N. C 250/6 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19. 9. 83 
Proposta di decisione del Consiglio che adotta un programma di ricerca sulla sicurezza 
dei reattori 
(Presentata dalla Commissione al Consiglio il 17 giugno 1983) 
IL CONSIGLIO DELLE COMUNITÀ EUROPEE, 
visto il trattato che istituisce la Comunità europea 
dell'energia atomica, in particolare l'articolo 7, 
vista la proposta della Commissione, previa consul­
tazione del comitato scientifico e tecnico, 
visto il parere del Parlamento europeo, 
visto il parere del Comitato economico e sociale, 
considerando che, il 22 luglio 1975, il Consiglio ha 
adottato una risoluzione sui problemi tecnologici 
della sicurezza nucleare ; 
considerando che, il 18 febbraio 1980, il Consiglio 
ha adottato una risoluzione sui superconvertitori 
veloci; considerando che, con decisione ..., il Consiglio ha 
adottato un programma di ricerca d'azione diretta 
sulla sicurezza dei reattori ; 
considerando che è opportuno completare il pro­
gramma d'azione diretta sulla sicurezza dei reattori 
con un programma d'azione a compartecipazione 
finanziaria che utilizzi le competenze e gli impianti 
degli Stati membri, 
DECIDE: 
Articolo 1 
Per un periodo di quattro anni a decorrere dal 
1° gennaio 1984, viene adottato il programma di 
ricerca sulla sicurezza dei reattori descritto in alle­
gato. 
considerando che, con decisione ..., il Consiglio ha 
approvato le strutture e le procedure di gestione e di 
coordinamento delle attività di ricerca, di sviluppo e 
di dimostrazione comunitarie; 
considerando che, con decisione ..., il Consiglio ha 
adottato un programma quadro che definisce una 
strategia scientifica e tecnica europea ; 
considerando che la Commissione ha comunicato al 
Consiglio un programma di azione per lo sviluppo 
dell'energia nucleare di fissione; 
considerando che l'esecuzione di programmi di 
ricerca nel settore della sicurezza nucleare costitui­
sce uno dei principali mezzi di cui dispone la Com­
missione per contribuire alla produzione senza peri­
coli dell'energia nucleare e alla tutela dei lavoratori, 
delle popolazioni e dell'ambiente; che tale esecu­
zione corrisponde alle scelte e agli obiettivi specifici 
previsti dal programma quadro e dal programma 
d'azione per lo sviluppo dell'energia nucleare di fis­
sione; Articolo 2 
L'importo necessario per la realizzazione del pro­
gramma è stimato a 81,3 milioni di ECU con un 
organico di 17 agenti. 
Articolo 3 
Il programma di cui in allegato può essere sottopo­
sto a revisione alla fine del terzo anno, conforme­
mente alle appropriate procedure. 
Articolo 4 
Per l'attuazione del programma, la Commissione è 
assistita dal comitato consultivo in materia di ge­
stione e di coordinamento «fissione nucleare», il cui 
mandato e la cui composizione sono stati definiti 
con decisione ... sulle strutture e sulle procedure di 
gestione e di coordinamento delle attività di ricerca, 
di sviluppo e di dimostrazione comunitarie. 
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N. C 250/7 
ALLEGATO 
PROGRAMMA DI RICERCA A COMPARTECIPAZIONE FINANZIARIA SULLA 
SICUREZZA DEI REATTORI 
Il programma comprende lavori di ricerca teorici e sperimentali da svolgere in collaborazione, 
sulla prevenzione degli incidenti, sullo studio particolareggiato degli incidenti e delle loro conse­
guenze, e sulle metodologie utilizzate per la valutazione probabilistica dei rishi. 
Il programma si divide in due parti: 
a) una parte dedicata alla sicurezza dei reattori ad acqua leggera, con lo studio dei seguenti 
punti specifici : 
— fattori umani e interazione uomo/macchina, 
— protezione degli impianti nucleari contro l'esplosione delle nubi di gas, 
— problemi meccanici e di materiale derivante dai componenti di acciaio dei reattori ad 
acqua leggera, 
— termoidraulica e gravi degradazioni subite dal combustibilie nel corso di incidenti 
dovuti alla perdita di refrigerante primario, 
— problemi della distribuzione della combustione e del controllo dell'idrogeno prodotto in 
caso di incidente, 
— termine sorgente dei prodotti di fissione nel caso di incidenti gravi, 
— dispersione nell' atmosfera di prodotti di fissione in seguito a incidente, 
— metodologie utilizzate per la valutazione probabilistica dei rischi; 
b) una parte dedicata alla sicurezza dei reattori veloci raffreddati a sodio, con lo studio dei 
seguenti punti specifici : 
— strumentazione, controllo e protezione, 
— analisi dei transitori, 
— integrità dei componenti e delle strutture, 
— aspetti sicurezza della tecnologia del sodio, 
— comportamento del combustibile in regime transitorio e fenomeni postincidentali (espe­
rimenti in pila), 
— percorso dei prodotti di fissione in caso di incidenti gravi, 
— spostamento e interazione dei materiali fusi in occasione di incidenti gravi. 
Il programma sarà attuato su basi contrattuali. 
N. C 250/8 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19.9.83 
PROPOSTA DI PROGRAMMA DI RICERCA IN COMPARTECIPAZIONE 
DELLE SPESE SULLA SICUREZZA DEI REATTORI (1984-1987) 
(Appendice tecnica) 
PARTE PRIMA 
PROPOSTA DI PROGRAMMA DI RICERCA IN COMPARTECIPAZIONE 
DELLE SPESE SULLA SICUREZZA DEI REATTORI AD ACQUA LEGGERA 
(1984-1987) 
INTRODUZIONE 
Le centrali nucleari ad acqua leggera hanno raggiunto la loro maturità industriale e commerciale 
poco dopo il 1970. Le centrali di questo tipo in funzione nel mondo sono attualmente più di 200, 
ed altre 130 sono in costruzione. Nei paesi della Comunità, le centrali funzionanti sono una qua­
rantina e quelle in costruzione una trentina: ciò rappresenta rispettivamente una potenza nucle­
are installata di 40 000 e 37 000 MW. La messa in opera dei programmi di costruzione è stata 
accompagnata fino dal principio da importanti programmi di ricerca in materia di sicurezza. Se 
da una parte va riconosciuto che le centrali essistenti funzionano in valide condizioni di sicu­
rezza, bisogna peraltro ammettere che i programmi di ricerca devono essere proseguiti, per sva­
riate ragioni. I loro risultati sono difatti necessari ai progettisti e ai gestori delle centrali, allo 
scopo di migliorare il livello di protezione non soltanto dei lavoratori, della popolazione in gene­
rale e dell'ambiente, ma anche degli impianti stessi, attraverso opportune misure di prevenzione e 
salvaguardia. I programmi mirano ad un miglioramento delle conoscenze relative ai fenomeni e 
meccanismi più significativi, che consentirà di quantificare i margini di sicurezza impliciti nei 
progetti delle centrali elettriche nucleari attualmente in funzione o in costruzione. I risultati della 
ricerca sulla sicurezza sono fondamentali per i responsabili delle autorizzazioni e dei controlli, ai 
quali essi consentiranno di precisare meglio i limiti di funzionamento degli impianti e di definire 
le misure da adottare in caso di incidente. Nell'attuale contesto politico e sociale, le ricerche sulla 
sicurezza hanno un'importante funzione, in quanto contribuiscono all'accettazione dell'energia 
nucleare da parte del pubblico, permettendo una valutazione più realistica dei rischi associati alla 
produzione di energia di origine nucleare e facilitando il confronto con i rischi inerenti ad altri 
processi industriali. Infine, la ricerca sulla sicurezza fornisce un validissimo aiuto all'imposta­
zione comunitaria dei criteri di sicurezza e delle norme per le centrali ad acqua leggera. 
I programmi di ricerca in corso nella Comunità e nei paesi industrializzati, tra i quali in partico­
lare gli Stati Uniti, che stanno sviluppando la filiera delle centrali nucleari ad acqua leggera, 
hanno subito una notevole evoluzione negli ultimi anni. L'incidente verificatosi nel 1979 negli 
Stati Uniti, presso la centrale TMI-2, ha messo in luce l'importanza della funzione e del compor­
tamento degli operatori in condizioni di emergenza, nonché delle sequenze di evento che pos­
sono condurre a danni gravi agli elementi di combustibile. 
Inoltre, essendosi approfondita meglio la problematica derivante dagli incidenti tipici di cui si è 
tenuto conto nella progettazione dei reattori, l'attenzione si è rivolta allo studio degli eventi ano­
mali che, indipendentemente dalla loro estensione, sono capaci di perturbare il normale funzio­
namento degli impianti, nonché allo studio di incidenti più seri ed improbabili. Tutto ciò è 
descritto nella proposta di programma presentata più oltre. 
Ricerca comunitaria sulla sicurezza dei reattori ad acqua leggera 
Le attività comunitarie di ricerca concernenti i problemi tecnologici della sicurezza nucleare ven­
gono svolte nel quadro del programma pluriennale del centro di ricerca congiunta; dal 1973 la 
sicurezza dei reattori rappresenta il settore più importante del programma stesso. All'attuale pro­
gramma (1980-1983) sono stati destinati 172 milioni di UCE e 716 persone oltre la metà delle 
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 
quali si occupa del lavoro relativo alla famiglia dei reattori ad acqua leggera. Il programma com­
prende attività teoriche e sperimentali relative all'analisi degli incidenti e delle loro conseguenze, 
nonché al miglioramento della metodologia e della strumentazione destinate a prevenire gli inci­
denti. Importanti sforzi vengono dedicati alla messa a punto ed alla applicazione di nuove e pro­
gredite metodologie intese a ridurre le incertezze della valutazione probabilistica del rischio. 
Le attività analitiche e sperimentali sono concentrate principalmente sullo studio di fenomeni 
fisici relativi alle perdite di refrigerante, e in generale dei transitori comportanti una grave degra­
dazione del nocciolo del reattore. Gli obiettivi di questo studio consistono nel miglioramento e 
nella convalida dei codici di sicurezza e, nei limiti del possibile, nella acquisizione di nuove 
informazioni utili ad istituire procedimenti operativi e di emergenza più efficaci. 
In questo campo sono in corso due importanti progetti: l'installazione fuori pila LOBI e l'instal­
lazione in pila Super Sara. 
Gli obiettivi principali del progetto LOBI sono i seguenti: 
— l'esecuzione di esperimenti di perdita di refrigerante attraverso la simulazione di rotture di 
varie entità delle tubazioni in tre diversi punti del circuito interrotto di LOBI, allo scopo di 
esaminare l'influenza del comportamento termoidraulico dei singoli componenti del sistema 
primario nel corso di un incidente di perdita di refrigerante (depressurizzazione) attraverso la 
misura di tutte le grandezze termoidrauliche significative, e particolarmente di quelle che 
interessano la refrigerazione del nocciolo; 
— l'applicazione dei risultati sperimentali alla convalida ed al miglioramento dei codici di cal­
colo della depressurizzazione e delle teorie ad essi associate ed impiegate per l'analisi di 
sicurezza dei reattori ad acqua leggera. 
// programma di prove Super Sara consisteva in una serie di esperimenti in pila (nel reattore 
Essor), ridefiniti nel 1980 su base internazionale. Durante gli anni 1980-1982 sono proseguite la 
costruzione del circuito, la preparazione delle prove sperimentali e la diffusione del contenuto 
tecnico delle diverse fasi del programma con gli esperti e le delegazioni nazionali. 
Queste attività sono integrate da altri due progetti : 
— Il progetto Integrità del sistema primario, dedicato principalmente allo sviluppo di procedi­
menti e metodi di calcolo per la rivelazione dei guasti nelle strutture e la predizione attendi­
bile della durata di vita delle strutture e dei componenti del reattore. Tra questi, il conteni­
tore è chiaramente la più importante, e la scelta dei parametri e delle condizioni limite per le 
prove sperimentali e per i calcoli viene fatta di conseguenza. Il CCR ha la funzione di coor­
dinatore scientifico del programma internazionale per l'ispezione dei componenti in acciaio 
(PISC) patrocinato dal CSNI. Il CCR sta inoltre preparando un nuovo programma speri­
mentale su un contenitore a pressione in scala 1/5. Scopo di questo programma è l'imposta­
zione sistematica del problema dell'ispezione. 
— Le due principali attività comprese nel progetto «Affidabilità e valutazione dei rischi», consi­
stenti nell'analisi delle sequenze di incidente e nel Sistema europeo dei dati sull'affidabilità 
(RRDS) sono in stretta relazione fra loro. 
L'attività di analisi della sequenza di incidente è dedicata all'identificazione e alla modelliz-
zazione delle categorie di sequenze di incidente a monte e a valle dell'incidente di dimensio­
namento, tenendo conto in particolare della cronologia degli eventi e dell'interfaccia 
uomo/sistema. 
L'obiettivo principale dell'ERDS consiste nella messa in opera di un sistema centralizzato di 
banca di dati che fornirà le informazioni necessarie alla valutazione dei rischi connessi ai 
reattori ad acqua leggera. Tale banca di dati sta per divenire operativa, almeno in parte. I 
dati sono forniti da vari organismi nazionali, e l'obiettivo più importante è attualmente 
l'analisi sistematica dei dati stessi. 
Nel 1979 è stato adottato per il 1979-1983 un modesto programma in compartecipazione 
delle spese. Tale programma, riguardante la sicurezza dei reattori termici ad acqua, dispo­
neva di fondi per 6,3 milioni di ECU. Teoricamente, esso avrebbe dovuto consentire di 
finanziare al 50 % il lavoro sui tre argomenti appresso elencati, ma il finanziamento si è limi­
tato in pratica al 37 %, per effetto delle limitazioni di bilancio imposte alle ricerche effettuate 
presso organismi o laboratori nazionali degli Stati membri. Gli argomenti in questione erano 
i seguenti: 
N.C 250/10 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19.9.83 
— Studi su effetti separati relativi al fenomeno della perdita di refrigerante primario, particolar­
mente nella fase di riumidificazione e riallagamento del nocciolo (settore A); 
— studi relativi alla protezione degli impianti nucleari contro le esplosioni di nuvole di gas (set­
tore B); 
— studi sulla dispersione nell'atmosfera di prodotti radioattivi liberati in conseguenza di un 
incidente (settore C). 
Tale programma, che è in fase di attuazione, avrà termine alla fine del 1983. Si può già prevedere 
che i suoi risultati, dei quali è prevista la pubblicazione, rappresenteranno per la Comunità 
un'importante acquisizione scientifica. 
La Commissione intende proseguire e rafforzare la propria funzione centrale nel settore della 
sicurezza nucleare attraverso i due tipi di azioni di cui essa dispone: l'azione diretta, realizzata 
nei laboratori del CCR, e l'azione in compartecipazione delle spese, realizzata nei laboratori degli 
Stati membri. In quest'ottica, il programma di azione proposto dalla Commissione per lo svi­
luppo della produzione di energia a partire dalla fissione nucleare, di cui la sicurezza nucleare 
costituisce l'obiettivo maggiore, tiene conto in larga misura dei risultati dei due programmi in 
corso ai quali si è brevemente accennato più sopra. Per quanto riguarda l'azione in compartecipa­
zione delle spese relativa alla sicurezza dei reattori ad acqua leggera, il secondo programma, la 
cui durata è prevista in un quadriennio, pur continuando le ricerche intraprese nel quadro del 
primo, coprirà una gamma molto più vasta di argomenti tecnici. 
Settori tecnici adottati — elaborazione del programma 
Come già fatto in passato per la definizione del primo programma sulla sicurezza dei reattori ad 
acqua, la Commissione ha consultato nel 1981 e nel 1982 il gruppo di lavoro comunitario n. 2 
«Sicurezza dei reattori ad acqua leggera, ricerche», per selezionare gli argomenti di cui tener conto 
nel nuovo programma ampliato di ricerche. Per approfondire meglio la situazione in taluni set­
tori, la Commissione, su parere del gruppo di lavoro n. 2, ha istituito appositi sottogruppi di 
lavoro : essi hanno proposto alcune raccomandazioni, che sono alla base delle proposte seguenti. 
Per quanto riguarda il seguito da dare ai tre argomenti di ricerca oggetto del primo programma, si 
è convevuto che le raccomandazioni sarebbero state formulate dai tre competenti sottogruppi, i 
quali, dal momento dell'approvazione di questo primo programma, agiscono per conto del 
CCMGP «Sicurezza». I tre sottogruppi hanno quindi presentato alcune raccomandazioni, delle 
quali è stato parimenti tenuto conto nella presente proposta. Infine, per taluni argomenti più 
direttamente legati all'azione diretta in corso presso il CCR, la Commissione ha fatto alcune pro­
poste che sono state comunicate al gruppo di lavoro n. 2 per ottenerne il parere, ma che, per man­
canza di tempo, non hanno dato luogo ad uno scambio di vedute approfondite nel quadro di tale 
gruppo di lavoro. Le conclusioni e le raccomandazioni elaborate dai vari sottogruppi specializzati 
di cui sopra sono già disponibili. 
Le ricerche previste possono essere classificate in tre categorie: ricerche miranti alla prevenzione 
degli incidenti, vale a dire culminanti in misure adatte a ridurre la probabilità che questi ultimi 
abbiano a verificarsi ; ricerche consistenti nell'acquisizione di conoscenze più complete sui feno­
meni accidentali, per limitarne le conseguenze; ricerche relative alle tecniche e ai metodi di valu­
tazione probabilistica dei rischi. Questa classifica non deve essere tuttavia interpretata in modo 
troppo rigido, poiché fra le tre categorie esistono evidenti connessioni. Va tuttavia notato che 
alcuni dei settori adottati non sono specifici delle centrali nucleari ad acqua leggera, ma possono 
riguardare altri tipi di installazione nucleare: ciò vale in particolare per il fattore umano e per 
l'interazione uomo/macchina, per la protezione delle centrali contro le nuvole di gas esplosivo e, 
in minor misura, per talune parti delle ricerche proposte su altri termini. Tali settori sono stati 
nondimeno inclusi nella proposta di programma relativa ai reattori ad acqua leggera, poiché, 
data la loro prevalenza numerica, questi ultimi saranno i principali beneficiari dei risultati della 
ricerca nei settori stessi. 
1.1. FATTORI UMANI ED INTERAZIONE UOMO-MACCHINA (riferimento: punto 
l.A.2.2 del programma d'azione) 
Obiettivi 
La funzione dell'uomo e i problemi dell'interfaccia fra l'uomo e la macchina sono stati 
già da tempo analizzati e presi in considerazione nelle attività non nucleari una volta 
compreso che era economicamente redditizio preoccuparsi di tali problemi e ottimaliz-
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N.C 250/11 
zare l'intervento dell'uomo in funzione delle sue caratteristiche comportamentali delle 
sue possibilità. In altri procedimenti, come ad esempio nei trasporti aerei, l'intervento 
umano era stato studiato dal punto di vista della sicurezza. Per quanto la conduzione 
degli impianti nucleari si tendeva a pensare, senza peraltro trascurare la funzione 
dell'operatore, che opportuni sistemi automatici potessero sempre fronteggiare come 
ultima risorsa le situazioni pericolose. L'incidente di TMI-2 ha reso necessario rivedere 
questa tendenza, e numerose discussioni e studi hanno avuto successivamente luogo 
negli Stati membri, negli Stati Uniti e sul piano internazionale (OECD-NEA, Halden, 
ecc.). 
Sul piano comunitario, il CCR ha organizzato nel 1979, 1980 e 1981 vari workshops 
internazionali sul comportamento degli operatori in situazioni di incidente; inoltre, suc­
cessivamente al 1981, un gruppo di specialisti si è incontrato più volte sotto gli auspici 
del gruppo di lavoro n. 2 «Sicurezza dei reattori ad acqua leggera, ricerche». Le seguenti 
proposte riflettono ampiamente le conclusioni che questo gruppo di specialisti ha rag­
giunto tenendo conto dei risultati del workshop organizzato dal CCR. Gli obiettivi da 
raggiungere sono definiti chiaramente: essi sono intesi a migliorare la qualificazione e 
l'addestramento degli operatori, nonché le risorse a loro disposizione, particolarmente 
al livello delle sale di controllo. La costruzione di simulatori perfezionati e di sale di 
controllo di concezione progredita è facilitata dai progressi tecnici effettuati nel settore 
dei componenti e dell'elaborazione dei dati, ma lo studio di tali sistemi è fondato piut­
tosto sullo sviluppo che sulla ricerca, ed è generalmente svolto dall'industria in stretta 
cooperazione con gli operatori, in quanto l'industria è legata alla necessità di possedere 
una conoscenza teorica più estesa e particolareggiata delle reazioni umane e della fidu­
cia che può essere in esse riposta in situazioni diverse da quelle di routine. 
Gli obiettivi delle ricerche proposte si trovano per gran parte a monte dell'interfaccia 
uomo-macchina che può essere costituito ad esempio da una sala di controllo o da un 
simulatore. Dette ricerche dovrebbero condurre a migliorare le conoscenze di base sul 
comportamento degli operatori dal punto di vista dei meccanismi di acquisizione delle 
informazioni, tenendo conto dei fattori, delle circostanze e dell'ambiente che li influen­
zano. Gli aspetti relativi all'organizzazione del lavoro dei gruppi di operatori ed ai 
mezzi di comunicazione devono essere studiati più sistematicamente. 
Tali conoscenze teoriche potranno in seguito essere applicate alla definizione di modelli 
utilizzabili per la valutazione probabilistica dei rischi, nonché per il miglioramento e la 
razionalizzazione dei procedimenti; esse permetteranno inoltre di orientare lo sviluppo 
nel senso desiderato e di convalidare nuovi sistemi più sofisticati di appoggio alla dia­
gnosi. 
Per la ricerca comunitaria, questo settore è nuovo; negli Stati membri le corrispondenti 
attività sono limitate, e l'importante programma appresso proposto servirà a raggrup­
parle e centralizzarle. L'attuazione dell'ERDS da parte del CCR faciliterà inoltre la rac­
colta, il trattamento e l'utilizzazione dei dati relativi all'affidabilità dell'uomo necessari 
per le ricerche previste. Lo sviluppo in seno al CCR dei metodi utilizzati per l'analisi 
probabilistica dei rischi (PRA) faciliterà l'applicazione di queste tecniche all'affidabilità 
dell'uomo. Le attività in compartecipazione delle spese, qui appresso previste, saranno 
pertanto strettamente intrecciate con l'azione diretta condotta dal CCR. 
Attività 
Il programma copre tre settori che logicamente si susseguono dal punto di vista crono­
logico. Il lavoro iniziale sarà quindi concentrato sul primo settore. Ciò non esclude tut­
tavia che si possa cominciare a lavorare nei seguenti settori : 
— raccolta e analisi dei dati relativi al comportamento umano; 
— modellizzazione del comportamento dell'uomo; 
— considerazione dell'idoneità di tali modelli all'impiego nella valutazione probabili­
stica dei rischi e a scopi di progettazione. 
I temi di ricerca sono raggruppati all'interno di tali settori. Per maggiori particolari, e 
per il parere degli esperti, si rinvia agli allegati. 
N.C 250/12 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19.9.83 
1.1.1. Raccolta e analisi dei dati sul comportamento umano 
È necessario molto lavoro supplementare, particolarmente per quanto riguarda i pro­
cessi di acquisizione delle conoscenze nelle situazioni della vita reale. La mancanza di 
progressi in questo settore deriva dall'assenza di dati qualitativi e quantitativi prove­
nienti da situazioni autentiche. 
Si dovrà costituire un'adeguata base di dati tale che dalla raccolta di informazioni sugli 
errori umani nell'industria nucleare e non nucleare si possano dedurre i meccanismi 
generici che conducono all'errore. Per quanto riguarda il non nucleare, già si dispone di 
numerosi elementi relativi ai settori chimico, siderurgico e del carbone (vedi il lavoro 
svolto nel quadro della CECA); 
— tecniche correnti di raccolta di dati quantitativi sul comportamento umano. Consi­
derazione e specificazione di un sistema omogeneo e di un protocollo per ottenere 
tali informazioni. Possibilità di sviluppare un'apparecchiatura automatica per la 
raccolta di dati in linea; 
— informazioni esistenti negli archivi delle centrali nucleari ; 
— applicabilità di una grande quantità di informazioni provenienti dalle attività non 
nucleari ; 
— tecniche per estendere l'applicabilità di dati obiettivi a situazioni diverse da quelle 
in occasione delle quali esse sono state raccolte; 
— organizzazione di serie di prove particolari per ottenere maggiori informazioni spe­
cifiche; 
— tassonomia dei dati correnti e schemi di classifica; 
— metodologia per l'analisi degli eventi, tenendo conto dell'interazione fra le man­
chevolezze umane e quelle delle apparecchiature; 
— relazioni esistenti fra i fattori di affidabilità dell'uomo e il ciclo completo di vita 
dell'impianto; 
— effetti ambientali, intellettuali ed emotivi sull'individuo umano; 
— problemi di organizzazione e comunicazione nel ciclo completo della vita delle 
centrali nucleari. 
1.1.2. La modellizzazione del comportamento umano 
Particolare attenzione viene dedicata agli aspetti relativi all'attendibilità dei modelli di 
comportamento : 
— studio e valutazione critica dei modelli esistenti ; 
— considerazione ed applicazione di tecniche complesse di modellizzazione matema­
tica per lo sviluppo di nuovi modelli; 
— confronto fra vari modelli, attraverso lavori di confronto e convalida, esperimenti 
controllati ecc., tanto su impianti reali quanto su simulatori. 
1.1.3. Considerazione dell'idoneità di tali modelli per la valutazione probabilistica dei rischi e 
per la progettazione 
Per questi modelli sono previsti due settori principali di impiego: 
— la loro incorporazione nell'analisi probabilistica dei rischi e la loro influenza su di 
essa. Studi di valutazione probabilistica dei rischi e la loro applicabilità alla ge­
stione del rischio e all'assicurazione dell'affidabilità; 
— il riciclo dell'informazione ai fini della progettazione. Questo aspetto è poliedrico, 
in quanto comprende la progettazione delle sale di controllo e il percorso 
dell'informazione, i procedimenti di funzionamento, lo sviluppo e la convalida di 
installazioni progredite di appoggio al funzionamento dei sistemi. 
Per la sua vastità, questo settore non può essere compreso integralmente all'interno 
del presente programma. Di conseguenza, si addotterà un'impostazione per stadi 
successivi. 
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N.C 250/13 
Condizioni da rispettare per il programma 
— stretto collegamento con le attività del CCR e i corrispondenti programmi di ricerca 
delle DG Ve III; 
— stretto collegamento con i laboratori in possesso di un'adeguata esperienza (com­
preso il settore non nucleare). Sono particolarmente da raccomandare la partecipa­
zione al programma Halden, ai programmi americani EPRI e NRC sul fattore 
umano ed ai programmi scandinavi (si tenga inoltre presente la proposta di pro­
gramma COST «Sistemi di socio-tecnologie e sicurezza industriale»). È fondamen­
tale disporre di informazioni sulle attività dei laboratori che svolgono lavori in 
questo settore nella Comunità europea; 
— strette relazioni di lavoro con vari servizi. Sono essenziali regolari servizi tra specia­
listi dei fattori umani e operatori, da incoraggiare attraverso proposte positive; 
— studio della possibilità di trasporre alle attività nucleari le tecniche già note relative 
alla valutazione del fattore umano nelle industrie pericolose non nucleari. 
Contributo comunitario 
Programma comunitario di ricerche, da mettere in opera sulla base di contratti di 
ricerca: 
fondi necessari: 3 600 000 ECU. 
1.2. PROTEZIONE DEGLI IMPIANTI NUCLEARI CONTRO L'ESPLOSIONE DI 
NUVOLE DI .GAS (riferimento: punto 1.A.2.6 del programma d'azione) 
Obiettivi 
La protezione delle centrali e degli impianti nucleari contro le esplosioni esterne di ori­
gine accidentale, nel caso particolare di nuvole di gas pesanti (idrocarburi) che possono 
essere liberati in prossimità delle centrali, ad esempio in seguito a un incidente di tra­
sporto, è oggetto di crescente attenzione da diversi anni. La stessa preoccupazione sussi­
ste per vari tipi di installazioni non nucleari (piattaforme, terminali di gasdotti, parchi 
da deposito). Detta protezione può comportare misure regolamentari concernenti la 
localizzazione delle installazioni pericolose e il trasporto di sostanze infiammabili, non­
ché misure preventive all'atto della progettazione delle centrali e dei relativi impianti 
ausiliari. 
La fenomenologia di simili esplosioni esterne non confinate è molto complessa e non è 
stata ancora adeguamente approfondita. Sono pertanto indispensabili ricerche teoriche 
e sperimentali su vari aspetti di tali esplosioni (formazione e migrazione della nuvola 
esplosiva, formazione e propagazione di onde di pressione successive alla deflagra­
zione/detonazione, interazioni fra tali onde, ecc.). Studi del genere sono stati intrapresi, 
entro limiti modesti, nel settore B del primo programma di ricerche in compartecipa­
zione delle spese 1979-1983: essi hanno permesso di raggruppare, e talvolta di stimolare, 
una parte non trascurabile del lavoro effettuato negli Stati membri. Tale azione 
dev'essere attualmente proseguita e completata, in quanto la ristrettezza delle risorse 
disponibili e la relativa novità del settore hanno reso necessaria una puntualizzazione 
delle ricerche su taluni aspetti prioritari, tra i quali si possono ricordare: l'interconfronto 
di modelli deterministici e la convalida attraverso esperienze prototipo, svoltesi a Thor-
ney Island, sullo sviluppo istantaneo (2 000 m3) in condizioni isoterme, per quanto 
riguarda l'aspetto dispersione; la messa a punto di codici semplici per descrivere il 
modo in cui le onde di pressione si formano e si propagano, escludendo tuttavia la pre­
dizione particolareggiata della combustione, e la loro convalida attraverso campagne 
sperimentali di media ampiezza (esplosione di palloni), per quanto riguarda l'aspetto 
esplosione; il lavoro analitico per la descrizione di tali fenomeni in presenza di strut­
ture, e la necessaria convalida attraverso misure su modelli o sulla tavola d'acqua, per 
quanto riguarda la propagazione delle onde d'urto e le loro interazioni. 
N.C 250/14 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19. 9. 83 
La Commissione, in stretto collegamento col gruppo di studio del CCMGP incaricato di 
seguire i lavori relativi all'aspetto B del primo programma, ha valutato quale ulteriore 
lavoro convenga svolgere nel quadro di un secondo programma, tenendo conto contem­
poraneamente dei risultati acquisiti, degli aspetti non coperti e dell'evoluzione generale 
del settore, nonché di talune tecniche sperimentali. Le conclusioni di questa valutazione 
sono state prese in considerazione nell'elenco proposto più oltre. 
Attività 
Le attività possono essere classificate in cinque categorie: la prima e l'ultima non hanno 
potuto essere trattate nel primo programma in compartecipazione delle spese. 
1.2.1. Termine fonte 
Con quest'espressione si intendono le circostanze e i parametri iniziali delle emissioni 
accidentali, prima della formazione e della migrazione della nuvola esplosiva. Partico­
lare attenzione andrà dedicata alla fenomenologia ed agli aspetti fisici della fase iniziale 
di formazione della nuvola, in particolare quando questa si forma a partire da gas lique­
fatti, nonché ai meccanismi di evaporazione. 
1.2.2. Dispersione 
Le emissioni di Thorney Island hanno già fornito una serie di casi di riferimento. Nel 
quadro del secondo programma si dovrà procedere ad un'analisi particolareggiata di 
questi dati e al loro confronto con le previsioni relative a vari modelli e codici. Emis­
sioni complementari, ad esempio non isoterme, potrebbero servire a completare i risul­
tati delle misurazioni iniziali. 
Un obiettivo implicito di queste campagne sperimentali consiste altresì nel convalidare 
l'impiego di gallerie aerodinamiche e idrodinamiche per simulare su scala ridotta la 
migrazione di strati di gas pesanti al livello del suolo od alla superficie dell'acqua, in 
presenza di ostacoli o di sacche di calore. La realizzabilità di queste simulazioni è stata 
dimostrata durante il primo programma e sono stati resi operativi vari metodi di analisi 
assai raffinati. Per tale ragione, vale la pena di compiere uno sforzo rilevante in un set­
tore che dovrebbe permettere con una spesa ridotta lo studio di casi o di condizioni 
geometriche realistici. 
Tutti i modelli predizionali attualmente disponibili hanno inoltre carattere determini­
stico e non tengono conto della considerevole variabilità intrinseca della dispersione o 
della struttura assai irregolare delle nuvole, che possono influenzare fortemente il feno­
meno di esplosione. Particolare attenzione dovrà dunque essere accordata all'elabora­
zione di modelli stocastici, nonché a studi e convalide particolareggiate, ad esempio in 
gallerie aerodinamiche. Questo punto si aggiunge a quanto detto al paragrafo 1.7 a pro­
posito della dispersione atmosferica dei prodotti radioattivi. 
1.2.3. Combustione e formazione di un'onda di pressione 
Molto resta da fare in questo settore complesso e poco approfondito. Le principali 
lacune riguardano la teoria, i modelli e la disponibilità di codici soddisfacenti per la 
combustione/propagazione della fiamma in una nuvola non confinata o parzialmente 
confinata: l'onda di pressione che viene a crearsi dipende infatti in maniera critica dal 
modo di propagazione. I soli dati disponibili riguardano i meccanismi di accelerazione 
della fiamma e l'eventuale transizione dalla deflagrazione alla detonazione; a parte la 
loro frammentarietà, nel maggior numero dei casi essi derivano da esperimenti su scala 
in laboratorio. Il limitato sforzo compiuto nel corso del primo programma dovrà dun­
que essere proseguito ed intensificato, e dovrebbe anzi essere esteso ad altri aspetti 
(influenza della struttura irregolare della nuvola, di confinamenti od ostacoli parziali, 
della topografia ...), creando una maggiore aderenza alla realtà (influenza della forma 
dello strato esplosivo, del punto di accensione, della presenza di aerosol, ecc.). Per la 
parte essenziale, esso sarà costituito da studi e simulazioni di effetti parziali. Nel corso 
dell'esecuzione del programma si potrà intraprendere una campagna concertata di 
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N.C 250/15 
prove sul terreno, su vasta scala; se del caso, essa potrà essere sostituita dalla partecipa­
zione a un esperimento internazionale dello stesso genere. La messa a punto di modelli 
e di codici predizionali dovrà naturalmente accompagnare tutte queste attività. 
1.2.4. Propagazione ed interazioni di onde di pressione 
I limitati sforzi compiuti nel quadro del primo programma dovranno essere proseguiti. 
Si dovrà mettere a punto almeno un codice elaborato (ipotesi isentropica). Esso sarà 
eventualmente accoppiato ad una descrizione della combustione e della reazione delle 
strutture. Saranno proseguite le prove sul terreno, per trattare i casi delle fonti multiple, 
della propagazione al di sopra del mare e dell'influenza della topografia, oppure per 
convalidare taluni aspetti dei codici predizionali. 
1.2.5. Reazioni delle strutture 
Quest'aspetto fondamentale, ben distinto dai precedenti, non è stato trattato nel primo 
programma. È assai difficile che i numerosi dati disponibili sulla reazione dei fabbricati 
convenzionali alle esplosioni e su danni da essi sofferti possano essere estrapolati alle 
strutture rafforzate delle centrali nucleari; per tale ragione si dovranno intraprendere 
esperimenti su elementi o simulatori strutturali ed esaminare le conseguenze di casi 
simultanei di danno alla sicurezza di un impianto, in stretto collegamento con il CCR, 
il quale dispone di una competenza specifica in questo settore. 
Contributo della Comunità 
Programma comune di ricerche, da attuare sulla base di contratti di ricerca: 
fondi necessari: 4 200 000 ECU. 
1.3. PROBLEMI DI MECCANICA E DI MATERIALI CREATI DAI COMPO­
NENTI IN ACCIAIO DEI REATTORI AD ACQUA LEGGERA (riferimento: 
punto 1 .A.2.3 del programma d'azione) 
Obiettivi 
L'integrità dei componenti in acciaio delle centrali elettriche ad acqua leggera, e parti­
colarmente di quelli compresi nei circuiti primari, è essenziale per la sicurezza di tali 
installazioni. A questo settore sono stati dedicati fino ad oggi, importanti programmi di 
ricerca, i cui risultati sono stati utilizzati per migliorare i procedimenti di fabbricazione e 
le tecniche di controllo della qualità. L'attenzione si è poi rivolta verso lo sviluppo e la 
messa in opera di controlli sistematici e periodici durante l'intera vita degli impianti. La 
rivelazione precoce dei difetti e la sorveglianza sul loro sviluppo era giustificata in parti­
colare da fenomeni di fragilizzazione dell'acciaio indotti dalle radiazioni, nonché di 
fatica provocata dai cicli termici. Di recente, questa tendenza a privilegiare il controllo è 
stata ulteriormente potenziata dalla scoperta di difetti sotto i rivestimenti dai problemi 
di choc termico, ecc. 
La cooperazione internazionale nel settore della meccanica e dei materiali dei compo­
nenti in acciaio delle centrali ad acqua leggera è in atto da lungo tempo ed è centraliz­
zata in un gruppo di lavoro patrocinato congiuntamente dal CSIN (OCSE-AEN) e dalla 
Commissione. Fra il 1976 e il 1980 è stato svolto un programma internazionale (PISC I) 
per la rivelazione di difetti preesistenti in pezzi d'acciaio che sono stati fatti circolare 
attraverso un gran numero di laboratori specializzati. Il CCR ha rappresentato in questo 
programma una parte importante, occupandosi dell'analisi distruttiva dei campioni 
nonché del trattamento e dell'applicazione dei risultati ottenuti dai suddetti laboratori. 
L'esperienza derivante da questo programma ha condotto alla messa in opera di un 
secondo programma (PISC II), orientato più particolarmente verso la convalida delle 
tecniche non distruttive di rivelazione, localizzazione e valutazione dei difetti, nonché 
verso la definizione di procedimenti ispettivi efficaci ed attendibili; anche in questo 
caso il CCR è responsabile della coordinazione centrale. 
Durante lo stesso periodo (1976-1980), il CCR, la CEE e la Framatome, con la parteci­
pazione delle industrie europee fabbricanti di contenitori a pressione, hanno promosso 
N.C 250/16 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19.9.83 
congiuntamente uno studio sulla valutazione della possibilità di rottura dei contenitori 
di questo tipo nei reattori. Tale studio, fondato sull'esperienza di fabbricazione e di 
ispezione di una quindicina di contenitori, ha permesso di identificare varie relazioni 
parametriche tra condizioni di carico, proprietà dei materiali e sistemi ispettivi. Per il 
programma 1984-1987, è prevista presso il CCR la continuazione di un importante 
lavoro di ricerca sulla rivelazione precoce dei difetti e sullo sviluppo di metodologie per 
la previsione della durata di vita dei componenti di circuiti primari. 
La Commissione ha ritenuto opportuno proporre ricerche relative ai problemi di mecca­
nica e di materiali derivanti dai componenti in acciaio dei circuiti primari dei reattori ad 
acqua leggera nel quadro di un progetto in compartecipazione delle spese, per appog­
giare e completare le attività condotte dal CCR in questo settore. Tale azione rappre­
senta un quadro perfettamente idoneo, a motivo della stretta cooperazione internazio­
nale che si è creata durante i programmi PISC e nell'ambito del programma teorico-spe­
rimentale su modelli in scala ridotta di contenitori e di raccordi in scala 1 avviato presso 
il CCR. 1 laboratori nazionali partecipanti al PISC II saranno in grado di prendere a 
carico azioni in compartecipazione delle spese proposte dallo stesso gruppo PISC e 
sostenute dai gruppi di lavoro internazionali, ad ampliamento di quanto viene attual­
mente fatto in base al programma CCR. Le azioni previste saranno centrate sui seguenti 
punti: per quanto riguarda la valutazione dell'efficacia e dell'attendibilità dei metodi di 
controllo non distruttivo, si procederà a studi parametrici della sensibilità di questi 
metodi a vari fattori, nonché a lavori di confronto e convalida. Per quanto riguarda la 
meccanica delle fratture, col lavoro sulle sollecitazioni termiche e residue saranno estese 
e messe a profitto le attività attualmente in corso presso il CCR. 
Un ultimo settore relativamente indipendente dai precedenti riguarda i problemi mecca­
nici provocati da incidenti di origine esterna, in particolare da terremoti: si procederà in 
un primo momento a fare il punto sulle conoscenze disponibili, confrontando i vari 
metodi di investigazione e organizzando programmi di convalida dei codici applicati ad 
un caso elementare. Va osservato che la maggior parte delle ricerche sopra proposte, 
sebbene direttamente collegata a centrali ad acqua leggera, ha un interesse più generale. 
Attività 
1.3.1. Valutazione dell'efficacia delle tecniche di controllo non distruttivo 
Un settore nel quale si potrebbe apportare un contributo molto efficace al programma 
di ispezione delle componenti in acciaio (PISC II) è costituito dai cosiddetti «Studi 
parametrici», avviati alla fine del 1982 nel quadro di un programma del CCR, ma meri­
tevoli di essere ampliati nel senso proposto dai gruppi di esperti internazionali. Le 
azioni richieste sono un tipico esempio di «compartecipazione delle spese», in quanto 
comportano l'impiego di apparecchiature, conoscenze e manodopera specializzata 
appartenenti tanto a chi elabora le tecniche di controllo non distruttivo e le procedure 
di ispezione per l'industria nucleare in generale e per i componenti dei reattori in parti­
colare, quanto a chi le utilizza. 
Sono stati identificati sei gruppi di parametri che richiedono sforzi paralleli : 
— l'effetto delle caratteristiche, delle condizioni geometriche e della posizione dei 
guasti sulla loro rivelazione, localizzazione e dimensionamento; 
— l'effetto delle caratteristiche delle apparecchiature sulla rivelazione, localizzazione 
e dimensionamento dei guasti; 
— l'effetto delle caratteristiche del rivestimento sul dimensionamento dei guasti ; 
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N.C 250/17 
— i parametri che intervengono nelle tecniche elettromagnetiche di rivelazione in 
prossimità della superficie; 
— l'effetto delle sollecitazioni residue sulla rivelazione, localizzazione e dimensiona­
mento dei guasti ; 
— la valutazione dei risultati, compresi la visualizzazione e il trattamento del segnale. 
Le organizzazioni nazionali che probabilmente si occuperanno di questi studi parame-
trici impiegheranno tanto gli attuali procedimenti di ispezione quanto nuove tecniche di 
controllo non distruttivo. 
I materiali considerati saranno generalmente acciai impiegati per la fabbricazione di 
contenitori a pressione, e i guasti, a carattere realistico, verranno indotti o provocati arti­
ficialmente in modo da consentire tutti i possibili lavori di confronto e di riferimento. 
In conseguenza dei risultati ottenuti nell'esercizio del PISC, saranno necessari procedi­
menti di convalida e dimostrazione. Potranno altresì rivelarsi necessari programmi di 
informazione, nonché azioni di appoggio e di coordinazione. 
Le azioni dovranno essere del seguente tipo : 
— informazione e sensibilizzazione sui codici, le norme e gli organismi regolamentari 
interessati dell'ISI (ispezione in servizio); 
— fabbricazione e raccolta di campioni di strutture per i laboratori di convalida; 
— coordinazione in vista di un migliore impiego dei materiali disponibili nella 
Comunità europea (ciò rientra tipicamente fra le competenze della Commissione). 
1.3.2. Rivelazione, sorveglianza e dimensionamento dei guasti che compaiono nel corso del fun­
zionamento delle strutture sotto pressione, valutazione della vita residua di tali strutture 
Il programma mira in generale a valutare l'attitudine delle tecniche combinate di con­
trollo non distruttivo a predire, attraverso una sorveglianza periodica o continua, la 
durata della vita residua delle strutture sotto pressione. 
Il CCR ha avviato negli anni 1982-1983, e prevede di sviluppare negli anni 1984-1987, 
un programma teorico e sperimentale su contenitori a pressione PWR, in scala 1/5, e su 
elementi di tubazione (in particolare raccordi) in scala 1/1. Gli impianti sperimentali 
disponibili permettono di realizzare variazioni programmate di pressione ed esplora­
zioni automatiche con ultrasuoni all'interno dei contenitori, nonché l'acquisizione e 
l'analisi computerizzata dei segnali ultrasuoni e l'utilizzazione di tecniche di emissione 
acustica, di misura delle sollecitazioni e di olografìa laser. Quale complemento ai lavori 
svolti dal CCR, il programma a costi condivisi dovrà permettere ai gruppi specializzati 
di taluni laboratori degli Stati membri di effettuare campagne di misura sui recipienti e 
le installazioni del CCR, nonché lavori preparatori di appoggio concernenti principal­
mente: 
— il dimensionamento dei guasti e la Valutazione del pericolo di guasti, mediante il 
metodo dell'emissione acustica; 
— la valutazione comparativa delle tecniche ultrasonore e del software per l'analisi 
dei segnali ultrasonori relativi ai guasti che si verificano in condizioni di servizio ; 
— la correlazione fra varie tecniche di controllo non distruttivo (ultrasuoni, emissioni 
acustiche, raggi X); 
— sperimentazione e confronto con i codici FEM delle tecniche sperimentali di ana­
lisi delle sollecitazioni (ad esempio: interferometria laser, emissione termica); 
— sperimentazioni di laboratorio sul meccanismo della frattura elastoplastica nelle 
strutture soggette a carichi tridimensionali. 
N.C 250/18 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19. 9. 83 
1.3.3. Meccanica delle fratture 
Sollecitazioni residue e termiche 
Esame dei problemi che si presentano nei seguenti settori : 
— misura della distribuzione delle sollecitazioni residue all'interno e in prossimità 
delle saldature; 
— sollecitazioni residue associate al rivestimento e fessurazione sotto rivestimento; 
— influenza dei processi di fabbricazione e dei trattamenti termici sulle sollecitazioni 
residue e confronto dei codici e delle specificazioni; 
— effetti delle prove idrostatiche sulle sollecitazioni residue ; 
— influenza delle sollecitazioni residue sul comportamento in corrispondenza della 
transizione duttile-fragile. 
Analisi numerica dei problemi dei meccanismi di frattura elasto-plastica 
Si propone di effettuare un lavoro «circolare» di calcolo per approfondire meglio le te­
cniche più idonee all'applicazione, particolarmente per quanto riguarda i seguenti 
problemi : 
— tipo di modellizzazione in prossimità delle estremità delle fessure; 
— scelta ottimale dei parametri di iterazione nell'analisi elastoplastica; 
— trattamento della propagazione delle fessure stabili. 
Si suggerisce inoltre di confrontare in tutto o in parte i risultati dell'analisi numerica con 
i risultati ottenuti sperimentalmente attraverso la definizione dei limiti e delle particola­
rità dell'analisi utilizzata. 
1.3.4. Problemi meccanici consecutivi ad onde d'urto provocate da incidenti di origine esterna (in 
particolare da scosse sismiche) 
L'esame dei limiti di applicabilità dei diversi metodi utilizzati per calcolare le conse­
guenze sulle strutture interne (compresi i componenti dei reattori e le tubazioni) di even­
tuali sollecitazioni di origine sismica, o comunque dovute ad incidenti di origine 
esterna, dovrebbe essere intrapreso in tre tappe: 
— preparazione di un inventario dei metodi di analisi e di controllo già noti; 
— confronto delle varie impostazioni, in modo da definirne le convergenze e le diver­
genze ; 
— sviluppo di metodi perfezionati. 
Contributo della Comunità 
Programma comune di ricerca, da attuare sulla base di contratti di ricerca: 
fondi necessari: 4 800 000 ECU. 
1.4. TERMOIDRAULICA E DEGRADAZIONI GRAVI SUBITE DAL COMBUSTI­
BILE NEL CORSO DI INCIDENTI DI PERDITA DI REFRIGERANTE 
PRIMARIO (riferimento: punti l.A.2.4 e 1.4.2.5 del programma di azione) 
Obiettivi 
L'incidente verificatosi negli USA presso la centrale nucleare TMI-2 è stato uno dei 
principali fattori che successivamente al 1979 hanno condotto ad un nuovo orienta-
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N.C 250/19 
mento dei programmi di ricerca in questi settori. Mentre in precedenza il lavoro si era 
concentrato sullo studio particolareggiato del tipo di incidente consistente in «grosse 
fughe» di refrigerante primario, e tutte le altre situazioni erano considerate meno perico­
lose, si attribuisce attualmente grande importanza ad altri quadri di eventi, capaci di 
provocare deteriorazioni considerevoli del combustibile e di condurre a situazioni irre­
versibili. Il caso di piccole perdite che colpiscono il circuito primario era soltanto il più 
caratteristico fra i vari quadri di eventi che vengono studiati in dettaglio per le conse­
guenze che potrebbero avere sugli impianti, sull'ambiente, sui lavoratori e sulla popola­
zione in generale. Sul piano comunitario, nell'ambito del programma di azione diretta 
eseguito presso il CCR, il circuito fuori pila LOBI inizialmente previsto per lo studio di 
transitori relativi a grosse e medie perdite di refrigerante primario durante la fase di 
depressurizzazione è stato modificato per consentire la realizzazione di transitori del 
tipo derivante da piccole perdite. 
L'aspetto LOCA-ECCS (settore A) del programma di ricerca a spese condivise in corso 
di esecuzione riguarda la realizzazione di esperimenti fuori pila sugli effetti separati 
relativi alla termoidraulica ed agli scambi termici nella fase di riumidificazione e rialla­
gamento del nocciolo. Esso comporta ricerche di interesse generale in sistemi geometrici 
mono e bidimensionali e in condizioni a due fasi. Gli effetti provocati da deformazioni 
geometriche del canale, simulanti il rigonfiamento delle guaine e la composizione delle 
barre sono state prese in considerazione in numerosi esperimenti; si può dire che questa 
parte del programma si trovi al limite tra la termoidraulica e la termomeccanica. 
Nel 1982, la Commissione, in stretto collegamento col gruppo di studio del CCMGP 
incaricato di sorvegliare l'esecuzione del primo programma in questo settore, ne ha esa­
minato il seguito dopo il 1983. Essa ha ravvisato la necessità di proseguire i lavori fon­
damentali intrapresi nel settore della termoidraulica e degli scambi di calore in presenza 
di due fasi. Queste ricerche dovranno permettere di stabilire correlazioni e modelli diret­
tamente utilizzabili per la creazione di codici realistici (best-estimate). 
Si dovrà porre l'accento sulle situazioni di «piccole perdite» di refrigerante e sullo svi­
luppo di tecniche di misura appropriate al sistema a due fasi. Gli effetti derivanti dalla 
simulazione su scala ridotta dei fenomeni dovranno essere evidenziati in modo da con­
validare l'applicazione dei risultati ottenuti ai casi reali che possono presentarsi per i 
reattori. Il sottogruppo ha altresì raccomandato la continuazione progressiva delle ricer­
che per le situazioni che conducono alla degradazione del nocciolo, particolarmente per 
quanto riguarda il raffreddamento del combustibile deformato, considerando anche la 
possibilità di riumidificare i frammenti formatisi in seguito alla fusione delle guaine. 
Questo settore specifico di ricerca sui combustibili danneggiati è stato esaminato più 
particolareggiatamente nel 1981 e nel 1982 da un gruppo di specialisti che si sono 
incontrati sotto l'egida del gruppo di lavoro n. 2 «Sicurezza dei reattori ad acqua leg­
gera, ricerche». Tale gruppo ha preso in considerazione numerosi lavori già in corso o 
programmati tanto nella Comunità quanto in paesi terzi, particolarmente negli Stati 
Uniti, nonché sul piano internazionale, nel quadro del CSNI (OCSE-AEN). Esso ha 
formulato varie raccomandazioni, di cui la Commissione ha tenuto conto proponendo 
una serie di esperimenti del tipo «effetti separati», con riferimento a due categorie di 
situazioni, implicanti condizioni di degradazione del nocciolo tali da arrivare fino alla 
formazione di un letto di frammenti o addirittura alla fusione localizzata di pastiglie di 
combustibile, nel qual caso la situazione non è irrimediabile e la sua evoluzione può 
essere stabilizzata attraverso il ripristino di un qualsiasi metodo di raffreddamento. È 
questo il settore sul quale dovrà essere concentrata la maggior parte degli sforzi, partico­
larmente per quanto riguarda la formazione e la caratterizzazione dei detriti in funzione 
dei diversi regimi di raffreddamento, il raffreddamento in condizioni monofasica e bifa-
sica in noccioli danneggiati, nonché le reazioni e le proprietà fisiche dei materiali a tem­
perature sempre crescenti. Un'altra categoria è quella delle situazioni irreversibili, com­
portanti la fusione del nocciolo, la perforazione delle piastre di supporto all'interno del 
contenitore e il passaggio del corium attraverso il contenitore e il confinamento. Esse 
andranno bensì prese in considerazione, ma con priorità minore di quella concessa alla 
situazioni non irreversibili. In una prima fase, dovrà essere studiato l'attacco delle fon­
dazioni da parte del nocciolo. Tuttavia, per la definizione più particolareggiata dei 
lavori da intraprendere, si dovrà tener conto dei primi risultati dell'esame del combusti­
bile e delle parti interne del contenitore a pressione di TMI-2. 
I risultati delle sperimentazioni del tipo «effetti separati» debbono essere confrontati, 
messi in correlazione e convalidati attraverso esperienze in pila su vasta scala e del tipo 
N.C 250/20 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19. 9. 83 
integrale, capaci di simulare o di riprodurre tutti i fenomeni che compaiono nei quadri 
di eventi accidentali. I legami che esistono tra i fenomeni fondamentali studiati separa­
tamente e i fenomeni globali quali risultano dalle sperimentazioni in pila possono 
essere evidenziati soltanto attraverso un approfondito lavoro teorico di analisi e di 
modellizzazione. 
La Commissione è convinta della necessità di occuparsi dei problemi collegati ai danni 
subiti dal combustibile in condizioni di incidenti gravi. Tale problematica andrà stu­
diata su tre piani: sperimentazione del tipo «effetti separati», esperienze globali in pila 
ed aspetti teorici dell'analisi e della modellizzazione. È stata perciò proposta la cre­
azione, nel quadro di un'azione diretta, di un gruppo di specialisti in materia di analisi e 
di modellizzazione. 
Tale gruppo dovrà essere tenuto al corrente dei risultati dei più significativi esperimenti 
in pila a proposito di gravi danni al combustibile. In seguito all'abbandono del progetto 
Super Sara, il programma francese Phebus costituisce sul piano europeo il programma 
più adatto a fornire le informazioni richieste; non andranno però trascurati i programmi 
statunitensi (PNF), canadesi (NRU) o internazionali (LOFT). La disponibilità dei risul­
tati di Phebus dovrà logicamente essere ricercata nel quadro dell'azione a spese condi­
vise, e i negoziati con i paesi terzi per l'accesso ai risultati degli altri programmi sopra 
menzionati dovranno del pari essere previsti secondo le modalità propòste al punto 4. 
Come vedesi, l'azione a spese condivise proposta in questo settore e l'azione diretta 
saranno dunque strettamente collegate e complementari tra loro. 
In linea generale, la Commissione, p' jponendo la ricerca di cui sopra, mira contempo­
raneamente all'obiettivo di promuovere un certo numero di lavori specifici (effetti sepa­
rati) e di rendere disponibili sul piano comunitario i risultati di importanti programmi in 
pila già in corso o previsti in vari Stati membri o paesi terzi, utilizzando le capacità di 
analisi del CCR in questo c.mpo. 
Attività 
1.4.1. Incidente della perdita di refrigerante — termoidraulica (temperatura del combustibile 
<1200C 
Proseguimento del settore A del 1° programma (1979-1983): 
a) studi fondamentali basati su sperimentazioni a scala ridotta, la cui valutazione par­
ticolareggiata condurrà a modelli che verranno utilizzati nei codici «best-estimate» 
e faciliteranno l'interpretazione degli esperimenti su grande scala, come: 
— studio dei fenomeni in prossimità del punto di transizione; 
— trasferimento termico di base nei grappoli e nelle geometrie semplici in caso di 
LOCA «piccole perdite» e in condizioni di alta pressione e di bassa portata di 
massa; 
— effetti di condensazione in rapporto con l'iniezione d'acqua nel sistema di raf­
freddamento di soccorso del nocciolo; 
— studio sulla separazione delle fasi in un giunto di una tubazione orizzontale 
con un flusso a due fasi e a bassa velocità, particolarmente nel caso delle alte 
pressioni ; 
— ripartizione spaziale delle fasi di un flusso a due fasi, superfici di interfaccia, 
velocità relativa delle fasi, particolarmente nel caso di grandi diametri (D 
<200mm). 
b) lavori di valutazione/modellizzazione sui dati sperimentali già disponibili e deri­
vanti da esperienze «effetti separati» su grande scala od integrali, allo scopo di con­
validare e valutare i codici e di trasporre i dati alla scala dei reattori. In questo 
settore, i lavori saranno strettamente coordinati con le attività svolte nel quadro del 
programma di azione diretta e le competenze specifiche del CCR potranno essere 
utilizzate quale appoggio in compartecipazione delle spese, che riguarderanno par­
ticolarmente: 
19. 9. 83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N. C 250/21 
— l'ingorgo per effetto di una miscela bifase in controcorrente e il fenomeno di 
bypass per il raffreddamento di urgenza del nocciolo (zona del nocciolo); 
— l'ingorgo per effetto di una miscela bifase in controcorrente nei tubi ; 
— fenomeni di convezione naturale in presenza di una o due fasi (configurazione 
LOCA «piccole perdite»); 
— modellizzazione dei tubi ad U dei generatori di vapore funzionanti in condi­
zioni bifasiche dal lato primario e dal lato secondario. 
1.4.2. Studi sulla degradazione del nocciolo e su danni gravi al combustibile (situazioni recupera­
bili) 
A questo tipo di situazioni, comportanti la formazione di frammenti ed eventualmente 
fenomeni localizzati di fusione, si può verosimilmente rimediare attraverso il ripristino 
parziale di un sistema di refrigerazione ed attraverso azioni appropriate (si notino i col­
legamenti con fenomenologia caratteristica dei LMFBR). 
Gli studi in questo settore dovranno essere intesi a definire le situazioni limite 
all'interno delle quali si potrebbe garantire il ripristino del raffreddamento permanente. 
La conoscenza dei limiti di raffreddabilità è necessaria per definire le azioni da com­
piere e per stabilire i procedimenti adatti a stabilizzare la situazione. 
a) Relazioni dei materiali — processi fisici/chimici e loro cinetica 
— ossidazione delle guaine 
— ossidazione ad alta temperatura dello zircaloy e dell'acciaio inossidabile in 
diverse miscele vapore/idrogeno 
influenza della pressione sulla cinetica dell'ossidazione 
influenza delle reazioni endotermiche sulla cronologia della fusione 
— liquefazione guaine/combustibile, «candling» e riassestamento 
formazione di un eutettico U02/ZrO: a bassa temperatura 
meccanismi di progressione della fusione 
— interazione fra i materiali 
liberazione di lega assorbente in funzione della temperatura e sua influenza 
sul blocco dei sottocanali. 
b) Formazione e raffreddamento dei letti di frammenti 
— formazione di frammenti sotto vari regimi di raffreddamento 
effetto del raffreddamento rapido sull'integrità delle unità di combustibile in 
funzione della velocità di riscaldamento, dell'ambiente chimico e dei modi di 
immersione 
caratteristiche fisiche dei frammenti derivanti dal raffreddamento rapido 
— aspetti termoidraulici del raffreddamento di un nocciolo danneggiato 
idraulica dei flussi mono e bifasici sui letti di frammenti. Permeabilità, cana­
lizzazione, fluidificazione. Caratterizzazione dei frammenti, validità degli studi 
su particelle uniformi e delle condizioni geometriche semplici. Considerazione 
di letti più complessi 
scambio di calore in un letto di particelle raffreddate da una miscela a due 
fasi; raffreddamento rapido di un letto surriscaldato mediante iniezione di 
acqua al fondo/al vertice e determinazione dei fattori limitanti (ad esempio: 
bolle di vapore). 
N.C 250/22 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19.9.83 
e) Modellizzazione matematica 
È previsto in una certa misura un lavoro continuo di modellizzazione teorica per i 
codici di calcolo progrediti concernenti gli incidenti gravi. In esso sono comprese 
attività di confronto e convalida che utilizzano un progetto di centrale nucleare di 
riferimento (non specifico). Si potrebbe organizzare un workshop per discutere i 
risultati e formulare raccomandazioni. 
1.4.3. Studi sui noccioli danneggiati e sui danni gravi ai combustibile (situazioni irreversibili) 
Si entra in questo settore quando sono state superate le possibilità di raffreddamento 
alle quali si è accennato. L'iniezione del refrigerante, ammesso che abbia luogo, non 
sarebbe abbastanza efficace da evitare la fusione globale e il collasso del combustibile 
sulle piastre di sostegno. 
La progressione dell'incidente potrebbe arrivare fino al passaggio del combustibile fuso 
attraverso le piastre di sostegno, al cedimento del contenitore a pressione e ad intera­
zioni dei frammenti con il confinamento. 
Il lavoro qui proposto concerne i problemi relativi all'attacco delle fondazioni. Esso 
dovrebbe iniziare con la fissazione delle specifiche di un impianto sperimentale, basate 
nella misura del possibile su una installazione già esistente. 
Il programma sarà precisato nei particolari dopo gli esami del TMI-2 che avranno luogo 
nel 1983/1984. 
I problemi specifici sono i seguenti: 
— possibilità di raffreddare i residui sott'acqua nella cavità del reattore, considerando 
una geometria realistica dei frammenti ; 
— probabilità ed effetti di un'esplosione di vapore dopo la caduta dei frammenti nella 
cavità del reattore; 
— idrodinamica del raffreddamento dei frammenti per effetto dell'inondazione con 
acqua introdotta dall'alto (ad esempio: scarico di accumulatori) e ripartizione 
dell'energia fra la produzione di vapore e l'assorbimento da parte del cemento; 
— attacco del pavimento e delle pareti della cavità del reattore da parte dei frammenti 
del nocciolo fuso e valutazione dei limiti di penetrazione; 
— effetto delle interazioni chimiche tra i gas liberati e la fase acciaio nei frammenti 
fusi sulla composizione del gas che raggiunge il confinamento secondario e sulla 
costituzione fisica e chimica dei frammenti in fusione; 
— il raffreddamento a lungo termine e la forma finale assunta dai frammenti del noc­
ciolo dopo la penetrazione nella fase del confinamento. 
1.4.4. Esperimenti in pila — comportamento del combustibile in condizioni di incidente grave 
Partecipazione della Commissione al programma Phebus e ad altri programmi (LOFT, 
PBF, NRU, EPRI ...) internazionali od intrapresi da paesi terzi. 
Contributo della Comunità 
Programma comunitario di ricerche da mettere in opera sulla base di contratti di ricerca: 
fondi necessari: 14 200 000 ECU. 
19. 9. 83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N. C 250/23 
1.5. PROBLEMI CONCERNENTI LA DISTRIBUZIONE, LA COMBUSTIONE E 
LA SORVEGLIANZA DELL'IDROGENO PRODOTTO IN CASO DI 
INCIDENTE (riferimento: punto l.A.2.6 del programma d'azione) 
Obiettivi 
Dal punto di vista dello studio di un incidente consistente in una perdita di refrigerante 
primario, seguita dalla messa in opera corretta del sistema di raffreddamento d'urgenza 
del nocciolo, i fenomeni di produzione di idrogeno, tanto per effetto della reazione fra 
lo zirconio e il vapore acqueo quanto per radiolisi, sono abbastanza lenti da permettere 
ai sistemi di diluizione o di ricombinazione di intervenire prima che sia raggiunto il 
limite di infiammabilità. I regolamenti previsti a questo proposito si limitano in gene­
rale a fissare una percentuale massima di ossidazione delle guaine per limitare la quan­
tità di idrogeno prodotto nel corso dell'incidente di dimensionamento (design basis 
accident). 
Nell'ipotesi di quadri di eventi accidentali che conducano al surriscaldamento oltre 
1 200 °C degli elementi combustibili scoperti, capace di occasionare deterioramenti 
sempre più gravi del nocciolo, il fenomeno della produzione di idrogeno è molto più 
rapido ed importante. In questo caso si dovrà tener conto dei rischi che potrebbero 
risultarne per l'integrità del confinamento dei sistemi di salvaguardia all'interno di esso, 
e si dovranno prevedere misure appropriate. Ciò è stato evidenziato dall'incidente del 
TMI-2, in seguito al quale sono stati messi in opera programmi di ricerca ambiziosi, par­
ticolarmente negli Stati Uniti (EPRI e Sandia). Nel 1979 la Commissione ha deciso di 
riunire, nel quadro del suo gruppo di lavoro n. 2: «Sicurezza dei reattori ad acqua leg­
gera, ricerche», un sottogruppo di specialisti che nell'agosto 1981 ha elaborato un rap­
porto sullo «stato dell'arte» in questo settore. Le conclusioni del rapporto e le successive 
discussioni che hanno avuto luogo nel quadro del sottogruppo hanno evidenziato, 
tenendo conto dei programmi di ricerca in corso nella Comunità e negli Stati Uniti, la 
necessità di intraprendere un'azione di ricerca comunitaria. I settori prescelti sono: la 
distribuzione dell'idrogeno nel confinamento, che creano problemi essenziali per 
quanto riguarda la valutazione e la limitazione dei rischi, la combustione e lo studio 
delle possibilità di detonazione delle miscele idrogeno-aria-vapore, e la sorveglianza, 
particolarmente per quanto riguarda le misure delle concentrazioni dell'idrogeno, 
dell'ossigeno e del vapore. 
Poiché gli aspetti relativi alla produzione dell'idrogeno sono già stati trattati al punto 
1.4.2, la priorità dovrà essere concessa allo studio della distribuzione e della combu­
stione, senza peraltro trascurare l'aspetto sorveglianza. L'azione a spese condivise si 
adatta bene a questo tipo di lavori, che riguardano varie discipline scientifiche in alcune 
delle quali il CCR non possiede una competenza specifica. I collegamenti con gli altri 
temi di ricerca previsti nel quadro di questa proposta sono stretti, particolarmente per 
quanto riguarda i progetti concernenti le condizioni del nocciolo degradato e la ricerca 
sul termine fonte. Per quanto riguarda la combustione dell'idrogeno, sebbene la proble­
matica sia diversa a motivo delle differenti densità dei gas considerati, esistono legami 
fra questo settore e le ricerche proposte al punto 1.4.2 sulle esplosioni di nuvole di gas; 
sarà perciò opportuno stabilire contatti fra i laboratori interessati da queste ricerche. 
Attività 
In questo settore, è essenziale una stretta cooperazione con i programmi statunitensi 
EPRI e Sandia. 
Nel suo insieme, il programma proposto inizia da studi teorici e sperimentali sulla 
distribuzione di gas in confinamenti realistici; vengono poi esaminate le possibilità di 
combustione, allo scopo di definire i metodi tecnicamente più soddisfacenti per il con­
trollo dei gas prodotti durante l'incidente. 
1.5.1. Distribuzione dell'idrogeno e degli altri gas 
Il problema della distribuzione dei gas nell'atmosfera del confinamento dopo un LOCA 
può divenire preponderante per quanto riguarda il controllo sul piano tecnico e la valu­
tazione dei rischi. 
N. C 250/24 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19.9.83 
La conoscenza della distribuzione delle atmosfere all'interno dei compartimenti dei 
confinamenti compartimentati richiede studi analitici e sperimentali sulla distribuzione 
dell'idrogeno, dell'ossigeno, del vapore acqueo e dell'azoto nei sottocompartimenti. Le 
ricerche inizieranno con studi di base (ad esempio sulla separazione degli effetti), per 
arrivare fino ad esperimenti integrali. Prima di tali esperimenti si dovrà procedere ad 
opportuni studi analitici per ottimalizzare l'insieme del programma sulla distribuzione. 
La separazione di H: ed Ò2 per effetto di processi fisici riveste particolare interesse nelle 
prime fasi di un incidente. 
Sono necessarie ricerche sulla precisione delle analisi teoriche e sulle misure pratiche di 
concentrazione nelle condizioni di incidente. 
È necessario mettere a punto un metodo semplice ed attendibile per la misura delle con­
centrazioni di idrogeno e di ossigeno. 
Per le situazioni di avanzata degradazione del nocciolo e per le condizioni di completa 
fusione di quest'ultimo è necessario procedere a nuovi sviluppi, confronti e verifiche 
sperimentali dei codici. 
Gli aspetti relativi alla distribuzione di tutti i procedimenti di attenuazione dovranno 
essere accuratamente analizzati per valutare i vantaggi di tali procedimenti (vedi Con­
trollo tecnico). 
1.5.2. Processo di combustione 
Tenendo presenti i lavori in corso, parecchi settori potrebbero trarre vantaggio dalle 
ricerche effettuate dai laboratori europei. 
Mentre i limiti di infiammabilità e di esplosività per le miscele binarie idrogeno-aria 
sono ben noti, i dati relativi alle miscele ternarie o multiple in presenza di vapore, di gas 
inerti o di aerosol sono molto limitati. Sono necessari dati attendibili sui limiti di esplo­
sività delle miscele idrogeno-aria-vapore, relativi particolarmente a confinamenti com­
partimentati realistici. 
Oltre agli aspetti concernenti gli effetti della distribuzione su fenomeni di combustione, 
particolare attenzione dovrebbe essere consacrata alle condizioni fisiche prima e dopo 
un'eventuale accensione. Ciò chiede un lavoro combinato sul piano analitico e sul 
piano sperimentale. Nelle misura del possibile, opportune esperienze dovrebbero for­
nire interpretazioni attendibili che permettano di predire la cinetica delle reazioni di 
combustione, particolarmente la possibilità di transizione della deflagrazione alla deto­
nazione in condizioni reali. Nello studio dovranno essere comprese l'influenza delle 
onde di pressione prodotte e le interazioni con le strutture. L'insieme dovrebbe essere 
introdotto nei codici sull'idrogeno per lo studio di quadri tipici di eventi. 
1.5.3. Controllo tecnico 
Sono attualmente in corso di discussione e di valutazione svariate procedure e principi 
diversi, alcuni dei quali saranno sperimentati nel programma statunitense. 
Non si potranno formulare raccomandazioni definitive a proposito di tecniche specifi­
che finché i vari procedimenti non saranno stati analizzati in profondità e sperimentati 
ed i relativi risultati non saranno disponibili. Sono fortemente raccomandati lavori sul 
piano europeo a complemento del programma americano in questo settore (particolar­
mente per quanto riguarda gli aspetti relativi alla distribuzione). Detti lavori saranno 
eseguiti nell'ultima parte del programma proposto. 
Contributo della Comunità 
Programma comune di investigazione, da attuare sulla base di contratti di ricerca: 
fondi necessari: 3 600 000 ECU. 
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N. C 250/25 
1.6. TERMINE FONTE DOVUTO AI PRODOTTI DELLA FISSIONE IN CONDI­
ZIONI D'INCIDENTE GRAVE (riferimento: l.A.2.5 del programma d'azione) 
Obiettivi 
La valutazione del termine fonte implica la conoscenza dell'inventario dei prodotti di 
fissione che potrebbero esistere in una centrale nucleare al momento di un incidente e 
nelle sue varie fasi, nonché la conoscenza dei processi di liberazione e di trasporto dei 
prodotti di fissione dapprima nel circuito primario, poi nel confinamento ed infine 
nell'ambiente. Tale valutazione deve essere qualitativa, nel senso che deve precisare le 
differenti forme fisiche e chimiche sotto le quali i prodotti di fissione si sprigionano ed 
evolvono, ed anche quantitativa. La conoscenza del termine fonte ha una funzione cen­
trale nella valutazione realistica dei rischi legati agli incidenti considerati, e permette di 
definire le contromisure e i sistemi di salvaguardia che devono essere previsti per fron­
teggiarle. 
Ai fini della regolamentazione, le ipotesi considerate a livello del termine fonte per la 
valutazione delle conseguenze radiologiche degli incidenti di riferimento sono in grande 
misura conservative, particolarmente per quanto riguarda la liberazione di prodotti di 
fissione solidi e semivolatili; soltanto le emissioni di gas nobili sono valutate corretta­
mente. In seguito alla pubblicazione del rapporto Wash 1400, specialisti americani, 
come Levenson e Rahn, hanno richiamato l'attenzione sul pessimismo delle ipotesi e 
delle modellizzazioni impiegate e sulla funzione dell'acqua nella ritenzione dello iodio 
e del cesio. Il loro punto di vista è stato convalidato dalle prime constatazioni fatte in 
occasione dell'incidente TMI-2, in seguito al quale sono stati decisi vasti programmi di 
ricerca negli Stati Uniti (NRC ed EPRI) ed in Europa. Tali programmi riguardano tanto 
la chimica di taluni prodotti di fissione quanto la formazione ed il comportamento di 
aerosol densi. Nel settore della cooperazione internazionale, gli svedesi hanno proposto 
di utilizzare l'impianto di Marviken, per eseguire un ambizioso programma di ricerca 
sugli aerosol. Tale programma avrà inizio nel 1984, e numerosi Stati membri hanno già 
fatto conoscere la loro intenzione di parteciparvi. D'altro canto, il gruppo di lavoro spe­
cializzato del CSIN (OCSE-NEA) aveva redatto nel 1979 una relazione sullo «stato 
dell'arte» in materia di aerosol nucleari. Tale rapporto è stato riveduto ed adattato alle 
centrali ad acqua leggera, in quanto la sua prima versione era per buona parte dedicata 
ai reattori rapidi refrigerati al sodio. Nel 1982, il gruppo di lavoro comunitario n. 2. 
«Sicurezza dei reattori ad acqua leggera, ricerche», ha ritenuto che restavano ancora da 
risolvere numerosi problemi nel settore del termine fonte e che era auspicabile preve­
dere ricerche nel quadro del secondo programma di ricerche in compartecipazione delle 
spese. 
Nel luglio 1982, la Commissione ha riunito un piccolo gruppo di specialisti che ha pas­
sato in rivista le attività effettuate o programmate dentro e fuori della Comunità. Essi 
hanno raccomandato l'esecuzione di lavori di carattere fondamentale, che dovrebbero 
limitarsi allo studio di effetti separati e che non richiederebbero grandi impianti. Le 
ricerche riguarderanno i processi di liberazione dei prodotti di fissione a partire dal 
combustibile a temperature elevate, i problemi di chimica dello iodio in ambiente 
acquoso, il trasporto dei prodotti di fissione nel circuito primario e soprattutto nume­
rose ricerche sul trasporto e sul comportamento dei prodotti di fissione e degli aerosol 
nel confinamento. I servizi della Commissione dovranno avviare studi preparatori fin 
dal 1983, allo scopo di definire in modo più preciso un certo numero di temi potenziali 
e di tener conte dei risultati delle sperimentazioni attualmente in corso negli Stati Uniti 
ed in Europa. Ciò implica la necessità di una certa flessibilità nell'esecuzione delle 
azioni qui proposte: sarebbe in particolare consigliabile prevedere richieste di offerte in 
vari momenti. 
I risultati di queste ricerche permetteranno di migliorare la modellizzazione di vari feno­
meni, quale è stata utilizzata fino ad oggi nei codici specializzati. Inoltre, le ricerche qui 
proposte permetteranno di definire meglio i dati di partenza necessari allo studio dei 
problemi derivanti dalla dispersione atmosferica degli scarichi radioattivi, che saranno 
trattati al punto 1.7. 
N.C 250/26 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19. 9. 83 
Attività 
1.6.1. Liberazione dei prodotti di fissione dal combustibile 
— Identificazione senza incertezze della forma chimica dello iodio e degli altri pro­
dotti di fissione al momento della liberazione dal combustibile a temperature ele­
vate. A causa delle complesse reazioni chimiche che possono verificarsi, questi 
lavori dovrebbero essere effettuati su combustibili irradiati in un ambiente vapore/ 
idrogeno. 
— Tassi di liberazione dei prodotti dei prodotti di fissione semivolatili a partire da 
combustibili irradiati nel campo di temperature compreso tra 1 200-2 100 °C. 
1.6.2. Chimica dei prodotti di fissione 
— Dati termochimici ad elevate temperature e relazioni tra le fasi per numerose specie 
di prodotti di fissione, reazioni con i materiali del reattore o con gli altri prodotti di 
fissione e coi costituenti del vapore ad alte temperature; effetti fisici e chimici della 
combustione dell'idrogeno. 
— Chimica dello iodio in ambiente acquoso, particolarmente a temperature elevate 
(fino a 300 °C), effetti sulla cinetica delle reazioni note e sulla stabilità delle specie 
intermedie. Studio particolare della formazione di ioduri organici a basse concen­
trazioni. Eventuale sviluppo di un codice. 
1.6.3. Trasporto dei prodotti di fissione fino al confinamento attraverso il sistema refrigerante 
principale 
— Rassegna critica dei modelli omessi in Trap-Melt e loro sviluppo in funzione delle 
necessità e delle previsioni per le future evoluzioni. Lavoro di confronto dei codici 
intorno al 1985. 
— Ricerca sperimentale sui procedimenti di coagulazione gravitazionale. 
— Settori da tener presenti come possibili argomenti di lavoro: 
Effetti di piccole esplosioni di vapore all'interno del circuito primario. 
Aerosol prodotti dalla frammentazione espulsi ad alta pressione dal circuito prima­
rio. 
Importanza di una possibile attenuazione nel serbatoio di scarico. 
Eventuale esistenza di aerosol molto densi in talune sequenze di incidente, e loro 
successiva stabilità. 
1.6.4. Trasporto dei prodotti della fissione e comportamento degli aerosol nel confinamento (si 
tengano presenti i programmi LMFBR passati e in corso in questo settore) 
— Processi di condensazione, influenza del calore di decadimento dei gas nobili, svi­
luppo ed accoppiamento dei codici termoidraulici e dei codici aerosol, possibilità 
di sviluppare un codice combinato. 
— Importanza e modellizzazione dei procedimenti di deposizione per diffusioforesi. 
— Sviluppo di modelli accoppiati comprendenti meccanismi di eliminazione naturali 
e progettati. Lavoro di confronti dei codici e convalida. 
— Convalida sperimentale dei processi di agglomerazione, più particolarmente per 
coagulazione gravitazionale. 
— Studio dei possibili processi di risospensione a partire dalle pareti e dai pozzi in 
varie fasi dell'incidente. 
— Attenuazione attraverso i passaggi delle perdite. Studi esplorativi destinati a defi­
nire l'attenuazione legata a taluni tipi di passagio delle perdite e a stabilire quali 
sono i parametri più significativi. 
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N. C 250/27 
Contributo comunitario 
Programma congiunto di ricerca, da attuare sulla base di contratti: 
fondi necessari: 6 000 000 di ECU. 
1.7. DISPERSIONE ATMOSFERICA DEI PRODOTTI DI FISSIONE IN SEGUITO 
A UN INCIDENTE (riferimento: punto 1.A.2.7 del programma d'azione) 
Obiettivi 
I problemi relativi agli scarichi di prodotti radioattivi da una centrale nucleare in caso 
di incidente e alla loro dispersione nell'atmosfera sono essenziali per determinare le 
conseguenze radiologiche che possono derivarne tanto in prossimità immediata della 
centrale quanto su scala regionale. Tali problemi sono particolarmente acuti in Europa 
dove, a motivo delle dimensioni degli Stati e del fatto che numerose centrali nucleari si 
trovino in prossimità delle frontiere, le conseguenze delle perdite non possono essere 
considerate in un contesto esclusivamente nazionale. 
Per questa ragione essenziale la Commissione aveva proposto un'attività di ricerca in 
tale settore, nel quadro del primo programma di ricerche a spese condivise (1979-1983) 
(aspetto C del programma). 
Va sottolineato che gli studi in corso nel settore C del primo programma a spese condi­
vise, esattamente come quelli proposti per il secondo programma, si limitano agli 
aspetti del trasporto atmosferico dei contaminanti attivi, ad esclusione quindi del ter­
mine fonte trattato al precedente punto 1.6 e della valutazione delle conseguenze radio­
logiche, per le quali sono necessarie altre discipline ('). D'altra parte, questi studi riguar­
dano essenzialmente gli ipotetici incidenti principali che oltrepassano l'incidente di 
dimensionamento di cui si è tenuto conto nella valutazione della sicurezza delle cen­
trali. Per tali categorie di incidenti, le zone interessate, l'altezza dal suolo del pennac­
chio e le durate di migrazione sono sensibilmente più importanti che per un incidente 
di dimensionamento, e si esce dall'ambito ben conosciuto della meteorologia/disper­
sione atmosferica su scala «locale» (fino a una decina di chilometri) per passare almeno 
alla scala regionale (varie decine di chilometri). Per tali ragioni, ed anche in considera­
zione della maggiore importanza degli effetti parziali (topografia, inversioni/stratifica­
zioni, trascinamento geostrofico, interfaccia terra-mare, ecc.), il trattamento della disper­
sione atmosferica non si presta più alle estreme semplificazioni della scala locale; in 
questo caso, inoltre, le conoscenze, i modelli e le convalide sono molto meno abbon­
danti e generalmente insufficienti. Va infine osservato che i modelli disponibili sono 
tutti deterministici. La «variabilità», la natura semistocastica, del trasporto atmosferico, 
è un aspetto molto fondamentale, non ancora adeguatamente studiato. È necessario 
tener conto della variabilità, principalmente nel caso delle scariche brevi o di intensità 
variabile con il tempo, come è caratteristico delle situazioni di incidente. 
Solo un modesto volume di lavori ha potuto essere intrapreso nel quadro del primo pro­
gramma a spese condivise. Era apparso subito chiaro che le disponbilità di tempo e di 
denaro avrebbero permesso tutt'al più di gettare le basi di un'azione coordinata a più 
lungo termine, e che sarebbe stato in ogni caso necessario un proseguimento a partire 
dal 1984: questo punto di vista è stato del resto sostenuto all'epoca dal CCMGP (parere 
del 27 marzo 1980). Per tale ragione, il primo programma è stato dedicato soprattutto ad 
inventariare e valutare meglio la problematica dell'argomento, nonché l'importanza 
relativa, sul piano regionale, di una vasta gamma di aspetti e fattori parziali che concor­
rono alla dispersione. 
Sono stati così intrapresi alcuni lavori teorici e sperimentali concernenti l'effetto di tur­
bolenza provocato dai fabbricati, l'altezza dei pennacchi rispetto al suolo, l'effetto delle 
sacche di calore urbano, il vento di terra e la dispersione ad opera di venti deboli, ma 
nessuna esperienza «sul terreno» di adeguata estensione ha potuto essere prevista nel 
quadro del primo programma. Tali progetti saranno proposti nel contesto del secondo 
programma. 
(') Riferimento: proposta di programma radiazione protezione. 
N.C 250/28 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19. 9. 83 
I lavori di ricerca proposti qui sopra sono conformi alle raccomandazioni del sotto­
gruppo del CCMGP incaricato di seguire l'esecuzione dell'aspetto C del primo pro­
gramma; la loro messa in opera terrà conto dell'intenzione, espressa da vari partecipanti 
al programma attualmente in corso, di mettere in comune le proprie risorse per effet­
tuare talune campagne sperimentali tanto sul terreno che in gallerie aerodinamiche. 
Esiste un evidente rapporto fra queste ricerche nel quadro della sicurezza nucleare ed il 
lavoro svolto sul piano comunitario ai sensi dell'articolo 37 ed ai fini della protezione 
dell'ambiente e dalle radiazioni. 1 legami esistenti saranno rafforzati e i lavori progettati 
apporteranno un valido contributo, di interesse ancora più ampio, in un settore che non 
è stato ancora esplorato adeguatamente. 
Attività 
1.7.1. Caratteristiche degli scarichi 
I parametri di uno scarico accidentale (durata, altezza rispetto al suolo, ecc.) condizio­
nano talvolta in modo assai significativo il processo del successivo trasporto atmosfe­
rico. Quest'aspetto, che, salvo per la modellizzazione dei getti caldi, non è stato affron­
tato nel programma in corso, dovrà essere trattato nel secondo programma. 
1.7.2. Effetti parziali 
Saranno necessari studi complementari a quelli attualmente in corso. Essi si riferiranno 
alla dispersione al di sopra del mare e ad alla transizione terra/mare (terra), 
all'influenza del gradiente tangenziale di velocità del vento sulla dispersione laterale, ai 
depositi asciutti od umidi, all'influenza delle durate di emissione e di trasporto, ecc. 
Questi vari studi comprenderanno necessariamente convalide sperimentali sul terreno a 
scala limitata e/o in gallerie aerodinamiche od idrodinamiche (rulanti). 
1.7.3. Modellizzazione della dispersione e convalide 
Nel caso del primo programma, vari modelli sono stati eleborati e talvolta convalidati 
sulla base di dati statistici pluriennali. Tuttavia, l'importanza di taluni fattori, in partico­
lare la topografia e il gradiente tangenziale, dovrà essere meglio approfondita: ciò 
richiederà sperimentazioni parziali, sul terreno o in gallerie aerodinamiche od idrodina­
miche. 
Inoltre, nel programma in corso, uno studio in galleria aerodinamica ha dimostrato il 
valore dei metodi di analisi digitale dell'immagine per lo studio dell'evoluzione della 
struttura fine di pennacchi simulati in varie condizioni atmosferiche. Tali studi dovreb­
bero essere proseguiti e trasportati su un piano teorico e più fondamentale. È probabile 
che questo lavoro conduca all'elaborazione di modelli probabilistici del trasferimento 
atmosferico. 
1.7.4. Convalida sperimentale in dimensioni reali 
Nel quadro del primo programma sono state effettuate limitate campagne (traccianti e 
sondaggi meteorologici) relative essenzialmente ad effetti parziali o alla convalida di 
modelli su scala locale, ma non è stata ancora intrapresa sul terreno alcuna esperienza 
di adeguata estensione. È giunto il momento di prendere in considerazione tale tipo di 
progetti : essi richiederanno necessariamente le risorse raggruppate di vari laboratori, e 
probabilmente il loro avvio non coinciderà con quello del secondo programma. 
Taluni aspetti (diffusione sul mare transizione terra-mare-terra, influenza del rilievo 
locale o regionale) sono già stati evocati ai punti 1.7.2 ed 1.7.3. Altre convalide, almeno 
parziali, di modelli su scala regionale (siti costieri e siti continentali) sono certamente 
necessarie quale complemento alle varie situazioni previste, ma richiederanno una 
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N. C 250/29 
discussione preliminare particolareggiata col gruppo di studio interessato e con altri 
organismi. La loro estensione su scala intermedia (mesoscala, al di là di 50-100 km) 
potrà essere concepita in una fase successiva, in collegamento con altre attività (pro­
gramma radioprotezione, ecc.). 
Contributo della Comunità 
Gli studi o le convalide sperimentali previste dovranno beneficiare di un finanziamento 
che tenga conto delle difficoltà degli esperimenti sul terreno, dipendenti dall'incertezza 
delle condizioni meteorologiche e climatiche. 
Programma comune di investigazione, da attuare sulla base di contratti di ricerca: 
fondi necessari: 6 500 000 ECU. 
1.8. METODI IMPIEGATI PER LA VALUTAZIONE PROBABILISTICA DEI 
RISCHI (riferimento: punto l.A.2.1 del programma d'azione) 
Obiettivi 
Nel corso degli ultimi anni, i lavori nel settore dell'analisi dei rischi, fondati su metodo­
logie probabilistiche, hanno realizzato notevoli progressi. 
Studi in questo settore sono stati effettuati successivamente negli Stati Uniti, dove que­
sto metodo di analisi ha avuto una prima applicazione importante nell'analisi della 
sicurezza dei reattori ad acqua leggera (Wash 1400, «rapporto Rasmussen»). Ad essa 
hanno fatto seguito altri lavori analoghi, come lo studio tedesco sui rischi delle centrali 
nucleari (GRS 1980, «rapporto Birkhofer»). Lavori dello stesso tipo sono stati intrapresi 
successivamente in altri paesi. Sebbene sussistano ancora incertezze abbastanza grandi 
sulla valutazione quantitativa dei rischi fondata sull'analisi delle probabilità degli 
eventi, tale metodologia costituisce la base del «Proposed policy statem on safety goals 
for nuclear power plants» pubblicato dalla Nuclear Regulatory Commission nel feb­
braio 1982. Quest'impostazione probabilistica dell' analisi di sicurezza ha la più grande 
importanza, in quanto per la prima volta si è tentato di sviluppare una metodologia 
capace di valutare il livello di rischio associato ad una decisione tecnica. 
Nella misura in cui tale metodologia verrà applicata con successo, la sua importanza 
oltrepasserà il settore puramente nucleare. Si può ritenere che, col tempo, essa potrà 
essere applicata alla valutazione quantitativa e al confronto dei rischi associati alle varie 
attività importanti della nostra società industriale. Essa potrà così contribuire a una 
definizione più obiettiva dell'accettabilità dei rischi. In Europa è stata avviata una frut­
tuosa cooperazione fra. vari istituti che hanno messo a punto un'impostazione probabili­
stica della valutazione dei rischi. Tale cooperazione è stata favorita dalla funzione 
rappresentata dal CCR, che in questo settore dispone di un gruppo la cui ben nota com­
petenza si esplica nel quadro del programma «Analisi di fiducia, valutazione del rischio 
e banca dei dati». Tuttavia, quando le metodologie utilizzate differiscono da un paese 
all'altro, la stessa accettabilità dell'impostazione probabilistica costituisce un problema 
che potrà essere risolto soltanto se si arriverà a rafforzare il carattere intercambiale dei 
metodi e dei modelli utilizzati. A conclusione di un workshop tenutosi ad Ispra nel 
maggio 1982, dal titolo «US PRA Procedures, Guide Analysis and Impact on European 
Practices», gli esperti europei presenti, in vista di un ravvicinamento a tale obiettivo, 
hanno raccomandato l'organizzazione di studi di laboratorio di convalida e confronto a 
proposito di taluni aspetti specifici di valutazione probabilistica dei rischi. Ad esempio, 
è in corso di esecuzione un primo lavoro al quale partecipano dieci organizzazioni: il 
CCR, che si occupa della segreteria tecnica, ne trarrà le conclusioni e gli insegnamenti 
desiderati. 
In futuro, questo esperimento dovrà essere proseguito in modo più sistematico. L'azione 
a spese condivise si presta bene a questo tipo di attività, alla quale dovrebbero parteci­
pare tutti i gruppi specializzati attivi nella Comunità. Il CCR, in stretto collegamento 
N. C 250/30 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19.9.83 
con i gestori del programma di ricerca a spese condivise, continuerà ad avere una fun­
zione centrale tanto nell'organizzazione quanto nel trattamento dei risultati. Una prima 
scelta di temi per gli esercizi previsti sarà definita nel maggio 1983 nel corso della riu­
nione del gruppo di esperti sull'attendibilità (sottogruppo del CCMGP sulla sicurezza 
dei reattori). 
Attività 
Sono proposti da cinque a dieci «esercizi benchmark» (BE), il cui svolgimento sarà sca­
glionato su tutta la durata del programma. Gli argomenti, indicati qui appresso in 
maniera generale, verranno definiti in modo più particolareggiato durante le discussioni 
con i gruppi di esperti e di ricercatori partecipanti. 
— Albero degli eventi: questo BE è destinato ad analizzare i vari procedimenti attra­
verso i quali le valutazioni dell'attendibilità di un sistema accoppiate fra loro 
nell'analisi probabilistica del decorso di un incidente. 
— Analisi delle seguenze di incidente: in questo BE si procederà allo stesso tipo di 
analisi indicato più sopra, tenendo conto dell'interazione fra gli sviluppi dell'inci­
dente, in funzione delle conseguenze e/o del comportamento dei parametri fisici, 
e l'analisi dell' attendibilità del sistema. 
— Difetto di causa/modo comune: questo BE affronterà i problemi collegati all'iden­
tificazione e alla classificazione di tali difetti, nonché al loro trattamento analitico. 
— Dati sull'attendibilità: questo BE permetterà di esaminare i procedimenti utilizzati 
per mettere insieme i dati grezzi di varia origine al fine di valutare i parametri di 
attendibilità per i componenti. 
— Modellizzazione del comportamento umano: questo BE affronterà l'importante 
problema del comportamento umano e dei relativi dati. 
— Probabilità di cedimento delle strutture e reazione delle strutture ai sismi: questi 
due BE saranno dedicati all'analisi dei metodi che permettono di esaminare la 
distribuzione della resistenza delle strutture in funzione delle sollecitazioni. 
— Analisi delle conseguenze: il fine di questo BE consisterà nel confrontare i vari 
metodi di analisi del trasferimento verso l'ambiente delle sostanze radioattive. 
Contributo della Comunità 
Programma comune d'investigazione, da attuare sulla base di contratti di ricerca: 
fondi necessari: 1 800 000 ECU. 
1.9. PARTECIPAZIONE A PROGETTI DI RICERCA INTERNAZIONALI OD A 
PROGRAMMI ESEGUITI FUORI DALLA COMUNITÀ 
L'elevato costo dei programmi di ricerca sulla sicurezza nei quali vengono impiegati 
grandi impianti sperimentali e l'attiva cooperazione internazionale che si è creata in 
questo settore conducono inevitabilmente all'attuazione di progetti di ricerca interna­
zionali diversi da quelli realizzati e proposti da tempo nel quadro della Comunità. 
Al momento attuale si offrono tre possibilità: 
— il programma LOFT, proposto dall'USDOE e per il quale è stato organizzato un 
consorzio sotto il patrocinio dell'OCSE-AEN. Tale progetto prolunga l'utilizza-
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N.C 250/31 
zione del reattore di prova LOFT dopo l'esecuzione del programma patrocinato 
dalFNRC. È prevista una serie di esperimenti supplementari nei seguenti settori: 
grosse e piccole perdite di refrigerante primario, cedimenti dal lato secondario, 
liberazione di prodotti della fissione incaso di perdite di refrigerante, studi termoi­
draulici sulla deformazione del combustibile conseguente a una perdita di refrige­
rante. Il consorzio è aperto agli Stati membri della Comunità e parecchi di essi 
hanno già deciso di parteciparvi ; 
— Il progetto Marviken V, proposto dalla Svezia, sul comportamento nel circuito pri­
mario di un reattore ad acqua leggera dei prodotti di fissione volatili e degli aerosol 
pesanti generati nel corso della fusione del nocciolo. Numerosi organismi apparte­
nenti a paesi della Comunità od a peasi terzi, come EPRI o Ontario-Hydro, hanno 
annunziato la loro partecipazione; 
— il programma «Clean-up TMI-2» proposto dall'USDOE, relativo a un gran numero 
di argomenti, fra i quali si possono citare: i problemi di caratterizzazione e di tra­
sporto dei prodotti di fissione nel confinamento, le tecniche di decontaminazione, 
l'esame del nocciolo e delle parti interne. Vari organismi appartenenti ad alcuni 
Stati membri hanno deciso di partecipare a questo programma sotto varie forme 
(distacco di personale, esame di campioni, ecc.). 
Come vedesi, questi tre progetti internazionali riguardano argomenti tecnici stretta­
mente connessi o direttamente collegati alle proposte di ricerca esposte più sopra 
per il secondo programma a costi condivisi, particolarmente per quanto riguarda la 
termoidraulica e i danni gravi subiti dal combustibile in caso di LOCA (LOFT, 
TMI-2), nonché il termine fonte derivante dai prodotti di fissione in situazioni 
accidentali. Questi tre progetti saranno posti in opera nel periodo 1983-1986, paral­
lelamente al secondo programma di azione a spese condivise (1984-1987). 
Una partecipazione efficace della Commissione alla totalità od a parti specifiche di uno 
o più progetti internazionali avrà sicuri vantaggi, in quanto: 
— permetterà di procurare agli Stati membri che non partecipano bilateralmente a 
questi progetti informazioni complete sui risultati e sullo stato di avanzamento dei 
lavori ; 
— per quanto riguarda taluni punti specifici, consentirà alle azioni a spese condivise 
già in corso di beneficiare di risultati e di informazioni utili al loro successo; 
— permetterà di utilizzare i risultati per la messa in opera sul piano comunitario di 
esercizi «benchmark» di convalida di codici e di modelli nel quadro dell'azione a 
spese condivise. 
Oltre al fatto che i risultati di questi progetti internazionali saranno a disposizione 
della Commissione, l'efficace partecipazione di quest'ultima permetterà di distac­
care presso un dato progetto il personale scientifico dei contraenti, di partecipare 
all'analisi dei risultati, di esaminare campioni e di mettere a punto apparecchi di 
misura progrediti nei laboratori dei contraenti del programma a spese condivise. 
La Commissione ha esaminato vari casi in cui essa potrebbe partecipare o cooperare 
efficacemente a tali progetti nel quadro dell'azione a spese condivise qui proposta. Si 
possono considerare due casi : 
— una partecipazione comportante un contributo finanziario della Commissione, 
limitato e compatibile con i fondi stanziati nei settori considerati. In questo caso la 
Commissione potrebbe concludere contratti con i promotori dei progetti, dopo aver 
consultato il CGC «Fissione nucleare» ('). Gli stanziamenti necessari alla conclu­
sione di questi contratti sarebbero prelevati su fondi concessi al corrispondente 
aspetto del programma a spese condivise qui proposto. Questo schema potrebbe 
essere applicato per un'adesione di pieno diritto della Commissione al consorzio 
LOFT. Contatti preliminari con l'USDOE indicano che una partecipazione della 
Commissione potrebbe essere prevista sulla base di un contributo globale di 
1 milione di ECU; 
(') Comitato consultivo in materia di gestione e di coordinazione che sostituisce il 
CCMGP «Sicurezza dei reattori». 
N. C 250/32 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19.9.83 
una partecipazione variabile secondo i singoli casi, che potrebbe arrivare fino alla 
partecipazione totale del progetto, quindi con la possibilità di accedere ai suoi 
risultati; questa adesione sarebbe però negoziata sulla base di uno scambio di 
informazioni tecniche. La Commissione pagherebbe la sua partecipazione met­
tendo a disposizione dei promotori dei progetti i risultati e le relazioni intermedie 
relative a talune parti del presente programma d'azione a spese condivise legate al 
programma trattato nel progetto considerato. Secondo i casi, questa fornitura di 
informazioni tecniche potrebbero essere accompagnate da un contributo finanzia­
rio per un importo che, come nel primo caso, dovrebbe essere compatibile con le 
somme stanziate per il settore tecnico considerato. Le procedure relative a una 
soluzione di questo tipo comporterebbero la stipula di contratti fra la Commissione 
e i promotori dei progetti, la conclusione dei contratti stessi sarebbe soggetta al 
parere del CGC «Fissione nucleare». La partecipazione della Commissione alla 
totalità o a parte del progetto Marviken V potrebbe avvenire sulla base di uno 
schema di questo tipo. 
Va osservato che la soluzione fondata sulla libera disponibilità delle relazioni inter­
medie e dei risultati dei programmi comunitari non lederebbe gli interessi degli 
Stati membri, o meglio di quelli fra essi che già partecipano su base bilaterale ai 
progetti internazionali in questione. Difatti, i risultati e lo stato di avanzamento dei 
progetti comunitari sono descritti in comunicazione presentate a riunioni interna­
zionali ed a varie conferenze e simposi; inoltre, quando i risultati dei programmi 
comunitari vengono pubblicati ufficialmente, essi divengono di dominio pubblico. 
Le procedure di cui sopra non farebbero che accelerare il processo di diffusione dei 
risultati della ricerca comunitaria, e ciò può soltanto migliorare gli scambi di infor­
mazioni tecniche fra gli Stati membri e i paesi terzi. 
La partecipazione della Comunità al programma «Clean-up TMI-2» può essere pre­
vista secondo l'uno o l'altro dei due schemi sopra indicati; si osservi tuttavia che la 
partecipazione dei laboratori del CCR all'analisi di taluni campioni è prevista fin 
da ora. 
I due schemi qui presentati in vista della partecipazione della Commissione a progetti 
di ricerca internazionali potranno essere parimenti applicati per negoziare l'accesso ai 
risultati delle ricerche effettuate sul piano nazionale da taluni paesi terzi. Si può pensare 
ad esempio ai programmi EPRI e Sandia sull'idrogeno, ai programmi Sandia sul ter­
mine fonte e Rosa IV sulla termoidraulica, strettamente collegati ai precedenti punti 1.5, 
1.6 ed 1.4, e più particolarmente ai programmi su danni gravi al combustibile, quali 
PBF, EPRI (USA) ed NRU (Canada), già menzionati ai punti 1.4 ed 1.4.4. 
SECONDA PARTE 
SICUREZZA DEI SUPERCONVERTITORI VELOCI RAFFREDDATI A 
METALLO LIQUIDO (LMFBR) 
Introduzione 
Negli ultimi venticinque anni la maggior parte degli Stati membri della Comunità ha dedicato 
notevoli energie allo sviluppo di reattori superconvertitori veloci raffreddati a metallo liquido, 
destinando a questo obiettivo ingenti risorse finanziarie. Ancor oggi le spese di sviluppo di tali 
reattori assorbono un'aliquota pari al 20 % circa delle spese totali per attività di ricerca, progetta­
zione e sviluppo nel settore energetico. Questo impegno ha permesso di conseguire importanti 
obiettivi tecnici : sono stati costruiti e fatti funzionare con successo diversi reattori sperimentali e 
prototipi, ed è quasi terminata una centrale di grandi dimensioni [1 200 MW (e)]. Si tratta di 
risultati senza confronto con quanto è stato fatto in altre regioni del mondo. 
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N.C 250/33 
La tabella che segue presenta succintamente i progetti di reattori realizzati od all'esame, suddivisi 
per paesi o per gruppi di paesi. Le date riportate tra parentesi sono quelle della prevista entrata in 
funzione. 
Paese 
Regno Unito 
Francia 
R. f. di Germania 
Italia Reattori sperimen­
tali e di collaudo 
DFR(1963) 
Rapsodie (1967) 
KNKII0 
(1977) 
PEC(1986) Prototipi 
(200-300 MW) 
PFR(1974) 
Phenix(1974) 
SNR 300 (2) 
(1986) Centrali dimostrative 
[1 200MW(e)] 
CFR progetto non 
ancora approvato 
Super Phenix (') 
(1984) 
SNR 2 (3) progetto 
non ancora appro­
vato 
(') In collaborazione con Italia, R. f. di germania, Belgio ed Olanda. 
(2) In collaborazione con belgio ed Olanda. 
(3) In collaborazione con Francia, Italia, Belgio ed Olanda. 
La tabella dimostra che si è delineata una tendenza alla cooperazione tra Stati membri per 
quanto riguarda la costruzione d'impianti dimostrativi. Importanti accordi di cooperazione sono 
stati conclusi tra organizzazioni di ricerca ed industrie del settore (aziende elettriche e società di 
progettazione e costruzione) di diversi Stati membri. 
Anche fuori della Comunità la maggior parte dei paesi industrializzati si è seriamente impegnata 
nel settore dei superconvertitori veloci. 
Negli USA l'impianto sperimentale EFFBR da 200 MWT ha funzionato dal 1963 al 1972 for­
nendo una preziosa serie di dati sperimentali su diversi sistemi di reattori; il reattore sperimentale 
EBR-II da 62,5 MWT è in funzione dal 1965, e nel 1980 è stata portata a termine la costruzione 
del reattore sperimentale FFTF da 400 MWT che considerata la sua potenza fungerà in pratica da 
impianto dimostrativo. Sono stati condotti studi di messa a punto e sperimentazione per lo svi­
luppo delle attrezzature, la tecnologia del sodio, il ciclo del combustibile e la convalida dei requi­
siti per le licenze. La costruzione del reattore superconvertitore di Clinch River (CRBR-CIinch 
River Breeder Reactor) è stata sospesa sotto l'amministrazione Carter, e le prospettive di questo 
progetto dimostrativo permangono incerte. 
In Giappone il reattore veloce sperimentale «JOYO» con una potenza di progetto pari a 
100 MWT (primavera 1983) è in funzione dal 1977. È stata completata la progettazione del reat­
tore prototipo «MONJU» da 300 MWE, e recentemente si è deciso di procedere alla sua costru­
zione. Si sta provvedendo alla progettazione preliminare di un reattore dimostrativo di maggiori 
dimensioni, la cui costruzione si prevede sarà avviata dopo che «MONJU» avrà funzionato per 
un anno; a questo reattore farà seguito la costruzione in serie di diversi reattori precommerciali, 
che risulteranno analoghi per dimensioni e progetto al reattore dimostrativo. 
Nell'URSS la messa a punto e la costruzione di reattori veloci rappresentano un elemento fonda­
mentale dello sviluppo energetico nazionale. Attualmente sono in funzione due reattori speri­
mentali, il BOR-60 da 60 MWT ed il BR-10 da 10 MWT. Il reattore dimostrativo BN-350 ha 
funzionato con successo alla potenza di 350 MWE sin dal 1973 e viene utilizzato per dissalare 
l'acqua marina. Il secondo reattore dimostrativo BN-600, da 600 MWE è in funzione sin dal 1981 
e la progettazione del reattore veloce commerciale BN-1600 da I 600 MWE è in fase di sviluppo; 
si sta inoltre considerando la posibilità di portare la potenza del reattore tipo BN-600 a 
800 MWE. 
LA RICERCA COMUNITARIA SULLA SICUREZZA DEI REATTORI SUPERCONVER­
TITORI VELOCI 
Perché una volta messi a punto i reattori veloci possano venir ritenuti accettabili occorrerà dimo­
strare che le loro prestazioni in termini di sicurezza, protezione contro le radiazioni ed impatto 
sull'ambiente sono equivalenti, in condizioni tanto normali quanto accidentali, a quelle dei reat­
tori termici che saranno allora disponibili. 
N. C 250/34 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19.9.83 
Uno tra gli obiettivi principali dei programmi dimostrativi e di quelli sulla sicurezza attualmente 
in corso in diversi paesi della Comunità è di dimostrare che si può soddisfare tale condizione. 
L'esperienza accumulata nel corso del funzionamento dei prototipi di reattore veloce (Phenix, 
PFR) dimostra che è possibile che un reattore veloce funzioni rispettando i requisiti ambientali di 
massima dello scarico controllato di radioattività applicati normalmente ai reattori termici; anche 
le dosi assorbite dal personale di servizio sono risultate basse. 
Per approfondire l'analisi dei diversi aspetti della sicurezza che potrebbero interessare i reattori 
veloci del futuro e riuscire quindi a: 
— impedire che incidenti di modesta portata degenerino in incidenti gravi; 
— individuare il punto d'innesco degli incidenti e descrivere i successivi transitori ed i loro 
effetti sugli elementi chiave dell'impianto; 
— studiare le conseguenze radiologiche degli incidenti, vale a dire la ridistribuzione interna 
della radioattività in seguito ad un incidente definendo anche i parametri delle sorgenti di 
radiazioni, così da consentire una valutazione del rischio esterno. 
Occorre un continuo e molteplice impegno nelle attività di sviluppo del software e nella produ­
zione di dati fisici affidabili sulla progettazione e sulle prestazioni. 
Programmi di sicurezza che abbiano gli obiettivi sopra descritti rappresentano un complemento 
essenziale per la costruzione e l'esercizio dei reattori prototipi e dimostrativi. 
Finora la Comunità è intervenuta in due modi nel campo della sicurezza dei reattori superconver-
titori veloci: 
a) attuando il programma di ricerca della Comunità nel Centro comune di ricerca (CCR) 
b) favorendo le attività intese a migliorare il coordinamento e la collaborazione nei programmi 
nazionali e nel programma del CCR, mediante il comitato di coordinamento reattori 
veloci ('). 
Per quanto riguarda la lettera a), le attività correnti del CCR, vale a dire quelle che rientrano 
nell'ambito del programma pluriennale 1980-1983, si dividono nelle seguenti tre sezioni princi­
pali: 
Innesco di un incidente e fase di transizione 
Le attività in questo campo si concentrano sugli studi teorici e sperimentali riguardanti l'ebolli­
zione del metallo liquido, sullo sviluppo del codice europeo degli incidenti e sulla ricerca riguar­
dante l'interazione combustibile/refrigerante. Gli studi relativi all'ebollizione del metallo liquido 
hanno l'obiettivo di fornire dati sul comportamento del refrigerante in caso di condizioni ano­
male d'esercizio, quali il blocco in un fascio di barre, l'arresto del flusso a causa di guasti delle 
pompe o di escursioni di potenza. Il codice europeo degli incidenti è un sistema modulare di 
codici computerizzati che serve a descrivere le diverse fasi di ipotetici incidenti ; la versione pilota 
di tale codice è già operativa. La ricerca sull'interazione combustibile/refrigerante ha per argo­
mento lo sviluppo di modelli e codici fisici, lo studio sperimentale dei fattori che influenzano i 
processi di interazione o l'innesco di esplosioni di vapore e la verifica dei meccanismi di tali 
esplosioni determinati unicamente per via teorica. 
(') Comitato istituito nell'aprile 1970 dal Consiglio con l'incarico «di elaborare ed attuare piani 
volti ad ottenere il coordinamento e la cooperazione tra i vari programmi sulla scala più 
ampia possibile mediante le procedure più idonee, nonché a formulare qualunque suggeri­
mento utile a tal fine». 
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N. C 250/35 
Fase dell'incidente successiva allo smontaggio 
Le attività in questo campo mirano a fornire una descrizione più realistica della fase successiva 
allo smontaggio, ad analizzare il comportamento del sistema primario di contenimento ed a esa­
minare il problema della rimozione del calore dopo un incidente (PAHR — post-accident heat 
removal). Si è cominciato a valutare la capacità ed i modelli del codice statunitense Simmer 2 
nell'ambito dei calcoli per la fase successiva allo smontaggio, e ad esaminare la possibilità di 
attuare un programma sperimentale per convalidare tale codice. 
Il programma per la convalida dei codici relativi al contenimento (Cova) è stato praticamente 
portato a termine; per ottenere una migliore concordanza tra i dati sperimentali e quelli ottenuti 
mediante calcolo sono stati prescritti codici ad elementi finiti. Procede l'attività di convalida dei 
codici delle unità (Covas — Code validation for subassemblies) per convalidare i codici struttu­
rali per l'analisi dinamoplastica. 
Gli studi riguardanti la rimozione del calore dopo gli incidenti si avvalgono di esperimenti tanto 
in pila quanto fuori pila. Gli esperimenti fuori pila, che saranno eseguiti nell'impianto Faro 
attualmente in fase di completamento, mirano a studiare l'interazione combustibile/refrigerante 
ed i fenomeni tipo PAHR in condizioni realistiche di simulazione di incidente, e prevedono 
l'impiego di materiali effettivamente usati nei reattori. Gli esperimenti in pila (condotti nel reat­
tore statunitense Sandia, a Grenoble, nel reattore Melusine ed a Mol nel reattore BR 2) mirano a 
dimostrare la raffreddabilità dei detriti del nocciolo che possono formarsi in seguito ad un grave 
incidente ipotetico andando a depositarsi su varie parti del contenitore del reattore. È in corso 
anche un esauriente programma di sviluppo e verifica dei modelli fisici e dei codici utilizzati per 
prevedere le temperature riscontrabili in tm letto di detriti e nei dispositivi per la loro ritenzione. 
Ricerca sui materiali 
Il CCR sta conducendo ricerche sull'acciaio inossidabile in diversi campi: meccanica delle frat­
ture con particolare rilievo per i materiali irraggiati; studio della crescita delle fratture da scorri­
mento negli acciai austenitici AISI 304 e 316 in condizioni tipiche di funzionamento (carico, 
temperatura, scorrimento-duttilità, ecc.); studio del comportamento dei materiali sotto il profilo 
dinamico ed infine determinazione delle leggi costitutive. Gli ultimi studi hanno un'importanza 
fondamentale per i programmi Cova e Covas e per concludere dovrebbero consentire di cono­
scere la risposta delle strutture di un vero reattore e differenti condizioni di carico (temperatura, 
stato di sollecitazione) e vari stadi di degradazione (saldatura, scorrimento, fatica meccanica, 
irraggiamento). Ad Ispra è in costruzione un impianto di grandi dimensioni per prove dinamiche 
con alti carichi, che sarà usato per studiare come i risultati relativi a piccoli campioni (con una 
sezione trasversale di 20 mm: al massimo) possono venire estrapolati a grandi strutture di mate­
riale danneggiato (fino a 5 000 mm2). 
Le attività di coordinamento svolte dal centro direttivo di Bruxelles si concentrano soprattutto 
sui seguenti aspetti della sicurezza: 
— con l'aiuto del gruppo di lavoro sicurezza (SWG — Safety Working Group), cioè un gruppo 
di esperti del comitato di coordinamento reattori veloci si è continuato a compiere progressi 
nell'elaborazione di criteri e direttive comuni per i reattori veloci in materia di sicurezza. 
Il sottogruppo «incidenti riguardanti tutto il nocciolo» (WAC — Whole Core Accident) del 
SWG, che è anch'esso un gruppo di esperti del CCMGP sicurezza, è all'origine del codice 
europeo degli incidenti ed ha continuato a fornire consigli per la sua evoluzione, promuo­
vendo inoltre calcoli comparativi dei codici tanto europei quanto statunitensi relativi a parti­
colari incidenti al nocciolo (transitorio di sovrapotenza e calo del flusso). Il sottogruppo 
«carico e risposta del contenimento» (CO NT — Containment Loading and Response), che 
con la qualifica di gruppo di esperti opera anche nell'ambito del CCMGP sicurezza, ha trat­
tato il problema del comportamento delle strutture di contenimento primario e di quelle 
interne nel corso di un ipotetico incidente che provochi la disgregazione del nocciolo, for­
nendo una valutazione critica dell'adeguatezza degli strumenti matematici disponibili. Que­
sto sottogruppo ha anche seguito da vicino i lavori in corso volti a valutare le conseguenze 
prodotte da incidenti riguardanti le unità sulle strutture adiacenti, e più recentemente ha 
preso in considerazione i problemi relativi al contenimento secondario nell'intento di arri­
vare ad una valutazione realistica dei termini riguardanti le fonti di radiazioni. 
N. C 250/36 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19.9.83 
— Con l'assistenza del gruppo di lavoro codice e norme (WGCS — Codes and Standards Wor­
king Group), un altro gruppo di esperti del Comitato di coordinamento reattori veloci, sta 
facendo progressi nella valutazione progressiva delle divergenze esistenti tra i diversi codici 
e norme applicati nella Comunità e riguardanti la progettazione, la costruzione ed i controlli 
di qualità dei componenti dei reattori veloci, e si stanno inoltre valutando le differenze esi­
stenti tra le specifiche relative ai materiali. Il gruppo ha sistematicamente confrontato o 
valutato norme, codici di progettazione, specifiche e dati relativi ai materiali provenienti 
dagli Stati membri, e quando possibile da paesi terzi, passando inoltre in rassegna lo stadio 
di sviluppo raggiunto dai metodi non distruttivi per le ispezioni nei LMFBR durante il fun­
zionamento 
DEFINIZIONE E PREPARAZIONE DEL PROGRAMMA DI RIPARTIZIONE DELLE 
SPESE 
La Commissione propone che in futuro il ricorso ad azioni cofinanziate costituisca anche un 
mezzo per ottenere un maggiore coordinamento dei programmi nazionali e completare le azioni 
del CCR già in corso di svolgimento. 
Si è cominciato a preparare il programma cofinanziato 1984-1987 di ricerca sugli LMFBR verso 
la fine del 1982 con l'aiuto del gruppo di lavoro «sicurezza» del comitato di coordinamento reat­
tori veloci. L'obiettivo di massima nella scelta degli argomenti è stato quello di definire un pro­
gramma coerente con gli obiettivi della risoluzione del Consiglio del 18 febbraio 1980 relativa ai 
reattori superconvertitori veloci ('), contribuendo in particolare a completare ed a valorizzare 
ulteriormente le ricerche intraprese nei paesi membri, e colmando le eventuali lacune. 
La risoluzione del Consiglio di cui sopra pone in risalto l'importanza che riveste, per il futuro 
l'approvvigionamento energetico della Comunità, l'alternativa dei superconvertitori veloci, sotto­
linea il valore della continuità nell'impegno di sviluppare il sistema e di dimostrare la validità, 
riafferma l'importanza capitale della sicurezza in quanto obiettivo delle attività di sviluppo e 
dimostrazione e richiede alla Comunità un appoggio per il raggiungimento di tali obiettivi. 
Ulteriori criteri per la scelta dei temi di ricerca sono stati: 
— massimizzare il rendimento del sostegno comunitario selezionando un numero limitato di 
settori importanti in cui tale sostegno può stimolare nel modo migliore il coordinamento e la 
collaborazione tra i programmi nazionali ; 
— cercare gli interessi comuni ai vari Stati membri evitando argomenti troppo strettamente con­
nessi a progetti specifici ; 
— dare l'opportuno rilievo al settore della prevenzione degli incidenti, senza tuttavia trascurare 
quello dell'analisi degli incidenti e dell'attenuazione dei loro aspetti (incidenti gravi com­
presi); 
— assicurarsi che non vi siano doppioni in relazione ai temi di ricerca affrontati dal CCR e che 
le azioni dirette e quelle cofinanziate si completino e sostengano a vicenda. 
Il programma proposto si articola nelle seguenti sette unità: 
1. Strumentazione, controllo e protezione 
2. Analisi dei transitori (sicurezza operativa) 
3. Integrità dei componenti e delle strutture 
4. Aspetti attinenti alla sicurezza della tecnologia del sodio 
5. Comportamento del combustibile e fenomeni successivi ai guasti (esperimenti in pila) 
6. Migrazione dei prodotti di fissione in occasione di gravi incidenti 
7. Movimenti del materiale fuso e loro interazione in occasione di gravi incidenti 
(0 GUn. C51 del 29. 2. 1980, pag. 5. 
19. 9. 83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N. C 250/37 
Le unità 1, 2 e 3 riguardano soprattutto la prevenzione degli incidenti dando rilievo a: 
— la tempestiva individuazione dei difetti e la prevenzione degli incidenti che ne risultano, 
— una migliore descrizione dei transitori termoidraulici d'esercizio, che consenta di arrivare a 
definire meglio i margini operativi, 
— la progettazione affidabile di strutture importanti ai fini della sicurezza, nell'intento di pre­
vedere più accuratamente la durata utile dei componenti e i margini di sicurezza. 
Le unità n. 4 e 5 riguardano lavori per la soluzione dei problemi particolari di analisi degli inci­
denti che pur essendo potenzialmente gravi non rientrano necessariamente nella categoria degli 
incidenti che coinvolgono l'intero nocciolo. L'obiettivo di tali unità è quindi quello di: 
— esaminare le implicazioni che presenta ai fini della sicurezza l'impiego del sodio come refri­
gerante nell'intento di sfruttare pienamente le sue caratteristiche di buon refrigerante, 
migliorando la modellizzazione del flusso, particolarmente in condizioni di guasto (conven­
zione naturale) e di migliorare la valutazione delle conseguenze del trattamento di grandi 
quantità di sodio che entrino incidentalmente in contatto con l'aria, l'acqua e il cemento; 
— migliorare la conoscenza del comportamento in transitorio del combustibile e dei guasti del 
combustibile, migliorando altresì la conoscenza dei fenomeni che si sviluppano nel nocciolo 
in seguito ad un guasto, soprattutto allo scopo di verificare le condizioni in cui l'incidente 
relativo ad una unità potrebbe coinvolgere le unità adiacenti. 
Le unità 6 e 7 riguardano la descrizione delle conseguenze prodotte da un nocciolo seriamente 
danneggiato e servono in particolare a: 
— descrivere la distribuzione del materiale radioattivo all'interno del contenimento in seguito a 
gravi incidenti, valutare il contenimento e fornire i termini relativi alle sorgenti richiesti dai 
codici utilizzati per calcolare i conseguenti danni all'esterno del sito; 
— descrivere i moti del materiale nel nocciolo fuso in seguito ad un grave incidente e la loro 
interazione. 
2.1. STRUMENTAZIONE, CONTROLLO E PROTEZIONE (riferimento: punto l.B.2.1 
del RAP) 
Obiettivi 
L'obiettivo primario di questa unità del programma è di incrementare la sicurezza pre­
venendo gli incidenti. Ciò sarà ottenuto riducendo la frequenza e l'entità degli sforzi 
sostenuti dalle strutture del reattore e migliorando la capacità del reattore di rispondere 
ai transitori successivi del carico o di altro genere e di riprendersi senza superare i limiti 
di sicurezza e di danni ai materiali. 
I progettisti dei sistemi di controllo e protezione per gli LMFBR devono affrontare pro­
blemi di spazio e complessità: spazio perché il nocciolo è piccolo in relazione al numero 
di strumenti necessari per soddisfare i requisiti di sicurezza e di disponibilità di tale 
tipo di reattori; complessità perché è opportuno combinare le misurazioni di diverse 
variabili per arrivare al miglior compromesso possibile tra i due rischi opposti rappre­
sentati da mancato intervento dei sistemi di sicurezza e dal loro intervento ingiustifi­
cato. 
La disponibilità di elementi logici programmabili di dimensioni ridotte relativamente 
semplici e di basso costo offre la possibilità di trattare, elaborare e correlare i segnali 
con una molto maggiore flessibilità e implica un'alta affidabilità, un'alta disponibilità 
ad un costo ridotto, inoltre si dovranno superare alcuni dei problemi posti dall'obsole­
scenza dei componenti (per esempio : disponibilità di pezzi di ricambio). 
N. C 250/38 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19. 9. 83 
Per trarre il massimo vantaggio della microelettronica non è tuttavia sufficiente limitarsi 
a sostituire gli elementi logici cablati con i microelaboratori, ma occorre riesaminare 
integralmente l'impostazione seguita nella progettazione e nell'autorizzazione dei 
sistemi di controllo e di protezione. 
In secondo luogo i sistemi computerizzati presentano problemi specifici e secondo 
l'opinione generale il più importante riguarda le specifiche e l'affidabilità del software, 
altri sono l'innovazione apportata dall'applicazione di questi materiali in campo nucle­
are e i nuovi metodi di trasmissione dei segnali. 
Le possibilità esistenti in questo campo sono state esaminate per conto della Commis­
sione e descritte al gruppo di lavoro «sicurezza dei LMFBR» nel 1980. Successivamente 
sono stati realizzati 4 studi per confermare l'interesse e le possibilità di questa soluzione, 
per individuare temi per il programma e per stabilire collegamenti tra gli esperti 
dell'industria elettronica, quelli dell'industria nucleare ed altri utenti di elaboratori ad 
alta affidabilità. Un quinto studio ha dimostrato come è possibile prevedere che le tec­
niche dell'intelligenza artificiale saranno applicabili nella progettazione dei sistemi 
decisionali e diagnostici e nella modellizzazione del comportamento degli operatori. 
Questi ultimi due punti rientrano attualmente tra le attività del programma sulla sicu­
rezza degli LWR intitolato «fattori umani ed interazione uomo/macchina», che è stato 
strutturato in modo da completare le attività descritte più sotto. 
Il programma è suddiviso in temi riguardanti il miglioramento dei sensori, l'elabora­
zione dei segnali e la progrettazione dei sistemi. Particolare risalto sarà dato alla conva­
lida delle applicazioni dell'informatica nel campo della sicurezza nucleare ed al loro 
ampliamento. 
Miglioramento delle sonde 
L'obbiettivo è di sviluppare migliori sonde per misurare la temperatura, il flusso, le 
impurità, il flusso neutronico, la radiazione, il suono, gli spostamenti, ecc. 
In particolare si cerca di arrivare ai seguenti miglioramenti : 
— per le termocoppie e i flussimetri una vita più lunga che consenta di ridurre il 
numero di ricambi necessario, affinché tra i periodi d'accesso e le indicazioni di 
guasto sicuro sia garantita una ridondanza adeguata ad indicare la ridondanza 
effettiva; per gli strumenti del contenitore del nocciolo si desidera una migliore 
maneggevolezza, una riduzione nel numero di cavi elettrici che escono dal reattore 
e dello spazio tra l'estremità superiore del nocciolo e la sommità del contenitore, 
oltreché una migliore discriminazione delle interferenze causate dall'ambiente; 
— per le sonde di controllo degli incidenti, di guida della ripresa e di valutazione dei 
danni si desidera un'ampia gamma di prestazioni, la resistenza ad un ambiente 
aggressivo e metodi concordati di qualifica. 
Tecniche computerizzate di elaborazione dei segnali e loro applicazioni 
L'obiettivo è di sviluppare tecniche di elaborazione dei segnali a fini di sorveglianza, 
ispezione, controllo e protezione, applicando l'informatica e le tecniche sviluppate 
all'esterno dell'industria nucleare ai problemi degli LMFBR, ed inoltre di convalidare 
tali applicazioni nell'ambito degli LMFBR. Si desidera ottenere risultati di qualità tali 
da consentire un elevato livello di automazione nell'impiego di tali segnali, evitando 
così agli operatori di dover esaminare una grande massa di dati. 
Progettazione dei sistemi 
L'obiettivo è di sviluppare concetti teorici di progettazione dei sistemi che riflettano la 
tendenza generalizzata verso controlli distribuiti, strutture di controllo più complesse e 
sempre più elevati livelli di controllo, e che inoltre soddisfino i requisiti di affidabilità 
dimostrabile, sicurezza, velocità di funzionamento e migliore disponibilità degli 
impianti. 
19. 9. 83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N.C 250/39 
Attività 
2.Ì.Ì. Miglioramento delle sonde 
Per la strumentazione del nocciolo sono ritenuti adeguati quattro metodi per migliorare 
la sicurezza, l'affidabilità, la manovrabilità e l'ubicazione: 
— sviluppo di sonde su principi nuovi e diversi per le misurazioni : nuovi flussimetri e 
sonde di temperatura e pressione ; 
— ulteriore miglioramento delle caratteristiche di discriminazione delle radiazioni 
nelle sonde del flusso neutronico, miglioramenti delle guaine sottili delle termo­
coppie, estensimetri e trasduttori acustici del sodio; 
— raggruppamento degli strumenti in involucri unici più maneggevoli; 
— esame dell'impiego di mezzi magnetici, ultrasonici o d'altro genere, ma comunque 
senza cavi, per trasmettere le informazioni da una sonda primaria che può essere 
situata su una unità od in un posto inaccessibile, ad un ricevitore ubicato in una 
posizione più favorevole. 
2.1.2. Tecniche computerizzate di elaborazione dei segnali e loro applicazioni 
L'obiettivo è di ottenere più informazioni dalle sonde esistenti. Generalmente parlando 
si darà risalto all'applicazione di tecniche quali il riconoscimento delle forme e il con­
trollo adattativo, per dimostrarne l'utilità per gli LMFBR: 
— analisi termica e acustica dei rumori provenienti ad esempio da parti in ebollizione 
o distaccate, 
— miglioramento della discriminazione tra difetti e pezzi nelle ispezioni acustiche con 
correnti parassite, 
— automazione della localizzazione del combustibile difettoso con l'impiego di rive­
latori a neutroni ritardati e di altre informazioni disponibili, 
— controllo del bilancio di reattività e dello stato delle unità. 
Il programma copre le fasi di ricerca, sviluppo e dimostrazione fino allo stadio di proto­
tipo. 
Si terrà conto delle esperienze acquisite mediante gli impianti sperimentali esistenti. 
2.1.3. Progettazione dei sistemi 
— Reti locali. 
Il ricorso alle reti locali offre la possibilità di ridurre notevolmente il cablaggio e lo 
spazio necessario e, da la possibilità di selezionare con eccellente flessibilità i se­
gnali da utilizzare per la correlazione. 
— Si propone il seguente approccio graduale che conduce alla dimostrazione di un 
sistema sperimentale, senza tuttavia comprenderla : 
— esame delle altre norme di affidabilità delle reti; tolleranza degli errori basata 
sulla ridondanza, sulla diagnosi dei guasti e sulla riconfigurazione automatica; 
sistemi a prova di guasto; i ritardi di accesso e tempo di trasmissione dei mes­
saggi (possibilità di manutenzione, spazio e costo) ; 
— valutazione dei segnali che andrebbero immessi nella rete in relazione al grado 
di elaborazione precedente; esigenza di correlazioni incrociate; 
— valutazione dei limiti all'impiego delle fibre ottiche posti dall'ambiente di 
lavoro ; 
N. C 250/40 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19. 9. 83 
— costruzione di una rete sperimentale a tre nodi per valutare le prestazioni otte­
nibili utilizzando le infrastrutture sperimentali di comunicazioni esistenti. 
— Sistemi integrati di sorveglianza e controllo basati su microprocessori. 
La definizione delle specifiche dettagliate e costruzione di un sistema sperimentale inte­
grato di sorveglianza del nocciolo saranno precedute da una serie di prove comparative 
e di ottimizzazione per valutare le prestazioni delle diverse tecniche di cui dispone l'uso 
nell'ambito di un sistema integrato, e giustificare il loro inserimento nel sistema. Sarà 
necessario disporre di una serie convenuta di dati sperimentali che simulino lo sviluppo 
del guasto di un'unità. 
Il sistema integrato sperimentale di sorveglianza del nocciolo sfrutterà i risultati forniti 
da tutte le altre attività e dal lavoro in materia di trasmissione delle informazioni sopra 
descritto; esso comprenderà sistemi di formalizzazione e di valutazione dei dati adatti 
ad un reattore veloce. Per approvare il sistema si utilizzeranno segnali sperimentali 
simulati e dati ottenuti da reattori realmente esistenti. Sarebbe forse possibile organiz­
zarsi perchè il sistema sia alimentato con segnali provevienti direttamente da un reat­
tore. 
Contributo della Comunità 
3,00 milioni di ECU. 
2.2. ANALISI DEI TRANSITORI DI UN IMPIANTO (SICUREZZA OPERATIVA) 
(riferimento: punto l.B.2.3 del RAP) 
Obiettivi 
Una precisa conoscenza dei parametri dei transitori e delle loro variazioni nel corso del 
transitorio costituisce un importante prerequisito, tanto per chi voglia studiare la possi­
bilità che un dato transitorio degeneri in un incidente, quanto per chi voglia valutare gli 
effetti del transitorio in questione sulle strutture interessate. Per esempio un'accurata 
valutazione delle variazioni di temperatura in una data zona dell'impianto può servire a 
fornire i dati corretti per valutare quali effetti questo parametro possa produrre sull'inte­
grità strutturale dei componenti in questione. 
Nell'ambito delle limitate risorse assegnate a questo progetto è possibile studiare solo 
alcuni aspetti dell'argomento che è potenzialmente molto vasto considerata la comples­
sità dell'impianto e l'interazione tra tutte le sue componenti, compreso il sistema di con­
trollo. 
L'obiettivo principale è dunque quello di considerare gli aspetti termoidraulici dei transi­
tori di pochi componenti chiave, quali i contenitori di grandi dimensioni, i tubi e gli 
impianti di scambio termico. Attualmente per questi componenti si esamina la distribu­
zione della temperatura e della velocità nel corso di transitori operativi (quali per esem­
pio l'avviamento, l'arresto e le variazioni di carico), in base ad ipotesi che tendono ad 
attribuire a queste strutture a carichi termici inutilmente elevati. È quindi necessario 
migliorare i codici esistenti e convalidarli con risultati sperimentali. 
Si comincerà anche a lavorare per migliorare i codici modulari esistenti che possono 
simulare il comportamento di reattori raffreddati al sodio (tanto a piscina quanto a cir­
cuiti) a seguito di disturbi termoidraulici e di potenza, dedicando particolare attenzione 
ai moduli corrispondenti ai componenti chiave sopra menzionati. 
Attività 
Ricerche sulla termoidraulica nei contenitori di grandi dimensioni, tubazioni e scambia­
tori di calore: 
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N. C 250/41 
— miglioramento e sviluppo dei codici esistenti per la miscelazione e la stratificazione 
nei contenitori di grandi dimensioni nelle tubazioni e nei collettori e loro conva­
lida; 
V 
— inserimento dei modelli relativi ai contenitori nei codici di dinamica degli 
impianti; 
— studi teorici e sperimentali dei problemi di stratificazione termica; 
— miglioramento dei codici modulari esistenti per l'analisi dei transitori. 
Contributo della Comunità 
1,7 milioni di ECU. 
2.3. INTEGRITÀ DEI COMPONENTI E DELLE STRUTTURE (riferimento: punto 
l.B.2.2delRAP) 
Obiettivi 
L'integrità strutturale, tanto in condizioni normali quanto in occasione di guasti, costi­
tuisce un importante elemento della sicurezza dei reattori e deve essere garantita per un 
tempo abbastanza lungo. 
Per quanto riguarda i reattori veloci raffreddati a metallo liquido, i componenti e le 
strutture considerate nella presente proposta sono quelli che sono o possono entrare in 
contatto con il metallo liquido, con i suoi vapori, o con lo strato protettivo di gas inerte. 
La combinazione di basse pressioni di esercizio e di alta conduttività termica del refrige­
rante che caratterizza i reattori veloci fa sì che le loro strutture e componenti abbiano 
spesso pareti sottili e relativamente flessibili, inoltre rispetto ai reattori ad acqua leggera 
s'impiegano molto più spesso gli acciai austenitici e le temperature di esercizio sono più 
elevate. I codici di progettazione e di calcolo e i metodi non distruttivi di ispezione 
devono quindi tener conto dei fenomeni e delle proprietà dei materiali, per cui l'espe­
rienza acquisita con la progettazione e la costruzione ed il funzionamento dei compo­
nenti per reattori ad acqua leggera non è necessariamente sufficiente o utilizzabile. 
Benché gli aspetti riguardanti i materiali e la struttura degli LMFBR siano stati al centro 
di numerose ricerche rimangono da risolvere ancora molti problemi. 
Il gruppo di lavoro, codici e norme, del comitato di coordinamento dei reattori veloci ha 
proceduto a confrontare e valutare sistematicamente norme, codici di progettazione, 
codici di elaborazione, specifiche e dati relativi ai materiali forniti dagli Stati membri e, 
ove possibile, da paesi terzi. Esso ha anche effettuato un'analisi dell'attuale stadio di 
sviluppo dei metodi di prova non distruttivi per le ispezioni durante il funzionamento 
da eseguirsi nei LMFBR della Comunità. I lavori del gruppo hanno progredito suffi­
cientemente per consentire l'identificazione di alcuni programmi sperimentali che 
potrebbero venir realizzati mediante azioni cofinanziate. 
Il gruppo di esperti Cont (carico e risposta del contenimento) del gruppo di lavoro 
«Sicurezza dei reattori veloci» ha esaminato le attività in corso nel campo del comporta­
mento dinamico dei materiali e dei codici strutturali in relazione ad incidenti gravi. 
Va dato risalto al fatto che tutte le attività proposte nell'ambito di questa unità del pro­
gramma riguardano la sperimentazione su campioni e/o strutture modello di ampie 
dimensioni, che possono venir realizzati soltanto negli impianti specializzati di grandi 
dimensioni di cui gli Stati membri dispongono a questo scopo. 
La ricerca proposta rappresenta un importante ampliamento del programma di ricerca 
diretta finanziato dalla Commissione nell'ambito del CCR, che tratta in particolare i 
fenomeni dello scorrimento e dell'interazione fra scorrimento e fatica, la meccanica 
N. C 250/42 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19. 9. 83 
delle fratture, il comportamento dinamico dei materiali e l'analisi strutturale. È previsto 
che gli specialisti del CCR collaborino strettamente con i laboratori nazionali che parte­
cipano a questo programma. 
Gli obiettivi ed i motivi delle attività proposte nel quadro del programma cofinanziato 
1984-1987 sono i seguenti: 
Proprietà dei materiali, analisi strutturale e convalida dei codici 
— Modellizzazione costitutiva nell'ambito delle deformazioni inelastiche 
La progettazione dei rattori veloci richiede un gran numero di analisi inelastiche, il 
cui fine è prevedere il comportamento delle strutture di forma complessa sottoposte 
ad alte temperature e a notevoli carichi ciclici. 
Le basi dei metodi di analisi inelastica risiedono nella descrizione matematica del 
comportamento dei materiali (equazioni costitutive) e nelle loro procedure applica­
tive. Ma le equazioni costitutive pur essendo state studiate in modo approfondito 
non sono state completamente verificate nella prassi di progettazione a causa della 
notevole complessità di comportamento del materiale alle alte temperature. 
— Previsioni di vita utile 
Il comportamento dei componenti alle alte temperature è notevolmente influenzato 
dal loro impiego e dalla distribuzione iniziale delle sollecitazioni. La progettazione 
viene eseguita mediante costosi modelli di calcolo e fornisce risultati che sono 
dipendenti dalla scelta dei dati dei materiali. È molto importante arrivare a cono­
scere con precisione i modi per prevedere la vita utile restante di un componente 
mediante un adeguato programma sperimentale di sorveglianza intermedia dei 
materiali e mediante opportuni calcoli. In questo modo si potrà valutare corretta­
mente i margini di sicurezza dei componenti durante la loro vita operativa. 
L'importanza dei risultati di tali prove su campione o componenti (struttura, pro­
prietà meccaniche, rottura, deformazione, prove non distruttive) nell'ambito di un 
severo programma di sorveglianza durante il funzionamento utile non è stata 
ancora dimostrata ed occorre stabilire e convalidare le relazioni esistenti tra tali 
risultati e le procedure di calcolo. Ciò vale soprattutto per le saldature. 
— Analisi dinamica (soltanto per questo paragrafo vedi punto 1 .B.2.5) 
Nel caso di eventi interni od esterni (quali incidenti al generatore di vapore, inci­
denti al nocciolo, terremoti, ecc.) le componenti del reattore, ed in particolare il 
contenitore, le tubazioni e le strutture di sostegno possono venir sottoposti a forti 
carichi meccanici. Sono già disponibili strumenti di calcolo progrediti, ma occorre 
lavorare ulteriormente per migliorare la descrizione di alcuni aspetti specifici. 
Propagazione dei difetti strutturali 
La propagazione di fratture alle alte temperature è stata oggetto di scarsa attenzione 
rispetto a quella dedicata ai fenomeni strutturali al di sotto dello scorrimento viscoso. 
Nei componenti di un LMFBR che funzionino ad alte temperatura l'allargamento delle 
fratture a causa di meccanismi di scorrimento, eventualmente associato a fatica quando 
il componente è sottoposto a forti carichi ciclici, costituisce un importante fenomeno da 
prendere in considerazione per arrivare ad una progettazione sicura. 
Benché le prove di laboratorio svolgano un ruolo importante nella raccolta di dati sulla 
propagazione delle fratture di un dato componente, esse sono di per se stesse ben lungi 
dall'essere efficienti. Per valutare l'integrità dei componenti occorre applicare questi 
dati ad una struttura di forma più complessa nella quale i sistemi di sollecitazioni diffe­
riscono notevolmente da quelli considerati nelle prove di laboratorio. 
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N. C 250/43 
Attività 
2.3.1. Proprietà dei materiali, analisi strutturale e convalida dei codici 
— Modellizzazione costitutiva nella gamma delle deformazioni inelastiche 
— Miglioramento delle equazioni costitutive sinora sviluppate e loro applica­
zione all'analisi delle strutture dei reattori, tenendo conto delle proprietà fon­
damentali dei materiali e della loro evoluzione causata da fattori di tempo, 
temperatura, carico ed irraggiamento. 
— Convalida dei metodi di analisi così sviluppati mediante prove sperimentali 
per forme e materiali (saldature incluse) con combinazione di carico atte a rap­
presentare le reali condizioni operative dei reattori veloci. 
Queste attività saranno svolte in collaborazione con il CCR, che sta già svolgendo 
ricerche per sviluppare le equazioni costitutive (riguardanti in particolare i materiali 
danneggiati). 
— Previsioni di vita utile 
Come casi di riferimento si propone di prendere ad esempio un componente del 
circuito primario o di quello secondario a base di acciaio inossidabile (per esempio 
un gomito di tubazione sottoposto a grandi sforzi) ed un componente di materiale 
ferritico utilizzato nei generatori di vapore (per esempio sezioni di tubi). 
Su entrambi questi elementi verranno eseguiti i seguenti programmi : 
— prova di scorrimento sui materiali di base e sui materiali saldati dopo prolun­
gate esposizioni al calore; prove di fatica alle temperature di esercizio. 
Queste prove vanno eseguite tanto su un componente rappresentativo per 
forma e dimensioni quanto per il corrispondente campione di un tipico pro­
gramma di sorveglianza della vita utile; 
— determinazione delle caratteristiche di resistenza residua dopo l'azione della 
fatica, dello scorrimento viscoso o dell'esposizione al calore; 
— valutazione della vita utile dei componenti effettuata confrontando i valori 
teorici con quelli sperimentali dedotti da risultati e dagli esperimenti sopra 
menzionati. 
— Analisi dinamica (solo per questo paragrafo vedi punto l.B.2.5) 
— Sviluppo e miglioramento dei codici per la progettazione di contenitori e tuba­
zioni di grandi dimensioni a parete sottile protetti contro i carichi dinamici 
(tenendo particolarmente conto dell'interazione fluido/strutture e dei problemi 
di rimbozzamento). 
— Convalida dei codici sopra indicati mediante esperimenti allo scopo di deter­
minare le conseguenze di eventi dinamici su strutture rappresentative ed i 
limiti delle loro capacità di sopportare un dato carico. 
Negli ultimi anni lo sviluppo di codici che consentano di valutare il comportamento 
delle strutture sotto carico dinamico, anche nel caso in cui si debba tener conto di inte­
razioni fluido-struttura, ha raggiunto uno stadio avanzato. Per poter migliorare i modelli 
relativi ad aspetti specifici (ad esempio l'impatto con il tetto nel corso di un HCDA) la 
modellizzazione delle strutture interne del contenitore e la descrizione dei fenomeni di 
deformazione occorre tuttavia sviluppare ulteriormente i codici e gli esperimenti di con­
valida eseguiti su modelli in scala. 
Mediante il programma Cova e nel quadro di diverse iniziative di collaborazione inter­
nazionale il CCR ha raggiunto una competenza di rilievo in questo campo. Per quanto 
riguarda gli altri settori il CCR svolgerà un ruolo centrale nella definizione degli indi­
rizzi di ricerca, nell'intento di garantire la complementarità delle diverse iniziative. 
2.3.2. Propagazione dei difetti strutturali 
— Influenza delle sollecitazioni residue e termiche nella formazione e nella propaga­
zione di fratture dovute a fatica in condizioni elastoplastiche 
N. C 250/44 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19.9.83 
— Studio delle cause di formazione di una frattura (per esempio rivestimenti di 
saldature, ecc.) e loro classificazione in ordine di importanza 
— Studio e prove sperimentali che provino la resistenza alla fatica dei compo­
nenti e della struttura 
— Crescita delle cricche da fatica 
— Studi e prove sperimentali sulla propagazione delle cricche attraverso le pareti 
delle tubazioni in acciaio austenitico in condizioni realistiche dì carico. Valu­
tazione delle perdite cui tali cricche possono dare origine e della loro impor­
tanza ai fini dell'integrità strutturale delle tubazioni (criterio «leak-before-
break» — la perdita deve essere preceduta da una rottura) 
— Prove su campioni di grandi dimensioni e su modelli di strutture atti a rappresen­
tare le strutture di reattori di grandi dimensioni saldati soggetti alle vicende di 
carico tipiche di un reattore quali 
— Carico biassale, carico combinato biassale e sulla membrana, sollecitazioni 
combinate primarie (meccaniche) e secondarie (termiche, residue), carico 
ciclico. 
Contributo della Comunità 
7,7 milioni di ECU. 
2.4. ASPETTI DI SICUREZZA DELLA TECNOLOGIA DEL SODIO (riferimento: 
punto l.B.2.3 e l.B.2.6 del RAP) 
Obiettivi 
L'obiettivo di questa unità del programma è di esaminare le caratteristiche di sicurezza 
del sodio in quanto refrigerante nell'intento di sfruttare pienamente le sue proprietà di 
buon refrigerante migliorando la modellizzazione del flusso, particolarmente in condi­
zioni di guasto e di migliorare la valutazione delle conseguenze derivanti dalla manipo­
lazione di grandi quantitativi di sodio che potrebbero entrare incidentalmente in con­
tatto con l'aria, l'acqua e il cemento. 
Modellizzazione del flusso del sodio utilizzato per la refrigerazione (punto 1 .B.2.3) 
Esperimenti condotti in LMFBR prototipo tra il 1978 ed il 1980 hanno concentrato 
l'attenzione sulla rimozione del calore per mezzo della convenzione naturale, dando ori­
gine ad un dibattito internazionale sui limiti entro cui tale fenomeno potrebbe venir 
sfruttato. Si ritiene che sia possibile ampliare ulteriormente l'importantissimo margine 
di sicurezza derivante da questo fenomeno grazie a miglioramenti nella modellizzazione 
del flusso, con particolare riguardo alle cavità di larghe dimensioni ed in una unità di 
combustibile bloccata. L'ebollizione in un'unità può rappresentare un importante aiuto 
per avviare i processi di circolazione naturale. Occorrerà verificare sperimentalmente i 
nuovi modelli di flusso. 
Il risultato che si desidera ottenere è un codice valido che possa venir utilizzato per 
disegnare sistemi sicuri per il raffreddamento degli LMFBR. 
È previsto che il Centro comune di ricerca continui i suoi lavori sull'ebollizione nelle 
unità in circostanze atte a rappresentare il funzionamento a piena potenza, e forse 
anche in condizioni di rimozione del calore di decadimento. 
Reazioni del sodio con l'aria, l'acqua ed il cemento (punto 1 .B.2.6) 
Per valutare i rischi associati alla manipolazione di grandi quantità di sodio è necessario 
comprendere quali conseguenze comporti il contatto accidentale del sodio con l'aria, 
l'acqua ed il cemento in un'ampia gamma di circostanze. 
19.9.83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N. C 250/45 
Benché gii incidenti causati dal sodio siano stati esaminati per qualche tempo, manca 
un codice di portata generale che consenta di descrivere in un modo non eccessiva­
mente prudenziale gli incendi degli spruzzi e delle piscine in contenitori di varie dimen­
sioni. Il programma sperimentale che si è allestito ha l'obiettivo di fornire una descri­
zione generalizzata del danno potenziale dovuto ad un incendio causato dalla penetra­
zione del sodio, sotto forma di spruzzo o getto, in uno spazio riempito d'aria. I 
paramentri da prendere in considerazione sono la temperatura ambientale, i dati sulla 
pressione e sulla composizione, la forma del contenitore, il grado di dispersione del 
getto o dello spruzzo di sodio. 
Per quanto riguarda le reazioni sodio/acqua occorre studiare in particolare cosa succede 
quando il sodio penetra in una piscina d'acqua in un ambiente chiuso e pieno d'aria, 
quale ad esempio quello che circonda i generatori di vapore di un LMFBR. Occorre 
avere informazioni circa i limiti e gli effetti tanto delle miscele idrogeno/ossigeno, 
quanto della loro esplosione nell'ambito di miscele di gas sovraccariche di particelle di 
ossido (o di idrossido) di sodio, come pure sull'effetto che la pressione generata dai pro­
dotti di reazione ha sul tasso di reazione sodio/acqua e sul tasso di idrogeno, ed infine 
sull'effetto del variare delle proporzioni globali di sodio/acqua, della geometria dei 
bacini, della forma della zona di reazione e del modello di miscelazione. 
Il risultato che si desidera ottenere è un codice in grado di descrivere questa complessis-
sima sceneggiatura in un modo sufficientemente accurato da consentire di valutare i 
rischi di danni alle strutture e di fuga del sodio. 
Le attività sulle reazioni sodio/cemento servono a consentire di prevedere quale sarà la 
penetrazione delle strutture. Il cemento nudo ed il cemento ricoperto con un rivesti­
mento d'acciaio difettoso saranno studiati sperimentalmente e modellizzati in funzione 
del contenuto d'acqua del cemento, e di varie temperature e pressioni del rivestimento e 
del cemento. 
Le attività descritte in questo capitolo fanno riferimento unicamente al sodio e non a 
miscele sodio-combustibile. La descrizione del comportamento dell'aerosol che si forma 
a seguito di un incendio causato dal sodio figura nell'unità che tratta della migrazione 
dei prodotti di fissione, considerata la sua importanza come flocculente in termini di 
radioattività. 
A ttività 
2.4.1. Modellizzazione del flusso del sodio impiegato come refrigerante (punto 1 .B.2.3) 
— Miglioramento della modellizzazione della convezione naturale e dell'ebollizione 
del sodio in condizioni di spegnimento. Particolare attenzione sarà dedicata a 
descrivere il percorso del calore tra il nocciolo e lo scambiatore di calore interme­
dio, il campo d'escursione termica nella cavità superiore e le prestazioni del pozzo 
di calore esterno e dello scambiatore di calore intermedio. 
— Convalida dei modelli sopra descritti 
— Convalida dei codici utilizzati per descrivere il raffreddamento di unità normali, 
danneggiate e bloccate nelle seguenti condizioni: 
— basso flusso sotto pressione 
— convezione naturale 
in condizioni di spegnimento. 
È previsto che queste attività verranno svolte in stretto coordinamento con i lavori 
del CCR sull'ebollizione del sodio. 
2.4.2. Reazione del sodio con l'aria, l'acqua ed il cemento (punto l.B.2.6) 
— Studio sperimentale e modellizzazione di incendi causati dal sodio e provocati da 
spruzzi o getti di sodio. 
N. C 250/46 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19. 9. 83 
— Studio sperimentale delle reazioni sodio/acqua/aria in un ambiente chiuso, che 
comprendano uno studio dei limiti d'esplodibilità di una miscela idrogeno/ossi­
geno in presenza di una densa miscela di vapore e di «sodio» aerosolizzato. 
— Sviluppo di un modello globale ad una dimensione. 
— Studio sperimentale e modellizzazione delle reazioni che intervengono tra il sodio 
ed il cemento nudo od il cemento ricoperto con un rivestimento d'acciaio difettoso. 
Contributo della Comunità 
3,8 milioni di ECU. 
2.5. ESPERIMENTI IN PILA PER INDAGARE IL COMPORTAMENTO DEL 
COMBUSTIBILE NEL CORSO DEI TRANSITORI ED I FENOMENI SUC­
CESSIVI AD UN GUASTO (riferimento: punti l.B.2.3, l.B.2.4 e RAP) 
Obiettivi 
Comportamento del combustibile nel corso dei transitori 
Per determinare il funzionamento difettoso del combustibile e la successiva evolu­
zione dell'incidente è essenziale conoscere il comportamento del combustibile nel corso 
dei transitori. Mentre esistono numerosi codici che descrivono in modo particolareg­
giato il comportamento del combustibile in condizioni normali di funzionamento, i 
codici che trattano il comportamento del combustibile nel corso dei transitori non 
hanno ancora raggiunto Io stesso livello. Ciò è dovuto soprattutto al fatto che ai fini 
dell'analisi di ipotetici incidenti di disgregazione del nocciolo che hanno rappresentato 
per lungo tempo il principale tema di ricerca, il comportamento del combustibile prima 
del guasto è d'importanza secondaria. Poiché attualmente viene attribuito maggior 
rilievo a valutazioni più realistiche degli incidenti, ai fenomeni che precedono il guasto 
è stato assegnato un grado di priorità più elevato. 
I codici relativi al comportamento del combustibile nel corso dei transitori sinora svi­
luppati sono stati generalmente convalidati utilizzando i risultati di esperimenti con­
dotti in reattori pulsanti quali Cabri o Treat. La maggior parte di questi esperimenti 
simulano transitori piuttosto veloci, corrispondenti a diminuzioni del flusso o incidenti 
di sovrapotenza che provochino il mancato funzionamento degli aghi di combustibile; 
per transitori più lenti è necessario disporre di ulteriori dati sperimentali. È stata fatta la 
proposta di realizzare transitori lenti di sovrapotenza nel reattore HSR di Petten, in cui 
sono stati già condotti esperimenti analoghi con condizioni di diminuzione del flusso. 
L'HFR risulta particolarmente idoneo per transitori di un unico ago con tempi di rad­
doppio della potenza tra uno e dieci secondi ; il reattore ha la possibilità di condizionare 
preventivamente gli aghi in un certo periodo a potenza nominale prima di dare inizio al 
transitorio. 
II circuito necessario per gli esperimenti esiste già; l'ECN di Petten possiede anche le 
infrastrutture necessarie per eseguire gli esami postirraggiamento necessari per questo 
tipo di esperimenti. 
Il gruppo di esperti «codici per incidenti dell'intero nocciolo» (WAC — Whole Core 
Accident) del gruppo di lavoro «sicurezza» dei reattori veloci (SWG — Safety Working 
Group) ha sempre dato risalto all'esigenza di una migliore modellizzazione per gli ele­
menti di combustibile. Il gruppo WAC ha anche raccomandato di sviluppare ulterior­
mente uno dei codici esistenti in materia di comportamento del combustibile con 
l'obiettivo finale di inserirlo nel codice europeo degli incidenti in fase di sviluppo a 
Ispra. 
I primi contatti tra gli Stati membri hanno dimostrato che gli esperimenti previsti 
nell'HFR rivestono un interesse generale. Le discussioni del gruppo di lavoro «sicu­
rezza» dei reattori veloci hanno portato alle stesse conclusioni. 
Fenomeni successivi ai guasti 
Sono previsti due tipi di esperimenti in pila che riguardano rispettivamente una perdita 
del pozzo termico a livelli di potenza corrispondenti al calore di decadimento e ad un 
19. 9. 83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N. C 250/47 
incidente locale di un'unità. Lo scopo principale di questi esperimenti è di indagare i 
fenomeni di riposizionamento del materiale ed il potenziale di raffreddamento in sito 
dei detriti. 
a) Perdita del pozzo termico 
Recenti studi sui rischi hanno dimostrato che non si può escludere completamente 
una perdita dal pozzo termico dopo lo spegnimento del reattore : si possono infatti 
immaginare situazioni quali lo spegnimento in condizioni di sicurezza a seguito di 
un terremoto, quando la perdita del pozzo termico può essere dell'ordine di 10-Va. 
Si propone di eseguire un esperimento per indagare il comportamento del nocciolo 
in queste circostanze, con particolare riguardo al riposizionamento del materiale ed 
al compattamento del combustibile. 
b) Incidente locale di un'unità 
Durante un incidente locale di un'unità i movimenti dei materiali e le loro intera­
zioni determinano il potenziale di propagazione alle unità adiacenti. La propaga­
zione può essere causata dal carico meccanico dalla scatola esagonale per un 
aumento della pressione a seguito dell'interazione combustibile fuso/refrigerante 
oppure dall'attacco termico. Quest'ultimo dipende da numerosi fenomeni quali 
l'isolamento della parete della scatola a causa del combustibile sodificato e le 
capacità di raffreddamento della fase di combustibile danneggiato. Gli esperimenti 
proposti hanno lo scopo di indagare la fusione degli elementi di combustibile, gli 
eventuali blocchi ed il comportamento della piscina fusa. 
Attività 
2.5.1. Comportamento del combustibile nel corso dei transitori (punto 1 .B.2.3) 
Nel corso di un periodo di due anni si prevede di: 
1. definire un programma di prove dettagliato da eseguire nell'HFR che corrisponda 
il più possibile alle esigenze degli Stati membri che svolgono un programma di svi­
luppo dei reattori veloci e 
2. eseguire una prima serie di esperimenti. 
I risultati della fase preparatoria del programma e la prima serie di risultati sperimentali 
dovrebbero fornire la base per una decisione riguardante un programma più ampio di 
irraggiamento che potrebbe venire eseguito nel corso degli anni successivi. 
2.5.2. Fenomeni successivi ai guasti (punto l.B.2.4) 
a) Perdita del pozzo termico 
Si prevede di simulare un incidente di perdita dal pozzo termico su un grappolo di 
37 aghi partendo da una diminuzione del flusso di refrigerante fino alla fusione 
lenta degli elementi di combustibile. Il riposizionamento della guaina ed il compat­
tamento del combustibile sono i fenomeni più interessanti durante la fase di 
fusione. 
Studi preliminari hanno dimostrato che il reattore BR2 del CEN di Mol si presta 
bene a tali esperimenti. Con lo stesso reattore sono già stati eseguiti con successo 
esperimenti di blocco locale (esperimenti Mol 7C). 
b) Incidenti locali di un'unità 
Sono previste due serie di esperimenti, da eseguirsi una nel BR 2, e l'altra nel reat­
tore Scarabée. 
Negli esperimenti condotti con il reattore BR 2 si indagherà la intera sequenza tem­
porale di un incidente locale, incominciando con la formazione di un blocco locale 
e proseguendo con la fusione di un'unità, la formazione di una piscina fusa e 
l'eventuale propagazione termica alle unità adiacenti. Oltre a dati fenomenologici 
N.C 250/48 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19.9.83 
la simulazione dell'intera sequenza temporale di un incidente dovrebbe fornire 
anche informazioni circa l'evoluzione degli incidenti che risulteranno importanti 
per valutare le capacità di rilevamento di un guasto locale. Sono previsti esperi­
menti con un solo fascio di aghi di combustibile e con due sezioni di due fasci. 
Nell'ambito del programma riguardante Scarabée, che si limita a studiare il com­
portamento della piscina fusa ed il suo potenziale di raffreddamento, sono proposti 
esperimenti analoghi. Il vantaggio degli esperimenti riguardanti un unico feno­
meno è che danno la possibilità di variare con maggiore facilità alcuni parametri 
specifici (per esempio l'UO:, l'acciaio inossidabile, le percentuali di prodotti di fis­
sione) e consentono di utilizzare una strumentazione più sofisticata. Di conse­
guenza queste due serie di esperimenti (BR 2 e Scarabée) risultano complementari. 
Tenuto conto del fatto che : 
— la piena esecuzione degli esperimenti proposti esigerebbe fondi abbastanza ingenti, 
— gli studi di fattibilità tecnica non sono ancora completi per tutti gli esperimenti 
(BR 2, ed in parte Scarabée), si propone di procedere ad una fase preparatoria di 
due anni, nel corso della quale saranno ulteriormente discussi i particolari degli 
esperimenti in collaborazione con gli esperti nazionali. Ove del caso saranno ese­
guiti ulteriori studi di fattibilità. 
Nel corso di questo periodo il programma prevede che vengano eseguiti due esperi­
menti nel reattore Scarabée ed una prima serie di esperimenti nel reattore HFR. 
Sulla base di ulteriori lavori di preparazione entro la fine del 1985 sarà presa una deci­
sione riguardante un altro esperimento in Scarabée e la continuazione del programma 
relativo all'HFR ed al BR 2 
Contributo della Comunità 
4.8 milioni di ECU. 
2.6. MIGRAZIONE DEI PRODOTTI DI FISSIONE (riferimento punto l.B.2.6 del 
RAP) 
Obiettivi 
Questa unità del programma tratta la descrizione della ridistribuzione dei materiali 
radioattivi in seguito a gravi incidenti, la valutazione del contenimento e la definizione 
dei parametri relativi alle sorgenti necessari per i codici di calcolo dei danni all'esterno 
della centrale. Anche se l'efficacia delle strutture di contenimento viene raramente 
messa in dubbio, per l'analisi dei rischi occorrono parametri realistici per le sorgenti di 
radiazioni. Analogamente, per progettare le strutture di contenimento ed i sistemi per il 
controllo dopo gli incidenti occorrono modelli realistici di distribuzione interna. 
Realismo significa evitare calcoli eccessivamente prudenziali e tener conto di fenomeni 
intrinsecamente atti ad alleviare le conseguenze di un incidente, quali la riduzione del 
potenziale chimico associata alla formazione di composti, l'adsorbimento e la solu­
zione, e la perdita di mobilità associata alla condensazione ed all'agglomerazione degli 
aerosoli. Per arrivare a valutazioni realistiche occorre anche disporre di dati realistici 
ottenuti da altre unità del programma o da altre fonti, relativi alle temperature ed alla 
descrizione di come e quando le barriere previste per i prodotti di fissione cedono il 
sovraccarico. D'altro canto, il desiderio di impostare in un modo più meccanicistico 
l'analisi delle conseguenze di un incidente non andrebbe confuso con l'esigenza di una 
grande precisione. Il rischio che la struttura di contenimento sia compromessa deve 
rimanere un'eventualità remota. 
Nel 1978 il gruppo di lavoro «sicurezza» ed il grupo di lavoro «contenimento» hanno 
esaminato i problemi connessi alla migrazione dei prodotti di fissione ed al conteni­
mento, commissionando studi per definire ulteriormente il loro programma di lavoro. 
19. 9. 83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N. C 250/49 
Il fatto che si dia importanza al valore dei ritardi anche minimi fra la sollecitazione del 
contenimento ed il guasto seccessivo deriva dagli studi suddetti. Per disporre di nuovi 
elementi in base ai quali selezionare le attività cui dedicarsi è previsto uno studio pilota 
sull'importanza delle interazioni chimiche tra i prodotti di fissione e gli altri materiali 
presenti nel LMFBR. 
L'obiettivo cui si mira è quello di utilizzare nel modo più costruttivo la base tecnologica 
sviluppata con lo studio dei reattori termici: anche se il programma LMFBR mette 
necessariamente in risalto le attività derivanti dalla presenza del sodio in funzione di 
refrigeranti e dell'ossido di sodio in quanto vettore di prodotti di fissione nel conteni­
mento secondario, il valore dei parametri termochimici fondamentali, le applicazioni e 
l'analisi della composizione di fase e lo studio degli aspetti più fondamentali della 
fisica degli aerosoli sono aspetti comuni alle due tecnologie. 
L'obiettivo di questo programma è di arrivare ad uno o più codici che descrivano la 
distribuzione orizzontale della radioattività in seguito ad un grave incidente e ad una 
valida serie di dati e di parametri relativi alle sorgenti di radiazioni da utilizzare per 
l'analisi delle conseguenze prodotte da un incidente all'esterno della centrale. 
Attività 
— Definizione di una serie unificata di dati termodinamici relativi ai materiali pre­
senti nel reattore dopo la fusione del nocciolo di LMFBR nel corso di una HCDA; 
tali dati serviranno per il calcolo dei tassi di rilascio dei prodotti di fissione e per 
l'analisi dei problemi di compatibilità tra massa fusa e strutture di contenimento. 
In questa attività rientreranno analisi teoriche, verifiche sperimentali dei dia­
grammi di fase e dei tassi di vaporizzazione calcolati per prodotti significativi sotto 
il profilo radiologico, ad esempio contenenti plutonio, attinidi superiori, iodio, 
cesio, rutenio. 
Per descrivere le reazioni che intervengono tra la massa del nocciolo fuso ed il 
cemento occorrono inoltre i relativi tassi di reazione. 
I lavori speimentali per ottenere i dati sull'equilibrio forniranno informazioni 
riguardanti la cinetica di determinati materiali. È stato tuttavia previsto di valutare 
i dati esistenti sulle reazioni uranio/cemento e di svolgere ulteriori esperimenti con 
miscele di diversi isotopi di uranio e plutonio oltreché, nella misura del necessario, 
miscele più complesse. 
— Distribuzione della radioattività nel circuito primario di un LMFBR nel corso di un 
grave incidente al nocciolo e nel periodo successivo. 
Questa ricerca tratta la ripartizione dell'attività tra il combustibile, il materiale fuso 
(sodio incluso) e le fasi gasose, rappresentate per esempio da bolle o dal gas inerte 
di copertura. 
Si desidera ottenere un modello che descriva il tasso di fuoriuscita della radioatti­
vità dal circuito primario attraverso eventuali perdite di qualunque genere (per 
esempio nella spessa e piuttosto complessa struttura superiore). Poiché talune per­
dite possono seguire percorsi lunghi, potrà essere necessario tener conto della ripar­
tizione dei prodotti radioattivi nell'ambito di una perdita. 
I modelli esistenti verrano ulteriormente sviluppati man mano che saranno dispo­
nibili nuovi dati sperimentali. I codici da convalidare per gli aerosoli (vedi para­
grafo seguente) dovranno venire adattati per poter descrivere sistemi con confini 
mobili nelle bolle. Saranno avviati lavori sperimentali sul passaggio di prodotti 
radioattivi dalle bolle calde al sodio, dopo che una rassegna dei lavori in corso avrà 
garantito il coordinamento tra le attività dei diversi Stati membri. 
— Distribuzione della radioattività nel contenimento secondario. 
I lavori si concentreranno sugli aerosoli, dato che questi rappresentano i principali 
vettori di radioattività, e sulla stima dei cambiamenti di temperatura e pressione nel 
corso degli incidenti. 
N. C 250/50 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee 19. 9. 83 
Per potere arrivare ad una stima più precisa di tali cambiamenti occorre far pro­
gressi nella modellizzazione degli incendi provocati dal sodio (trattati nella parte 
«Aspetti di sicurezza della tecnologia del sodio») e del successivo trasferimento di 
calore ai pozzi termici disponibili. 
Nel quadro dell'unità del programma summenzionata è prevista una verifica speri­
mentale della cinetica degli incendi provocati dal sodio. I dati forniti da alcuni di 
questi esperimenti consentiranno di verificare i codici per gli aerosoli già in corso 
di sviluppo negli Stati membri. 
Si prevede che la futura evoluzione dei codici per gli aerosoli comprenda: 
— moduli per descrivere aerosoli molto densi; 
— l'attenuazione nei percorsi di fuga; 
— la verifica delle equazioni fondamentali usate per descrivere l'agglomerazione, 
la sedimentazione e la forma delle particelle; 
— ulteriori verifiche sperimentali della correttezza dei modelli che descrivono le 
modifiche nella composizione di un aerosol conseguenti a modifiche della 
composizione delle fonti ; tali verifiche potranno risultare necessarie dopo che 
sarà stato possibile rivedere i recenti lavori. 
I codici per gli aerosoli degli LMFBR presentano molte caratteristiche in comune 
con quelli utilizzati per l'analisi degli incidenti degli LWR. 
— Valutazione del contenimento degli LMFBR. 
Questa attività combina i risultati di quelle precedenti con descrizioni delle strut­
ture di contenimento, delle chiusure, dei materiali e dei sistemi di depurazione 
dell'aria, così da fornire i paramenti! delle sorgenti di radiazioni necessari per valu­
tare i danni all'esterno della centrale. 
I casi da prendere in considerazione comprenderanno il cedimento dei sistemi di 
contenimento e, ove del caso, delle strutture. 
Contributo della Comunità 
2,9 milioni di ECU. 
2.7. MOVIMENTI ED INTERAZIONI DEL MATERIALE FUSO (riferimento punto 
l.B.2.4delRAP) 
Obiettivi 
Nel caso di incidenti di un LMFBR che provochino gravi danni alle barre di combusti­
bile, i movimenti del materiale fuso e le sue interazioni con il refrigerante e le strutture 
hanno una notevole influenza sulla successiva evoluzione dell'incidente. Se per esem­
pio quantità sufficienti di combustibile fuso vengono espulse dalla zona del nocciolo 
nel corso di un incidente grave, questo fatto può far scendere a zero l'energia generata 
dal reattore prima che l'incidente coinvolga altre parti del nocciolo. D'altro canto, se in 
zone del nocciolo dotate di un più elevato valore della reattività penetrano materiali fis-
sibili l'energia generata dal reattore può aumentare raggiungendo livelli tali da coinvol­
gere l'intero nocciolo e produrne eventualmente la disintegrazione. È opportuno rile­
vare che questi casi si basano sull'ipotesi che i sistemi di spegnimento non intervengano, 
e quindi hanno un grado molto basso di probabilità. 
Da quanto detto risulta evidente che in tutte le fasi di un incidente che comportino 
gravi danni al combustibile occorre tener conto dei movimenti del materiale. Conside­
rato il gran numero e la relativa complessità dei fenomeni in gioco, i modelli matematici 
dovranno essere piuttosto sofisticati. Tra i fenomeni da prendere in considerazione 
19. 9. 83 Gazzetta ufficiale delle Comunità europee N. C 250/51 
hanno particolare importanza l'energia, la massa e lo scambio inerziale tra i diversi 
componenti (acciaio, combustibile, refrigerante, prodotti di fissione) e fasi (solida, 
liquida, gasosa). Tali fattori influenzano per esempio la trasformazione dell'energia 
meccanica in energia termica, che a sua volta determina il carico ed il possibile cedi­
mento delle strutture del nocciolo e del contenimento. Un'altra possibile causa di cedi­
mento delle strutture del nocciolo è il fatto che esse vengano attaccate dal materiale 
fuso. 
Nel corso delle fasi iniziali di un incidente fenomeni quali il congelamento del mate­
riale sfuso svolgono un ruolo importante perché a causa della formazione di blocchi 
può arrestarsi o ridursi l'eiezione di combustibile dal nocciolo nella vasca. 
Benché negli Stati membri e negli Stati Uniti si dedichi un grande impegno all'elabora­
zione di modelli dei movimenti e delle interazioni del materiale fuso, i risultati sinora 
ottenuti non sono ancora pienamente soddisfacenti dal punto di vista di una descri­
zione realistica. In genere vengono fatte ipotesi prudenziali, da cui risultano fortissimi 
rilasci di energia meccanica nel corso di incidenti del tipo perdita di flusso o transitorio 
di sovrappotenza. Questi fortissimi rilasci di energia vengono attualmente considerati 
fisicamente impossibili. 
Una descrizione più realistica di questi fenomeni, che costituisce l'obiettivo principale 
per le ricerche proposte, dovrebbe fornire gli argomenti che consentano di eliminare 
questo eccesso di prudenza. 
Oltre a fornire un contributo diretto alle ricerche in questo settore, un'azione comunita­
ria dovrebbe anche contribuire a rendere più agili le attività in corso ed a stimolare lo 
scambio di informazioni fra tutti i paesi attivi in questo settore. 
Una valida base per un'azione comunitaria di più ampia portata è fornita dalle attività 
in corso nel CCR e da quelle per il prossimo programma pluriennale sullo sviluppo 
dell'EAC, sul miglioramento e la convalida del codice Simmer; del FCI, sui fenomeni 
di intasamento e congelamento, sulla rimozione del calore dopo un incidente. 
I gruppi di esperti WAC (Whole Core Accident Code) e CONT (Containment Loading 
and Response) del gruppo di lavoro «sicurezza» (SWG — Safety Working Group) reat­
tori veloci hanno seguito da vicino i programmi in corso nel settore descritto, ed hanno 
presentato proposte per attività future. 
Attività 
— Definizione di una serie unificata di dati termofisici e termomeccanici riguardanti 
materiali importanti per l'analisi degli incidenti gravi. 
— Sviluppo e convalida di codici atti a trattare fenomeni a più fasi e più componenti. 
— Indagine sperimentale di problemi specifici riguardanti il materiale fuso quali ad 
esempio l'eiezione dal nocciolo e l'interazione con le strutture. 
Contributo della Comunità 
6 milioni di ECU.