La sicurezza nucleare e gli impianti di nuova generazione. Prof. Marco Ricotti Politecnico di Milano Dip. di Energia, CeSNEF-Ingegneria Nucleare

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1 La sicurezza nucleare e gli impianti di nuova generazione Prof. Marco Ricotti Politecnico di Milano Dip. di Energia, CeSNEF-Ingegneria Nucleare

2 SICUREZZA NEGLI IMPIANTI NUCLEARI 2 SICUREZZA NUCLEARE problema principale: rilascio di prodotti radioattivi sicurezza della popolazione sicurezza del personale sicurezza dell impianto($) incidenza dell impianto sul costo kwh (costo componenti e costo mancata produzione) difficoltà riparazione/ sostituzione per attivazione componenti

3 UNICITA DI UN REATTORE NUCLEARE 3 Un reattore nucleare: Sistemi di sicurezza: 1. Può aumentare la propria potenza 1. Anche se spento, produce energia termica 1. Può sviluppare reazioni chimiche e generare idrogeno Barre di Arresto Rapido (SCRAM) Sistema di Raffreddamento di Emergenza Bruciatori i di Idrogeno; ricombinatori catalitici; inertizzazione

4 SICUREZZA NEGLI IMPIANTI NUCLEARI 4 Fenomeni (tipici dell impianto Nucleare) che aggravano l incidente: 1. Potenza di decadimento decad.prodotti fissione potenza funzionamento reattore W 0. 2 W 0 = 0.06 t

5 DECAY POWER in (%) of nominal power after shut down (s) 5 7.0% 6.0% 50% 5.0% decay power 4.0% 3.0% 2.0% 1 h 1 day 1 week 1 month 4 months 1.0% 00% 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

6 SICUREZZA NEGLI IMPIANTI NUCLEARI 6 Fenomeni (tipici dell impianto Nucleare) che aggravano l incidente Accumulo di energia nel combustibile: normalmente distribuzione ib i parabolica di temp. se mancato raffreddamento, riequilibrio distrib. temp. (da 300 C a 800 C anche senza potenza decadimento!)

7 SICUREZZA NEGLI IMPIANTI NUCLEARI 7 Fenomeni (tipici dell impianto Nucleare) che aggravano l incidente: 1. Potenza di decadimento 2. Dinamica del Reattore - controreazioni e sovracriticità: aumento incontrollato t della potenza prodotta per effetto di un coeffic. moltiplicazione k>1 incidente a organi di controllo, retroazioni fisiche del reattore aggravato da reazioni esotermiche (es. Zr-H 2 O oltre 1200 K)

8 Safety driven Evolution 8 Dresden 1 KRB Dresden 2 Oyster Creek ABWR SBWR ESBWR

9 Safety driven Evolution 9 DRY ESBWR

10 NOTA SULLA SICUREZZA (nucleare e non) Frequenza attesa incidente letale, annuale E-04 15E E E E E-08 auto casa fulmine nucleare

11 RISCHIO REALE E RISCHIO PERCEPITO 11 Gli incidenti in Europa, un epidemia silenziosa Uccidono centinaia di migliaia di persone e ne invalidano milioni. Gli incidenti 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 causa di morte, dopo malattie cardiovascolari, cancro e malattie respiratorie. Ben 60 milioni di persone, più dell intera popolazione italiana, ricevono ogni anno cure mediche per colpa di questi infortuni. I posti più rischiosi Sono 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 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 incidenti domestici uccidono il doppio di quelli stradali e dieci volte di 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. ISTITUTO SUPERIORE DI SANITA Centro Nazionale di Epidemiologia, Sorveglianza e Promozione della Salute

12 Washington Post april 2,

13 Elementi base della sicurezza nucleare 13 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 combustibile

14 SICUREZZA NUCLEARE: difesa in profondità o barriera multipla 14 Barriera Geologica Barriere Tecniche-Gestione combustibile guaina combustibile sistemi di sicurezza contenitore pianidiemergenza Sorgente del pericolo

15 NUCLEAR SAFETY BASICS 15 BASIC DESIGN CHOICES QUALITY PROTECTION SYSTEM SITE Finalità specifica Maggior sicurezza intrinseca Ridurre la probabilità di guasti caratteristica Riguarda tutta la concezione del reattore Procedure apposite: Garanzia Qualità problemi Non è possibile una sicurezza intrinseca assoluta Evitare il burocratismo Ridurre le Indipendenza da Affidabilità, ridondanza conseguenze dei sistema di Attivo-passivo guasti processo Provabilità Limitaz. Funzion. Operativo Ridurre Personalizza il Disporre p dati storici probabilità E progetto Esami geotettonici conseguenze guasti Variab. Stagionale popolaz. Altre esigenze non di sicurezza Finalità complessiva Prevenzione Prevenzione Protezione, Mitigazione Prevenzione, Mitigazione SAFETY AUTHORITY Controllo indipendente Garanzia sociale Eccesso di prudenza in caso di ignoranza Non considerazione danno economico (Prevenzione)

16 SICUREZZA NEGLI IMPIANTI NUCLEARI 16 Tipologie di Incidenti: 1. Reattività (RIA): Rod ejection, mid-loop operation, 2. Mancato Raffreddamento (LOFA): Pump trip, ostruzioni di canale, 3. Rottura barriera a pressione (LOCA): Large medium small breaks, 4. Movimentazione combustibile (FA): Fessurazione e rilascio,

17 17

18 Generation III Reactors 18

19 III Generazione EPR 19 Scelte di strategia: massimo sfruttamento economia di scala, sicurezza attiva fortemente ridondata (4 100%), incidenti severi trattati ex-vessel (core catcher) 4 loop Doppio contenitore cemento armato Sistemi sicurezza attivi in 4 edifici separati attorno al reattore Capacità 50% combustibile MOX (riciclo U, Pu) Miglior sfruttamento combustibile (60 GWd/tU) 60 anni vita Tempo costruzione (dichiarato): 54 mesi Core Damage Frequency (CDF) = (internal events) (richiesta NRC: ) Large Release Frequency (LRF) = (internal events)

20 III Generazione AP Scelte di strategia: riduzione complessità sistema e numero componenti, massima modularità costruzione, impiego sistemi a sicurezza passiva, incidenti id severi trattati tt ti in-vessel (core retention) ti ) 2 loop, pompe senza tenuta Contenitore con raffreddamento convezione naturale Sistema depressurizzazione rapida (ADS) Capacità 50% combustibile MOX (riciclo U, Pu) in studio Miglior sfruttamento combustibile (60 GWd/tU) 60 anni vita Tempo costruzione (dichiarato): 36 mesi Core Damage Frequency (CDF) = (external events included) Large Release Frequency (LRF) = (external events included)

21 EPR: sistemi di sicurezza ATTIVI 21

22 AP1000: sistemi di sicurezza PASSIVI 22

23 AP1000: sistemi di sicurezza PASSIVI 23

24 INCIDENTI SEVERI: EPR - core catcher 24

25 INCIDENTI SEVERI: AP in-vessel retention 25

26 ESBWR: sicurezza passiva 26

27 Gen III reactors safety level 27 U. S. NRC Current Utility Requirements Plants Requirements Gen III Results 1 x x 10-5 <1 x x 10-7 Core Damage Frequency per Year (All Events)

28 Core Damage Frequency (events / reactor y) 28 Definition of Core Damage : Water level under the top of the active core (fuel uncovered) AND Peak cladding temperature t beyond 2200 F (1477 K) (cladding oxidation starts at 1083 K, contributes to core heatup beyond 1200 K)

29 Generation IV 29 Programma Generation IV (dal 2000) Obiettivi 1. Sustainability: soddisfare requisiti ambientali, efficace sfruttamento combustibile, minimizzare rifiuti e ridurre tempi per rifiuti a lunga vita 2. Economics: costi life-cycle e rischi finanziari competitivi con altre fonti energetiche 3. Safety and Reliability: eccellere in sicurezza e affidabilità, bassissima prob. danneggiamento combustibile, eliminare necessità piani evacuazione 4. Proliferation Resistance & Physical Protection: scarsa attrattività per diversione di materiale strategico, elevata protezione da attacchi terroristici Oltre 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 obiettivi, i selezione dei migliori concetti e progetti

30 Small--Medium Modular Reactors?... Small 30 mpower IRIS SMART FlexBlue FlexBlue COMMUNIQUÉ Le Président de la République a réuni lundi 21 février 2011 le Conseil de Politique Nucléaire. g de l Energie, g avec l appui pp du CEA et des autres En outre, le ministre chargé administrations 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).

31 IRIS: soluzione integrata del sistema primario 31 La soluzione integrata consente di: eliminare le tubazioni e i componenti esterni,..

32 IRIS: soluzione integrata e contenitore di sicurezza di dimensioni ridotte 32 La soluzione integrata consente di: eliminare le tubazioni e i componenti esterni, utilizzare un contenitore. compatto ridurre le dimensioni. dell impianto

33 33 IRIS Design Characteristic Integral layout Large, tall vessel Heat removal from inside the vessel Reduced size, higher design pressure containment Safety Implication No large primary piping Increased water inventory Increased natural circulation Accommodates internal Control Rod Drive Mechanisms (CRDMs) Depressurizes primary system by condensation and not by loss of mass Effective heat removal by Steam Generators (SG)/Emergency High Removal System (EHRS) Reduced driving force through primary opening Accidents Affected Large break Loss of Coolant Accidents (LOCAs) Other LOCAs Decrease in heat removal various events Control rod ejection, head penetrations failure LOCAs LOCAs All events for which effective cooldown is required Anticipated Transients Without Screen (ATWS) LOCAs Multiple, integral, shaftless coolant pumps Decreased importance of single pump failure No shaft Locked rotor, shaft seizure/ break Loss of Flow Accidents (LOFAs) No SG safety valves Primary system cannot over-pressure Steam generator tube secondary system rupture High design pressure Feed/Steam System Piping designed steam generator system Once through steam generators Integral pressurizer for full Reactor Coolant System (RCS) pressure reduces piping failure probability Limited water inventory Large pressurizer volume/reactor power Condition IV Design Basis Events Large break LOCA Spectrum of control rod ejection accidents Reactor coolant pump shaft break Reactor coolant pump seizure Steam generator tube rupture IRIS: implementazione Safety-by- Design EEf ffeecct t oonn CCoonnddi iit ti iioonn IIVV I EEvv eennt t bbyy IIRRI I IISS SSaaf feet tyy- -bbyy- -DDeessi iiggnn Eliminated Eliminated Eliminated Downgraded Downgraded Steam line break Steam system piping i Downgraded d Feed line break failure Feed line break Steam line break Overheating events, including feed line break ATWS Feedwater system pipe break Fuel handling accidents Downgraded Unaffected

34 Small Long Containment Emergency Passive term automatic emergency cooling boration pressure depressurization system heat tanks suppression removal (LTCS) (EBTs) system with direct (EHRS) (ADS) (PSS) vessel injection (DVI) 34 -Progettazione -Assiste serbatoi sistemi EHRS di a indipendenti ad-hoc piena soppress. nella pressione depressurizzazione della e (1 1 cavità volume sufficiente, del inferiore primario per gas ridondanza del non-condensabili Reactor Contenitore 4) Vessel -Raccoglie -1 -Condensano -Shutdown -Scambiatori stadio, IRIS: il 2 liquido alternativo linee SISTEMI vapore immersi parallele fuoriuscito rilasciato in da pool dalla 4 DI nel RWST (AP1000: rottura Contenitore SICUREZZA e 4-stage il condensato a seguito ADS) SBLOCA o -Gravità -Assicura Steam/Feed -Alimentazione -Rimozione sufficiente rapida Line calore (limitata) equalizzazione Break a re-iniettare dall interno di acqua acqua della raffreddamento Reactor nel pressione Reactor Vessel tra Vessel per Contenitore gravità attraverso e Reactor le DVI Vessel lines -Cavità e allagamento assicurano in-vessel retention (IVR) PSS ADS/PORV (1 of 1) ADS Safety Valve EBT Integral Reactor Vessel Safety Valve RCP (1 of 8) EHRS Heat Exchanger Refueling Water Storage Tank (1 of 1) Main Steam Line (1 of 4) Isolation Valves P/H P/H EHRS Suppression Pool (1 0f 6) FO EBT (1 0f 2) FO DVI SG Steam Lines (2 of 8) Steam Generator (1 of 8) SG Feed Water Lines (2 of 8) SG Make up Tank Emergency Heat Removal System (EHRS) 1 of 4 Subsystems AUX. T.B. BLDG. Suppression Pool Gas Space Long Term Core Makeup from RV Cavity (1 of 2) FO FO Main Feed Line (1 of 4) Isolation Valves P/H P/H RV Cavity LTCS Start Up FeedWater

35 IRIS: Strategia di Sicurezza per SBLOCA 35 Accoppiamento Contenitore ad alta pressione + vessel primario + sistemi passivi:

36 IRIS: risposta a Small Break LOCA (SBLOCA) 36 No large break LOCA Vessel primario e Contenitore termodinamicamente accoppiati negli SBLOCA Vessel primario depressurizzato da 16 asportazione calore dall interno Pressione può aumentare nel 12 Contenitore 10 Differenza di pressione attraverso rottura si annulla rapidamente Risposta a lungo termine è assicurata dal raffreddamento del Contenitore Il nocciolo rimane coperto dall acquaacqua senza iniezione esterna Elevation to bottom of pressure vesse el (m) Collapsed Liquid Level Break Position Top of Active Fuel Time (s)

37 IRIS: eliminazione Pressure Vessel Embrittlement 37 Spessore acqua downcomer (nocciolo-vessel): 1.7 m Flusso n veloci sul Vessel: ~10 5 volte meno che in PWR Cold vessel Dose esterna praticamente assente No embrittlement, no surveillance Vessel eterno Decommissioning semplificato 1.E+16 1.E+14 1.E+12 Radial fast neutron flux profile LOOP PWRs Neutron flux (n/ /cm2s) 1.E+10 1E+08 1.E+08 IRIS 1.E+06 1.E+04 1.E+02 1.E+00 D o w n c o m e r Cavity 1E02 1.E CORE (from r= =0) tor Neutron Reflect Core Barrel Radial position (cm) RPV

38 IRIS: isolamento sismico dell Edificio Ausiliario 38 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 Hz - 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 ~ 1 m thick Flood level Ground level 22 m Horizontal Fail-safe System 21 m 23 m Isolatori sismici 56 m

39 IRIS: processo Risk-Informed 39 Analisi di sicurezza deterministiche e valutazioni PSA svolte durante lo sviluppo del progetto preliminare DESIGN/SAFETY ANALYSIS TEAM Providing IRIS system data (initial) PSA Procedure PSA TEAM Analysis of system/component reliability Providing IRIS system data (update) Identification of high risk scenarios Risk-informed informed Design procedure Analysis of identified sequences Identification of sequences requiring analysis Incorporation of changes in design Recommend changes to improve PSA results

40 IRIS: processo Risk-Informed riduzione della Core Damage Frequency Sviluppo progetto PSA Sviluppo progetto 40 PSA 1.00E E E E E E E-09

41 IRIS: effetti del livello di Sicurezza 41 Approccio Risk-Informed: No Emergency Planning Zone Eliminazione o forte riduzione (area dell impianto) della Emergency Planning Zone 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 impianto Attività svolta con IAEA Procedure discussa con NRC CAORSO site IRIS: 1 km France Evacuation Zone: 5 km US Emergency Planning Zone: 10 miles

42 IRIS: attività sperimentali sulla Sicurezza 42 IRIS Integral Test Facility (per prove e fase licensing) Scala 1:1 in altezza temperature pressioni Scala 1:100 in potenza volumi Prove sperimentali di scenari incidentali Dimostrazione ione sistemi di sicurezza passivi i e accoppiamento Contenitore-Reattore Oltre 700 punti di misura DW RWSTAB EHRSA,B RWSTC EHRSC 2010: Terminata fase scalatura e progettazione 2011: Terminata fase preparazione struttura di supporto e sala controllo LGMSB LGMSA EBTB EBTA QT RV : 2012: Inizio fase costruzione PSSA PSSB RC

43 E CON CIO? questo significa che il nucleare sia intrinsecamente sicuro o a rischio zero?... CERTAMENTE NO, NON LO E (COME NESSUNA ATTIVITA 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