la centrale epr areva-siemens - Associazione Italiana Nucleare

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QUADERNO AIN n. 3
AIN
ASSOCIAZIONE
ITALIANA
NUCLEARE
QUADERNO N. 3
21mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n. 4-2009
IMPIANTI NUCLEARI DI TERZA GENERAZIONE
LA CENTRALE EPR
AREVA-SIEMENS
I
l reattore EPR (Enhanced
Pressurized Reactor) è un
reattore della filiera ad
acqua leggera in pressione
(PWR, Pressurized Water
Reactor) della potenza di
1.650 MWe sviluppato
congiuntamente da Areva
(Francia) e Siemens
(Germania).
La sua concezione è basata
sull’esperienza di esercizio
accumulata in tutto il mondo
sui reattori PWR, con
particolare riferimento ai più
recenti: i reattori N4 e
KONVOI realizzati
rispettivamente in Francia e
in Germania. Il progetto
dell’EPR integra inoltre i
risultati dei programmi di
ricerca e sviluppo condotti
dal CEA (Commissariat à
l’Énergie Atomique) francese
e dal centro di ricerca tedesco
di Karlsruhe.
Offrendo un significativo
innalzamento dei livelli di
efficienza e sicurezza, l’EPR si
caratterizza per alcune
innovazioni fondamentali,
che riguardano la
prevenzione delle situazioni
di fusione del nocciolo e la
mitigazione delle loro
potenziali conseguenze.
L’EPR beneficia inoltre di una
elevatissima resistenza ai
fattori di rischio esterni, con
particolare riferimento
all’impatto di aerei militari e
di linea e all’effetto di
condizioni ambientali
estreme e di eventuali
terremoti.
LA CENTRALE EPR
Lo sviluppo del progetto
L’impianto EPR è stato sviluppato
nel quadro di un’iniziativa di cooperazione franco-tedesca finalizzata a
fornire una risposta univoca ai requisiti emanati dalle utilities elettriche americane ed europee e dalle
autorità di sicurezza nazionali per gli
impianti nucleari di nuova costruzione. Nello sviluppo del progetto
sono state coinvolte fin dall’inizio
Immagine simulata al computer
della centrale
EPR in costruzione nel sito di Olkiluoto
(Finlandia).
La centrale di
Olkiluoto in fase
di costruzione.
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QUADERNO AIN n. 3
La centrale EPR
di Flamanville 3
(Francia) in costruzione.
le società costruttrici di impianti
nucleari dei due paesi
(Framatome per la Francia e Siemens KWU per la Germania) le
cui attività nucleari sono state
successivamente fuse per dare
luogo alla Framatome ANP, società oggi appartenente ad Areva
e a Siemens;
le società di produzione elettrica
dei due paesi, EDF (Electricité de
France) per la Francia e EnBW e
RWE Power per la Germania,
successivamente fuse nella E.on;
le autorità di sicurezza dei due
paesi, al fine di armonizzare le rispettive normative nazionali sulla
sicurezza.
L’EPR ha assunto come specifiche di
progetto quelle indicate dalle utilities europee attraverso l’iniziativa
EUR (European Utilities Requirements) e dall’US Electric Power Reserarch Institute (EPRI) statunitense attraverso la pubblicazione
dell’URD (Utility Requirements Document). Esso si uniforma inoltre alle raccomandazioni e alle posizioni
formulate nel 1993 e nel 1995 congiuntamente dalle autorità di scurezza francese e tedesca.
Le linee guida tecniche riguardanti il
progetto dell’EPR sono state validate
dal Groupe Permanent Réacteurs
francese, la commissione di esperti
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sulla sicurezza dei reattori nucleari
investita del ruolo di advisor tecnico
nei confronti dell’autorità di sicurezza francese, che ha operato con il
supporto di esperti tedeschi.
L’autorità di sicurezza francese, su
mandato del governo, ha dichiarato
il 28 settembre 2004 che le caratteristiche di sicurezza del nuovo impianto riflettono gli obiettivi di miglioramento della sicurezza stabiliti
per i nuovi impianti nucleari.
Come diretto discendente degli impianti N4 e KONVOI, lungamente
provati a livello operativo, L’EPR si
caratterizza per la tecnologia ampiamente acquisita ed è pertanto in grado di minimizzare ogni rischio e ogni conseguente detrimento di carattere finanziario nelle fasi di progettazione, autorizzazione, costruzione
ed esercizio.
L’esperienza operativa acquisita
nell’esercizio degli impianti nucleari
che impiegano la medesima tecnologia dell’EPR è in tal modo mantenuta e valorizzata.
Un altro dei principali vantaggi associati alla maturità tecnologica è
che le capacità industriali esistenti
nei campi della progettazione,
dell’ingegneria, nella fabbricazione
dei componenti, nella costruzione e
nella manutenzione degli impianti
nucleari – incluse le capacità risultanti dai precedenti trasferimenti
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tecnologici – possono essere facilmente dispiegate e utilizzate per
progettare nuovi impianti nucleari
basati sulla tecnologia EPR.
Le caratteristiche
tecnico-economiche
La nuova generazione di impianti
nucleari deve avere caratteristiche di
competitività avanzate per competere con successo nei mercati elettrici
deregolamentati.
Grazie alla precoce messa a fuoco in
fase di progetto della caratteristiche
di competitività economica, l’EPR è
caratterizzato da una sensibile riduzione dei costi di generazione
dell’energia elettrica, che sono stati
stimati inferiori del 10% rispetto a
quelli tipici degli impianti nucleari
più moderni attualmente in esercizio, e di più del 20% rispetto agli impianti avanzati a gas a ciclo combinato gas-vapore attualmente in fase
di sviluppo.
Il vantaggio è ancora più significativo se si considera che è stato valutato facendo riferimento ai prezzi che
il gas aveva nel 2001 e che non include i cosiddetti “costi esterni” correlati all’impatto sull’am-biente e
sulla salute, che risultano maggiori
per gli impianti a gas rispetto agli
impianti nucleari.
L’elevato livello di competitività
dell’EPR si basa su alcune caratteristiche fondamentali:
la taglia di 1.600 MWe, che rap-
presenta la potenza più elevata
fra gli impianti attualmente proposti sul mercato;
un’efficienza complessiva pari al
36-37%, a seconda delle condizioni locali del sito, che rappresenta
l’efficienza più elevata fra i reattori ad acqua presenti sul mercato;
un periodo di costruzione più
breve, a causa dell’esperienza già
acquisita e al continuo miglioramento nella metodologia di costruzione e nel sequenziamento
delle fasi costruttive;
una vita operativa di progetto di
60 anni;
l’utilizzo migliorato e flessibile del
combustibile;
un fattore medio di disponibilità
dell’impianto durante la vita operativa pari al 92%, ottenuto attraverso l’allungamento dei cicli di
irraggiamento e la riduzione delle
fermate per la ricarica e la manutenzione.
Per effetto della progettazione ottimizzata del nocciolo e della elevata
efficienza complessiva rispetto ai reattori attualmente in esercizio, l’EPR
offre inoltre significativi vantaggi in
termini di sostenibilità:
un risparmio di uranio del 17%
per MWh prodotto;
una riduzione della produzione di
materiali radioattivi a lunga vita
(attinidi) pari al 15% per MWh
prodotto;
un guadagno del 14% della resa elettrica rispetto alla resa termica
in confronto ai reattori da 1.000
MWe;
una grande flessibilità nell’uso di
combustibili ad ossidi misti di uranio e plutonio (MOX).
STRUTTURA
DELLA CENTRALE
Il reattore PWR
Il reattore è la parte di una centrale
nucleare nella quale, attraverso la
fissione dei nuclei atomici, si produce il calore necessario per generare
vapore. Il vapore è inviato ad azionare le turbine che a loro volta azionano l’alternatore, nel quale si produce energia elettrica. Il sistema di
generazione nucleare del vapore è in
altri termini il corrispettivo della
caldaia di un impianto a combustibile fossile.
In un reattore ad acqua in pressione
(PWR, Pressurized Water Reactor)
per rimuovere il calore che si genera
nel reattore dalla fissione nucleare è
impiegata la normale acqua leggera,
purificata in modo spinto (deminera
-lizzata). La stessa acqua serve per
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Schema di una
centrale equipaggiata con un reattore di tipo
PWR
(Pressurized Water Reactor).
Principali edifici
della centrale
EPR: 1) Edificio
reattore; 2) Edificio del combustibile; 3) Edifici
di salvaguardia;
4) Edifici generatori diesel di emergenza; 5)
Edificio ausiliari;
6) Edificio waste;
7) Edificio turbina.
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“moderare” (rallentare) i neutroni
(particelle costituenti i nuclei atomici) che si producono dalla fissione.
Dal momento che la rottura dei nuclei di uranio 235 è prodotta da neutroni lenti, il rallentamento dei neutroni è necessario per mantenere la
reazione di fissione a catena.
Il recipiente contenente il reattore
(vessel) è collegato a circuiti chiusi
esterni (loop) ciascuno dei quali
comprende un generatore di vapore
e una pompa di circolazione primaria. Un serbatoio chiamato pressurizzatore, collegato ad uno dei loop,
consente di regolare la pressione nel
primario, che alla temperatura di esercizio, è tale che l’acqua rimanga
allo stato liquido, condizione nella
quale l’asportazione del calore generato nel nocciolo avviene con la massima efficienza.
Spinta dalle pompe di circolazione,
l’acqua che asporta il calore prodotto nel nocciolo del reattore raggiunge, attraverso le tubazioni del circuito primario, il generatore di vapore,
nel quale circola all’interno del fascio tubiero. Nel mantello del generatore di vapore fluisce invece
l’acqua del circuito secondario che,
lambendo il fascio tubiero, bolle e si
trasforma in vapore. La presenza del
generatore di vapore fa sì che
l’acqua del circuito primario sia fisicamente separata dall’acqua e dal
vapore del circuito secondario. In tal
modo tra il circuito primario e il circuito secondario è trasferito solo il
calore e non c’è scambio di acqua.
Il vapore che si produce nel secondario del generatore di vapore è inviato ad azionare la turbina. La turbina, mossa dall’espansione del vapore, aziona l’alternatore che produce energia elettrica. Alla fine della
fase di espansione il vapore è estratto dalla turbina, condensato e
l’acqua risultante, dopo una fase di
preriscaldamento, è rinviata ai generatori di vapore.
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1. Edificio reattore (contenitore
interno e contenitore esterno)
2. Gru polare
3. Spruzzatori acqua contenitore
4. Varco passaggio componenti
5. Macchina di carico e scarico del
combustibile
6. Generatore di vapore
7. Linee vapore principali
8. Linee alimento principali
9. Meccanismi barre di controllo
10.Recipiente a pressione del
reattore (vessel)
11.Pompa primaria
12.Tubazione primaria
13.Scambiatore CVCS
14.Vasca di raccolta e
raffreddamento del corium
15.Riserva d’acqua interna
16.Scambiatore RHR
17.Accumulatore SIS
18.Pressurizzatore
19.Valvole principali vapore
20.Valvole principali alimento
21.Silenziatore valvole sfioro e
sicurezza
22.Edificio di salvaguardia,
Divisione 2
23.Sala controllo principale
24.Sala computer
25.Acqua alimento emergenza
Divisione 3
27.Pompe alimento emergenza
28.Pompa MHSI
Divisione 4
30.Quadri elettrici
31.Quadri di controllo
32.Sala batterie
33.Acqua alimento emergenza
34.Scambiatore CCWS
35.Pompa LHSIS
36.Scambiatore componenti
37.Pompa HRS contenimento
38.Scambiatore HRS contenimento
39.Edificio combustibile
40.Gru combustibile
41.Fuel bridge
42.Piscine combustibile
43.Canale trasferimento
combustibile
44.Scambiatore acqua piscina
45.Pompa acqua piscina
46.Edificio ausiliari
47.Pompa CVCS
48.Serbatoi acido borico
49.Linee di ritardo
50.Serbatoi refrigerante
51.Camino
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Centrale EPR.
Vista in sezione
dell’edificio reattore, dell’edificio
del combustibile
e di uno degli
edifici di salvaguardia.
Gli edifici di centrale
Una centrale nucleare è costituita da
una parte nucleare vera e propria,
chiamata “isola nucleare”, e da una
parte convenzionale, che ospita le
apparecchiature del ciclo termico secondario e il gruppo turbinaalternatore, e che è analoga a quella
di una centrale termoelettrica convenzionale.
Edificio reattore
Nella centrale EPR l’edificio reattore, ubicato al centro dell’isola nucleare, ospita i componenti principali
del sistema di generazione nucleare
del vapore (NSSS, Nuclear Steam
Supply System), ovvero il reattore, i
componenti del circuito primario e i
sistemi necessari per il loro corretto
funzionamento. La funzione principale dell’edificio reattore è di separare dall’ambiente esterno i componenti in esso ospitati e di proteggerli
da tutti i rischi interni ed esterni.
L’edificio reattore si compone di un
cilindro interno in calcestruzzo armato precompresso, completato in-
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ternamente con un rivestimento
(“liner”) in acciaio, e di un secondo
cilindro esterno in calcestruzzo rinforzato. Entrambe le strutture sono
coperte con volte ellissoidali indipendenti.
Le valvole principali dell’acqua e del
vapore trovano posto in compartimenti dedicati adiacenti all’edificio
reattore e realizzati in calcestruzzo
rinforzato.
La sistemazione del circuito primario è caratterizzata dalla collocazione
del pressurizzatore in una zona separata, dalla separazione fra loro dei
loop e dei rami freddi e caldi di ciascun loop con pareti in calcestruzzo
e da uno schermo in calcestruzzo
(schermo secondario) che circonda
l’edificio di contenimento al fine di
proteggerlo dall’impatto di oggetti esterni e di limitare al massimo la dispersione di radiazioni dal sistema
primario alle aree circostanti.
Edificio combustibile
L’edificio combustibile, fondato sulla stessa piattaforma dell’edificio reattore e degli edifici di salvaguardia,
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è destinato ad ospitare il combustibile fresco, il combustibile irraggiato
e le attrezzature necessarie per la
movimentazione. Il combustibile irraggiato è ospitato in una piscina di
decadimento e stoccaggio temporaneo.
All’interno dell’edificio combustibile
i compartimenti operativi, le aree di
transito, i componenti, le valvole e le
tubazioni sono tra loro separati. Le
aree ad alta attività sono separate da
quelle a bassa attività per mezzo di
strutture schermanti. Un piano
dell’edificio è occupato dal sistema
di raffreddamento della piscina di
decadimento del combustibile irraggiato, dal sistema acqua borata di emergenza e dai sistemi di controllo
chimico e volumetrico dell’acqua.
Per motivi di sicurezza i sistemi sono realizzati con larga ridondanza
rispetto alle necessità operative e sono separati in due diverse aree
dell’edificio.
Edifici di salvaguardia
L’isola nucleare della centrale EPR
include quattro diversi edifici di salvaguardia che ospitano i sistemi di
alimentazione di emergenza (EFS,
Emergency Feedwater System) e di
raffreddamento di sicurezza (SIS,
Safety Injection System) del reattore
e i relativi sistemi di supporto. Questi sistemi sono suddivisi in quattro
catene ridondanti, ciascuna delle
quali è ospitata in un edificio diverso.
Il sistema di iniezione a bassa pressione (LHSIS, Low Head Safety Injection System) è combinato con il
sistema di rimozione del calore resi-
Centrale EPR.
Vista in pianta:
edificio reattore,
edificio combustibile, edifici di
salvaguardia,
edificio ausiliari.
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duo (RHRS, Residual Heat Removal
System). Essi sono sistemati nella
zona interna dell’edificio, in area
controllata, mentre il sistema di raffreddamento dei componenti (CCS,
Component Cooling System) e il sistema di alimentazione di emergenza (EFS, Emergency Feedwater
System) sono installati nella zona esterna dell’edificio, in area non controllata. La sala controllo principale
della centrale è ubicata all’interno di
uno dei quattro edifici di salvaguardia.
dotti nell’impianto.
Edifici diesel di emergenza
Il layout della centrale EPR è caratterizzato da una elevata resistenza ai
fattori di rischio esterni, in particolare ai terremoti e alla caduta
d’aereo.
La resistenza sismica è incrementata
per il fatto che l’intera isola nucleare
è realizzata su un’unica piattaforma
in calcestruzzo rinforzato di forte
spessore. L’altezza degli edifici è ridotta al minimo e i componenti più
pesanti e i serbatoi contenenti liquidi sono collocati al livello più basso
possibile.
Per resistere alla caduta d’aereo
l’edificio reattore, l’edificio combustibile e due dei quattro edifici di
salvaguardia sono protetti da una
struttura esterna in calcestruzzo rinforzato. Gli altri due edifici di salvaguardia sono protetti attraverso la
separazione e la collocazione in posizione opposta rispetto all’edificio reattore. In modo similare, i generatori diesel di emergenza sono collocati
in due diversi edifici, anch’essi collocati in posizione opposta rispetto
all’edificio reattore, in modo da evitare le cause comuni di guasto in seguito ad impatti esterni.
La disposizione dell’isola nucleare
offre significativi vantaggi per gli operatori, specie per quanto riguarda
le esigenze della radioprotezione e
delle operazioni di manutenzione.
La separazione fra le zone radiologicamente controllate e le zone non
controllate contribuisce a ridurre in
maniera significativa le dosi operative al personale. Le esigenze operative proprie delle operazioni di manu-
Ospitano i generatori diesel di emergenza e i relativi sistemi di supporto,
dimensionati per fornire energia elettrica ai sistemi di sicurezza della
centrale in caso di distacco completo
dalla rete elettrica esterna.
Si tratta di due edifici separati e collocati in posizione opposta rispetto
all’edificio reattore, al fine di assicurare in ogni condizione la disponibilità dell’alimentazione elettrica di emergenza e di aumentare in tal modo le caratteristiche di sicurezza della centrale.
Edificio ausiliari
Si tratta di un edificio classificato in
parte come zona controllata, collocata ai livelli superiori, e in parte come
zona convenzionale, collocata ai livelli inferiori.
L’edificio ospita parte del sistema
acqua servizi, sistemi e laboratori di
campionamento e controllo ,
l’officina di manutenzione e alcune
aree utilizzate durante la fase di ricarica del combustibile. Nell’edificio
ausiliari è inoltre convogliata l’aria
estratta da tutte le zone controllate
dell’impianto. Previo controllo continuo, l’aria è successivamente convogliata al camino della centrale.
Edificio waste
L’edificio waste è impiegato per raccogliere, immagazzinare e trattare i
rifiuti radioattivi liquidi e solidi pro-
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Edificio turbina
L’edificio turbina ospita tutti i componenti principali del ciclo termico
secondario, inclusi i sistemi di trattamento del condensato e dell’acqua
di alimentazione ai generatori di vapore. Ospita in particolare il gruppo
turbina, l’alternatore, il condensatore e i loro sistemi ausiliari.
Resistenza ai fattori esterni
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Reattore EPR.
Struttura del recipiente a pressione del reattore
(reactor vessel).
tenzione, considerate fin dall’inizio
dello sviluppo progettuale, hanno
portato alla realizzazione di aree dedicate che semplificano notevolmente le operazioni e l’intervento del
personale.
IL REATTORE
Il recipiente a pressione
Il recipiente a pressione (vessel)
contiene il reattore vero e proprio e
costituisce l’elemento centrale del sistema primario. È un contenitore cilindrico con base semisferica e con
testa flangiata di chiusura anch’essa
semisferica realizzato in acciaio di
forte spessore (25 cm) nel quale si
innestano circonferenzialmente le
tubazioni dei quattro loop del circui-
to primario.
Al fine di minimizzare il numero
delle grandi saldature necessarie, e
quindi di ridurre i costi di fabbricazione e i tempi necessari per le ispezioni in servizio, la sezione superiore
del vessel, comprendente la flangia
di chiusura e i bocchelli di innesto
delle tubazioni del primario, è realizzata in un unico pezzo forgiato. La
struttura dei bocchelli è inoltre progettata per facilitare le operazioni di
innesto e saldatura in opera delle tubazioni primarie.
La parte inferiore del vessel è costituita, dall’alto verso il basso, da una
sezione cilindrica che si estende per
tutta la lunghezza attiva del reattore,
una sezione anulare di raccordo e un
fondo semisferico. Dal momento che
tutta la strumentazione del reattore
fa capo alla testa del vessel, nel fon-
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Reattore EPR.
Sezione centrale
del vessel in un
unico pezzo forgiato.
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do non ci sono penetrazioni.
La testa di chiusura del vessel è costituita dalla flangia anulare e da una calotta semisferica recante le penetrazioni cui fanno capo i meccanismi di azionamento delle barre di
controllo e i canali di strumentazione del nocciolo.
Il vessel e la testa di chiusura sono
realizzati in acciaio ferritico forgiato
(tipo 15MND5), materiale che combina doti di elevata resistenza, resilienza e saldabilità. Al fine di ridurre
al minimo i fenomeni di corrosione
le superfici interne del vessel e della
testa di chiusura sono rivestite in acciaio inossidabile. A tale scopo è adottata una lega a basso contenuto
residuo di cobalto (inferiore allo
0,06%) al fine di minimizzare la
produzione di prodotti di corrosione
che possono subire attivazione
all’interno del reattore ed essere trasportati in ciclo.
I materiali e i criteri di progetto adottati sono tali da assicurare significativi margini di sicurezza contro il
rischio di rottura fragile dovuta
all’invecchiamento dei materiali sotto irraggiamento durante i 60 anni
della vita operativa di progetto del
vessel. Il flusso neutronico sulla parete interna è stato ridotto aumentando il diametro del vessel. Al fine
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di ridurre ulteriormente
l’irraggiamento neutronico della
parte centrale del vessel, il nocciolo
del reattore è circondato da un particolare schermo (heavy reflector) in
grado di riflettere verso l’interno i
neutroni.
La soppressione di ogni saldatura
fra la flangia di chiusura e la sezione
nella quale sono integrati i bocchelli
consente di incrementare, a parità di
altezza del vessel, la distanza verticale fra i bocchelli e la parte superiore del nocciolo, migliorando le condizioni di raffreddamento del reattore in caso di incidente da perdita del
refrigerante primario (LOCA, Loss
Off Coolant Accident).
Le caratteristiche costruttive del vessel, e in particolare la riduzione del
numero delle saldature e la geometria delle stesse saldature, sono inoltre tali da facilitare i controlli non
distruttivi durante le ispezioni in
servizio e da ridurne la durata. In
particolare, il 100% della superficie
interna del vessel è accessibile per
l’ispezione delle saldature con tecniche visive e mediante ultrasuoni.
All’interno dell’edificio reattore il
peso del vessel e delle strutture in
esso contenute è sostenuto da un insieme di supporti integrati sotto gli
otto bocchelli di penetrazione delle
tubazioni primarie. I supporti gravano su un anello integrato nella parte
superiore della struttura di sostegno
del vessel, che a sua volta scarica il
relativo peso direttamente sulla
piattaforma di fondazione
dell’edificio reattore.
Le strutture interne
Le strutture interne del vessel
(RPVI, Reactor Pressure Vessel Int e r n a l s , o p i ù b r e v em e n t e
“internals”) sono finalizzate a conservare la geometria del nocciolo,
mantenendo nella corretta posizione
gli elementi di combustibile, le barre
di controllo, il riflettore radiale e la
strumentazione, a stabilire una corretta circolazione dell’acqua primaria attraverso il nocciolo e inoltre a
sostenere il peso del nocciolo, scari-
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candolo sul vessel stesso. Il mantenimento della corretta geometria del
nocciolo in ogni circostanza, inclusi
gli ipotetici transitori incidentali, è
essenziale per consentire l’efficace asportazione del calore sviluppato negli elementi di combustibile e la regolazione della reattività attraverso
una corretta operabilità delle barre
di controllo.
Gli internals consentono di posizionare all’interno del nocciolo la strumentazione necessaria e lo proteggono dalle vibrazioni indotte dal
flusso del refrigerante primario durante l’esercizio. Essi contribuiscono
inoltre ad assicurare l’integrità del
vessel, proteggendolo dal flusso neutronico. La strumentazione inserita
nel nocciolo include anche una serie
di capsule nelle quali sono inseriti
campioni dei materiali con i quali
sono realizzati il vessel e gli internals. I campioni irradiati durante
l’esercizio del reattore sono periodicamente estratti e sottoposti ad attento esame nel contesto del programma di sorveglianza dei materiali, al fine di verificare che mantengano nel tempo le caratteristiche essenziali ai fini della sicurezza.
Gli internals sono in parte estratti
dal vessel ad ogni operazione di ricarica del reattore, o possono essere estratti integralmente per consentire
l’ispe-zione completa della parete
interna del vessel.
Gli internals includono i seguenti
componenti:
gli internals superiori
gli internals inferiori
il “barrel”
il riflettore radiale
Gli internals superiori sono costituiti
dalla parte degli internals posizionata sopra il nocciolo, che comprende
la piastra superiore, le colonne di
sostegno, i tubi-guida delle barre di
controllo a cluster (RCCA, Rod Cluster Control Assembly) e la griglia
superiore del nocciolo. La loro funzione è quella di mantenere nella
corretta posizione assiale e radiale
gli elementi di combustibile e le bar-
re di controllo a cluster. Le colonne
di sostegno e i tubi-guida delle barre
di controllo sono ancorati superiormente alla piastra di supporto superiore e inferiormente alla griglia superiore del nocciolo. Il tutto è ancorato ad una struttura di supporto
circonferenziale che si appoggia sulla flangia superiore del vessel.
Gli internals inferiori sono costituiti
dalla piastra di sostegno inferiore
del nocciolo. La piastra, ottenuta attraverso la lavorazione di un forgiato
di acciaio inossidabile, è saldata alla
parete interna del barrel. Si tratta di
una piastra recante tanti fori quanti
sono gli elementi di combustibile; gli
elementi di combustibile stessi sono
innestati in corrispondenza dei fori
ciascuno mediante due spine metalliche.
Il barrel è un cilindro in acciaio che
ha la triplice funzione di sostenere il
peso del nocciolo (scaricato sulla
piastra inferiore), di fungere da
schermo neutronico della parete del
vessel e di orientare verso il basso il
Reattore EPR.
Internals superiori del vessel.
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flusso dell’acqua primaria che entra
nel vessel dai bocchelli di entrata,
consentendole di percorrere il nocciolo e di lambire gli elementi di
combustibile dal basso verso l’alto.
Attraverso un supporto anulare, il
barrel scarica il peso del nocciolo
sulla flangia di chiusura del vessel.
Gli internals sono realizzati in massima parte con acciai inossidabili al
nichel-cromo a basso tenore di carbonio. Gli elementi di collegamento,
come ad esempio bulloni, spine e
barre, sono realizzati in acciaio inossidabile al nichel-cromo-molibdeno
lavorato a freddo. In alcuni particolari componenti le superfici sono indurite mediante trattamenti di diverso tipo per limitare i fenomeni di
corrosione da sfregamento. Al fine
di limitare il rilascio di prodotti di
corrosione attivati, tutti i materiali
hanno un contenuto residuo di cobalto inferiore allo 0,06%.
Il riflettore radiale
Il riflettore radiale costituisce un
componente innovativo adottato per
la prima volta nel reattore EPR e alla
cui adozione sono associati significativi vantaggi.
Il riflettore radiale ha la funzione di
ridurre il flusso dei neutroni che si
dirigono verso la parete interna del
vessel, e inoltre di appiattire il flusso
dei neutroni all’interno del nocciolo.
A tal fine lo spazio fra il poligono costituito dagli elementi di combustibile e la superficie cilindrica del barrel è riempito con un materiale che
ha proprietà di riflessione dei neutroni. Si tratta in particolare di una
struttura in acciaio inossidabile che
circonda il nocciolo ed è composta
da anelli posti gli uni sugli altri. Gli
anelli sono trattenuti in sede da barre assiali ancorate alla piastra inferiore di sostegno del nocciolo. Il calore che si sviluppa a causa
dell’assorbimento della radiazione
gamma nel materiale costituente il
riflettore è asportato dalla stessa acqua primaria, che fluisce in una serie di appositi canali ricavati
all’interno del riflettore stesso.
12
QUADERNO AIN n. 3
Riducendo il flusso neutronico che
sfugge dal nocciolo, il riflettore consente una migliore utilizzazione del
combustibile (più neutroni sono disponibili per il mantenimento della
reazione a catena). In tal modo si riduce il costo del ciclo del combustibile, attraverso la riduzione del livello di arricchimento necessario per
raggiungere un determinato tasso di
bruciamento, o in alternativa consentendo di aumentare il tasso di
bruciamento a un dato livello di arricchimento.
La riduzione del flusso neutronico
che abbandona il nocciolo consente
anche di ridurre l’esposizione dei
materiali che costituiscono il vessel
agli alti flussi di neutroni veloci, limitando i corrispondenti fenomeni
di invecchiamento e infragilimento
dei materiali stessi.
L’adozione del riflettore radiale porta un contributo fondamentale all’allungamento a 60 anni della vita operativa di progetto del reattore EPR.
La presenza del riflettore radiale
contribuisce inoltre a migliorare il
comportamento meccanico della
struttura interna che circonda il nocciolo.
Il nocciolo
Il nocciolo (“core”) del reattore ospita il combustibile, nel quale avviene
la reazione di fissione e il conseguente sviluppo di calore. La struttura interna del nocciolo ha lo scopo
di sostenerne il peso, controllare la
reazione di fissione e regolare il flusso del refrigerante.
Il nocciolo è refrigerato e moderato
con acqua leggera alla pressione di
155 bar e alla temperatura media di
circa 300 °C. Nell’acqua è disciolto
boro con funzione di assorbitore di
neutroni. La concentrazione di boro
nel refrigerante varia a seconda delle
necessità di controllare variazioni di
reattività relativamente piccole, inc l us o l ’e f f e t t o de l b u r n up
(bruciamento progressivo) del combustibile. Un altro elemento assorbitore di neutroni è costituito dal gadolinio mescolato al combustibile
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negli elementi periferici al fine di
controllare la reattività iniziale e la
distribuzione di potenza. All’interno
e all’esterno del nocciolo è anche inserita strumentazione idonea per
monitorare le prestazioni nucleari e
termoidrauliche e per rilevare i parametri di input per le funzioni di
controllo del reattore.
L’EPR è progettato per operare con
combustibile a ossido di uranio o a
ossidi misti di uranio e plutonio
(MOX). Le principali caratteristiche
del nocciolo e le sue condizioni di
funzionamento sono state fissate
non solo con l’obiettivo di ottenere
una elevata efficienza termica
dell’impianto e bassi costi del ciclo
del combustibile, ma anche per aumentarne la flessibilità con riferimento alle diverse durate del ciclo di
irraggiamento e a un elevato livello
di manovrabilità.
Il nocciolo del reattore EPR comprende 241 elementi di combustibile
e 89 barre di controllo. Per la prima
carica del nocciolo gli elementi sono
suddivisi in quattro gruppi caratterizzati da diversi livelli di arricchimento. Due gruppi hanno il massimo arricchimento (5%) e uno di essi
contiene nella composizione del
combustibile il gadolinio. Per le successive ricariche, il numero, le caratteristiche e la dislocazione nel nocciolo degli elementi di combustibile
fresco dipendono dal tipo di schema
di gestione del combustibile adottato, in particolare dalla lunghezza del
tempo di irraggiamento in pila e dagli schemi di ricarica. La lunghezza
del ciclo di irraggiamento (tempo di
funzionamento del reattore fra
un’operazione di ricarica e l’altra)
può raggiungere i 24 mesi ed è possibile applicare metodiche di gestione di tipo in-out e out-in.
La progettazione del nocciolo investe la meccanica dei componenti, il
comportamento nucleare e il comportamento termoidraulico. La progettazione nucleare del nocciolo
consente di stabilire la collocazione
delle barre di controllo,
dell’assorbitore bruciabile
(gadolinio) e i parametri fisici del
combustibile, come ad esempio il
tasso di arricchimento e la concentrazione di boro nel refrigerante. La
progettazione termoidraulica del
nocciolo stabilisce invece i parametri di flusso del refrigerante che assicurano la corretta asportazione del
calore che si genera nel combustibile. Il progetto del nocciolo è finalizzato a consentire l’applicazione di
diversi schemi di gestione del combustibile al fine di rispettare i requisiti imposti dalle società di produzione elettrica in termini di durata
ed economia del ciclo di irraggiamento (frazione di ricarica, tasso di
burnup).
Le caratteristiche progettuali adottate per il nocciolo dell’impianto EPR
consentono di conseguire un risparmio del 17% di combustibile e una
riduzione del 15% nella generazione
di sostanze radioattive a lunga vita
(attinidi) per MWh prodotto.
Oltre agli elementi di combustibile e
Reattore EPR.
Sezione schematica del nocciolo.
13
Reattore EPR.
Elemento di combustibile.
QUADERNO AIN n. 3
sel. Conseguentemente, il fondo del
vessel non presenta penetrazioni.
La strumentazione necessaria per
controllare le condizioni di criticità
si trova invece all’esterno del vessel,
in corrispondenza della zona attiva
del nocciolo.
Gli elementi di combustibile
alle barre di controllo il nocciolo
contiene la strumentazione necessaria per monitorare le condizioni di
funzionamento del reattore.
La distribuzione di potenza
all’interno del nocciolo è rilevata attraverso l’inserimento di sferette di
acciaio al vanadio, il cui livello di attivazione fornisce un’indicazione del
valore locale del flusso neutronico.
La misura dei valori locali del flusso
consentono di ricostruire la distribuzione tridimensionale di potenza
nel nocciolo.
La strumentazione fissa presente nel
nocciolo si compone di rivelatori di
neutroni e termocoppie, utilizzati
per misurare la distribuzione spaziale del flusso neutronico e della temperatura, e inoltre di misuratori del
livello dell’acqua nel vessel. Tutta la
strumentazione è introdotta nel nocciolo attraverso le penetrazioni presenti nella testa di chiusura del ves-
14
L’elemento di combustibile del reattore EPR è costituito da un fascio a
sezione quadrata di 17 x 17 barrette
assemblate mediante i bocchelli di
ingresso e di uscita e 10 griglie distanziatrici intermedie distribuite
lungo la lunghezza dell’elemento. 24
delle posizioni del reticolo quadrato
sono occupate da altrettanti tubi
guida delle barre di controllo, fissati
ai bocchelli e alle griglie distanziatrici a costituire la struttura di sostegno dell’elemento.
I tubi guida inseriti nella matrice
dell’elemento consentono
l’inserimento delle barrette che compongono le barre di controllo a grappolo (RCCA, Rod Cluster Control
Assemblies) o, all’occorrenza, della
strumentazione interna al nocciolo.
Il bocchello inferiore è progettato
per contribuire a regolare il flusso di
refrigerante nell’elemento e comprende un sistema a trappola atto ad
impedire che il flusso possa essere ostacolato dalla presenza di piccoli
frammenti.
Il bocchello superiore ospita le molle
di ritenuta dell’elemento di combustibile. Le griglie distanziatrici, ad
eccezione della prima e dell’ultima,
sono conformate in modo da promuovere il rimescolamento del refrigerante e da migliorare conseguentemente il trasferimento del calore
dalle barrette di combustibile al fluido.
Le barrette di combustibile sono costituite da tubi (“camicie”) in lega di
zirconio (M5) del diametro esterno
di 9,5 mm e dello spessore di 0,57
mm, ciascuno dei quali è riempito
con una pila di pasticche cilindriche
sinterizzate (pellet) di combustibile
(ossido di uranio o ossidi misti di uranio e plutonio) mantenute in posi-
QUADERNO AIN n. 3
zione da una molla inserita nella
parte superiore dell’incamiciatura.
L’incamiciatura delle barrette ha la
funzione di isolare il combustibile
dal refrigerante, trattenendo
all’interno i prodotti di fissione gassosi, e costituisce pertanto la prima
barriera che si oppone alla fuoriuscita di radioattività, essendo comunque la stessa matrice ceramica del
combustibile in grado di trattenere i
prodotti di fissione solidi.
La zona interna superiore della barretta occupata dalla molla ha anche
la funzione di raccogliere i gas di fissione eventualmente rilasciati dal
combustibile e di limitare l’aumento
della pressione nell’incamiciatura
conseguente all’irraggiamento del
combustibile.
Le pellet sono costituite da biossido
di uranio arricchito nell’isotopo
U235 fino al 5%, oppure da ossidi
misti di uranio e plutonio in proporzione tale da rendere il combustibile
energeticamente equivalente.
In alcune barrette le pellet di biossido di uranio contengono nella loro
composizione anche ossido di gadolinio (Gd2O3) con funzione di assorbitore bruciabile di neutroni. La presenza del gadolinio serve per controllare la reattività del combustibile
all’inizio del ciclo di irraggiamento,
quando è massima la percentuale di
uranio fissile.
Con il procedere dell’irraggiamento,
parallelamente alla riduzione del
tasso di uranio fissile, il gadolinio si
consuma e la reattività tende a rimanere costante. La concentrazione di
gadolinio è compresa fra il 2 e l’ 8%
in peso.
Il numero di barrette contenenti gadolinio in ciascun elemento di combustibile varia da 8 a 28, a seconda
dello schema di gestione del combustibile adottato.
I componenti strutturali
dell’elemento di combustibile sono
realizzati in acciaio inox (bocchelli
di entrata e di uscita), inconel 718
(griglie distanziatrici estreme, molle
di ritenuta) e in lega di zirconio M5
(camicie delle barrette, tubi guida,
griglie distanziatrici interne).
Le barre di controllo
Il reattore EPR è dotato di un sistema di regolazione della reazione e di
arresto rapido costituita da 89 barre
di controllo a cluster (RCCA, Rod
Cluster Control Assembly) ciascuna
delle quali è costituita da un insieme
di 24 barrette ancorate ad una testata superiore. Le barrette contengono
un materiale assorbitore di neutroni
e sono pertanto in grado di arrestare
la reazione di fissione all’atto del loro inserimento nel nocciolo. A tal fine la loro lunghezza è sufficiente a
coprire l’intera lunghezza attiva del
nocciolo.
Le barre, del tipo “Harmoni”, sono
state sviluppate da Framatome ANP
per il reattore KONVOI e hanno maturato una lunga esperienza tecnologica e di servizio. L’assorbitore di
neutroni è realizzato con una lega di
argento-indio-cadmio e con pasticche sinterizzate di carburo di boro
(B4C). Ogni barretta è costituita da
una pila di barre in argento-indio-
Reattore EPR.
Struttura dei
meccanismi di
guida delle barre
di controllo.
15
cadmio e pellet di carburo di boro
contenute in una guaina di acciaio inox riempita con elio; quest’ultimo
ha la funzione di migliorare il raffreddamento dei materiali assorbenti. Al fine di eliminare i problemi di
erosione per sfregamento, la superficie esterna delle guaine è trattata
per aumentarne la resistenza.
Le 89 barre di controllo sono suddivise funzionalmente in diversi gruppi. 37 barre sono assegnate al controllo della temperatura media del
moderatore e dell’offset assiale,
mentre 52 barre costituiscono il sistema di arresto rapido del reattore.
Il primo insieme è suddiviso in cinque gruppi e ciascun gruppo è suddiviso in quadrupletti. I quadrupletti
sono combinati in modo da realizzare quattro diverse sequenze di inserimento, in dipendenza del tasso di
sfruttamento del combustibile.
Il sistema di azionamento delle barre di controllo (CRDM, Control Rod
Drive Mechanism) ha la funzione di
inserire e ritirare le 89 barre di controllo e di mantenerle in qualsiasi
posizione all’interno del nocciolo, al
fine di consentire il controllo continuo del reattore. Una seconda funzione è quella di inserire le barre nel
nocciolo con la massima rapidità al
fine di spegnere la reazione a catena
in caso di necessità (arresto rapido o
“scram” del reattore). Il sistema di
azionamento è installato sulla testa
di chiusura del vessel. Ciascun meccanismo fa capo ad un bocchello di
penetrazione saldato sulla testa del
vessel ed è realizzato come unità a sé
stante e autocontenuta, che può essere rimossa o inserita indipendentemente da tutte le altre. Gli avvolgimenti elettrici che fanno parte di
ciascun meccanismo non richiedono
ventilazione, e ciò consente di ottimizzare l’uso dello spazio al di sopra
del vessel.
Il sistema di azionamento delle barre di controllo risponde a segnali di
attuazione generati dall’operatore o
dai sistemi di controllo e protezione
del reattore. I contenitori a pressione che racchiudono i sistemi di azionamento fanno parte integrante del
16
QUADERNO AIN n. 3
circuito primario del reattore e sono
pertanto progettati e realizzati con i
medesimi requisiti di sicurezza e
qualità.
IL CIRCUITO PRIMARIO
La configurazione del primario
La centrale EPR è equipaggiata con
un circuito primario a quattro loop
derivante dall’evoluzione della consolidata configurazione impiantistica e tecnologica dei reattori francesi
N4 da 1.300 e 1.500 MWe e dei reattori tedeschi del tipo KONVOI.
Su ciascuno dei quattro bocchelli di
uscita del vessel si innesta il cosidddetto “ramo caldo” di uno dei quattro loop, nel quale fluisce l’acqua ad
alta pressione (155 bar) e ad alta
temperatura (327 °C). L’acqua raggiunge in tal modo il generatore di
vapore dove, circolando all’interno
del fascio tubiero, trasferisce il calore all’acqua del circuito secondario,
che bolle e si trasforma in vapore.
L’acqua primaria che esce dal generatore di vapore raggiunge la pompa
di circolazione del refrigerante, che
la rinvia al vessel attraverso il cosiddetto “ramo freddo” del loop (296 °
C). Entrando nel vessel attraverso
uno dei quattro bocchelli di entrata
l’acqua è deflessa verso il basso dal
barrel, percorre lo spazio anulare tra
il barrel e la parete interna del vessel, si raccoglie nel plenum inferiore
del vessel e penetra nel nocciolo attraversandolo dal basso verso l’alto,
asportando il calore generato dalla
fissione.
Ad uno dei quattro loop è collegato il
pressurizzatore, la cui funzione è
quella di mantenere automaticamente la pressione di esercizio
all’interno del circuito primario.
I componenti del circuito primario
dell’EPR sono caratterizzati da un
volume maggiore rispetto a quello
degli analoghi componenti di progettazione precedente. La motivazione sta nei benefici addizionali in termini di margini operativi e di sicurezza.
QUADERNO AIN n. 3
L’aumento del volume tra i bocchelli
e la parte superiore del nocciolo
all’interno del vessel si traduce nella
presenza di un maggior volume
d’acqua sopra il nocciolo, e conseguentemente in un allungamento
dei tempi di svuotamento del nocciolo in caso di incidente da perdita
di refrigerante. Si dispone in tal modo di un periodo di tempo più prolungato per l’intervento dei sistemi
di sicurezza e di protezione del nocciolo. Il maggiore volume di liquido
nel vessel è inoltre utile in caso di
perdita del sistema di rimozione del
calore residuo in condizioni di spegnimento del reattore.
Il maggior volume dell’acqua e del
vapore presenti nel pressurizzatore
rende più agevole e automatico
l’adattamento delle condizioni di
funzionamento dell’impianto a variazioni anche notevoli e rapide del
carico termico, sia nel funzionamento normale sia nei transitori anomali.
Anche in questo caso il comportamento “amichevole” del reattore
consente di prolungare la vita dei
componenti e di disporre di periodi
di tempo sensibilmente più lunghi
per l’intervento dei sistemi di sicurezza e degli operatori.
L’aumento del volume dell’acqua e
del vapore sul lato secondario dei
generatori di vapore si traduce in altri significativi vantaggi. Durante il
normale esercizio dell’impianto i
transitori risultano sensibilmente
più lunghi, riducendo il rischio che il
reattore sia interessato da eventi indesiderati.
In caso di rottura di una delle tubazioni di estrazione del vapore secondario, il maggior volume di vapore
disponibile, insieme alla possibilità
di settare opportunamente le valvole
di estrazione, consente di prevenire
il rilascio di liquidi all’esterno
dell’edificio di contenimento.
Il notevole volume d’acqua presente
nel circuito secondario fa sì che nel
caso ipotetico di blocco
dell’alimentazione dell’acqua secondaria al generatore di vapore, il tempo di evaporazione completa
dell’acqua in esso contenuta (“dry
out”) sia di almeno 30 minuti. Si
tratta di un intervallo più che sufficiente per ripristinare
l’alimentazione del generatore di vapore o per decidere altre contromisure.
In aggiunta ai vantaggi associati
all’incremento del volume del primario e del secondario, la pressione
di progetto del circuito primario è
stata elevata a 176 bar, al fine di ridurre la frequenza di intervento delle valvole di sfioro, il che comporta
un miglioramento in termini di sicurezza.
Reattore EPR.
Struttura del
sistema primario.
I generatori di vapore
Nel generatore di vapore l’acqua del
primario cede il proprio calore a
quella del secondario, nella quale si
produce vapore. I quattro generatori
di vapore dell’impianto EPR costituiscono quindi l’interfaccia fra il
circuito primario (in cui l’acqua cir-
17
Impianto EPR.
Struttura del generatore di vapore.
18
cola direttamente nel reattore) e il
circuito secondario (in cui l’acqua
non circola nel reattore e il vapore è
inviato ad azionare la turbina).
Il generatore di vapore adottato
nell’impianto EPR è uno scambiatore a fascio tubiero ad U ad asse verticale e a circolazione naturale equipaggiato con un economizzatore assiale. Si tratta di una versione avanzata del generatore di vapore adottato nei reattori N4. È costituito da
due sottosistemi, il primo finalizzato
all’evaporazione dell’acqua secondaria, il secondo finalizzato all’essiccamento meccanico del vapore prodotto.
Il generatore di vapore EPR è caratterizzato da una maggiore superficie
d i s c am b io e l a pr e s en z a
dell’economizzatore assiale consente
di raggiungere una pressione di sa-
QUADERNO AIN n. 3
turazione di 78 bar e un’efficienza di
impianto pari al 36-37%, in dipendenza delle condizioni locali del sito.
Il fascio tubiero è realizzato con
5.980 tubi ad U in inconel 690 a
basso tenore di cobalto ( inferiore
allo 0,015%), una lega dotata di particolare resistenza alla stress corrosion e in grado di minimizzare la
produzione e il trasporto di prodotti
di attivazione nel ciclo secondario. Il
contenitore del fascio tubiero è realizzato in acciaio 18 MND 5.
Al fine di incrementare l’efficienza di
trasferimento del calore, l’economizzatore assiale, costituito da una
struttura semianulare e da una piastra di separazione delle due metà
del fascio tubiero, è in grado di dirigere il 100% della portata secondaria di alimento sul ramo freddo del
fascio tubiero e il 90% dell’acqua
calda di ricircolo sul ramo caldo.
Questo particolare costruttivo aumenta di circa 3 bar la pressione del
vapore prodotto rispetto a un generatore di vapore di tipo tradizionale.
Le caratteristiche costruttive consentono inoltre un agevole accesso
al fascio tubiero per le operazioni di
ispezione e manutenzione.
Particolare attenzione è stata dedicata in fase di progetto all’adozione
di accorgimenti atti ad eliminare i
flussi secondari in direzione trasversale al fascio tubiero, al fine di proteggere quest’ultimo dalle vibrazioni.
In confronto ai generatori di vapore
tradizionali, nel modello adottato
nell’impianto EPR la massa d’acqua
presente nel lato secondario del generatore di vapore (mantello) è stata
incrementata in modo da assicurate
un tempo di evaporazione totale di
almeno 30 minuti in caso di interruzione della linea di alimento.
Il generatore di vapore dell’impianto
EPR è interamente prefabbricato in
officina ed è trasportato e installato
nell’impianto in un unico pezzo.
Le pompe primarie
Le pompe primarie hanno la funzione di assicurare la circolazione
QUADERNO AIN n. 3
dell’acqua attraverso il nocciolo e
lungo i loop del circuito primario, al
fine di asportare il calore generato
nel nocciolo e di trasferirlo ai generatori di vapore. Sono collocate sul
ramo freddo di ciascuno dei quattro
loop del primario, fra il generatore
di vapore e il relativo bocchello di
entrata nel vessel.
Le pompe primarie adottate
nell’impianto EPR costituiscono una
versione avanzata delle pompe primarie adottate nell’impianto N4 e
sono caratterizzate da una maggiore
portata e da un livello di vibrazione
della linea d’albero molto ridotto,
grazie all’adozione di cuscinetti idrostatici. È stato inoltre introdotto un
nuovo dispositivo di sicurezza
(“standstill seal”) che in caso di arresto della pompa assicura la sigillatura delle tenute dell’albero attraverso
un contatto permanente metallometallo .
Le condotte primarie
Le condotte che compongono i quattro loop del circuito primario sono
realizzate in acciaio e hanno un diametro interno di 780 mm e uno
spessore di parete di 76 mm.
L’elevato diametro delle tubazioni
consente di ridurre la velocità del refrigerante e le perdite di carico nel
primario, e conseguentemente la potenza e l’assorbimento di energia
delle pompe primarie.
Sulla base dell’esperienza operativa
condotta con il reattore N4 di Civaux è stato adottato un materiale
(acciaio austenitico forgiato Z2 CN
19-10) caratterizzato da elevate doti
di resistenza e resilienza accompagnate da resistenza all’invecchiamento termico e permeabilità agli ultrasuoni per le operazioni di
controllo.
L’intero sistema è progettato in modo tale da ridurre il numero delle
saldature e da garantire l’ispezionabilità delle tubazioni. Il ramo
caldo delle tubazioni (quello che
l’acqua percorre per andare dal vessel al generatore di vapore) è realizzato con sezioni forgiate e saldate in-
sieme. Il ramo freddo (percorso
dall’acqua per andare dal generatore
di vapore al vessel attraverso la
pompa primaria) è invece realizzato
in pezzi unici, con flange realizzate a
macchina al termine della fase di
forgiatura.
La fase di saldatura si avvale di tecniche avanzate. Le saldature circonferenziali omogenee sono realizzate
utilizzando la tecnologia di saldatura
orbitale TIG a “narrow gap”. La saldatura è realizzata con una macchina automatica che consente una notevole riduzione del volume della
saldatura.
Le saldature bimetalliche fra parti
ferritiche e austenitiche (come ad esempio quelle con i bocchelli del
vessel o dei generatori di vapore) si
avvalgono di tecniche di saldatura
automatica con inconel 52.
Impianto EPR.
Struttura della
pompa primaria.
Il pressurizzatore
Il pressurizzatore è un serbatoio cilindrico che ha la funzione di mantenere la pressione nel circuito primario entro un determinato range di
variazione. È collegato al ramo caldo
19
QUADERNO AIN n. 3
Centrale EPR.
Collocazione del
sistema di raffreddamento di
sicurezza del reattore all’interno
degli edifici di
salvaguardia.
Ciascuno dei
quattro “treni”
indipendenti che
compongono il
sistema (1) è asservito a un diverso loop del
circuito primario
(2).
di uno dei quattro loop primari attraverso una tubazione denominata
“surge line”.
Il pressurizzatore è normalmente
riempito per i 2/3 dall’acqua che circola nel circuito primario e per il restante terzo da vapore in condizioni
di equilibrio termodinamico.
Per compensare le variazioni di volume del refrigerante primario il
pressurizzatore è equipaggiato con
una batteria di riscaldatori elettrici
situata nella parte inferiore e con una batteria di spruzzatori di acqua
fredda nella parte superiore.
L’azionamento alternativo delle batterie di riscaldatori e spruzzatori determina l’evaporazione di parte
dell’acqua o la condensazione di
parte del vapore all’interno del pressurizzatore, consentendo di regolare
il volume di liquido all’interno del
20
circuito primario.
Rispetto alle configurazioni impiantistiche tradizionali, il pressurizzatore dell’impianto EPR ha un volume
significativamente maggiore, caratteristica che ha l’effetto di rallentare
eventuali transitori termoidraulici
durante il funzionamento
dell’impianto. Si tratta di una caratteristica che consente da un lato di
prolungare la vita operativa dei
componenti e dall’altro di disporre
di periodi più prolungati per contrastare eventuali situazioni operative
anomale.
Sulla parte alta del pressurizzatore,
oltre alle valvole di sfioro e di sicurezza che servono a proteggere il circuito primario dalle sovrapressioni,
sono installate valvole motorizzate
che consentono all’operatore di depressurizzare rapidamente il circuito
QUADERNO AIN n. 3
primario in caso di necessità.
residuo (RHRS, Residual Heat
Removal System).
Il sistema di controllo chimico e volumetrico (CVCS, Chemical and Volume Control System) presiede a diverse funzioni:
I due sistemi sono progettati per operare in modo duale sia durante il
normale esercizio dell’impianto
(allorché funzionano per la rimozione del calore residuo del reattore dopo lo spegnimento) sia in caso di incidente, per assicurare in qualsiasi
condizione il raffreddamento del reattore. Il primo sistema comprende:
controllo dell’inventario d’acqua
il sistema di iniezione a media
I SISTEMI DI SICUREZZA
Sistema di controllo chimico
e volumetrico
nel sistema di refrigerazione del
reattore durante il normale funzionamento dell’impianto;
controllo della concentrazione di
boro nell’acqua del circuito primario durante le operazioni di avvio e fermata del reattore
(controllo variazioni di potenza e
compensazione burnus);
controllo della natura e della concentrazione dei gas disciolti nel
circuito primario e regolazione
mediante addizione di idrogeno o
degasazione;
controllo e regolazione delle caratteristiche chimiche dell’acqua
del circuito primario;
iniezione di acqua ad alta pressione nel sistema di tenuta delle
pompe primarie e drenaggio delle
eventuali perdite dalle tenute;
regolazione della pressione nel
primario mediante l’azionamento
dei sistemi di riscaldamento e
spruzzamento del pressurizzatore
al fine di raggiungere le condizioni di intervento del sistema di iniezione di sicurezza e del sistema di rimozione del calore residuo;
riempimento e svuotamento del
circuito primario.
Sistema di raffreddamento
di sicurezza
Il sistema di raffreddamento di sicurezza del reattore include
il sistema di iniezione di sicurezza
(SIS, Safety Injection System);
il sistema di rimozione del calore
pressione (MHSIS, Medium Head
Safety Injection System)
il sistema di iniezione a bassa
pressione (LHSIS, Low Head Safety Injection System)
L’intero sistema è costituito da quattro sottosistemi indipendenti, ciascuno dei quali è in grado di assolvere autonomamente alle funzioni di
raffreddamento del reattore, installati in sezioni diverse degli edifici di
salvaguardia.
Il sistema di raffreddamento di sicurezza può inoltre contare su grandi
riserve d’acqua collocate all’interno
dell’edificio di contenimento:
il sistema degli accumulatori (uno
per ciascun loop primario);
serbatoio di stoccaggio
dell’acqua utilizzata nella fase di
ricarica del combustibile.
il
Quest’ultimo serbatoio, ubicato nella parte bassa dell’edificio di contenimento, contiene un grande volume di acqua borata disponibile per
alimentare i sistemi di raffreddamento di sicurezza.
Sistema acqua alimento
di emergenza
Serve a garantire l’alimentazione di
acqua al secondario dei generatori di
vapore in caso di interruzione della
normale alimentazione.
L’alimentazione a secondario dei generatori di vapore consente di asportare efficacemente il calore dal
primario in condizioni di emergen-
21
QUADERNO AIN n. 3
Sala controllo
principale della
centrale EPR.
za, se necessario attraverso lo scarico in atmosfera del vapore generato,
fino a portarlo alle condizioni di intervento dei sistemi di raffreddamento di sicurezza.
Il sistema acqua alimento di emergenza è costituito da quattro sottosistemi indipendenti, ognuno dei quali è alimentato dall’acqua contenuta
in un serbatoio indipendente e può
intervenire anche in caso di guasto
degli altri tre.
Generatori diesel di emergenza
Il compito di assicurare l’energia elettrica necessaria ai servizi di sicurezza dell’impianto in caso di distacco dalla rete elettrica esterna è svolto dai generatori diesel di emergenza.
I sistemi di generazione sono quattro, separati fra loro e dimensionati
sulla base del criterio di ridondanza
“N+2”: uno dei generatori fermo per
guasto multiplo, uno fermo per manutenzione, uno inoperabile per
guasto singolo e l’altro operabile e
sufficiente per erogare l’energia richiesta.
I carichi elettrici collegati ai generatori di emergenza sono quelli la cui
operabilità è richiesta per lo spegnimento sicuro del reattore, la rimozione del calore residuo e la prevenzione del rilascio di radioattività.
Nel caso di indisponibilità totale dei
quattro generatori diesel di emer-
22
genza sono pronti ad entrare in funzione altri due generatori per alimentare i carichi di emergenza.
IL SISTEMA DI CONTROLLO
L’impianto EPR si avvale di un sistema di controllo particolarmente avanzato articolato su tre livelli.
Il livello 0 (interfaccia di processo) è
quello più vicino al processo ed è costituito dalla strumentazione e dai
sensori che consentono di monitorare i parametri di processo.
Il livello 1 (automazione di processo)
è costituito dai sistemi automatici di
regolazione dei singoli processi
(catene di controllo e attuazione) ed
è finalizzato all’assolvimento di
quattro diverse funzioni: automazione dei processi in generale, sorveglianza e controllo del reattore, protezione del reattore e automazione
delle funzioni di sicurezza.
Il livello 2 (supervisione e controllo)
è costituito dai sistemi di controllo
di alto livello e dalle interfacce uomo
-macchina (monitor, software di
controllo, sistemi di azionamento e
di intervento) e include le workstation e i pannelli collocati nella sala
controllo principale, la stazione remota di spegnimento sicuro del reattore, il pannello di controllo delle
funzioni di sicurezza, la sala controllo per la manutenzione tecnica e il
centro di supporto tecnico.
QUADERNO AIN n. 3
I sistemi e i componenti che fanno
parte dei tre livelli di controllo del
processo sono sviluppati secondo
principi di diversificazione, ridondanza e separazione delle funzioni e
applicando la filosofia della difesa in
profondità. Sono in particolare implementate tre diverse linee di sicurezza:
il sistema di controllo ha il com-
pito di mantenere i parametri di
processo costantemente
all’interno dei normali range operativi;
nel caso in cui un parametro esca
dal range di normalità, i sistemi
di limitazione generano azioni
appropriate al fine di prevenire la
necessità di azioni di protezione;
in caso di superamento delle soglie di protezione, il sistema di
protezione del reattore genera le
azioni di sicurezza appropriate.
In condizioni normali il controllo
dell’impianto è effettuato dalla sala
controllo principale.
In caso di indisponibilità per qualsiasi motivo della sala controllo principale l’impianto può essere controllato attraverso la stazione remota di
spegnimento sicuro, presso la quale
sono duplicate le funzioni previste
nella sala controllo principale.
Particolare attenzione è stata dedicata alla progettazione funzionale
delle workstation e dei pannelli di
controllo dell’impianto, che consentono agli operatori di tenere sotto
controllo l’evoluzione di tutti i parametri rilevanti ai fini del corretto
funzionamento del reattore. A tal fine la sala controllo principale è equipaggiata con
due workstation grafiche per gli
L’impianto comprende inoltre un
centro di supporto tecnico presso il
quale è possibile accedere a tutti i
dati riguardanti i processi e il loro
controllo, che possono essere utili
per analizzare e gestire ogni situazione particolare dell’impianto, incluse le eventuali condizioni incidentali.
LA SICUREZZA NUCLEARE
La fissione nucleare determina la
produzione di notevoli quantitativi
di sostanze radioattive dalle quali è
necessario proteggere gli operatori
dell’im-pianto, la popolazione e
l’ambiente esterno.
La sicurezza nucleare di un impianto
è data da un insieme di accorgimenti
tecnici e operativi che devono essere
parte di ogni fase progettuale, realizzativa e gestionale, al fine di garantire il normale funzionamento dell’im
-pianto, prevenire il rischio di incidente e limitare le conseguenza di eventi indesiderati.
Il conseguimento delle condizioni di
sicurezza nucleare dell’impianto richiede il corretto svolgimento di tre
funzioni:
il controllo della reazione di fis-
sione a catena e dell’energia sviluppata;
l’asportazione del calore sviluppato dalla reazione e del calore di
decadimento del nocciolo;
il contenimento delle sostanze radioattive.
Questo compito si giova della presenza di barriere protettive multiple
e dell’applicazione estensiva del concetto di difesa in profondità.
operatori;
Le barriere multiple
pervisione dell’impianto;
Le sostanze radioattive che si generano dalla reazione di fissione restano in massima parte confinate
all’interno della matrice ceramica
che costituisce il combustibile. Una
parte dei gas di fissione si raccoglie
nel plenum superiore delle barrette
un grande pannello grafico di su una workstation grafica per il re-
sponsabile di turno e il responsabile della sicurezza;
una workstation grafica aggiuntiva per il monitoraggio dei sistemi
ausiliari.
23
di combustibile, che in tal modo rappresentano la prima barriera che si
oppone alla fuoriuscita di radioattività.
Una seconda barriera è costituita dal
circuito primario, interamente realizzato con componenti in acciaio di
forte spessore, all’interno del quale è
trattenuta la radioattività rilasciata
da un eventuale cedimento delle
barrette di combustibile.
La terza barriera (che nel caso
dell’impianto EPR è doppia) è costituita dall’edificio di contenimento,
all’interno del quale sono trattenute
le sostanze eventualmente sfuggite
alle prime due barriere.
Per garantire il contenimento della
radioattività all’interno dell’impianto è sufficiente che funzioni anche una sola delle tre barriere .
La difesa in profondità
L’applicazione del concetto di difesa
in profondità consiste nel garantire
l’integrità delle barriere attraverso
l’identificazione delle cause di cedimento e l’adozione di opportune salvaguardie intervenendo su più livelli.
Il primo livello comprende la pro-
gettazione in sicurezza, la preparazione delle risorse umane, la diligenza operativa finalizzate a
prevenire le cause di guasto sulla
base delle migliori metodiche e
tecnologie disponibili e soprattutto sulla base dell’esperienza .
Il secondo livello riguarda
l’adozione di sistemi di sorveglianza idonei ad evidenziare
tempestivamente ogni anomalia
che possa portare ad un allontanamento dalle condizioni operative normali, al fine di anticipare
possibili guasti o di individuarli
tempestivamente.
Il terzo livello riguarda l’adozione
delle soluzioni impiantistiche e
delle azioni più idonee per mitigare le conseguenze di eventuali
guasti e per prevenire l’instaurarsi di condizioni di pericolo; del
terzo livello fa parte l’adozione di
24
QUADERNO AIN n. 3
sistemi ridondanti e indipendenti
in grado di assicurare lo spegnimento sicuro del reattore in ogni
condizione di funzionamento
dell’impianto, con preferenza per
i sistemi passivi, ovvero in grado
di intervenire spontaneamente
all’occorrenza.
Il livello successivo della filosofia di
difesa in profondità è quello al quale
appartengono le salvaguardie impiantistiche e le metodiche di intervento in grado di controllare anche
gli effetti di un incidente severo causato dall’improbabile superamento
dei livelli precedenti.
L’analisi di sicurezza
Accanto all’adozione dei principi
precedentemente descritti, che fanno parte delle metodiche di gestione
deterministica della sicurezza, la
progettazione del reattore EPR è
stata accompagnata da un’approfondita analisi probabilistica di sicurezza, consistente nell’individuazione e nel calcolo della probabilità
delle sequenze di guasti in grado di
portare alla fusione del nocciolo e al
rilascio di radioattività all’esterno
dell’impianto. L’analisi probabilistica condotta sull’impianto EPR costituisce, per l’ampiezza della scala di
analisi adottata, un unicum a livello
mondiale.
L’IMPIANTO EPR
E LA SICUREZZA NUCLEARE
La centrale EPR è progettata e realizzata in applicazione delle specifiche di sicurezza nucleare imposte
dalle Autorità di controllo francese e
tedesca e sulla base dell’esperienza
progettuale, costruttiva e di esercizio
accumulata nei 96 reattori precedentemente costruiti da Framatome
e Siemens. Queste specifiche si traducono nell’applicazione avanzata
del concetto di difesa in profondità
attraverso
un sensibile miglioramento della
QUADERNO AIN n. 3
funzionalità dei sistemi di protezione finalizzati ad impedire la
fusione del nocciolo;
l’adozione di salvaguardie aggiuntive per controllare anche le conseguenze di un incidente di fusione del nocciolo.
Gli accorgimenti progettuali adottati
rendono di fatto infinitesima la probabilità di fusione del nocciolo, che
si colloca già a livelli estremamente
bassi nei reattori attualmente in esercizio. L’analisi di sicurezza applicata all’impianto EPR fornisce infatti per la probabilità di fusione del
nocciolo i seguenti valori:
1 su 100.000 (10-5) per reattore-
anno per tutti i tipi di guasto e di
rischio, conformemente agli obiettivi fissati per i nuovi reattori
dall’International Nuclear Safety
Advisory Group (INSAG) nel
Rapporto INSAG 3 dell’ONUIAEA;
minore di 1 su 1.000.000 (10-6)
per reattore-anno per eventi originati all’interno dell’impianto
(10 volte inferiore al valore tipico
dei reattori attualmente in esercizio);
minore di 1 su 10.000.000 (10-7)
per reattore-anno per le sequenze
associate alla perdita della funzione di contenimento della radioattività.
Sistemi di salvaguardia
Il dimensionamento e la collocazione dei sistemi di salvaguardia sono
tali da minimizzare i rischi associati
ad eventi esterni quali terremoto, alluvione, incendio e caduta d’aereo. I
sistemi sono infatti progettati sulla
base di un principio di ridondanza
quadrupla, sia per quanto riguarda i
sistemi elettromeccanici sia per
quanto riguarda la strumentazione e
i sistemi di controllo. Ciò significa
che ogni sistema è costituito da
quattro sottosistemi (o “treni”) ciascuno dei quali è in grado da solo di
svolgere la funzione dell’intero sistema. I quattro sottosistemi sono inol-
tre fisicamente separati e allocati in
quattro aree indipendenti degli edifici di salvaguardia.
Protezione dagli eventi esterni
L’edificio reattore, l’edificio del combustibile e due dei quattro edifici di
salvaguardia sono ulteriormente
protetti dagli eventi esterni mediante l’adozione di accorgimenti di tipo
strutturale.
L’edificio reattore è costituito da due
strutture cilindriche concentriche
tra loro indipendenti, aventi ciascuna uno spessore di 1,3 metri.
Il contenitore interno è rivestito internamente con un liner in acciaio avente 6 mm di spessore. Il contenitore esterno è in grado di resistere
all’impatto di un aereo militare o di
un grande aereo di linea.
L’adozione di una doppia parete di
protezione è estesa anche all’edificio
del combustibile e a due dei quattro
edifici di salvaguardia, che ospitano
tra l’altro la sala controllo principale
e la sala controllo di riserva per lo
spegnimento sicuro del reattore.
I due edifici di salvaguardia non
protetti da doppia parete sono collocati in posizione opposta su due lati
dell’edificio reattore, che li protegge
da danneggiamenti simultanei.
Grazie a questi accorgimenti, almeno tre dei quattro edifici di salvaguardia sono in grado di sopravvivere anche all’impatto di un aero di linea sull’impianto.
Rottura di tubazioni
Le caratteristiche progettuali e realizzative del circuito primario, e in
particolare la scelta di realizzare le
tubazioni in metallo forgiato, elimina in pratica il rischio di rottura delle grandi tubazioni e consente di individuare immediatamente eventuali perdite.
La rottura dei tubi nel generatore di
vapore è un incidente che comporta
il trasferimento di acqua radioattiva
dal circuito primario al circuito secondario. In tal caso la riduzione di
pressione che si verifica nel circuito
25
primario determina, quando la pressione si abbassa oltre una determinata soglia, l’intervento automatico
del sistema di sicurezza che inietta
acqua direttamente nel vessel.
La scelta operata nell’impianto EPR
di fissare la pressione di intervento
del sistema di iniezione a media
pressione a un valore inferiore alla
pressione di esercizio del secondario
impedisce che, in caso di intervento
del sistema, il generatore di vapore
si riempia d’acqua. Ciò consente di
evitare il rilascio di effluenti liquidi e
riduce il rischio che una delle valvole
di protezione del circuito secondario
si blocchi in posizione aperta.
Raffreddamento di sicurezza
del nocciolo
Il sistema di raffreddamento di sicurezza del reattore EPR si avvale di una configurazione semplificata rispetto a quella tradizionale, finalizzata a minimizzare i cambiamenti di
configurazione del sistema nelle diverse fasi di intervento.
Nella prima fase di intervento il sistema di iniezione di sicurezza inietta acqua nel primario attraverso il
ramo freddo di ciascun loop (tratto
compreso fra la pompa e il vessel).
In una seconda fase l’iniezione di acqua avviene sia sul ramo freddo che
sul ramo caldo (tra il vessel e il generatore di vapore).
Le pompe del sistema di raffreddamento di sicurezza pescano in una
grande riserva d’acqua collocata nella parte inferiore dell’edificio reattore. Si è quindi eliminata la necessità
di commutare il funzionamento del
sistema dalla fase di “iniezione diretta” alla fase di “ricircolo”.
Il sistema di iniezione di sicurezza a
bassa pressione è dotato di scambiatori di calore in grado di garantire
da soli il raffreddamento del nocciolo.
L’interfaccia uomo-macchina
La sala controllo dell’impianto EPR
è completamente computerizzata ed
è stata sviluppata sulla base
26
QUADERNO AIN n. 3
dell’esperienza operativa accumulata sui reattori N4. La qualità,
l’ampiezza e la rilevanza delle informazioni disponibili in tempo reale agli operatori circa lo stato
dell’impianto consentono di massimizzare l’affidabilità dei loro interventi.
Nell’impianto 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 un’ora per le azioni attivate
localmente nell’impianto.
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.
LA RISPOSTA
AGLI INCIDENTI SEVERI
In attuazione dei criteri adottati a
partire dal 1993 dalle autorità di sicurezza francese e tedesca per i nuovi modelli di reattore, il reattore
EPR è dotato di sistemi atti a minimizzare le conseguenze esterne
all’impianto degli incidenti più severi, ancorché altamente improbabili,
come la fusione completa del nocciolo e la sua completa fuoriuscita
dal vessel.
Il progetto del reattore è concepito
in modo tale da evitare le situazioni
che, in caso di incidente severo, possono portare al rilascio di importanti
quantitativi di radioattività, come ad
esempio la fusione del nocciolo ad
alta pressione, interazioni ad alta energia fra il nocciolo fuso e l’acqua,
le esplosioni di idrogeno nel contenimento e il by-pass del contenimento.
Sono state inoltre adottate particolari soluzioni impiantistiche per assicurare l’integrità del contenimento
anche in caso di fusione a bassa
pressione seguita dalla colata del
QUADERNO AIN n. 3
L’impianto EPR è
dotato di un sistema progettato
per contenere
all’interno
dell’impianto
anche le conseguenze di una
fusione del nocciolo con fuoriuscita del corium
fondente dal vessel.
nocciolo fuso (corium) al di fuori del
vessel. Queste soluzioni consentono
di trattenere e raffreddare il corium
all’interno del contenimento.
Fusione ad alta pressione
In aggiunta all’usuale sistema di depressurizzazione del reattore, l’EPR
è equipaggiato con valvole dedicate,
finalizzate ad impedire la fusione del
nocciolo ad alta pressione in caso di
incidente severo. Le valvole sono in
grado di assicurare la depressurizzazione rapida del reattore anche in
caso di guasto delle linee di sfioro
che fanno capo al pressurizzatore.
Controllate dagli operatori, le valvole di depressurizzazione di emergenza sono progettate per mantenersi in
posizione aperta dopo l’attuazione.
La loro portata consente di depressurizzare rapidamente il primario fino alla pressione di pochi bar, eliminando ogni rischio di pressurizzazione del contenimento per rottura del
vessel.
Interazioni ad alta energia
corium-acqua
La resistenza meccanica del vessel è
sufficiente ad escludere la possibilità
che esso possa danneggiarsi per effetto di qualsiasi interazione, anche
ad alta energia, fra il corium e
l’acqua contenuta nel primario.
Le parti del contenimento che possono essere interessate da un evento
di fusione seguito dalla colata del
corium all’esterno del vessel (in particolare il pozzo del reattore e la zona di raccolta del corium) sono prive
d’acqua in condizioni di normale esercizio.
Qualora l’evento di fusione del nocciolo e di colata del corium si verifichi, il corium (già parzialmente raffreddato) è incanalato e raccolto in
una apposita zona (“core catcher”)
costituita da una grande vasca dotata di un’intercapedine raffreddata.
In tal modo è possibile raffreddare il
corium senza che l’acqua entri direttamente in contatto con esso.
Esplosioni di idrogeno
In caso di incidente severo esiste la
possibilità che la reazione ad alta
temperatura fra l’acqua e le guaine
in lega di zirconio delle barrette di
combustibile e la successiva reazione fra il corium e il calcestruzzo pos-
27
Centrale EPR.
Sistema di raffreddamento del
corium fondente
e dell’atmosfera
del contenimento.
sa sviluppare idrogeno gassoso. Il
contatto fra l’idrogeno così prodotto
e l’ossigeno normalmente presente
nel contenimento può produrre una
reazione di combustione violenta.
Pur essendo il contenitore interno
dell’edificio reattore progettato per
resistere alla pressione originata
dalla reazione, nello spazio interno
alla struttura sono presenti ricombinatori catalitici in grado di mantenere la percentuale di idrogeno
nell’atmosfera interna al di sotto del
10%, evitando in tal modo ogni rischio di detonazione. In queste condizioni, anche assumendo che avvenga una deflagrazione di idrogeno, la pressione nel contenimento
non supera i 5,5 bar.
Raffreddamento del corium
La parte inferiore del pozzo del reattore è conformata in modo da favorire la raccolta del corium fondente
e il suo trasferimento alla vasca di
raccolta e raffreddamento. L’intera
28
QUADERNO AIN n. 3
struttura è rivestita con uno strato di
calcestruzzo sacrificale protetto da
uno strato in materiale refrattario.
La vasca di raccolta e raffreddamento del corium è costituita da una
struttura metallica percorsa da canali di raffreddamento e protetta da
uno strato di calcestruzzo sacrificale,
e ha lo scopo di consentire il raffreddamento del corium. La funzione di
r a ff r e ddam en to è a gevo l a t a
dall’ampia superficie della vasca
(170 m2).
Il trasferimento del corium dal pozzo del reattore alla vasca di raccolta
avviene spontaneamente in seguito
alla fusione di un diaframma in acciaio.
Anche il flusso dell’acqua di raffreddamento nell’intercapedine della vasca è attivato da meccanismi passivi.
Dopo l’attivazione del sistema, il raffreddamento del corium avviene per
evaporazione dell’acqua, che continua ad essere alimentata alla vasca
per gravità.
Il sistema di raffreddamento passivo
QUADERNO AIN n. 3
è in grado di stabilizzare il corium in
poche ore e di solidificarlo in pochi
giorni.
Raffreddamento
del contenimento
In caso di incidente severo l’integrità
e la tenuta del contenimento sono
assicurate dalla presenza di sistemi
in grado di limitare la pressione interna attraverso l’asportazione del
c a l or e r il as c iat o n e l cor s o
dell’incidente.
L’atmosfera interna è raffreddata
per mezzo di un doppio sistema di
spruzzamento che inietta acqua nella parte alta del contenitore, estrae
l’acqua della piscina interna e la raffredda per mezzo di scambiatori di
calore dedicati.
Tenendo conto dell’elevato volume
interno del contenitore (80.000 m3)
il tempo a disposizione degli operatori per attivare questo sistema è di
almeno 12 ore.
Una seconda modalità di funzionamento del sistema consente di iniettare acqua direttamente nella vasca
di raccolta e raffreddamento del corium.
Controllo delle perdite
del contenimento
Nel caso di incidente severo con fuoriuscita di radioattività da vessel, la
fuoriuscita di radioattività dal contenimento è impedita dal liner metallico dello spessore di 6 mm che riveste interamente la superficie interna
del primo contenitore e dalla presenza di valvole di isolamento ridondanti e di sistemi di ripresa delle
perdite su tutte le penetrazioni del
primo contenitore.
L’architettura degli edifici circostanti e il sistema di sigillatura delle penetrazioni escludono il verificarsi di
rilasci di radioattività dal primo contenitore all’ambiente esterno.
L’intercapedine esistente fra il primo e il secondo contenitore è mantenuta in leggera depressione rispetto all’ambiente esterno con sistemi
passivi, e ciò consente di trattenere
nell’intercapedine eventuali perdite.
L’atmosfera dell’intercapedine è
ventilata e filtrata prima dello scarico nell’atmosfera.
COSTRUZIONE, ESERCIZIO
E MANUTENZIONE
Le caratteristiche progettuali e costruttive della centrale EPR beneficiano delle esperienze condotte nella
realizzazione dei programmi nucleari francese e tedesco e del processo
di continuo miglioramento delle metodologie implementato da Framatome attraverso le proprie realizzazioni in tutto il mondo.
L’ottimizzazione delle tecniche e
delle metodologie di costruzione, installazione e collaudo consente di realizzare la centrale EPR in un periodo di 60 mesi a partire dall’attivazione del contratto e in circa 48
mesi dalla prima gettata di calcestruzzo.
Costruzione
Le metodologie adottate nella realizzazione della centrale si fondano su
tre principi fondamentali: la minimizzazione delle interazioni fra la
realizzazione delle opere civili e
l’installazione dei componenti elettromeccanici, l’ampio uso delle tecniche di modularizzazione e la massimizzazione del ricorso alla prefabbricazione dei componenti.
La metodologia di costruzione è articolata per livelli o gruppi di livelli:
mentre si completa l’installazione
dei componenti al livello N si completa la costruzione al livello N+1 e
si avvia la costruzione dei livelli N+2
e N+3 in parallelo. Questa metodologia si applica sistematicamente a
ciascuno degli edifici che compongono la centrale, ad eccezione
dell’edificio reattore.
Le tecniche di modularizzazione,
laddove vantaggiosamente applicabili, consentono di standardizzare il
progetto e di ottimizzare le attività
di committenza e la schedulazione
temporale dei lavori.
29
QUADERNO AIN n. 3
Simulazione al
computer del
layout generale
della centrale
EPR in corso di
costruzione a
Olkiluoto
(Finlandia).
La modularizzazione è applicata in
particolare alla realizzazione delle opere civili dell’edificio reattore, come ad esempio il pozzo del reattore,
le strutture interne dell’edificio di
contenimento, le strutture e le piscine dell’edificio combustibile.
La prefabbricazione delle tubazioni
e dei supporti consente di ridurre al
minimo le fasi di lavorazione e di
montaggio in sito, in particolare per
quanto riguarda le saldature. Si conseguono in tal modo risultati qualitativi migliori a fronte di significativi
risparmi in termini di ore di lavoro.
La fase di collaudo delle strutture e
dei sistemi meccanici si svolge in parallelo all’ultima fase di costruzione,
con l’intervento diretto dei team di
collaudo in cantiere .
Il collaudo della strumentazione e
dei sistemi di regolazione e controllo
avviene in sede centralizzata, attraverso quadri dedicati e interconnessi
che consentono di verificare in modo approfondito la funzionalità dei
sistemi in tempi ridotti rispetto a un
intervento di tipo puntuale nelle diverse zone dell’impianto.
30
Esercizio e manutenzione
La centrale EPR è progettata per garantire una disponibilità pari al 92%
per una vita tecnica di 60 anni. Questo obiettivo si raggiunge grazie
all’ac-corciamento dei periodi di
messa fuori servizio per le operazioni di carico e scarico del combustibile, che possono essere completate in
soli 12 giorni, che salgono a 16 giorni
nel caso in cui assieme alle operazioni di carico e scarico si svolgano operazioni di manutenzione programmata.
I periodi di fuori servizio per la manutenzione programmata nell’edificio turbina, le prove di tenuta del
contenimento e le ispezioni dei componenti principali sono previsti ogni
dieci anni e con una durata di 38
giorni.
L’elevata affidabilità e la ridondanza
dei sistemi di sicurezza riduce al 2%
l’indisponibilità dell’impianto dovuta a fuori servizio non programmati.
Le caratteristiche costruttive
dell’impianto consentono lo svolgimento della maggior parte degli in-
QUADERNO AIN n. 3
Valutazione dei
costi di produzione dell’energia
elettrica da diverse fonti in
Finlandia. Il costo del nucleare
si riferisce alla
centrale EPR in
corso di realizzazione a Olkiluoto
(Lappenranta
University of Technology, 2003).
terventi di manutenzione preventiva
con il reattore in servizio. Anche
l’accesso all’edificio reattore è consentito in condizioni radioprotezionistiche standard con il reattore in
esercizio.
Manovrabilità
Contrariamente a quanto tradizionalmente si pensa delle centrali nucleari, che sono ritenute impianti
che devono funzionare costantemente alla potenza nominale, la centrale EPR è in grado di operare a potenze comprese fra il 20 e il 100%
della potenza nominale in modo
completamente automatizzato, ed è
pertanto in grado di inseguire le variazioni del carico e le esigenze operative della rete entro ampi margini.
dei componenti e l’otti-mizzazione
delle schermature riducono ulteriormente l’esposizione degli operatori.
Le valutazioni radioprotezionistiche
quantificano in meno di 0,4 Sievertuomo per reattore e per anno la dose
collettiva che interessa il personale
di manutenzione, che risulta in tal
modo più che dimezzata rispetto alla
dose media di 1 Sievert-uomo per reattore e per anno rilevata dall’OCSE
con riferimento agli impianti di tecnologia occidentale attualmente in
esercizio nel mondo.
Radioprotezione
La scelta di materiali a basso tenore
di cobalto per il circuito primario e
per gli internals del vessel e il trattamento spinto dell’acqua di ciclo
minimizzano il trasporto in ciclo di
prodotti di corrosione attivati e riduce conseguentemente le dosi cui sono esposti gli addetti alla manutenzione dell’impianto. L’attenzione dedicata in sede di progetto al layout
21mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA
Rivista di informazione scientifica ed economica
Quaderno n. 3 dell’Associazione Italiana Nucleare allegato alla rivista
21mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA - Anno 20 - numero 4 - settembre 2009
Registrazione Tribunale di Roma N. 656 del 9 novembre 1990
Editore:
21mo SECOLO s.r.l. - via L. Di Breme, 18 - 20156 Milano
Tel. 02 33408361 / 02 38000534
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Associazione Italiana Nucleare - Corso Vittorio Emanuele II, 244 - 00186 Roma
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la centrale epr areva-siemens - Associazione Italiana Nucleare

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