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Un nuovo paradigma per lo studio della sicurezza degli impianti nucleari - Carlo Rusconi -

Ogni nuova tecnologia impone ai soggetti responsabili della sua introduzione e della sua diffusione un serio e approfondito esame delle implicazioni che sono ad essa associate in termini di salute pubblica e di tutela dell’ambiente.

Di qui l’esigenza di sviluppare e perfezionare modelli e metodi adatti a rappresentare e valutare i rischi che possono scaturire dalla realizzazione di progetti caratterizzati da una crescente complessità concettuale.

Ciò diviene possibile solo attraverso l’adozione di un approccio evolutivo all’analisi di sicurezza che si traduce nell’approfondimento continuo delle metodologie esistenti o, in alcuni casi, nella proposta di metodologie innovative per lo studio dell’affidabilità dei sistemi e della loro risposta a eventi potenzialmente in grado di dar luogo a sequenze potenzialmente pericolose.

Tale istanza è particolarmente sentita in ambito industriale e, ancor di più, nel settore degli impianti nucleari.

Ciò ha condotto alla nascita e alla successiva affermazione della cosiddetta “Probabilistic Safety Assessment” (PSA) la quale, applicando tecniche e metodiche basate sulla Teoria delle Probabilità, consente di stimare parametri di fondamentale importanza per l’esercizio degli impianti quali l’affidabilità e la disponibilità dei sistemi di sicurezza.

La Valutazione Probabilistica di Sicurezza, in inglese “Probabilistic Safety Assessment”, è quell’insieme di metodi, modelli fisico-matematici e tecniche di simulazione che consentono, sulla base di dati affidabilistici e di equazioni rappresentative del sistema,  di stimare la probabilità che un sistema possa andare incontro a fenomeni incidentali in grado di inficiarne la stessa sopravvivenza.

Il fattore umano ricopre un ruolo fondamentale nella sicurezza dei sistemi tecnologici e degli impianti industriali, essendo implicato dallo stadio della progettazione, costruzione, gestione, conduzione e, in particolare, durante l’esercizio dell’impianto stesso.

E’ ormai, infatti, ampiamente riconosciuto che l’errore umano è all’origine di gran parte degli incidenti rilevanti in impianti e sistemi industriali, o ne costituisce la con-causa prevalente.
L’evento scatenante può essere di lieve entità, deliberato o accidentale, generalmente connesso con azioni routinarie o di scarso rilievo.

D’altro canto, nel caso di un evento incidentale originato da fattori diversi da quello umano, la possibilità di controllare fin dai primi istanti la sua evoluzione, dipende in maniera critica dalla capacità dell’operatore di reagire in modo pronto ed appropriato.

Inoltre, l’operatore deve essere in grado di padroneggiare eventuali deviazioni o anomalie durante le normali operazioni che possono minare la disponibilità o l’integrità delle apparecchiature e dei sistemi di controllo previsti per la sicurezza dell’impianto. Inoltre, sempre per errore, un operatore può escludere dal sistema alcune protezioni e/o ridondanze con conseguente riduzione della capacità di controllo della sequenza incidentale.

Una tale situazione comporta generalmente un rapido aggravarsi degli eventi avversi con aumento del rischio di un’amplificazione  delle dimensioni e delle conseguenze dell’incidente stesso.
Migliorare la sicurezza, e quindi ridurre gli eventi indesiderati, richiede la progettazione delle attrezzature, dei processi, delle procedure e degli ambienti di lavoro in modo che siano compatibili con le possibilità e le limitazioni fisico-cognitive degli esseri umani.

È importante comprendere fino in fondo tutti gli aspetti che influenzano la prestazione dell’operatore attraverso la definizione appropriata del contesto operativo tenendo conto delle incertezze che sono alla base di tutte le considerazioni basate su meccanismi causa-effetto.

Per questo motivo, risulta estremamente importante studiare una procedura per la stima dell’errore umano con riferimento alla figura professionale di operatore addetto alla sicurezza e controllo degli impianti industriali al fine di ottenere una stima della probabilità che questi non svolga correttamente la funzione di sicurezza per la quale è prevista la sua presenza e supervisione, corredata della relativa incertezza.

Tale probabilità può così essere inserita all’interno delle più generali metodologie di stima della probabilità di incidente (Albero degli Eventi – Albero dei Guasti).
Nel settore nucleare, la consapevolezza dell’importanza di prevenire le conseguenze derivanti da azioni errate compiute dagli operatori ha indotto i progettisti degli impianti a dotare questi ultimi di sistemi di sicurezza passivi il cui funzionamento è basato su principi fisici che, in presenza di un possibile evento iniziatore, pongono il reattore in condizioni di sicurezza.

Ciò si traduce nel fatto che, oltre a poter contrastare gli errori di omissione legati al ritardo o, addirittura, alla mancanza dell’intervento dell’operatore qualora si verifichino delle anomalie nel corso dell’esercizio, la progettazione dei moderni impianti è volta a prevenire anche eventuali errori di commissione legati ad esempio a un’errata sequenza di intervento nel corso delle operazioni.

Un ulteriore sviluppo della sicurezza degli impianti nucleari è rappresentato dall’adozione del criterio della cosiddetta “sicurezza intrinseca”, ossia nella “safety by design”.
Ciò significa che l’intero sistema, e non solo i sottosistemi con funzioni di sicurezza, è in grado di reagire -sulla base di leggi fisiche ineludibili- a eventuali deviazioni dalle condizioni operative previste garantendo in tal modo il mantenimento di una configurazione sicura.

Alla luce di queste considerazioni, appare in tutta la sua importanza la scelta delle metodologie previsionali per l’analisi di sicurezza e, in particolare, per lo studio dell’affidabilità umana allo scopo di valutare tutti i potenziali eventi indesiderati riconducibili al fattore umano e prevenirne le conseguenze individuando il grado di robustezza del sistema, inteso quale capacità di reagire a fluttuazioni delle variabili di processo e di controllo e analizzando le interazioni non lineari tra componenti e operatori.

Quale esempio di metodologia evolutiva per lo studio dell’affidabilità umana, si può citare CREAM, sviluppata nel 1998 da Hollnagel per analizzare e quantificare l’errore umano.
Essa è una metodologia innovativa (come, ad es., ATHEANA sviluppata negli USA in maniera specifica per il settore nucleare) poiché è incentrata sulla valutazione dell’effetto che ha il contesto sulla probabilità di  errore umano piuttosto che sui comportamenti dell’operatore, come avveniva nelle metodologie precedenti.

Nel metodo CREAM la condizione che induce l’errore è descritta in termini del grado di controllo che un operatore o una squadra di lavoro hanno rispetto alla situazione.
Secondo i principi dell’ingegneria dei sistemi cognitivi, la prestazione umana è l’esito dell’uso mirato della competenza adattato alle specifiche condizioni di lavoro piuttosto che di sequenze predeterminate di risposta a dati eventi.

Infine, uno degli aspetti più interessanti della PSA è la possibilità, che essa offre, di analizzare i near accidents quali precursori della catena incidentale e indicatori di incongruenze nella pianificazione o nelle strategie operative consentendo, attraverso uno studio rigoroso ed esaustivo, di individuare agevolmente i criteri di progettazione e i sistemi di sicurezza più adatti a prevenire il verificarsi di qualsiasi fenomeno incidentale.