Reattori di Vecchia e Nuova Generazione Problemi e Sicurezze

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1 ENERGIA NUCLEARE E NUOVE TECNOLOGIE: RIFLESSIONI SU SICUREZZA ED AMBIENTE Lezioni Lincee di Fisica Milano 20 maggio 2011 Reattori di Vecchia e Nuova Generazione Problemi e Sicurezze Andrea Borio di Tigliole andrea.borio@unipv.it / 7301 Laboratorio Energia Nucleare Applicata / Dipartimento di Fisica Nucleare e Teorica Università degli Studi di Pavia

2 1. Fondamenti della Sicurezza Nucleare PWR Reactor BWR Reactor 2

3 1. Fondamenti della Sicurezza Nucleare PWR Reactor Pressure Vessel (RPV) 3

4 1. Fondamenti della Sicurezza Nucleare Combustibile Nucleare 4

5 1. Fondamenti della Sicurezza Nucleare Sistemi di Contenimento PWR Containment BWR Containment 5

6 1. Fondamenti della Sicurezza Nucleare La Sicurezza di un impianto nucleare richiede che tre funzioni specifiche siano garantire in ogni momento: Il controllo della reazione a catena, ossia, della potenza del reattore Il raffreddamento del combustibile durante l esercizio e l asportazione del calore residuo di decadimento a reattore in condizioni operative di arresto Il confinamento dei prodotti radioattivi 6

7 1. Fondamenti della Sicurezza Nucleare Per svolgere tali funzioni, la Sicurezza Nucleare si basa su due principi fondamentali: La realizzazione di barriere multiple di protezione per l isolamento dei prodotti radioattivi dall ambiente (ad es. guaina degli elementi di combustibile, circuito primario di raffreddamento del reattore, contenitore esterno) La difesa in profondità, il cui scopo è garantire la resistenza delle barriere di protezione identificando le possibili cause in grado di minacciarne l integrità e provvedendo ad attuare azioni di prevenzione del danno e di mitigazione delle conseguenze 7

8 1. Fondamenti della Sicurezza Nucleare 8

9 1. Fondamenti della Sicurezza Nucleare La difesa in profondità implica che le azioni di prevenzione e di mitigazione siano attuate a diversi livelli: Livello 1: progettazione e realizzazione dei componenti e dei sistemi (anche sulla base dell esperienza operativa), formazione del personale, scelta del sito Livello 2: sorveglianza e manutenzione dei componenti e dei sistemi al fine di anticipare possibili guasti o di individuarli tempestivamente Livello 3: adozione di soluzioni impiantistiche e di azioni idonee per la prevenzione dei guasti e la mitigazione delle conseguenze (sistemi di protezione specifici ridondanti e diversificati quali SCRAM system, ECCS, RHRS) Livello 4: sistemi di salvaguardia e metodiche di intervento per la mitigazione degli incidenti severi 9

10 1. Fondamenti della Sicurezza Nucleare Incidenti di reattività: causati da una variazione non voluta di reattività del sistema (ad es. erronea estrazione delle barre di controllo o variazione dei parametri del fluido termovettore/moderatore) Incidenti di mancato raffreddamento: causati da un carente raffreddamento del combustibile. Ad es. arresto di una pompa di ricircolo (livello globale) o ostruzione di un canale di potenza (livello locale) Incidenti di perdita di fluido refrigerante (LOCA Loss of Coolant Accident): causati dalla perdita di fluido refrigerante con conseguente riduzione dell asportazione del calore dal nocciolo Incidenti di movimentazione del combustibile: causati dal danneggiamento meccanico o dal mancato raffreddamento del combustibile irraggiato 10

11 2. Impianti Nucleari di Terza Generazione La Terza Generazione (GEN III) di Reattori Nucleari è stata sviluppata a partire dagli anni 90. E costituita essenzialmente da impianti che di tipo avanzato (ossia che implementano sistemi di sicurezza e protezione più avanzati rispetto alle GEN II). Tra questi si possono distinguere gli impianti di tipo evolutivo (spesso citati come GEN III+) e quelli di tipo innovativo Gli impianti di tipo evolutivo partono dalle basi progettuali comuni agli impianti di GEN II implementando sistemi di sicurezza e protezione ad elevata passività. Al contrario, gli impianti di tipo innovativo introducono una forte discontinuità progettuale con la generazione precedente e per questo motivo trovano difficoltà di realizzazione Come nel caso degli impianti di GEN II, anche i reattori di GEN III(+) sono per la maggior parte filiere ad acqua leggera (LWR). Alcuni di questi sono già stati realizzati in Giappone, altri sono attualmente in costruzione o in corso di ordinazione 11

12 2. Impianti Nucleari di Terza Generazione 12

13 2. Impianti Nucleari di Terza Generazione I reattori di GEN III(+) rappresentano un avanzamento rispetto alla GEN II principalmente per: Impiego di sistemi a sicurezza intrinseca e passiva standardizzazione del progetto al fine di accelerare il processo di licensing riduzione del costo capitale e dei tempi di realizzazione semplificazione e maggior "robustezza" del progetto, rendendone l'esercizio più semplice e meno vulnerabile ai malfunzionamenti operativi (operational upsets) più elevata disponibilità d'impianto (f.c. stimati > 90%) e vita operativa attesa più lunga (tipicamente 60 anni) riduzione del rischio di fusione del nocciolo riduzione dell'impatto ambientale in caso di incidente tassi di combustione (burn-up) nel combustibile più elevati con conseguente riduzione del volume dei rifiuti ad alta attività utilizzo di veleni bruciabili per allungare la vita del combustibile 13

14 2. Impianti Nucleari di Terza Generazione Uno degli aspetti più rilevanti che caratterizza gli impianti di GEN III(+) è che sono progettati con un elevato livello di sicurezza passiva (bassa categoria) e di sicurezza intrinseca Anche gli impianti di GEN II fanno già uso di sistemi di sicurezza e protezione passivi, ma di categoria elevata. Per gli impianti di GEN II la sicurezza è garantita principalmente da sistemi tradizionali attivi la cui affidabilità è perseguita attraverso la ridondanza parallela di sistema 14

15 2. Impianti Nucleari di Terza Generazione Un sistema di sicurezza è caratterizzato da due possibili condizioni operative: normale ed eccezionale (emergenza). Per passare dalla condizione operativa normale ed operare in condizione eccezionale sono necessari: - Intelligenza (ad es. segnali o variazioni quantitative di grandezze fisiche per avviare un azione) - Alimentazione (elettrica, meccanica) - Disponibilità di risorse per garantire il funzionamento continuo del sistema in condizioni eccezionali Sulla base dei criteri indicati dall IAEA (TecDoc ) un sistema di sicurezza e protezione è definito passivo quando è in grado di soddisfare in modo autosufficiente (ossia senza l apporto di alimentazioni e segnali di attuazione esterni al sistema) tutte e tre condizioni sopra elencate. In caso contrario il sistema si definisce attivo Le funzioni di sicurezza passiva sono ottenute sfruttando fenomeni naturali e proprietà dei materiali (convezione naturale, la forza di gravità, la resistenza ad alte temperature). I sistemi sono classificabili in 4 categorie (A-D) a seconda di cosa il sistema non utilizza: 1. Movimento di fluidi 2. Movimento di parti meccaniche 3. Segnali esterni di attuazione 4. Alimentazioni esterne 15

16 2. Impianti Nucleari di Terza Generazione Classificazione dei Sistemi a Sicurezza Passiva Cat. A: Completamente Statici ( ) Cat. B: Con movimento di fluidi (2+3+4) Cat. C: Con movimento di fluidi e organi meccanici (3+4) Cat. D: Con movimento di fluidi e organi meccanici attuati da sistemi di controllo con alimentazioni elettriche interne dedicate (4) passive execution/active initiation 16

17 2. Impianti Nucleari di Terza Generazione Un concetto complementare a quello di sicurezza passiva è quello di sicurezza intrinseca Per sicurezza intrinseca, si intende l eliminazione di specifiche condizioni di pericolo, evitando così di dover svolgere nei loro confronti azioni di controllo o protettive La sicurezza intrinseca rispetto ad una specifica condizione di pericolo può essere raggiunta, ad esempio, mediante una scelta opportuna di materiali (ad es. moderatore termovettore coefficiente negativo di vuoto) 17

18 3. Il Reattore EPR L'EPR (European o Evolutionary Pressurized Reactor) è un reattore da MW e di potenza netta, ad acqua leggera pressurizzata a 155 bar e opera in un range di temperature tra 295 C (ingresso del nocciolo) e 328 C (uscita del nocciolo). Impiega uranio arricchito fino al 5%, con possibilità di impiegare anche combustibile ad ossidi misti uranio/plutonio (MOX fuel) Il reattore è stato sviluppato da AREVA-NP (una società congiunta della francese Framatome e della tedesca KWU Siemens) nel rispetto degli European Utility Requirements (EUR). Il reattore già confermato come il nuovo standard per la Francia, è stato certificato dall'autorità di sicurezza francese nel 2004 L EPR è una derivazione mista del reattore PWR francese N4 e del tedesco Konvoi, con una riduzione prevista dei costi rispetto all'n4 di almeno il 10%. È progettato per poter funzionare in maniera flessibile (load-following), avere un burn-up nel combustibile di circa 60 MWd/kg e un rendimento stimato vicino al 37%, maggiore di tutti i reattori ad acqua leggera di GEN II 18

19 3. Il Reattore EPR Lay-Out Generale 19

20 3. Il Reattore EPR Gli obiettivi di sicurezza sono perseguiti attraverso un aumento di ridondanza dei sistemi (ridondanza quadrupla di sistemi indipendenti), rispetto ai reattori attuali di GEN II (ridondanza doppia). In caso d'incidente basta uno dei quattro sistemi per assicurare: l'arresto immediato del reattore, la refrigerazione sicura del nocciolo, il mantenimento del livello di temperatura e pressione nel sistema di contenimento al di sotto dei limiti di progetto La protezione rinforzata di edifici sensibili (ad es. sala controllo e edifici ausiliari) e il doppio contenitore in cemento armato (spessore 1.3 m ciascuno e liner contenitore interno di 6 mm in acciaio) dell edificio reatttore garantiscono la sicurezza anche contro le aggressioni esterne e, in particolare, contro il rischio di caduta d'aereo La realizzazione delle tubazioni del circuito primario in metallo forgiato riduce sensibilmente il rischio di rottura delle grandi tubazioni e consente di individuare immediatamente eventuali perdite (leak-before-break) 20

21 3. Il Reattore EPR Tutte le azioni richieste nel breve e medio termine per contrastare una situazione anomala sono automatizzate. L intervento degli operatori non è richiesto prima di 30 minuti per le azioni attivate dalla sala controllo e prima di 1 ora per le azioni attivate localmente nell impianto. Inoltre, l aumento del volume dei componenti principali (vessel, generatori di vapore, pressurizzatore) conferisce all impianto una maggiore inerzia che consente agli operatori di disporre di periodi di tempo più prolungati per avviare le prime azioni In aggiunta all usuale sistema di depressurizzazione del reattore, l EPR è equipaggiato con valvole dedicate, controllate dagli operatori, finalizzate ad impedire la fusione del nocciolo ad alta pressione In caso di fusione nocciolo e di contemporanea perdita di integrità del vessel, il corium (miscela fusa di combustibile e materiali strutturali del nocciolo) è incanalato e raccolto all interno di un crogiolo (core-catcher) posizionato sotto il vessel stesso, all'interno del sistema di contenimento. Il core-catcher (170 mq) è fatto di materiali refrattari resistenti all'alta temperatura, di dimensioni tali da contenere, partizionare e raffreddare il corium, che solidifica quando entra in contatto con le pareti 21

22 3. Il Reattore EPR Core Catcher 22

23 3. Il Reattore EPR Il trasferimento del corium dal pozzo del reattore (parte inferiore del vessel) al corecatcher avviene spontaneamente in seguito alla fusione di un diaframma in acciaio. Anche il flusso dell acqua di raffreddamento nell intercapedine della vasca (che evapora) è attivato da meccanismi passivi. Il sistema di raffreddamento è in grado di stabilizzare il corium in poche ore e di solidificarlo in pochi giorni In caso di produzione di idrogeno a seguito della reazione esotermica acqua-zirconio (contenuto nella lega utilizzata per le guaine del combustibile), il contenitore primario è progettato per resistere alla sovrapressione originata dalla reazione. All interno del contenitore sono installati anche dei ricombinatori catalitici in grado di abbattere la percentuale di idrogeno in aria mantenendola inferiore al limite di detonazione Il raffreddamento dell atmosfera interna del contenitore primario avviene per mezzo di un doppio sistema di spruzzamento che inietta acqua nella parte alta, prelevandola dalla piscina interna (l acqua della piscina è raffreddata mediante scambiatori di calore dedicati). Dato l elevato volume del contenitore ( mc), il tempo a disposizione per attivare questo sistema è di almeno 12 ore. Il sistema può essere utilizzato anche per raffreddare direttamente il corium nel core-catcher 23

24 3. Il Reattore EPR Sistemi di Raffreddamento di Emergenza Prevention of high pressure core melt Prevention of high-energy corium/water interaction Containment design with respect to Hydrogen detonation Corium retention (Core Catcher) Containment heat removal system and long-term residual heat removal 24

25 3. Il Reattore EPR Isola Nucleare 25

26 3. Il Reattore EPR La probabilità di progetto calcolata per l evento incidentale di fusione del nocciolo (CDF Core Damage Frequency) è < 10-5 per anno-reattore (LWR ~ , URD ) per qualsiasi evento di innesco e < 10-6 per anno-reattore per eventi di innesco interni all impianto durante il funzionamento a potenza Inoltre, la probabilità di fusione del nocciolo e di contemporanea perdita della funzionalità di contenimento delle sostanze radioattive (rilascio di radioattività all esterno del contenitore) è < 10-7 per anno-reattore. Per questa tipologia di incidente non sarà comunque necessario evacuare la popolazione residente nelle vicinanze dell impianto 26

27 3. Il Reattore EPR Olkiluoto (FIN) EPR Site Gennaio

28 3. Il Reattore EPR Olkiluoto (FIN) EPR Site Summer

29 4. Il Reattore AP-1000 Il reattore AP-1000 (Advanced Passive) della Toshiba-Westinghouse è un reattore da MWe di potenza elettrica netta ad acqua pressurizzata a 155 bar e lavora in un range di temperature tra 281 C (ingresso del nocciolo) e 321 C (uscita del nocciolo). Impiega uranio arricchito fino al 4,8%, con possibilità di impiegare anche combustibile a ossidi misti uranio/plutonio (MOX fuel) La tecnologia dell'ap-1000 deriva dall esperienza dei reattori PWR della Westinghouse attualmente in esercizio, alla quale si affianca un livello considerevole di semplificazione impiantistica come obiettivo importante del progetto. La semplificazione permette di utilizzare tecniche modulari di costruzione con conseguenti vantaggi sia in termini di minori capitali investiti, sia di minor rischio legato al plant financing e riguarda, essenzialmente, l'intero sistema di sicurezza, dai componenti normali, alla sala controllo, alle tecniche di costruzione, ai sistemi di strumentazione e controllo, con il risultato di ottenere un impianto più facile e meno costoso da costruire, gestire e su cui operare la manutenzione 29

30 4. Il Reattore AP

31 4. Il Reattore AP-1000 Lay-Out Generale 31

32 4. Il Reattore AP-1000 I sistemi di sicurezza e protezione dell AP-1000 operano sfruttando forze e fenomeni naturali (quali gravità, circolazione naturale, condensazione, espansione di gas, etc.) e sono in grado di garantire le funzioni di sicurezza fondamentali senza includere componenti attivi (ovvero apparati motore che richiedono sorgenti esterne di energia quali pompe, ventilatori, macchinari rotanti). Tali sistemi sono in grado di funzionare senza l ausilio di sistemi di supporto (ad es. alimentazioni elettriche esterne, ventilazione e condizionamento aria, etc.) Per il corretto funzionamento dei sistemi di sicurezza e protezione sono necessarie solo alcune valvole che provvedono ad allinearli e ad attivarli automaticamente. Per assicurare una elevata affidabilità, queste valvole sono progettate in modo da attivare il sistema in caso di guasto (fail safe), ossia in caso di perdita di alimentazione elettrica interna o di fluido motore (ad es. aria compressa). Per prevenire attivazioni spurie, le valvole sono provviste di fonti di alimentazione interne affidabili e multiple (molle, gas in pressione o batterie elettriche dedicate) L AP-1000 impiega anche sistemi di sicurezza e protezione attivi ma questi non vengono considerati nell analisi di sicurezza dell impianto 32

33 4. Il Reattore AP-1000 Sistema passivo di raffreddamento del nocciolo (PXS): protegge l impianto dalle perdite e dalle rotture che interessano il sistema di raffreddamento primario del reattore. Il sistema svolge due funzioni di sicurezza principali: Iniezione di emergenza e ripristino di refrigerante nel circuito primario mediante l utilizzo dei CMT (Core Makeup tanks), di accumulatori (ACC), di sistemi di ricircolazione passiva e del IRWST (In-containment Refuelling Water Storage Tank) Rimozione del calore residuo di decadimento mediante l utilizzo di uno scambiatore di calore passivo (PRHR Passive Residual Heat Removal) e un serbatoio di acqua (IRWST) 33

34 4. Il Reattore AP-1000 PRHR System 34

35 4. Il Reattore AP-1000 CMT (Core Makeup tanks): iniezione di refrigerante ad alta pressione. Due serbatoi, riempiti con acqua borata e posizionati in quota rispetto al circuito primario, sono progettati per funzionare alla sua stessa pressione. In caso di emergenza, le valvole di isolamento dei CMT vengono aperte e il refrigerante viene iniettano sfruttando la gravità e le differenze di densità Accumulatori (ACC): iniezione di refrigerante a media pressione. Utilizzati per far fronte ai LOCA (Loss of Coolant Accident), intervengono per ripristinare il livello dell acqua nel vessel. Sono pressurizzati a 48 bar mediante azoto e quando la pressione del circuito primario scende al di sotto di tale valore, la differenza di pressione apre automaticamente le valvole di non ritorno consentendo l iniezione di refrigerante IRWST (In-containment Refuelling Water Storage Tank): iniezione di refrigerante a bassa pressione. Ubicato in quota rispetto al circuito primario fornisce acqua sfruttando la gravità. Può intervenire solamente quando il circuito primario è stato depressurizzato (mediante l ADS Automatic Depressurization System) 35

36 4. Il Reattore AP-1000 Sistema per la rimozione del calore residuo di decadimento: composto da uno scambiatore di calore passivo (PRHR HX) e dal serbatoio IRWST. Lo scambiatore è collegato al circuito primario formando un circuito a circolazione naturale, isolato mediante valvole che si aprono automaticamente in caso di perdita di potenza di alimentazione e/o a seguito di altri segnali di attuazione provenienti dal sistema di protezione del reattore L IRWST fornisce il pozzo di calore per lo scambiatore e la quantità di acqua è sufficiente ad assorbire il calore di decadimento per circa 2 ore prima che l acqua inizi a bollire. Di seguito il vapore condensa sulle pareti in acciaio del contenitore primario e viene raccolto e drenato nuovamente per gravità nell IRWST Questo ciclo chiuso, integrato dal PCCS (Passive Containment Cooling System), consente al sistema di rimuovere il calore residuo di decadimento indefinitamente senza richiedere l intervento dell operatore 36

37 4. Il Reattore AP-1000 Il Sistema passivo di raffreddamento del contenitore (PCCS): fornisce il pozzo termico finale che garantisce la sicurezza dell impianto. Il sistema è in grado di raffreddare efficacemente il contenimento primario dopo un incidente, assicurando una rapida riduzione della pressione e prevenendo il superamento della pressione di progetto Il calore è rimosso mediante circolazione naturale dell aria esterna, che attraverso le aperture (air intake) presenti nella parte alta dello shield building, circola tra quest ultimo e il contenitore primario grazie ad un sistema di deviatori d aria (air baffle) e fuoriesce dal camino centrale del tetto tronco-conico Il raffreddamento ad aria viene integrato dall evaporazione dell acqua contenuta nel serbatoio ubicato sulla sommità dello shield building (PCCS Tank) che drena per gravità bagnando il tetto e le pareti del contenitore primario in acciaio. Tre valvole, normalmente chiuse, si aprono automaticamente al segnale di alta pressione del serbatoio primario. L acqua è sufficiente a garantire 72 ore di raffreddamento e può essere reintegrata dall esterno. E stato comunque dimostrato che, dopo tale periodo di tempo, la circolazione naturale dell aria è in grado di garantire il non superamento del 90% della pressione di progetto del contenitore 37

38 4. Il Reattore AP-1000 Passive Containment Cooling System 38

39 4. Il Reattore AP-1000 Il Sistema di Contenimento è costituito da: Contenitore Primario: è una struttura in acciaio costituita da un corpo cilindrico di circa 40 m di diametro e 4.5 cm di spessore e da due teste semiellissoidali per una altezza totale di circa 70 m. Il contenitore ospita al suo interno il sistema primario nella sua totalità e tutti i sistemi passivi di sicurezza deputati alla rimozione del calore e all iniezione di refrigerante di emergenza Shield Buiding: struttura cilindrica in calcestruzzo dello spessore di circa 1 m racchiusa tra due lastre di acciaio rinforzato (interna ed esterna). L edificio termina con il caratteristico tetto conico che supporta il serbatoio dell acqua per il raffreddamento passivo del contenimento (PCCS - Passive Containment Cooling System), ed il camino di uscita dell aria. L edifico ha anche la funzione di proteggere il contenitore primario in acciaio da eventi esterni (uragani, impatto di oggetti e di aerei civili) Il numero delle penetrazioni normalmente aperte del contenitore primario è stato ridotto del 60% rispetto ai PWR di GEN II e non sono necessarie penetrazioni a supporto delle funzioni di mitigazione in quanto i sistemi di rimozione del calore residuo e di iniezione di refrigerante di emergenza sono all interno del contenitore 39

40 4. Il Reattore AP-1000 Sistema di ritenzione del nocciolo: in caso di fusione del nocciolo, l operatore può allagare la cavità del reattore (lo spazio che circonda il vessel) con l acqua proveniente dal serbatoio IRWST (posizionato all interno del contenitore primario), sommergendo la parte inferiore del vessel L acqua fluisce nell intercapedine tra la parete del vessel e la struttura isolante che lo circonda ed evapora asportando calore. Il raffreddamento è sufficiente ad evitare che il corium, raccolto nella parte bassa del vessel, possa perforarne le pareti e trasferirsi nel contenitore primario Il confinamento del corium all interno del vessel favorisce l integrità di quest ultimo, prevenendo eventi quali l esplosione di vapore e la produzione di idrogeno dovuta all interazione corium-calcestruzzo 40

41 4. Il Reattore AP

42 4. Il Reattore AP-1000 L'AP-1000 rispetta i criteri di sicurezza della NRC con ampi margini. La probabilità di progetto di fusione nocciolo (CDF - Core Damage Frequency) è per anno-reattore, 1/100 rispetto a quella degli impianti attualmente in esercizio e 1/20 del livello del CDF considerato accettabile per gli impianti di GEN III(+) La probabilità di progetto di rilascio di importanti quantità di radioattività all esterno dell edificio reattore (LRF- Large Release Frequency) è < per anno-reattore 42

43 5. Conclusioni Gli impianti di GEN III(+) presentano caratteristiche di sicurezza e protezione superiori a quelle degli impianti di GEN II grazie all impiego di sistemi passivi di bassa categoria e a sistemi di contenimento ad elevata efficienza In un impianto AP1000, incidenti nucleari quali Three Miles Island (livello 5), Chernobyl (livello 7) e Fukushima (livello 5 7) non potrebbero verificarsi Ovviamente nessuna attività umana può avere un rischio nullo, ma negli impianti di GEN III(+) i rischi di incidenti severi sono estremamente ridotti e, nel caso molto improbabile di accadimento, i sistemi di mitigazione delle conseguenze sono estremamente efficaci Per fa fronte ad una crescita prevista nei prossimi 20 anni del 20% - 40% del fabbisogno mondiale di energia primaria (IEA 2009) e fino all 80% del fabbisogno di energia elettrica (U.S. Energy Information Administration 2009), l impiego della fonte elettronucleare risulterà indispensabile e gli impianti di GEN III(+) potranno contribuire significativamente all accettabilità sociale di tale tecnologia 43

44 A. Borio Conferenza AIESEC 44