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Rapporto su programma di test di componenti e sistemi con

1. Sommario il rapporto analizza le tipologie di componenti di tipo passivo rilevanti ai fini delle funzioni di spegnimento sicuro del nocciolo e di asportazione del calore di decadimento utilizzati in impianti ad acqua pressurizzata di tipo avanzato Note ALLEGATO n 1 Copia n In carico a P C Incaicaterra M Sepieli_ lcaterra EZ D DAR r CIRTEN Consorzio Interuniversitario per la Ricerca TEcnologica Nucleare UNIVERSITA DI PALERMO DIPARTIMENTO DELL ENERGIA SEZIONE DI INGEGNERIA NUCLEARE ANALISI DI SISTEMI PASSIVI UTILIZZATI IN IMPIANTI AD ACQUA PRESSURIZZATA DI TIPO AVANZATO IDENTIFICAZIONE DI COMPONENTI DI PICCOLO DIAMETRO Fulvio Mascari Claudio Grima Giuseppe Vella CERSE UNIPA RL 1215 2011 Palermo Novembre 2011 Lavoro svolto in esecuzione dell Obiettivo 6 1 A Attivit Al AdP MSE ENEA sulla Ricerca di Sistema Elettrico Piano Annuale di Realizzazione 2010 Progetto 1 3 2 a Fissione nucleare Metodi di analisi e verifica di progetti nucleari di generazione evolutiva alimentati ad acqua pressurizzata 1 SOMMARIO LISTA DELLE ABBREVIAZIONI LISTA DELLE FIGURE LISTA DELLE TABELLE CAPITOLO 1 CAPITOLO 2 CAPITOLO 3 CAPITOLO 4 INTRODUZIONE BIBLIOGRAFIA DESCRIZIONE DELL IMPIANTO NUCLEARE AP1000 2 1 DESCRIZIONE DELL IMPIANTO AP1000 2 2 ANALISI DEI SISTEMI DI SICUREZZA DI TIPO PASSIVO USATI NELL IMPIANTO AP600 1000 2 3 DESCR
2. la pressione nell apparecchio protetto durante la fase di scarico Tale grandezza espressa in bar e T la temperatura del fluido all ingresso della valvola durante la fase di scarico K Pagina 12 di 25 e vi il volume specifico del fluido m kg alle condizioni di scarico pi T1 e C il coefficiente di espansione k 1 C Ik BE a n i Nel caso in cui il rapporto k non fosse noto si assume per lo stesso il valore k 1 da cui risulta C 0 607 Qualora la pressione interna al recipiente risulti inferiore al valore critico per lo scarico della portata di gas o di vapore in condizioni di velocit sonica la portata di scarico dipender anche dalla contropressione a valle della valvola p2 In tal caso per il dimensionamento la norma italiana raccomanda di utilizzare la medesima formulazione con l aggiunta di un coefficiente di sicurezza gt 1 fornito dal costruttore della stessa valvola Per il dimensionamento della valvola di sicurezza da applicare al circuito sperimentale sono state utilizzate apposite formule validate dal costruttore in cui si considerato per la valutazione della minima area di efflusso necessaria la potenza massima prodotta all interno del serbatoio pi la portata massima del compressore Si verificato quindi che la sezione di gola della valvola di sicurezza fosse sufficientemente maggiore del valore calcolato 4 2 Progettazione del recipiente in pressione Le prin
3. 4 1 1 Caso di miscele gassose o vapori in condizioni di efflusso critico Come prima aspetto necessario individuare la tipologia di deflusso cui soggetto il fluido all uscita dal recipiente necessario distinguere tra il caso di efflusso sonico e quello di efflusso subsonico del gas La condizione di efflusso sonico si verifica quando il rapporto tra la pressione vigente all interno dell apparecchiatura durante la fase di scarico della valvola p1 e la contropressione condizione a valle del dispositivo p2 maggiore del valore critico valutabile come di seguito riportato k ca P2 c 2 dove k l esponente dell equazione di espansione isentropica calcolato alla pressione p ed alla temperatura del gas o vapore T nell apparecchio Nel caso di efflusso sonico di gas o vapore la norma italiana sull esercizio DM 21 5 74 Raccolta E cap E1D2 riporta la seguente formulazione per la valutazione della minima sezione trasversale netta all entrata della valvola Spe 0 9K 113 8C p Dove nella formula la simbologia la seguente e A la minima sezione trasversale netta all ingresso della valvola cm7 e q la portata ponderale massima da scaricare kg h e K il coefficiente di efflusso determinato sperimentalmente e certificato dal costruttore della valvola Rappresenta il rapporto tra la portata di fluido effettiva e la portata teorica e p rappresenta la pressione corrispondente alla portata q
4. Young E Abel K Yao Y Yoo J Y 2007 Testing of the Multi Application Small Light Water Reactor MASLWR Passive Safety Systems Nucl Eng Des 237 1999 2005 e Woods B 2008 Overview of MASLWR Experimental Facility Meeting on IAEA International Standard Problem on Integral PWR Design Natural Circulation Flow Stability and Coupling with the Containment During Depressurization Accidents San Piero a Grado Nuclear Research Group University of Pisa Pisa January 14 18 2008 28 e Woods B G Mascari F 2009 Plan for an IAEA international collaborative standard problem on integral PWR design natural circulation flow stability and thermo hydraulic coupling of containment and primary system during accidents Department of Nuclear Engineering and Radiation Health Physics Oregon State University prepared for IAEA 29 CAPITOLO 4 DESCRIZIONE DEL REATTORE IRIS 4 1 DESCRIZIONE DEL PROTOTIPO DEL REATTORE IRIS IRIS un reattore nucleare avanzato in pressione da 335 MWe di tipo integrato e modulare Il progetto integrato dell impianto permette di evitare componenti in pressione esterni al RPV riducendo il numero e le dimensioni di eventuali penetrazioni nel RPV Ci elimina in sede di progetto la possibilit che si verifichino large break LOCA e si riduce nel contempo il numero di possibili eventi iniziatori di small break LOCA Sistemi passivi sono considerati nel suo progetto per la mitigazione di eventual
5. caldo percorre l esterno dei tubi elicoidali negli SG e poich trasferisce la sua energia al fluido secondario torna nuovamente freddo nel DC dove le frecce tornano a essere di colore blu Il percorso del fluido secondario invece indicato con la freccia di colore verde Il fluido freddo all ingresso della FW entra all interno dei tubi elicoidali e scorrendo in contro corrente rispetto al fluido primario pi caldo aumenta la sua entalpia specifica fino a vaporizzare completamente ed uscire dalla SL Il cambiamento di fase in Fig 4 1 33 rappresentato dal colore della freccia che via via diventa sempre pi chiaro In queste condizioni il vapore andr poi in turbina e dopo l espansione e la seguente condensazione il fluido secondario sar pronto per un nuovo ciclo Un contenimento compatto sferico di acciaio di 25 m di diametro diviso in differenti compartimenti direttamente coinvolto attraverso un comportamento dinamico accoppiato con il sistema primario nella strategia di mitigazione passiva tipica di IRIS Il contenimento composto da un Dry Well DW dalla Reactor Cavity RC e dal Pressure Suppression System PSS La figura 4 3 mostra lo schema del contenimento e dei sistemi di sicurezza tipici del reattore IRIS Feed line Start up FW U Figura 4 3 Schema del contenimento e dei sistemi di sicurezza tipici del reattore IRIS Il PSS composto da due serbatoi pieni di acqua ed un ulterio
6. feed water 226 7 C Portata primaria per loop 9 94 m3 s 14 2 2 ANALASI DEI SISTEMI DI SICUREZZA DI TIPO PASSIVOUSATI NELL IMPIANTO AP600 1000 I sistemi di sicurezza di tipo passivo usati in questo impianto sono accumulatori Core Make up tank CMT un sistema PRHR IRWST sistemi ADS figura 2 2 Figura 2 2 Schema dei sistemi di sicurezza passivi installati nell impianto AP1000 Reyes 2005 Il PRHR costituito da uno scambiatore di calore con tubi a C immerso in una vasca riempita con acqua borata fredda IRWST Essa costituisce il pozzo termico dello scambiatore di calore del PRHR e una riserva di refrigerante borato per una eventuale fase di iniezione durante la IRWST injection phase L IRWST ha due linee connesse alla DVI queste sono generalmente isolate da check valve poste in serie Il PRHR connesso al suo ingresso alla HL e alla sua uscita all outlet channel del GV Esso rimuove il calore residuo dal core attraverso un loop in circolazione naturale infatti il fluido caldo proveniente dalla HL giunge all ingresso 15 dello scambiatore e cedendo calore all acqua dell IRWST viene re immesso nel circuito primario Le CMT sono costituite da recipienti connessi al loro ingresso posto in cima alla CL tramite la PBL e alla loro uscita alla DVI Ciascuna CMT riempita con acqua fredda borata la valvola di ingresso della CMT normalmente aperta mentre la valvola d
7. in normali condizioni di funzionamento era asportata con fluidi in circolazione naturale Esempi sono il reattore Humbholdt Bay 3 in California USA che entr in operazione nel 1963 il reattore Dodewaard in Netherlands che entr in operazione nel 1969 e il reattore VK 50 di 50 MW e che in operazione in Russia da 31 anni Nella figura 1 1 presentato un semplice schema di circuito in circolazione naturale In questo schema presente un anello di circolazione di altezza utile h alla cui base presente una sorgente termica che nel caso di un reattore nucleare sar il core del reattore e alla cui sommit presente uno scambiatore di calore che rappresenta il pozzo termico Detta colonna calda la zona del circuito che sar attraversata dal fluido pi caldo che presenta una densit media p e colonna fredda la zona del circuito attraversata dal fluido pi freddo che presenta una densit pari a pr la prevalenza motrice disponibile sar espressa dalla relazione APm hg pr Pe GV CORE oa Figura 1 1 Semplice schema di circuito in circolazione naturale Cumo 2008 Dette AP e AP le perdite di pressione concentrate e distribuite quest ultime proporzionali alla lunghezza del circuito 2h 2 in prima approssimazione possiamo scrivere AP AP ki Da cui in condizioni stazionarie hg p p ku Questa relazione mette in corrispondenza la x con Oggi la comunit in
8. April 2008 e TAEA TECDOC 1281 2002 Natural Circulation Data and Methods for Advanced Water Cooled Nuclear Power Plant Designs April 2002 e IAEA TECDOC 1391 2004 Status of Advanced Light Water Reactor Designs 2004 May 2004 e IAEA TECDOC 1474 2005 Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2005 e IAEA TECDOC 1624 2009 Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2009 e IAEA Final TECDOC of CRP on Natural Circulation Zero Draft e Mascari F Tesi di Dottorato Circolazione Naturale e Fenomenologie di Boron Dilution in Reattori Nucleari ad Acqua in Pressione Universita degli Studi di Palermo Anno Accademico 2009 2010 e Modro S M Fisher J E Weaver K D Reyes J N Jr Groome J T Babka P Carlson T M 2003 Multi Application Small Light Water Reactor Final Report DOE Nuclear Energy Research Initiative Final Report Idaho National Engineering and Environmental Laboratory December 2003 e Reyes J N Jr 2005 AP 600 and AP 1000 Passive Safety System Design and Testing in APEX ANNEX 12 IAEA TECDOC 1474 Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2005 e Reyes J N Jr Groome J Woods B G Young E Abel K Yao Y Yoo J Y 2007 Testing of the multi application small light water reactor MASLWR passive safety systems Nucl Eng Des 237 1999 2005 e Vilayan P K Nayak A K 2
9. Peecater Contro air w Positioner Butt Weld Alloy Steel 6 20 4 PV70 Squib Valves Flanged Stainless Steel 8 14 12 PV78 Needle Valves Manual Socket Weld Stainless Steel 1 2 Figura 3 1 Layout dell impianto sperimentale per prove di qualificazione di componenti di piccolo diametro BIBLIOGRAFIA e Advanced Nuclear Reactor Safety Issues and Research Needs Workshop Proceedings Paris France 18 20 February 2002 Nuclear Energy Agency Organisation For Economic Co Operation And Development e AP 1000 UK equipment Supplier Launch AP 1000 opportunity Dean Cottle C P M Sigla di identificazione ENEN Ricerca Sistema Elettrico PAR2010 CIRTEN LA1 025 Titolo Rapporto di progetto del circuito di prova e relativi componenti Ente emittente CIRTEN Universit di Roma La Sapienza PAGINA DI GUARDIA Descrittori Tipologia del documento Rapporto tecnico Collocazione contrattuale ACCORDO DI PROGRAMMA Ministero dello Sviluppo Economico ENEA sulla Ricerca di Sistema Elettrico PIANO ANNUALE DI REALIZZAZIONE 2010 Progetto 1 3 2 a Fissione nucleare Metodi di analisi e verifica di progetti nucleari di generazione evolutiva ad acqua pressurizzata Argomenti trattati Calcolo delle strutture meccaniche Energia nucleare Reattori nucleari ad acqua Sicurezza nucleare Sommario il report illustra la procedura seguita per la progettazione di un impianto di prova sperimentale att
10. and A Alemberti The SPES3 Experimental Facility Design for the IRIS Reactor Simulation Hindawi Publishing Corporation Science and Technology of Nuclear Installations Volume 2009 Article ID 579430 12 pages doi 10 1155 2009 579430 Status of advanced light water reactor designs 2004 IAEA TECDOC 1391 Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants IAEA TECDOC 1624 T K Larson F J Moody G E Wilson W L Brown C Frepoli J Hartz B G Woods L Oriani IRIS small break loca phenomena identification and ranking table PIRT Nuclear Engineering and Design 237 2007 618 626 R Ferri C Congiu Conceptual design of the SPES3 IRIS facility SIET 01 334 RT 07 Rev 1 September 5 2008 D Papini Tesi di Dottorato Modelling and Experimental investigation of helical coil steam generator for IRIS Small medium Modular Reactor XXXII cycle Politecnico di Milano January 2011 F Castiglia P Chiovaro M Ciofalo M Di liberto P A Di Maio I Di Piazza M Giardina F Mascari G Morana G Vella TRACE input model for SPES3 facility CIRTEN UNIPA rl 1208 2010 Pierluigi Chiovaro Pietro Alessandro Di Maio Fulvio Mascari Giuseppe Vella Analysys of the SPES 3 direct vessel injection line break by using trace code XXIX Congresso UIT sulla Trasmissione del Calore Torino 20 22 Giugno 2011 Giuseppe Seminara tesi di Laurea Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche
11. possibile accoppiare ai componenti descritti tramite flange una o pi sezioni di prova per testare principalmente con prove statiche componenti di piccola taglia di reattori nucleari di generazione II II Pagina 24 di 25 8 Riferimenti Rif 1 Direttiva 97 23 CE del 29 maggio 1997 PED Rif 2 1 S P E S L Raccolta VSR Specificazioni tecniche applicative del decreto ministeriale del 21 novembre 1972 per la verifica della stabilit dei recipienti in pressione Rif 3 1 S P E S L Guida pratica alla Direttiva PED sui sistemi in pressione 2003 Rif 4 B16 5 2009 Pipe Flanges and Flanged Fittings Rif 5 ASME B31 3 2008 Process Piping Rif6 R H Perry D W Green Perry s Chemical Engineers Handbook McGraw Hill 1999 Rif 7 M Cumo A Naviglio Thermal Hydraulics Volume I CRC Press 1988 Pagina 25 di 25 Sigla di identificazione ENEN Ricerca Sistema Elettrico PAR2010 CIRTEN LA1 022 Titolo Approvvigionamento dei componenti necessari per la realizzazione del circuito Ente emittente CIRTEN Universit di Roma La Sapienza PAGINA DI GUARDIA Descrittori Tipologia del documento Rapporto tecnico Collocazione contrattuale ACCORDO DI PROGRAMMA Ministero dello Sviluppo Economico ENEA sulla Ricerca di Sistema Elettrico PIANO ANNUALE DI REALIZZAZIONE 2010 Progetto 1 3 2 a Fissione nucleare Metodi di analisi e verifica di progetti nucleari di generazione evolutiva a
12. 1 DESCRIZIONE DEL PROTOTIPO DEL REATTORE MASLWR Il MASLWR un prototipo sviluppato da Idaho National Engineering and Environmental Laboratory OSU and NEXANT Bechtel di un reattore avanzato integrale a GV elicoidali in cui il fluido primario in circolazione naturale asporta la potenza prodotta nel core in condizioni normali di funzionamento Tale progetto vuole rispondere alle generali richieste di sicurezza ed economicit del momento Lo schema del MASLWR figura 3 1 mostra che il core e il GV sono collocati all interno di un unico recipiente in pressione a sua volta contenuto in un altro recipiente parzialmente riempito d acqua che fornisce pressure suppression e liquid make up capability a sua volta contenuto in una piscina che rappresenta l ultimo pozzo termico disponibile 22 UMM bb Vent valve Containment Reactor pressure vessel Turbine generator Steam Depressurization valve Feedwater Condense Steam generator I tube bundle Feedwater pump Figura 3 1 Schema concettuale del reattore avanzato MASLWR Modro 2003 Il fluido primario attraversando il core acquista energia e diminuendo la sua densit ascende lungo il riser successivamente ceder energia al circuito secondario attraverso i tubi elicoidali diminuendo il suo contenuto energetico e aumentando la sua densit scende lungo il DC Il fluido secondario entra in condizioni sottoraffreddate nel GV e ricevendo la
13. CAREM e lo SMART Si sottolinea comunque che puntare sui fenomeni di circolazione naturale presenta sia dei vantaggi che degli svantaggi di cui bisogna tenere conto Infatti se da un lato l uso della circolazione naturale come meccanismo di rimozione del calore permette di eliminare le pompe ridurre il costo dell impianto offriree la possibilit di migliorare la distribuzione delle portate di refrigerante nei canali del core presentando migliori caratteristiche bifase in funzione della potenza dall altro presenta piccole driving head richiede pi basse potenze per canale pu dare origine a possibili instabilit essere caratterizzata da bassi valori del critical heat flux richiede specifiche procedure per l avvio del reattore La circolazione naturale porta con se dunque una minore flessibilit Se si richiedono azioni rapide o energiche i sistemi attivi sono pi adatti Pertanto in sede di progettazione deve essere applicato un certo equilibrio tra l uso dei sistemi attivi e l uso dei sistemi passivi Queste considerazioni mostrano la necessit di studiare sia i fenomeni locali 10 che integrali legati alla circolazione naturale la necessita dunque di produrre svariati database sperimentali l uso di strumenti computazionali qualificati a loro volta dai suddetti database capaci di caratterizzare i fenomeni in studio e l uso di un metodo di analisi affidabile C da sottolineare che una certa es
14. De rispettivamente i diametri interno ed esterno del fasciame in mm e fla sollecitazione massima ammissibile in MPa e z il modulo di efficienza delle sezioni di indebolimento giunzioni saldate forature etc Pagina 8 di 25 Tenendo presente che nella pratica costruttiva i corpi cilindrici sono ottenuti dall unione di una o pi lamiere giuntate mediante processo di saldatura longitudinale nasce l esigenza di tener conto che i cordoni di saldatura possono presentare un valore della sollecitazione ammissibile inferiore a quella del materiale base del fasciame stesso metallo base e pertanto la norma ne tiene conto introducendo la sollecitazione ammissibile f f z nella quale f rappresenta la sollecitazione ammissibile della saldatura e z un coefficiente inferiore o al pi pari all unit A tal proposito la direttiva PED allegato par 7 3 precisa che per i giunti saldati si deve assumere il valore del coefficiente di giunzione pari a v 1 00 per le attrezzatura sottoposte a prove distruttive talloni di saldatura etc e non distruttive controlli radiografici ultrasonici etc che consentano di verificare l inesistenza di difetti rilevanti v 0 85 perle attrezzature sottoposte a prove non distruttive mediante sondaggio 0 70 per le attrezzature non sottoposte a prove non distruttive diverse da un ispezione visiva Ritornando alle formule precedenti per il calcolo di so relative dunque allo spessore minimo
15. TECDOC 1624 2009 2 2 7 Natural circolation sump Alcuni impianti utilizzano la cavita del reattore o di altri componenti posti nella parte inferiore del contenimento come una riserva di refrigerante per il raffreddamento del core nel caso di perdita accidentale di refrigerante figura 2 8 Il fluido perso dalla rottura viene raccolto nel sump del contenimento Il reattore dunque immerso nell acqua e le valvole di isolamento sono aperte il calore di decadimento del core genera vapore il quale risale verso l alto e mediante le valvole del sistema ADS viene scaricato direttamente nel contenimento La differenza di densit tra il fluido nel core e il fluido nella piscina determina la circolazione naturale dello stesso che preso da questa cavit attraverso il sump screen sufficiente a rimuovere il calore di decadimento In alcuni casi la circolazione naturale del fluido non richiede l attuazione delle ADS Questo sistema di sicurezza appartiene alla categoria D STEAM KX Figura 2 8 Schema generico della natural circolation sump IAEA TECDOC 1624 2009 BIBLIOGRAFIA e Claudio Grima Analisi dei Sistemi passivi dell AP1000 Studio Del Comportamento Dell impianto In Alcune Condizioni Incidentali Tesi di Laurea Anno Accademico 2010 211 e IAEA TECDOC 626 1991 Safety Related Terms for Advanced Nuclear Plants September 1991 e IAEA TECDOC 936 1997 Terms For Describing New Advanced Nuclear Po
16. Valves Check Valves Tilt Disc Butt Weld Stainless Steel 3 10 37 Gate Valves Manual Butt Weld Stainless Steel 3 14 20 ae Stop Check oi Manual Butt Weld Stainless Steel 6 2 Valves PVIO Ball Valves OE Butt Weld Stainless Steel 1 3 12 Operated Manual Motor amp Air Carbon amp PV11 Butterfly Valves Operated Flanged Stainless Steel 3 28 38 PV13 Globe Valves Solenoid Operator Socket amp Stainless Steel 1 4 1 22 Compression PV14 Globe Val Air Operated Bue Meainlese Steels aa 38 obe Valves ir Operate Socket Weld ainless Stee Pressure PV15 Regulating Valves Socket Weld Alloy Steel 1 2 pio aay Rent Flanged Stainless Steel 1 4 5 Valves Check Valves Lift Check COMDICSION l era UA 2 Fitting Manual amp Air Compression 1 4 PV17 Globe Valves Operated Fittin Stainless Steel 3 8 28 Herm Sealed Butt amp 1 4 Globe Valves Mani Compression SA 3 8 bs PV62 Brest cc Self Actuated Flanged Stainless Steel 6x 8 2 Valves PV63 Bressilnizee spry oe OP erated Butt Weld Stainless Steel 4 2 Valves w Positioner Main Steam Pneumatic Hydraulic PV64 Isolation Valves ee Butt Weld Alloy Steel 38 2 PV65 Malt ne Self Actuated Flanged Carbon Steel 8 12 Safety Valves Main Steam PV66 Power Operated Self Actuated Butt Weld Alloy Steel 12x8 2 Relief Valves Feedwater Pneumatic Hydraulic PV67 Isolation Valves Actuated Butt Weld Alloy Steel 20 2 Pes ee Nozzle Check Butt Weld Alloy Steel 20 2 Valves pveo
17. di sistemi passivi utilizzati nei casi in cui il sistema primario integro 1 1 3 Uso della circolazione naturale per asportare la potenza in condizioni normali di funzionamento BIBLIOGRAFIA CAPITOLO 2 DESCRIZIONE E CLASSIFICAZIONE DEI SISTEMI PASSIVI NEI REATTORI NUCLEARI 2 1 GENERALIT DEI SISTEMI PASSIVI 2 2 SISTEMI DI SICUREZZA PASSIVI PER LA RIMOZIONE DEL CALORE DI DECADIMENTO 2 2 1 Accumulatori 2 2 2 Core Make up Tank 2 2 3 Serbatoi che iniettano per gravit 2 2 4 Sistemi che provvedono al raffreddamento del GV in regime di circolazione naturale monofase 2 2 5 Sistemi che provvedono alla rimozione del calore residuo mediante scambiatore di calore in circolazione naturale monofase 2 2 6 Raffreddamento tramite IC 2 2 7 Natural circolation sump BIBLIOGRAFIA CAPITOLO 3 ANALISI DI POSSIBILI TEST PER LA QUALIFICAZIONE DI COMPONENTI DI PICCOLA DIMENSIONE IN SISTEMI PASSIVI 3 1 QUALIFICAZIONE DI COMPONENTI CON FUNZIONI DI SICUREZZA BIBLIOGRAFIA LISTA DELLE ABBREVIAZIONI ADS AP600 APEX BWR CL CMT DC DVI EC ECCS EFWT EHRS ESBWR GV HL HPIS IC IRIS IRWST LOCA LPIS MASLWR OSU PRHR PWR RCS RPV SMART SPOT SBLOCA SBWR WWER Automatic Depressurization System Advanced Plant 600 MWe Advance Plant Experiment Boiling Water Reactors Cold Leg Core Make up Tank Downcomer Direct Vessel Injection Emergency Condenser Emergency Core Cooling System Emergency Feed Water Tank Emergency H
18. funzioni di spegnimento sicuro del nocciolo e di asportazione del calore di decadimento si possono inserire le valvole presenti nel sistema ADS Queste valvole hanno una dimensione di 4 inch come si vede dalla figura 3 3 26 PRESSURIZER OFFGAS LINE STEAM FEEDWATER REACTOR SG VESSEL 8 DIA 4 DIA Xe d SPARGER Ney DEPRESSURIZATION LINE Figura 3 3 Diagramma delle tubazioni del reattore MASLWR Modro 2003 Zi BIBLIOGRAFIA e Galvin M R 2007 OSU MASLWR Test Facility Modification Description Report IAEA Contract Number USA 13386 Oregon State University November 19 2007 e Mascari F Tesi di Dottorato Circolazione Naturale e Fenomenologie di Boron Dilution in Reattori Nucleari ad Acqua in Pressione Universita degli Studi di Palermo Anno Accademico 2009 2010 e Mascari F Del Nevo A Vella G D Auria F 2008 Design of the MASLWR Nodalization by TRACE Code Meeting on IAEA International Standard Problem on Integral PWR Design Natural Circulation Flow Stability and Coupling with the Containment During Depressurization Accidents San Piero a Grado Nuclear Research Group University of Pisa Pisa January 14 18 2008 e Mascari F Woods B G Adorni M 2008 Analysis By TRACE Code of Natural Circulation Phenomena In The MASLWR OSU 002 test Proc Int Conf Nuclear Energy for New Europe 2008 Portoroz Slovenia September 8 11 2008 e Mascari F Ve
19. l apertura delle valvole d isolamento del PRHR e delle CMT il trip della pompa di feedwater l isolamento della linea vapore del GV il trip delle pompe di circolazione primaria e lo scram del reattore Durante questa fase si ha lo svuotamento del circuito primario e nel momento in cui al suo interno si raggiungono le condizioni di saturazione si ha la fine della fase di High Pressure Blowdown Quando si ha il trip delle pompe di circolazione del circuito primario si ha una transizione da un regime di circolazione forzata a un regime di circolazione naturale Quest ultima permarr fino a quando non si verranno a creare dei vuoti nel lato primario del GV L intervento dei sistemi PRHR e CMT creano dei 17 percorsi di circolazione naturale per il fluido primario per la rimozione del calore di decadimento Il fluido proveniente dalla gamba calda si dirige verso lo scambiatore di calore nel quale cedendo energia diminuisce la sua temperatura e aumenta la sua densit successivamente viene immesso nell outlet channel del GV La figura 2 3 mostra lo schema di funzionamento del sistema PRHR IRWST Containment Condensate Steam Pressurizer Line Steam Generator Passive RHR Heat Feedwater Line Reactor Coolant Pump Figura 2 3 Schema di funzionamento del sistema PRHR IRWST nell impianto AP600 1000 Reyes 2005 Ciascuna CMT contribuisce al
20. pompa tramite flange da 1 ANSI 2500 RJT Il corpo della valvola da 1 con packing in grafite e bussola in stellite Tabella 2 dati valvola di regolazione DATI UNITA DIMISURA VALOREDIPROGETTO Portata massima m h 2 pressione ingresso bar g 180 pressione uscita bar g 175 Deltap bar 5 temperatura deg C 330 pressione vapore bar a 128 8 condizione di flusso subcritico Cv calcolato 0 585 Cv maggiorato 0 585 corsa 38 79 CV 34 41 Velocita uscita m s 1 949 La valvola stata dimensionata per essere inserita nel circuito ed avere perdite di carico cospicue fino a 15 bar e caratteristica lineare La valvola sar fornita da DRESSER Masoneilan Pagina 14 di 21 do P 150 SPAZIO DI MANOVRA PER RIMOZIONE ATTUATORE 319 6 316 4 Figura 8 Valvola di regolazione della linea di circolazione dell acqua 4 Linea circolazione aria compressa 4 1 Compressore Il compressore del tipo ad alta pressione per aria e o gas tecnici il costruttore Aerotecnica Coltri modello MCH 30 Silent Le principali caratteristiche tecniche sono Rif 7 Pagina 15 di 21 e Motore e Potenza motore kW e Giri motore giri min e Tensione V e Frequenza Hz e Assorbimento A e Unita pompante giri min e Pressione 1 stadio bar e Pressione 2 stadio bar e Pressione 3 stadio bar e Pressione di esercizio bar e Portata e Rumorosita ISO 3746 dB e Pesoasecco kg Le d
21. potenza generata nel core passer con continuit da liquido sottoraffreddato a fluido saturo e infine a vapore surriscaldato Il PRZ integrato nel sistema primario Ogni singola unit MASLWR produce una potenza pari a 35 MW e rendendo il reattore adatto ad alimentare piccole reti elettriche Essa costruttivamente suddivisa come mostrato in figura 3 2 in un modulo reattore un modulo turbina e un modulo condensatore 23 TURBINE MAIN STEAM RELIEF CENCDAI VALVES AND LINES GENERATOR TO ATMOSPHERE WATER LEVEL CONTAINMENT CONDENSER MODULE REACTOR Se RE ERRE i HELICAL COIL STEAM TUBE BUNDLE GENERATOR CONTROL ROO DRIVES HOT RISER MASLWR WATER LEVEL POWER GENERATION UNIT REACTOR SE MODULE pat Figura 3 2 Modulo costruttivo del reattore MASLWR Modro 2003 In un definito sito si possono installare pi unit in modo da alimentare reti elettriche di maggiori dimensioni Nella tabella 3 1 sono riportati alcuni parametri di funzionamento di una singola unit e alcuni parametri complessivi di una ipotetica installazione composta da 30 unit MASLWR Una prima campagna sperimentale legata a tale progetto avanzato stata condotta presso Oregon State University nell impianto sperimentale OSU MASLWR In tale impianto sono stati condotti 4 test al fine di verificare da un punto di vista termoidraulico i fenomeni caratterizzanti l impianto di riferimento e allo stesso tempo caratterizzare sperimenta
22. pressione e ready for service La circolazione naturale monofase si instaura dopo l apertura della valvola di isolamento posta nella parte inferiore dello scambiatore di calore Il PRHR ottimizzato per lavorare con flussi monofase al contrario degli IC che sono ottimizzati per lavorare con fluidi che evaporano e successivamente condensano Questo sistema particolarmente utile negli scenari di station blackout e fa parte della categoria D NORMALLY OPEN REACTOR i VESSEL COOLING TANK NORMALLY CLOSED Figura 2 6 Schema di un generico sistema PRHR IAEA TECDOC 1624 2009 2 2 6 Raffreddamento tramite IC Questo tipo di sistema di refrigerazione del core viene usato principalmente nei Boiling Water Reactor BWR dopo all isolamento del core dal suo naturale pozzo termico Come mostrato nella figura 2 7 durante le normali condizioni operative gli IC sono isolati dal core mediante la chiusura di valvole Nell eventualit in cui il core deve essere isolato dal suo pozzo termico le valvole situate nelle linee dell IC sono aperte e il vapore prodotto nel core viene deviato verso il circuito condensando nello scambiatore di calore a tubi verticali immerso in una piscina Il vapore condensato torna al RPV per gravit Questo sistema appartiene alla categoria D COOLING TANK REACTOR VESSEL sd CONDENSATE Figura 2 7 Schema di un generico sistema di refrigerazione mediante IC IAEA
23. rilasciare un quantitativo di energia tale da garantire anche in condizioni incidentali la depressurizzazione del sistema I metodi di calcolo utilizzabili per il dimensionamento sono diversi a seconda del fenomeno fisico che genera la sovrappressione nell apparecchiatura da proteggere Generalmente le valvole di sicurezza sono previste per la protezione di sistemi in cui l aumento della pressione non da attribuire a fenomeni di natura chimica In queste condizioni i fenomeni sono caratterizzati da costanti temporali decisamente maggiori rispetto al caso di reazioni chimiche ed pertanto possibile determinare a priori la portata che deve essere rilasciata dal sistema per evitarne la pressurizzazione eventi tipici cui devono rispondere le valvole di sicurezza sono surriscaldamenti occlusioni della linea di scarico etc Pagina 11 di 25 Date le caratteristiche del recipiente in pressione e del circuito annesso che si sta qui dimensionando fenomeni di natura chimica responsabili della pressurizzazione del sistema si possono escludere rendendo come detto piu agevole il dimensionamento della valvola di sicurezza Il successivo dimensionamento della sezione trasversale di ingresso valvola pertanto basato sulle equazioni che descrivono l efflusso di un fluido da un recipiente Si esaminano di seguito le diverse equazioni riportate nella normativa italiana sull esercizio degli apparecchi a pressione DM 21 5 74 Raccolta E
24. sistema PRHR Figura 2 7 Schema di un generico sistema di refrigerazione mediante IC Figura 2 8 Schema generico della natural circolation sump Figura 3 1 Layout dell impianto sperimentale per prove di qualificazione di componenti di piccolo diametro LISTA DELLE TABELLE Tabella 1 1 Fenomeni di circolazione naturale Tabella 1 2 Esempi di componenti passivi e fenomeni di circolazione naturale ad essi associati Tabella 3 1 Caratteristiche delle valvole di tipo non safety presenti nel reattore AP1000 Tabella 3 2 Caratteristiche delle valvole di tipo safety presenti nel reattore AP1000 SOMMARIO Lo scopo di questo rapporto analizzare le tipologie di componenti di tipo passivo operanti ad alta pressione e temperatura rilevanti ai fini delle funzioni di spegnimento sicuro del nocciolo e di asportazione del calore di decadimento utilizzati in impianti ad acqua leggera di tipo avanzato su cui di interesse condurre una campagna sperimentale al fine di ottenere informazioni utili per la loro caratterizzazione termoidraulica Tramite l analisi delle strategie di mitigazione degli effetti di eventuali transitori dovuti a eventi incidentali nei reattori AP1000 IRIS e MASLWR l attenzione sar focalizzata su sistemi di piccolo diametro quali le valvole presenti nei sistemi ADS e le valvole di non ritorno poste nelle varie linee di interesse Eventuali campagne sperimentali sono di importanza cruciale per la cara
25. tabellare del carico unitario di scostamento dalla proporzionalit allo 0 2 nella prova di trazione a temperatura ambiente in MPa Rpo24 rappresenta il valore tabellare del carico unitario di scostamento dalla proporzionalit allo 0 2 nella prova di trazione a temperatura media di parete t considerata in progetto in MPa Bisogna notare che per alcune tipologie di acciai utilizzati per la costruzioni dei recipienti in pressione ad esempio quelli ad elevato contenuto di carbonio non individuabile la Re in tal caso consentito utilizzare il carico convenzionale Rp 0 2 che sostituisce Re Il codice italiano VSR par 1 B per i recipienti costruiti in laminati fucinati ovvero trafilati normalmente i materiali con allungamento percentuale alla rottura A lt 30 stabilisce per la sollecitazione massima ammissibile f due diverse relazioni a seconda della temperatura media di parete temperatura di esercizio della membratura presa in esame 1 per temperatura media di parete compresa tra 10 C lt tfm lt 50 C si assume per f Re Rm f min 2 ovvero f min Fpoz m 1 5 71 4 la seconda viene utilizzata per la determinazione della f relativa agli acciai per i quali non determinabile il carico unitario di snervamento 2 per temperatura media di parete superiore ai 50 C si assume per la sollecitazione massima ammissibile il valore Pagina 7 di 25 Roos R ai po2 t Km f min 15 Fa Le attrezzature in pres
26. utilizzando i fenomeni di circolazione naturale che si vengono a instaurare AP600 Passive Core Cooling System Depressurization Valves Pressurizer Compartment Accumulator Me Figura 1 1 Sistemi passivi utilizzati nel reattore AP600 1000 Reyes 2005 ADS e Stages13 f rE of2 adie lita Sparger Da Core PRHR Pressurizer HX 1 of 2 is IRWST ELLE 1 of 2 ADS lic so 4 1912 joe a 1 of 2 _N RNS 1 of 2 ee Reactor Vessel Figura 1 2 Schema delle iniezioni dei sistemi passivi e della Sump Recirculation presenti nel reattore AP600 1000 Reyes 2005 Conta nment Condensate s Steam Pressurizer Vents Steam Generator Feedveater Line _ Reactor Coolant Pump Figura 1 3 Schema di funzionamento del PRHR del reattore AP600 1000 Reyes 2005 Nel progetto del reattore WWER 1000 V 392 stato inserito un sistema PRHR per rimuovere il calore residuo Tale sistema PRHR composto da 4 circuiti indipendenti connessi con il lato secondario del GV e ciascuno di essi composto da uno scambiatore di calore refrigerato ad aria collocato all esterno del contenimento Il nome di questo sistema SPOT La potenza prodotta nel core genera del vapore nel GV che condensa nello scambiatore di calore refrigerato dall aria Il fluido condensato ritorna nel GV Nel progetto del reattore WWER 640 V 407 stato inserito un sistema PRHR per rimuovere il calore di decadimento p
27. 005 Natural Circulation systems Advantages amp challenges IAEA TECDOC 1474 ANNEX 3 Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2005 12 CAPITOLO 2 DESCRIZIONE DELL IMPIANTO NUCLEARE AP1000 2 1 DESCRIZIONE DELL IMPIANTO AP1000 L impianto nucleare AP1000 della Westinghouse figura 2 1 un Pressurized Water Reactor PWR a due loop da 1000 MWe La tabella 4 1 mostra le principali caratteristiche dell impianto Per questo reattore previsto l uso di sistemi di sicurezza di tipo passivo per la refrigerazione del core in transitori susseguenti a eventi incidentali e una progettazione avanzata del layout del circuito primario costituito da due Cod Leg CL per loop due pompe di circolazione per loop una Hot Leg HL e un Generaore di vapore GV per loop Le pompe di circolazione del tipo canned motor pumps sono poste direttamente all uscita del GV evitando quindi la tubazione che le collega al GV ag Ba gt Reactor Surge Coolant Line Pumps Safety Leg Injection Nozzle Sz Ha Figura 2 1 Schema di un impianto AP1000 Orlandi 2009 Tabella 2 1 Caratteristiche dell impianto AP1000 Potenza elettrica 1117 MWe Potenza termica 3400 MWe Temperatura all uscita del core 321 1 C Pressione di funzionamento primaria 15 5 MPa Pressione secondaria 5 76 MPa Temperatura del vapore 272 9 C Temperatura dell acqua nella
28. 1 di 25 INDICE A CE e a e eaten ties aeetaatea atest b cheababalo 2 Elen o MIMS sete Se loi ione iuris ione iuris one ire roi Sense ae iene 2 i SOMmaro anello RIA IAA ROLE A at rrr eee ee ire 3 2 Deserizione del lavro ron eci 5 21 Dat MIZE proGeHo ereet lla ale USES Shrub URS kuns EKSErE SE 5 3 La normativa italiana per la costruzione dei recipienti in pressione 5 3 1 Sollecitazione massima ammissibile ein 7 JET Fascilame CilNdiiCO ail 8 3 1 2 Pareti e fondi pianisszzs lle 10 3 1 3 Tubi sottoposti a pressione interna tt trrttnnnnnn rtre nne 11 4 Progettazione del serbatoio in pressione e dei componenti principali 11 4 1 Verifica della valvola di sicurezza rtt trtrrnenenn rrt nene 11 4 1 1 Caso di miscele gassose o vapori in condizioni di efflusso critico 12 4 2 Progettazione del recipiente in pressione 19 4 2 41 Fasciame in pressione eroi 16 422 PICO 17 4 3 Progettazione del riscaldatore elettrico cece cette eeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeees 19 5 Progettazione linea circolazione acqua iciniiiii zizzania ninni 21 5 1 Dimensionamento flange e tubazioni ee ee eeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeea 21 5 2 Dimensionamento pompa iraniana reale EE 22 6 Progettazione linea aria compressa eeeeeeeeeee
29. 3 G Il recipiente un serbatoio verticale costituito da un fasciame cilindrico e da due lastre piane costituenti i fondi inferiore e superiore Il materiale utilizzato per il fasciame cilindrico acciaio ASTM SA 312 Tp 304 il materiale utilizzato per i fondi ASTM A 182 Gr F304 H Le dimensioni risultanti dalla progettazione Rif 2 del serbatoio secondo le normative Rif 3 sono riportate nel disegno tecnico riportato in fig 1e fig 2 Pagina 4 di 21 24804 VEDI DETT Connessione VEDI DETT COLBENTAZIONE i l Li 1 4 Piatto 50XS Cone net gt VEDI DETT T_ PIATTO 50x5 8 VEDI DETT Connessione F y N E co DETT SUP COIBENTAZIONE Supporto targo l VEDI DETT 18 3 Connessione P_ Li i K ety eee n 4 t i VEDI DETT A x Connessione Q_ 75 3 3 VEDI DETT N SUP COMBENTAZIONE VEDI DETT Connessione B W ani Figura 1 sezione del recipiente in pressione Pagina 5 di 21 Figura 2 Vista in pianta del serbatoio in pressione 3 1 1 Riscaldatori Il riscaldatore del tipo elettrico su flangia per fluido di lavoro acqua corredato da quadro elettrico di gestione e controllo del riscaldatore Le caratteristiche tecniche Rif 4 sono le seguenti e Potenza 15 kW e Tensione 400 V trifase e Tipo di collegamento triangolo Il riscaldator
30. ANNUALE DI REALIZZAZIONE 2010 Progetto 1 3 2 a Fissione nucleare Metodi di analisi e verifica di progetti nucleari di generazione evolutiva ad acqua pressurizzata Argomenti trattati Calcolo delle strutture meccaniche Energia nucleare Reattori nucleari ad acqua Sicurezza nucleare Sommario E stato effettuato uno studio per identificare sistemi e componenti di servizio dell isola nucleare di un tipico reattore ad PWR GEN Ill o GEN Ill con funzioni rilevanti per la sicurezza spegnimento nocciolo asportazione calore residuo iniezione ad alta pressione e altri Sono state analizzate le tipologie di componenti di tipo passivo operanti ad alta pressione e temperatura e rilevanti ai fini delle funzioni di spegnimento sicuro del nocciolo e di asportazione del calore di decadimento presenti in impianti PWR di tipo avanzato su cui di interesse condurre campagne sperimentali al fine di ottenere informazioni utili per la loro caratterizzazione termoidraulica E stata effettuata la progettazione di dettaglio di un impianto sperimentale di piccola taglia con caratteristiche adeguate per l esecuzione delle suddette campagne sperimentali con avvio delle azioni finalizzate alla sua realizzazione contributi del CIRTEN sono stati raccolti in 4 documenti che costituiscono altrettanti allegati al presente rapporto Note AUTORI P C Incalcaterra R Calvigioni G Tiranti O Aronica G Abbate G Possenti M Serra M D apice C
31. AP1000 IRIS e MASLWR l attenzione sar focalizzata su sistemi di piccolo diametro quali le valvole presenti nei sistemi ADS e le valvole di non ritorno poste nelle varie linee di interesse Note ALLEGATO n 2 Copia n In carico a LE C Incalcaterra M Sepielli Ere rel i IRE P C 22 11 2011 emo cn gle tS oe rae DESCRIZIONE DATA Fl CONVALIDA ISTO APPROVAZIONE CIRTEN Consorzio Interuniversitario per la Ricerca TEcnologica Nucleare UNIVERSITA DI PALERMO DIPARTIMENTO DELL ENERGIA SEZIONE DI INGEGNERIA NUCLEARE IDENTIFICAZIONE DI COMPONENTI DI PICCOLA TAGLIA IN SISTEMI DI TIPO PASSIVO E POSSIBILI ATTIVITA SPERIMENTALI PER LA LORO CARATTERIZZAZIONE Fulvio Mascari Claudio Grima Giuseppe Vella CERSE UNIPA RL 1216 2011 Palermo Novembre 2011 Lavoro svolto in esecuzione dell Obiettivo 6 1 A Attivit Al AdP MSE ENEA sulla Ricerca di Sistema Elettrico Piano Annuale di Realizzazione 2010 Progetto 1 3 2 a Fissione nucleare Metodi di analisi e verifica di progetti nucleari di generazione evolutiva alimentati ad acqua pressurizzata INDICE LISTA DELLE ABBREVIAZIONI LISTA DELLE FIGURE LISTA DELLE TABELLE SOMMARIO CAPITOLO 1 CIRCOLAZIONE NATURALE NEI REATTORI INNOVATIVI 1 1 APPLICAZIONE DELLA CIRCOLAZIONE NATURALE NEL SETTORE NUCLEARE 1 1 1 Esempi di sistemi passivi utilizzati nei casi in cui si postula la non integrit del sistema primario 1 1 2 Esempi
32. ENEN Agenzia Nazionale per le Nuove Tecnologie 2N i l Energia e lo Sviluppo Economico Sostenibile Ministero delle Sodlagpo Economico RICERCA DI SISTEMA ELETTRICO Rapporto su programma di test di componenti e sistemi con funzioni di sicurezza e di gestione d impianto P C Incalcaterra R Calvigioni G Tiranti O Aronica G Abbate G Possenti M Serra M D Apice C Parisi Report RdS 2011 336 RAPPORTO SU PROGRAMMA DI TEST DI COMPONENTI E SISTEMI CON FUNZIONI DI SICUREZZA E DI GESTIONE D IMPIANTO P C Incalcaterra R Calvigioni G Tiranti O Aronica G Abbate G Possenti M Serra M D Apice ENEA C Parisi CIRTEN Universit di Roma La Sapienza e Universit di Palermo Novembre 2011 Report Ricerca di Sistema Elettrico Accordo di Programma Ministero dello Sviluppo Economico ENEA Area Governo gestione e sviluppo del sistema elettrico nazionale Progetto Fissione nucleare metodi di analisi e verifica di progetti nucleari di generazione evolutiva ad acqua pressurizzata Responsabile Progetto Massimo Sepielli ENEA Sigla di identificazione ENEN Ricerca Sistema Elettrico PAR2010 ENEA LA1 008 Titolo Rapporto su programma di test di componenti e sistemi con funzioni di sicurezza e di gestione d impianto Descrittori Tipologia del documento Rapporto tecnico Collocazione contrattuale ACCORDO DI PROGRAMMA Ministero dello Sviluppo Economico ENEA sulla Ricerca di Sistema Elettrico PIANO
33. GASKET 21 BONNET GASKET 23 SPINDLE RETAINER 24 STUD NUTS 25 BASE STUDS 26 SPRING WASHER 27 VENT PIPE PLUG 28 SPINDLE 29 SPRING 30 BONNET 32 CAP SET SCREW 33 ADJUSTING SCREW NUT 34 PLAIN CAP 35 ADJUSTING SCREW 41 RELEASE NUT 2 RELEASE LOCKNUT NOT SHOWN BASE PLUG LIMIT WASHER Figura 4 valvola di sicurezza MATERIAL ASME SA216 WCC CARBON STEEL 316 STAINLESS STEEL 316 STAINLESS STEEL 316 STAINLESS STEEL SOFT IRON 316 STAINLESS STEEL INCONEL X 750 316 STAINLESS STEEL 316 STAINLESS STEEL 316 STAINLESS STEEL SOFT IRON SOFT IRON INCONEL X 750 ASME SA194 2H CARBON STEEL ASME SA193 B7 ALLOY STEEL CARBON STEEL CARBON STEEL 410 STAINLESS STEEL ALLOY STEEL 0322CR ASME SA216 WCC CARBON STEEL CARBON STEEL 416 STAINLESS STEEL MALLEABLE IRON 416 STAINLESS STEEL MALLEABLE IRON MALLEABLE IRON CARBON STEEL CARBON STEEL CARBON STEEL 316 STAINLESS STEEL Pagina 9 di 21 3 2 1 Relief valve Per regolare finemente la pressione del serbatoio sara installata una valvola di relief equipercentuale con connessione da 7 in grado di ottenere cy molto piccoli e di resistere nel tempo a differenze di pressioni dell ordine di 180 bar con perdite trascurabili e alla corrosione da vapore Date le condizioni gravose si dovuto ricorrere ad acciai particolari AISI 440 C per la gabbia e l otturatore Tabella 1 dati valvola relief DATI UNITA DIMISURA VALOREDIPROGETTO Portata m
34. IZIONE DELLA SEQUENZA INCIDENTALE LOCA IN UN REATTORE AP1000 BIBLIOGRAFIA DESCRIZIONE DEL REATTORE MASLWR 3 1 DESCRIZIONE DEL PROTOTIPO DEL REATTORE MASLWR 3 2 DESCRIZIONE DELLA STRATEGIA DI MITIGAZIONE DI UN EVENTO TIPO SBLOCA BIBLIOGRAFIA DESCRIZIONE DEL REATTORE IRIS 4 1 DESCRIZIONE DEL PROTOTIPO DEL REATTORE IRIS 4 2 APPROCCIO SAFETY BY DESIGN IN IRIS BIBLIOGRAFIA il LISTA DELLE ABBREVIAZIONI ADS AP600 1000 APEX BWR CL CMT DC DIN DVI EC ECCS EHRS ESBWR FW GV HL IC IRIS IRWST LBLOCA LOCA LP LWR MASLWR OSU PBL PCCS PRHR PRZ PWR RCP RCS RHRS RPV SMART SBLOCA SBWR UNIPA Automatic Depressurization System Advanced Plant 600 1000 MWe Advance Plant Experiment Boiling Water Reactors Cold Leg Core Make up Tank Downcomer Dipartimento di Ingegneria Nucleare dell Universita degli Studi di Palermo Direct Vessel Injection Emergency Condenser Emergency Core Cooling System Emergency Heat Removal System Economic Simplified Boiling Water Reactor Feed Water Generatore di Vapore Hot Leg Isolation Condenser International Reactor Innovative an Secure In containment Refueling Water Storage Tank Large Break LOCA Loss of Coolant Accident Lower Plenum Light Water Reactor Multi Application Small Light Water Reactor Oregon State University Pressure Balance Line Passive Containment Cooling System Passive Residual Heat Removal System Pressurizer Pressurized Wate
35. Parisi CIRTEN Universita di Roma 1 La Sapienza e Universita di Palermo vedere allegati 1 In carico a tied sa 4 C_ List colei H FZ fepazione cofvauioa arriva Sigla di identificazione Distrib Pag di ENEN Ricerca Sistema Elettrico PAR2010 ENEA LA1 008 L 2 11 INDICE CAPITOLO 1 ELEMENTI DI COLLEGAMENTO CON IL PRECEDENTE PAR 2008 2009 pag 3 CAPITOLO 2 AZIONI PER IL CONSEGUIMENTO DEGLI OBIETTIVI PREVISTI pag 4 INDICE DEGLI ALLEGATI ALLEGATO 1 pag 8 Analisi di sistemi passivi utilizzati in impianti ad acqua pressurizzata di tipo avanzato Identificazione di componenti di piccolo diametro Univ Palermo di pagg 39 ALLEGATO 2 pag 9 Identificazione di componenti di piccola taglia in sistemi di tipo passivo e possibili attivita sperimentali per la loro caratterizzazione Univ Palermo di pagg 35 ALLEGATO 3 pag 10 Rapporto di progetto del circuito di prova e relativi componenti Univ di Roma La Sapienza di pagg 16 ALLEGATO 4 pag 11 Approvvigionamento dei componenti necessari per la realizzazione del circuito Univ di Roma La Sapienza di pagg 21 Sigla di identificazione Distrib Pag di ENEN Ricerca Sistema Elettrico PAR2010 ENEA LA1 008 L 3 11 CAPITOLO 1 ELEMENTI DI COLLEGAMENTO CON IL PRECEDENTE PAR 2008 2009 Le attivit di studio e progettazione svolte nell ambito della Linea Progettuale A Componenti e sistemi d im
36. R da 0 a 99 Le dimensioni del trasmettitore sono riportate in Figura 11 Fui 1 02 123 5 4 86 _ g 48 71 1 92 Figura 11 trasmettitore 248R Railmount dimensioni in mm inch Pagina 18 di 21 5 2 Misuratori di pressione Le misurazioni di pressione livello e portata sono effettuate mediante trasmettitori del tipo Rosemount 3051S Scalable MultiVariable Pressure Transmitter Figura 12 forniti da Emerson Process Management Figura 12 Rosemount 3051S Scalable MultiVariable Pressure Transmitter Il range di pressione statica misurabile va da 0 03 a 250 bar Rif 9 5 3 Indicatore visuale di livello Come previsto dalle norme il serbatoio sar dotato anche di un indicatore visuale di livello in grado di raggiungere le pressioni e le temperature di progetto del serbatoio L indicatore fornito da Klinger di tipo bicolore rosso verde e dotato di illuminatore Pagina 19 di 21 Figura 13 Indicatore visuale di livello 6 Conclusioni Nel presente report sono stati descritti i principali componenti dell apparato sperimentale di prova oggetto dell attivita 6 1B del PAR 2010 con le relative caratteristiche tecniche Per quanto riguarda il recipiente in pressione le tubazioni e le flange della linea area circolazione ci si rifatti alle norme di riferimento Direttiva PED raccolta VSR norme ASME Per il i riscaldatori il compressore i misuratori di temperatura e di pressione
37. a l ultimo pozzo termico disponibile Di seguito descritta una tipica sequenza incidentale dovuta ad un evento di tipo SBLOCA per il reattore MASLWR A seguito di un inattesa apertura di una valvola del sistema ADS si desta una depressurizzazione del sistema primario Parte dell inventario primario viene immesso nel primo contenimento causando l innalzamento della sua pressione e la conseguente diminuizione della pressione primaria Si desta un safety injection signal che automaticamente apre le high ADS valve le middle ADS valve e le Sump Recirculation valve Quando la pressione primaria e la pressione del contenimento si equalizzano lo svuotamento del sistema primario termina e si viene a creare un loop in circolazione naturale comprendente il sistema primario e il contenimento Infatti quando le sump ADS valve vengono aperte il vapore prodotto nel core si dirige nella parte alta del RPV e attraverso le high ADS valve si dirige verso il contenimento dove viene condensato A questo punto il condensato attraverso le Sump Recirculation valve si dirige di nuovo nel core attraverso il downcomer Dall analisi dei sistemi di sicurezza passivi utilizzati nel reattore MASLWR e dalla descrizione della strategia di mitigazione di un transitorio incidentale dovuto a un evento di tipo LOCA si pu concludere che tra i componenti di piccolo diametro operanti ad alta pressione e temperatura rilevanti per le
38. assima kg h 80 pressione ingresso bar g 160 pressione uscita bar g 1 Deltap bar 159 temperatura deg C 357 Cv calcolato 0 03646 Cv maggiorato 0 03646 corsa 60 77 CV 60 77 La valvola di relief viene fornita da Dresser Masoneilan Pagina 10 di 21 yp 96 MASONEILAN Sy t 4 OyaypYoyYrny I 00 10 LAD ihe Nee TS LISTA 13 14645 44 Figura 5 valvola di relief 3 3 Linea di circolazione acqua La linea di circolazione acqua alimenta il recipiente in pressione in questo paragrafo sono descritte le caratteristiche della pompa delle tubazioni e delle flange Uno schema possibile della linea acqua illustrato in Figura 6 Il layout definitivo della linea non per definibile in questa sede in quanto un dei componenti principali che la pompa non stato fornito e potrebbe avere dimensioni variabili e costringere a variare le dimensioni del circuito Pagina 11 di 21 Figura 6 schema linea circolazione acqua Pagina 12 di 21 3 3 1 Tubazioni e pompa Le tubazioni sono state dimensionate secondo quanto prescritto dalla norma ASME B31 3 Il diametro nominale pari a 1 sch 80 diametro esterno 33 4 mm e lo spessore nominale s di 4 55 mm Rif 5 La pompa sar di tipo centrifugo Le condizioni operative sono p 180 bar T 360 C e deve fornire una prevalenza H stimata per il tipo di circuito in considerazione dell ordine dei 10 m Considerando che le tubazioni hanno
39. assive heat removal system via steam generators Tale sistema PRHR composto da 4 circuiti connessi con il lato secondario del GV ognuno dei quali capace di asportare il 50 della potenza di decadimento Gli scambiatori di calore sono collocati in emergency heat removal tanks collocate esternamente al contenimento Questo sistema anche utilizzato per depressurizzare il RCS nel caso di un SBLOCA Nel progetto del reattore AC600 stato inserito un sistema PRHR per rimuovere il calore residuo Tale sistema PRHR composto da 2 circuiti indipendenti connessi al secondario del GV Ciascuno di essi composto da un scambiatore di calore refrigerato da aria collocato in una chimeny all esterno del contenimento e da una EFWT Quando si verifica un evento di station blackout V EFWT fornisce dopo l apertura della valvola di isolamento collocata all uscita del EFWT fluido al GV lato secondario mantenendo il suo livello Il calore residuo dunque assorbito dal liquido all interno del GV generando del vapore che poi viene a condensare nello scambiatore di calore refrigerato da aria Il condensato ritorna nel GV Nel progetto del reattore SMART stato inserito un PRHR per rimuovere il calore di decadimento Tale sistema composto da 4 circuiti indipendenti ciascuno capace di rimuovere il 50 della potenza di decadimento connessi con il secondario del GV Il calore di decadimento asportato dunque da uno scamb
40. avorazione z 1 valore percentuale dell ovalizzazione per corpi cilindrici o sferici 0 5 snt s C1 C2 C3 46 8 mm snti s C2 C3 46 8 mm Si riporta la verifica di validit delle formule utilizzate Rif 2 0 2206 lt 0 449 Fez Pagina 16 di 25 0 2023 gt 0 0976 i u 0 5 lt 1 Lo spessore minimo in condizioni di progetto risulta pari a D So A 40 37 mm 2fz p Lo spessore minimo in prova idrostatica De of fz 1818p fiz In entrambi i casi lo spessore della membratura in esame s 49 mm superiore al valore dello spessore minimo richiesto So 41 63 mm 4 2 2 Pareti piane Le pareti piane circolari saldate rappresentati i fondi inferiore e superiore del recipiente in pressione sono state progettate secondo le disposizioni contenute nel capitolo VSR 1 L dati di progetto sono e p 18MPa e p 37 7 MPa e t 360 C e c1 0mm sovraspessore di corrosione Il materiale usato per parete piana l acciaio ASTM A 182 Gr F304 H avente le seguenti caratteristiche f 81 86 MPa fo 128 67 MPa fi 175 45 MPa Il materiale costituente il mantello acciaio ASTM SA 312 TP 304 con le seguenti caratteristiche indicate col pedice m per indicare il mantello fm 81 6 MPa fmo 136 67 MPa fmi 186 36 MPa parametri geometrici sono s 75mm Raggio interno del fondo provvisto di colletto cilindrico r 40 mm Pagina 17 di 25 D 308 4 mm Lunghezza d
41. bbricante ad altre normative consolidate che rispettino comunque i requisiti essenziali di sicurezza di cui allegato della Direttiva PED In Italia sono state approntate a partire dagli anni 70 prima dall A N C C e poi successivamente dall l S P E S L le norme per la costruzione degli apparecchi in pressione cfr DM 21 11 1972 e s m i e delle relative specifiche tecniche applicative note come Raccolta VSR Verifica della Stabilit dei Recipienti a pressione Raccolta M Impiego di materiali nella costruzione e riparazione degli apparecchi a pressione Raccolta VSG Verifica della stabilit dei generatori di vapor d acqua Raccolta S Impiego della saldatura nella costruzione e riparazione di apparecchi a pressione opportuno precisare che essendo le Raccolte citate delle specifiche tecniche di un Decreto italiano inerente la costruzione non sono norme armonizzate in ogni caso la direttiva PED ne consente l utilizzo purch si tenga conto di quanto imposto dalla medesima Direttiva In altre parole il fabbricante mediante opportuna analisi dei rischi dovr individuare i requisiti essenziali di sicurezza RES di cui all allegato della Direttiva PED pertinenti all attrezzatura in pressione da costruire e determinare quali fra questi possono risultare soddisfatti mediante l applicazione delle Raccolte A N C C 1 S P E S L e quali invece dovranno essere soddisfatti utilizzando altre soluzioni altre n
42. cipali caratteristiche del serbatoio in pressione in oggetto secondo la normativa PED Rif 1 sono e Pressione di progetto PS 180 bar e VolumeV 150 001 e Fluido acqua e Tipologia di fluido contenuto da PED art 9 gruppo 2 e Stato fisico del fluido vapore e Temperatura di esercizio 357 C e Corrosione considerata 0 mm Secondo la normativa PED i recipienti in pressione vengono classificati in diverse categorie secondo livelli di rischio crescente all 2 parametri che definiscono la categoria di appartenenza del serbatoio sono la pressione di progetto ed il volume del serbatoio stesso Nel caso in esame secondo quanto stabilito dalla normativa stato valutato il valore del prodotto di pressione di progetto e volume PS V 27000 bar Pagina 13 di 25 Secondo la normativa un serbatoio caratterizzato da tale valore risulta classificato nella categoria IV Nella figura di seguito fig 2 riportato il grafico per la determinazione della categoria del serbatoio secondo quanto stabilito dalla normativa Sullo stesso grafico riportato il serbatoio in esame crocetta max allowable pressure PS bar Table 2 Art 3 Annex Il 10000 1000 100 10 0 1 0 1 1 10 100 1000 10000 Volume I Figura 2 Categorie di classificazione dei recipiente in pressione da normativa PED Il disegno tecnico del recipiente in pressione rappresentato in fig 3 Pagina 14 di 25 N t 1 i x
43. cumento raccogli pertanto i contributi dell Universit di Roma La sapienza Dipartimento di Ingegneria Astronautica Elettrica ed Energetica e dell Universit di Palermo Dipartimento dell Energia Sezione di Ingegneria Nucleare che sono stati riportati negli allegati seguenti ALLEGATO 1 analisi di sistemi passivi utilizzati in impianti ad acqua pressurizzata di tipo avanzato Identificazione di componenti di piccolo diametro Univ Palermo Sommario il rapporto analizza le tipologie di componenti di tipo passivo rilevanti ai fini delle funzioni di spegnimento sicuro del nocciolo e di asportazione del calore di decadimento utilizzati in impianti ad acqua pressurizzata di tipo avanzato Si sono esaminati tre progetti di diversa taglia il reattore di grande taglia AP1000 il reattore di media taglia IRIS e il reattore di piccola taglia MASLWR base per il reattore NUSCALE Particolare attenzione verr focalizzata sui componenti di piccolo diametro quali ad esempio le valvole presenti in molti di questi sistemi passivi ALLEGATO 2 identificazione di componenti di piccola taglia in sistemi di tipo passivo e possibili attivita sperimentali per la loro caratterizzazione Univ Palermo Sommario il rapporto analizza le tipologie di componenti di tipo passivo operanti ad alta pressione e temperatura rilevanti ai fini delle funzioni di spegnimento sicuro del nocciolo e di asportazione del calore di decadimento utilizzati in
44. d acqua pressurizzata Argomenti trattati Calcolo delle strutture meccaniche Energia nucleare Reattori nucleari ad acqua Sicurezza nucleare Sommario Il report descrive le caratteristiche dei principali componenti costituenti l impianto sperimentale a cui applicare sezioni di prova per ricerche e sperimentazioni su simulacri di componenti presenti su sistemi di piccolo diametro con fini di sicurezza dei circuiti principali di PWR L impianto sar in grado di produrre acqua alle condizioni di pressione e temperatura tipiche del circuito primario dei reattori nucleari ad acqua in pressione della generazione III III le condizioni di progetto dei componenti sono quindi T 357 C e p 180 barg Note ALLEGATO n 4 Copia n In carico a DESCRIZIONE DATA RA e ai CIRTEN Consorzio Interuniversitario per la Ricerca TEcnologica Nucleare SAPIENZA UNIVERSITA DI ROMA DIPARTIMENTO DI INGEGNERIA ASTRONAUTICA ELETTRICA ED ENERGETICA APPROVVIGIONAMENTO DEI COMPONENTI NECESSARI PER LA REALIZZAZIONE DEL CIRCUITO Prof Maurizio Cumo Prof Luciano Gramiccia Ing Fabio Giannetti Ing Damiano Vitale Di Maio CERSE UNIRM RL 1179 2011 Roma Novembre 2011 Lavoro svolto in esecuzione dell Obiettivo 6 1 B Attivit A1 AdP MSE ENEA sulla Ricerca di Sistema Elettrico Piano Annuale di Realizzazione 2010 Progetto 1 3 2 a Fissione nucleare Metodi di analisi e verifica di progetti
45. datori elettrici Gli SG impiegati in IRIS sono del tipo a tubi elicoidali once through Otto SG ognuno costituito da 656 tubi sono allocati nello spazio anulare tra il barrel ed il guscio esterno del recipiente in pressione Ogni modulo SG composto da una colonna centrale interna che supporta i tubi da collettori inferiori dell acqua di 32 alimento dai collettori superiori del vapore che andra in turbina per la successiva espansione Le pompe poste al di sopra degli SG sono a tamburo spool pumps High high Level STEAM VOLUME TTT oT 00 Operating Levat LIQUID VOLUME a 0 Operating ot Level et a Lowow Leve Figura 4 2 Schema del PRZ di IRIS Il percorso del fluido primario indicato nella Fig 4 1 con delle frecce colorate va dal basso verso l alto passando attraverso il core ed il riser fino alle pompe poi la circolazione avviene in senso contrario e il fluido primario dopo avere attraversato le pompe lambisce esternamente i tubi degli SG All uscita dallo scambiatore il fluido percorre la regione anulare esterna del core il DC fino al Lower Plenum LP e poi risale nuovamente attraverso il core ricominciando il ciclo Le frecce colorate in blu indicano che il fluido refrigerante inizialmente freddo attraversa il core e per effetto delle fissioni che qui avvengono si riscalda le frecce cambiano dunque colore fino ad avere un rosso molto acceso nel riser Il fluido cos
46. del RPV CV della durata superiore alle 12 ore 3 il long term cooling tipico del rettore IRIS della durata di oltre le 12 ore Break Initiation Pressure Suppression Vessel Depressurization by Condensation amp ADS ni Pressure Equalization RV CV Depressurization Long Term Cooling Figura 4 4 Schema della sequenza incidentale dovuta a un SBLOCA per il reattore IRIS Dopo un evento del tipo SBLOCA si desta una depressurizzazione del sistema primario Parte dell inventario primario viene immesso nel contenimento causando 36 l innalzamento della sua pressione Il trip del reattore e della pompa si desta gli EBT forniscono dunque acqua borata al sistema primario e gli EHRS dopo la loro attuazione forniscono una depressurizzazione del sistema primario rimuovendone l energia I sistemi ADS sono attuati per assistere gli EHRS nella depressurizzazione del RPV ma mentre l EHRS depressurizza il sistema primario senza perdita di massa se interviene l ADS attua la stessa funzione con perdita di massa L aumento di pressione nel contenimento limitato dal PSS mentre la portata del break si riduce per la rimozione del calore da parte degli EHRS La fase di svuotamento del sistema primario termina quando la pressione del RPV uguaglia quella del CV Il sistema accoppiato RPV CV depressurizzato dagli EHRS In questa fase la portata al break si inverte perch il calore non rimosso dal contenimento ma direttamente dall inter
47. del disco da una condizione di piena apertura ad una di completa chiusura e viceversa e verifica che l eventuale perdita di fluido dalla valvola quando la stessa in condizioni di completa chiusura sia all interno dei margini di progetto prestabiliti e verifica che il disco o l otturatore sia stabile assenza di oscillazioni nelle condizioni di piena apertura e sottoposto al flusso di progetto e verifica che le caratteristiche di progetto dei materiali e della finitura delle loro superfici siano compatibili con metodi di sondaggi diagnostici non intrusivi Tabella 3 1 Caratteristiche delle valvole di tipo non safety presenti nel reattore AP1000 Valve Size Class Valve Type Operator Connetion Material Class inch Qty Vacuum PV18 Breaker Flanged Active Stainless Steel CL 600 1 2 Valves Gate Motor Carbon amp PV31 Valves Operated Butt Weld Alloy Steel CL 150 4 42 12 Check Carbon amp Valves Lift Check Socket Weld Stainless Steel CL 800 1 2 65 Globe Manual Socket amp Butt Carbon amp CL 800 3 4 2 1046 Valves Weld Stainless Steel PV32 Herm Sealed Carbon amp Globe Manual Socket Weld Stainless Steel CL 800 3 4 2 79 Valves Check Swing Carbon amp Valves Check Butt Weld Stainless Steel CL 150 3720 PV33 Gate amp Carbon amp Globe Manual Butt Weld ae CL900 3 20 94 Stainless Steel Valves Manual amp PV40 Ball Valves Air de e e e
48. e composto da e N 3 elementi corazzati in acciaio inox AISI 316 L Diametro 16 mm e Sviluppo 2834 mm ripiegati a U con lunghezza sotto battuta pari a 1000 mm tratto neutro 200 mm Uno schema illustrativo riportato in fig 3 Pagina 6 di 21 S special L N R 2 s mi m2 m3 1000 200 _ 295 130 70 N 2 N 1x1 Gas N 1x1 2 Gas A B c F M N2 N3 Hi H2 3 ANSI 2500 Ib RJ Figura 3 riscaldatore elettrico su flangia Il riscaldatore elettrosaldato su flangia da 3 ASME Classe 2500 Tipo RJT descritta in seguito La ditta costruttrice la Masterwatt S r L Electric Heating Solutions Il quadro di controllo del riscaldatore permette di regolare la potenza della resistenza tramite la temperatura di set point dell acqua del serbatoio e inoltre ha tre segnali utilizzati come segnali di sicurezza e temperatura di guaina degli elementi scaldanti tramite una termoresistenza fornita insieme agli stessi e livello nel serbatoio tramite misuratore multivariabile fornito da Emerson Process Management e pressione nel serbatoio tramite lo stesso misuratore multivariabile La logica di sicurezza prevede dunque 1 per T gt Tset alimentazione riscaldatori OFF 2 per Livello lt livello minimo margine alimentazione riscaldatori OFF 3 P gt Psicurezza alimentazione riscaldatori OFF Inoltre il riarmo in caso di interruzioni date dai segnali di sicurezza deve essere manuale tramite oppor
49. e 00 Weld Stainless Steel Operated Manual Pyar e gions Flanged Carbon Steel CL150 3 24 228 Valves Air Operated Globe Solenoid Socket amp Carbon amp CL 1500 EYA Valves Operated Compression Stainless Steel INT Lasi 1 Air Globe Butt amp Socket CL 1500 PV44 Valves Operated w Weld Alloy Steel INT 1 16 78 Positioner Pressure Process PV45 Regulator fluid Socket Weld Carbon Steel 600 1 2 13 Valves operated Auxiliary Self PV46 Relief 5 Flanged Carbon Steel CL 900 1 xl 72 Actuated Valves 3 Way c PV47 Globe amp Manual ompression Stainless Steel 1 4 1 2 366 Fitting Ball Valves Vacuum Self PV48 Breaker Flanged Carbon Steel CL 150 1 5 Actuated Valves pys4 3 Way an Butt Weld Stainless Steel CL150 1 6 20 Valves Operated pv77 Pineh Flanged Stainless Steel CL 150 2 1 Valves Tabella 3 2 Caratteristiche delle valvole di tipo safety presenti nel reattore AP1000 Valve i Size Class Valve Type Operator Connection Material inchi Qty PVOI Salse Soke Motor Operated Butt Weld Stainless Steel 3 14 38 Valves Angle Globe Manual Socket Weld Stainless Steel 1 5 Valves PV02 Check Valves Piston Lift Check Socket Weld Stainless Steel 1 2 13 Globe Valves Manual Socket Weld Alloy Steel 3 4 2 161 Herm Sealed Manual Socket Weld Stainless Steel 1 2 104 Globe
50. e VSR Successivamente sono illustrati l applicazione di tali principi alla progettazione dei principali componenti del recipiente in pressione e il calcolo delle dispersioni termiche dal serbatoio dimensionando l isolante Infine fornita una breve descrizione della linea di circolazione acqua e della linea aria compressa dimensionando lo spessore delle tubazioni e delle flange necessarie al collegamento dei vari tratti Pagina 3 di 25 Compressore aria 20 MPa Vent Indicat visuale livello Valvola Misuratore regolatrice portata Vent Acqua demineralizzata Figura 1 layout di impianto Pagina 4 di 25 2 Descrizione del lavoro L attivita 6 1 B del PAR 2010 consiste nella progettazione e nell approvvigionamento dei componenti necessari per un impianto sperimentale di piccola taglia Tale impianto ha come principale obiettivo la capacit di riprodurre le condizioni operative pressione e temperatura tipiche dei reattori nucleari ad acqua in pressione della generazione III III Uno schema semplificato dell impianto nel quale si riportano i principali componenti riportato in fig 1 2 1 Datiiniziali di progetto Le principali caratteristiche per cui dovr essere dimensionato il serbatoio in pressione di cui si riporter il dimensionamento di seguito sono e Pressione di progetto 18 MPa e Temperatura di progetto 357 C e Portata acqua regolabile fino a 2 m h 3 La nor
51. e le valvole di sicurezza sono riportati i dati tecnici forniti dalle ditte costruttrici e o fornitrici e per alcuni di questi componenti sono state citate le norme di riferimento Il circuito cos composto sara installato presso il CR ENEA CASACCIA Pagina 20 di 21 7 Riferimenti Rif 1 Rif 2 Rif 3 Rif 4 Rif 5 Rif 6 Rif 7 Rif 8 Rif 9 Direttiva 97 23 CE del 29 maggio 1997 PED Palma A Relazione tecnica progettazione serbatoio in pressione I S P E S L Raccolta VSR Specificazioni tecniche applicative del decreto ministeriale del 21 novembre 1972 per la verifica della stabilit dei recipienti in pressione Ed 95 Masterwatt s r l Riscaldatori su flangia catalogo e dati tecnici ASME B31 3 2008 Process Piping ASME B16 5 2009 Pipe Flanges and Flanged Fittings Aerotecnica Coltri MCH 30 36 Manuale di uso e manutenzione Emerson Process Rosemount 248 Product Data Sheet Emerson Process Rosemount 3051S Series Product Data Sheet Rif 10 Dresser Italia PSV Technical Summary Pagina 21 di 21
52. e nucleare in Italia La mancanza di prospettive immediate nel settore nucleare ha comportato la perdita d interesse dell Industria con conseguente ridimensionamento del programma di ricostruzione di capacit in termini di competenze e di impianti per la qualifica di componenti anche di grossa taglia per applicazioni nucleari tale programma era stato oggetto di specifiche attivit in precedenti PAR dell accordo di Programma MSE ENEA AI fine di seguire una linea di maggior coerenza con i modificati orientamenti in materia di energia nucleare si dato alle attivit un indirizzo che mantenesse il concetto informatore originale ossia studio di componenti e sistemi d impianto ma si sono modificati gli oggetti della ricerca indirizzandoli verso studi finalizzati in generale alla sicurezza d impianto In particolare si fatto riferimento alle seguenti linee guida A Si operato per non disperdere la capacit di qualificare in Italia componenti meccanici di rilievo tenendo conto di un eventuale partecipazione di Industrie nazionali ad opportunit che potrebbero essere offerte dall Estero A tale scopo si proseguito ad ammodernare le infrastrutture di servizio della Hall tecnologica che ospita un impianto termoidraulico per qualifica componenti adeguandola ad un futuro riutilizzo della facility stessa ovvero ad attivit con piccoli impianti sperimentali Sigla di identificazione Distrib Pag di ENEN Ricerca Sistema Elet
53. eat Removal System Economic Simplified Boiling Water Reactor Generatore di Vapore Hot Leg High Pressure Injection System Isolation Condenser International Reactor Innovative an Secure In containment Refueling Water Storage Tank Loss of Coolant Accident Low Pressure Injection System Multi Application Small Light Water Reactor Oregon State University Passive Residual Heat Removal System Pressurized Water Reactor Reactor Coolant System Reactor Pressure Vessel System Integrated Modular Advanced Reactor Residual Heat Removal System Small Break Loss of Coolant Accident Simplified Boiling Water Reactor Water Moderated Water Cooled Energy Reactor LISTA DELLE FIGURE Figura 1 1 Sistemi passivi utilizzati nel reattore AP600 1000 Figura 1 2 Schema delle iniezioni dei sistemi passivi e della sump recirculation presenti nel reattore AP600 1000 Figura 1 3 Schema di funzionamento del PRHR del reattore AP600 1000 Figura 1 4 Schema dell impianto nucleare MASLWR Figura 2 1 Schema di un generico accumulatore Figura 2 1 Schema di una generica CMT Figura 2 2 Schema di un generico serbatoio che inietta per gravit Figura 2 3 Schema di un generico sistema che provvede al raffreddamento del GV in regime di circolazione naturale monofase ad acqua Figura 2 4 Schema di un generico sistema che provvede al raffreddamento del GV in regime di circolazione naturale monofase ad aria Figura 2 6 Schema di un generico
54. eeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeee 23 6 1 Caratteristiche COMpressore uiritanilitiii iaia 23 6 1 1 Circuito aria compressa vented scat cedsrnereatonaa sua ssartsarorad con daacetee weiden aiar 23 T CONCIUSIONI alora ee htt el E ek ah EEL at lag ca 24 o HRMSPIMIG IM 22 set lille helle 25 Elenco figure Figura T JAVOUTO IM PIANO on cos Cesweesen este codeesuceseount cuss teener eE E esr eerveeseuesteeseeeeceriepeneee 4 Figura 2 Categorie di classificazione dei recipiente in pressione da normativa PED 14 Figura 3 disegno tecnico del recipiente in pressione ii 15 Figura 4 classificazione flange ASME B16 5 i 21 Figura 5 dimensioni flangia ASME B16 5 22 Pagina 2 di 25 1 Sommario Nel presente report illustrata la procedura seguita per la progettazione di un impianto di prova sperimentale atto a riprodurre le condizioni di temperatura e pressione presenti nei reattori nucleari ad acqua in pressione PWR Pressurized Water Reactor Inizialmente fornita una descrizione dell impianto sperimentale il cui componente principale rappresentato dal recipiente in pressione e delle prestazioni che tale impianto deve garantire Vengono quindi presentati i principali criteri per la progettazione di componenti in pressione presenti nella Direttiva 97 23 CE direttiva PED e nelle norme italiane I S P E S L relative alla Verifica di Stabilit dei Recipienti in pression
55. eristiche dei seguenti componenti e Recipiente in pressione e Riscaldatori e Tubazioni e pompa linea circolazione acqua e Valvola di regolazione e Flange linea circolazione acqua e Compressore e Accumulatore linea aria compressa e Misuratori di temperatura e Misuratori di pressione e Valvole di sicurezza Pagina 3 di 21 2 Descrizione del lavoro L attivita 6 1B del PAR 2010 consiste nella progettazione e fornitura dei componenti per un impianto sperimentale in grado di riprodurre le condizioni di pressione e temperatura tipiche dei reattori nucleari ad acqua in pressione della generazione II II In seguito saranno illustrate le caratteristiche tecniche dei principali componenti costituenti tale impianto sperimentale 3 Recipiente in pressione e linea circolazione acqua 3 1 Recipiente in pressione Le principali caratteristiche tecniche del recipiente in pressione sono Temperatura massima TS 360 C Pressione PS 180 bar Volume V 150 0 La progettazione del recipiente in pressione stata effettuata facendo riferimento alla Direttiva 97 23 CE Apparecchi a pressione e alla raccolta di norme 1 S P E S L VSR Verifica della Stabilit dei Recipienti a pressione Secondo la normativa PED il recipiente in pressione caratterizzato dai seguenti parametri Rif 1 e Prodotto PS V 27000 bar L e Tipologia di fluido art 9 Gruppo 2 e Categoria di rischio IV e Modulo validazione conformit art 1
56. essione iii 6 Figura 3 riscaldatore elettrico su flangia iii 7 Figura 4 valVola dESICUPAZZAa z oriali 9 Figura Sfvalvolggirelef 3024 ARA Glade aa late heise 11 Figura 6 schema linea circolazione acQua e 12 Figura 7 dimensionamento flange RJT NPS 1 classe 2500 ASME B16 5 13 Figura 8 Valvola di regolazione della linea di circolazione dell acqua 15 Figura 9 MCH 30 Silent dimensioni compressore iii 16 Figura 10 MCH 30 Silent circuito in pressione iii 17 Figura 11 trasmettitore 248R Railmount dimensioni in mm inch tees 18 Figura 12 Rosemount 3051S Scalable MultiVariable Pressure Transmitter 19 Figura 13 Indicatore visuale di livello iii 20 Pagina 2 di 21 1 Sommario In questo report sono descritte le caratteristiche dei principali componenti costituenti la struttura di supporto alla sezione di prova sperimentale prevista dall attivit 6 1A del PAR2010 ed in grado di produrre acqua alle condizioni di pressione e temperatura tipiche del circuito primario dei reattori nucleari ad acqua in pressione della generazione II Le condizioni di progetto dei componenti sono quindi T 357 C e p 180 barg fino alla pompa dopo la quale la pressione di progetto diventa 190 barg Viene fornita una descrizione e sono illustrate le principali caratt
57. est di interesse per la caratterizzazione di componenti di piccole dimensioni utilizzati in sistemi passivi sono comunque necessari sia per la loro qualificazione sia per ottenere dati sperimentali utili alla validazione di codici Dall analisi di questi sistemi di sicurezza di tipo passivo si pu concludere che le valvole presenti nei sistemi ADS le valvole d isolamento e le valvole di non ritorno hanno un ruolo fondamentale nelle strategie di mitigazione di transitori susseguenti a eventi incidentali Tali strategie trovano larga adozione nei reattori avanzati risultando sostanzialmente necessarie a ottenere uno spegnimento sicuro del nocciolo e la asportazione di calore di decadimento A titolo di esempio si riporta nelle tabelle 3 1 e 3 2 alcune delle caratteristiche delle valvole di tipo safety e di tipo non safety presenti nel reattore AP1000 in cui si ricorda che in condizione operative la pressione primaria pari a 15 5 MPa e la temperatura all uscita del core di circa 321 C Risulta pertanto di particolare interesse la realizzazione di un piccolo impianto sperimentale che abbia anche lo scopo di caratterizzare valvole di non ritorno che singolarmente o in serie sono utilizzate in sistemi passivi In questo ambito risultano di particolare rilevanza campagne sperimentali miranti alla valutazione delle cadute di pressione ai capi di valvole di non ritorno al variare della portate che le attraversano unitamente alle verif
58. esti reattori utilizzano anche sistemi passivi di sicurezza Nel prototipo del reattore MASLWR il fluido primario attraversando il core acquista energia diminuendo la sua densit la forza di galleggiamento che si crea fa ascendere il fluido che successivamente cedendo energia ai tubi elicoidali aumentando la sua densit proceder scendendo verso la parte bassa del vessel Grazie a questo regime di circolazione naturale monofase del fluido refrigerante la potenza prodotta dal core in normali condizioni di funzionamento viene asportata dal fluido primario e ceduta al fluido secondario figura 1 4 Vent valve Containment Reactor pressure vessel Turbine generator Steam _ Depressurization Feedwater Steam generator tube bundle rc Feedwater pump Figura 1 4 Schema dell impianto nucleare MASLWR Modro 2003 caratterizzazione della circolazione naturale L uso di sistemi passivi basati sulla circolazione naturale implica lo studio di fenomeni locali e integrali che possono influenzarne l efficacia nello svolgimento della missione loro assegnata Tipici fenomeni di carattere locale in regime di circolazione naturale sono riportati nella tabella 1 1 questi fenomeni sono correlati ai tre elementi caratteristici ed essenziali in un circuito in cui si pu destarsi la circolazione naturale la sorgente termica il pozzo termico il circuito idraulico che li connette Ne
59. fluido v di 2 m s si ottiene una portata volumetrica Q di Q Ap v 0 000928 m3 s 3 34 m3 h Pagina 22 di 25 Considerando che la densit del fluido p pari a 537 634 kg m si ottiene una portata massica T k T Q p 0 498 1796 13 kg h 6 Progettazione linea aria compressa 6 1 Caratteristiche compressore Il compressore dovr operare su fluido di lavoro aria e garantire una portata di 500 nl min ad una pressione di 20 MPa Per pressioni cos elevate necessario utilizzare compressori volumetrici con pi stadi in serie Vista la pressione simile allo standard utilizzato per le bombole da sub 220 bar si pensato di utilizzare un compressore commerciale impiegato normalmente per la ricarica delle stesse ottenendo una notevole riduzione di costo rispetto ai compressori di tipo industriale 6 1 1 Circuito aria compressa Per evitare un utilizzo continuo dello stesso si preferisce utilizzare un serbatoio di accumulo dell aria compressa del volume di 100 Per ottenere anche qui un contenimento dei costi si pensato di utilizzare delle bombole commerciali per questo si arrivati alla scelta di due bombole da 50 con pressione di progetto di 360 bar La linea ad aria compressa per facilit di realizzazione stata pensata con tubazioni lineari in acciaio da 2 BWG 18 dallo spessore di 0 049 interconnesse tramite attacchi Swagelok Tra il serbatoio di accumulo e il serbatoio in pressione contene
60. i Had VA PI GET Te J A LS tory Hf e VA vs lt s a ha 1 i E VEDI DETT S HH tH j mH Les RSA VEDI DETT SSUP COIBENTAZIONE VEDI DETT Connessione B ial Figura 3 disegno tecnico del recipiente in pressione Secondo quanto previsto dalla norma VSR regola VSR 0 3 Criteri di stabilita punto 1 la verifica di stabilita delle varie membrature costituenti un recipiente a pressione deve Pagina 15 di 25 essere eseguita secondo le regole previste nelle presenti specifiche tecniche nelle condizioni di pressione e temperatura di progetto e nelle condizioni che si producono durante la prova idrostatica in pressione allegato 1 punto 3 2 2 della PED Dai criteri stabiliti dalla PED all allegato 1 punto 7 4 la pressione a cui effettuare la prova idrostatica risulta pari a p 376 85 bar Si riporta in seguito la verifica di stabilita per il fasciame con pressione interna e per i fondi inferiore e superiore 4 2 1 Fasciame in pressione dati di progetto sono p 18 MPa pj 37 7 MPa t 360 C Il fasciame costituito da acciaio tipo ASTM SA 312 TP 304 le caratteristiche di tale materiale sono Rm 515 MPa Rs 205 MPa Rp0 2 122 39 MPa f 81 6 MPa fo 136 67 MPa fi 186 36 MPa fo f 1 675 parametri geometrici sono s 49mm Di 308 4 mm De 306 4 mm Cest 0 mm corrosione esterna c 0 corrosione tot est int C2 2 2 mm toll lamiera C3 0 toll l
61. i fasciame di spessore costante Sm e privo di forature m 2000 mm Sm 46 8 mm z 1 Sc 46 8 mm Distanza misurata dalla faccia interna della parete piana alla mezzeria della saldatura o al termine della rastremazione del colletto cilindrico del fondo u 60 mm Il dimensionamento in condizioni di esercizio secondo quanto previsto dalle raccolta VSR riportato in seguito Rif 2 r 40 gt 5mm 0 255m lt r lt s che risulta 11 7 lt 40 lt 75 m 2000 gt D Sm 128 9 mm fimin 175 45MPa a 03575 c2 0 3 u 60 lt CO s s 128 9 mm P_ 0 2206 min 0 001 max 0 1 f imin C max c1 C2 WN 0 357 So CD Piy 51 7 mm lt 75 mm Analogamente per la prova idrostatica risulta r 40 gt 5mm 0 255m lt r lt s che risulta 11 7 lt 40 lt 75 m 2000 gt 4 D Sm 128 9 mm fimin 175 45 MPa c 0 3575 c 0 3 u 60 lt s s 128 9 mm Pi 0 2023 min 0 001 max 0 1 imin C max cy c Jo 0 357 So CD Pile 51 1 mm lt 75 mm Pagina 18 di 25 4 3 Progettazione del riscaldatore elettrico Per il calcolo delle dispersioni termiche del serbatoio si considerata unicamente la superficie laterale del serbatoio considerandolo privo di bocchelli e flange fondelli piani oltre ad offrire una ridotta superficie di scambio termico sono caratterizzati anche da un coefficiente di scambio globale molto inferiore a quello relativo alla superficie laterale Ci dovut
62. i i mantelli invece sono ottenuti come detto saldando diversi elementi di lamiera preventivamente sagomati mediante calandratura a freddo o a caldo Recipienti verticali di notevole altezza come le colonne di distillazione o torri di raffreddamento possono realizzarsi per ragioni di trasporto e di montaggio in pi tronconi da unire poi mediante giunzioni flangiate 3 1 2 Pareti e fondi piani Le lastre piane sono usate con una certa frequenza nella costruzione degli apparecchi a pressione visto che permettono di chiudere un apertura con il minor ingombro possibile Lo spessore minimo della piastra circolare pu essere ricavato con le regole della Scienza delle Costruzioni una volta stabilito l insieme delle forze che agiscono sul coperchio il diametro di riferimento D e le condizioni di vincolo del coperchio con l apparecchio principale A seconda delle condizioni effettive di vincolo si otterranno diverse condizioni di sollecitazione ma in ogni caso la sollecitazione di confronto principale o sar espimibile mediante una relazione del tipo D o C p 3 Nella quale o la sollecitazione di riferimento p la pressione interna D rappresenta il diametro della parete piana o del fondo s lo spessore della parete piana e C un termine coefficiente di forma che dipender dalla condizioni al contorno della lastra tipo di vincolo e condizioni di carico Nel caso particolare di lastra caricata con la pressione interna p e le condizioni al contor
63. i sequenze incidentali La figura 4 1 mostra lo schema del recipiente in pressione contenente i principale componenti del Reactor Coolant System RCS il core gli SGs le pompe il PRZ il Control Rod Drive Mechanism CRDM ecc Il RPV di dimensioni maggiori rispetto a un tipico PWR avendo un altezza totale di circa 22 m La tabella 4 1 mostra le principali caratteristiche dell impianto 30 UPPER HEAD REACTOR PRESSURIZER COOLANT PUMP 1 OF 8 STEAM GENERATOR CONTROL RODS DRIVE MECHANISMS HELICAL COIL TUBE BUNDLE STEAM GENERATOR RISER FEEDWATER INLET NOZZLE a a 1 OF 8 DOWNCOMER LOWER HEAD Figura 4 1 Schema del reattore IRIS Tabella 4 1 Caratteristiche dell impianto IRIS Potenza elettrica 335 MWe Potenza termica 1000 MWth Temperatura uscita core 328 4 C Pressione di funzionamento primaria 15 5 MPa Portata primaria 4700 kg s Pressione secondaria 5 8 MPa Temperatura del vapore 317 C Temperatura dell acqua nella feed water 224 C 31 Il core e gli elementi di combustibile in IRIS sono molto simili a quelli di un tipico PWR della Westinghouse In particolare un elemento di combustibile consiste in 264 barre di combustibile disposte in un reticolo quadrato del tipo 17x17 La posizione centrale riservata alla strumentazione all interno del core 24 posizioni sono poi riservate alle barre di controllo La configurazione del core co
64. i uscita normalmente chiusa al fine di prevenire fenomeni di circolazione naturale durante il normale funzionamento del reattore Il sistema ADS costituito da 4 stadi che se attivati causano una riduzione controllata della pressione primaria I primi 3 stadi sono connessi alla testa del PRZ Il primo stadio viene attivato sulla base del livello del liquido nella CMT 67 5 gli stadi 2 e 3 sono aperti in sequenza Le linee ADS 1 2 e 3 iniettano il vapore attraverso uno sparger nell IRWST dove condensa il quarto stadio in cui sono presenti 2 squib valve poste sulle linee ADS connessa alla HL scaricano direttamente nel contenimento questo attuato in base al livello della CMT 20 e depressurizza il sistema primario fino alla pressione del contenimento Gli accumulatori sono dei recipienti al cui interno presente acqua borata in pressione circa 4 8 MPa con azoto Questi recipienti sono collegati al RPV tramite la DVI Check valves prevengono la loro iniezione durante le condizioni operative Durante una sequenza incidentale quando la pressione primaria scende al di sotto della pressione degli accumulatori le check valves si aprono permettendo la loro iniezione nel DC attraverso la DVI Il contenimento costituito da un liner in accaio che contiene il Nuclear Steam Supply System NSSS e tutti i sistemi di sicurezza passivi di iniezione Questo liner contenuto all interno di una struttura in calces
65. iametro interno D 0 3m e Altezza serbatoio L 2 2m e Temperatura finale acqua Ty29 357 C e Temperatura finale superficie interna serbatoio in acciaio Tinn saz304 357 C e Conducibilit termica SAE 304 kycc 300 C 18 49 e Temperatura aria esterna Ty p 20 C e Coefficiente scambio termico per convezione aria h rra 20 C 107 e Temperatura media coibente T cibente sepilat 175 C e Conducibilit termica coibente k s0 175 C 0 07 Calcolo dispersione HS AT S TDextL 1 0 6 2 2 4 147m Pagina 19 di 25 H E ae 0 543 ud T uo 2 1 Toxt In a Toxt In m m K haria kiso Kacc AT Ty20 Tair 337 C dispersione H S AT 750W Per il calcolo del tempo di riscaldamento si scelto invece di tenere conto unicamente della massa dell acqua e di quella del serbatoio in acciaio stato ipotizzato un livello iniziale di liquido pari a 1 5 metri e una temperatura di ingresso da rete pari a 15 C Le costanti relative all acqua densit ed entalpie specifiche sono state ottenute dal Perry s Chemical Engineers Handbook dati relativi all acciaio SAE304 ottenuti dalle appendici tecniche del codice nucleare francese RCC MRx sono stati considerati per una temperatura media tra inizio e fine transitorio Nel calcolo del tempo di riscaldamento si tenuto conto delle dispersioni ricavate in precedenza Dai calcoli effettuati emerso che per riscaldare l acqua all interno del serbato
66. iatore di calore collocato all interno di una refueling tank Nel progetto del reattore avanzato IRIS considerato l uso di un emergency heat removal system composto da 4 sistemi indipendenti ognuno dei quali contiene uno scambiatore di calore immerso in una refueling water storage tank collocata all esterno del contenimento Questo sistema dimensionato in modo tale che uno solo dei 4 sistemi indipendenti precedentemente menzionati capace di rimuovere la potenza di decadimento nel caso di un evento del tipo loss of secondary system heat removal capability Nei BWR di tipo avanzato quali SBWR e SWR 1000 il processo di evaporazione e susseguente condensazione gi usato nella corrente generazione di BWR di nuovo proposto Nel progetto del SWR 1000 ECs sono permanentemente connessi al core del reattore e collocati in una core reflooding pool Il progetto del ESBWR comprende ICs connessi al RPV e immersi in una piscina esterna 1 1 3 Uso della circolazione naturale per asportare la potenza in condizioni normali di funzionamento In genere i progetti di reattori avanzati in cui si affida alla circolazione naturale il compito di asportare la potenza generata nel core in condizioni normali di funzionamento viste le basse driving force che si destano saranno di bassa e media dimensione Esempi sono i reattori AHWR AST 500 CAREM NHR 200 MASLWR SBWR SMART V 500 SKDI HSBWR Molti di qu
67. iche di tenuta delle stesse nelle condizioni operative di riferimento Nello studio sperimentale del comportamento termoidraulico di tali valvole sar necessario disporre per ciascuna delle valvole sottoposte a test un sistema strumentato composto essenzialmente da e Un pressure transducer per misurare la pressione nel tratto di interesse da posizionare a monte della valvola e Una differential pressure cell da posizionare tra l ingresso e l uscita della valvola e Termocoppie da posizionare rispettivamente a monte e a valle della valvola Tale gruppo di valvole potrebbe essere inserito in una delle potenziali linee di prova in parallelo del circuito sperimentale il cui schema di massima mostrato in figura 3 1 Il ramo di questo circuito da prendere in considerazione connesso con flange del tipo ANSI 2500 RJ tale da ospitare componenti da 1 inch e operanti alle pressione e temperatura di esercizio dello stesso circuito 160 barg 330 C I test dovrebbero prevedere anche di verificare il movimento di ciascun otturatore delle valvole durante le prove del loro funzionamento mediante osservazione indiretta con apposita strumentazione della loro posizione Inoltre al fine di verificare le capacit di corretto funzionamento delle valvole i test dovrebbero prevedere le seguenti prove e verifica della completa apertura o completa chiusura nelle condizioni operative e verifica dell assenza di impedimenti al moto
68. imensioni sono rappresentate in Figura 9 Elettrico trifase 9 2910 230 400 50 60 38 22 1100 a5 18 70 225 300 330 425 500 I min 30 m3 h 70 420 MCH 30 SILENT 820mm 32 3 ne H 5 DIS lt S S W gt ne Pr 1540mm 60 6 Figura 9 MCH 30 Silent dimensioni compressore Il circuito in pressione del compressore raffigurato in Figura 10 Pagina 16 di 21 Filtro di aspirazione Valvola aspirazione 1 stadio Valvola scarico 1 stadio Tubo raffreddamento 1 2 Stadio Valvola di sicurezza 1 stadio Manometro 1 stadio Tubo raffreddamento 1 2 Stadio Valvola aspirazione 2 stadio 9 Valvola scarico 2 stadio 10 Tubo raffreddamento 2 3 Stadio 11 Separatore di condensa 12 Valvola di sicurezza 2 stadio 13 Manometro 2 stadio 14 Valvola aspirazione 3 stadio 15 Valvola scarico 3 stadio 16 Tubo raffreddamento 3 4 Stadio 17 Separatore di condensa 18 Valvola di sicurezza 3 stadio 19 Manometro 3 stadio 20 Valvola aspirazione 4 stadio 21 Valvola scarico 4 stadio 22 Tubo raffreddamento finale 23 Separatore di condensa 24 Valvola di non ritorno 25 Filtro carboni attivi setaccio molecolare 26 Valvola di sicurezza 27 Manometro 4 stadio 28 Valvola di mantenimento pressione 29 Pressostato 30 Fruste DONDU pw Figura 10 MCH 30 Silent circuito in pressione 4 2 Accumulatore a
69. impianti ad acqua leggera di tipo avanzato su cui di interesse condurre una campagna sperimentale al fine di ottenere informazioni utili per la loro caratterizzazione termoidraulica Tramite l analisi delle strategie di mitigazione degli effetti di eventuali transitori dovuti ad eventi incidentali nei reattori AP1000 IRIS e MASLWA l attenzione sar focalizzata su sistemi di piccolo diametro quali le valvole presenti nei sistemi ADS e le valvole di non ritorno poste nelle varie linee di interesse ALLEGATO 3 rapporto di progetto del circuito di prova e relativi componenti Univ Roma La Sapienza Sommario il report illustra la procedura seguita per la progettazione di un impianto di prova sperimentale atto a riprodurre le condizioni di temperatura e pressione presenti nei reattori nucleari ad acqua in pressione PWR Pressurized Water Reactor Inizialmente fornita una descrizione dell impianto sperimentale il cui componente principale rappresentato dal recipiente in pressione e delle prestazioni che tale impianto deve garantire Sono evidenziati i principali criteri per la progettazione di componenti in pressione con riferimento alla Direttiva 97 23 CE direttiva PED e alle norme italiane S P E S L relative alla Verifica di Stabilit dei Recipienti in pressione VSR Sigla di identificazione Distrib Pag di ENEN Ricerca Sistema Elettrico PAR2010 ENEA LA1 008 L 7 11 ALLEGATO 4 approvvigionamento dei componenti
70. io da una temperatura di 15 C a quella di 330 C sono necessarie in prima approssimazione 8 ore Dati Rif 6 e Entalpia iniziale acqua i 15 C 63 076 z e Entalpia finale acqua i 330 C 2666 ta e Livello iniziale acqua L 1 5m e Densit iniziale acqua pf20 999 1 E i k e Densit media SAE 304 pcc 7861 555 e Calore specifico medio SAE 304 0 509 e Variazione di temperatura SAE 304 AT cc 315K e Potenza termica riscaldatori qriscaldatori 15 kW Calcolo _ Aly20Mu20 Macc pATacc triscaldamento ee ot a T F dricaldatori dispersione Ai 2598 9 g l 9 H20 kg Muyzo VuzoPHzo mp Puzo 105 93 kg 2 T Di DIL _ Macc VaccPacc ie 2 Pacc 950 86 kg _ Aly20My20 Macc amp pATacc triscaldamento 29939 s 499 minuti 8 ore dricaldatori Aaispersione Pagina 20 di 25 5 Progettazione linea circolazione acqua 5 1 Dimensionamento flange e tubazioni Per quanto riguardo il dimensionamento delle flange si fa riferimento alla normativa ASME B16 5 2009 Pipe Flanges and Flanged Fittings Secondo la normativa fig 4 si considera conservativamente una temperatura di 375 C si vede come per una pressione di 180 bar sia necessario posizionarsi nella classe 2500 Rif 4 Inoltre come concordato con ENEA tutte le flange del circuito di circolazione dell acqua sono del tipo RJT per garantire una facile installazione e manutenzione oltre a garantire una tenuta s
71. istemi che provvedono alla rimozione del calore residuo mediante scambiatore di calore in circolazione naturale monofase 6 Raffreddamento mediante Isolation Condenser 7 Sump natural circulation 2 2 1 Accumulatori Gli accumulatori figura 2 1 sono sistemi gia usati negli impianti nucleari esistenti Questi sono costituiti da un recipiente riempito per il 75 di acqua borata fredda e la restante parte riempito con azoto o gas inerte in pressione Questo componente isolato dal RCS mediante valvole di non ritorno check valve che durante il normale funzionamento del reattore sono tenute chiuse dalla differenza di pressione tra il gas di riempimento e quella vigente nel RCS Nel caso di situazione incidentale di tipo LOCA per esempio la pressione nel circuito primario diminuisce fino a diventare minore di quella del gas presente nel recipiente permettendo l apertura delle valvole e il fluire del refrigerante borato Questo sistema passivo appartenente alla categoria C PRESSURIZED GAS BORATED WATER NORMALLY OPEN REACTOR ade dai CORE CHECK VALVES Figura 2 1 Schema di un generico accumulatore IAEA TECDOC 1624 2009 2 2 2 Core Make Up Tank Le CMT figura 2 2 sono usate come sistemi di refrigerazione del core e sono costituiti da recipienti posti in posizione sopraelevata Questi recipienti riempiti con acqua borata iniettano refrigerante alla pressione del sistema primario infatti il fluid
72. ivi che entrano in funzione quando la pressione primaria scende al di sotto di 110 bar Tali sistemi sono costituiti da high head low delivery pumps che prendono il liquido da una reflood water storage tank Gli accumularori sono costituiti da grandi contenitori d acqua borata uno o due per ciascun loop primario a seconda del progetto in considerazione messi in pressione 35 o 45 bar a seconda del progetto in considerazione da azoto Questi accumulatori sono connessi tramite check valve e circuiti idraulici al loop primario Gli LPIS realizzano il refill del reattore dopo che gli accumulatori si sono svuotati Sono sistemi attivi che intervengono quando la pressione primaria scende al di sotto di 10 bar Tali sistemi sono costituiti da low head high delivery pumps che prendono il liquido da reflood water storage tank AI fine di fornire la refrigerazione del combustibile sistemi di sicurezza basati sui fenomeni di circolazione naturale sono stati implementati nel progetto dei reattori avanzati L uso della circolazione naturale nei reattori nucleari avanzati rientra nella pi ampia tematica relativa all uso dei sistemi cosiddetti passivi passive safety system nelle nuove filiere di reattori nucleari Secondo IAEA TECDOC 626 Passive Component A component which does not need any external input to operate Active component Any component that is not passive is acti
73. l 20 si ha l intervento del quarto stadio ADS la cui azione depressurizza il sistema primario fino al valore di pressione che regna nel contenimento L acqua presente nell IRWST quindi in grado di entrare attraverso la DVI nel circuito primario grazie al battente idrostatico del suo fluido Si ha dunque la fine della terza fase della sequenza incidentale detta di ADS Blowdown Grazie all iniezione dell IRWST il liquido nel core del reattore sar in condizioni sotto raffreddate che permarranno fino a quando la portata iniettata sar sufficiente Quando il livello nell IRWST raggiunge un determinato valore di setpoint si ha l apertura della valvola che mette in collegamento il Sump Screen con la DVI A questo punto la fase di JRWST Injection conclusa e ha inizio la fase di Sump Recirculation Da ora in poi si instaura il ong term cooling tipico dell impianto Il liquido proveniente dalla Primary Sump fluisce attraverso le Sump Recirculation Lines nella DVI e dunque nel RPV Un diagramma di flusso dei vari componenti durante il loro funzionamento si pu vedere nella figura 2 4 Le fonte di vapore all interno dell edificio di contenimento sono dovute all attuazione dell ADS 4 e alla eventuale rottura Il vapore sale verso l alto e viene condensato tramite il PCCS L edificio di contenimento costituito da un edificio in calcestruzzo che ha il compito di proteggere il reattore da eventi es
74. la refrigerazione del core attraverso la circolazione naturale al suo interno infatti il fluido caldo proveniente dalla CL attraverso la PBL arriva nella sua parte alta spingendo il fluido freddo che attraverso la DVI viene iniettato nel RPV Proseguendo la depressurizzazione del circuito primario il vapore si accumula o si forma per flashing nella parte alta della CMT dove dunque cessa il regime di circolazione naturale e inizia la fase di svuotamento della stessa con la correlata iniezione Al raggiungimento del fissato setpoint del volume di acqua all interno della CMT che nell impianto AP1000 pari al 67 5 si ha l apertura del primo stadio del sistema ADS Questo segna la fine della fase di Natural Circulation Secondo la logica di controllo le ADS 1 2 e 3 sono aperte in sequenza facendo circolare il vapore verso l IRWST che condensa a contatto con il liquido al 18 suo interno Questo porta un ulteriore abbassamento di pressione all interno del circuito primario nel quale quando la pressione diventa minore di quella vigente negli accumulatori maggiorata della check valve cracking pressure questi iniziano ad iniettare direttamente nella DVI causando tipicamente un ritardo nella iniezione da parte delle CMT Quando la portata immessa dagli accumulatori si riduce le CMT continuano ad iniettare Quando il livello del liquido della CMT raggiunge il fissato setpoint che nell impianto AP1000 i
75. lants November 2005 Reyes J N Jr 2005 AP 600 and AP 1000 Passive Safety System Design and Testing in APEX ANNEX 12 IAEA TECDOC 1474 Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2005 Reyes J N Jr Groome J Woods B G Young E Abel K Yao Y Yoo J Y 2007 Testing of the Multi Application Small Light Water Reactor MASLWR Passive Safety Systems Nucl Eng Des 237 1999 2005 Vilayan P K Nayak A K 2005 Natural Circulation systems Advantages amp challenges ANNEX 3 Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2005 Zhang S 2002 Experiment Research and Calculation Method of Natural Circulation Flow for AC 600 1000 IAEA TECDOC 1281 Natural Circulation Data and Methods for Advanced Water Cooled Nuclear Power Plant Designs April 2002 Zejun X Wenbin Z Zheng H Bingde C Guifang Z Dounan J 2003 Experimental Research Progress on Passive Safety Systems of Chinese Advanced PWR Nuclear Engineering and Design 225 2003 305 313 CAPITOLO 2 DESCRIZIONE E CLASSIFICAZIONE DEI SISTEMI PASSIVI NEI REATTORI NUCLEARI 2 1 GENERALIT DEI SISTEMI PASSIVI Come accennato nel capitolo precedente il progetto di reattori avanzati prevede l uso di sistemi di sicurezza di tipo passivo Nell IAEA TECDOC 626 sono individuate quattro diverse categorie di sistemi passivi Category A e no signal inputs of intelligence no external power
76. ll interno del core NORMALLY CLOSED REACTOR CORE CHECK VALVES Figura 2 6 Schema di un generico serbatoio che inietta per gravit IAEA TECDOC 1624 2009 2 2 4 Sistemi che provvedono al raffreddamento del GV in regime di circolazione naturale monofase Alcuni progetti di PWR avanzati prevedono l uso di sistemi passivi di rimozione di calore di decadimento attraverso il GV Questo avviene mediante la condensazione del vapore prodotto nei GV all interno di uno scambiatore di calore immerso in una vasca di acqua o mediante un sistema di raffreddamento ad aria come indicato nelle figure 2 4 e 2 5 rispettivamente Questo sistema di sicurezza appartiene alla categoria D REACTOR VESSEL Figura 2 7 Schema di un generico sistema che provvede al raffreddamento del GV in regime di circolazione naturale monofase ad acqua IAEA TECDOC 1624 2009 tif AIR REACTOR VESSEL Figura 2 8 Schema di un generico sistema che provvede al raffreddamento del GV in regime di circolazione naturale monofase ad aria IAEA TECDOC 1624 2009 2 2 5 Sistemi che provvedono alla rimozione del calore residuo mediante scambiatore di calore in circolazione naturale monofase La funzione primaria di un PRHR quella di garantire per un lungo periodo di tempo la rimozione del calore residuo mediante un loop con fluido monofase in circolazione naturale figura 2 6 Il loop dello scambiatore di calore del PRHR solitamente in
77. lla G Woods B Welter K Pottorf J Young E Adorni M D Auria F 2009 Sensitivity Analysis of the MASLWR Helical Coil Steam Generator Using TRACE International Conference Nuclear Energy for New Europe 2009 Bled Slovenia September 14 17 The paper has been recommended to be considered for publication in special issue of Nuclear Engineering and Design e Mascari F Galvin M R Woods B International Collaborative Standard Problem Specification Document Department of Nuclear Engineering and Radiation Health Physics Oregon State University 128 Radiation Center Corvallis OR 97331 5902 Prepared for International Atomic Energy Agency P O Box 100 Wagramer Strasse 5 A 1400 Vienna Austria in preparation e Modro S M Fisher J E Weaver K D Reyes J N Jr Groome J T Babka P Carlson T M 2003 Multi Application Small Light Water Reactor Final Report DOE Nuclear Energy Research Initiative Final Report Idaho National Engineering and Environmental Laboratory December 2003 e Pottorf J Mascari F Woods B G 2009 TRACE RELAP5 Mod 3 3 and RELAP5 3D Code Comparison of OSU MASLWR 001 Test 2009 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo e Reyes J N Jr 2005 Governing Equations in Two Phase Fluid Natural Circulation Flows Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants Annex 6 IAEA TECDOC 1474 Vienna Austria November 2005 e Reyes J N Jr Groome J Woods B G
78. lla tabella 1 2 sono riportati alcuni componenti passivi e i fenomeni di circolazione naturale ad essi associati Tabella 1 1 Fenomeni di circolazione naturale Componente Fenomeno Reactor Core Fuel heat transfer Heat Source Pressure drop single and two phase fluid Parallel channel flow stability Interconnecting Piping Pressure drop single and two phase fluid Heat Sinks Convective heat transfer in Steam Generators horizontal or vertical tubes Pressure drop Tabella 1 2 Esempi di componenti passivi e fenomeni di circolazione naturale ad essi associati Componente Fenomeno Passive residual heat removal heat Natural circulation flow rate exchanger Tube bundle internal and external convective heat transfer Tube wall conduction heat transfer Tube bundle pressure drop Containment shell external air or Internal wall heat transfer water cooling Wall heat conductance External heat transfer Containment cooling Tube heat transfer condensers heat exchangers Counter current flow limitations Entrainment de entrainment Flow resistance Large cooling pools for heat Thermal stratification fluid mixing exchangers spargers and as a Vortex formation source of coolant Direct contact condensation BIBLIOGRAFIA e Aksan N 2005 Application of Natural Circulation Syste
79. lmente i sistemi passivi di sicurezza operanti in condizioni transitorie 24 Tabella 3 1 Caratteristiche dell impianto MASLWR 1 UNIT Primary pressure 7 60 MPa Core outlet temperature 544 30 K Primary mass flow rate 597 kg s Thermal power 150 MWt Net electrical power 35 MWe Steam generator type Vertical helical tubes Fuel Fuel UO2 8 enriched Refueling intervals 5 years Life cycle 60 years 30 UNITS Net Electrical Output 1050 MWe Net Station Efficiency 23 Number of Power Units 30 Nominal Plant Capacity Factor 95 Total capital cost 1241 kWe Total busbar cost 3 4 cents kWh 3 2 DESCRIZIONE DELLA EVENTO TIPO SBLOCA STRATEGIA DI MITIGAZIONE DI UN Il progetto integrato dell impianto permette di evitare componenti in pressione esterni al RPV riducendo il numero e le dimensioni di eventuali penetrazioni nel RPV Ci elimina in sede di progetto la possibilit che si verifichino large break LOCA e si riduce nel contempo il numero di possibili eventi iniziatori di small break LOCA Sistemi passivi sono considerati nel suo progetto per la mitigazione di eventuali sequenze incidentali Questi consistono di fig 3 1 e Due treni indipendenti di High ADS valve e Due treni indipendenti di Middle ADS vale e Due treni indipendenti di Sump recirculation valve 25 e Un primo recipiente parzialmente riempito d acqua e Una piscina che rappresent
80. mativa italiana per la costruzione dei recipienti in pressione Nelle procedure di dimensionamento i recipienti vengono considerati a parete sottile quando il loro spessore sufficientemente piccolo rispetto al diametro si parla dell ordine di 1 10 o meno In tale caso essi sono studiati per semplicit attraverso l approssimazione del regime di membrana che consiste nel trascurare la componente radiale della tensione che nei recipienti a grosso spessore risulta sempre di compressione nonch gli sforzi flessionali e torsionali La teoria delle membrane si fonda dunque su questi due postulati 1 Non vi sono sforzi normali o su elementi di superficie paralleli al piano medio della membrana Ci esclude la componente radiale della tensione 2 Non vi sono sforzi tangenziali diretti normalmente alla superficie media su elementi di superficie normali al piano medio della membrana ovvero sulle sezioni radiali Ci esclude il taglio e quindi anche la flessione Sono consentiti invece sforzi tangenziali diretti parallelamente al piano medio della membrana Per il postulato 1 una membrana non pu resistere a forze perpendicolari al proprio piano se non in virt della sua forma in altri termini una membrana piana non pu resistere a tali sforzi ma pu farlo solo una membrana curva Una delle conseguenze di quanto detto che lo stato di tensione in una membrana bidimensionale e che uno degli assi principali la normale alla supe
81. mensioni dell impianto dovevano essere concepite nei limiti delle effettive possibilit sperimentali oggi disponibili presso UTFISST nello specifico settore 2 Individuazione di componenti di piccole dimensioni del circuito primario di un impianto nucleare ad acqua pressurizzata tipo GEN III e GEN Ill con funzioni importanti ai fini della sicurezza installabili direttamente o come simulacro significativo sul suddetto impianto E stata accesa una collaborazione con CIRTEN in particolare con l Universit degli Studi di Roma La Sapienza e per il suo tramite con l Universit di Palermo nelle quali sono state individuate le competenze necessarie per le attivit contemplate dal presente Task A 1 La collaborazione con l Universit di Palermo ha avuto come l analisi delle tipologie di componenti di tipo passivo rilevanti ai fini delle funzioni di spegnimento sicuro del nocciolo e di asportazione del calore di decadimento utilizzati in impianti ad acqua Sigla di identificazione Distrib Pag di ENEN Ricerca Sistema Elettrico PAR2010 ENEA LA1 008 L 5 11 pressurizzata di tipo avanzato L attenzione stata centrata su tre progetti di diversa taglia il reattore di grande taglia AP1000 il reattore di media taglia IRIS e il reattore di piccola taglia MASLWR base per il reattore NUSCALE Particolare attenzione stata focalizzata sui componenti di piccolo diametro quali ad esempio le valvole presenti in molti di ques
82. ms Advantage and Challenges II Annex 4 IAEA TECDOC 1474 Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2005 e Carelli M Conway L Dzodzo M Maioli A Oriani L Storrick G Petrovic B Achilli A Cattadori G Congiu C Ferri R Ricotti M Papini D Bianchi F Meloni P Monti S Berra F Grgic D Yoder G Alemberti A 2009 The SPES3 Experimental Facility Design for the IRIS Reactor Simulation Hindawi Publishing Corporation Science and Technology of Nuclear Installations Volume 2009 Article ID 579430 12 pages doi 10 1155 2009 579430 e Carelli M D Conwaya L E Oriania L Petrovi B Lombardi C V Ricotti M E Barrosoc A C O Colladod J M Cinottie L Todreas N E Grgi D Moraesh M M Boroughsi R D Ninokataj H Ingersollk D T Oriolo F 2004 The Design and Safety Features of the IRIS Reactor Nuclear Engineering and Design Volume 230 Issues 1 3 May 2004 Pages 151 167 e Cleveland J 2005 Overview of Global Development of Advanced Nuclear Power Plants Annex 1 IAEA TECDOC 1474 Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2005 e Cumo M 2008 Impianti Nucleari Casa Editrice Universit La sapienza e D Auwria F Modro M Oriolo F and Tasaka K 1993 Relevant Thermal Hydraulic Aspects of New Generation LWRSs Nuclear Engineering and Design 145 1993 241 259 e Hicken E F Jaegers H 2002 Pa
83. necessari per la realizzazione del circuito Univ Roma La Sapienza Sommario Il report descrive le caratteristiche dei principali componenti costituenti l impianto sperimentale a cui applicare sezioni di prova per ricerche e sperimentazioni su simulacri di componenti presenti su sistemi di piccolo diametro con fini di sicurezza dei circuiti principali di PWR L impianto sar in grado di produrre acqua alle condizioni di pressione e temperatura tipiche del circuito primario dei reattori nucleari ad acqua in pressione della generazione IIVII le condizioni di progetto dei componenti sono quindi T 357 C e p 180 barg Sigla di identificazione Distrib Pag di ENEN Ricerca Sistema Elettrico PAR2010 CIRTEN LA1 024 L 8 11 Titolo ANALISI DI SISTEMI PASSIVI UTILIZZATI IN IMPIANTI AD ACQUA PRESSURIZZATA DI TIPO AVANZATO IDENTIFICAZIONE DI COMPONENTI DI PICCOLO DIAMETRO Ente emittente CIRTEN Universit di Palermo PAGINA DI GUARDIA Descrittori Tipologia del documento Rapporto tecnico Collocazione contrattuale ACCORDO DI PROGRAMMA Ministero dello Sviluppo Economico ENFA sulla Ricerca di Sistema Elettrico PIANO ANNUALE DI REALIZZAZIONE 2010 Progetto 1 3 2 a Fissione nucleare Metodi di analisi e verifica di progetti nucleari di generazione evolutiva ad acqua pressurizzata Argomenti trattati Calcolo delle strutture meccaniche Energia nucleare Reattori nucleari ad acqua Sicurezza nucleare
84. no prevedano un appoggio semplice i e un anello filettato o bullonato lo spessore della parete piana S espresso in mm si pu ottenere mediante la relazione 2 p fi adm so 2 0 56 D Nella quale fi la sollecitazione ammissibile del materiale in MPa p la pressione interna in MPa D il diametro medio dell accoppiamento flangiato o filettato in mm Pagina 10 di 25 Nel caso invece di lastra incastrata i e collegamento saldato lo spessore del fondo So in mm si pu ottenere mediante la relazione p fi adm so gt 0 43 D Nella quale D espresso in mm rappresenta il diametro interno del cilindro o del collegamento saldato e p la pressione interna in MPa Le disposizioni tecniche VSR par 1 L prevedono per il calcolo dello spessore di una parete piana o di un fondo piano circolare collegati al fasciame diverse soluzioni costruttive fornendo grafici e relazioni da utilizzarsi caso per caso per il calcolo del coefficiente di forma C 3 1 3 Tubi sottoposti a pressione interna Il codice VSR par 1 M propone per la determinazione dello spessore dei tubi sottoposti a pressione interna la formula seguente ga p De 0 2fz p 4 Progettazione del serbatoio in pressione e dei componenti principali 4 1 Verifica della valvola di sicurezza Il dimensionamento di una valvola di sicurezza si basa sulla valutazione dell area di passaggio alla sezione di ingresso della valvola necessaria per
85. no del vessel creandone un aumento del livello Quando il vapore proveniente dal contenimento condensa all interno del vessel e quando la pressione del contenimento si riduce una certa quantit d acqua proveniente dalla piscina a soppressione entra nel contenimento attraverso le vent lines e contribuisce a refrigerare la cavit del vessel La fase di depressurizzazione seguita dalla fase di raffreddamento a lungo termine dove la pressione del RPV e quella del CV si riducono lentamente cos come diminuisce il calore di decadimento del core Durante questa fase la quantit d acqua borata proveniente dalle piscine e dalla cavit del RPV ancora disponibile come previsto Dall analisi dei sistemi di sicurezza passivi utilizzati nel reattore IRIS e dalla descrizione della strategia di mitigazione di un transitorio incidentale dovuto a un evento di tipo LOCA si pu concludere che tra i componenti di piccolo diametro operanti ad alta pressione e temperatura rilevanti per le funzioni di spegnimento 37 sicuro del nocciolo e di asportazione del calore di decadimento si possono inserire le valvole presenti nel sistema ADS e le check valves Le valvole di tipo ADS presenti in IRIS sono da 6 inch Di particolare interesse l uso di check valve che connettono il downcomer al riser del reattore Tali valvole hanno la funzione di permettere la circolazione del fluido primario in situazioni incidentali in regine di circolazione nat
86. novative design An innovative design is an advanced design which incorporates radical conceptual changes in design approaches or system configuration in comparison with existing practice Substantial R amp D feasibility tests and a prototype or demonstration plant are probably required Come detto precedentemente il progetto di alcuni reattori avanzati prende in considerazione l utilizzo di sistemi di emergenza basati interamente sui fenomeni di circolazione naturale per l asportazione del calore residuo e in determinati reattori l utilizzo dei fenomeni di circolazione naturale per l asportazione della potenza generata all interno del core durante le normali condizioni operative 1 1 1 Esempi di sistemi passivi utilizzati nei casi in cui si postula la non integrit del sistema primario Il progetto dei reattori oggi in operazione prevede l uso di sistemi di sicurezza atti ad evitare rilasci di materiale radioattivo verso l ambiente esterno che superino i livelli di progetto mantenendo l integrit delle varie barriere interposte tra l ambiente e il materiale radioattivo in oggetto Tra questi sistemi gli ECCS hanno lo scopo di mantenere il core in una geometria refrigerabile nel caso di un evento di tipo LOCA In un reattore PWR gli ECCS possono essere divisi in tre categorie HPIS accumulatori e LPIS Gli HPIS hanno lo scopo di compensare le piccole perdite di fluido refrigerante primario Sono sistemi att
87. nsiste in 89 elementi di combustibile con una potenza termica nominale di 1000 MW Il combustibile utilizzato UO2 arricchito al 4 95 con un basso arricchimento nella periferia del core Il controllo della reattivit realizzato tramite barre di controllo una limitata quantit di boro in soluzione nel refrigerante e veleni bruciabili Il core progettato per un ciclo di vita di 3 3 5 anni La configurazione integrale di IRIS ideale per ospitare tutti i meccanismi di guida delle barre di controllo all interno del vessel nella regione appena sopra il core Le barre di controllo vengono azionate dai CRDM e scorrono dentro gli Rod Cluster Control Assembly RCCA presenti all interno del riser Il PRZ in IRIS Figura 4 2 integrato nella parte superiore del RPV La regione del PRZ definita da una struttura a cappello rovesciato che separa il fluido refrigerante primario in circolazione dal fluido in saturazione che si trova nel PRZ Sono presenti due fori surge orifices nella parte inferiore che consentono la comunicazione idraulica tra l UR ed il PRZ al fine di assicurare la medesima pressione in tutto il circuito primario Un isolamento termico a nido d ape presente nel suo progetto Il PRZ ha un volume totale di circa 70 m di cui circa 50 m sono occupati dal vapore Questo grande volume permette l espansione del vapore e pertanto non necessario l utilizzo degli spray mentre sono sempre presenti riscal
88. nt and Validation of Natural Circulation Based Systems for new WWER Designs IAEA TECDOC 1281 Natural Circulation Data and Methods for Advanced Water Cooled Nuclear Power Plant Design April 2002 Lee K Y Kim M H 2008 Experimental and Empirical study of Steam Condensation Heat Transfer with a Noncondensable Gas in a Small Diameter Vertical Tube Nuclear Engineering and Design 238 2008 207 216 Mascari F Tesi di Dottorato Circolazione Naturale e Fenomenologie di Boron Dilution in Reattori Nucleari ad Acqua in Pressione Universita degli Studi di Palermo Anno Accademico 2009 2010 Mascari F Buffa P Compagno A Vella G Tomarchio E 2009 Passive Safety Systems in view of Sustainable Development Erasmus Intensive Programme Project IP ICARO Intensive Course on Accelerator and Reactor Operation Sicilia Italia 28 02 10 12 03 10 Modro S M Fisher J E Weaver K D Reyes J N Jr Groome J T Babka P Carlson T M 2003 Multi Application Small Light Water Reactor Final Report DOE Nuclear Energy Research Initiative Final Report Idaho National Engineering and Environmental Laboratory December 2003 Oliveri E L energia Nucleare e le Sue Interazioni con il Territorio Dipartimento di Ingegneria Nucleare Universit Degli Studi di Palermo Reyes J N Jr 2005 Integral System Experiment Scaling Methodology ANNEX 11 IAEA TECDOC 1474 Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power P
89. nte l acqua necessario interporre e Un riduttore di pressione in grado di variare la pressione di set point a valle cos da rendere possibili varie prove e Una check valve per evitare che il vapore possa giungere al serbatoio di accumulo aria compressa a causa di una inversione della portata e Una valvola motorizzata di tipo ON OFF per regolare la quantita di aria compressa da inviare al serbatoio e Due misuratori di pressione uno a monte e uno a valle del riduttore di pressione Pagina 23 di 25 7 Conclusioni L impianto sperimentale in analisi prevede condizioni operative di 180 bar e 357 C il dimensionamento dei vari componenti stato effettuato facendo riferimento alle normative vigenti In particolare per il progetto del recipiente in pressione si fatto riferimento alla norma direttiva Direttiva 97 23 CE PED e alla raccolta S P E S L VSR Verifica Stabilit dei Recipienti in pressione Per la linea circolazione acqua si fatto riferimento alla norma ASME B31 3 Process Piping per le tubazioni e alla norma ASME B16 5 Pipe Flanges and Flanged Fittings per quanto riguarda le flange Infine sono state valutate le principali caratteristiche della pompa per la circolazione dell acqua e del compressore della linea area compressa Tutto questo ha permesso di emettere le specifiche per procedere con l acquisto dei singoli componenti e verificarne poi la compatibilit per l installazione Sar cos
90. nto possono cosi essere annullati o ridotti pertanto l efficacia dei fenomeni di circolazione naturale contribuisce significativamente alla sicurezza intrinseca dei reattori nucleari in situazioni incidentali In genere la circolazione naturale di un fluido si verifica quando una sorgente termica e un pozzo termico posti a differenti quote vengono connessi da un circuito 7 idraulico Nella geometria che si viene a creare quando il fluido viene a contatto con la sorgente termica acquista energia e diminuisce la sua densita quando invece viene a contatto con il pozzo termico cede energia e aumenta la sua densita La differenza di densit creatasi se il fluido posto in un campo gravitazionale determina una forza di galleggiamento che d origine alla circolazione naturale del fluido all interno del circuito stesso Tale forza in generale dovuta al campo gravitazionale ma in talune circostanze pu essere correlata correlata a moti centrifughi e o moti di Coriolis Nella corrente generazione di reattori nucleari la circolazione naturale oltre a dare un contributo all asportazione della potenza generata nel core durante il normale funzionamento del reattore utilizzata in generale per favorire l asportazione della potenza di decadimento se si verificasse un evento incidentale tale da far venir meno la circolazione forzata dovuta alle pompe Nel passato sono stati realizzati impianti in cui la potenza prodotta dal reattore
91. nucleari di generazione evolutiva alimentati ad acqua pressurizzata Pagina 1 di 21 INDICE INDICE aaa aloe aa 2 Elenco igure ssdolelese lola disse diesibiadiasibleslosssisieloaleliga 2 1 SOMME fie dada de cd waka tml cae tack das ea masta a uta ed as asad Pada an Oia dad ee dad 3 2 Descrizione del lavoro wisi rari tali ian 4 3 Recipiente in pressione e linea circolazione acqua 4 3 1 Recipiente in pressione NR OO 4 3i Riscaldalit allea aaa 6 3 2 Valvole dESICUrezZa lea 7 pitti Rellefvalvo sf ibi lia 10 3 3 LINATE GIICOIAZIONE ACQUA poni pere nia enecenednsseenennonceneceasnsssanespenthnassens 11 3 3 1 TUbaZIONI E POMPa arlte ara eee ae 13 edie i 0 lt PRO ARIE TR O IR OOO RIOT RADO TE ORIO EAT NETEN 13 3 3 3 Valvola di regolazione i 14 4 Linea circolazione aria compressa ttt rttrrnnn nnt n rrr eeenn 15 Ae COMMPPESS ONS sa a a RARA IRA 15 4 2 Accumulatore aria compressa 17 Gi STUMENAZIONE EEA A E EEE E AEE EEEE 17 5 1 Misuratori di temperatura sax scczesccacese contest Ra ANALI 17 5 2 Mis atori di Pressione pila ela ee 19 5 3 Indicatore visuale di livello cv ists cre level clinician die ane 19 6 GONGCIUSIONI panino Ee EEEE EE EEEE EEE EEEE EREC EEEE EEEE 20 Ti iioo ATEA i DEEE E EE EEA E E E E E A 21 Elenco figure Figura 1 sezione del recipiente in pressione ii 5 Figura 2 Vista in pianta del serbatoio in pr
92. o a riprodurre le condizioni di temperatura e pressione presenti nei reattori nucleari ad acqua in pressione PWR Pressurized Water Reactor Inizialmente fornita una descrizione dell impianto sperimentale il cui componente principale rappresentato dal recipiente in pressione e delle prestazioni che tale impianto deve garantire Sono evidenziati i principali criteri per la progettazione di componenti in pressione con riferimento alla Direttiva 97 23 CE direttiva PED e alle norme italiane S P E S L relative alla Verifica di Stabilit dei Recipienti in pressione VSR Note ALLEGATO n 3 Copia n In carico a DESCRIZIONE DATA 2214112011 P C Incalcaterra panaan a ATA il hi CIRTEN Consorzio Interuniversitario per la Ricerca TEcnologica Nucleare SAPIENZA UNIVERSITA DI ROMA DIPARTIMENTO DI INGEGNERIA ASTRONAUTICA ELETTRICA ED ENERGETICA RAPPORTO DI PROGETTO DEL CIRCUITO DI PROVA E RELATIVI COMPONENTI Prof Antonio Naviglio Prof Maurizio Cumo Prof Luisa Ferroni Ing Fabio Giannetti Ing Damiano Vitale Di Maio CERSE UNIRM RL 1178 2011 Roma Novembre 2011 Lavoro svolto in esecuzione dell Obiettivo 6 1 B Attivit A1 AdP MSE ENEA sulla Ricerca di Sistema Elettrico Piano Annuale di Realizzazione 2010 Progetto 1 3 2 a Fissione nucleare Metodi di analisi e verifica di progetti nucleari di generazione evolutiva alimentati ad acqua pressurizzata Pagina
93. o all interno della CMT mantenuto alla sua pressione mediante la linea di collegamento superiore Esse sono isolate mediante valvole d isolamento isolation valve poste nella linea di iniezione che connette la sua parte inferiore con il circuito primario In situazioni incidentali le valvole d isolamento vengono aperte permettendo la circolazione naturale del refrigerante borato verso il core Quando avviene una sovrapposizione temporale tra il funzionamento della CMT e degli accumulatori la portata iniettata dalla CMT pu subire ritardo Questo sistema passivo appartenente alla categoria D HORMALLY OPEN BORATED WATER REACTOR COOLANT SYSTEM NORMALLY CLOSED REACTOR DLE CHECK VALVES Figura 2 5 Schema di una generica CMT IAEA TECDOC 1624 2009 2 2 3 Serbatoi che iniettano per gravita In condizioni di bassa pressione serbatoi pieni di acqua borata posti in posizione sopraelevata possono iniettare il refrigerante grazie al battente idrostatico del fluido al suo interno Come si puo vedere dalla figura 2 3 il funzionamento di tale sistema richiede che la valvola d isolamento sia aperta e che il battente idrostatico del fluido superi la pressione vigente nel sistema primario di una quantita sufficiente alla apertura delle valvole di non ritorno Le prestazioni di questo tipo di sistema di sicurezza passivo appartenente alla categoria D possono essere influenzate dalla formazione di vapore a
94. o alla geometria piana e alla presenza del gas inerte di pressurizzazione Per il calcolo sono state effettuate delle semplificazioni giustificate dal rispetto della conservativit dei risultati Per quanto riguarda il serbatoio in acciaio SAE304 la temperatura sulla superficie interna stata scelta pari alla temperatura dell acqua 330 C L assunzione conservativa poich tende ad aumentare il flusso termico calcolato Per quanto riguarda la conducibilit termica del SAE304 questa stata ottenuta per una temperatura di 300 C dalla normativa nucleare francese RCC MRx Come coibente stata scelta una lana di vetro la cui conducibilit termica stata ricavata per una temperatura media tra la temperatura dell acqua e quella dell aria Il coefficiente di scambio termico per convezione tra coibente e aria stato posto pari a 10 W m K Rif 7 Questa scelta risulta anch essa conservativa poich in realt possibile affermare che il coefficiente in realt molto minore Il coefficiente di scambio termico globale stato ricavato riferendosi alla superficie esterna del serbatoio comprensiva di strato isolante Dal calcolo effettuato emerso come utilizzando un coibente di spessore 10 cm il flusso termico di dispersione sia di poco inferiore a 750 W molto minore rispetto ai 15kW che rappresentano la potenza scaldante dei riscaldatori Dati e Diametro esterno coibente Dext 0 6 m e Diametro serbatoio acciaio D 0 4m e D
95. omeni di circolazione naturale I reattori avanzati possono essere distinti in due categorie i reattori evoluti che sono la diretta prosecuzione dei reattori esistenti ma migliorati tenendo in conto il feedback dell esperienza operativa gi maturata i reattori innovativi i cui progetti mostrano variazioni significative rispetto al progetto dei reattori odierni Secondo Il IAEA TECDOC 936 Advanced design An advanced plant design is a design of current interest for which improvement over its predecessors and or existing designs is expected Advanced designs consist of evolutionary designs and designs requiring substantial development efforts The latter can range from moderate modifications of existing designs to entirely new design concepts They differ from evolutionary designs in that a prototype or a demonstration plant is required or that not sufficient work has been done to establish whether such a plant is required When advanced designs are utilized for plant construction and the plant is placed in operation the design will at some point cease to be advanced Evolutionary design An evolutionary design is an advanced design that achieves improvements over existing designs through small to moderate modifications with a strong emphasis on maintaining design proveness to minimize technological risks The development of an evolutionary design requires at most engineering and confirmatory testing In
96. orme europee o internazionali prove sperimentali etc Pertanto il fabbricante pu decidere di utilizzare per la progettazione dei recipienti in pressione il codice di calcolo e o verifica Pagina 6 di 25 Raccolta VSR che rappresenta come detto soltanto uno dei diversi codici disponibili per la progettazione o verifica dei recipienti in pressione purch lo stesso sia in grado di giustificare tale scelta e ben conscio dell obbligo di garantire con la produzione e la successiva commercializzazione di tale apparecchiatura la sicurezza della stessa per tutta la durata di vita prevista cfr prescrizioni di cui alla Direttiva PED allegato par 2 In seguito si riportano alcuni degli aspetti pi significativi trattati dal codice di calcolo ANCC ISPESL relativo ai recipienti utilizzato per la progettazione della presente apparecchiatura affrontando principalmente i temi relativi al dimensionamento dei cilindri e dei fondi assoggettati a pressione interna 3 1 Sollecitazione massima ammissibile Le grandezze pi significative utilizzate dalla normativa VSR per determinare la sollecitazione ammissibile dell acciaio sono Rm inteso come valore minimo tabellare della resistenza a trazione carico di rottura a temperatura ambiente espresso in MPa Re inteso come valore tabellare del carico unitario di snervamento superiore Rn O inferiore Rp nella prova di trazione alla temperatura ambiente in MPa Rp 02 rappresenta il valore
97. perienza operativa stata maturata in questi anni nell uso della circolazione naturale nel settore nucleare visto che nei reattori oggi esistenti la circolazione naturale utilizzata da un lato nella parte cos detta passiva degli ECCS e dall altro lato utilizzata in alcuni impianti per asportare la potenza prodotta in normali condizioni operative 11 BIBLIOGRAFIA e Aksan N 2005 Application of Natural Circulation Systems Advantage and Challenges II Annex 4 IAEA TECDOC 1474 Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2005 e Barozzi G S Angeli D 2008 Convezione Naturale Note introduttive Equazioni di governo Numeri puri VIII SCUOLA ESTIVA UIT CONVEZIONE NATURALE fondamenti tecniche applicazioni Certosa di Pontignano Siena 31 Agosto 06 Settembre 2008 e Cleveland J 2005 Overview of Global Development of Advanced Nuclear Power Plants Annex 1 IAEA TECDOC 1474 Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2005 e Cumo M 2008 Impianti Nucleari Casa editrice Universita la Sapienza e D Auria F Modro M Oriolo F and Tasaka K 1993 Relevant Thermal Hydraulic Aspects of New Generation LWRs Nuclear Engineering and Design 145 1993 241 259 e D Auria F Galassi G M 2008 Natural Circulation Situations Relevant to Nuclear Power Plants Insights into Natural Circulation Phenomena Models and Issue edited by A Bousbia Salah D Melideo
98. pianto task A 1 Componenti e sistemi con funzioni di sicurezza e di gestione dell impianto riprendono e continuano le attivit portate a termine nell ambito del precedente PAR 2008 2009 Linea Progettuale LP 5 qualifica componenti sottotask B 2 Nell ambito di quest ultimo sottotask B 2 era stato sviluppato uno studio di simulazione riguardante l installazione e l esecuzione di test di qualifica di un prototipo di valvola di interesse industriale sull impianto termoidraulico VAPORE Inoltre erano state avviate le azioni propedeutiche alla realizzazione di un impianto di prova ad alta pressione ovvero al ripristino di una facility esistente Nell elaborazione delle linee di attivit del PAR 2010 sono stati tenuti presente gli obiettivi conseguiti nel precedente PAR in modo da assicurarne un opportuna continuit e coerenza con le proposte dello stesso ambito Come noto il PAR 2010 stato formalizzato da ENEA a MSE e da Questo approvate nel Febbraio 2011 successivi eventi e le decisioni del Governo in materia di energia nucleare hanno costretto a rivedere gli orientamenti iniziali delle azioni rientranti nella linea A Componenti e sistemi d impianto queste infatti erano allineate con le finalit del Progetto 1 3 2 a del PAR 2010 che prevedeva ricerche finalizzate allo sviluppo di competenze e capacit tecniche per i reattori ad acqua pressurizzata di generazione evolutiva al fine di contribuire al rilancio dell opzion
99. presenti nel sistema ADS le check valve e le valvole di isolamento Un esempio delle dimensioni di tali valvole dato dalle quelle delle ADS che sono rispettivamente di 4 inch nel primo stadio di 8 inch negli stadi 2 e 3 di 14 inch nel quarto stadio 20 BIBLIOGRAFIA e Cumo Maurizio Impianti Nucleari 2008 e Claudio Grima Analisi dei Sistemi passivi dell AP1000 Studio Del Comportamento Dell impianto In Alcune Condizioni Incidentali Tesi di Laurea Anno Accademico 2010 211 e TAEA TECDOC 1391 2004 Status of Advanced Light Water Reactor Designs 2004 May 2004 e IAEA TECDOC 1474 2005 Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2005 e IAEA TECDOC 1624 2009 Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2009 e NUREG 1826 APEX AP1000 Confirmatory Testing To Support AP1000 Design Certification Non Proprietary e Final Safety Evaluation Report Related to Certification of the AP1000 Standard Design NUREG 1793 e Jose N Reyes Jr Lawrence Hochreiter Scaling analysis for the OSU AP600 test facility APEX Nuclear Engineering and Design 186 1998 53 109 e The Westinghouse AP1000 advanced nuclear plant plant description Copyright 2003 Westinghouse Electric Co LLC All rights reserved e Sergio Orlandi Ansaldo Nucleare AP1000 IMPIANTO PASSIVO DI GENERAZIONE III PARTE ID 2009 21 CAPITOLO 3 DESCRIZIONE DEL REATTORE MASLWR 3
100. r Reactor Reactor Coolant Pump Reactor Coolant System Residual Heat Removal System Reactor Pressure Vessel System Integrated Modular Advanced Reactor Small Break Loss of Coolant Accident Simplified Boiling Water Reactor University of Palermo iii LISTA DELLE FIGURE Figura 1 1 Figura 2 1 Figura 2 2 Figura 2 3 Figura 2 4 Figura 3 1 Figura 3 2 Figura 3 3 Figura 4 1 Figura 4 2 Figura 4 3 Figura 4 4 Figura 4 5 Semplice schema di circuito in circolazione naturale Schema di un impianto AP1000 Schema dei sistemi di sicurezza passivi installati nell impianto AP1000 Schema di funzionamento del sistema PRHR IRWST nell impianto AP600 1000 Schema delle iniezioni dei sistemi passivi e della sump recirculation nell impianto AP600 1000 Schema concettuale del reattore avanzato MASLWR Modulo costruttivo del reattore MASLWR Diagramma delle tubazioni del reattore MASLWR Modro 2003 Schema del reattore IRIS Schema del PRZ di IRIS Schema del contenimento e dei sistemi di sicurezza tipici del reattore IRIS Schema della sequenza incidentale dovuta a un SBLOCA per il reattore IRIS Schema del sistema primario del reattore IRIS simulato in SPES 3 iv LISTA DELLE TABELLE Tabella 2 1 Caratteristiche dell impianto AP1000 Tabella 3 1 Caratteristiche dell impianto MASLWR Tabella 4 1 Caratteristiche dell impianto IRIS SOMMARIO Lo scopo di questo rapporto analizzare le
101. re serbatoio comune per immagazzinare i gas incondensabili Ogni serbatoio connesso al CV tramite una condotta che ha nell estremit inferiore uno sparger sommerso Il PSS 34 limita il picco di pressione massimo del contenimento in situazioni incidentali Il PSS provvede anche ad un eventuale iniezione d acqua all interno del RPV in caso di LOCA tramite le DVI sia direttamente che tramite i sistemi LGMS Nel progetto di IRIS sono considerate due full system pressure EBT che iniettano acqua borata nel RPV attraverso le linee DVI in situazioni incidentali Essi sono collegati nella parte superiore al RPV e nella parte inferiore alla linea DVI IRIS provvisto di quattro sottosistemi indipendenti di rimozione d emergenza del calore EHRS di tipo passivo ognuno dei quali ha uno scambiatore di calore immerso nell acqua del RWST collocata all esterno della struttura di contenimento Nel sistema EHRS il vapore prelevato dalla SL prima della MSIV ed attraversa gli scambiatori di calore posti nel RWST da qui il fluido viene immesso nella linea di alimento poco prima della MFIV Un singolo EHRS dimensionato per sopperire da solo alla rimozione del calore di decadimento Essi funzionano in circolazione naturale Gli EHRS hanno il compito di attuare sia la principale depressurizzazione post LOCA depressurizzazione senza perdita di massa del sistema primario che le normali funzioni di raffreddamento del core L EHRS interviene in condi
102. rficie Infatti facendo riferimento ad un cubetto presente all interno Pagina 5 di 25 dello spessore della membrana orientato in modo tale che due sue facce siano parallele al piano medio della membrana non avra e N sforzo normale perch tale componente sarebbe radiale e quindi si trascura per il postulato 1 e N sforzi tangenziali perch questi si ritroverebbero per la propriet di simmetria delle tensioni tangenziali sulle sezioni radiali della membrana in direzione radiale dove non ci possono essere per il postulato 2 La stessa cosa pu essere vista direttamente dai due postulati infatti questi escludono ogni componente della tensione perpendicolare al piano medio e quindi affermano che tutte le componenti delle tensioni devono giacere nel piano medio questo diventa quindi il piano delle tensioni e quindi per definizione lo stato tensionale piano Nel seguito di questa trattazione ci si limiter alle sole membrane di rivoluzione senza perdita di generalit visto che i recipienti usuali sono sempre riconducibili almeno a un insieme di membrane di rivoluzione per esempio una tubatura con dei gomiti si pu ricondurre ad un insieme di tratti cilindrici tronco conici e o torici In ambito comunitario la progettazione degli apparecchi in pressione fa riferimento alla Direttiva 97 23 CE PED la sua applicazione comporta l utilizzo di normative europee armonizzate alla Direttiva PED oppure a scelta del fa
103. ria compressa x Sulla linea area compressa previsto un serbatoio per l accumulo dell aria L accumulatore ha le seguenti caratteristiche e Capacit nominale V 50 L e Diametro esterno nominale De 220 mm e Lunghezza nominale L 1750 mm 5 Strumentazione Vengono ora descritti i misuratori di temperatura di pressione portata e livello utilizzati nel circuito di prova 5 1 Misuratori di temperatura sistemi di misurazione delle temperatura utilizzati sono costituiti da Pagina 17 di 21 e N 3 Termoresistenze Pt 100 Ohm RTD classe B 2 con pozzetto termometrico da barra utilizzate dentro il serbatoio 1 predisposta per misurare la temperatura nella linea di circolazione in corrispondenza del tronchetto del misuratore di portata e N 3 trasmettitori 248R Railmount smart di temperatura per testina tipo Din B forniti da Emerson Process Management Le principali caratteristiche tecniche della termoresistenze Pt 100 a 0 00385 sono Rif 8 e Range di temperature in ingresso al trasmettitore 200 C 850 C e Accuratezza 0 2 C e Effetto sulla temperatura per variazione della temperatura ambiente pari a 1 C 0 006 C Le principali caratteristiche tecniche del trasmettitore sono Rif 8 e Output da 4 a 20 mA andamento lineare con l input e Isolamento l isolamento stato testato per una tensione in ca di 500 V 707 in cc a 50 60 Hz e Limiti di temperatura da 40 C a 85 C e Limiti di umidit U
104. si deve precisare che esse vanno applicate ai recipienti in parete sottile la norma stabilisce la pressione limite di applicabilit secondo la seguente tabella 3 1 1 1 VERIFICA LUNGO LINEE DI SALDATURA Valori del modulo Valori massimi di p f z che limitano l applicabilit delle formule per il calcolo di So di efficienza z Qualsiasi Nelle condizioni di progetto Nelle condizioni di prova idraulica 0 449 0 976 In realt limitare il rapporto p fz equivale in pratica ad imporre un determinato rapporto Dj s al disotto del quale lo spessore viene ottenuto con le formule gi viste Nel caso il rapporto p fz risulti maggiore dei valori riportati nella tabella precedente lo spessore del fasciame cilindrico si pu determinare con De fz 1 33p oppure Di fz 1 33p i 2 fz So Pagina 9 di 25 Nella sostanza le due relazioni provengono dalla trattazione relativa al dimensionamento di cilindri di grosso spessore per il quale non applicabile la teoria membranale tiene conto della variazione di o nello spessore Nel caso in cui la pressione di esercizio sia parzialmente bilanciata da una contropressione esterna inferiore il dimensionamento dello spessore del mantello si esegue di solito assumendo cautelativamente a favore della sicurezza la seconda come nulla In ambito costruttivo per diametri sino a 1000 mm i mantelli cilindrici possono essere ottenuti a partire da tubi senza saldatura commerciali Per diametri maggior
105. sione secondo la PED vengono sottoposte ad una verifica finale consistente in una prova a pressione Nello specifico la direttiva citata all allegato par 7 4 precisa che la pressione di prova idrostatica deve essere il valore pi alto tra i due valori seguenti e la pressione corrispondente al carico massimo che pu sopportare l attrezzatura in funzione tenuto conto della pressione massima ammissibile PS e della temperatura massima ammissibile TS moltiplicata per il coefficiente 1 25 oppure e la pressione massima ammissibile PS moltiplicata per il coefficiente 1 43 Le disposizioni tecniche VSR nel caso di prova idraulica della membratura chiarisce che per la sollecitazione massima ammissibile f debba essere assunto il valore Zes Re Le feor ES Fs oppure PES 1 1 La sollecitazione massima ammissibile f dei materiali utilizzati nella costruzione delle membrature deve prendersi in esame sia alla temperatura di servizio che a quella di progetto alla temperatura massima ammissibile TS 3 1 1 Fasciame cilindrico Sulla base di alcune restrizioni e ipotesi di base vengono fornite dal codice VSR par 1 D due formule del tutto equivalenti con riferimento al diametro interno o esterno del cilindro Dj o esterno De Le formule citate sono cre p Di 2fz p ei 2fz p In cui e S lo spessore minimo dalla parete del fasciame in mm e p la pressione interna in MPa ricordando che 1 MPa 10 bar e Die
106. sources or forces e no moving mechanical parts and e no moving working fluid Category B e no signal inputs of intelligence e no external power sources or forces e no moving mechanical parts but e moving working fluids Category C e no signal inputs of intelligence e no external power sources or forces but e moving mechanical parts whether or not moving working fluids are also present Category D e signal inputs of intelligence to initiate the passive process e energy to initiate the process must be from stored sources such as batteries or elevated fluids e active components are limited to controls instrumentation and valves to initiate the passive system e manual initiation is excluded Nel seguito l attenzione sar focalizzata esclusivamente sui sistemi di sicurezza passivi per la rimozione del calore di decadimento 2 2 SISTEMI DI SICUREZZA PASSIVI PER LA RIMOZIONE DEL CALORE DI DECADIMENTO Descriveremo ora i vari tipi di sistemi di sicurezza di tipo passivo per la rimozione del calore di decadimento considerati nei reattori avanzati Questi sistemi SONO 1 Accumulatori 2 Serbatoi posti in una posizione sopraelevata con circuito chiuso e fluido che scorre in circolazione naturale CMT 3 Serbatoi posti in una posizione sopraelevata che iniettano per gravit 4 Sistemi che provvedono al raffreddamento del generatore di vapore in regime di circolazione naturale 5 S
107. ssive Decay Heat Removal From the Core Region IAEA TECDOC 1281 Natural Circulation Data and Methods for Advanced Water Cooled Nuclear Power Plant Designs April 2002 e IAEA TECDOC 626 1991 Safety Related Terms for Advanced Nuclear Plants September 1991 e JAEA TECDOC 936 1997 Terms For Describing New Advanced Nuclear Power Plant April 1997 e IAEA TECDOC 1391 2004 Status of Advanced Light Water Reactor Designs 2004 May 2004 e TAEA TECDOC 1281 2002 Natural Circulation Data and Methods for Advanced Water Cooled Nuclear Power Plant Designs April 2002 e IAEA TECDOC 1474 2005 Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2005 e IAEA TECDOC 1624 2009 Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2009 e IAEA Final TECDOC of CRP on Natural Circulation Zero Draft e IAEA Power Reactor Information System PRIS http www iaea org programmes a2 e IEA 2009 World Energy Outlook Executive Summary IEA 2009 Junli Gou Suizheng Qiu Guanghui Su and Douna Jia 2009 Thermal Hydraulic Analysis of a Passive Residual Heat Removal System for an Integral Pressurized Water Reactor Hindawi Publishing Corporation Science and Technology of Nuclear Installations Volume 2009 Article ID 473795 12 pages doi 10 1155 2009 473795 Kurakov Y A Dragunov Y G Podshibiakin A K Fil N S Logvinov S A Sitnik Y K Berkovich V M Taranov G S 2002 Developme
108. tagna ASME B16 5 2009 Table 2 2 1 Pressure Temperature Ratings for Group 2 1 Materials Nominal Designation Forgings Castings Plates 18Cr 8Ni A 182 Gr A 351 Gr A 240 Gr F304 1 cA o 304 1 18Cr 8Ni A 182 Gr F304H A 351 Gr A 240 Gr 304H crs 1 Working Pressures by Classes bar Class Temp C 150 300 400 600 900 1500 2500 29 to 38 19 0 496 66 2 99 3 148 9 248 2 4137 50 183 478 63 8 95 6 143 5 239 1 398 5 100 157 409 54 5 81 7 122 6 204 3 404 150 142 370 49 3 74 0 111 0 185 0 3084 13 2 34 5 46 0 69 0 103 4 1724 287 3 250 12 1 32 5 43 3 65 0 97 5 162 4 270 7 300 10 2 30 9 41 2 61 8 92 7 154 6 2576 325 93 30 2 40 3 60 4 90 7 151 1 2519 350 BA 29 6 39 5 59 3 88 9 148 1 46 9 375 TA 290 38 7 58 1 87 1 145 2 2419 400 6 5 284 37 9 56 9 85 3 142 2 2370 425 5 5 28 0 37 3 56 0 54 0 140 0 233 3 450 46 274 36 5 54 8 82 2 137 0 2284 475 37 26 9 35 9 53 9 80 8 134 7 224 5 500 28 26 5 35 3 53 0 79 5 1324 o 538 14 244 32 6 48 9 73 3 1221 203 6 23 6 31 4 47 1 70 7 1178 196 3 7 208 27 8 417 62 5 104 2 173 600 5 16 9 22 5 33 8 50 6 844 140 7 25 13 18 4 27 a4 68 9 1149 650 113 15 0 22 5 33 8 56 3 938 675 93 12 5 18 7 28 0 db 779 700 80 10 7 16 1 24 1 40 1 66 9 725 68 so 13 5 20 3 338 563 o 58 7 11 6 17 3 28 9 48 1 775 Soe 46 6 9 0 13 7 228 38 0 800 3 5 48 7 0 10 5 174 29 2 816 28 38 5 9 8 6 14 1 238 NOTES 1 At temperatures over 532 C use only when the carbon content is 0 04 or higher 2 Not to be used o
109. tentativo per un esame di fattibilit e per la messa a punto dei componenti di maggior rilievo seguita quindi la fese progettuale vera e propria con la definizione di dettaglio della componentistica e delle parti accessorie e pi in particolare e Progetto esecutivo del recipiente a pressione e Dimensionamento del sistema di pressurizzazione compressore d aria accumulatore valvolame e linee Dimensionamento pompa di circolazione Dimensionamento valvola regolatrice principale Coibentazione Piping Completata la fase progettuale UNIROMA1 ha avviato le azioni per la successiva realizzazione dell impianto stesso tramite il lancio di ordini per l approvvigionamento di una parte dei componenti sinteticamente riassunti nelle voci precedenti per una concorrenza compatibile con le disponibilit di budget In considerazione delle dimensioni e delle caratteristiche di esercizio dell impianto esso verr localizzato presso ENEA Casaccia nella Hall tecnologica F 48 che gi adeguata per ospitare impianti operanti ad alta pressione tipica dei reattori PWR e nella quale si stanno effettuando interventi di ulteriore adeguamento ai pi aggiornati Sigla di identificazione Distrib Pag di ENEN Ricerca Sistema Elettrico PAR2010 ENEA LA1 008 L 6 11 standard di sicurezza dei luoghi di lavoro e per consentire la gestione di future attivit in condizioni di massima semplicit e sicurezza per gli addetti Il presente do
110. termofluidodinamiche in impinati nucleari ad acqua leggera Anno axccademico 2009 2010 39 ENEN Ricerca Sistema Elettrico Titolo Sigla di identificazione Distrib PAR2010 CIRTEN LA1 023 L IDENTIFICAZIONE DI COMPONENTI DI PICCOLA TAGLIA IN SISTEMI DI TIPO PASSIVO E POSSIBILI ATTIVITA SPERIMENTALI PER LA LORO CARATTERIZZAZIONE Ente emittente CIRTEN Universit di Palermo PAGINA DI GUARDIA Descrittori Tipologia del documento Rapporto tecnico Collocazione contrattuale ACCORDO DI PROGRAMMA Ministero dello Sviluppo Economico ENEA sulla Ricerca di Sistema Elettrico PANO ANNUALE DI REALIZZAZIONE 2010 Progetto 1 3 2 a Fissione nucleare Metodi di analisi e verifica di progetti nucleari di generazione evolutiva ad acqua pressurizzata Argomenti trattati Calcolo delle strutture meccaniche Energia nucleare Reattori nucleari ad acqua Sicurezza nucleare Sommario il rapporto analizza le tipologie di componenti di tipo passivo operanti ad alta pressione e temperatura rilevanti ai fini delle funzioni di spegnimento sicuro del nocciolo e di asportazione del calore di decadimento utilizzati in impianti ad acqua leggera di tipo avanzato su cui di interesse condurre una campagna sperimentale al fine di ottenere informazioni utili per la loro caratterizzazione termoidraulica Tramite l analisi delle strategie di mitigazione degli effetti di eventuali transitori dovuti ad eventi incidentali nei reattori
111. ternazionale facendo tesoro dell eccellente esperienza operativa maturata dai rettori nucleari nella loro storia di funzionamento ha iniziato lo sviluppo di nuove filiere di reattori detti reattori avanzati al fine di soddisfare da 9 un lato la richiesta delle popolazioni di migliorare la sicurezza delle centrali nucleari dall altro la richiesta delle realt industriali di migliorare il rendimento e ridurre gli investimenti necessari Alcuni dei nuovi progetti utilizzano sistemi di sicurezza passivi per fronteggiare e mitigare potenziali eventi incidentali In questo contesto si inserisce lo sfruttamento dei fenomeni di circolazione naturale Il progetto di alcuni reattori avanzati tenendo in considerazione tutto il bagaglio tecnico e l esperienza operativa maturata negli ultimi 50 anni prende oggi in considerazione l utilizzo di sistemi di emergenza basati interamente sui fenomeni di circolazione naturale per l asportazione del calore residuo e in determinati reattori il ricorso alla circolazione naturale per l asportazione della potenza generata all interno del core durante le normali condizioni operative Esempi di sistemi di emergenza basati sui fenomeni di circolazione naturale detti sistemi passivi sono le CMT il PRHR l EHRS PEC e VIC Esempi di reattori che utilizzano i fenomeni di circolazione naturale per l asportazione della potenza generata nel core in normali condizioni operative sono SBWR il MASLWR il
112. terni e un liner in acciaio nel quale contenuto la parte reattoriale dell impianto che ha il compito di proteggere l ambiente da potenziali rilasci Alla sommit dell edificio di 19 contenimento ricavato un recipiente riempito di acqua la quale attraverso le docce lambisce il contenimento in acciaio con lo scopo di raffreddarlo asportando l energia ceduta dal vapore durante la sua condensazione Il flusso d aria esterna asporta il calore per convezione naturale dal contenimento Il condensato all interno del contenimento in acciaio scende verso il basso fornendo un riciclo d acqua all IRWST e al Containment Sump F J ADS m a Stages13 ge aE Vents _ Lai PRHR Core Pressurizer HX 1 of 2 Dy Lu n Re CO i Stage 4 i m Accum RNS 10f2 sump WI o IZ 10f2 Screen E N fi STE RNS Co i p Pumps Reactor Vessel Figura 2 4 Schema delle iniezioni dei sistemi passivi e della Sump Recirculation nell impianto AP600 1000 Reyes 2005 Dall analisi dei sistemi di sicurezza passivi utilizzati nel reattore AP1000 e dalla descrizione della strategia di mitigazione di un transitorio incidentale dovuto a un evento di tipo LOCA si pu concludere che tra i componenti di piccolo diametro operanti ad alta pressione e temperatura rilevanti per le funzioni di spegnimento sicuro del nocciolo e di asportazione del calore di decadimento si possono inserire le valvole
113. ti sistemi passivi Sono state quindi analizzate le tipologie di componenti di tipo passivo operanti ad alta pressione e temperatura rilevanti ai fini delle funzioni di spegnimento sicuro del nocciolo e di asportazione del calore di decadimento utilizzati in impianti ad acqua leggera di tipo avanzato su cui di interesse condurre una campagna sperimentale al fine di ottenere informazioni utili per la loro caratterizzazione termoidraulica Tramite l analisi delle strategie di mitigazione degli effetti di eventuali transitori dovuti a eventi incidentali nei reattori AP1000 IRIS e MASLWR si sono individuati sistemi di piccolo diametro quali le valvole presenti nei sistemi ADS e le valvole di non ritorno poste nelle varie linee di interesse che possono essere oggetto di future campagne sperimentali che risulterebbero di rilevante importanza cruciale per la caratterizzazione delle valvole presenti nei sistemi ADS e per la caratterizzazione delle cadute di pressione in valvole di non ritorno singole e o in serie al variare della portata Parallelamente a quanto sopra la collaborazione tra ENEA e UNIROMAI1 consentiva di sviluppare il progetto dell impianto termoidraulico di piccola taglia sopra citato per future attivit di prova sui componenti individuati dall indagine effettuata dall Universit di Palermo ovvero su simulacri di dimensioni comunque significative Il progetto dell impianto passato attraverso una prima fase di lay out di
114. tipologie di componenti di tipo passivo rilevanti ai fini delle funzioni di spegnimento sicuro del nocciolo e di asportazione del calore di decadimento utilizzati in impianti ad acqua pressurizzata di tipo avanzato L attenzione verter su tre progetti di diversa taglia il reattore di grande taglia AP1000 il reattore di media taglia IRIS e il reattore di piccola taglia MASLWR base per il reattore NUSCALE Particolare attenzione verr focalizzata sui componenti di piccolo diametro quali ad esempio le valvole presenti in molti di questi sistemi passivi CAPITOLO 1 INTRODUZIONE La circolazione naturale un meccanismo fondamentale che interviene in molte applicazioni di interesse tecnologico Nel settore nucleare lo studio dei fenomeni di circolazione naturale di fondamentale importanza per il progetto il funzionamento e la sicurezza di un reattore nucleare in vista dell esigenza di asportare calore anche quando le pompe di circolazione del circuito di refrigerazione primario non sono attive In generale i circuiti primari di refrigerazione dei reattori nucleari indipendentemente dal fluido refrigerante dovrebbero essere disposti in maniera tale da favorire la circolazione naturale del refrigerante Tale circolazione oltre a garantire un piccolo ausilio alla circolazione forzata garantisce un minimo di portata di refrigerante del core in caso di mancanza di alimentazione alle pompe Gli effetti del rilascio della potenza di decadime
115. trico PAR2010 ENEA LA1 008 L 4 11 B Si sviluppato un tema di studio per l identificazione di componenti di piccole dimensioni operanti nelle condizioni tipiche del circuito primario di un impianto nucleare ad acqua pressurizzata tipo GEN Ill e GEN Ill classificabili come rilevanti ai fini della sicurezza spegnimento nocciolo asportazione calore residuo ed altro C A valle di quanto in B si sono individuati componenti proponibili per attivit di verifica funzionale su un impianto di piccola taglia operante a pressione e temperatura tipiche dei PWR con formulazione di una matrice sperimentale D E stato progettato un piccolo impianto sperimentale da esercire a pressione e temperatura del primario di un PWR per l esecuzione dei test indicati nella suddetta matrice sperimentale E Si avviato l approvvigionamento dei componenti principali per la sua realizzazione CAPITOLO 2 AZIONI PER IL CONSEGUIMENTO DEGLI OBIETTIVI PREVISTI A seguito dei modificati scenari energetici italiani per il conseguimento delle finalit del Task A 1 che ha per tema Componenti e sistemi con funzioni di sicurezza e di gestione dell impianto si deciso di sviluppare in collaborazione con i partner dell Universit un attivit articolata come segue 1 Avvio delle azioni finalizzate alla realizzazione di un impianto termoidraulico sperimentale di piccola taglia operante a pressione e temperatura tipiche dei PWR Le di
116. truzzo con dei condotti che permettono all aria fredda proveniente dall ambiente esterno di venire in contatto raffreddandola con la superficie esterna del liner Quando il vapore viene rilasciato nel contenimento attraverso il break e o l attuazione dello stadio ADS 4 sale nella sua parte alta dove condensa trasferendo energia al liner d acciaio da cui 16 asportata da un flusso d aria esterno in circolazione naturale Il liquido condensato all interno del contenimento diretto nell IRWST e nel containment sump e diventa una fonte di acqua fredda per la sump recirculation phase 2 3 DESCRIZIONE DELLA SEQUENZA INCIDENTALE LOCA IN UN REATTORE AP1000 Per la descrizione della sequenza incidentale dovuta a eventi di tipo SBLOCA in un reattore AP1000 faremo riferimento ai test condotti nell impianto sperimentale APEX Ipotizzando un evento del tipo SBLOCA nel circuito primario di un impianto AP1000 la sequenza incidentale conseguente pu essere divisa in 5 fasi 1 Fase di High Pressure Blowdown 2 Fase di Natural Circulation 3 Fase di ADS Blowdown 4 Fase di IRWST injection 5 Fase di Sump Recirculation La rottura causa una perdita di liquido dal circuito primario con conseguente abbassamento della sua pressione Pertanto il livello del PRZ inizia a diminuire e al raggiungimento di un determinato set point viene generato un segnale di tipo S che determina
117. tterizzazione delle valvole presenti nei sistemi ADS e per la caratterizzazione delle cadute di pressione in valvole di non ritorno singole e o in serie al variare della portata CAPITOLO 1 CIRCOLAZIONE NATURALE NEI REATTORI INNOVATIVI 1 1 APPLICAZIONE DELLA CIRCOLAZIONE NATURALE NEL SETTORE NUCLEARE Oggi l utilizzo della tecnologia nucleare per la produzione dell energia elettrica una della opzioni vincenti per fornire energia in modo stabile e sicuro e porre rimedio ai problemi legati all emissione di CO Secondo le informazioni fornite dal Power Reactor Information System dell IAEA 433 centrali nucleari sono Oggi in operazione nel mondo fornendo una potenza totale installata pari a 366 590 GW e In pi 5 reattori nucleari sono in long term shutdown e 65 unit sono in costruzione Oggi la comunit internazionale facendo tesoro dell eccellente esperienza operativa maturata dai rettori nucleari nella loro storia di funzionamento ha iniziato lo sviluppo di nuove filiere detti reattori avanzati al fine di soddisfare da un lato la richiesta delle popolazioni di migliorare la sicurezza delle centrali nucleari dall altro la richiesta delle realt industriali di aumentare il rendimento e ridurre gli investimenti necessari Alcuni dei nuovi progetti di reattori nucleari utilizzano sistemi di sicurezza passivi per fronteggiare e mitigare potenziali eventi incidentali In questo contesto si inseriscono 1 fen
118. tuno comando sul quadro 3 2 Valvole di sicurezza La valvole di sicurezza dimensionata sia per fluido operativo vapore che aria stata progettata secondo le norme ASME sec VII con sovrappressione del 10 full nozzle Il fornitore Dresser Consolidated In particolare le portate di dimensionamento sono Pagina 7 di 21 1 Il vapore prodotto dalla evaporazione dell acqua contenuta nel serbatoio grazie alla potenza massima fornita dal riscaldatore 2 La portata massima di aria compressa proveniente dal compressore Con questi dati si proceduto al calcolo della sezione di efflusso necessaria allo smaltimento di entrambe le portate tramite la relazione di calcolo fornita dal costruttore L area di efflusso della valvola scelta si dimostrato essere ampiamente sufficiente a smaltire entrambe le portate Le connessioni sono entrambe flangiate 1 In ingresso si ha un rating 2500 RJT con un DN di 1 2 In uscita 2 300 RF Le principali caratteristiche tecniche della valvola sono Rif 10 e Pressione operativa 180 bar e Pressione di efflusso massimo 198 bar e Temperatura operativa 357 C e Area di efflusso 0 8252 cm e Peso 68 kg Una rappresentazione schematica della valvola fornita in fig 9 Pagina 8 di 21 PARTNAME 1 BASE 2 NOZZLE 3 ADJUSTING RING 4 ADJUSTING RING PIN 5 ADJ RING PIN GASKET 6 DISC 10 DISC RETAINER 11 EDUCTOR TUBE 13 GUIDE 14 DISC HOLDER 15 GUIDE
119. un area di passaggio Ap pari a 464 mm e ipotizzando una velocit del fluido v di 2 m s si ottiene una portata volumetrica Q di Q Ap v 0 000928 m s 3 34 m3 h Essendo la densit del fluido p pari a 537 634 kg m si ottiene una portata massica T r Q p 0 498 1796 13 kg h Dato il costo eccessivo della pompa essa viene esclusa dalla fornitura in oggetto anche se ne sono state individuate tre possibili offerte 3 3 2 Flange Le flange sono state dimensionate per tubi caratterizzati da NPS pari a 1 alle condizioni di temperatura e pressione di progetto secondo la norma ASME B16 5 Come detto nel paragrafo riguardante il riscaldatore le flange sono del tipo RJT Per diametro nominale dei tubi pari a 1 e alle condizioni di progetto specificate le flange sono in classe 2500 Rif 6 Le dimensioni delle flange tipo RJT per NPS 1 e in classe 2500 sono ricavabili dallo schema di Figura 7 Figura 7 dimensionamento flange RJT NPS 1 classe 2500 ASME B16 5 Pitch Radius at NPS Diameter P Pepi E Widin E Bottom R 1 60 33 6 35 8 74 0 8 Pagina 13 di 21 3 3 3 Valvola di regolazione La valvola di regolazione in grado di regolare la pressione disponibile per la sezione di prova ed eventualmente la portata nel caso in cui la pompa che si installer non abbia la possibilit di variare la portata Essa si inserisce nella tubazione di circolazione dell acqua dopo la
120. urale Una immagine figura 4 5 dell impianto sperimentale SPES 3 che in fase di costruzione alla SIET per l analisi del comportamento termoidraulico del reattore IRIS che potr essere utilizzato per indagini sui reattori integrati mostra la posizione di tali valvole ADS nozzles Pressurizer Pump suction ae nozzles x EBT nozzles Pump delivery nozzles SL nozzles SG helical coils RI DC 4 et check valves FL nozzles Lower plenum esi A nozzles amp DVI nozzle Figura 4 5 Schema del sistema primario del reattore IRIS simulato in SPES 3 38 BIBLIOGRAFIA F Castiglia P Chiovaro M Ciofalo P A Di Maio M Giardina F Mascari G Morana G Vella Analisi Mediante Il Codice Trace Delle Principali Fenomenologie Caratterizzanti Il Transitorio Conseguente Ad Una Rottura A Ghigliottina Nella Linea Dvi Dell impianto Sperimentale Spes 3 CERSE UNIPA RL 1212 2011 M D Carelli L E Conway L Oriani B Petrovi c C V Lombardi M E Ricotti A C O Barroso J M Collado L Cinotti N E Todreas D Grgic M M Moraes R D Boroughs H Ninokata D T Ingersoll F Oriolo The design and safety features of the IRIS reactor Nuclear Engineering and Design 230 2004 151 167 M Carelli L Conway M Dzodzo A Maioli L Oriani G Storrick B Petrovic A Achilli G Cattadori C Congiu R Ferri M Ricotti D Papini F Bianchi P Meloni S Monti F Berra D Grgic G Yoder
121. ve Passive system Either a system which is composed entirely of passive components and structures or a system which uses active components in a very limited way to initiate subsequent passive operation Active system Any system that is not passive is active Un esempio di sistema passivo ad alta pressione la CMT usata nel reattore AP600 1000 o nel reattore AC600 Advanced Chinese La CMT un contenitore pieno di acqua borata la cui cima connessa con una delle due CL e il cui fondo connesso con la linea DVI a sua volta connessa con il DC dell impianto figure 1 1 e 1 2 Cy 1 1 2 Esempi di sistemi passivi utilizzati nei casi in cui il sistema primario integro Alcuni progetti di reattori avanzati affidano alla circolazione naturale in scambiatori di calore la rimozione del calore in postulati eventi in cui il sistema primario rimane intatto Esempi di tali sistemi sono il PRHR l 7EHRS gli IC e gli EC di cui porteremo qualche esempio Nel progetto del reattore AP600 1000 stato inserito il sistema PRHR per rimuovere il calore di decadimento Tale sistema composto da un GV a C tube posto in una piscina IRWST contenente acqua borata e aperta sul contenimento figure 1 1 e 1 3 Mentre l ingresso del circuito del PRHR collegato a una delle HL l uscita di tale circuito collocata al SG lower head Questo sistema stato progettato per asportare il calore di decadimento
122. ver 425 C Figura 4 classificazione flange ASME B16 5 Pagina 21 di 25 Per il disegno delle flange di tipo RJT di classe 2500 per tubi aventi NPS pari a 1 la normativa ASME prevede le seguenti dimensioni fig 5 Figura 5 dimensioni flangia ASME B16 5 Pitch Radius at MES Diameter P DERE wiam E Bottom R 1 60 33 6 35 8 74 0 8 Per il dimensionamento dei tubi della linea circolazione acqua si fa invece riferimento alla normativa ASME B31 3 2008 Process Piping Per tubi da caratterizzati da NPS pari a 1 diametro esterno di 33 4 mm operanti alla pressione di 180 bar e ad una temperatura di 360 C e costituiti da acciaio del tipo A312 Gr TP304 si ottiene uno spessore minimo del tubo So pari a 3 98 mm Rif 5 da cui si scelto uno spessore nominale s di 4 55 mm Nr Sch 80 Inoltre possibile verificare che lo spessore nominale ottenuto s sia inferiore allo spessore minimo so calcolato attraverso la relazione per tubi sottoposti a pressione interna della raccolta VSR tale spessore minimo risulta pari a Rif 2 D So Pue 4 14 mm 2fz p 5 2 Dimensionamento pompa La scelta della pompa sar effettuata considerando le condizioni operative p 180 bar T 360 C e stimando una prevalenza H richiesta per il tipo di circuito in considerazione dell ordine dei 10 m Considerando che le tubazioni hanno un area di passaggio Ap pari a 464 mm e ipotizzando una velocit del
123. wer Plant April 1997 e IAEA TECDOC 1391 2004 Status of Advanced Light Water Reactor Designs 2004 May 2004 e TAEA TECDOC 1281 2002 Natural Circulation Data and Methods for Advanced Water Cooled Nuclear Power Plant Designs April 2002 e IAEA TECDOC 1474 2005 Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2005 e IAEA TECDOC 1624 2009 Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants November 2009 CAPITOLO 3 ANALISI DI POSSIBILI TEST PER LA QUALIFICAZIONE DI COMPONENTI DI PICCOLA DIMENSIONE IN SISTEMI PASSIVI 3 1 QUALIFICAZIONE DI COMPONENTI CON FUNZIONI DI SICUREZZA Negli ultimi anni sono state condotte campagne sperimentali in appositi impianti al fine di caratterizzare da un punto di vista termoidraulico i reattori avanzati che sono stati progettati o che sono in fase di sviluppo Questi impianti sperimentali sono di diverso tipo e di diversa scala e permettono analisi ed tipo integrali e di tipo locale Per esempio negli impianti APEX SPES2 e ROSA P600 sono stati prodotti dati sperimentali per caratterizzare il comportamento termoidraulico del reattore AP600 l impianto sperimentale OSU MASLWR stato progettato per analizzare il comportamento del reattore MASLWR e l impianto sperimentale SPES 3 verr costruito per studiare il comportamento di reattori integrati e di piccola taglia ed basato sul progetto di IRIS Sebbene differenti analisi siano state condotte t
124. zioni di reattore isolato I sistemi ADS assistono gli EHRS nella depressurizzazione del RPV Essi sono posti nella parte superiore del PRZ ed hanno il compito di mantenere uguali le pressioni del RPV e del contenimento limitando la perdita di refrigerante e prevenendo cos gli effetti seguenti dovuti ad un incidente LOCA Vari treni ADS che agiscono sia ad alta pressione Stage I che a bassa pressione Stage II sono considerati Ogni ADS consiste di due linee parallele da 4 pollici ognuna con due valvole normalmente chiuse In caso di necessit uno di questi ADS ad alta pressione scarica vapore in una QT anche durante le normali funzioni operative 4 2 APPROCCIO SAFETY BY DESIGN IN IRIS Il progetto integrato dell impianto permette di evitare componenti in pressione esterni al RPV riducendo il numero e le dimensioni di eventuali penetrazioni nel 35 RPV Cio elimina in sede di progetto la possibilita che si verifichino large break LOCA e si riduce nel contempo il numero di possibili eventi iniziatori di small break LOCA Sistemi passivi sono considerati nel suo progetto per la mitigazione di eventuali sequence incidentali Di seguito in figura 4 4 mostrata una tipica sequenza incidentale dovuta ad un evento di SBLOCA per il reattore IRIS I principale fenomeni che si destano nel reattore IRIS durante un SBLOCA sono 1 il blowdown della durata di circa 2100 secondi nel caso DVI line break 2 la depressurizzazione

Rapporto su programma di test di componenti e sistemi con

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