubazione di scarico dello sfiato del contenitore primario dell'unità 3 è connessa alla tubazione

di scarico dell'unità 4. Le serrande del sistema di trattamento gas in standby dell'unità 4 (SGTS)

sono pneumatiche e non riescono ad aprirsi in mancanza di energia o aria compressa (salvo la

connessione incrociata tra treni filtro del SGTS). Inoltre, il sistema non dispone di una serranda

di non ritorno installata nella tubazione che collega all'unità 3. Senza alcuna alimentazione

elettrica o aria compressa, e senza ventole in servizio per dirigere il gas dell'unità 3 allo scarico,

i gas di sfiato dall'unità 3 sono direttamente collegati ai filtri SGTS dell'unità 4.Questa

disposizione delle tubazioni può aver consentito che i gas del contenitore primario del'unità 3

siano stati sfiatati nell'edificio reattore dell'unità 4, tramite il riflusso attraverso il sistema di

trattamento del gas in standby. dell'unità 4.

Figura 4.4-1 Unità 4 sistema di trattamento del gas in Standby e percorso del flusso d'idrogeno

Per confermare questa teoria, il 25 agosto Il personale TEPCO ha eseguito controlli di

radiazioni sui filtri SGTS dell'unità 4. I risultati dell'indagine, mostrati nella figura 4.4-2, hanno

rivelato livelli di radiazione maggiori nelle posizioni più vicine all'unità 3. Questi risultati

dell'indagine consentono di concludere che ci fu il riflusso dall'unità 3 all'unità 4. Nuovi

controlli sono necessari per confermare questa teoria, ma sulla base di queste informazioni, si

ipotizza che l'esplosione dell'idrogeno nell'edificio reattore dell'unità 4 è stata causata da

idrogeno proveniente dall'unità 3.

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35

Figura 4.4-2 Unità 4 sistema di trattamento del gas in Standby, risultati dell'ispezione al filtro

4.5 vasche del combustibile esausto e barili di stoccaggio a secco

Unità 1 2 3 4 5 6

Numero di elementi di

combustibile

Nel reattore

400 548 548 0 548 764

Elementi esausti nelle

vasche di decadimentol 292 587 514 1,331 946 876

Elementi nuovi nelle

vasche di decadimento

100 28 52 204 48 64

Volume d’acqua ( m³) 1.020 1.426 1.426 1.426 1.426 1.498

Tabella 4.5-1 Dati delle vasche del combustibile esausto

Antefatto

Come si vede, le vasche di decadimento del combustibile esausto (SFP) per le unità 1-4

contenevano quantità diverse di combustibile esausto, al momento dell'evento, con differenti

carichi di calore di decadimento. La SFP dell'unità 4 aveva il carico termico massimo, perché

l'intero nucleo era stato scaricato nella vasca SFP per supportare i lavori di fermata in corso.

Circa il 60 per cento del combustibile esausto sul sito è immagazzinato in un edificio separato,

nella vasca comune del combustibile esausto. Questa vasca conteneva 6.375 elementi di

combustibile (circa il 80 per cento della capacità della vasca), ma il carico termico era molto

basso, perché le barre erano state immagazzinate nelle SFP delle rispettive unita, per 19 mesi o

più, prima di essere collocate assieme nella vasca comune. I calcoli hanno stabilito che a questa

vasca il raffreddamento poteva essere perso per 30 giorni prima che diventasse una

preoccupazione.La vasca comune del combustibile esausto utilizza ventilatori e aria per il

raffreddamento in modo che sia mantenuto anche in mancanza del dissipatore di calore finale

con acqua di mare, tuttavia, l'alimentazione CA è necessaria per alimentare i motori dei

ventilatori e le pompe di circolazione.

INPO 11-005

36

Per il combustibile esausto viene utilizzato anche lo stoccaggio con barili a secco. Al momento

dell'evento, la centrale aveva nove barili contenenti 408 elementi di combustibile esausto.

Non c'erano sono elementi di combustibile ad ossidi misti in alcuna delle vasche del

combustibile esausto o nella struttura di stoccaggio a barili afacility.

Evoluzione dell’evento

Il flusso di raffreddamento delle vasche combustibile esausto è stato perso per tutte le unità a

causa della perdita dell'alimentazione esterna e non è stato ripristinato dopo l'avvio dei

generatori diesel di emergenza. Le scorte d'acqua esistenti nelle vasche del combustibile

esausto hanno fornito un raffreddamento sufficiente per rimuovere il calore di decadimento,

fino a quando il combustibile è rimasto coperto. Ci sono stati rapporti non confermati che lo

sbattimento dell'acqua nelle vasche SFP durante il terremoto ha provocato una qualche perdita

della scorta, ma questo non è stato confermato. Dopo che il maremoto ha colpito il sito, gli

operatori erano in grado di utilizzare il generatore diesel di emergenza 6B(GDE) per fornire

energia ai sistemi di raffreddamento per la vasca del combustibile esausto dell'unità 6. Dopo

l'installazione temporanea di cavi, il generatore EDG 6B ha fornito energia anche alla vasca di

raffreddamento del combustibile esausto dell'unità 5.

Le esplosioni d'idrogeno negli edifici reattore delle unità 1, 3 e 4, insieme con la perdita del

pannello di scoppio all'unità 2, hanno esposto all'atmosfera la SFP di tutte le unità. Le

esplosioni possono avere causato anche altra perdita della scorta d'acqua dalle vasche. Dopo

l'esplosione dell'unità 4, nasce la preoccupazione che la vasca SFP può avere bollito a secco e

causato danni al combustibile e generazione d'idrogeno. In risposta a questa preoccupazione, il

personale della centrale ha prodotto numerose azioni per assicurare che il combustibile esausto

avesse un adeguato raffreddamento.

Autopompe provenienti dal territorio circostante, compresi cannoni ad acqua della difesa, sono

state portate al sito per spruzzare acqua nelle vasche SFP per tenere le barre di combustibile

coperte. I cannoni ad acqua non potevano raggiungere che il pavimento che circonda le SFP,

così poca acqua è giunta dentro la vasca. Il 17 marzo, elicotteri hanno tentato di rilasciare

grandi carichi di acqua nelle SFP. Ma a causa degli alti livelli di radiazione, gli elicotteri

dovevano mantenere alta la quota, questo, insieme con i venti prevalenti, ha fatto fallire gli

sforzi.

Alcuni camion di pompaggio cemento erano stati trasportati in Giappone per essere utilizzati a

pompare l'acqua nelle SFP. Questi automezzi, che disponevano di lunghi bracci articolati,

normalmente utilizzati per il trasferimento di calcestruzzo, erano predisposti a pompare l'acqua

nelle vasche del combustibile esausto il 18 marzo. Quest’operazione ha avuto successo, ma i

camion non hanno iniziato il riempimento delle vasche SFP fino a diversi giorni dopo l'inizio

dell'evento. Il ritardo nel riempimento della SFP può aver contribuito ad aumentare i livelli di

radiazione nella zona intorno alle vasche del combustibile esausto perché con il livello

dell'acqua ridotto è stata fornita una schermatura minore alle radiazioni.L'impatto esatto,

tuttavia, non era conosciuto, perché i livelli di radiazione non sono stati monitorati quando le

vasche sono state ricolmate.

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Successive analisi e controlli hanno stabilito che il livello dell'acqua delle vasche del

combustibile esausto non è mai sceso sotto la parte superiore del combustibile e che non è

avvenuto nessun danno rilevante al combustibile. I risultati dell'inchiesta in corso indicano che

qualsiasi possibile danno al combustibile esausto potrebbe essere stato causato solo dai detriti

proiettati dalle esplosioni all'edificio reattore.

Un controllo della struttura di stoccaggio a barile a secco ha rivelato che, mentre l'edificio è

stato danneggiato dal maremoto, le botti di stoccaggio a secco non sembrano essere

danneggiate. I barili sono stati bagnati dal maremoto, ma non sono stati spostati dalle loro

posizioni di stoccaggio dalla forza delle onde o da detriti. Il combustibile immagazzinato

all'interno delle botti a secco non è stato ancora ispezionato.

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38

5.0 Panoramica della protezione radiologica

Le capacità di monitorare le condizioni radiologiche in maniera efficace sia sul sito che fuori,

sono state gravemente compromesse dagli effetti dei terremoti e del maremoto. Il terremoto non

ha danneggiato sistemi di monitoraggio in loco, ma pochi sono rimasti in funzione in seguito al

maremoto. Per esempio, la maggior parte dei dosimetri elettronici del personale, i sistemi

informatici per l'attivazione e per la registrazione della dose di tali dispositivi, i monitor di

contaminazione installati, e molti strumenti d'indagine portatili sono stati persi per le

inondazioni. Gli indicatori delle radiazioni installati, indispensabili per il monitoraggio delle

condizioni di nucleo, contenitore primario, e vasca del combustibile esausto, sono stati persi

quando il maremoto ha bagnato le apparecchiature elettriche di distribuzione. Inoltre sono stati

persi, i monitor degli effluenti radiologici e quelli ambientali e meteorologici.

Durante l'evento, funzionari della prefettura di Fukushima hanno diretto diverse evacuazioni.

Gli sfollati sono stati sottoposti a screening per la contaminazione su segnalazione ai rifugi. Il

criterio di screening per la segnalazione degli sfollati ai rifugi è stato originariamente 100.000

conteggi per minuto (cpm). Il criterio di screening è stato portato il 20 marzo a 0,1 mrem/ora a

4 pollici (10 cm) per allinearsi con gli standard IAEA. Tra marzo e giugno, 195.354 persone

sono state controllate, con 102 persone decontaminati sotto i limiti.

Dopo l'evento, i funzionari del governo giapponese hanno stimano che la quantità di

radioattività scaricata in aria tra l'11 marzo e il 5 aprile sia stata pari a 1,7 E7 curie (6,3 E17

Bq).

Il 2 aprile, concentrazioni molto elevate di radioattività sono state identificate nel porto della

centrale. La fonte erano depositi d'acqua nell'edificio turbina, che fluivano attraverso un

cunicolo cavi e una perdita in un pozzetto verso il porto. La magnitudo di questa fuga di

radiazioni è stato valutata in 1,3 E5 curie (4,81 Bq E15). Questa fuga è stata interrotta dopo un

paio di giorni. L'oceano intorno alla centrale è stato campionato il giorno dopo questa scoperta,

e la concentrazione massima alla fine di luglio è stato di circa 1 E3 pCi/l (3,7 E1 Bq /l) di

cesio-137.

5.1 Capacità in sito

La perdita di capacità di monitoraggio del personale ha portato alla necessità iniziale per i

soccorritori di condividere dosimetri, con un solo lavoratore per squadra che indossava il

dosimetro per molte missioni. Il numero limitato di dosimetri elettronici ha reso difficile la

misura di dose dei lavoratori, perché i singoli dosimetri passivi, come i dosimetri

termoluminescenti, non sono normalmente indossati alla centrale.

In assenza d'indicazioni di monitoraggio di radiazione del processo, disponibili, gli operatori

non erano a conoscenza dei cambiamenti nelle condizioni radiologiche fino all'arrivo del

personale nel campo loro indicato. Per esempio, al ritorno dal condensatore d'isolamento unità

1 di servizio alle 21:30 dell'11 marzo, i tassi di dose nell'edificio reattore aumentavano più del

previsto. Questa era un'indicazione che il danno al combustibile poteva essere già iniziato e

probabilmente ha creato la prima fuga di radiazioni nell'ambiente. Tuttavia, gli operatori non

erano a conoscenza di questa condizione fino a quando i lavoratori nello stabilimento hanno

segnalato aumenti nella loro dose e ratei di dose elevati sono stati misurati al di fuori della

INPO 11-005

39

porta per personale di sbarramento aria dell'edificio reattore. Successivamente, il 12 marzo, gli

operatori non furono sicuri se i tentativi di sfiato all'unità 1 avevano avuto successo perché il

monitor radiologico sulla camino di sfiato dell'impianto era inutilizzabile.

La perdita delle apparecchiature di monitoraggio radiologico installate e della strumentazione

meteorologica ha anche contribuito al rilascio da parte della TEPCO e da agenzie esterne,

d'ipotesi di scenario di danno al nucleo per effettuare proiezioni di dosi all'esterno.

5.2 Capacità al confine ed esterne

I monitor radiologici installati esternamente e al confine del sito (circa 0,62 miglia (1 km)

dall'impianto), sono stati persi per la diffusa perdita dell'alimentazione causata sia dal terremoto

o che dal maremoto. Ventitré delle 24 postazioni esterne di monitoraggio, l'impianto centrale di

monitoraggio esterno, e tutti e 8 le postazioni di monitoraggio al confine erano fuori servizio.

Inoltre, il personale del governo locale che era responsabile per la raccolta dei dati radiologici

esterni o non poté essere individuato a seguito del terremoto e del maremoto o sostenevano altri

doveri per il disastro. Ciò ha provocato la disorganizzazione del monitoraggio radiologico

esterno fino al 16 marzo, quando il personale del Ministero Istruzione, Cultura, Sport, Scienza e

Tecnologia, ministero designato al monitoraggio delle radiazioni ambientali, ha assunto questa

responsabilità.

Per compensare la perdita dei monitor installati al confine del sito, il personale della centrale ha

avuto un veicolo equipaggiato con gli strumenti radiologici e meteorologiche. Alle 17:00

dell'11 marzo è stato avviato il monitoraggio al confine del sito sul lato interno dello

stabilimento. Tale monitoraggio era normalmente limitato a una singola posizione. Sebbene

dati importanti siano stati ottenuti, non sono stati presi campioni d'aria, e, come l'evolversi

dell'evento, i dati spesso non sono state raccolti in prossimità del pennacchio.

5.3 Dosi e misure di protezione in sito

Dopo che l'evacuazione esterna era stata segnalata come completa alle 09:03 del 12 marzo, gli

operatori sono entrati nell'edificio reattore dell'unità 1 in un tentativo di sfiato del contenitore

primario. L'edificio reattore aveva elevati tassi di dose e un ambiente pieno di vapore. Gli

operatori indossavano una tuta antincendio e un auto-respiratore e sono stati dotati di dosimetri

elettronici di allarme impostato a 10000 mrem (100 mSv) e di ioduro di potassio per la

protezione della tiroide. La prima squadra ha aperto una valvola al secondo piano dell'edificio

reattore, ma le dosi elevate rilevate nella stanza toro hanno obbligato la seconda squadra a

tornare indietro prima di completare la missione. Uno dei principali operatori ha ricevuto una

dose di 10.630 mrem (106,30 mSv), mentre era nella stanza toro. Questo è stato segnalato alle

autorità come una sovraesposizione, perché era sopra il limite di esposizione di emergenza:

10.000 mrem.

L'esplosionea all'unità 1 alle 15:36 del 12 marzo ha diffuso detriti altamente radioattivi in tutto

il sito. La porta della sala controllo 1-2 unità, che era stata aperta per consentire ai lavoratori di

passare i cavi di alimentazione temporanea, è stata danneggiata dall'esplosione, permettendo al

materiale radioattivo di penetrare nella sala controllo. Le dosi elevate, gli alti livelli di

radioattività di superficie e nell'aria intorno al sito hanno ostacolato gli sforzi per stabilizzare le

unità 2 e 3 e hanno portato a dosi consistenti per i lavoratori del sito. Agli operatori della sala

INPO 11-005

40

controllo unità 3-4 sono state date disposizioni d'indossare respiratori a carbone attivo dopo

l'esplosione dell'unità 1. Tuttavia, il personale nel continuo svolgimento delle proprie mansioni,

aveva bisogno, in alcune occasioni, di rimuovere la protezione delle vie respiratorie, come ad

esempio per mangiare. Inoltre, alcuni degli operatori indossavano occhiali convenzionali (i kit

di occhiali non sono un requisito), che ha impedito loro la tenuta delle maschere. Come

risultato, due operatori in sala controllo 3-4 unità hanno ricevuto dosi superiori alla dose limite

di emergenza di 10.000 mrem (100 mSv) nel periodo iniziale e in seguito di 25.000 mrem (250

mSv). Uno ha ricevuto 67.808 mrem (678,08 mSv), di cui 59.000 mrem (590 mSv) interni.

L'altro ha ricevuto 64.307 mrem (643,07 mSv), con una dose totale interna di 54.000 mrem

(540 mSv).

Il 13 marzo alle 13:00, la pressione nel Drywell dell'unità 3 e nel toro cominciò a diminuire

rapidamente, indicando una fuoriuscita dal contenitore primario. Dosi alte di 30.000 mrem/ora

(300 mSv/h) sono state misurate fuori dalla porta di sbarramento aria per il personale, all'unità

3. Gli operatori della sala controllo unità 3-4 si sono dovuti spostare sul lato dell'unità 4, perché

le dosi sul lato unità 3 hanno raggiunto 1.200 mrem/ora (12 mSv/h). Il medico capo TEPCO ha

prescritto al personale dell'impianto con meno di 40 anni di età di prendere di ioduro di

potassio, mentre ai lavoratori più anziani ne è stata solo opzione.

Il 14 marzo alle 07:00, il contenitore primario dell'unità 3 è stato sfiatato. Le indicazioni del

monitor radiazioni Drywell delll'unità 3 erano stati recuperate brevemente poco prima dello

sfiato, ed è stato registrato un rateo di dose di 16.700 rem/h (167 Sv/h). L'esplosione dell'unità

3 ha seriamente minacciato il lavoro all'interno dello stabilimento. I detriti sul terreno hanno

registrato tassi di dose superiore a 1.000 rem/ora (10 Sv/h), e i lavoratori che stavano

implementando l'iniezione di acqua per l'unità 2 non potevano più effettuare il presidio

continuo dell'autopompa antincendio a causa delle dosi elevate.

Il 15 marzo, le dosi elevate in tutto l'impianto hanno portato i funzionari TEPCO ad evacuare il

personale non essenziale al sito di Fukushima Daini. Settanta operai sono rimasti sul posto e

650 evacuati a Fukushima Daini.

I livelli alti di radiazioni di superficie e di contaminazione aerea in tutto il sito hanno ben presto

comportato la contaminazione anche dell'Emergency Response Center. L'accumulo di

contaminazione non è stato riconosciuto fino a quando le indagini radiologiche nell'edificio

sono state eseguite il 24 marzo. Di conseguenza, i controlli non erano in atto per impedire

l'ingestione, e alcuni lavoratori hanno ricevuto notevoli dosi interne. Per esempio, una

lavoratrice nell'edificio ha superato i 500 mrem (5 mSv) limite trimestrale dose e si e verificato

che aveva ricevuto 1.350 mrem (13,50 mSv) di dose interna.

Il 22 marzo e il 23, le indagini della radioattività nell'aria e ratei di dose in tutto il sito hanno

iniziato ad essere raccolti e documentati. Le dosi sono documentate nella Figura 5.3-1. Dosi

localizzate superiori a 1.000 rem/ora (10 Sv/h) sono state successivamente scoperte.

INPO 11-005

41

Figura 5.3-1 Intensità di dose nel sito

Le dosi all'interno degli edifici reattore e turbina sono state rilevate nel mese di aprile e maggio.

Le dosi a 3,3 piedi (1 m), sopra l'acqua accumulata negli edifici turbina variava da 0,3 rem/hr

(0,003 Sv/h) nell'unità di 4 a 100 rem/h (1 Sv/h) all'unità 2. In generale, i tassi di dose negli

edifici reattore variavano da leggermente meno di 1 rem/h (0,01 Sv/h) a circa 43 rem/ora (0,43

Sv/h) all'unità 2. Una zona localizzata intorno ad una perdita di vapore relativa all'unità 1 aveva

dosi fino a 400 rem/h (4 Sv/h). Campioni d'aria raccolti negli edifici reattore hanno misurato

concentrazioni equivalenti di iodio-131 pari ad un massimo di 3 rem/ora (0,03 Sv/h) della dose

alla tiroide se respirata da un lavoratore non protetto. Sebbene alte concentrazioni d'isotopi di

stronzio, un emettitore beta forte, sono stati scoperti fuori sede, le misure dei tassi di dose di

raggi beta non sono state documentate nei sondaggi disponibili sull'impianto. Come risultato

degli alti livelli di contaminazione beta, due lavoratori hanno ricevuto ustioni beta quando

hanno camminato nell'acqua d'edificio turbina.

5.4 Dosi e misure di protezione al confine e fuori sito

Le evacuazioni nella zona circostante l'impianto sono state ordinate alle 20:50 dell'11 marzo

per le persone che vivevano entro 1,2 miglia (2 km) dalla centrale. L'evacuazione è stata estesa

a 1,9 un miglia (3 km) di raggio alle 21:23, e a quelli entro 6,2 miglia (10 km) è stato ordinato

al riparo nelle loro case.

Il primo aumento dei tassi di dose al confine del sito è stato individuato a 04:04 del 12 marzo.

La dose nei pressi del cancello principale è aumentata dallo sfondo normale di 0,007 mrem/ora

(0,07 microSv/h) a 0,1 mrem/ora (1,0 microSv/h). Questi dati, insieme a una diminuzione della

pressione Drywell, hanno indotto il personale della sala controllo dell'unità 1 a concludere che

si era verificato un rilascio di materiali radioattivi. Alle 05:44, il Primo Ministro ha esteso il

raggio di evacuazione a 6,2 miglia (10 km), ed un comunicato stampa TEPCO alle 06:00 ha

riportato dosi elevate in tutto il sito.

Alle 10:20 del 12 marzo, mentre all'unità 1 gli operatori stavano tentando di aprire la valvola di

sfiato del contenitore primario, il tasso di dose al confine del sito per breve tempo ha superato

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42

38,5 mrem/ora (0,385 mSv/h). In seguito ratei di dose anno raggiunto brevemente i 101,5

mrem/ora (1,015 mSv/h) al confine del sito, e vapore è stato visto uscire dal camino, dopo che

gli operatori, utilizzando una fornitura temporanea d'aria compressa, hanno sfiatato il toro

dell'unità 1 alle 14:10. Il tasso di dose al confine del sito è rimasto stabilmente elevato dopo

l'esplosione avvenuta relativa all'unità 1 alle 15:36. Il raggio di evacuazione è stato esteso a

12,4 miglia (20 km) alle 18:25. Nel corso del giorno successivo, i tassi di dose sono rimasti

elevati ben al di sopra del fondo normale con aumenti periodici, indicando che altri rilasci

radiologici hanno continuato a verificarsi.

Il 13 marzo alle 13:00, la pressione nel Drywell dell'unità 3 e nel toro cominciò a diminuire

rapidamente, indicando una fuoriuscita dal contenitore primario. I ratei di dose al confine del

sito sono aumentati a 155,7 mrem/ora (1,557 mSv/h).

Non ci sono stati cambiamenti apprezzabili nei tassi di dose al confine del sito il 14 marzo a

seguito dello sfiato del contenitore primario dell'unità 3, perché la direzione del vento soffiava

il pennacchio verso l'oceano. Tuttavia, il rilascio è stato probabilmente molto grande dato che il

monitoraggio radiazioni del Drywell recuperato brevemente poco prima della sfiato dell'unità 3

ha indicato un rateo di dose di 16700 rem/h (167 Sv/h). Il vento continuava a soffiare verso

l'oceano, e il rateo di dose al confine del sito non è aumentato quando un'esplosione d'idrogeno

è avvenuta all'unità 3 alle 11:01. I tassi di dose al confine del sito sono aumentati fino ad un

massimo di 313 mrem/ora (3,13 mSv/h) in tarda serata, e ratei di dose elevati sono stati

misurati 62 miglia (100 km) a sud dell'impianto.

Il 15 marzo a 08:20, le dosi al confine del sito cominciarono a aumentare rapidamente a 821

mrem/ora (8,21 mSv/h). Questo incremento s’è verificato circa due ore dopo che la pressione

del Drywell dell'unità 2 è cominciata a diminuire. Questa fuga è probabilmente stata

responsabile di gran parte delle dosi elevate poi scoperte all'esterno a causa delle deposizioni

che si sono verificate in molte aree per le contemporanee precipitazioni. I funzionari di governo

hanno ordinato che gli abitanti tra 12,4 miglia (20 km) e 18,6 miglia (30 km) dal sito

rimannessero al riparo. I tassi di dose più alti registrati al confine del sito sono stati misurati il

16 marzo, quando hanno raggiunto 1085 mrem/ora (10,85 mSv/h).

Controlli di routine dei tassi di dose hanno cominciato ad essere raccolti, nella zona al di fuori

del raggio di 12,4 miglia (20 km) dello stabilimento, il 16 marzo. Il tasso di dosaggio più alto,

di 17 mrem/ora (0,17 mSv) è stato misurato 19 miglia (30,5 km) a nord-ovest della centrale. I

campioni d'aria prima dal confine del sito, il 22 e il 23 marzo, avevano concentrazioni di iodio-

131 pari a circa 80 mrem (0,8 mSv) di dose alla tiroide ogni ora, se inalata da un individuo non

protetto. La concentrazione è rimasta tra il 25 e il 200 per cento di questo valore fino al 18

aprile 2011. Le indagini all'interno di 12,4 miglia (20 km) sono iniziate il 30 marzo. La mappa

mostrata in Figura 5.4-1, che è stato creato sulla base dei risultati dell'indagine, è

rappresentativa di queste indagini iniziali.

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43

Figura 5.4-1 Risultati iniziali dei rilievi fuori sito

Il 21 marzo funzionari del governo, hanno emesso la prima direttiva per il pubblico di prendere

ioduro di potassio e restrizioni al consumo di cibo e acqua. La direttiva per l'assunzione

obbligatoria di ioduro di potassio ha incluso gli abitanti di diversi villaggi e città all'interno

della zona interessata. Ioduro di potassio sufficiente per 900.000 persone è stato distribuito

entro 31 miglia (50 km) di raggio dell'impianto. Tuttavia, poiché le evacuazioni erano già state

completate, lo ioduro di potassio non è stato distribuito alla popolazione.

Restrizioni alimentari hanno incluso la distribuzione di articoli, come spinaci e latte crudo

provenienti da Fukushima e alcune prefetture vicine. Mentre le restrizioni alimentari hanno

continuato a essere gestite dopo l'evento, tutte le restrizioni d'acqua che erano andate in vigore

sono state revocate dal 1 aprile 2011, tranne in un piccolo villaggio dove rimasero fino a 10

Maggio 2011 soltanto per i neonati.

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6.0 Riferimenti

1. Report of the Japanese Government to the IAEA Ministerial Conference on Nuclear Safety –

The accident at TEPCO’s Fukushima Nuclear Power Stations, June 2011.

2. IAEA International Fact-Finding Expert Mission of the Fukushima Dai-Ichi NPP Accident

following the Great East Japan Earthquake and Tsunami, 24 May – 2 June 2011.

3. TEPCO Report to NISA (in giapponese).

4. Effects of the Earthquake and Tsunami on the Fukushima Daiichi and Daini Nuclear Power

Stations, May 24, 2011.

5. Dati dell'impianto TEPCO.

6. Vari comunicati stampa ufficiali TEPCO, NISA e JNES.

7. Japan Nuclear Technology Institute (JANTI). 24 March 2011. What happened in the TEPCO

Fukushima Daiichi Nuclear Power Station?

8. TEPCO Official Timeline.

9. Results of Monitoring at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station.

Altre risorse per quest’indagine:

Japan Atomic Industrial Forum, Inc. April 2011. Information on Status of Nuclear Power Plants

in Fukushima.

Japan Nuclear Energy Safety Organization (JNES). 19 April 2011. Assessment of the Spent

Fuel Pool of Fukushima Daiichi Unit 4.

Nuclear and Industrial Safety Agency (NISA) and Japan Nuclear Energy Safety Organization

(JNES). 4 April 2011. The 2011 off the Pacific coast of Tohoku Pacific Earthquake and the

seismic damage to the NPPs.

Tokyo Electric Power Company. 9 April 2011. Investigation Results of Tsunami at Fukushima

Daiichi and Daini Nuclear Power Stations.

Tokyo Electric Power Company. 17 April 2011. Roadmap towards Restoration from the

Accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station.

Tokyo Electric Power Company. 18 April 2011. The Great East Japan Earthquake and Current

Status of Nuclear Power Stations.

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45

7.0 Informazioni aggiuntive

7.1 Progettazione antisismica base .

I criteri di progettazione antisismica per le centrali nucleari giapponesi sono stabiliti dalla

Commissione per la sicurezza nucleare (CSN) del Giappone, come documentato nella NSC

Regulatory Guides for Power-generating Light Water Reactors. I criteri di progettazione

antisismica a Fukushima Daiichi comprendono informazioni d'indagini geologiche e il calcolo

di valori di progetto sulla base di un terremoto da origini conosciute e ipotetiche. La base di

progettazione antisismica per Fukushima Daiichi è stata derivata dal terremoto del 1938

Shioyazaki off-shore, che s’è verificato in prossimità del sito ed è stato considerato come il

terremoto fra placche specifiche che avuto l'impatto più rilevante sul sito. La fonte ipotetica si

basava sull’incertezza relativa associata alle condizioni geologiche e all'incapacità di valutare

in modo completo tutti i terremoti probabili che si sarebbero potuti verificare in prossimità del

sito. La probabilità di superare la base di progettazione antisismica moto del suolo è stata

valutata da 10-4

a 10-6

.

Il terremoto dell'11 marzo s’è verificato su tutta un'area in cui si erano precedentemente

verificati diversi singoli terremoti minori. Lo sviluppo contemporaneo della frattura su una

vasta area ha contribuito a generare il più grande terremoto che il Giappone abbia mai subito e

il quarto più grande terremoto registrato in tutto il mondo. L'analisi della progettazione

antisismica base, non aveva considerato la possibilità di un terremoto coinvolgente più settori.

Il terremoto dell'11 marzo ha superato il valore massimo di accelerazione per le unità 2, 3, e 5

in direzione est-ovest, come misurato dai sismometri della piattaforma di fondazione

dell'edificio reattore.

Il terremoto ha danneggiato gli interruttori delle linee di trasporto esterne ad alta tensione nelle

unità 1 e 2, causando una perdita dell'alimentazione esterna di entrambe le unità. Un relè di

protezione è intervenuto, causando l'apertura degli interruttori della sottostazione Shin

Fukushima Power, con una conseguente perdita di alimentazione esterna alle unità 3 e 4 (il

trasformatore di avviamento dell'unità 3 era fuori servizio per lavori di adeguamento previsti

prima del terremoto). Le unità 5 e 6 hanno perso energia quando il traliccio n.27 delle linea di

trasmissione, che sosteneva entrambe le linee a 66 kV è crollato. Così il terremoto ha causato la

perdita di tutte le alimentazioni esterne per tutte e sei le unità.

Anche se nessuna revisione antisismica formale era stata eseguita, un controllo delle misure

registrate dell'impianto e delle registrazioni dell'operatore, non indica che alcun danno sismico

abbia impedito la risposta al terremoto. Prima del maremoto, tutti i generatori diesel di

emergenza disponibili si sono avviati e collegati come previsto, e ogni sistema di

raffreddamento di emergenza del nucleo che gli operatori hanno utilizzato, sembra aver operato

come previsto. Le indicazioni di pressione e di livello acqua, del reattore e del contenitore

primario per le unità 1, 2 e 3, sono apparse quelle previste a seguito di uno SCRAM e non

hanno indicato alcuna potenziale avaria del sistema di raffreddamento del reattore, prodotta dal

terremoto

46

Preliminare dei dati sismici - Fukushima Daiichi, strumento sismico della piattaforma di fondazione edificio reattore 3

Figure 7.1-1 Preliminary Seismic Data

I grafici indicano i valori osservati confrontati con i criteri della progettazione antisismica di base.

Ss-1: progettazione base per terremoti crostali interni e terremoti interplacca

Ss-2: base per la progettazione terremoti intraplacca oceanici

Ss-3: base di progettazione per sorgenti ipotetiche (non specificate)

3 “Seismic Ground Motion Due to Great East Japan Earthquake and Seismic Ground Motion Accounted for in Seismic Safety Assessments,” provided by TEPCO

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7.2 Tsunami Design Basis

7.2 Progettazione anti maremoto base .

Nel 1960, quando TEPCO ha chiesto la licenza edilizia a Fukushima Daiichi, era pratica

comune adottare come base del progetto contro il maremoto, l'altezza derivata da

registrazioni di eventi noti. La simulazione numerica del maremoto in conformità a

modelli di generazione di maremoto (terremoti), non cominciò fino alla metà degli anni

'70. L'originale maremoto base di progetto per Fukushima Daiichi era basato sul maremoto

cileno del 1960, che ha provocato un livello storico di sollevamento di 10,2 piedi (3,122

m) al porto Onahama, appena a nord dello stabilimento. Così, 10,2 ft (3,122 m) è stata la

base di progettazione per Fukushima Daiichi quando è stata rilasciata la licenza edilizia.

La base di progettazione per il maremoto di Fukushima Daiichi ha considerato solo

l'inondazione d’acqua e le pressioni statiche, e non la forza d'urto dell'onda o l'impatto di

detriti trasportati dall'onda. Il progetto comprendeva un frangiflutti, che variava in altezza

da 18 ft (5,5 m) ad un massimo di 32,8 piedi (10 m), come mostrato nella sezione 1.1.

Dopo la pubblicazione di Tsunami Assessment Methods for Nuclear Power Plants in

Japan dalla Società giapponese degli Ingegneri Civili (JSCE) nel 2002, TEPCO ha

rivalutato volontariamente la sua base di progettazione contro il maremoto. Utilizzando

queste nuove tecniche di valutazione deterministica, tuttavia, TEPCO ha stabilito che il

maremoto base di progetto avrebbe portato a un livello d'acqua massimo di 18,7 ft (5,7 m).

Dato che questi cambiamenti sono stati fatti volontariamente e non sotto la direzione del

legislatore, la determinazione base della licenza non è cambiata. Secondo la valutazione, la

quota della motopompa acqua mare per il generatore diesel di emergenza dell'unità 6 è

stata sollevata di 7,9 pollici (20 cm), e la motopompa acqua mare per lo spruzzo d’acqua

ad alta pressione del nucleo è stata sollevata di 8,7 pollici (22 cm). Questi cambiamenti

assicuravano che tutti i motori vitali relativi all’acqua di mare fossero stati stati installati

sopra il livello della nuova valutazione: 18,7 piedi (5,7 m). La nuova analisi non ha

considerato o richiesto la riprogettazione della centrale per mitigare l'impatto delle forze

idrodinamiche. La diga non è stata modificata quando è stata rivalutata l'altezza perché

non era destinata a proteggere dal maremoto, ma piuttosto per ridurre al minimo l'azione

delle mareggiate nel porto.

L'analisi del maremoto del 2002 ha considerato un maremoto generato da otto diverse

sorgenti in zone contigue, al largo delle coste del Giappone. L'11 marzo il terremoto è

stato provocato dalla frattura multipla di questi settori, con un maremoto conseguente

maggiore del previsto. Il maremoto causato da rotture in settori numerosi, non era stato

ritenuto credibile nell'analisi.

Il maremoto dell’11 marzo è stato il più grande nella storia del Giappone.

Nel 2006, la TEPCO aveva condotto uno studio sullo sviluppo dell’analisi probabilistica

del pericolo di maremoto, che ha utilizzato la costa di Fukushima come esempio. Lo

studio ha stimato che la probabilità che la costa di Fukushima subisse un maremoto

superiore a 19,7 piedi (6 m) nei prossimi 50 anni era meno di un centesimo.

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48 7.3 Specifiche della centrale

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Descrizione del sistema di sfiato del recipiente contenitore primario

Tra il 1999 e il 2001, TEPCO ha modificato la progettazione del sistema di sfiato del contenitore

primario con l'aggiunta di nuovi tubi di sfiato che si estendono dalla camera di soppressione e dal

Drywell ai camini. Questi tubi di sfiato sono stati aggiunti per fornire un sistema di sfiato del

contenitore primario durante incidenti gravi. Le tubazioni modificate di sfiato hanno bypassato il

sistema di trattamento dei gas di standby (SGT) per consentire agli operatori un metodo di sfiato

del contenitore primario anche quando la pressione è alta. Il collegamento delle tubazioni con il

camino di sfiato è dotato di un disco di rottura. (Vedi figure 7.4-4 e 7.4-5).

Figura 7.4-4 Schema del sistema di sfiato del contenitore primario dell'unità 1

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Figura 7.4-5 Schema generale del sistema di sfiato delle unita 2 e 310

________________________ 10 Report of the Japanese Government to the IAEA Ministerial Conference on Nuclear Safety, June 2011

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7.5 Struttura Organizzativa e del Personale

La centrale di Fukushima Daiichi utilizza una sala controllo condivisa per ogni due unità (tre sale

controllo, cinque equipaggi per turno di sala controllo). Una squadra operativa è responsabile per

ogni sala controllo e per le due unità associate. La rotazione del turno avviene secondo un turno

standard a cinque di 12 ore, con 10 giorni di formazione dopo ogni cinque rotazioni di turno. La

catena di comando è configurata nel modo seguente (mostrata unità 1-2 ).

Capo turno

Sovrintendente d'unità (Unità 1-4) Sovrintendente d'unità (Unità 5-6)

Direttore Generale di sezione

Operativa (Unità 5-6)

Direttore Generale di sezione

Operativa (Unità 1-4)

Soprintendente del sito

Assistente Capo turno

Operatore senior

unita 1

Operatore senior

unita 2

Assistente

Operatore Senior

Operatore ausiliario Operatore ausiliario Operatore ausiliario Operatore ausiliario

Operatore Principale di turno

unità 1

Operatore Principale di turno

unità 2

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7.5 Struttura organizzativa e del personale

Posizioni equivalenti approssimative per unità nucleari degli Stati Uniti (non esattamente):

Giappone

Capo turno

Assistente capo turno

Operatore senior d’unità

Operatore Principale di turno

Assistente Operatore Senior

Operatore ausiliario

USA

Responsabile di turno

Supervisore di sala controllo

Operatore-ai controlli (simile a livello operatore

senior del reattore in Giappone)

Operatore al reattore bilancio d’ impianto

(riferisce all’operatore senior d’unità)

Supervisore di campo

Operatore generico

In condizioni di incidente grave, il supervisore del sito è responsabile della supervisione

dell'Emergency Response Centre. Il Capo turno riferirà direttamente al sovrintendente del sito

durante queste emergenze.

Personale operativo al momento dell'evento

Sono di seguito analizzati gli equipaggi operativi:

All'unità 1 e 2 c'erano 11 operatori e 1 tirocinante.

All'unità 3 e 4 c'erano 8 operatori e 1 tirocinante. (Il personale minimo di turno all'unità 4

era ridotto, a causa della fermata per rifornimento.)

L'organizzazione normale del turno operativo per ciascuno dei due equipaggi d'unità

include un capoturno, un assistente capoturno, due operatori senior, un assistente

operatore senior, due operatori di turno principali e quattro operatori ausiliari.

Una squadra in addestramento si rapporta con la centrale per assistere nelle operazioni.

Personale in centrale al momento dell'evento

Immediatamente dopo il maremoto, circa 400 persone (circa 130 operatori e 270 persone

addette alla manutenzione) erano disponibili per il processo di recupero.

Circa 70 dipendenti TEPCO (addetti alla manutenzione) e circa 40 persone provenienti da

società affiliate erano impegnati nel lavoro iniziale sul campo per recuperare le unità da 1

a 3. La maggior parte del lavoro è stato il recupero della strumentazione e

dell'alimentazione.

7.6 Formazione degli operatori

I programmi iniziali di formazione per operatori del reattore sono forniti dalla BWR Training

Center Corporation (BTC), che si trova vicino a Fukushima Daiichi. TEPCO è uno degli azionisti

della società. Il sovrintendente del sito certifica le qualifiche iniziali di operatori senior, operatori

principali di turno, e operatori ausiliari. Per legge, per i supervisori del turno devono ottenere la

licenza. Il processo di autorizzazione comprende una valutazione delle loro conoscenze e

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competenze. Il Japan Nuclear Technology Institute (JANTI) svolge questa valutazione e rilascia il

titolo.

I programmi di formazione continua sono sviluppati e attuate in centrale. Gli operatori ricevono

circa 80 ore di formazione continua l'anno. Un comitato di esame del curriculum di formazione

seleziona il materiale per la formazione continua. Gli argomenti di formazione sono in genere

basati su operazioni fondamentali, miglioramento delle prestazioni, esperienza operativa, e sulle

nuove esigenze di prestazioni del lavoro. La formazione è effettuata in aula e tramite simulatore e

con periodi d'addestramento per affiancamento. Alcuni interventi formativi sono effettuati per

posizioni specifiche, come capoturno (SS), operatore senior (SO), e operatore di turno principale

(MSO). Temi della formazione continua sono i seguenti:

Argomento

Squadra operativa (avvio del reattore, AOP / EOP)

sistemi impiantistici, AOP / EOP

AOP / EOP / SOP

Fondament

Specifiche tecniche

Aspettative, efficienza umana

Popolazione

Tutti

MSO / SO

SS

TUTTI

TUTTI

TUTTI

Location

SIM

Class / SIM

Class / SIM

SIM

classe

classe

Time(ore)

30

24

3

9

9

3

Durante la formazione continua, tutti gli operatori sono tenuti a mantenere e migliorare le loro

prestazioni per supportare il funzionamento sicuro ed affidabile. Per garantire che venga

raggiunto questo obiettivo, le conoscenze e le capacità dell'operatore vengono valutate attraverso

esami scritti, valutazioni al simulatore, e valutazioni di prestazioni su compiti. L'esame standard

include prescrizioni per obiettivi di apprendimento di ordine superiore, come ad esempio la

capacità di diagnosticare le condizioni degli impianti e stabilire le priorità delle azioni di risposta.

Fukushima Daiichi ha un simulatore completo, che simula l'unità 3 (BWR-4 con un contenitore

primario Mark I) e un simulatore di limitata portata, che simula Unità 1 (BWR-3 con un

contenitore primario di Mark I). Gli operatori TEPCO utilizzano anche due simulatori completi

presso il BTC, che simulano le unità 3 e 4 (BWR-4 con un contenitore primario di Mark I).

Lo schema di seguito illustra la progressione tipica e i requisiti di formazione per gli operatori. I

tempi segnati indicano il tempo approssimativo speso in ogni posizione.

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Figura 7.6-1 Carriera degli operatori e requisiti di formazione

7.7 Struttura normativa

La responsabilità governativa per il funzionamento sicuro degli impianti nucleari del Giappone è

divisa tra più agenzie governative. Queste sono le agenzie e le loro responsabilità:

Il Ministero dell'Economia, del Commercio e dell'Industria (METI) ha giurisdizione sui

reattori delle centrali elettronucleari commerciali in Giappone. L'Agenzia sicurezza

nucleare e industriale (NISA), che opera sotto l'autorità del METI, è responsabile per la

sicurezza dell'energia nucleare. La missione NISA è quella di garantire la sicurezza dei

mezzi vitali del popolo attraverso la regolamentazione del settore energetico e dalle

industrie connesse.

Nell'ottobre 2003 è stata istituita la Japan Nuclear Energy Safety Organization (JNES).

JNES ispeziona gli impianti nucleari e fornisce supporto tecnico su sicurezza e

valutazioni.

Il Ministero della Pubblica Istruzione, Cultura, Sport, Scienza e Tecnologia (MEXT) ha

diverse responsabilità, tra cui il monitoraggio delle radiazioni ambientali. MEXT è diviso

in due gruppi fondamentali: l'ufficio di ricerca e sviluppo e l'ufficio politico di scienza e

tecnologia. L'ufficio di ricerca e sviluppo è responsabile per la promozione dell'energia

nucleare, della scienza e della tecnologia l'ufficio politico è responsabile della normativa

della sicurezza nucleare. MEXT è anche responsabile per i limiti di dose di esposizione

professionale e aiuta i governi locali ad eseguire indagini ambientali a seguito di un

incidente.

La Commissione per la sicurezza nucleare (NSC) è un'agenzia indipendente che opera

sotto l'ufficio di gabinetto. La NSC è un'organizzazione amministrativa che prevede la

supervisione e le ispezioni delle norme di sicurezza di MEXT e METI, fornendo così una

verifica indipendente sulla gestione dei regolamenti nucleari in Giappone. La NSC ha una

gamma di missioni, compresa la pianificazione, la deliberazione, e le decisioni sulle

normative e le politiche relative alla sicurezza nucleare e la prevenzione dei rischi di

radiazioni, sulla base di conoscenze specializzate sulle tecnologie nucleari e di

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radioprotezione. La NSC ha il potere di formulare raccomandazioni agli organismi di

regolamentazione attraverso il Primo Ministro. La NSC promuove anche le comunicazioni

con il pubblico per migliorare la credibilità della sicurezza nucleare.

NISA occupa un centro esterno, che deve essere situato a 10 km dalla centrale. Ogni centrale

nucleare deve avere un proprio centro, anche ci sono altre centrali nelle immediate vicinanze.

Questi centri sono attrezzati per monitorare impianti e condizioni meteorologiche.

Il JNES analizza i dati e formula raccomandazioni su rifugio o evacuazione. JNES fornisce la

raccomandazione a NISA, che prende tale raccomandazione e la trasmette alle varie

organizzazioni governative.

Piano di emergenza

La preparazione e la realizzazione delle emergenze in Giappone coinvolge molte organizzazioni,

in loco, esterne, il governo nazionale, amministrazioni locali, legislatori, e imprenditori. Processi,

organizzazioni e attività includono le risposte ad eventi da informativa e ad emergenze non

riferiti, come definito di seguito. Un disegno è fornito per illustrare alcune di queste relazioni.

Una grande esercitazione in scala nazionale in risposta alle emergenze è condotta ogni anno per

esercitare le organizzazioni associate e garantire che il piano di emergenza sia in grado di

svolgere la sua funzione prevista.

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Figura 7.7-1 Relazioni organizzative nella risposta all'emergenza nucleare

Nuclear Emergency Preparedness Act

La legge sulle misure speciali in materia di preparazione di emergenza nucleare (comunemente

nota come Legge disastro nucleare) è stata emanata nel 1999 in risposta all'involontario incidente

di criticità del 30 settembre 1999 nello stabilimento di trasformazione dell'uranio di Tokai.

L'incidente ha provocato la sovraesposizione dei tre operai dell'impianto e ulteriori esposizioni

non pianificate a 66 persone tra lavoratori dell'impianto, abitanti locali e personale di supporto

d'emergenza.

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Il Nuclear Emergency Preparedness Act fornisce linee guida per rispondere ad un'emergenza

nucleare. L'atto è destinato a fornire una risposta strettamente coordinata tra le organizzazioni

competenti. Esso comprende le seguenti linee guida:

1) La notifica del licenziatario al Ministro del METI è prescritta dopo la dichiarazione di un

"evento speciale", come previsto dall'articolo 10 della legge sulla preparazione alle

emergenze nucleari.

2) Dopo aver ricevuto la notifica, il ministro avvia le azioni richieste e sostiene i governi

locali per evitare un'ulteriore estensione del disastro.

3) Se il ministro riconosce che lo "evento speciale" s’è degradato e che le condizioni

superano le soglie predeterminate associato ad una situazione di emergenza nucleare, il

Ministero riferisce immediatamente al Primo Ministro.

4) Il Primo Ministro è responsabile di dichiarare una "situazione di emergenza nucleare" e

dirigere i governi locali ad adottare misure di protezione, quali l'evacuazione, il rifugio, e

la somministrazione di ioduro di potassio.

5) Il Primo Ministro deve stabilire e dirigere il Quartier Generale di Risposta all'Emergenza

Nucleare (NERHQ) a Tokyo e stabilire le associate sedi NERHQ locali, esterne.

6) La NSC convoca una organizzazione composta da commissari e consulenti, nota come

l'organizzazione consultiva tecnica in caso di emergenza, che fornirà consulenza tecnica al

Primo Ministro.

7) I governi locali devono stabilire la propria sede di risposta alle emergenze.

8) Il Consiglio congiunto per gli interventi di emergenza nucleare è stabilito di condividere

le informazioni tra i governi nazionali, quelli locali e le organizzazioni correlate.

TEPCO ha anche un manuale aziendale di risposta alle emergenze. Questo manuale definisce tre

condizioni di allarme per quando si verifica una catastrofe o è probabile che si verifichi.

L'organizzazione di risposta all'emergenza della centrale è temporaneamente attiva quando

vengono dichiarate condizioni di allarme. I tre livelli di allarme sono:

Livello di allerta 1 è dichiarato quando è previsto o s’è verificato un disastro.

Livello di allerta 2 è dichiarato quando è previsto o s’è verificato un grande disastro.

Livello di allerta 3 è dichiarato quando s’è verificato un grande disastro che potrebbe

richiedere un lungo tempo di ripristino.

L'organizzazione di risposta alle emergenze opera fuori da un Emergency Response Center di

centrale. Si tratta di un nuovo edificio che è stato aggiunto in seguito al terremoto Niigata-

Chuetsu-oki nel 2007. L'edificio è stato progettato sismicamente, è in una posizione elevata, e ha i

generatori di backup per fornire l'alimentazione, in modo che ha resistito al terremoto e dello

tsunami. Questo è il luogo di lavoro per il sovrintendente del sito nell'adempimento del ruolo di

direttore d'emergenza.

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A seguito di una dichiarazione di emergenza, la sede centrale attiverà il centro aziendale di

risposta di emergenza a Tokyo. Il centro aziendale di risposta di emergenza organizzato a

consigliare e istruire la centrale come necessario e a sostenerla per relazioni con i media. La sala

conferenza comunicato stampa si trova appena fuori dalla sede centrale di emergenza TEPCO

Capo Ufficio Nucleare.

Addestramento dell'organizzazione di risposta all'emergenza della centrale

Secondo la Tepco, l'organizzazione risposta all'emergenza di centrale effettua diverse

esercitazioni integrate ogni anno. Il numero degli scenari è sufficiente a garantire che ogni

membro dell'organizzazione di emergenza partecipi almeno a un'esercitazione l'anno.

Esercitazioni di livello inferiore o specifiche, come i trattamenti medici di emergenza,

evacuazioni, e esercitazioni di comunicazione, sono anche eseguite durante tutto l'anno. Gli

operatori devono inoltre partecipare ogni anno nel simulatore ad almeno un'esercitazione di

preparazione all'organizzazione di una risposta all'emergenza.

Unità di misura

abs assoluto

AC Corrente alternata

Bq Becquerel

°C Gradi Centigradi

cm Centimetri

cpm conteggi per minuto

DC Corrente continua

F Fahrenheit

ft piedi

gal galileo (acceleraz.ione)

gal gallone (volume)

gpm galloni al minuto

km kilometro

kPa kilopascal

kV kilovolt

lpm litri al minuto

MPa Megapascal

MWe megawatt elettrici

m metri

usv microsievert

mm millimetri

mrem millirem

mSv millisievert

psi pounds per square inch

psia psi assoluto

psig psi relative

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70

7.8 Acronimi e abbreviazioni

AMG linee guida gestione incidenti accident management guidelines

AOP procedura operativa anomala abnormal operating procedure

BWR reattore ad acqua bollente boiling water reactor

EDG generatore diesel di emergenza emergency diesel generator

EOP procedura operativa d’emergenza emergency operating procedure

CER Emergency Response Center Emergency Response Center

HPCI Sistema d’iniezione del liquido di raffreddamento

adalta pressione high pressure coolant injection

AIEA International Atomic Energy Association International Atomic Energy

Association

IC isolamento condensatore isolation condenser

INES Scala internazionale degli eventi nucleari e

radiologici International Nuclear and Radiological

Event Scale

INPO Istituto di Filiera energia nucleare Institute of Nuclear Power Operations

JANTI Giappone Nucleare Technology Institute Japan Nuclear Technology Institute

JNES Japan Nuclear Energy Safety Organization

JST Giappone Ora solare Japan Standard Time

M/C metalli placcati o ricoperti manovra metal clad switchgear

METI Ministero dell'Economia, del Commercio e

dell'Industria Ministry of Economy, Trade and

Industry

MEXT Ministero della Pubblica Istruzione, Cultura, Sport,

Scienza e Tecnologia Ministry of Education, Culture, Sports,

Science and Technology

MSO operatore principale di turno main shift operator

NERHQ Quartier Generale di Risposta all'Emergenza

Nucleare Nuclear Emergency Response

Headquarters

NISA Agenzia di sicurezza nucleare e industriale Nuclear and Industrial Safety Agency

NPP centrale elettronucleare nuclear power plant

NSC Commissione per la sicurezza nucleare Nuclear Safety Commission

P/C Power Center power center

PCV contenitore primario primary containment vessel

RCIC raffreddamento del nocciolo del reattore isolamento reactor core isolation cooling

RHR di assorbimento del calore residuo residual heat removal

RPV serbatoio in pressione del reattore reactor pressure vessel

SFP vasca del combustibile esausto spent fuel pool

SGT sistema di trattamento dei gas di standby standby gas treatment system

sims simulatore simulator

SLC controllo liquido in standby standby liquid control

SO operatore anziano senior operator

SOP Procedura Operativa Standard standard operating procedure

SRO operatore anziano di reattore senior reactor operator

SRV valvola di sicurezza safety relief valve

SS Capo turno shift supervisor

TAF Sommità del carburante attivo top of active fuel

TEPCO Tokyo Electric Power Company. Tokyo Electric Power Company

UHS dissipatore di calore finale ultimate heat sink

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71

8.0 Sequenza eventi e tabella temporale

8,1 unità 1

Data TEMPO Unità 1 Azioni 11-mar 14:46 Il terremoto supera il setpoint del sensore sismico C.

11-mar 14:46 Il terremoto supera il setpoint del sensore sismico B.

11-mar 14:46 Segnale sismico di scatto per l'arresto automatico del reattore SCRAM

11-mar 14:47 Il computer dell'impianto indica che tutte le barre di controllo sono completamente inserite.

11-mar 14:47 Le valvole d'isolamento vapore principale interne ed esterne chiudono a causa della perdita di alimentazione elettrica

esterna.

11-mar 14:47 Scatto automatico turbina per elevate vibrazioni

11-mar 14:47 Sbarre a 6,9 kV 1D perdita di alimentazione

11-mar 14:47 Sbarre a 6,9 kV 1C perdita di alimentazione

11-mar 14:47 Il generatore diesel d'emergenza EDG 1B si avvia e si connette alimentando le sbarre a 6,9 kV 1D; perdita

alimentazione sbarre 6,9 kV 1D cancellata.

11-mar 14:47 Il generatore diesel d'emergenza EDG 1A si avvia e si connette alimentando le sbarre a 6,9 kV 1C; perdita

alimentazione sbarre 6,9 kV 1C cancellata.

11-mar 14:47 Il livello dell'acqua del reattore inizialmente crolla, a causa del collasso delle bolle di vapore. Il livello dell'acqua

all'interno del reattore resta nella banda normale e gli operatori non hanno bisogno di avviare il sistema d'iniezione ad

alta pressione del liquido di raffreddamento.

11-mar 14:52 Il selettore di modalità reattore è in arresto.

11-mar 14:52 Entrambi i condensatori di isolamento (IC) sono avviati automaticamente. La pressione del recipiente in pressione del

reattore (RPV) inizia a diminuire con l'acqua fredda che viene riciclata attraverso il nucleo del reattore dai

condensatori d'isolamento (IC). Il livello dell'acqua del reattore era nel range di livello normale, e l'iniezione ad alta

pressione del liquido di raffreddamento (HPCI) non era necessaria per regolarlo.

11-mar 15:02 Il reattore è stato confermato subcritico.

11-mar 15:03 Gli operatori hanno rimosso manualmente i condensatori d'isolamento dal servizio.

11-mar 15:03 I lavoratori hanno rimosso il condensatore d'isolamento dal servizio chiudendo le valvole motorizzate d'isolamento

esterno (MO-3A e B) del percorso di ritorno freddo dal Drywell. Queste azioni sono state prese perché il tasso di

raffreddamento era superiore al 100 °F/hr (55 °C/hr), limite indicato nelle specifiche tecniche.

11-mar 15:06 Il quartier generale per le contromisure per un disastro grave è stato istituito presso l'ufficio TEPCO a Tokyo per

valutare i danni del terremoto e riprendersi dalla interruzione elettrica nell'area servita dalla TEPCO.

11-mar 15:07 Il raffreddamento e gli spruzzatori del toro sono stati riportati in servizio (15:07-15:10).

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Data TEMPO Unità 1 Azioni 11-mar 15:10 Gli operatori hanno stabilito che un solo treno di IC era necessario per controllare la pressione del reattore fra 870 e 1.015 psi

(da 6 a 7 MPa). Il sistema IC è azionato tramite l'apertura e la chiusura della valvola motorizzata (MO-3A) per controllare la

pressione del reattore.

11-mar 15:27 La prima onda di una serie di maremoti, generata dal terremoto, è arrivata alla centrale.

11-mar 15:35 Il secondo maremoto ha colpito la centrale.

11-mar 15:37 Si verifica la perdita di tutte le alimentazioni in corrente alternata. I sistemi di strumentazione e di emergenza si spengono a

poco a poco tra le 15:37 e le 15:50.

11-mar - La perdita dei sistemi di distribuzione di alimentazione in continua DC provoca la perdita delle indicazioni e degli allarmi della

sala controllo.

11-mar - L'illuminazione della sala controllo è stata persa e solo l'illuminazione di emergenza è rimasta.

11-mar - Le indicazioni del pannello di controllo del sistema HPCI erano appena accese, ma lentamente si sono spente. Gli operatori

deciso che il sistema HPCI non era disponibile perché gli indicatori sul pannello di controllo si erano spenti.

11-mar - Lo stato dei condensatori d'isolamento (IC) è stato perso sul pannello di controllo.

11-mar 15:42 Ai sensi dell'articolo 10, comma 1 della legge anti catastrofe nucleare la TEPCO è entrata nel suo piano di emergenza per la

perdita di tutte le alimentazioni in corrente alternata. Gli uffici governativi sono stati formalmente avvertiti dello stato

dell'emergenza. E' stato attivato il centro aziendale di risposta alle emergenze.

11-mar - L'allagamento ha provocato una perdita del sistema d'alimentazione elettrica della strumentazione, con una conseguente grave

perdita delle indicazioni di sala controllo, compresa l'indicazione del livello acqua reattore.

11-mar 16:36 Gli operatori non sono in grado di determinare né il livello dell'acqua del reattore né lo stato d'iniezione nel reattore.

Un'emergenza è stata dichiarata per la perdita delle fonti del sistema di emergenza d'iniezione per il raffreddamento del nucleo,

in conformità all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare. Le appropriate agenzie del governo sono state

avvertite alle 16:45.

11-mar - Batterie temporanee e cavi sono stati raccolti e portati alla sala controllo delle unità 1 e 2. Dopo aver confermato la topologia del

cablaggio utilizzando i disegni, le batterie sono state collegate ai pannelli della strumentazione. La priorità principale è stata

quella di verificare lo stato d'iniezione d'acqua nel RPV, così gli sforzi si sono concentrati su come collegare le batterie per

alimentare l'indicatore del livello dell'acqua del reattore.

11-mar - Il Centro di risposta d'emergenza (ERC) ha iniziato a esaminare le procedure di gestione degli incidenti e a controllare le

procedure di sfiato per determinare come aprire le valvole di sfiato del contenitore primario senza alimentazione elettrica. I

lavoratori del CER hanno attraversato l'edificio amministrativo e recuperato disegni e manuali necessari per sviluppare la

procedura.

11-mar 16:45 Gli operatori sono tornati in grado di determinare il livello dell'acqua del reattore. L'emergenza della indisponibilità di

determinare il livello dell'acqua del reattore è stata annullata, e le agenzie appropriate del governo sono state avvertite alle 16:55

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Data TEMPO Unità 1 Azioni 11-mar 17:07 Gli operatori hanno nuovamente perso la capacità di verificare il livello dell'acqua del reattore o lo stato d'iniezione d'acqua. Il

piano di emergenza è rientrato, a norma dell'articolo 15, comma 1 della legge anti catastrofe nucleare. Le appropriate agenzie

del governo sono state avvertite formalmente alle 17:12.

11-mar 17:12 Il sovrintendente del sito ha ordinato ai lavoratori di studiare i metodi d'iniezione d'acqua nel reattore utilizzando il sistema

antincendio o camion antincendio.

11-mar - Gli operatori hanno esaminato i metodi alternativi per l'iniezione d'acqua secondo le procedure di gestione degli incidenti

(AMG) e hanno confermato il percorso d'iniezione, utilizzando la pompa antincendio installata, nel RPV attraverso il sistema di

spruzzo nucleo.

11-mar 17:30 La motopompa antincendio diesel installata è stata avviata e lasciata predisposta pronta, in attesa.

11-mar - Gli operatori hanno predisposto la linea alternativa di valvole d'iniezione d'acqua dal sistema antincendio al sistema spruzzo

nucleo, aprendo manualmente le valvole nell'edificio reattore. Il lavoro è stato eseguito nella più completa oscurità.

11-mar - L'effettiva iniezione avrebbe potuto iniziare solo dopo che l'RPV fosse stato depressurizzato sotto i 100 psi (0,69 MPa).

11-mar 18:18 In qualche modo, l'alimentazione DC è stata parzialmente ripristinata, questo ha permesso di accendere le luci di indicazione del

pannello di controllo IC, per poter azionare le valvole motorizzate M0-3A e M0-2A. Le valvole erano indicate chiuse.

11-mar 18:18 Gli operatori hanno messo in servizio il condensatore di isolamento aprendo le valvole motorizzate MO-3A e MO-2A. E' stato

osservato vapore provenire dal condensatore.

11-mar 18:25 Il condensatore di isolamento è stato fermato con chiusura della valvola MO-3A.

11-mar 20:07 Poiché non c'erano indicazioni disponibili nella sala controllo, gli operatori hanno controllato localmente la pressione del

reattore nell'edificio reattore. La pressione del reattore era di 1.000 psi (6,9 MPa).

11-mar 20:49 Un piccolo generatore elettrico portatile è stato installato e ha restituito un po' d'illuminazione temporanea nella sala controllo

unità 1-2.

11-mar 20:50 Le autorità della prefettura di Fukushima hanno ordinato l'evacuazione della popolazione entro un raggio di 1,2 miglia (2 km) da

Fukushima Daiichi.

11-mar 21:19 L'indicazione del livello d'acqua è stata ripristinata nella sala controllo. La misura del livello dell'acqua del reattore era di circa 8

pollici (200 mm) sopra sommità del combustibile attivo (TAF).

11-mar 21:23 Il Primo Ministro ha ordinato l'evacuazione della popolazione entro 1,9 miglia (3 km) di raggio della centrale e il rifugio per la

popolazione fra 1,9 e 6,2 miglia (da 3 km a 10 km) di raggio della centrale.

11-mar 21:30 Gli operatori hanno posto il condensatore di isolamento in servizio con l'apertura della valvola MO-3A. La produzione di vapore

al condensatore è stata confermata.

11-mar 21:51 L'accesso all'edificio reattore è stato ristretto a causa degli alti tassi di dosaggio.

11-mar 22:00 Il livello dell'acqua del reattore indica 21,7 pollici (550 mm) sopra sommità del combustibile attivo.

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Data TEMPO Unità 1 Azioni 11-mar 23:00 Un rilevamento tassi di dose di radiazioni ha identificato 120 mrem/ora (1.200 μSv/h) davanti alla porta a nord dell'edificio

reattore al primo piano dell'edificio turbina e 50 mrem/ora (500 μSv/h) davanti alla porta sud.Le autorità governative sono state

avvertite formalmente alle 23:40.

11-mar 23:50 Una squadra di ripristino del CER ha collegato il generatore temporaneo, usato per fornire un po' d'illuminazione alla sala

controllo, allo strumento di pressione Drywell.L'indicazione era 87 psi (600kPa).

12-mar - In tarda sera dell'11 marzo e nelle prime ore del mattino del 12 marzo, gli automezzi generatori dalla compagnia Tohoku

Electric Power e TEPCO sono arrivati al in centrale.

12-mar 00:06 Il sovrintendente del sito ha ordinato i preparativi per sfiatare il contenitore primario (PCV), perché la pressione Drywell era

probabilmente superiore a 87 psi (0,6 MPa).

12-mar - Nella sala controllo, gli operatori hanno raccolto i disegni delle tubazioni e della strumentazione, le procedure di gestione degli

incidenti, disegni valvola, e una scheda bianca. Gli operatori hanno cominciato a sviluppare una procedura per lo sfiato,

compreso l'azionamento manuale delle valvole, e la sequenza associata.

12-mar 00:30 Il governo ha confermato l'evacuazione della popolazione entro 1,9 miglia (3 km) dalla centrale.

12-mar 00:49 Una dichiarazione di emergenza è stata fatta per l'aumento anomalo della pressione Drywell che era probabilmente superiore a

87 psi (0,6 MPa). Le appropriate agenzie del governo sono state avvertite formalmente alle 16:45.

12-mar 01:30 Alle 01:30 circa, i funzionari TEPCO hanno informato Primo Ministro, Ministro del METI, e NISA della loro proposta per

sfiatare il contenitore primario. Il Primo Ministro, Ministro del METI, e la NISA d'accordo. La TEPCO aziendale CER ha detto

alla centrale che al 0300, il Ministro della METI e di altre associazioni che annunciano lo sfiato, e che dopo l'annuncio, la

centrale dovrebbe sfiato.

12-mar 01:45 Il governo ha riconfermato l'evacuazione della popolazione entro 1,9 miglia (3 km) della centrale.

12-mar 01:48 Ad un certo punto, la motopompa diesel antincendio installata, che era predisposta per pompare l'acqua nel reattore non ha più

funzionato. Nel tentativo di riavviarla, è stata rifornita di gasolio e delle batterie di scorta sono state portate nella sala e

collegate, ma la pompa non partiva. I lavoratori hanno iniziato a pensare di utilizzare gli automezzi antincendio per la rifornire

d'acqua l'impianto antincendio fisso.

12-mar - Danni agli idranti antincendio e perdite dal sistema incendio hanno reso impossibile utilizzare l'acqua filtrata come una fonte

d'acqua per le autopompe antincendio per la alimentare lo RPV. Le valvole di isolamento sono state chiuse per fermare le

perdite e mantenere il livello dell'acqua nei serbatoi d'acqua filtrata. La vasca antincendio è stata confermata disponibile per

l'uso come fonte d'acqua.

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Data TEMPO Unità 1 Azioni 12-mar - La centrale aveva tre autopompe, ma solo una era disponibile per l'iniezione d'acqua nel RPV dell'unità 1. Una era stata

danneggiata dal maremoto. La seconda era parcheggiata accanto alle unità 5 e 6, ma non poteva essere guidata all'unità 1, in

quanto i danni del terremoto alla strada e detriti dal maremoto avevano limitato il transito tra le unità da 1 a 4 e le unità 5 e 6.

12-mar - Per utilizzare l'autopompa disponibile, gli operai hanno dovuto rimuovere ostacoli e detriti per spostarla all'unità 1.Un pesante

serbatoio di olio combustibile, che era stato sollevato dal maremoto, ha bloccato la strada di fronte al vecchio edificio

dell'amministrazione, rendendola impraticabile.Il cancello di sicurezza aveva l'alimentazione elettrica e non s'è aperto,

impedendo l'accesso alla strada. Il team di risposta alle emergenze ha rotto un lucchetto sul cancello tra le unità 2 e 3,

consentendo al autopompa antincendio di arrivare alla unità 1.

12-mar - Sono state esaminate le alternative per l'iniezione d'acqua attraverso la linea di protezione antincendio. Autopompe aggiuntive e

il trasporto dell'acqua da parte della difesa sono stati considerati.

12-mar 02:24 In preparazione per lo sfiato manuale del contenitore primario, è stata fornita al CER una valutazione radiologica delle

condizioni di lavoro in sala toro. Con livelli di radiazione a 30 rem/h (300 mSv/h), i lavoratori sono stati limitati a 17 minuti di

tempo al fine di rimanere al di sotto del limite di radiazione previsto per la risposta all'emergenza di 10 rem (0,1 Sv). I lavoratori

erano tenuti ad indossare un autorespiratore (bombola), con 20 minuti di alimentazione di aria e sono stati forniti di compresse

di ioduro di potassio.

12-mar 02:30 La pressione del contenitore primario era aumentata a 122 psia (0,84 MPa assoluti). Il governo è stato informato al 0247.

12-mar 02:45 La pressione del reattore è scesa a 116 psi (0,8 MPa).

12-mar 02:55 I lavoratori in campo dell'unità 2 sono tornati in sala controllo e hanno riferito che il sistema RCIC era in funzione sull'unità 2.

Sulla base di tale relazione è stata data una priorità maggiore allo sfiato del contenitore primario dell'unità 1.

12-mar 03:06 Si è tenuta una conferenza stampa per annunciare l'intenzione di sfiatare il contenitore primario (PCV) dell'unità 1.

12-mar 03:45 I lavoratori hanno tentato di entrare nella porta della camera di compensazione dell'edificio reattore per eseguire rilievi. Non

appena hanno aperto la porta, i lavoratori hanno visto vapore e l'hanno richiusa. Nessun controllo era possibile.

12-mar - Gli operatori nella sala controllo hanno riesaminato e confermato ripetutamente le azioni necessarie allo sfiato del contenitore

primario. Hanno esaminato come azionare le valvole, la sequenza di funzionamento, la posizione fisica delle valvole, e così via.

Gli operatori hanno raccolto le attrezzature necessarie per eseguire l'operazione, tra cui tuta antincendio, autorespiratori,

dosimetri, apparecchi di misura, e torce.

12-mar 04:01 Sono state fornite al governo e alle autorità associate stime dell'esposizione provocata dallo sfiato.

12-mar 04:19 La pressione PCV inaspettatamente s’è ridotta e stabilizzata vicino a 113 psi (0,78 MPa), senza sfiato.

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Data TEMPO Unità 1 Azioni 12-mar 04:23 Aumenti dei livelli di radiazione sono stati osservati nell'area intorno al cancello principale. I tassi di dose sono aumentati da

0,0069 mrem/ora (0,069 μSv/h) alle 04:00, a 0,059 mrem/ora (0,59 μSv/h) alle 04:23. Questo è stato segnalato al governo e ad

altre agenzie alle 04:55.

12-mar 04:30 Il CER ha comunicato alla sala controllo che le operazioni sul campo sono state proibite a causa dell'allarme maremoto.

12-mar 04:50 Una dose di 0,1 mrem/ora (1 μSv/h) viene misurata al confine del sito.

12-mar 04:50 Ai lavoratori è stato prescritto d'indossare maschere intere con filtri a carbone e tuta, quando sono sul campo.

12-mar 05:00 Agli operatori nella sala controllo è stato prescritto d'indossare maschere intere con filtri a carbone e tuta.Le dosi nella sala

controllo sono aumentate a tal punto che gli operatori sono stati spostati sul lato della stanza dell'unità 2.

12-mar 05:14 I tassi di dose di radiazione sono aumentati con la diminuzione della pressione Drywell nel relativo impianto. I lavoratori hanno

concluso che questi parametri indicavano una perdita al Drywell. Questo è stato segnalato al governo.

12-mar 05:44 I livelli di radiazione al confine del sito sono aumentatati, e il primo ministro ha ampliato la zona di evacuazione intorno a

Fukushima Daiichi a 6,2 miglia (10 km).

12-mar 05:46 Un'autopompa antincendio ha iniziato l'iniezione d'acqua, prelevata dal serbatoio di stoccaggio acqua dolce antincendio, nel

reattore, attraverso il sistema di spruzzo nucleo.

12-mar - Inizialmente, l'autopompa antincendio era rifornita dal serbatoio di stoccaggio acqua antincendio, quindi è stata guidata vicino

all'edificio reattore per permettere all'acqua di essere iniettata attraverso la linea antincendio, che era stata collegata alla linea

spruzzo nucleo. Il serbatoio di stoccaggio acqua antincendio era situato a bassa quota, e la pressione di scarico dell'autopompa

dei vigili del fuoco sembrava essere insufficiente per superare la pressione del reattore e iniettare l'acqua nel nucleo. Ulteriori

complicazioni, come ad esempio dover guidare sotto un edificio crollato transitando tra il serbatoio e l'unità, hanno ancora

ritardato l'iniezione.

12-mar - Dopo alcuni tentativi ed errori, l'iniezione d'acqua continua è stata avviata collegando l'autopompa antincendio al serbatoio,

senza doverla posizionare a quota inferiore al serbatoio stesso. Un tubo è stato steso dall'aspirazione dell'autopompa antincendio

al serbatoio acqua antincendio, consentendo all'autopompa di pompare l'acqua direttamente nella linea del sistema antincendio e

quindi nel reattore.

12-mar - Un'autopompa antincendio supplementare è arrivata sul posto ed è stata ripetutamente utilizzata per il trasporto di acqua dolce

dal serbatoio antincendio presso l'unità 3 al serbatoio antincendio presso l'unità 1. Il serbatoio antincendio dell'unità 1 aveva una

sola presa, quindi l'iniezione d'acqua nel RPV doveva essere fermata ogni volta che la seconda autopompa antincendio doveva

rifornire d'acqua il serbatoio.

12-mar 05:52 Un totale di 264 galloni (1.000 litri) d'acqua dolce è stato iniettato attraverso il sistema antincendio.

12-mar 06.30 Un totale di 264 galloni (1.000 litri) d'acqua dolce è stato iniettato attraverso il sistema antincendio.

12-mar 06:33 TEPCO ha confermato che alcuni residenti di Ookuma-machi, che erano all'interno della zona di evacuazione, non erano ancora

stati evacuati. I residenti non aveva lasciato la zona perché non erano sicuri in quale direzione evacuare.

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Data TEMPO Unità 1 Azioni 12-mar 06:50 Il Ministro dell'Economia, del Commercio e dell'Industria ha ordinato lo sfiato del contenitore primario delle unità 1 e 2 in

conformità alla legge sui provvedimenti speciali riguardanti la preparazione all'emergenza nucleare.

12-mar 07:11 Il primo ministro è arrivato alla centrale.

12-mar 07:55 Un totale di 793 galloni (3.000 litri) d'acqua dolce è stato iniettato attraverso il sistema antincendio.

12-mar 07:55 Il più basso livello acqua reattore indicato è sceso sino alla parte superiore del carburante attivo (TAF) (il livello indicando era

più alto del livello effettivo).

12-mar 08:03 Il sovrintendente del sito ha ordinato d'iniziare lo sfiato alle 09:00.

12-mar 08:04 Il Primo Ministro ha lasciato la centrale.

12-mar 08:15 Un totale di 1.057 galloni (4.000 litri) d'acqua dolce è stato iniettato attraverso il sistema antincendio.

12-mar 08:27 Un dipendente TEPCO inviato a controllare lo stato delle evacuazioni ha riferito che l'evacuazione di Ookuma-machi non era

ancora completa.

12-mar 08:30 Un totale di 1.321 galloni (5.000 litri) d'acqua dolce è stato iniettato attraverso il sistema antincendio.

12-mar 08:37 Il governo della prefettura di Fukushima è stato informato che lo sfiato sarebbe iniziato alle 09:00 circa. Lo sfiato è stato

coordinato assicurandosi che l'evacuazione fosse stata completata prima di avviarlo.

12-mar 09:03 Le evacuazioni a sud dello stabilimento (Ookuma-machii) sono state confermate come completate.

12-mar - Gli operatori di sala controllo hanno formato tre squadre per eseguire la sfiato, con due operatori per ogni squadra (uno a

eseguire azioni e l'altro per aiutare tenendo torce elettriche e monitoraggio dei ratei di dose e di altri problemi di sicurezza, come

scosse di assestamento in corso). Poiché non c'era mezzo di comunicazione con le squadre sul campo, fu presa la decisione di

inviare una squadra per volta, con lasciando la successiva squadra solo dopo che la squadra precedente era rientrata.

12-mar 09:04 La prima squadra di operatori è stata spedita per aprire la valvola motorizzata di sfiato del contenitore primario.

12-mar 09:05 Lo sfiato del contenitore primario dell'unità 1 è stato annunciato alla stampa.

12-mar 09:15 Un totale di 1.585 galloni (6.000 litri) d'acqua dolce è stato iniettato attraverso il sistema antincendio.

12-mar 09:15 Alle 09:15 circa, gli operatori hanno aperto la valvola motorizzata di sfiato del contenitore primario di circa il 25 per cento,

come indicato dalla procedura. I due operatori coinvolti hanno ricevuto ciascuno una dose di 2,5 rem (25 mSv).

12-mar 09:24 La seconda squadra di operatori ha lasciato la sala controllo per aprire la valvola di sfiato toro.

12-mar 09:30 La seconda squadra di operatori non ha avuto successo nel tentativo di aprire manualmente la valvola pneumatica di sfiato

camera di soppressione. Gli operatori sono entrati nella stanza toro, ma dovettero tornare indietro perché valutarono che

avrebbero superato il loro limite di dose 10 rem (100 mSv).

12-mar 09:40 Un totale di 5.548 galloni (21.000 litri) d'acqua dolce è stato iniettato attraverso il sistema antincendio.

INPO 11-005

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Data TEMPO Unità 1 Azioni 12-mar - Gli operatori di sala controllo hanno deciso di non inviare la terza squadra sul campo a causa delle dosi ricevute e hanno

formalmente avvertito il CER dell'impossibilità di aprire l'aria di azionamento valvola di sfiato. Il CER poi ha iniziato a lavorare

su un altro metodo per aprire la valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione. Questo richiedeva un'alimentazione

in DC e una fonte temporanea di aria compressa. Il CER ha inoltre incaricato la sala controllo di tentare di azionare a distanza la

piccola valvola pneumatica, sperando che ci fosse sufficiente pressione residua dell'aria nel sistema di azionamento.

12-mar 09:53 TEPCO ha fornito per il governo e le autorità associate una valutazione della potenziale esposizione per il tentativo di sfiato.

12-mar 10:17 Gli operatori hanno tentato di aprire la valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione in remoto con la pressione

dell'aria residua nel sistema aria strumentazione e l'alimentazione DC temporanea fornita da batterie. Gli operatori di sala

controllo hanno tentato di aprire la piccola valvola pneumatica per tre volte (10:17, 10:23 e 10:24).

12-mar 10:40 I livelli di radiazione sono aumentati presso il cancello principale e le postazioni di monitoraggio. I lavoratori hanno dedotto che

questo era probabilmente dovuto allo sfiato del PCV dell'unità 1.

12-mar 11:15 I livelli di radiazione sono diminuiti, ciò ha indicato che lo sfiato non è stato pienamente efficace. La pressione PCV s'è

stabilizzata a circa 109 psia (0,75 MPa assoluti).

12-mar - Il centro ERC è stato informato che un piccolo compressore d'aria era disponibile in un ufficio di un subappaltatore. I lavoratori

richiamati i disegni e osservate le immagini del punto di connessione, hanno pianificato come installare il compressore per

permettere il funzionamento a distanza del valvola pneumatica del sistema di sfiato dalla sala controllo.

12-mar 11:39 Il governo è stato informato che uno degli operatori che erano entrati nella stanza toro per cercare di sfiatare il PCV aveva

ricevuto 10,6 rem (106 mSv) di dose di radiazioni.

12-mar 12:05 Il livello dell'acqua del reattore è sceso a 59 pollici (1.500 mm) sotto TAF.

12-mar 14:00 Un compressore temporaneo d'aria è stato individuato e trasferito all'officina attrezzature dove sono stati reperiti gli accessori

necessari. Il compressore è stato installato nell'officina attrezzature per fornire ai lavoratori una certa protezione dalle dosi

crescenti. Alle 14:00 circa, il compressore è stato installato e avviato.

12-mar 14:30 Gli operatori aperto la grande valvola pneumatica di sfiato camera di soppressione. L'esecuzione dello sfiato e il rilascio di

materiali radioattivi sono stati confermati dalla diminuzione della pressione indicata del contenitore primario. E' stato riferito al

governo alle 15:18.

12-mar 14:50 Lo sfiato ha portato a un abbassamento della pressione del contenitore primario a 84 psia (0,58 MPa).

12-mar 14:53 I autopompe antincendio avevano iniettato un totale di 80 tonnellate d'acqua dolce nel reattore.

12-mar 14:54 Il sovrintendente del sito ha ordinato l'iniezione d'acqua di mare nel reattore.

INPO 11-005

79

Data TEMPO Unità 1 Azioni 12-mar - Il serbatoio antincendio dell'unità 1 era a corto d'acqua. I trasferimenti d'acqua dagli altri serbatoi continuavano, e il lavoro per

pompare l'acqua di mare nei reattori è iniziato.

12-mar - I lavoratori hanno iniziato con l'utilizzo del pozzo della valvola d'inversione del condensatore principale, che era stata allagato dal

maremoto, come fonte d'acqua per l'alimentazione delle pompe antincendio. La fossa era più vicino alle unità e in posizione

elevata rispetto al mare, rendendo più semplice l'iniezione. Tre autopompe antincendio sono state collegate in serie per aumentare

la pressione di scarico.

12-mar 15:18 Il governo è stato informato che il sistema di controllo liquido in standby veniva recuperato per permettere all'acqua borata di

essere iniettata nel reattore non appena il sistema fosse stato disponibile. L'iniezione d'acqua di mare nel reattore attraverso le

tubazioni antincendio è stata anche progettata d'iniziare non appena la predisposizione delle linee fosse stata completata e

l'alimentazione fosse disponibile.

12-mar APX

15:30

Il lavoro per fornire alimentazione temporanea da un generatore mobile al sistema di controllo del liquido in standby dell'unità 2 è

stato completato.

12-mar 15:36 Un'esplosione d'idrogeno s’è verificata nell'edificio reattore (contenitore secondario).

12-mar 15:36 L'esplosione ha causato ingenti danni all'edificio reattore e il ferimento di cinque operai. I detriti espulsi dall'esplosione hanno

danneggiato i cavi di alimentazione temporanea, insieme a uno dei grandi generatori mobili. L'alimentazione temporanea al

sistema di controllo standby liquido e i tubi che erano stati messi in opera per l'iniezione d'acqua di mare sono stati danneggiati e

resi inservibili. Anche se le autopompe sono state danneggiate, erano ancora utilizzabili. Gli operai feriti sono stati condotti in

salvo. I lavoratori della centrale, compreso il personale che lavorava sul sistema di controllo liquido in standby e alla posa dei

cavi temporanei di alimentazione elettrica, hanno dovuto evacuare per una riorganizzazione responsabile. L'area che circonda

l'unità 1 è stata disseminata di detriti altamente radioattivi, in modo da rendere necessario il supporto di operazioni di

decontaminazione da parte del personale di radioprotezione.

12-mar 16:27 I tassi di dose di radiazioni al posto di controllo hanno raggiunto 101,5 mrem/ora (1015 μSv/h), hanno superato il limite di 50

mrem/ora (500 μSv/h) di cui all'articolo 15, comma 1 della legge sui provvedimenti speciali in tema di preparazione di emergenza

nucleare (abnorme aumento della dose di radiazioni al confine del sito).Questo superamento è stato segnalato alle autorità.

12-mar 17:20 I lavoratori hanno iniziato a verificare le condizioni delle autopompe antincendio, degli edifici e delle altre strutture in seguito

all'esplosione.

12-mar 18:25 Il Primo Ministro ha ordinato alla popolazione all'interno di 12,4 miglia (20 km) raggio del Potere centrale nucleare di Fukushima

Daiichi di evacuare.

12-mar 18:30 Ispezioni sul campo hanno rivelato che la zona intorno alle unità era stata disseminata di detriti, l'attrezzatura che era stata messa

in opera per fornire energia al sistema di controllo liquido standby e le tubazioni predisposte ad iniettare acqua di mare erano state

danneggiate e non erano più utilizzabili.

12-mar 19:04 L'iniezione d'acqua di mare non borata nel reattore è iniziata con le autopompe antincendio.

INPO 11-005

80

Data TEMPO Unità 1 Azioni 12-mar 20:45 Gli operatori iniziato ad iniettare acqua nel reattore attraverso le linee di spruzzo nucleo con acqua di mare borata, tramite

autopompe.

12-mar 20:45 I lavoratori hanno cominciato ad aggiungere boro nell'acqua di mare iniettata nell'unità 1.

14-mar 01:10 L'iniezione nel reattore è stata fermata a causa del un basso livello nel pozzo valvola d'inversione condensatore principale.

15-mar - Un cavo da una linea di trasmissione nelle vicinanze è stato collegato alla centrale.

20 mar 15:46 Un pannello di commutazione d'emergenza a bassa tensione 480-volt (Power Center 2C) è stata alimentato con l'energia fornita da

una linea temporanea dalla centrale nucleare Tohoku.

23-mar - Il sistema d'iniezione d'acqua al reattore è stata spostato alle linee d'alimento a causa delle indicazioni che gli ugelli d'iniezione

nucleo sono stati intasati da accumulo di sali.

24-mar 11:30 L'illuminazione è stata ripristinata nella sala controllo 1-2 unità.

25-mar 15:37 L'iniezione reattore è stata cambiata da acqua di mare in acqua dolce.

Unità 2 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

81

8.2 Unità 2

Data TEMPO Unità 2 Azioni 11-mar 14:46 Un terremoto provoca una scossa sismica eccedente i valori di scatto del sistema di protezione del reattore (SCRAM). Uno stato

d'emergenza di livello 3 è stato dichiarato automaticamente per il terremoto.

11-mar 14:47 Segnale sismico di scatto per l'arresto automatico del reattore SCRAM

11-mar 14:47 La turbina principale è scattata automaticamente.

11-mar 14:47 I generatori diesel di emergenza si sono avviati e connessi.

11-mar 14:50 Gli operatori avviano il sistema isolato di raffreddamento del nucleo del reattore (RCIC) per il controllo del livello dell'acqua e

della pressione del reattore.

11-mar 14:51 L'RCIC è scattato automaticamente a causa dell'alto livello d'acqua del reattore.

11-mar 15:01 Gli operatori hanno confermato che il reattore era in stato subcritico.

11-mar 15:02 Gli operatori hanno avviato manualmente l'RCIC.

11-mar 15:06 Il quartier generale per le contromisure per un disastro grave è stato istituito presso l'ufficio TEPCO a Tokyo per valutare i danni

del terremoto e riprendersi dalla interruzione elettrica nell'area servita dalla TEPCO.

11-mar 15:07 Il raffreddamento toro è stato messo in servizio.

11-mar 15:25 Lo spruzzo toro è stato messo in servizio.

11-mar 15:27 La prima onda di una serie di maremoti, generata dal terremoto, è arrivata alla centrale.

11-mar 15:28 L'RCIC è automaticamente scattato per alto livello dell'acqua del reattore.

11-mar 15:35 Il secondo maremoto ha colpito la centrale.

11-mar 15:39 Gli operatori hanno riavviato manualmente l'RCIC.

11-mar 15:41 Si verifica la perdita di tutte le alimentazioni elettriche in alternata (AC).

11-mar - L'illuminazione e le indicazioni sono andate perdute quando sono venuti meno i sistemi di alimentazione AC e DC.

L'illuminazione della sala controllo, comprese le luci di emergenza, si sono perse completamente, lasciandola completamente al

buio.

11-mar 15:42 Ai sensi dell'articolo 10, comma 1 della legge anti catastrofe nucleare la TEPCO è entrata nel suo piano di emergenza per la

perdita di tutte le alimentazioni in corrente alternata. Gli uffici governativi sono stati formalmente avvertiti dello stato

dell'emergenza. E' stato attivato il centro aziendale di risposta alle emergenze.

11-mar - L'allagamento ha provocato la perdita del sistema di alimentazione della strumentazione, con una conseguente grave perdita di

strumentazione del banco di controllo, incluso il livello dell'acqua del reattore. Lo stato operativo del RCIC era sconosciuto a

causa della perdita di strumentazione del pannello controllo.

Unità 2 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

82

Data TEMPO Unità 2 Azioni 11-mar - Le ispezioni hanno rivelato che danno all'interruttore di commutazione delle linee di trasporto avrebbe impedito il pronto

ripristino dell'alimentazione esterna. I generatori diesel non erano disponibili e il ripristino è stato difficile, perché sia i motori che

i quadri associati erano sommersi. s’è concluso che era necessario il ripristino di alimentazione utilizzando automezzi generatori.

11-mar - Anche se automezzi di alimentazione ad alta e bassa tensione erano stati diretti a Fukushima Daiichi, non furono in grado di

essere guidati al sito velocemente a causa del traffico e delle strade danneggiate. TEPCO ha considerato il trasporto dei veicoli di

alimentazione utilizzando elicotteri, ma gli automezzi generatori pesavano troppo. Tepco ha chiesto alla Tohoku Electric

Company di mandare automezzi generatori a Fukushima Daiichi.

11-mar - Ispezioni visive e prove di resistenza di isolamento sono stati eseguiti su quadri interruttori (M/C) e centri di alimentazione (P/C)

per determinare l'entità dei danni del maremoto. Tutte i quadri M/C e P/C delle unità 1 e 3 erano indisponibili. Presso l'unità 2,

tutte i quadri M/C e alcuni P/C presso erano indisponibili. Successivamente, è stato confermato che quattro dei sette P/C erano

disponibili.

11-mar - TEPCO ha deciso di collegare un veicolo di alimentazione sul lato primario di un trasformatore (6.9-kV/480V) dell'unità 2 per

fornire 480 volt per eccitare l'azionamento dell'asta di comando e le pompe del liquido stand-by. Considerando la distanza dal P/C

dell'unità 2 e la possibilità di stendere i cavi, L'automezzo generatore è stato guidato al lato edificio turbina dell'unità 2.

11-mar 16:36 TEPCO è ancora una volta entrata nel piano di emergenza ai sensi dell'articolo 15, comma 1 della legge anti catastrofe nucleare

perché gli operatori hanno concluso che non potevano determinare il livello dell'acqua del reattore e lo stato di iniezione nel

reattore. Il governo è stato formalmente avvertito alle 16:45.

11-mar - Batterie temporanee e cavi sono stati raccolti e portati alla sala controllo delle unità 1 e 2. Dopo aver confermato la topologia del

cablaggio utilizzando i disegni, le batterie sono state collegate ai pannelli della strumentazione. La priorità principale è stata

quella di verificare lo stato d'iniezione d'acqua nel RPV, così gli sforzi si sono concentrati su come collegare le batterie per

alimentare l'indicatore del livello dell'acqua del reattore.

11-mar 17:12 Il sovrintendente del sito ha ordinato ai lavoratori di studiare i metodi d'iniezione d'acqua nel reattore utilizzando il sistema

antincendio o camion antincendio.

11-mar - Gli operatori hanno esaminato i metodi alternativi per l'iniezione d'acqua secondo le procedure di gestione degli incidenti (AMG)

e hanno confermato il percorso d'iniezione, utilizzando la pompa antincendio installata, nel RPV attraverso il sistema di spruzzo

nucleo.

11-mar - Gli operatori hanno stabilito un percorso alternativo per l'acqua d'iniezione attraverso il sistema di rimozione del calore residuo,

aprendo manualmente le valvole negli edifici turbina e reattore per predisporre una linea d'iniezione dopo che la pressione del

reattore fosse scesa sotto 100 psi (0,69 MPa). Ciò è stato fatto prima che il reattore fosse stato depressurizzato affinché le valvole

fossero nella posizione corretta prima che i tassi di dose fossero aumentati e l'accesso fosse diventato difficile.

11-mar 20:49 Un piccolo generatore elettrico portatile è stato installato e ha restituito un po' d'illuminazione temporanea nella sala controllo

unità 1-2.

Unità 2 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

83

Data TEMPO Unità 2 Azioni 11-mar 20:50 La Prefettura di Fukushima ha ordinato l'evacuazione della popolazione entro 1,2 miglia (2 km) raggio della centrale.

11-mar 21:02 Gli operatori hanno perso l'indicazione livello acqua reattore nella sala controllo e non sono stati in grado di verificare l'iniezione

d'acqua nel reattore tramite RCIC. Gli operatori hanno notificato al governo la possibilità che il livello dell'acqua potesse scendere

sotto la parte superiore del carburante attivo (TAF).

11-mar 21:13 Al governo è stato comunicato che si stimava che il livello dell'acqua del reattore potesse raggiungere la sommità del combustibile

(TAF) alle 21:40.

11-mar 21:23 Il Primo Ministro ha ordinato l'evacuazione degli abitanti all'interno di 1,9 miglia (3 km) di raggio della centrale e il rifugio per

coloro che stavano fra 1,9 e 6,2 miglia (da 3 a 10 km) di raggio.

11-mar 21:50 L'indicazione del livello d'acqua nella sala controllo è stata ripristinata; il livello indicava 134 pollici (3.400 mm) sopra TAF.

11-mar - Nella tarda serata dell'11 marzo e nelle prime ore del mattino del 12 marzo, gli automezzi generatori dalla compagnia Tohoku

Electric Power e della TEPCO sono arrivati in centrale.

11-mar - Gli automezzi generatori di energia TEPCO sono stati considerati prioritari per il collegamento dei cavi.

11-mar 23:25 L'indicazione della pressione Drywell è stata ripristinata, e ha indicato che la pressione era di 20 psia (0,141 MPa).

12-mar - Gli operatori hanno riesaminato i disegni valvola per determinare se potevano aprire le valvole di sfiato necessarie manualmente,

oppure se avrebbero avuto bisogno di collegare un certo tipo di attuatore per forzare l'apertura della valvola. Sulla base del loro

riesame di schemi delle tubazioni e della strumentazione, delle procedure di gestione degli incidenti, e della procedura operativa

di sfiato, gli operatori hanno sviluppato un metodo di sfiato per unità 2. La valvola motorizzata poteva essere aperta manualmente,

ma la valvola pneumatica di sfiato camera di soppressione no! Gli operatori hanno preparato una procedura di sfiato e rivisto le

posizioni delle valvole di sfiato.

12-mar 00:30 Il governo ha confermato l'avvenuta evacuazione della popolazione entro 1,9 miglia (3 km).

12-mar - Indossati le protezioni delle vie respiratorie e gli stivali, i lavoratori hanno cercato di verificare lo stato dell'RCIC, ma le

condizioni di lavoro in campo erano molto difficili. Un lavoro che normalmente richiede circa 10 minuti ha invece richiesto più di

un'ora per essere completato. Alle 01:00 circa, gli operatori sono andati nella sala RCIC. La sala era buia, e il livello dell'acqua

nella camera superava quasi la parte superiore degli stivali dei lavoratori, così tornarono indietro senza essere arrivati abbastanza

vicino per verificare il funzionamento del sistema.{/0} Tuttavia, avevano sentito deboli suoni metallici, che indicavano che il

sistema era operativo. A causa della mancanza di metodi di comunicazione, i lavoratori dovevano tornare alla sala controllo per

presentarne i risultati.

12-mar 01:30 Alle 01:30 circa, i funzionari TEPCO hanno informato Primo Ministro, Ministro del METI, e NISA della loro proposta per

sfiatare il contenitore primario. Il consenso è stato ricevuto dalle agenzie.

12-mar 01:45 Il governo ha confermato l'avvenuta evacuazione della popolazione entro 1,9 miglia (3 km).

Unità 2 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

84

Data TEMPO Unità 2 Azioni 12-mar 02:00 Alle 02:00 circa, i lavoratori fanno un altro tentativo per verificare il funzionamento dell'RCIC. Questa volta, l'allagamento nella

sala RCIC era aumentato, e gli operai non potevano entrare nella stanza. In questo tentativo, i lavoratori hanno controllato la

pressione del reattore e pressione di mandata della pompa RCIC su un pannello di strumenti nell'edificio reattore. La pressione di

mandata della pompa RCIC era alta, quindi gli operai hanno concluso l'RCIC funzionava.

12-mar 02:55 I lavoratori sono tornati in sala controllo a riferire che l'RCIC era in funzione sull'unità 2. Gli operatori di sala controllo hanno

trasmesso tali informazioni al centro di risposta alle emergenze. Sulla base di questo rapporto, allo sfiato del contenitore primario

dell'unità 1 è stata data una priorità maggiore. Gli operatori hanno preparato una squadra per sfiatare l'unità 1 e, allo stesso tempo,

monitorare i parametri sull'unità 2.

12-mar 03:06 Una conferenza stampa s’è tenuta ad annunciare l'intenzione di sfiatare la PCV.

12-mar 03:33 Una valutazione della possibile esposizione fuori dalla centrale per lo sfiato è stata fornita al governo.

12-mar 04:23 Aumenti dei livelli di radiazione sono stati osservati nell'area intorno al cancello principale. I tassi di dose sono aumentati da

0,0069 mrem/ora (0,069 μSv/h) alle 04:00, a 0,059 mrem/ora (0,59 μSv/h) alle 04:23.Il governo e le autorità associate sono stati

avvertiti formalmente alle 04:55.

12-mar apx.

05:00

Agli operatori nella sala controllo è stato prescritto d'indossare maschere intere con filtri a carbone e tuta. Le dosi nella sala

controllo sono aumentate a tal punto che gli operatori dell'unità 1 si sono spostati sul lato della sala controllo dell'unità 2.

12-mar 05:44 Il Primo Ministro ha ordinato l'evacuazione della popolazione fuori da 6,2 miglia (10 km) di raggio dalla centrale.

12-mar 06:50 Il Ministro dell'Economia, del Commercio e dell'Industria ha ordinato lo sfiato del contenitore primario delle unità 1 e 2 in

conformità alla legge sui provvedimenti speciali riguardanti la preparazione all'emergenza nucleare.

12-mar 07:11 Il primo ministro è arrivato alla centrale elettronucleare di Fukushima Daiichi.

12-mar 08:04 Il Primo Ministro ha lasciato la centrale nucleare di Fukushima Daiichi.

12-mar - I cavi di alimentazione temporanei erano di circa 4 pollici (10 cm) di diametro e 656 piedi (200 metri) di lunghezza e pesavano

più di una tonnellata.La posa di questo tipo di cavo di solito prende giorni utilizzando macchinari, ma 40 persone della TEPCO

hanno steso il cavo in quattro o cinque ore a mano. E' stato un lavoro molto difficile a causa delle condizioni di lavoro pessime, ad

esempio l'oscurità, le inondazioni e i detriti del maremoto, e la perdita della copertura dei tombini. E' stato difficile individuare

l'avanzamento del cavo al buio, e alcune porte hanno dovuto essere distrutte per farlo passare. Allarmi ricorrenti di scosse di

assestamento del terremoto e di maremoto hanno causato periodicamente l'interruzione del lavoro.

12-mar - Il lavoro per collegare il cavo al centro di alimentazione è stato eseguito da diversi ingegneri, e ci sono volute diverse ore.

12-mar - La mancanza di alimentazione ha compromesso le comunicazioni, causando ai lavoratori di dover camminare per comunicare,

con grande dispendio di tempo.

Unità 2 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

85

Data TEMPO Unità 2 Azioni 12-mar 15:30 Il lato principale della cabina d'alimentazione è stato collegato al cavo provvisorio, completando la predisposizione della linea

d'alimentazione temporanea per il controllo del liquido in standby.

12-mar 15:36 Un'esplosione è avvenuta all'interno dell'edificio reattore dell'unità 1, proiettando in aria una grande quantità di detriti. Cavi

temporanei, generatori, e tubi che erano stati messi in opera per l'iniezione d'acqua di mare sono stati danneggiati. I lavoratori

hanno dovuto evacuare al centro di risposta alle emergenze.

12-mar 16:27 Il tasso di dose di radiazioni al posto di controllo ha raggiunto 101,5 mrem/hr (1,015 mSv/h), e ha superato i 50 mrem/ora (500

μSv/h) limite di cui all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un anomalo aumento della dose di

radiazioni al confine del sito.Questo superamento è stato segnalato alle autorità.

12-mar 17:30 Il sovrintendente del sito ha ordinato i preparativi per procedere per lo sfiato del contenitore primario.

12-mar - L'iniezione con l'RCIC ha continuato, e la pressione Drywell era stabile a 29-44 psia (200-300 kPa assoluti). Sapendo che alla fine

lo sfiato sarebbe stato necessario, gli operatori hanno iniziato i preparativi per predisporre le linee a sfiatare il contenitore primario

delle unità 2 e 3. Gli operatori prevedevano di aprire manualmente le valvole di sfiato (eccetto il disco di rottura) in quanto la dose

in campo era attualmente bassa.

12-mar 18:25 Il Primo Ministro ha ordinato l'evacuazione della popolazione entro un raggio di 12,4 miglia (20 km) di Fukushima Daiichi.

13-mar 08:10 Il capoturno, indossando un auto-respiratore (SCBA) e dispositivi di protezione, ha aperto la valvola motorizzata di sfiato del

contenitore primario del 25 per cento, secondo la procedura. La pressione del contenitore primario era 50,8 psia (0,35 MPa

assoluti).

13-mar 08:56 Il tasso di dose misurava 88,2 mrem/ora (882 μSv/h) al posto di controllo, sopra i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di dose di radiazioni al confine del

sito.Questo superamento è stato segnalato alle autorità.

13-mar 10:15 Il sovrintendente del sito ha ordinato i preparativi per procedere per lo sfiato del contenitore primario.

13-mar 10:35 La pressione indicata del Drywell era 1,45 psia (0,010 MPa assoluti).

13-mar 11:00 Utilizzando il piccolo generatore installato per l'illuminazione temporanea nella sala controllo come fonte di alimentazione, gli

operatori hanno aperto la grande valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione. La predisposizione delle linee di

sfiato è stata completata, ma il disco di rottura è rimasto intatto perché la pressione Drywell è rimasto al di sotto di 62 psig (427

kPa relativi), pressione di rottura del disco.

13-mar 11:20 Un comunicato stampa è stato fatto per annunciare lo sfiato del contenitore primario dell'unità 2.

13-mar 12:05 Il sovrintendente del sito ha ordinato l'iniezione d'acqua di mare nel reattore.

Unità 2 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

86

Data TEMPO Unità 2 Azioni 13-mar 14:15 Il tasso di dose misurava 90,5 mrem/ora (905 μSv/h) al posto di controllo, superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di dose di radiazioni al confine del

sito.Questo è stato segnalato alle autorità alle 14:23.

13-mar 15:18 La previsione di dosi esterne correlate allo sfiato è stata segnalata alle autorità.

14-mar 02:20 Il rateo di dose misurava 75,1 mrem/ora (751 μSv/h) al posto di controllo, superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di radiazioni la dose al confine del

sito.Questo è stato segnalato alle autorità alle 04:24.

14-mar 02:40 Il rateo di dose misurava 65 mrem/ora (650 μSv/h) al posto di controllo, superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di dose di radiazioni al confine del

sito.Questo è stato segnalato alle autorità alle 05:37.

14-mar 04:00 Il rateo di dose misurava 82 mrem/ora (820 μSv/h) al posto di controllo, superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di dose di radiazioni al confine del

sito.Questo è stato segnalato alle autorità alle 08:00.

14-mar 09:12 Il rateo di dose misurava 51,9 mrem/h (518,7 μSv/h) al posto di controllo, superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di dose di radiazioni al confine del

sito.Questo è stato segnalato alle autorità alle 09:34.

14-mar 11:01 L'edificio reattore unità 3 è esploso.

14-mar - I detriti hanno danneggiato l'autopompa antincendio e i tubi che erano stati messi in campo per iniettare acqua di mare nel

reattore.

14-mar - L'esplosione ha eliminato l'alimentazione elettrica provvisoria del solenoide della valvola di comando dell'aria della grande

valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione e la valvola s'è chiusa. La predisposizione della linea di sfiato doveva

essere effettuata di nuovo.

14-mar - Dopo l'esplosione, tutti i lavoratori, tranne quelli di turno nella sala controllo, sono stati evacuati al centro di risposta alle

emergenze. Lo stato del lavoro in campo doveva essere verificato e la ripresa dei lavori è stata ritardata.

14-mar 11:30 La pressione del contenitore primario era stabile fra 65,3 psia (450 kPa assoluti) e 66,7 psia (460 kPa assoluti), sotto la pressione

necessaria per aprire il disco di rottura.

14-mar - Poco dopo le 12:00, un sopralluogo ha confermato macerie contaminate sparse e danni alle apparecchiature causate

dall'esplosione all'unità 3.E' stato presa la decisione di cambiare l'approvvigionamento idrico e attuare l'aspirazione direttamente

dalla banchina del porto, al posto del pozzo della valvola d'inversione del condensatore principale dell'unità 3, che era ormai

coperto di detriti contaminati. In un'ambiente ad alte radiazioni, circondato da macerie sparse, il personale ha preparato una nuova

linea di iniezione d'acqua, utilizzando l'autopompa antincendio rimasta disponibile e tubi flessibili.

Unità 2 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

87

Data TEMPO Unità 2 Azioni 14-mar 12:30 Gli operatori erano preoccupati per la possibilità di dover depressurizzare il reattore con la camera di soppressione satura. La

temperatura della camera di soppressione 301 °F (149,3 °C) e la pressione era 70,5 psia (486 kPa assoluti).Gli operatori hanno

deciso di sfiatare il contenitore primario, poi aprire una valvola di sicurezza (SRV) e iniziare l'iniezione d'acqua.

14-mar 13:05 I lavoratori hanno nuovamente predisposto idranti e autopompe antincendio, in preparazione per l'iniezione d'acqua di mare nel

reattore.

14-mar 13:18 Il livello acqua reattore era di 94,5 pollici (2400 mm) sopra TAF e scendeva.Il governo e altre autorità sono stati avvertiti

formalmente dei preparativi in corso per iniettare acqua di mare.

14-mar 13:25 Sulla base della tendenza al calo del livello dell'acqua del reattore gli operatori hanno concluso che l'RCIC poteva essere guasto.

TEPCO ha considerato che ciò costituiva una perdita di raffreddamento del reattore, a norma dell'articolo 15, comma 1 della legge

anti catastrofe nucleare. Il governo e le autorità associate sono stati avvertiti formalmente alle 13:38. Al momento dello scatto, il

livello indicato dell'acqua del reattore era di circa 94,5 pollici (2.400 mm) sopra la parte superiore di carburante attivo e la

pressione Drywell era di 67 psi (465 kPa).

14-mar 14:43 Un'autopompa è stata collegata all'impianto antincendio.

14-mar - Tra le 15:00 e le 16:00, scosse di assestamento frequenti hanno reso il lavoro difficile poiché i lavoratori hanno dovuto porsi al

riparo ripetutamente.

14-mar 15:28 Il governo e le autorità associate sono stati informati che era stato stimato che il livello dell'acqua nel reattore avrebbe raggiunto la

TAF alle 16:30.

14-mar 16:00 A causa di ritardi nell'apertura della valvola di sfiato della camera di soppressione, la priorità per depressurizzarne il reattore è

stata modificata. Il sovrintendente del sito ha disposto che il lavoro per aprire valvola di sfiato della camera di soppressione, fosse

eseguito in parallelo con la depressurizzazione del reattore.

14-mar - A causa della mancanza di energia, per aprire la valvola di sicurezza (SRV) sono state necessarie batterie temporanee. Le batterie

sono state prelevate dalle auto, portate in sala controllo, e connesse. Tuttavia, la tensione era insufficiente, per cui sono state

reperite e aggiunte altre batterie. Gli operatori hanno tentato di operare su SRV diverse. I tentativi di depressurizzare il reattore

continuarono fino a circa le 18:00, quando iniziò la depressurizzazione. L'alta temperatura e pressione della camera di

soppressione hanno fatto si che la depressurizzazione del reattore avvenisse più lentamente di quanto desiderato.

14-mar 16:00 Dopo l'esplosione, dopo aver ricevuto il permesso di riprendere il lavoro, gli operatori continuarono i tentativi di aprire la grande

valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione.

14-mar 16:00 Il livello dell'acqua del reattore è sceso a 12 pollici (300 mm) sopra la TAF.

14-mar 16:20 La grande valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione non poteva essere aperta a causa della scarsa pressione

dell'aria dal compressore.

14-mar 16:20 Il livello indicato dell'acqua del reattore ha raggiunto la sommità del combustibile attivo (TAF).

14-mar 16:30 L'autopompa antincendio è stata avviata in preparazione all'iniezione d'acqua marina al reattore.

Unità 2 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

88

Data TEMPO Unità 2 Azioni 14-mar 16:34 Il governo e le autorità associate sono stati informati che oltre all'inizio della depressurizzazione del reattore, l'iniezione d'acqua di

mare poteva cominciare usando il sistema antincendio. La pressione del reattore era di 1.000 psi (6,9 MPa).

14-mar 17:17 Il livello dell'acqua del reattore è sceso al TAF. Questo è stato segnalato alle autorità alle 17:25.

14-mar 18:00 La pressione del reattore era di 1035 psig (7,133 MPa relativi).

14-mar apx.

18:00

Alle 18:00 circa, gli operatori hanno aperto una SRV ed è cominciata la depressurizzazione del reattore.

14-mar 18:03 La pressione del reattore era 881 psig (6,075 MPa relativi).

14-mar 18:22 Il livello dell'acqua del reattore si era abbassato a 146 pollici (3.700 mm) sotto la TAF, il limite inferiore dell'indicatore, indicando

che il nucleo era stato completamente scoperto.Questo è stato segnalato alle autorità alle 19:32.

14-mar - Nonostante i tentativi di sfiato del contenitore primario, la pressione è rimasta stabile. Gli operatori hanno iniziato a lavorare per

aprire la piccola valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione in aggiunta alla grande valvola pneumatica di sfiato

della camera di soppressione, per riaprire il percorso di sfiato. Tuttavia, la grande valvola pneumatica di sfiato della camera di

soppressione non si apriva. I lavoratori pensarono che il solenoide sulla valvola di comando aria avesse funzionato male.

14-mar 19:03 La pressione del reattore s’è stabilizzata a circa il 91,4 psig (0,63 MPa relativi).

14-mar La radiazione in centrale era alta, costringendo i lavoratori a fare turni per controllare lo stato di funzionamento delle autopompe

antincendio.

14-mar 19:20 Durante il giro per verificare lo stato delle autopompe antincendio, i lavoratori hanno scoperto che un motore era rimasto senza

carburante e l'acqua di mare non veniva iniettata nel reattore.

14-mar 19:54 Dopo un'autopompa antincendio è stata rifornita di carburante e avviata, l'iniezione d'acqua di mare nel reattore è iniziata

attraverso il sistema antincendio.

14-mar 19:57 Una seconda autopompa antincendio è stata avviata per aumentare l'iniezione d'acqua di mare nel reattore.

14-mar apx.

21:00

Gli operatori hanno aperto la piccola valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione. Questo stabilì la predisposizione

della linea di sfiato tranne il disco di rottura. La pressione del contenitore primario era più bassa rispetto alla pressione

d'intervento del disco di rottura a 62 psig (427 kPa calibro), così lo sfiato non s’è verificato. Le valvole di sfiato sono rimaste

aperte e gli operatori hanno continuato a monitorare la pressione del contenitore primario. La pressione indicata del contenitore

primario era 60,8 psia (0,419 MPa assoluti).

14-mar 21:20 Una seconda SRV è stata aperta, e il livello dell'acqua nel reattore ha cominciato a salire. Questo è stato segnalato al governo e

alle autorità associate alle 21:34.

14-mar 21:30 Il livello dell'acqua del reattore era di 118 pollici (3.000 mm) sotto TAF.

14-mar 2135 Il tasso di dose misurava da una macchina di monitoraggio era di 76 mrem/ora (760 μSv/h), superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h)

limite di cui all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo della dose di

radiazioni al confine del sito.Questo è stato segnalato alle autorità alle 22:35.

Unità 2 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

89

Data TEMPO Unità 2 Azioni 14-mar 22:00 Il livello dell'acqua del reattore ha recuperato a 63 pollici (1.600 mm) sotto TAF, in salita.

14-mar 22:50 La pressione del contenitore primario è aumentata a 78 psia (0,54 MPa assoluti), e ha superato la pressione massima di progetto di

62 psig (427 kPa relativi). Ciò rappresentava un aumento anormale della pressione del contenitore primario, come specificato

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare. Questo è stato segnalato alle autorità alle 23:39.

14-mar 22:50 La pressione del reattore è aumentata inaspettatamente, accompagnata da un abbassamento del livello dell'acqua del reattore. La

pressione del reattore è passata da 62 psig (0,428 MPa relativi) alle 22:40, a 264,4 psig (1,823 MPa relativi) alle 22:50. Allo stesso

tempo, il livello acqua del reattore s'è abbassato da 27,6 pollici (700 mm) sotto TAF a 63 pollici (1.600 mm) sotto TAF.

14-mar 23:25 La pressione del contenitore primario è aumentata oltre 101,5 psia (0,7 MPa assoluti).

14-mar 23:30 La pressione del reattore ha ricominciato a scendere. La pressione più alta del reattore era stata 456,9 psig (3,15 MPa relativi).

14-mar - La pressione Drywell era in salita e ha raggiunto 101,5 psia (0,7 MPa assoluti), ma al contrario, la pressione della camera di

soppressione è rimasta stabile intorno a 43,5-58 psia (300-400 kPa assoluti). La pressione non si eguagliava tra il contenitore

primario e la camera di soppressione.

14-mar - La pressione nella camera di soppressione era rimasta inferiore a quella d'intervento del disco di rottura e la pressione Drywell

stava aumentando, così gli operatori hanno deciso di aprire la piccola valvola pneumatica di sfiato Drywell.

15-mar 00:02 Gli operatori hanno aperto la piccola valvola pneumatica di sfiato Drywell. La predisposizione della linea di sfiato è stata

completata per sfiatare dal Drywell, ad eccezione del disco di rottura. La pressione del contenitore primario è rimasta stabile a

circa 109 psia (750 kPa assoluti). Pochi minuti dopo, gli operatori hanno controllato e hanno notato che la piccola valvola

pneumatica era chiusa.

15-mar 01:28 La pressione del reattore è scesa a 91 psig (0,63 MPa relativi).

15-mar 03:00 La pressione del contenitore primario ha superato la pressione massima di progetto, e gli operatori hanno di nuovo tentato di

sfiatare il contenitore primario per ridurre la pressione, ma senza successo. Questo è stato segnalato per al governo e alle autorità

associate alle 04:17.

15-mar 06:00 Alle 06:00 circa, un forte rumore è stato udito nella zona intorno al toro.Mentre la pressione della camera di soppressione è scesa

a 0 psia (0 MPa assoluti), indicando un possibile guasto dello strumento, la pressione Drywell è rimasta alta, indicando 105,9 psia

(0,73 MPa assoluti). Allo stesso tempo, il livello acqua reattore era di 110 pollici (2.800 mm) sotto TAF.

15-mar 06:50 La dose di radiazioni al cancello principale era 58,4 mrem/h (583,7 μSv/h), superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di dose di radiazioni al confine del

sito.Questo è stato segnalato alle autorità alle 07:00.

Unità 2 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

90

Data TEMPO Unità 2 Azioni 15-mar 07:00 Il governo è stato formalmente avvertito che tutto il personale non essenziale (650 persone) era stato evacuato a Fukushima Daini,

lasciando 70 persone alla centrale. Gli operatori di turno periodicamente andavano in sala controllo per registrare la pressione del

contenitore primario e altri parametri critici.

15-mar 08:11 La dose di radiazioni al cancello principale era 80,7 mrem/ora (807 μSv/h), superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un'emissione anomala di materiale radioattivo da

incendio o esplosione.Questo è stato segnalato alle autorità alle 08:36.

15-mar 08:25 I lavoratori hanno osservato vapore passando nella zona intorno al quinto piano dell'edificio reattore. Questo è stato segnalato alle

autorità alle 09:18.

15-mar 11:00 Il Primo Ministro ha ordinato ai residenti che vivono tra 12,4 e 18,6 miglia (20 e 30 km) di raggio dalla centrale, di mettersi al

riparo.

15-mar 11:25 La pressione del contenitore primario è diminuita da 106 psia (730 kPa assoluti) alle 07:20, poco dopo che un forte rumore è stato

udito in tutto il toro, a 22,5 psia (155 kPa assoluti) alle 11:25.Non sono disponibili informazioni per quanto riguarda la pressione

del contenitore primario tra i due tempi.

15-mar 16:00 La dose di radiazioni al cancello principale era 53,2 mrem/h (531,6 μSv/h), superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di dose di radiazioni al confine del

sito.Questo è stato segnalato alle autorità alle 16:22.

15-mar 23:05 La dose di radiazioni al cancello principale era 454,8 mrem/ora (4548 μSv/h), superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di dose di radiazioni al confine del

sito.Questo è stato segnalato alle autorità alle 23:20.

Unità 3 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

91

8.3 Unità 3

Data TEMPO Unità 3 Azioni 11-mar 14:46 Un terremoto provoca una scossa sismica eccedente i valori di scatto del sistema di protezione del reattore (SCRAM). Uno stato

d'emergenza di livello 3 è stato dichiarato automaticamente per il terremoto.

11-mar 14:47 Segnale sismico di scatto per l'arresto automatico del reattore SCRAM

11-mar 14:47 Gli operatori manualmente hanno scattato la turbina principale.

11-mar apx.

14:48

I generatori diesel di emergenza si sono avviati e connessi.

11-mar 14:51 Gli operatori hanno iniziato la rottura del vuoto del condensatore principale.

11-mar 14:54 Gli operatori hanno confermato che il reattore era in stato subcritico.

11-mar 15:05 Gli operatori hanno avviato manualmente il sistema isolato di raffreddamento nucleo del reattore (RCIC).

11-mar 15:06 Il quartier generale per le contromisure per un disastro grave è stato istituito presso l'ufficio TEPCO a Tokyo per valutare i danni

del terremoto e riprendersi dalla interruzione elettrica nell'area servita dalla TEPCO.

11-mar 1515 Gli operatori hanno completato la rottura vuoto del condensatore principale.

11-mar 15:25 L'RCIC è scattato per alto livello d'acqua del reattore.

11-mar 15:27 La prima onda di una serie di maremoti, generata dal terremoto, è arrivata alla centrale.

11-mar 15:35 Il secondo maremoto ha colpito la centrale.

11-mar - Per estendere la durata della batteria furono staccati i carichi non essenziali.

11-mar 15:38 Tutta l'alimentazione elettrica in alternata (AC) è perduta.

11-mar 15:42 Ai sensi dell'articolo 10, comma 1 della legge anti catastrofe nucleare la TEPCO è entrata nel suo piano di emergenza per la

perdita di tutte le alimentazioni in corrente alternata. Gli uffici governativi sono stati formalmente avvertiti dello stato

dell'emergenza. E' stato attivato il centro aziendale di risposta alle emergenze.

11-mar 16:03 Gli operatori hanno riavviato manualmente l'RCIC e preparato per l'avvio l'HPCI.

11-mar 16:36 Il livello di seconda emergenza è stato annunciato.

11-mar 20:50 La prefettura di Fukushima ha ordinato l'evacuazione della popolazione entro un raggio di 1,2 miglia (2 km) della centrale.

11-mar 21:23 Il Primo Ministro ha ordinato l'evacuazione della popolazione entro 1,9 miglia (3 km) di raggio della centrale e il rifugio per la

popolazione fra 1,9 e 6,2 miglia (da 3 km a 10 km) di raggio della centrale.

11-mar 2158 Un piccolo generatore elettrico portatile è stato installato, e ripristinato un poco d'illuminazione temporanea nella sala controllo

delle unità 3-4.

12-mar 00:30 Il governo ha confermato l'avvenuta evacuazione della popolazione entro 1,9 miglia (3 km).

12-mar 01:45 Il governo ha riconfermato che l'evacuazione della popolazione entro 1,9 miglia (3 km) è stata completata.

Unità 3 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

92

Data TEMPO Unità 3 Azioni 12-mar 04:23 Aumenti dei livelli di radiazione sono stati osservati nell'area intorno al cancello principale.I tassi di dose sono aumentati da

0,0069 mrem/ora (0,069 μSv/h) alle 04:00, a 0,059 mrem/ora (0,59 μSv/h) alle 04:23. Il governo e le autorità associate sono stati

avvertiti formalmente alle 04:55.

12-mar 05:44 Il Primo Ministro ha ordinato l'evacuazione della popolazione entro 6,2 miglia (10 km) di raggio.

12-mar 07:11 Il primo ministro è arrivato.

12-mar 08:04 Il primo ministro se n'è andato.

12-mar 1136 l'RCIC è scattato.

12-mar - Autopompe antincendio erano state utilizzate per iniettare acqua nell'unità 1. Ne sono state richieste altre, ma non erano

disponibili.

12-mar 12:10 La pressione del contenitore primario era lentamente aumentata, con un picco a 57 psia (0,39 MPa assoluti).

12-mar 12:35 L'HPCI automaticamente s'è avviato al basso livello dell'acqua del reattore.

12-mar 17:30 Il sovrintendente sito ha ordinato di procedere ai preparativi per lo sfiato del contenitore primario.

12-mar - L'iniezione tramite HPCI continua. Sapendo che alla fine lo sfiato sarebbe stato necessario, gli operatori hanno iniziato i

preparativi per predisporre le linee a sfiatare il contenitore primario delle unità 2 e 3. Gli operatori prevedevano di aprire

manualmente le valvole di sfiato (eccetto il disco di rottura) in quanto la dose in campo era attualmente bassa.

12-mar 18:25 Il Primo Ministro ha ordinato l'evacuazione della popolazione entro un raggio di 12,4 miglia (20 km) della centrale.

12-mar - Dopo le 21:00 gli operatori hanno iniziato una revisione delle procedure di sfiato per identificare le sequenze delle valvole di

sfiato, che sono state scritte su una lavagna. I lavoratori di risposta all'emergenza esaminarono la procedura di sfiato dell'unità 1.

Sulla base di questo esame e della procedura di gestione incidente per l'unità 3, hanno sviluppato un piano per sfiatare

manualmente l'unità 3 e fornirono il piano agli operatori della sala controllo.

13-mar 02:42 Il sistema HPCI automaticamente è scattato, questo ha comportato la perdita di tutta le fonti d'iniezione d'acqua.

13-mar - Gli operatori hanno tentato di riavviare l'iniezione d'acqua dalle apparecchiature installate, ma non hanno avuto successo. L'HPCI

non poteva essere avviato perché le batterie erano esaurite. Gli operatori hanno tentato di avviare l'RCIC a livello locale, ma non

partiva. Il successivo tentativo di iniezione d'acqua fu fatto dalla motopompa diesel antincendio, ma non poteva perché la

pressione del reattore era aumentata più di circa 580 psi (4 MPa). I tentativi di ripristinare l'alimentazione del sistema regolazione

del liquido in standby non hanno avuto successo perché le cattive condizioni di lavoro (buio, detriti, inondazioni) hanno impedito

che l'installazione temporanea di alimentazione elettrica potesse essere conclusa.

Unità 3 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

93

Data TEMPO Unità 3 Azioni 13-mar - Per iniettare l'acqua dalle autopompe antincendio, era necessario diminuire la pressione del reattore dalle SRV disponibili, ma le

SRV non erano disponibili perché le batterie erano esaurite. Tutte le batterie disponibili erano già state utilizzate, così i lavoratori

hanno reperito batterie d'auto e le hanno collegate alla strumentazione nella sala controllo e usati per alimentare una SRV.

13-mar apx.

04:50

Per aprire la grande valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione, i lavoratori hanno utilizzato il generatore di piccole

dimensioni che è stato installato per fornire illuminazione temporanea nella sala controllo, per fornire l'alimentazione al solenoide

della valvola. Un operatore ha controllato l'indicatore locale della valvola nella sala toro, ma la valvola risultava chiusa. La sala

toro era molto calda e completamente buia, questo ha reso difficile l'ambiente di lavoro.

13-mar 05:00 La pressione del reattore è aumentata a più di 1070 psi (7,38 MPa).

13-mar 05:00 Il livello d'acqua del reattore era del 79 pollici (2000 mm) sotto TAF e diminuiva.

13-mar 05:10 Poiché l'RCIC non poteva essere riavviato, TEPCO stabilito che la perdita di raffreddamento del reattore si era verificata ai sensi

dell'articolo 15, comma 1 della legge anti catastrofe nucleare. Gli uffici governativi sono stati avvertiti formalmente alle 05:58.

13-mar 05:15 Il sovrintendente sito istruito Gli operatori per completare la predisposizione della linea per lo sfiato del contenitore primario.

13-mar 05:23 Il solenoide per la grande valvola di sfiato della camera di soppressione pneumatica era eccitato, ma la valvola di sfiato è rimasto

chiuso. Gli operatori hanno stabilito che la pressione dell'aria era insufficiente per azionare la valvola. Gli operatori sostituito una

bottiglia temporaneo aria che era stato installato per fornire pressione dell'aria, e la valvola aperta.

13-mar 05:50 Un comunicato stampa è stato fatto per annunciare lo sfiato.

13-mar 06:19 TEPCO determinato livello dell'acqua del reattore raggiunse la cima di carburante attivo (TAF) a 0415, e una notifica è stato fatto

per gli uffici del governo.

13-mar 07:35 Gli uffici governativi sono stati avvertiti formalmente della dose dovrebbe essere ricevuti durante lo sfiato.

13-mar 07:39 Spruzzo del contenitore primario è stato avviato nel contenitore primario con un camion dei autopompe antincendio. Il governo è

stato formalmente avvertito al 0756.

13-mar 07:45 Il livello dell'acqua del reattore è sceso a 118 pollici (3.000 mm) sotto TAF, la pressione del reattore è stato 1.060 psig (7,310

MPa relativi), e la pressione del contenitore primario primario è aumentato a 67 psia (0,46 MPa assoluti).

13-mar 08:35 Gli operatori hanno aperto la valvola motorizzata di sfiato del contenitore primario di circa il 15 per cento, come indicato dalla

procedura.

13-mar 08:41 Gli operatori hanno aperto la grande valvola pneumatica di sfiato toro, completando la predisposizione della linea di sfiato tranne

il disco di rottura. Il governo è stato formalmente avvertito al 0846.

13-mar 08:56 Il tasso di dose misurava 88,2 mrem/ora (882 μSv/h) al posto di controllo, sopra i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di dose di radiazioni al confine del

sito.Questo superamento è stato segnalato alle autorità.

Unità 3 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

94

Data TEMPO Unità 3 Azioni 13-mar 09:08 I lavoratori avevano reperito batterie sufficienti ad alimentare le SRV, e gli operatori hanno aperto una SRV per depressurizzare il

reattore. Alle 09:20, il governo è stato formalmente avvertito che l'iniezione d'acqua sarebbe iniziata attraverso una linea di

protezione antincendio.

13-mar 09:24 La pressione del contenitore primario s'è abbassata da 92 psia (0,637 MPa assoluti) alle 09:10 a 78 psia (0,540 MPa assoluti). Il

centro di risposta alle emergenze ha determinato che lo sfiato era iniziato con successo alle 09:20 circa.

13-mar 09:25 La pressione del reattore s'è abbassata a 50,8 psig (0,35 MPa relativi), e l'iniezione d'acqua dolce borata nel reattore è iniziata

tramite il sistema antincendio.

13-mar apx.

09:28

La bombola che forniva aria alla grande valvola pneumatica di sfiato stava perdendo pressione. I lavoratori indagato e hanno

trovato una perdita su un raccordo, che hanno riparata.

13-mar 09:36 Gli operatori hanno verificato che la pressione del contenitore primario stava diminuendo e che l'iniezione d'acqua nel reattore era

iniziata. Il governo è stato formalmente avvertito.

13-mar 10:30 Il sovrintendente sito ha ordinato ai lavoratori di essere pronti ad avviare l'iniezione con acqua di mare.

13-mar 11:17 La valvola pneumatica di sfiato toro è stata trovata chiusa. La pressione nella bombola utilizzata per fornire l'aria stava

diminuendo.

13-mar - Tenta di bloccare aprire la valvola non hanno avuto successo a causa delle avverse condizioni estreme nella stanza toro. La stanza

era buia e calda, e il toro tremava a causa della SRV aperto.

13-mar 12:20 L'iniezione d'acqua dolce è stata fermata per mancanza d'acqua. I lavoratori erano pronti a fare un rapido cambiamento d'iniezione

ad acqua di mare, ma durante lo svolgimento del lavoro sono sopraggiunti una scossa di assestamento e il successivo ordine di

evacuazione, quindi lo scambio è stato ritardato. Era anche in corso il lavoro per ripristinare la fornitura d'acqua dolce.

13-mar 12:30 I lavoratori hanno sostituito la bombola di aria, e la grande valvola pneumatica di sfiato toro è stata aperta.

13-mar 13:00 La pressione del reattore è scesa a 28 psi (0,19 MPa), e il livello dell'acqua del reattore era a circa 79 pollici (2.000 mm) sotto

TAF, per l'indicazione più bassa.

13-mar 13:12 I lavoratori hanno iniziato l'iniezione d'acqua di mare nel reattore usando camion antincendio e il sistema antincendio.

13-mar - Le richieste di autopompe antincendio esterne sono state fatte, ma era difficile per gli automezzi antincendio raggiungere

l'impianto, perché le strade erano impraticabili e ratei di dose sul sito erano in aumento. Quando la autopompe antincendio

finalmente sono riuscite a venire, c'è voluto altro tempo per entrare in centrale, perché i guidatori dovettero essere sostituiti

all'esterno da lavoratori del sito.

13-mar - Altre prelievi d'acqua di mare sono stati considerati, compresa l'acqua accumulata nel seminterrato dell'edificio turbina unità 4,

alla quale s’è avuto accesso rompendo le persiane delle porte d'ingresso del vano dei camion e spostando le autopompe sul posto.

Tuttavia, questo non è riuscito. Hanno anche pensato di prendere l'acqua dal canale di scarico dell'unità 4 o dalla piscina del

centro di addestramento, ma anche questo non ha funzionato.

Unità 3 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

95

Data TEMPO Unità 3 Azioni 13-mar 14:15 Il tasso di dose misurava 90,5 mrem/ora (905 μSv/h) al posto di controllo, superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di dose di radiazioni al confine del

sito.Questo è stato segnalato alle autorità alle 14:23.

13-mar 14:31 Tassi di dose di radiazioni oltre 30 rem/h (300 mSv/h) sono stati misurati alla porta della camera di compensazione a nord

dell'edificio reattore, con vapore visibile e 10 rem/h (100 mSv/h) a quella lato sud.

13-mar 15:00 La pressione del contenitore primario ha cominciato ad aumentare da 11,6 psia (0,08 MPa assoluti) a 13 psia (0,09 MPa assoluti).

13-mar 15:28 Il rateo di dose lato unità 3 della sala controllo ha raggiunto 1,2 rem/h (12 mSv/h), e gli operatori si sono spostati sul lato

dell'unità 4.

13-mar 1752 Un compressore temporaneo s'è reso disponibile. I lavoratori hanno cominciato a connettere il compressore al sistema di aria

strumenti per tenere aperta la valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione.

13-mar 20:11 Una riduzione della pressione del contenitore primario ha indicato che l'aria d'azionamento della valvola di sfiato della camera di

soppressione era aperta. Nel corso dei successivi cinque giorni, le perdite di pressione dell'aria e dell'alimentazione in continua del

solenoide hanno causato la chiusura della valvola periodicamente.

14-mar 01:10 L'iniezione nel reattore è stata fermata a causa del basso livello nel pozzo della valvola d'inversione condensatore principale, usato

come fonte d'acqua.

14-mar 02:00 La pressione del contenitore primario era 38,4 psia (0,265 MPa assoluti) in aumento. Il personale ha deciso di aprire la piccola

valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione.

14-mar 02:20 Il tasso di dose misurava 75,1 mrem/ora (751 μSv/h) al posto di controllo, superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di dose di radiazioni al confine del

sito.Questo è stato segnalato alle autorità alle 04:24.

14-mar 02:40 Il rateo di dose misurava 65 mrem/ora (650 μSv/h) al posto di controllo, superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di dose di radiazioni al confine del

sito.Questo è stato segnalato alle autorità alle 05:37.

14-mar 03:00 La pressione del contenitore primario è aumentata da 38,4 psia (0,265 MPa assoluti) alle 02:00, a 45,7 psia (0,315 MPa assoluti)

alle 03:00.

14-mar 03:10 Il livello dell'acqua del reattore è sceso a 91 pollici (2.300 mm) sotto TAF per la più bassa indicazione.

14-mar 03:20 I lavoratori hanno mosso il camion antincendio, consentendo al tubo di cadere più in profondità nel pozzo della valvola, e

l'iniezione d'acqua di mare nel reattore, con un'autopompa antincendio, è ripresa.

14-mar 03:40 Il solenoide della valvola aria per la piccola valvola pneumatica per la camera di soppressione è stato alimentato, nel tentativo di

abbassare la pressione PCV. La pressione del contenitore primario era di circa 47,9 psia (0,33 MPa assoluti) e ha continuato a

salire.

Unità 3 - Sequenza temporale degli eventi convalidata INPO 11-005

96

Data TEMPO Unità 3 Azioni 14-mar 04:00 Il rateo di dose misurava 82 mrem/ora (820 μSv/h) al posto di controllo, superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di dose di radiazioni al confine del

sito.Questo è stato segnalato alle autorità alle 08:00.

14-mar 05:20 Sono iniziati i lavori per aprire la piccola valvola pneumatica per la camera di soppressione. Alle 05:30, la pressione del

contenitore primario era 56,6 psia (0,39 MPa assoluti) e in aumento.

14-mar 06:10 La piccola valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione è stata confermata aperta.

14-mar 06:10 Dopo aver verificato che la piccola valvola pneumatica di sfiato della camera di soppressione era aperta, gli operatori non furono

in grado di mantenere la valvola aperta a causa di una perdita di pressione dell'aria e una perdita di alimentazione CC al solenoide.

14-mar 09:12 Il rateo di dose misurava 51,9 mrem/h (518,7 μSv/h) al posto di controllo, superando i 50 mrem/ora (500 μSv/h) limite di cui

all'articolo 15, comma 1 della legge contro il disastro nucleare, indicando un aumento anomalo di dose di radiazioni al confine del

sito.Questo è stato segnalato alle autorità alle 09:34.

14-mar 0920 Altre autopompe antincendio sono arrivate intorno all'alba, e i lavoratori hanno iniziato a utilizzare due di quelle arrivate

dall'esterno per pompare acqua di mare dalla banchina (porto) nel pozzo della valvola d'inversione condensatore principale.

14-mar 1053 Sette autocisterne della difesa da 5 tonnellate d'acqua sono arrivate alla centrale e hanno cominciato a fornire acqua dolce al pozzo

della valvola d'inversione del condensatore principale.

14-mar 11:01 L'edificio reattore unità 3 è esploso. L'esplosione ha danneggiato autopompe antincendio e tubazioni. L'iniezione d'acqua di mare

nel reattore è stata persa.

14-mar 11:01 Tutti i lavoratori, tranne il personale di turno nella sala controllo ha smesso di lavorare ed è stato evacuato al centro di risposta

alle emergenze. Quattro dipendenti TEPCO, 3 imprenditori e 4 persone della difesa sono rimasti feriti (11 in totale). L'esplosione

ha sparso detriti altamente radioattivi in tutto il sito. A causa dei livelli di radiazione e dei detriti, la fossa della valvola

d'inversione non era più utilizzabile come fonte d'acqua.

14-mar 12:00 La pressione del contenitore primario ha cominciato ad aumentare dal 52,2 psia (0,36 MPa assoluti) a 53,7 psia (0,37 MPa

assoluti).

14-mar 16:30 Un'autopompa antincendio intatta è stata spostata alla banchina del porto, e alle 16:30 una nuova linea d'iniezione è stata

completata. Autopompe e tubi sono stati riorganizzati per iniettare acqua di mare direttamente dalla banchina del porto nel

reattore. Il collegamento di due autopompe in serie, all'acqua di mare, ha permesso di fornire entrambe le unità 2 e 3.

14-mar 16:40 La pressione del contenitore primario ha cominciato ad abbassarsi da 69,6 psia (0,48 MPa assoluti).

14-mar 22:30 La pressione del contenitore primario ha cominciato ad aumentare da 52,2 psia (0,36 MPa assoluti), e la pressione del recipiente

reattore era 26,1 psi (0,18 MPa) e in aumento.