la sicurezza nucleare e gli impianti di nuova ... · la sicurezza nucleare e gli impianti di nuova...
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La sicurezza nucleare e gli impianti di nuova generazioneLa sicurezza nucleare e gli impianti di nuova generazionegli impianti di nuova generazionegli impianti di nuova generazioneProf. Marco RicottiPolitecnico di MilanoDip. di Energia, CeSNEF-Ingegneria Nucleare
Pavia, 16 novembre 2011Pavia, 16 novembre 2011
SICUREZZA NEGLI IMPIANTI SICUREZZA NEGLI IMPIANTI NUCLEARINUCLEARI
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SICUREZZA NUCLEARESICUREZZA NUCLEARE
problema principale: rilascio di prodotti radioattivi
sicurezza della popolazionepopolazione sicurezza dell’impiantoimpianto($)sicurezza del personalepersonalesicurezza del personalepersonale
incidenza dell’impianto difficoltà riparazione/p psul costo kWh (costo sostituzione per componenti e costo attivazione mancata produzione) componenti
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3UNICITAUNICITA’’ DI UN REATTORE NUCLEAREDI UN REATTORE NUCLEARE
Un reattore nucleare: Sistemi di sicurezza:Un reattore nucleare:
1 Può aumentare la propria
Sistemi di sicurezza:
Barre di Arresto Rapido1. Può aumentare la propria potenza
• Barre di Arresto Rapido(SCRAM)
1. Anche se spento, produce energia termica
• Sistema di Raffreddamento di produce energia termica
1 Può sviluppare reazioni
Emergenza
B i t i di Id1. Può sviluppare reazioni chimiche e generare idrogeno
• Bruciatori di Idrogeno; ricombinatori catalitici; inertizzazione
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idrogeno inertizzazione
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SICUREZZA NEGLI IMPIANTI SICUREZZA NEGLI IMPIANTI NUCLEARINUCLEARI
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Fenomeni (tipici dellFenomeni (tipici dell’’impianto impianto Nucleare) che aggravano Nucleare) che aggravano ll’’incidenteincidente:
1. Potenza di decadimento1. Potenza di decadimento• decad.prodotti fissione ∝
potenza funzionamento ttreattore
• 2.0060 −×= tW
006.0 ×= t
W
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5DECAY POWERDECAY POWERin (%) of nominal power after shut down (s)in (%) of nominal power after shut down (s)
7.0%
5 0%
6.0%
4.0%
5.0%
y po
wer 1 h
1 h 1 d1 d
1 w1 w
1 m1 m
4 m4 m
2.0%
3.0%
deca
y
dayday
week
week
month
month
months
months
0 0%
1.0%
0.0%1.E+00 1.E+01 1.E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05 1.E+06 1.E+07
seconds
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SICUREZZA NEGLI IMPIANTI SICUREZZA NEGLI IMPIANTI NUCLEARINUCLEARI
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Fenomeni (tipici dellFenomeni (tipici dell’’impianto Nucleare) impianto Nucleare) che aggravano lche aggravano l’’incidenteincidente
Accumulo di energia nel combustibile:l t di t ib i• normalmente distribuzione
parabolica di temp.• se mancato raffreddamento,
riequilibrio distrib. temp.• (da 300°C a 800°C anche senza
potenza decadimento!)potenza decadimento!)
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SICUREZZA NEGLI IMPIANTI SICUREZZA NEGLI IMPIANTI NUCLEARINUCLEARI
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Fenomeni (tipici dellFenomeni (tipici dell’’impianto Nucleare) che aggravano limpianto Nucleare) che aggravano l’’incidenteincidente:
1. Potenza di decadimento2. Dinamica del Reattore - controreazioni e sovracriticità:
t i t ll t d ll t d tt ff tt di• aumento incontrollato della potenza prodotta per effetto di un coeffic. moltiplicazione k>1
• incidente a organi di controllo, retroazioni fisiche del greattore
• aggravato da reazioni esotermiche (es. Zr-H2O oltre 1200 K)
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8““Safety drivenSafety driven”” EvolutionEvolution
KRBDresden 1
Oyster CreekDresden 2Dresden 2
ABWR
ESBWRSBWR
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ESBWR
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9““Safety drivenSafety driven”” EvolutionEvolution
DRY
ESBWR
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ESBWR
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10NOTA SULLA SICUREZZA (nucleare e non)NOTA SULLA SICUREZZA (nucleare e non)Frequenza attesa incidente letale, annualeFrequenza attesa incidente letale, annuale
2.0E-04
1 5E-041.5E-04
1.0E-04
5.0E-05
1.0E-08auto casa fulmine nucleare
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11““RISCHIO REALERISCHIO REALE”” E E ““RISCHIO RISCHIO PERCEPITOPERCEPITO””Gli incidenti in Europa, unGli incidenti in Europa, un’’epidemia silenziosaepidemia silenziosa
Uccidono centinaia di migliaia di persone e ne invalidano milioni. Gli incidenti rappresentano una delle più grandi problematiche di saluteincidenti rappresentano una delle più grandi problematiche di salute pubblica nell’Unione Europea. Ogni due minuti qualcuno muore a causa di un incidente e altre 228 persone restano infortunate. Con 250 mila decessi all’anno, gli incidenti rappresentano la quarta principale gli incidenti rappresentano la quarta principale causa di morte dopo malattie cardiovascolari cancro e malattiecausa di morte dopo malattie cardiovascolari cancro e malattiecausa di morte, dopo malattie cardiovascolari, cancro e malattie causa di morte, dopo malattie cardiovascolari, cancro e malattie respiratorierespiratorie. Ben 60 milioni di persone, più dell’intera popolazione italiana, ricevono ogni anno cure mediche per colpa di questi infortuni.
ùùI posti più rischiosiI posti più rischiosiSono i posti che generalmente consideriamo più sicuri a diventare trappole in cui si può perdere la vita. I cittadini europei rischiano più di restare infortunati a casa, a scuola, nelle attività ricreative e sportiverestare infortunati a casa, a scuola, nelle attività ricreative e sportive che in qualunque altra circostanza. Secondo il rapporto, poco più del 20% di tutti gli incidenti avviene su strada o sul posto di lavoro. Gli Gli incidenti domestici uccidono il doppio di quelli stradali e dieci volte incidenti domestici uccidono il doppio di quelli stradali e dieci volte di più degli incidenti sul posto di lavorodi più degli incidenti sul posto di lavoro Il problema riguarda da vicinodi più degli incidenti sul posto di lavorodi più degli incidenti sul posto di lavoro. Il problema riguarda da vicino soprattutto i bambini e gli anziani che trascorrono molto tempo a casa. Bagni, scale e cucine sono le stanze meno sicure. Secondo le previsioni, nel futuro la situazione peggiorerà a causa dell’innalzamento dell’età demografica
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demografica.ISTITUTO SUPERIORE DI SANITAISTITUTO SUPERIORE DI SANITA’’Centro Nazionale di Epidemiologia, Sorveglianza e Promozione della Salute Centro Nazionale di Epidemiologia, Sorveglianza e Promozione della Salute
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12Washington PostWashington Postapril 2, 2011april 2, 2011
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13Elementi base della sicurezza nucleareElementi base della sicurezza nucleare
CONTROL - COOL - CONTAIN
La sicurezza nucleare richiede che, in ogni condizione di esercizio, siano soddisfatte tre
condizioni basilari:
Controllo della reazione Contenimento dei prodotti di
fissione
Raffreddamento del
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combustibile
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14SICUREZZA NUCLEARE: SICUREZZA NUCLEARE: ““difesa in difesa in profonditàprofondità”” o barriera multiplao barriera multipla
Barriera GeologicaBarriera Geologica
Barriere TecnicheBarriere Tecniche--GestioneGestionecombustibilecombustibile
i b tibili b tibilguaina combustibileguaina combustibilesistemi di sicurezzasistemi di sicurezzacontenitorecontenitorepiani di emergenzapiani di emergenzapiani di emergenzapiani di emergenza
Sorgente del Sorgente del pericolopericolopp
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15NUCLEAR SAFETY BASICSNUCLEAR SAFETY BASICS
BASICBASIC Finalità Finalità specificaspecifica caratteristicacaratteristica problemiproblemi Finalità Finalità
complessivacomplessivaspecificaspecifica complessivacomplessiva
DESIGN DESIGN CHOICESCHOICES
Maggior sicurezza intrinseca
Riguarda tutta la concezione del reattore
Non è possibile una sicurezza Non è possibile una sicurezza intrinseca assolutaintrinseca assoluta
Prevenzione
QUALITYQUALITYRidurre la probabilità di guasti
Procedure apposite: Garanzia Qualità
Evitare il burocratismoEvitare il burocratismo Prevenzione
Ridurre le Indipendenza da ••Affidabilità, ridondanzaAffidabilità, ridondanza Protezione,PROTECTION PROTECTION
SYSTEMSYSTEMconseguenze dei guasti
psistema di processo
••AttivoAttivo--passivopassivo••ProvabilitàProvabilità••LimitazLimitaz. . FunzionFunzion. Operativo. Operativo
Mitigazione
Ridurre Personalizza il ••Disporre dati storiciDisporre dati storici Prevenzione
SITESITE
Ridurre probabilità Econseguenze guasti
Personalizza il progetto
pp••Esami geotettoniciEsami geotettonici••VariabVariab. Stagionale . Stagionale popolazpopolaz..••Altre esigenze non di Altre esigenze non di sicurezzasicurezza
Prevenzione,Mitigazione
SAFETY SAFETY AUTHORITYAUTHORITY
Controllo indipendente
Garanzia sociale ••Eccesso di prudenza in caso Eccesso di prudenza in caso di “ignoranza”di “ignoranza”••Non considerazione danno Non considerazione danno economicoeconomico
(Prevenzione)
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SICUREZZA NEGLI IMPIANTI SICUREZZA NEGLI IMPIANTI NUCLEARINUCLEARI
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Tipologie di IncidentiTipologie di Incidenti:
1. Reattività (RIA):• Rod ejection, mid-loop operation, …
2 M t R ff dd t (LOFA)2. Mancato Raffreddamento (LOFA):• Pump trip, ostruzioni di canale, …
3. Rottura barriera a pressione (LOCA):3. Rottura barriera a pressione (LOCA):• Large – medium – small breaks, …
4. Movimentazione combustibile (FA):• Fessurazione e rilascio, …
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18Generation III ReactorsGeneration III Reactors
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19III GenerazioneIII Generazione –– EPREPR
Scelte di strategia: massimo sfruttamento economia di scalamassimo sfruttamento economia di scala, sicurezza attiva fortemente ridondata (4×100%),incidenti severi trattati “ex-vessel” (core catcher)
4 loopDoppio contenitore cemento armatoDoppio contenitore cemento armatoSistemi sicurezza attivi in 4 edifici separati attorno al reattoreCapacità 50% combustibile MOX (riciclo U, Pu)Miglior sfruttamento combustibile (60 GWd/tU)60 anni vitaT t i (di hi t ) 54 iTempo costruzione (dichiarato): 54 mesiCore Damage Frequency (CDF) = 5.8×10-7 (internal events) (richiesta
NRC: 1×10-5)
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Large Release Frequency (LRF) = 2.7×10-8 (internal events)
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20III Generazione III Generazione –– AP1000AP1000
Scelte di strategia: riduzione complessità sistema e numeroriduzione complessità sistema e numero componenti, massima modularità costruzione, impiego sistemi a sicurezza passiva,i id ti i t tt ti “i l” ( t ti )incidenti severi trattati “in-vessel” (core retention)
2 loop, pompe senza tenutaContenitore con raffreddamento convezione naturaleContenitore con raffreddamento convezione naturaleSistema depressurizzazione rapida (ADS)Capacità 50% combustibile MOX (riciclo U, Pu) in studioMiglior sfruttamento combustibile (60 GWd/tU)60 anni vitaT t i (di hi t ) 36 iTempo costruzione (dichiarato): 36 mesiCore Damage Frequency (CDF) = 5×10-7 (external events included)Large Release Frequency (LRF) = 6×10-8 (external events included)
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Large Release Frequency (LRF) 6×10 (external events included)
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21EPR: sistemi di sicurezza ATTIVIEPR: sistemi di sicurezza ATTIVI
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22AP1000: sistemi di sicurezza PASSIVIAP1000: sistemi di sicurezza PASSIVI
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23AP1000: sistemi di sicurezza PASSIVIAP1000: sistemi di sicurezza PASSIVI
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24INCIDENTI SEVERI: EPR INCIDENTI SEVERI: EPR -- core catchercore catcher
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25INCIDENTI SEVERI: AP1000 INCIDENTI SEVERI: AP1000 -- inin--vessel vessel retentionretention
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26ESBWR: sicurezza passivaESBWR: sicurezza passiva
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27Gen III reactors safety levelGen III reactors safety level
U. S. NRCRequirements
CurrentPlants
UtilityRequirements
Gen IIIResults
Requirements Plants Requirements
1 x 10-4 5 x 10-5 <1 x 10-5 5.1 x 10-7
Core Damage Frequency per
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Year (All Events)
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Core Damage Frequency Core Damage Frequency (events / reactor · y)(events / reactor · y)
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Definition of “Core Damage”:Water level under the top of the active core p(fuel uncovered)
ANDP k l ddi t t b d 2200°FPeak cladding temperature beyond 2200°F (1477 K)
(cladding oxidation starts at 1083 K, contributes to core heatup beyond 1200 K)
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29Generation IVGeneration IV
Programma “Generation IV” (dal 2000) – Obiettivi1.1. SustainabilitySustainability: soddisfare requisiti ambientali,
efficace sfruttamento combustibile, minimizzareefficace sfruttamento combustibile, minimizzare rifiuti e ridurre tempi per rifiuti a lunga vita
2.2. EconomicsEconomics: costi life-cycle e rischi finanziari competitivi con altre fonti energetiche
3.3. Safety and ReliabilitySafety and Reliability: eccellere in sicurezza e affidabilità, bassissima prob. danneggiamento combustibile, eliminare necessità piani
ievacuazione4.4. Proliferation Resistance & Physical ProtectionProliferation Resistance & Physical Protection:
scarsa attrattività per diversione di materiale strategico elevata protezione da attacchistrategico, elevata protezione da attacchi terroristici
Oltre 100 concetti e progetti di nuovi reattori presentatiOltre 100 concetti e progetti di nuovi reattori presentati (industrie, centri di ricerca, università da tutto il mondo)
Panel di esperti delle 10 Nazioni: comparazione e valutazione secondo metrica e criteri per ottenere grado di soddisfacimento degli obietti i sele ione dei migliori
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soddisfacimento degli obiettivi, selezione dei migliori concetti e progetti
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30SmallSmall--Medium Modular Reactors?...Medium Modular Reactors?...
IRIS IRIS
mPower mPower
SMART SMART
FlexBlueFlexBlueCOMMUNIQUÉ
Le Président de la République a réuni lundi 21 février 2011 le Conseil de Politique Nucléaire.
…En outre, le ministre chargé de l’Energie, avec l’appui du CEA et des autres
FlexBlue FlexBlue
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g g ppadministrations concernées, conduira un groupe de travail chargé
d’étudier les aspects techniques, juridiques, et économiques des projets de réacteurs de faible puissance (100 à 300MW).
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31IRIS: soluzione integrata del sistema IRIS: soluzione integrata del sistema primarioprimario
La soluzione integrata La soluzione integrata consente di:consente di:consente di:consente di:
eliminareeliminare le tubazioni e le tubazioni e i ti t ii ti t ii componenti esterni, i componenti esterni,
..
. .
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32IRIS: soluzione integrata e contenitore IRIS: soluzione integrata e contenitore di sicurezza di dimensioni ridottedi sicurezza di dimensioni ridotte
La soluzione integrata La soluzione integrata consente di:consente di:La soluzione integrata La soluzione integrata consente di:consente di:consente di:consente di:
eliminareeliminare le tubazioni e le tubazioni e i ti t ii ti t i
consente di:consente di:
eliminareeliminare le tubazioni e le tubazioni e i ti t ii ti t ii componenti esterni, i componenti esterni,
utilizzare un utilizzare un
i componenti esterni, i componenti esterni,
contenitore contenitore compattocompatto
ridurreridurre le dimensionile dimensioni
..
ridurreridurre le dimensioni le dimensioni delldell’’impiantoimpianto. .
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33IRIS: implementazione SafetyIRIS: implementazione Safety--byby--Design™Design™IRIS Design
Characteristic Safety Implication Accidents Affected Condition IV Design Basis Events
EEEffffffeeecccttt ooonnn CCCooonnndddiiittt iiiooonnn IIIVVV EEEvvveeennnttt bbbyyy IIIRRRIIISSS SSSaaafffeeetttyyy---bbbyyy---DDDeeesssiiigggnnn
Integral layout No large primary piping • Large break Loss of Coolant Accidents (LOCAs)
Large break LOCA EElliimmiinnaatteedd
Increased water inventory • Other LOCAs
Large, tall vessel
Increased water inventoryIncreased natural circulation Accommodates internal Control Rod Drive Mechanisms (CRDMs)
• Other LOCAs• Decrease in heat removal
various events • Control rod ejection, head
penetrations failure
Spectrum of control rod ejection accidents
EElliimmiinnaatteedd
Depressurizes primary system by d ti d t b l f
• LOCAs
Heat removal from inside the vessel
condensation and not by loss of massEffective heat removal by Steam Generators (SG)/Emergency High Removal System (EHRS)
• LOCAs • All events for which effective
cooldown is required • Anticipated Transients
Without Screen (ATWS) Reduced size, higher design pressure containment
Reduced driving force through primaryopening
• LOCAs
Multiple, integral, shaftless coolant pumps
Decreased importance of single pump failure No shaft
• Locked rotor, shaft seizure/ break
• Loss of Flow Accidents
Reactor coolant pump shaft break Reactor coolant pump
EElliimmiinnaatteedd DDoowwnnggrraaddeeddshaftless coolant pumps No shaft • Loss of Flow Accidents
(LOFAs) Reactor coolant pump seizure
DDoowwnnggrraaddeedd
Steam generator tube rupture
DDoowwnnggrraaddeedd High design pressure
steam generator system
No SG safety valves Primary system cannot over-pressure secondary system Feed/Steam System Piping designed for full Reactor Coolant System (RCS)
• Steam generator tube rupture
St li b k
St t i i
DD dd ddg y for full Reactor Coolant System (RCS)
pressure reduces piping failure probability
• Steam line break • Feed line break
Once through steam generators Limited water inventory • Feed line break
• Steam line break
Steam system piping failure Feedwater system pipe break
DDoowwnnggrraaddeedd DDoowwnnggrraaddeedd
/ • Overheating events
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Integral pressurizer Large pressurizer volume/reactor power
• Overheating events, including feed line break
• ATWS Fuel handling accidents UUnnaaffffeecctteedd
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34IRIS: SISTEMI DI SICUREZZAIRIS: SISTEMI DI SICUREZZA
Long term cooling system (LTCS)Long term cooling system (LTCS)-Progettazione ad-hoc della cavità inferiore del Contenitore-Raccoglie il liquido fuoriuscito dalla rottura e il condensato-Gravità sufficiente a re iniettare acqua nel Reactor Vessel attraverso le DVI lines
Emergency boration tanks (EBTs) with direct vessel injection (DVI)Emergency boration tanks (EBTs) with direct vessel injection (DVI)-2 serbatoi a piena pressione del primario-Shutdown alternativo-Alimentazione (limitata) di acqua raffreddamento per gravità
Small automatic depressurization system (ADS)Small automatic depressurization system (ADS)-Assiste EHRS nella depressurizzazione del Reactor Vessel-1 stadio, 2 linee parallele da 4” (AP1000: 4-stage ADS)-Assicura rapida equalizzazione della pressione tra Contenitore e Reactor Vessel
Containment pressure suppression system (PSS)Containment pressure suppression system (PSS)-6 serbatoi di soppress. e 1 volume per gas non-condensabili-Condensano vapore rilasciato nel Contenitore a seguito SBLOCA o Steam/Feed Line Break
Passive emergency heat removal system (EHRS)Passive emergency heat removal system (EHRS)-4 sistemi indipendenti (1 sufficiente, ridondanza 4)-Scambiatori immersi in pool RWST-Rimozione calore dall’interno del Reactor Vessel
EHRS Heat Exchanger Refueling Water Storage
Tank (1 of 1)
-Gravità sufficiente a re-iniettare acqua nel Reactor Vessel attraverso le DVI lines-Cavità e allagamento assicurano in-vessel retention (IVR)
-Alimentazione (limitata) di acqua raffreddamento per gravità
ADS-Assicura rapida equalizzazione della pressione tra Contenitore e Reactor Vessel
PSS
Steam/Feed Line Break
EHRS
-Rimozione calore dall interno del Reactor Vessel
Main Steam Line (1 of 4)
ADS/PORV(1 of 1)
RCP
SafetyValve
SafetyValve
Integral
EBTPSS
Isolation ValvesP/H P/H
RCP(1 of 8)
SG Steam Lines
IntegralReactorVessel
Emergency Heat Removal
AUX T B
SGMake
upTank
Steam Generator(1 of 8)
SuppressionPool (1 0f 6)
(2 of 8)
FO FO
Emergency Heat RemovalSystem (EHRS)
1 of 4 Subsystems
EBT(1 0f 2)
AUX. T.B.BLDG.
Main Feed Line (1 of 4)FO FO
Long Term Core Makeupfrom RV Cavity
SG FeedWater Lines
(2 of 8)
SuppressionPool Gas
Space
DVI
Isolation Valves
P/H P/H
Start Up FeedWater
from RV Cavity(1 of 2)
RV Cavity
LTCS
prof. Marco E. Ricotti
Start Up FeedWaterLTCS
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35IRIS: Strategia di Sicurezza per IRIS: Strategia di Sicurezza per SBLOCASBLOCA
Accoppiamento Contenitore ad alta pressione + vessel primario + sistemi passivi:
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36IRIS: risposta a Small Break LOCA IRIS: risposta a Small Break LOCA (SBLOCA)(SBLOCA)
No large break LOCANo large break LOCA
Vessel primario e ContenitoreVessel primario e Contenitoretermodinamicamente accoppiati negli SBLOCA
Vessel primario depressurizzato da 16
18
20Elevationp pasportazione calore dallasportazione calore dall’’internointerno
Pressione può aumentare nel Contenitore 10
12
14
16
Collapsed Liquid Level
n to bottom of
Differenza di pressione attraverso rottura si annulla rapidamenteannulla rapidamente
4
6
8
10 Collapsed Liquid Level Break Position
Top of Active Fuel
pressure vesse
Risposta a lungo termine è assicurata dal raffreddamento del Contenitoreraffreddamento del Contenitore
Il nocciolo rimane coperto dallnocciolo rimane coperto dall’’acquaacqua 0 2000 4000 6000 8000 10000 120000
2
Time (s)
el (m)
senza iniezione esternaTime (s)
prof. Marco E. Ricotti
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37IRIS: eliminazione Pressure Vessel IRIS: eliminazione Pressure Vessel EmbrittlementEmbrittlementSpessore acqua downcomer (nocciolo-vessel): 1.7 m
Flusso n veloci sul Vessel: ~105 volte meno che in PWR → “Cold vessel”
Dose esterna praticamente assente
No embrittlement, no surveillance
1.E+14
1.E+16Radial fast neutron flux profile
LOOP PWRsVessel “eterno”
Decommissioning semplificato
1 E+08
1.E+10
1.E+12
/cm
2s)
IRIS
semplificato
1.E+04
1.E+06
1.E+08
Neu
tron
flux
(n/
tor
=0)
IRIS
1 E 02
1.E+00
1.E+02
Cor
e B
arre
lN
eutr
on R
efle
ct
CO
RE
(from
r=
D o w n c o m e r Cavity
RPV
prof. Marco E. Ricotti
1.E-02100 150 200 250 300 350 400 450
Radial position (cm)
N
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38IRIS: isolamento sismico dellIRIS: isolamento sismico dell’’Edificio Edificio AusiliarioAusiliario
Studio numerico e sperimentale:
120 isolatori gomma-acciaio (High Damping Rubber Bearings-HDRBs) da 1 m diametro, 84 mm altezza
per PGA = 0.3 g, isolation frequency = 0.7 Hzp g q y- spostamenti laterali < 12 cm- riduzione del 25% della PGA a livello dei
supporti del vessel, di 5 volte a livello del tetto
effettuati test sperimentali (CESI-ISMES e FIP Industriale)
50 m~ 1 m gap
Flood level
~ 1 m thick
23 m
22 m
21 m
Ground level
Horizontal Fail -safe System
Flood level
prof. Marco E. Ricotti
56 m
Isolatori sismici
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39IRIS: processo RiskIRIS: processo Risk--InformedInformed
Analisi di sicurezza deterministichedeterministiche e valutazioni PSAPSA svolte durante lo durante lo sviluppo del progetto preliminaresviluppo del progetto preliminare
DESIGN/SAFETY ANALYSIS TEAM
PSA TEAM PSA Procedure
Providing IRISsystem data (initial)
Analysis of system/componentreliability
“Risk informed Design” procedure
Providing IRISsystem data (update)
Identification of highrisk scenarios
Risk-informed Design procedure
Analysis of identified sequences
Identification of sequences requiring analysis
Incorporation of changes in design
Recommend changes to i PSA l
prof. Marco E. Ricotti
changes in design improve PSA results
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40IRIS: processo IRIS: processo RiskRisk--InformedInformedriduzione della Core riduzione della Core DamageDamage FrequencyFrequency
1 90E-6
Sviluppo progetto PSA Sviluppo progetto PSA …
1.00E-05
20032003 20042004 20052005 20062006
1.90E-6
1.00E-06
20032003 20042004 20052005 20062006
1.00E-07
1.00E-08
2.38E-8
prof. Marco E. Ricotti
1.00E-09
Pavia, 16 novembre 2011Pavia, 16 novembre 2011
41IRIS: effetti del livello di SicurezzaIRIS: effetti del livello di Sicurezza
Approccio Risk-Informed: No Emergency Planning ZoneEliminazione o forte riduzione (area dell’impianto) della Emergency Planning ZoneZone
Sviluppata una nuova procedura Deterministica + Probabilistica per la stima della distanza della EPZ, in funzione della dose di radiazione ammissibile e del livello di sicurezza dell’impiantolivello di sicurezza dell impianto
Attività svolta con IAEA
Procedure discussa con NRC
CAORSO site
NRCIRIS: 1 kmIRIS: 1 km
France Evacuation Zone: France Evacuation Zone: 5 km5 km
US Emergency Planning Zone: 10 US Emergency Planning Zone: 10 milesmiles
prof. Marco E. Ricotti
Pavia, 16 novembre 2011Pavia, 16 novembre 2011
42IRIS: attività sperimentali sulla IRIS: attività sperimentali sulla SicurezzaSicurezzaIRIS Integral Test Facility (per prove e fase IRIS Integral Test Facility (per prove e fase
licensing)licensing)Scala 1:1 in altezza temperature pressioni
RWSTABRWSTC
Scala 1:1 in altezza – temperature – pressioniScala 1:100 in potenza – volumiProve sperimentali di scenari incidentaliDimostra ione sistemi di sic re a passi i e
DW EHRSC
EHRSA,B
Dimostrazione sistemi di sicurezza passivi e accoppiamento Contenitore-ReattoreOltre 700 punti di misura
2010: Terminata fase scalatura e progettazione
2011: Terminata fase preparazione struttura di RVLGMSB EBTB
EBTALGMSA2011: Terminata fase preparazione struttura di supporto e sala controllo
2011 2012: Inizio fase costruzione
QT
EBTALGMSA
2011-2012: Inizio fase costruzionePSSA
RCPSSB
prof. Marco E. Ricotti
Pavia, 16 novembre 2011Pavia, 16 novembre 2011
43…E CON CIO…E CON CIO’’?...?...
“…questo significa che il nucleare sia intrinsecamente sicuro o a rischio zero?...”intrinsecamente sicuro o a rischio zero?...
CERTAMENTE NO, NON LO ECERTAMENTE NO, NON LO E’’
(COME(COME NESSUNANESSUNA ATTIVITAATTIVITA’’ UMANA)UMANA)(COME (COME NESSUNANESSUNA ATTIVITAATTIVITA’’ UMANA)UMANA)
MA PUO’ ESSERE GESTITO IN SICUREZZA A PATTO DI garantire massima serietà, trasparenza, qualità,
rispetto delle norme internazionali, come sono impegnati a fare tutti i Paesi che usano il nucleare
prof. Marco E. Ricotti