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Gruppo di lavoro Mille600: repertorio dati per un reattore

1. L L L 63 98ft 19 50m 19 07ft_ 24 10m L L L L L L LE k L L L E L k 45 28ft 13 80m OPERATION ROOMS EQUIPMENT ROOMS 30UJA 4 CTO aO MUIMIE DIODA CEEE In Containment Refueling Water Storage Tank IRWST Figura 18 Posizionamento dei large L e dei small s PARs all interno dell edificio reattore e vista di massima delle aperture in condizione incidentale 10 1 Commenti Ci che in linea di principio si vorrebbe riuscire a raggiungere un sistema che in assenza di PAR ma esclusivamente in base a caratteristiche geometriche dell impianto volume e sezione dei setti a rottura raggiunga una concentrazione di Idrogeno pari al 4 in volume in caso di DBA e del 10 in caso di SA fusione completa delle barre di combustibile posizionate all interno del vessel ma non delle barre di combustibile esaurito posizionate nella piscina In realt sembra difficile assicurare questo risultato e certamente sar necessario approfondire la conoscenza delle dinamiche incidentali soprattutto alla luce dei recenti accadimenti 2 8 ft 2 30m 28 54ft 8 70m Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologn
2. Basso livello nel generatore di vapore Alto livello nel generatore di vapore Alta pressione nel contenimento Ciascuna di queste condizioni determinata da uno specifico setpoint pre definito o variabile I valori di setpoint specifici sono scelti per rispettare i limiti di sicurezza e per poter supportare le assunzioni formulate nell analisi di sicurezza dell impianto In aggiunta alle condizioni di processo che causano lo spegnimento del reattore anche questi segnali relativi alla sicurezza comprtano lo spegnimento Attuazione del sistema di iniezione di sicurezza Attuazione del sistema dell acqua di alimento di emergenza Segnale di spegnimento manuale del reattore dal sistema di informazioni di sicurezza e controllo Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEN Centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 89 109 Range of Protective Function Variables To Be Monitored Variables High Linear Power Density Neutron Flux Self Powered Neutron 0 590 W cm Detectors Low DNBR Neutron Flux Self Powered Neutron 0 590 W cm Detectors High Neutron Flux Rate of Neutron Flux Power Range Detectors 0 5 200 NP Change High Core Power Level Cold Leg Temperature WR 32 F 662 F Hot Leg Pressure WR 15 3015 psia Hot Leg Temperature NR 536 F 662 F Low Reactor Coolant Pump RCP Speed 500 1300 rpm Speed Low Loop Flow Rate two loops RCS Loop Flow 0 120 NF Low Low Loop Flow Rate one RCS Loop Flow 0 120 N
3. Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 64 8 10 Sistema Valvole Linea Vapore All uscita di ciascun generatore di vapore presente un sistema di tubazioni necessario per trasportare il vapore dal generatore di vapore stesso alla turbina Tale sistema consiste nella tubazione principale del vapore nei treni di valvole di sfioro della linea del vapore principale Main Steam Relief Train MSRT nelle valvole di sicurezza della linea del vapore principale Main Steam Safety Valves MSSV e nelle valvole di isolamento del vapore principale Main Steam Isolation Valves MSIV Alcune parti del sistema di produzione del vapore al di fuori dei generatori di vapore sono rilevanti ai fini della sicurezza in particolare tali parti comprendono le tubazioni tra il bocchello di uscita di ciascun generatore di vapore e la valvola di isolamento relativa alla stessa linea vapore incluse le seguenti valvole associate al ramo di tubazione si veda la Figura 13 e valvole di sicurezza della linea del vapore principale Main Steam Safety Valves MSSVs e treni di sfioro della linea del vapore principale Main Steam Relief Trains MSRTs e valvole di isolamento della linea del vapore principale Main Steam Isolation Valves MSIVs e valvole di regolazione del riscaldamento della linea del vapore principale Main Steam Warming Valves MSWVs 8 10 1 Valvole di sicurezza dell
4. disattivata Fig 18Fig 17Fig 15 riporta uno schema semplificato del sistema DODO Set point Fig 18 Alto livello nel generatore di vapore Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 103 109 11 1 19 Spegnimento del reattore dovuto ad alta pressione nel contenimento Qualora si verifichi un aumento della pressione all interno del contenitore primario a seguito di perdita di acqua o vapore previsto lo spegnimento del reattore Il valore della pressione viene misurato da quattro sensori nel compartimento equipmente e quattro sensori ne comaprtimento di servizio Ogni sottosistema di PS riceve un valore della misura di pressione relativo aogniuno dei due compartimenti e li confronta con un set point fisso Max1p Viene comandato lo spegnimento se almeno due valori eccedono il set point Questa funzione sempre attiva Fig 19 riporta uno schema semplificato del sistema Pressione compartimento Pressione compartimento di servizio Segnale da 2 di4 Segnale da 2 di4 Fig 19 Alta pressione nel contenimento 11 1 20 Spegnimento del reattore dovuto all inserimento del sistema di iniezione di sicurezza Se il sustema di protezione determina l avvio del sistema di iniezione di sicurezza previsto lo spegnimento del reattore comandato dallo stesso sottosistema di protezione che ha avviato il sistema di iniezione di sicurezza Ques
5. 1630 MWe raffreddato e moderato con acqua leggera Per calcoli incidentali con codici come MELCOR e ASTEC necessario avere uno schema o modello semplificato dell edificio di contenimento cio una nodalizzazione che ne descriva Volumi Quote Connessioni tra i volumi Strutture Modalit di eventuali cedimenti Ecc ENEN Centro Ricerche Bologna Sigla di identificazione NNFISS LP5 024 Distrib Pag di R 72 109 Nella tabella sottostante vengono riportate le caratteristiche principali del contenimento dei reattori presi come riferimento Net electrical output Thermal power output Yeld Internal containment External enclosure Pressure control system for serious accident Internal volume Containment spraying provided in the context of PCC Events MWth m3 36 Pre stressed concrete with a metallic surface Reinforced concrete Space between containment walls under negative pressure sump spray and cooling system 2x50 lines outside containment for the short term and 2x100 for the long term 80 000 No 34 5 Pre stressed concrete no surface Reinforced concrete Space between containment walls under negative pressure Decompression of containment by venting with filtering 72 700 2 100 lines outside containment 35 4 Spherical steel enclosure Reinforced concrete Space between containment walls under
6. G Vella di Roma La Sapienza A Naviglio D Vitale di Maio e il Gruppo GRNSPG di San Piero a Grado M Adorni Copia n opon some E DeRosa SBaccaro P Meloni _ ema elt Armi Sio Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 2 Sommario 1 SCOPO DEL LAV ORO savecessssccccsssscccdssssccecssoseccossssctesassvcsessbecceessoscenesssucessseuusesseeccesssoeusesvesudess is 4 2 FORMAZIONE DEL GDL MILL600 IN AMBITO APERTO NAZIONALE DI CONTRIBUTORI E ALLARGATO COME UTENTI DI FUTURO ESERCIZIO 5 3 STRUTTURA E ORGANIZZAZIONE DEL DOCUMENTO roerrrrrrrersesccnessesccneesese 7 4 DESCRIZIONE GENERALE DEL REATTORE MILLE600 cccssssscccssssrcccsssscceesssceee 9 4 1 Progetti evolutivi di generazione III nello spirito di Difesa in Profondit 9 4 2 Reattore Mille600 aicuccra ear rit 10 4 3 Il Contenitore principale e gli edifici dell Isola Nucleare 11 4 4 Gli altri importanti sistemi di Mille600 i 13 5 RIFERIMENTI DI ACCESSO AL DOCUMENTO 0 sssscccssssccccssssccccessscceesssscceesssscceeesnee 16 6 NOCCIOLO DEL REATTORE E GESTIONE DEL COMBUSTIBILE cssssccesseeeee 17 6 1 Caratteristiche Generali isssssicraii stica ses iatale los Pagare lane aria dina ae 18 6 2 Dati barra di combustibile LL 19 6 3 Dati elemento di combustib
7. NRC 8 2008 Sigla di identificazione ENEN Centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 7 Vessele circuito primario Distrib R Pag 30 Responsabile del Capitolo ENEA Organizzazioni contribuenti RSE UniPa DIN Palermo UniRoma di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 31 7 1 Descrizione del Sistema di Raffreddamento del Reattore e dei Sistemi Connessi Il sistema di raffreddamento del reattore formato da 4 loop progettati per trasferire il calore dal nocciolo del reattore collocato all interno del vessel pressurizzato RPV reactor pressure vessel al sistema secondario del generatore di vapore dell impianto Ogni loop contieni un generatore di vapore ed una pompa Il sistema inoltre include un pressurizzatore connesso ad una singola gamba calda di un loop Gli elementi costitutivi del sistema di raffreddamento sono quindi i seguenti fig 3 1 e fig 3 2 e 1 reactor vessel reactor pressure vessel RPV e 4 generatori di vapore steam generators SG e 4 pompe di raffreddamento reactor coolant pumps RCP e 1 pressurizzatore PSZ e serbatoio di sfogo del pressurizzatore pressurizer relief tank SRP e tubature di raccordo tra i componenti e valvole di sfogo di sovrapressione pressurizer safety relief valve PSRV Il sistema di raffreddamento alloggiato nell edificio di contenimento del re
8. Pressurizer safety relief valves 3 10 Component supports and restraints 3 11 Connected systems SIS RHR 4 GENERATORI DI VAPORE RSE UniPa DIN UniRoma 5 CIRCUITO SECONDARIO ENEA RSE 6 EDIFICIO DI CONTENIMENTO ENEA UniBo RSE 7 SISTEMI DI EMERGENZA ENEA CIRTEN UniPisa DIMNP RSE UniPa DIN UniRoma 7 1 Sistemi di emergenza del primario SIS RHR e IRWST 7 2 Containment HRS 7 3 Secondary containement 7 4 Containement Isolation System 7 5 Combustible Gas Control in Containment 7 6 Containment Leakage control 7 7 Fracture prevention of contaiment PV 7 8 Extra Borating System Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 8 109 7 9 Fission Product Removal System 7 10 EFWS Sistema di alimentazione acqua di emergenza 7 11 Other engineered safety features Habitability ISI 7 12 Core catcher 8 EDIFICI E SISTEMI AUSILIARI EWEA UniPa DIN 8 1 Fuel Storage and Handling 8 2 Water Systems 8 3 Process Auxiliaries 8 4 Air Conditioning Heating Cooling and Ventilation Systems 8 5 Other Auxiliary Systems 9 SISTEMI DI CONTROLLO E DI AUTOMAZIONE RSE Uni Pisa GRNSPG UniPisa DIMNP 9 1 Caratteristiche generali 9 2 Architettura 9 3 Sistema di spegnimento rapido del reattore 9 4 Sistemi richiesti per lo spegnimento in protezione dell impianto 9 5 Sistemi informativi rilevanti per la sicurezza 9 6 Sistemi di interlock rilevanti per la sicurez
9. Questi materiali sono forniti nella condizione bonificata quenched and tempered per impedire rotture da tensocorrosione La scelta dei bulloni basata sulle condizioni di servizio attese per limitare la loro suscettibilit a rotture da tensocorrosione Durante la fabbricazione le tubazioni in Lega 690 sono sottoposte a ricottura e a processi di trattamento termici per aumentare la resistenza delle tubazioni alla tensocorrosione La tolleranza per la corrosione erosione delle superfici esterne dell acciaio al carbonio e dell acciaio a bassa lega per il mantenimento della pressione del GV 1 32 inch e per le superfici non di rivestimento delle parti interne 1 16 inch 8 5 Compatibilit delle tubazioni del GV con i fluidi refrigeranti del circuito primario e del circuito secondario Le propriet chimiche dell acqua dell RCS e del circuito secondario sono monitorate per minimizzare eventuali effetti negativi sull integrit dei materiali Linee guide definiscono i controlli per monitorare le propriet chimiche dell acqua del circuito secondario per inibire danni ai tubi del GV e limitare la tendenza alla degradazione dei GV Controlli delle propriet chimiche dell acqua sono effettuati in condizione operative durante il funzionamento e in condizioni di spegnimento da freddo wet layup La geometria a trifoglio dei fori brocciati delle TSP meno suscettibile alla formazione di ambienti aggressivi che possono c
10. Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 26 109 6 6 Dati dei riflettori La finalit del riflettore di ridurre le fughe migliorando l economia neutronica nel nocciolo il nocciolo ha tre zone di riflettore e Il riflettore radiale costituito da una struttura in acciaio dello spessore di 3 cm baffle e da acqua per uno spessore complessivo di circa 20 cm e Il riflettore superiore suddiviso nelle seguenti 3 regioni Regione composizione volume altezza totale H20 52 72 SS 9 17 3 Zr 9 41 4 353 cm He 26 77 Inconel 1 92 H20 56 69 SS 9 74 5 87 cm Zr 9 41 He 24 16 H20 59 57 SS 6 98 1 20 157 cm Zr 9 41 He 24 16 NOCCIOLO e I riflettore inferiore suddiviso in 3 regioni Regione composizione volume altezza totale H20 74 51 1 SS 0 74 20 157 cm Zr 24 42 H20 70 92 2 5 87 cm SS 29 08 H20 37 96 3 SS 4 353 cm 62 04 Sigla di identificazione Rev ENEN centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 o 6 7 Griglie spaziatrici Nella Tabella 7 si riportano i principali dati relativi alle griglie spaziatrici Tabella 7 Dati relativi alle griglie spaziatrici Descrizione Valore Unit Riferimenti Numero di griglie per elemento di combustibile 2 griglie spaziatrici poste agli estremi di ciascun 10 U S EPR 2008 elemento Mate
11. Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEN Centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 59 109 Figura 12 Sostegni del GV Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEN Centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 60 Tabella 12 materiali usati per il GV Componente Materiale Riferimento Tubazioni RCPB Tubazioni del refrigerante del reattore e linea di espansione surge line ASME SA 182 Grade F304 Note 3 e 4 ASME SA 336 Grade F304 Note 3 e 4 2 Tubazioni del refrigerante del reattore e raccordi della linea di espansione e ugelli ASME SA 182 Grade F304 Note 3 e 4 ASME SA 336 Grade F304 Note 3 e 4 Tubazioni del refrigerante del reattore non del circuito e linea di espansione ASME SA 213 Grade TP304L Seamless Note 3 e 4 ASME SA 312 Grade TP304L Seamless Note 3 e 4 ASME SA 312 Grade TP316LN Seamless Note 3 e 4 Raccordi delle tubazioni del refrigerante del reattore e ugelli non nel circuito e raccordi della linea di espansione e ugelli IASME SA 182 Grade F304L Nota 3 IASME SA 182 Grade F316LN Note 3 e 4 ASME SA 403 Grade WP304L Class S Note 3 e 4 IASME SA 403 Grade WP316LN Class S Note 3 e 4 2 Generatori di vapore Pezzi forgiati del pressure boundary inclusi shells heads piastra tubiera ugelli e openings IASME SA 508 Grade 3 Class 2 Nota 1 Piccoli ugelli ASME SA 105 N
12. seconda MSSV 1490 psig 104 bar 3 2 Capacita di smaltimento per ciascuna valvola 1 422 073 lb hr 179 kg s 3 2 Dimensione valvola 8 x 10 minimum 3 2 Capacita di smaltimento per ciascuna linea vapore 2 844 146 lb hr 358 kg s 3 2 ASME Code Sezione MI Normative di progettazione Classe 2 Categoria sismica I 3 2 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 65 8 10 2 Treni di sfioro della linea principale del vapore Main Steam Relief Trains MSRTs Ogni linea principale del vapore dotata di un treno di valvole di sfioro della linea vapore MSRT istallato a monte della valvola di isolamento della stessa linea vapore MSIV Ognuno di questi treni costituito da una valvola di sfioro di isolamento del vapore principale Main Steam Relief Isolation Valve MSRIV normalmente chiusa e caratterizzata da apertura veloce e una valvola di sfioro di controllo del vapore principale Main Steam Relief Control Valve MSRCV a valle normalmente aperta I suddetti treni fanno parte dei sistemi di protezione dalla sovrappressione del secondario dei generatori di vapore La soglia di intervento e la capacit del treno sono tali che considerando un arresto rapido del reattore RT il treno di valvole possa da solo evitare che la pressione raggiunga valori superiori al 110 del valore di progetto in caso di perdita totale del carico I tr
13. 6 Spegnimento del reattore per portata molto bassa Un CIICUIto n 94 11 1 7 Spegnimento del reattore per Bassa Velocit della Pompa del Refrigerante 94 11 1 8 Spegnimento del reattore per Alto Flusso Neutronico n 95 11 1 9 Spegnimento del reattore per Basso Tempo di Raddoppio 96 11 1 10 Spegnimento del reattore per bassa pressione nel pressurizzatore 96 11 1 11 Spegnimento del reattore per alta pressione nel pressurizzatore i 98 11 1 12 Spegnimento del reattore per alto livello nel pressurizzatore i 98 11 1 13 Spegnimento del reattore per bassa pressione nel ramo caldo i 98 11 1 14 Spegnimento del reattore per caduta di pressione nel GV ii 99 11 1 15 Spegnimento del reattore per bassa pressione nel generatore di vapore 100 11 1 16 Spegnimento del reattore per alta pressione nel generatore di vapore 101 11 1 17 Spegnimento del rattore perbasso livello nel generatore di vapore e 101 11 1 18 Spegnimento del reattore per alto livello nel generatore di vapore eeeeeeees 102 11 1 19 Spegnimento del reattore dovuto ad alta pressione nel contenimento 103 11 1 20 Spegnimento del reattore dovuto all inserimento del sistema di iniezione di SICULOZZA siii sucveldnadbesiea EEE
14. ASME SA 533 Type B Class 2 Nota 1 2 Ugello di Surge IASME SA 508 Grade 3 Class 2 Nota 1 2 Ugelli delle valvole di ASME SA 508 Grade 3 Class 2 Nota 1 2 Ugelli degli spray ASME SA 508 Grade 3 Class 2 Nota 1 2 Ugello di Venting IASME SA 508 Grade 3 Class 2 Nota 1 2 Ugello delle valvole del sistema di depressurizzazione ASME SA 508 Grade 3 Class 2 Nota 1 2 del primario Safe ends e ugello dello spray ugello di Surge e ugello delle valvole di sicurezza e ugello delle valvole del ASME SA 182 Grade F316 Note 3 e 4 2 sistema di depressurizzazione ASME SA 336 Grade F316 No e3e4 del primario Ugelli misura della temperatura e misura del livello e campionamento Sample bal ASME SA 182 Grade F316 Note 3 e 4 Manicotti dei riscaldatori A SME SA 336 Grade F316 Note 3 e 4 2 Vent nozzle safe ends ASM SA 182 Grade F316 Note 3 e 4 2 Vent manway nozzle ASME SA 182 Grade F316 Note 3 e 4 2 Ugello pilota delle valvole ASME SA 182 Grade F316 Note 3 e 4 2 Manway studs ASME SA 193 Grade B16 Nota 1 2 Manway nuts ASME SA 194 Grade 16 Nota 1 2 Pompa del refrigerante del reattore Pressure forgings IASME SA 182M Grade F304 Note 3 e 4 2 Cooler tubes IASME SA 213M Grade TP316 Note 3 e 4 2 Support stand flange integral part of casing closure bolted ASME SA 216M Grade WCC 2 assembly Pressure casting ASME SA 351M Grade CF3 Note 3 e 5 2 Bolting IASME SA 453M Grade 660 Class B Nota
15. EEE aA 103 11 1 21 Spegnimento del reattore dovuto all avvio del sistema di emergenza dell acqua di UPTIME MLO Saeed va riali a paia 103 11 1 22 Spegnimento del reattore manuale i 104 11 2 Sistemi I amp C correlati allo spegnimento SICULO eeseceseceseceeeeeeeeeeeeeeeecaeeeaeeeaeeeaaeesaees 104 11 2 1 Spegnimento sicuro tramite sistemi di SICUrEZZa iii 104 11 2 2 Sistema di emergenza per l acqua di alimento i 104 11 2 3 Sistema di spegnimento sicuro dopo incendi 105 11 3 ACTONI urla la aa a A AEA 106 11 4 Riferimenti ccceeccesscccccccccscssssesccccccseccesesceccoeecesssesescecccecccesvescsescnccecvscsesecesecccccecescescoece 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 4 1 Scopo del lavoro Nell ambito dell Accordo di Programma ENEA Ministero dello Sviluppo Economico e dell Accordo di Programma ERSE ENEA Ricerca sul Sistema Elettrico Ministero dello Sviluppo Economico stato creato un gruppo di lavoro specialistico finalizzato alla rivitalizzazione in Italia delle competenze in materia nucleare con particolare attenzione agli aspetti di sicurezza Questo gruppo che ha assunto la denominazione di Gruppo di Lavoro MILLE600 coordinato da ENEA UTFISSM con ERSE che funge da Segretario Scientifico L obiettivo del GdL MILLE600 la realizzazione di un docum
16. Information and PICS Sistema di Informazione e Controllo di Processo Control System PIL V Valvola Pilota Pilot Valve PRD Rilevatore di Intervallo di Potenza Power Range Detector Press Pressione Pressure Psat Pressione di Saturazione Saturation Pressure PSRV Valvola di sicurezza del pressurizzatore Pressurizer Safety Relief Valve PZR Pressurizzatore Pressurizer QROC Velocita di Variazione di Flusso Flux Rate of Change QUAL Qualita Quality RAU Unita di Acquisizione Remota Remote Acquisition Unit RCCA Insieme di barre di controllo Rod Cluster Control Assembly RCPS Velocita della Pompa del Refrigerante del Reattore Reactor Coolant Pump Speed RCP Pompa del Refrigerante del Reattore Reactor Coolant Pump RD Discesa Barra Rod Drop RT Spegnimento del Reattore Reactor Trip SAS Sistema di Automazione di Sicurezza Safety Automation System SAT Saturazione Saturation SI Iniezione di Sicurezza Safety Injection Safety Information and Control SICS Sistema di Informazione e Controllo di Sicurezza System SIS Sistema di Iniezione di Sicurezza Safety Injection System SG Generatore di Vapore Steam Generator Steam Generator Pressure SGPD Caduta di Pressione del Generatore di Vapore Drop SOV Valvola a Solenoide Solenoid Operated Valve SP Riferimento Set Point Set Point SPND Rilevatore di Neutroni Auto alimentato Self Powered Neutron Detector SSS Sistema di Avviamento e Spegnimento Startup Shutdown System Time Delay Degraded TDEGV Ritardo di Tempo
17. Segnale Segnale Segnale Segnale da1di4 da 2 di4 da 1 di 4 da 2 di4 da 1di4 da 2 di4 da 1di4 da 2 di4 Caduta Caduta Caduta Caduta Caduta Caduta Caduta Caduta barra in1 barra in barra in 1 barra in barra in1 barra in barra in 1 barra in settore 2 settori settore 2 settori settore 2 settori settore 2 settori Fig 2 Esempio di rilevazione di caduta di una barra di controllo 11 1 2 Spegnimento del reattore per Alta Densit di Potenza Lineare Per impedire la fusione del combustibile al centro della pastiglia previsto lo spegnimento del reattore per Alta Densit di Potenza Lineare Si calcolano tutti i valori didisponibili del rilevatore di alta potenza lineare utilizzando i dati dei vari rilevatori di neutroni SPND Il maggiore di questi confrontato con un valore di set point variabile per verificare se sussitono di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 91 109 le condizioni per lo spegnimento del reattore Per livelli di potenza inferiore ad un setpoint fissato questa funzione disattivata 11 1 3 Spegnimento del reattore per rapida variazione del Flusso Neutronico Per proteggere il reattore da eccessivi aumenti di reattivit previsto lo spegnimento qualora si rilevi un rateo di variazione del flusso neutronico troppo elevato Nello specifico l obiettivo principale evitare che possano avvenire eventi come l espulzione di una barra di control
18. del lato mantello del GV per l ispezione e riparazione mantenendo la refrigerazione del core in condizioni di shutdown Sono previsti dispositivi di chiusura dei bocchelli d ingresso e d uscita del fluido primario al fine di condurre operazioni di ispezione e eventuali riparazione sul lato primario del GV in parallelo alle operazioni di ricarica del combustibile La progettazione del pressure boundary GV riduce il numero di saldature e ottimizza la loro geometria per agevolare PISI Il coperchio superiore e il bocchello d uscita del vapore del duomo vapore sono realizzati con una singola forgiatura Il guscio conico forgiato e ha estremit diritte per agevolare l ispezione delle saldature di collegamento fornito un isolamento rimovibile per l accesso alle saldature Le caratteristiche di progettazione permettono l ispezione e la manutenzione delle parti interne del GV Sul lato primario le gambe di sostegno permettono facile accesso al passo d uomo per ogni lato della cassa d acqua Questo permette l ispezione della superficie interna della cassa d acqua in contatto con il refrigerante del circuito primario l ispezione del tubo verso le saldature del rivestimento della piastra tubiera e l ispezione del fascio di tubi Il lato primario dei tubi del GV accessibile attraverso passi d uomo primario situati nella cassa d aqua primaria uno in corrispondenza della gamba calda e uno in corrispondenza dell
19. delle barrette con veleni bruciabili nel reticolo Tabella 3 Dati relativi all elemento di combustibile Descrizione Valore Unit Ref Tipo elemento 17x17 Sengler 1999 Numero di barrette di combustibile per elemento 264 Numero di tubi guida per elemento 24 Nota 8 Numero di tubi strumentati i Larghezza dell elemento di combustibile 21 4 cm Calcolato 00000 CA E A 6 NYC elet ae OO gt 5 fa E gt ARN ED A sesasco 908000 FA A A fam fi AAA A a A GOOG ec OA A A fr L S A 56 0080000 IO BOO OO000C 00000000000 7 0000000000000 264 FuelRod Oc J DW gt Peo r 00000000 000006006 JN n ye da i JA A 24 Guide Tube O O 1 Guide Tube y 4 y IN C JOC OOOOC CO 00ec OC OC A tetet Telet Tel 00000000 00 0000 IOOOOOO0O 000000000 N O 0C OOC A EA OO for XY x J 4 A C Eg OOOO BO0BOC O 000000000C O O O O O O O OO JOO BOOO0OC 00000000 OO C 7 7 wa G lt ar N 000000000 p X LE WY VY fay YY 0000000000 Figura 2 Struttura dell elemento di combustibile in evidenza la posizione delle barrette di combustibile dei tubi guida e del tubo strumentato 8 A seconda dell elemento di combustibile i 24 tubi guida possono alloggiare il sistema di controllo Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centr
20. diminuzione per un dato tempo Questa funzione sempre attiva Fig 14 riporta uno schema semplificato del sistema Fig 14 Caduta di pressione nel generatore di vapore di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEN centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R_ 100 11 1 15 Spegnimento del reattore per bassa pressione nel generatore di vapore Qualora la pressione nel generatore di vapore diminuisca a seguito di un aumento della richiesta di vapore previsto lo spegnimento del reattore per impedire il danneggiamento del combustibile a seguito dell inserzione di reattivit dovuta alla diminuzione di temperatura del moderatore Il sistema precedentemente illustrato non in grado di comandare lo spegnimento se si verifica una piccola rottura nel circuito di alimento poich la depressurizzazione avviene troppo lentamente Ogni sottosistema del sistema primario riceve il valore della misura di pressione di uno dei quattro sensori previsti per ogni generatore di vapore e li confronta con un valore di set pint fisso Min1P Viene comandato lo spegnimento se due almeno due valori di un qualsiasi generatore di vapore scendono sotto il valore di set point Per livelli di potenza inferiore ad un set point fissato questa funzione disattivata Fig 15 riporta uno schema semplificato del sistema Segnale Segnale Segnale Segnale da 2 di4 da 2 di4 da 2 di4 da 2 di4 Set point RT Chius
21. e Il valore del DNBR rispetto a un valore di set point variabile valido nel caso di caduta di una barra di controllo in uno dei quattro settori in cui si suddivide il nocciolo o si abbia il segnale di distribuzione non simmetrica di potenza nel nocciolo e Il valore del DNBR rispetto a un set point variabile valido nel caso in cui si abbia la caduta di una barra di controllo in almeno due settori in cui si suddivide il noccolo e Il valore pi alto del titolo rispetto ad un set point fisso e Il valore pi alto del titolo rispetto ad un set point fisso valido nel caso di caduta di una barra di controllo in uno dei quattro settori in cui si suddivide il noccolo o si abbia il segnale di distribuzione non simmetrica di potenza nel nocciolo Un esempio di generazione del segnale di caduta delle barre di controllo riportato in Fig 2 Per adeguare i set points il sistema primario rileva la caduta delle barre di controllo in uno o pi settori misurando la velocit di spostamento di queste nei vari settori del noccolo e la distribuzione di potenza nel nocciolo attraverso i segnali derivanti dai vari rilevatori di neutroni SPND per ognuno dei sottosistemi del sistema primario Per bassi livelli di potenza questa funzione disattivata Sottosistema 1 Sottosistema 2 Sottosistema 3 Sottosistema 4 X22 x22 x22 x23 MaxRD ele MaxRD PA MaxRD at MaxRD RA X22 x22 x22 x23 OR OR OR OR x1 x1 x1 x1 Segnale Segnale Segnale Segnale
22. edificio salvaguardia 11 2 2 12 Sistema di distribuzione della potenza La potenza elettrica generata all interno o all esterno dell impianto viene distribuita tra le utenze necessaria allo spegnimento sicuro dal sistema di distribuzione della potenza 11 2 3 Sistema di spegnimento sicuro dopo incendi I sistemi di spegnimento sicuro dopo un incendio sono scelti ipotizzando che l incendio danneggi tutti i componenti interessati da questo ad eccezzione della MCR e del contenimento e che non sia possibile ripararli Questi sono tali da garantire lo spegnimento sicuro dell impianto di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 106 109 11 2 3 1 Sistema principale dell acqua di alimento Questi circuiti possono o no essere sistemi di sicurezza In caso di funzionamento spurio delle pompe dell acqua di alimentazione principale necessario avere la capacit di isolare il sistema stesso per prevenire il possibile sovra raffreddamento del generatore di vapore 11 2 3 2 Sistema di controllo chimico e di volume Il sitema di controllo chimico e di volume CVCS non propriamente un sistema di sicurezza infatti serve a controllare la reattivit ed a trattare il refirgerante durante il normale funzionamento Pu tuttavia essere utilizzato in sostituzione del EBS 11 2 3 3 Sistema di raffreddamento della piscina del combustibile L acqua della piscina dove
23. effetti dovuti al fallimento in apertura di una valvola di sfioro di isolamento MSRIV bloccata aperta Le regolazione dell apertura delle MSRCV effettuata automaticamente in base alla potenza termica secondo il seguente schema e dallo 0 al 20 della potenza termica apertura 40 e dal 20 al 50 della potenza termica variazione lineare tra il 40 e il 100 di apertura e per una potenza termica maggiore del 50 100 di apertura I principali dati di dimensionamento delle MSRIV sono riportati nella Tabella 17 Tabella 17 Dati di progetto di ciascuna valvola di sfioro di isolamento del vapore principale MSRIV Parametro Valore di progetto Riferimento Numero di valvole per ciascuna linea vapore 1 3 2 Soglia di intervento 1370 psig 94 46 bar 3 2 Capacita di smaltimento 2 844 146 lb hr 0 538 kg s 3 2 ASME Code Sezione III Normativa di progettazione Tea prog Classe 2 Categoria sismica I 3 2 Solenoid Pilot System Attuatore Medium Powered Open 3 2 Closed di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 66 8 10 3 Valvole di isolamento della linea vapore principale Main Steam Isolation Valves MSIVs Ciascuna linea vapore principale comprende una valvola di isolamento che si trova nel locale valvole appena al di fuori del contenimento Le valvole di isolamento hanno la funzione d
24. esterno Circuito Secondario In un PWR diversamente da quanto avviene in un BWR l altra principale filiera di reattori ad acqua leggera diffusa in Europa e nel mondo l acqua in pressione che partendo in forma di vapore dal Generatore di Vapore GV stesso viene avviata al ciclo di trasformazione termodinamica con la espansione in turbina seguita da condensazione e riciclata poi con una pompa nuovamente al GV quella del circuito secondario che non vede direttamente il nocciolo e quindi esente in generale dei prodotti di fissione eventualmente rilasciati da rotture sporadiche di guaine combustibile Il concetto di Mille600 si pone in linea astratta nella prospettiva di un progetto di reattore PWR di III generazione allo scopo di costituire un insieme di dati coerenti utili per fini accademici di studio e benchmark di codici per analisi di scenari incidentali e di sicurezza traendo spunto in maniera evolutiva da reattori gi vagliati attraverso una elevata esperienza di realizzazione ed esercizio in Europa Occidentale quali sono i reattori PWR di tipo N4 di produzione francese e Konvoi di produzione tedesca e su un secondo piano anche dei reattori PWR di tipo Westinghouse di cui gli stessi N4 e Konvoi non sono che una filiazione operata in un contesto Europeo Il carattere evolutivo del concetto di Mille600 come quello di altri progetti veri e propri di reattore PWR evolutivi che hanno la firma di un costruttore ed hanno o perseguono i
25. inferiore ad un set point fissato questa funzione disattivata Fig 5 riporta uno schema semplificato del sistema DOO Segnale da2di4 Fur pna mento 3 bop Segnale da 2 di 4 Confronto con lo set point Fig 5 Esempio di funzione di spegnimento per per bassa protata nel sistema di refrigerazione Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 94 109 11 1 6 Spegnimento del reattore per portata molto bassa Un circuito Nel caso di Portata Molto Bassa nel sismta di refrigerazione previsto lo spegnimento sicuro al fine di garantire una rimozione del calore adeguata e un corretto valore del DNBR Le misure di portata che giungono al sistema di protezione sono confrontate con un set point di limite inferiore Min2P fisso Nel caso in cui si abbiano almeno due segnali positivi viene avviato lo spegnimento del reattore Per livelli di potenza inferiore ad un set point fissato questa funzione disattivata Fig 6 riporta uno schema semplificato del sistema DOO Y Min2P Min2P Min2P Min2P Segnale Segnale Segnale Segnale da 2 di 4 da 2 di 4 da 2 di 4 da 2 di 4 Confronto set point Spegnimento del reattore Fig 6 Esempio di funzione di spegnimento per bassa protata nel sistema di refrigerazione 11 1 7 Spegnimento del reattore per Bassa Velocit della Pompa del Refrigerante Nel caso in cui un problema di alimentazi
26. qualit Categoria sismica Collocazione Codice commerciale Main Steam Warming Control Valves MSWCV S C UJE ASME Class 31 Main Steam Warming Isolation Valves MSWIV UJE ASME Class 21 Main Steam Relief Control Valves MSRCV UJE IASME Class 2 Main Steam Relief Isolation Valves MSRIV UJE IASME Class 2 Valvole di sicurezza della linea principale del vapore Main Steam Safety Valves MSSV UJE IASME Class 2 Valvole di isolamento della linea principale del vapore Main Steam Isolation Valves MSIV UJE IASME Class 2 11 ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section III Division 1 Subsection NC including Article NC 7000 Overpressure Protection The American Society of Mechanical Engineers 2004 ANSI ASME B31 1 2004 Power Piping The American Society of Mechanical Engineers 2004 di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 69 109 8 11 Riferimenti Bibliografici 1 Areva Framatome ANP EPR brochure made by Euro RSCG Paris March 2005 http www areva np com common liblocal docs Brochure BROCHURE_EPR_US_2 pdf pp 26 27 2 U S EPR Final Safety Analysis Report volume 1 chapter 5 3 U S EPR Final Safety Analysis Report tier 2 chapter 10 rev 0 Responsabile del Capitolo ENEA Sigla di identificazione ENEN
27. 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 11 penetrazioni assiali esclusivamente riportate sulla calotta superiore senza altre penetrazioni a livello inferiore suscettibili da avvicinare il livello eventuale residuo di acqua nel vessel in caso di rottura accidentale LOCA I meccanismi di movimentazione delle barre di controllo del nocciolo applicano azionanti in penetrazione dall alto e sono posizionate sulla calotta superiore L acqua contenuta nel Vessel che attraversa il Nocciolo viene circolata attraverso quattro circuiti chiusi paralleli che si diramano dal Vessel dotati ognuno di un Generatore di Vapore e di una Pompa di circolazione L acqua nel Vessel e nei quattro circuiti mantenuta in fase liquida ad alta pressione tramite un unico Pressurizzatore connesso ad un ramo dei quattro circuiti Il Pressurizzatore espleta la funzione di vaso di compensazione mantenendo al suo interno un livello variabile di separazione di fase liquida e di fase vapore dall acqua secondo opportuni volumi Nell insieme questi quattro circuiti con il Vessel ed il Pressurizzatore costituiscono appunto il Circuito Principale La scelta della configurazione del nocciolo e della sua flessibilit come gestione del combustibile la scelta data a certe caratteristiche architetturali del Circuito Principale quali la separatezza in moduli indipendenti ridondanti nel principio uno su quattro la scelta di
28. 11 1 9 Spegnimento del reattore per Basso Tempo di Raddoppio Per la protezione contro l eccessiva inserzione di reattivit durante l avviamento del rattore da una condizione di sottocriticit o di bassa potenza previsto lo spegnimento del reattore nel caso in cui si rilevino tempi di raddoppio troppo bassi Ogni sottosistema del sistema di sicurezza elabora il valore della misura di uno degi rivelatori a potenza intermedia e determina un valore del tempo di raddoppio da confrontare con un set point Qualora almeno due confronti rilevino un tempo di raddoppio inferiore alla soglia viene effettuato lo spegnimento del reattore Per livelli di potenza inferiore ad un set point fissato questa funzione disattivata Fig 9 riporta uno schema semplificato del sistema Sottosistema1 Sottosistema2 Sottosistema3 Sottosistema4 Calcolo tempo di raddoppio Calcolo tempo Calcolo tempo di raddoppio di raddoppio Calcolo tempo di raddoppio RA Segnale Segnale Segnale Segnale da2di4 da 2 di4 da 2 di4 da 2 di4 Fig 9 Basso tempo di raddoppio 11 1 10 Spegnimento del reattore per bassa pressione nel pressurizzatore Per scongiurare un eccessiva ebollizione nel nocciolo con formazione di vapore saturo tale da compromettere l integrit del combustibile previsto lo spegnimento del reattore Lo spegnimento comandato nel caso in cui si osservi che almeno due misure delle quattro inviate ad ogni sottosistem
29. 12 _ Gvi2_ Vert Ja b des _ Jro GV12 02_ Cemento 160 04 GVi2_ Gvi2_ Oriz GS n1 GV12 03 Cemento 3000 04 GVI2_ Gvy12 _ Ver Ja de _ Jro k GV34 01_ Acciaio 3000 0 002 Gv34_ Gv34_ _ veri Ja a _ Jro GV34 02 Cemento 160 04 GV34_ GV34 Oriz Jie Js d ni e GV34 03 Cemento 3000 04 Gv34_ Gv34 Vert Ja b des _ Jro CUPOI _ Cemento 2160 10 3 Cupola Cupola Oriz SA 20d CUP02 Cemento 5200 03 Cupola Cupola Vert 36e J 29 0 CUP03 Acciaio 3900 0 01 Cupola Cupola Vet 3e SK ANOI Cemento 10000 0 3 Anello Anello Vert 237 SO AN02 Cemento 2000 03 Anello Anello Oriz SO AN03 Acciaio 3400 0 01 Anello Anello Vert _ 37 _ 63___ 80 INT AMB Cemento 14000 18 Intere Ambiente Vert 50 OO AN INT Agota 2900 003 Anello Intercap Vert 35 50 e Cemento 1 2 Curae 500 90 Cupola Intercap Vert 35 140 a Cemento 1 2 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 80 10 Ricombinatori Autocatalitici passivi PAR Durante l avvenimento di incidenti severi in un impianto nucleare possibile che varie reazioni chimiche portino alla produzione di ingenti quantit di gas Idrogeno L Idrogeno in un ampio intervallo di concentrazioni volumetriche con l ossigeno atmosferico pu provocare violente esplosioni che possono da
30. 20 kW U S EPR 2008 p5 4 59 Diametro esterno delle barre 22 mm UK EPR cap 5 4 p68 Lunghezza scaldante nel pressurizzatore 1200 mm UK EPR cap 5 4 p68 Numero di riscaldatori 108 N UK EPR cap 5 4 p68 Massima potenza superficiale 3200 W mm2_ UK EPR cap 5 4 p68 Potenza installata volume Pressurizzatore 34 56 kW m3 UK EPR cap 5 4 p68 Spray Valore Unita Riferimento Massimo flusso degli spray Kg s U S EPR 2008 p5 4 57 entrambe le linee spray 60 02 Flusso Continuo spray per normal spray line 0 35 Kg s U S EPR 2008 p5 4 57 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di NNFISS LP5 024 0 R 46 109 ENEN Centro Ricerche Bologna 7 7 Serbatoio di sfogo del pressurizzatore PRT Il PRT condensa e raffredda il vapore scaricato dal pressurizzatore dalle valvole di sicurezza lungo un condotto sommerso Il raffreddamento coadiuvato da una serie di spray Due dischi di rottura forniscono una protezione alla sovrappressione I gas specialmente l idrogeno raccolti nel serbatoio del pressurizzatore sono raccolti in un sistema per il trattamento dei gas Il serbatoio progettato per accogliere il 110 del vapore presente nel pressurizzatore in condizione di piena potenza Il serbatoio un cilindro orizzontale in acciaio inossidabile austenitico In tabella sono riportati i principali dati del serbatoio Tabella 10 principali dati del serbatoio Descrizione Valor
31. 26 di 109 Sigla di identificazione NNFISS LP5 024 ENEN Centro Ricerche Bologna ra u Il N i H AV N i Mh roe in N su Lo i S RSS AFAQE Sa SS ii Figura 6 Schema del Vessel del reattore ENEN Centro Ricerche Bologna Sigla di identificazione NNFISS LP5 024 Rev Distrib Pag 0 R 40 7 3 Meccanismo di movimentazione delle barre di controllo Descrizione Step Velocit di inserimento delle barre di controllo Durata dello Scram Numero di passi totali Numero banchi barre di controllo Numero di barre assorbenti per ogni elemento Unit mm mm min sec N N N Riferimento U S EPR 2008 p 5 3 21 U S EPR 2008 p 5 3 21 U S EPR 2008 p 5 3 21 U S EPR 2008 p 5 3 21 U S EPR 2008 p 5 3 21 U S EPR 2008 p 5 3 21 somo di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEN centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 41 109 7 4 Pompe del sistema di raffreddamento del reattore Reactor coolant pumps The RCPs are vertical single stage centrifugal units driven by air cooled three phase induction motors The RCP motor is mounted above the pump on the top of the vertical shaft A flywheel on the shaft above the motor provides inertia to extend pump coast down Water suction is axial and discharge is radial The RCP shaft seal system consist
32. 26 raffreddamento del nocciolo 3 8 kg s m2 di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 35 7 2 Vessel del reattore Il vessel del reattore composto da due componenti in acciaio un corpo cilindrico ed una testa di chiusura Il corpo del vessel presenta nella parte superiore 8 penetrazioni connesse ai 4 loop del sistema di raffreddamento del nocciolo 4 bocchelli di entrata delle cold leg e 4 bocchelli di uscita delle hot leg del liquido di raffreddamento posizionati sotto la flangia di chiusura del contenitore ma al di sopra delle barre di combustibile Il liquido di raffreddamento viene iniettato dai bocchelli di entrata e scorre verso il basso nella shell esterna compresa tra il combutibile e la parete del contenitore e successivamente fluisce attraverso il combustibile acquisendo energia termica defluendo poi dai bocchelli di uscita La testa di chiusura del vessel contiene delle perforazioni per il meccanismo di inserimento delle barre di controllo e per la strumentazione di monitoraggio Non ci sono penetrazioni sul fondo del vessel di 109 di 109 Pag 36 Distrib R CESS l T e Sigla di identificazione NNFISS LP5 024 afl N N HA NY im NINSI fa N SN era SET Ls T i ZA E Le ZA zi A 2003 rec ARSA PTY mae ENEN Centro Ricerche B
33. 4 7 6 Pressurizzatore Il pressurizzatore regola la pressione del sistema di raffreddamento del reattore RCS sia durante il transiente che l assetto stazionario dell impianto mantenendo una mistura saturata di acqua e vapore Il pressurizzatore un vessel verticale cilindrico con terminazioni emisferiche sul fondo e sulla cima del contenitore la linea del pressurizzattore connette il pressurizzatore attraverso un bocchello posizionato nella parte centrale del fondo del contenitore alla linea di raffreddamento del reattore in corrispondenza della gamba calda del loop 3 Nella parte alta del pressurizzatore sono presenti due linee di spray collegate a due gambe fredde una la linea del loop 3 ed un altre linea di spray ausiliaria che subentra in caso di incidente con acqua a temperatura inferiore a quella delle altre due linee con lo scopo di ridurre la pressione Sul fondo del contenitore sono altres presenti una serie di riscaldatori per riscaldare l acqua per mantenere la condizione di saturazione del vapore Vi sono 2 gruppi di riscaldatori che vanno solo in modalit On Off ed un riscaldatore proporzionale per il controllo fine della pressione I riscaldatori hanno sistemi di controllo che tolgono potenza quando non sono coperti con l acqua In condizioni di funzionamento a piena potenza il 50 del volume del pressurizzaztore occupato da acqua ed il resto da vapore In cima al pressurizzatore sono presenti tre valvol
34. 4 Peso strutt tratto Cross Over 14500 kg UK EPR 2009 cap5 4 p54 Peso strutt tratto Cold Leg 13100 kg UK EPR 2009 cap5 4 p54 Volume massa metallica tratto Hot Leg 1 5 m3 UK EPR 2009 cap5 4 p54 Volume massa metallica tratto Cross Over 1 85 m3 UK EPR 2009 cap5 4 p54 Volume massa metallica tratto Cold Leg 1 65 m3 UK EPR 2009 cap5 4 p54 Superficie interna Hot Leg 16 3 m2 UK EPR 2009 cap5 4 p54 Superficie interna Cross Over 21 3 m2 UK EPR 2009 cap5 4 p54 Superficie interna Cold Leg 18 8 m2 UK EPR 2009 cap5 4 p54 Spessore 76 97 mm UK EPR 2009 cap5 4 p54 Diametro interno 780 mm UK EPR 2009 cap5 4 p54 Linea del pressurizzatore Valore Unita Riferimento Pressione di design 17 6 MPa U S EPR 2008 p5 4 56 Temperatura di design 362 C U S EPR 2008 p5 4 56 Diametro interno 325 5 mm U S EPR 2008 p5 4 56 Spessore 40 5 mm U S EPR 2008 p5 4 56 Diametro esterno 406 4 mm UK EPR 2009 cap5 4 p50 Massime perdite di pressione 0 5 MPa U S EPR 2008 p5 4 56 Sviluppo in lunghezza 27500 mm UK EPR 2009 cap5 4 p57 peso 10000 kg UK EPR 2009 cap5 4 p57 Materiale X2CrNiMo UK EPR 2009 cap5 4 p57 Pendenza 5 gradi Pressurizer Spray Lines Valore Unit Riferimento Pressione di design 17 6 MPa U S EPR 2008 p5 4 56 Temperatura di design 362 C U S EPR 2008 p5 4 56 Nominal pipe size 101 6 mm U S EPR 2008 p5 4 56 di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 4
35. 5 024 0 R 56 ENEN Centro Ricerche Bologna Il GV sostenuto verticalmente da quattro sostegni equipaggiati con perni in ciascuna estremit Due vincoli pi bassi permettono il movimento laterale dei GV durante la normale espansione termica e vincolano il loro movimento nel caso di carichi sismici Ogni vincolo consiste in una piastra serrata alla parete di scompartimento su cui montato un sistema di sostegno strutturale che fornisce uno spazio vuoto tra se stesso e la cassa d acqua del GV La struttura di sostegno permette l aggiustamento dello spazio vuoto tra il GV e i fermi Quattro montanti di oscillazione orizzontali vincolano il guscio superiore del GV e permettono l espansione laterale lungo l asse RPV SG Respingenti posti lungo questo asse limitano la velocit di movimento vincolando movimenti improvvisi causati da un terremoto e permettono movimenti lenti dovuti all espansione o contrazione del circuito I respingenti sono montati su ball jointed end fittings che evitano che la formazione di momenti dovuti a carichi laterale decentrati I sostegni sono serrati a staffe saldate all estremit del GV e alla parete del compartimento di calcestruzzo all altra estremit Tabella 11 Principali dati di progetto di un GV Parametro Valore di progetto Riferimento Pressione di progetto circuito primario 2535 psig 176 bar 1 2 Pressione di progetto ci
36. 7 2 Thermowell ASME SA 479M Type 304 Note 3 e 4 2 Flange integral part of pressure boundary casing IASME SA 508M Grade 3 Class 2 Nota 1 2 closure bolted assembly meas boundary stud bolts amp SME SA 540M Grade B24 Class 1 Nota 1 2 di 109 ENEN Centro Ricerche Bologna Sigla di identificazione NNFISS LP5 024 0 Rev Distrib R Pag 62 Pressure boundary casing closure stud amp nuts IASME SA 540M Grade B24 Class 3 Nota 1 Shaft seal pressure boundary parts ASME SA 705M Type 630 H1150 Nota 7 Pressure boundary welds SFA 5 4 E308L SFA 5 4 E316L SFA 5 9 ER316L Meccanismo di movimentazione delle barre di controllo Flange connection piece head loose flange ASME SA 479 Grade 347 Nota 3 Latch housing ASME SA 479 SA 182 Grade F6NM Nota 1 UNS 41500 Tubo senza saldatura ASME SA 312 Grade TP347 Seamless Nota 3 Bullone IASME SA 453 Grade 660 Nota 7 Dado IASME SA 437 Grade B4C Nota 1 Materiale di riempimento delle saldature Welding filler material SFA 5 4 E347 SFA 5 9 ER347 SFA 5 14 ERNiCrFe 7 SFA 5 14 ERNiCrFe 7A 2 Note alla Tabella 12 Quenched and tempered NADNDNBWN FE Solution annealed and thermally treated Solution annealed and rapidly cooled Contenuto di carbonio non superiore allo 0 03 wt Silicio non maggiore dell 1 5 e niobio limitat
37. 817 m 10 630 m se OLA Ha MEE 250 7 5 mm Figura 5 Schema delle posizioni dei componenti principali del sistema di raffreddamento del reattore Pag 33 di 109 ENEN Centro Ricerche Bologna Sigla di identificazione NNFISS LP5 024 0 R Distrib Pag 34 Tabella 8 dati caratteristici del sistema Descrizione Valore Unit Riferimento Potenza elettrica 1600 MW U S EPR 2008 p 4 3 39 Potenza termica 4590 MW U S EPR 2008 p 4 3 39 Core total rated flow 22225 kg s U S EPR 2008 p 4 3 39 Core nominal bypass flow percentage 5 5 U S EPR 2008 p 4 3 39 Pressione operativa 15 5 MPa U S EPR 2008 p 1 3 2 Numero di loop 4 U S EPR 2008 p 4 1 17 Temperatura Cold Leg Cross over Leg 295 C U S EPR 2008 p 5 1 6 Temperatura Hot Leg 329 C U S EPR 2008 p 5 1 6 Temperatura media 312 C U S EPR 2008 p 5 1 6 Flusso volumetrico per loop 7 869 m3 s U S EPR 2008 p 5 1 6 Flusso di massa per loop 5797 126 kg s U S EPR 2008 p 5 1 6 Volume nominale RCS senza PZR 385 m3 U S EPR 2008 p 5 1 6 Volume nominale PZR 75 m3 U S EPR 2008 p 5 1 6 Temperature at Hot Standby 303 C U S EPR 2008 p 5 1 6 Area del flusso del raffreddamento del 5 9 m2 U S EPR 2008 p 4 4 26 nocciolo Velocita media del raffreddamento del U S EPR 2008 p 4 4 26 nocciolo 5 4 m s Velocita media in massa del U S EPR 2008 p 4 4
38. 9 in base ad un minimo 3 45 10 Pa differenziale di pressione funzionamento passivo in base ad un aumento assoluto di pressione mancanza di alimentazione grazie a molle precaricate per manovra manuale dell operatore I sensori per la rilevazione della pressione sono due per ogni treno di generatori di vapore quindi 8 in totale quelli per la misura assoluta sono uno per ogni treno La rilevazione di un differenziale di pressione anomalo per almeno due diversi sensori di pressione provoca la apertura di tutti i dampers La apertura di queste valvole permette l instaurarsi di un efficace moto convettivo in presenza di vapore acqueo che permette la omogenizzazione di eventuali gas su tutto il volume dell edificio Di seguito vengono riportate le caratteristiche dei sistemi su elencati Large PARs e Numero di unit 41 e Valore nominale di riduzione di Idrogeno per PAR 1 5 10 Kg s e Substrato catalitico Pt Pd Small PARs e Numero di unit 6 e Valore nominale di riduzione di Idrogeno per PAR 3 3 10 Kg s e Substrato catalitico Pt Pd Hydrogen mixing dampers e Numero di unit 8 e Dimensioni dell apertura totale 6 104 cm e Differenza di pressione nominale di apertura 3 45 103 Pa pressione assoluta di apertura 1 2 105 Pa Rupture foils e Dimensioni dell apertura totale 3 5 105 cm2 e Pressione differenziale nominale di apertura 4 9 103 Pa Convection foils e Approximate opening cross section to
39. Centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 Distrib R Pag 70 Organizzazioni contribuenti UniPa DIN Palermo RSE UniRoma UniPi GRNSPG di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 71 109 9 1 Caratteristiche Generali Nel caso di un incidente severo il contenimento l ultima barriera per il controllo dei rilasci all ambiente Di conseguenza vi la necessit di valorizzare strumenti di simulazione affidabili per descrivere la termo termica del contenimento compresa la distribuzione di idrogeno i diversi regimi di combustione di idrogeno il loro impatto sulle strutture del contenimento e le contromisure per prevenire o almeno attenuare gravi fenomeni di combustione L edificio di contenimento in seguito abbreviato come contenimento considerato nel presente studio e riferito al reattore di studio Mille600 prende come riferimento altri tre tipi di reattori gi esistenti o in avanzata fare di costruzione Il tedesco KONVOI cio un impianto pressurizzato di II generazione a 4 loops da 3850 MW termici 1365 MWe raffreddato e moderato con acqua leggera Il francese N4 cio un impianto pressurizzato di II generazione a 4 loops da 4250 MW termici 1475 MWe raffreddato e moderato con acqua leggera L europeo EPR cio un impianto pressurizzato di III generazione a 4 loops da 4500 MW termici
40. ENEN Agenzia Nazionale per le Nuove Tecnologie l Energia e lo Sviluppo Economico Sostenibile RICERCA DI SISTEMA ELETTRICO Gruppo di lavoro Mille600 repertorio dati per un reattore PWR come caso di esercizio per codici di analisi di sicurezza e di PSA F De Rosa M Sangiorgi P Turroni M Ciotti A Campreder S Paci F Mascari G Vella A Naviglio D Vitale di Maio M Adorni ra eo R sg a S fi io Y err aad Report RdS 2011 88 GRUPPO DI LAVORO MILLE600 REPERTORIO DATI PER UN REATTORE PWR COME CASO DI ESERCIZIO PER CODICI DI ANALISI DI SICUREZZA E DI PSA F De Rosa M Sangiorgi P Turroni M Ciotti ENEA A Campedrer S Paci CIRTEN F Mascari G Vella Universit di Palermo A Naviglio D Vitale di Maio Universit La Sapienza M Adorni GRNSPG S Piero a Grado Settembre 2011 Report Ricerca di Sistema Elettrico Accordo di Programma Ministero dello Sviluppo Economico ENEA Area Governo Gestione e sviluppo del sistema elettrico nazionale Progetto Nuovo nucleare da fissione collaborazioni internazionali e sviluppo competenze in materia nucleare Responsabile Progetto Paride Meloni ENEA Sigla di identificazione Distrib Pag di NNFISS LP5 024 L 1 109 Gruppo di Lavoro MILLE600 Repertorio dati per un reattore PWR come caso di esercizio per codici di analisi di sicurezza e di PSA ENEN Centro Ricerche Bologna Titolo Descrittori Tipolo
41. F loop TIENI High PAR Leve Prewuree Teue 0 100 MR Low Hot Leg Pressure 15 3015 psia Steam Generator Pressure Drop 5 1615 psia ow Steam Generator Pressure 5 1615 psia High Steam Generator Pressure 15 1615 psia Low Steam Generator Level 100 MR High Steam Generator Level 100 MR High Containment Pressure Containment Service Compartment Pressure 3 psig to 7 psig NR Pressure Low Saturation Margin Cold Leg Temperature WR 32 F 662 F Hot Leg Pressure WR 15 3015 psia Hot Leg Temperature NR 536 F 662 F Fig 1 Variabili per la determinazione dello spegnimento del reattore 11 1 1 Spegnimento del reattore per Basso DNBR Per proteggere il combustibile da danni derivanti da una refirigerazione non efficiente previsto lo spegnimento del reattore per Basso DNBR La stima di questa quantit ottenuta valutando in tempo reale La distribuzione della densit di potenza nel canale caldo La temperatura in ingresso La pressione Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 90 e La portata nel nocciolo Devono essere calcolati molti valori sia per il DNBR che per il titolo in uscita che vengono confrontati con valori di set point fissi o variabili al fine di individuare se sussitono le condizioni per lo spegnimento del reattore Le verifiche considerate riguardano e Il secondo valore pi basso del DNBR rispetto a un valore di set point variabile
42. I GV sono verticali con tubi a U a circolazione naturale e separatori di vapore integrati L impianto consta di 4 GV uno per ogni loop come si vede in Figura 9 LOOP 2 Pr a Loop 3 Bee A TS SOULE 1 BOLCLE Figura 9 Vista frontale e dall alto dei 4 GV Ogni GV sostenuto verticalmente da quattro gambe di sostegno e lateralmente da guide a due altezze Il sistema di sostegno del GV progettato per permettere l espansione termica del circuito e lo spostamento indotto dalla pressione Le parti principali di ogni GV si possono descrivere come segue Sul lato primario il refrigerante del reattore fluisce attraverso i tubi a U entrando e uscendo attraverso bocchelli che si trovano nel fondo emisferico del GV L estremit inferiore divisa da un setto di separazione partition plate che si estende dall apice del fondo emisferico fino alla piastra tubiera tubesheet Un passo d uomo fornisce accesso a ciascun lato dell estremit dei canali per PISI dei tubi per tappare i tubi e per le operazioni di manutenzione L ingresso del fondo emisferico del GV Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 52 collegato all estremita di una gamba calda uscente dal vessel mentre la sua uscita collegata tramite la pompa di circolazione e una delle gambe fredde all ingresso del vessel La parte inferiore del lato secondario del GV for
43. L See ee aes ees CE LL LL l See Ea sa La Da a JAITA JIII ificazione NNFISS LP5 024 PISCINA GENERATORI VAPORE 3 4 L LU i ay LECCE LEE LEE EE LE LI LIE KE Lia Lat LIE LIS LL E Halles ELE LIE oe DIE al Halle Hote LLC o LL Hall Helle LE Il LL ILE Helle LEL Ea ee LL LIE Ea LE ES el Li KE bl LE EA le ell Hes Haley LIS ble eae Re eS Ses Sigla di ident pezzi CAVIT DEL REATTORE LELEL EELRELLLELLECE LIL LL LIE Li ae LIE LI LL ae ae bie LI LI ES ER Be ae I LL LIL ae ae LIL LIL as ae Li LIL LI LI ae LI ae LE EE LL ae ne ae LIE Li L a yy ys WEEE BEE EEEPEEEL LECCELECELLECCECCEL CEcCrEErrrreErerLiLLLLLILIELLEL EEEEREEEEECERELLILLELLILLIILLI eat IL HEEE I Me L 1 Le ae LIE LIL LIE assets asse ee EE ERI Sees eee eee ee es E A a E A ey a i T R TA E TR E R CUPOLA PISCINA GENERATORI VAPORE 1 2 a a ye a a ye a LLELLLLELCLLLLLE L L E L i Saa a SSA dI III III III IT SS LI III AI ZIO pp ees Ee PR a E E E E S pp e i i psi af e es pl ip pai a pe p OE O pa O a A O pa i it 8 FS a pt SE PO FS FE E a ES Ny JJJ JIJI JJJ 494343 JI Roo HH Iaa eT Ea a JJJIJ AAI JIII JII pi y pm pmen game poa prem pme pe gee pme pam prem pmr ga pae pme po pee peat game a paet pem pem paa pme pees p
44. R cap 5 4 p69 Raggio interno dei terminali semisferici 1430 mm UK EPR cap 5 4 p69 Spessore 140 mm UK EPR cap 5 4 p69 Spessore Cladding 5 mm UK EPR cap 5 4 p69 Altezza attacco pressurizzatore rispetto gamba 8512 mm calda Volume di acqua 40 m3 Volume vapore 35 m3 ENEN Centro Ricerche Bologna Sigla di identificazione NNFISS LP5 024 Rev Distrib Pag 0 R 45 di 109 Minimo volume del vapore 25 0 m3 U S EPR 2008 p5 4 57 Massimo flusso degli spray entrambe le linee Kg s U S EPR 2008 p5 4 57 spray 60 02 Flusso Continuo spray per normal spray line 0 35 Kg s U S EPR 2008 p5 4 57 Ugelli Quantit Diametro Unit Riferimento Linea alla gamba calda 1 325 mm UK EPR cap 5 4 p69 Valvole di sfogo 3 132 mm UK EPR cap 5 4 p69 Linee di spray loop 2 e 3 gamba 2 DN 100 mm UK EPR cap 5 4 p69 fredda Linea spray ausiliaria 1 DN 100 mm UK EPR cap 5 4 p69 Valvolo di sfogo dedicata bleed 1 132 mm UK EPR cap 5 4 p69 Ugello ventilazione 1 6609 mm UK EPR cap 5 4 p69 Bocchello ispezione 1 533 mm UK EPR cap 5 4 p69 Riscaldatori 116 23 mm UK EPR cap 5 4 p69 Riscaldatori Valore Unita Riferimento P scaldante tot per 3 gruppi 2592 kW U S EPR 2008 p5 4 59 Riscaldatori gruppo 1 576 kW U S EPR 2008 p5 4 59 Riscaldatori gruppo 2 1296 kW U S EPR 2008 p5 4 59 Riscaldatori proporzionali 7
45. RCS per contenere picchi di reattivit Se il sistema di borazione aggiuntivo EBS non disponibile durante lo shutdown caldo o freddo previsto l utilizzo di questo sistema per aggiungere boro nel RCS 11 2 2 3 Sistema di borazione aggiuntivo Per garantire il margine di sottocriticit necessario durante la fase di spegnimento di sicurezza si pu aggiungere acqua fortemente borata nel RCS tramite l EBS 11 2 2 4 Sistema di rimozione del calore residuo Il sistema di rimozione del calore residuo RHRS permette di portare e mantenere l impianto in una situazione di spegnimento freddo di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R_ 105 11 2 2 5 Sistema di strumentazione fuori del nocciolo La misurazione del flusso neutronico effettuata grazie rilevatori operanti in campi diversi e parzialmente soprapposti tra di loro I campi di misura sono tre il campo di sorgente il campo intermedio e quello di potenza 11 2 2 6 Sistema del refrigerante del reattore Il RCS permette di refrigerare il nocciolo e depressurizzare il RCS stesso tramite gli SG in modo da raggiungere lo stato in cui l RHRS pu essere attivato per continuare la refrigerazione dell impianto 11 2 2 7 Generatori diesel di emergenza e ausiliari Nel caso in cui venga a mancare l alimentazione elettrica esterna l impianto dotato di quattro generatori diesel di emergenza EDG per alime
46. Tensione Degradata Voltage TEMP Temperatura Temperature TLOV Ritardo di Tempo Perdita di Tensione Time Delay Loss of Voltage U V Coil Bobina di sottotensione Under Voltage Coil VLLD Carico molto Basso Very Low Load VCT Serbatoio di Controllo di Volume Volume Control Tank WR Intervallo Ampio Wide Range Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 109 109 11 4 Riferimenti 1 AREVA Design Control Document U S EPR FINAL SAFETY ANALYSIS REPORT CHAPTER 7 INSTRUMENTATION AND CONTROLS revision 2
47. a e ERSE Altre organizzazioni hanno invece espresso interesse nel progetto nonostante non fossero presenti a questa prima riunione e SOGIN e ISPRA L invito stato sucessivamente esteso ad altre organizzazioni del settore industriale e Mangiarotti Nuclear e Ansaldo Nucleare ENEA ha accettato di coordinare l iniziativa in oggetto integrandola con azioni Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 6 109 analoghe svolte in ambito nazionale come ad esempio quella avviata tra ENEA e CIRTEN Il 27 Aprile 2010 si tenuta presso la sede ENEA di Bologna una seconda riunione con lo scopo di dare il via alle attivit previste chiedendo ai nuovi ed attuali partecipanti di confermare e mantenere i propri impegni I vari partecipanti al GdL si sono quindi riuniti periodicamente per fare il punto sullo stato di avanzamento lavori e la previsione degli impegni futuri Data e luogo delle successive riunioni 24 giugno 2010 MILANO sede ERSE 30 settembre 2010 PISA Universit 10 dicembre 2010 PALERMO Universit 31 marzo 2011 ROMA Universit La Sapienza 9 maggio 2011 BOLOGNA sede ENEA 27 giugno 2011 MILANO sede RSE Nel frattempo che il progetto proseguiva si sono verificati vari eventi e mutamenti e Durante l intervallo di tempo trascorso tra la riunione del 24 6 2010 e del 30 9 2010 ERSE ha cambiato statuto sociale ridenominandosi RSE Ricerca sul Sistema Energetic
48. a NNFISS LP5 024 0 R 86 109 Da prime stime indipendenti sembrerebbe che in realt questi risultati siano a malapena raggiungibili considerando tutti i PAR funzionanti con una efficienza del 100 ENEN Centro Ricerche Bologna Sigla di identificazione NNFISS LP5 024 11 Sistemi di controllo e di automazione Responsabile del Capitolo GRNSPG Organizzazioni contribuenti Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 88 109 11 1 Descrizione funzionale delle funzioni dello spegnimento del reattore Le variabili monitorate dal sistema di protezione sono usate direttamente o come input di un calcolo al fine di rilevare le condizioni dell impianto per avviare l arresto del reattore Basso DNBR Alta densit di potenza lineare Rapida variazione del flusso neutronico Alto livello di potenza del nocciolo Basso margine di saturazione Bassa portata del refrigerante nel circuito del reattore due circuiti Bassa portata del refrigerante nel circuito del reattore un circuito Bassa velocit della pompa del refrigerante Alto flusso neutronico Basso tempo di raddoppio Bassa pressione nel pressurizzatore Alta pressione nel pressurizzatore Alto livello nel pressurizzatore Bassa pressione nel ramo caldo Caduta di pressione nel generatore di vapore Bassa pressione nel generatore di vapore Alta pressione nel generatore di vapore
49. a del sistema di protezione sia inferiore ad un valore di set point fisso Min2p Per livelli di potenza inferiore ad un set point fissato questa funzione disattivata Fig 10 e Fig 11 riportano uno schema semplificato del sistema Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 97 109 Sottosistema 1 Sottosistema2 Sottosistema3 Sottosistema4 Press Press PRZ PRZ Segnale da 2 di4 Segnale da 2 di4 Segnale da 2 di4 Fig 10 Alta pressione nel pressurizzatore Sottosistema1 Sottosistema2 Sottosistema3 Sottosistema4 Press Press PRZ PRZ Segnale Segnale Segnale Segnale da 2 di4 da 2 di4 da 2 di4 da 2 di4 Fig 11 Bassa pressione nel pressurizzatore Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEN centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 98 11 1 11 Spegnimento del reattore per alta pressione nel pressurizzatore E previsto lo spegnimento del reattore nel caso in cui si rilevi una pressione troppo alta nel pressurizzatore per salvaguardare l integrit del circuito primario e prevenire l apertura della valvola di sicurezza del pressurizzatore Quattro sensori misurano la pressione che viene confrontata dal sistema di protezione con un valore si set point fisso Max2p Viene comandato lo spegnimento se almeno due valori eccedono il set point Questa funzione sempre attiva Fig 10 e Fig 11 riportano anche
50. a gamba fredda La cassa d acqua primaria ha anche una sezione cilindrica diritta tra la piastra tubiera e la parte di calotta sferica per permettere una maggiore accessibilit ai tubi che si trovano alla periferia del fascio tubiero Questa configurazione agevola l ispezione dell intera lunghezza di ogni tubo tra la saldatura tubo piastra tubiera all ingresso dei tubi e la saldatura tubo piastra tubiera all uscita dei tubi Supporta anche la chiusura compresa la stabilizzazione richiesta se l ispezione rileva difetti inaccettabili e i tubi devono essere rimossi dal servizio Le saldature tubo piastra tubiera non sono considerate come parte del tubo Sul lato secondario il progetto prevede l accesso alla parte inferiore del fascio tubiero e alla piastra tubiera Il lato secondario del GV accessibile attraverso due passi d uomo situati tra il separatore di umidit e le strutture dell essiccatore nel corpo cilindrico nel duomo vapore Ci sono anche otto portellini d ispezione distribuiti intorno al mantello del secondario posti appena sopra la piastra tubiera e due portellini di ispezione pi piccoli La cima del fascio tubiero accessibile attraverso un portello d accesso che include anche tre aperture d accesso pi piccole per ispezioni video Queste aperture permettono l accesso per eventuali ispezioni del lato secondario del GV e la rimozione di oggetti estranei e di accumuli depositi di fanghi La prog
51. a linea del vapore principale Main Steam Safety Valves MSSV Ogni linea principale del vapore dotata di due valvole di sicurezza installate a monte della valvola di isolamento della linea principale del vapore Main Steam Isolation Valve MSIV Le valvole di sicurezza della linea del vapore principale Main Steam Safety Valve MSSV insieme ai treni di sfioro della linea del vapore principale Main Steam Relief Trains MSRTs forniscono la protezione a sovrappressione delle linee principali del vapore e dei generatori di vapore Le valvole di sicurezza scaricano direttamente nell atmosfera attraverso una vent stacks Un drenaggio nella parte pi bassa della vent stacks veicola l acqua accumulata nel canale di drenaggio dell Edificio Turbina La soglia di intervento e la capacit delle MSSV sono tali che considerando un arresto rapido del reattore Reactor Trip RT le valvole di sicurezza possano da sole evitare che la pressione aumenti oltre il 110 del valore di progetto in caso di perdita totale del carico I principali dati di dimensionamento di tali valvole sono riportati nella Tabella 16 Tabella 16 Dati di progetto delle valvole di sicurezza della linea del vapore principale Parametro Valore di progetto Riferimento Numero di valvole per ciascuna linea vapore 2 3 2 Soglia di intervento prima MSSV 1460 psig 102 bar 3 2 Soglia di intervento
52. acqua d alimento entra nel GV ad una quota pi elevata rispetto all estremit superiore dei tubi a U Il vapore generato nel lato mantello fluisce verso l alto uscendo attraverso il bocchello posto in cima al GV Il notevole volume del corpo cilindrico superiore ossia il volume di vapore unitamente ad una pressione di iniezione di sicurezza inferiore rispetto alla pressione di riferimento delle valvole di sicurezza del secondario volto ad impedire ai GV di riempirsi d acqua in caso di rottura dei tubi dei GV per evitare rilasci di liquido all ambiente In fondo all involucro l acqua viene diretta verso il centro del fascio di tubi da un deflettore di distribuzione di flusso La progettazione del deflettore minimizza la tendenza del fluido a bassa velocit a depositare fanghi nel fascio tubiero La miscela vapore acqua formatasi nel fascio tubiero percorrendolo dal basso verso l alto continua fino al gruppo essiccatore che rimuove l umidit la sezione separatori fornisce vapore all uscita del GV con un contenuto di umidit che non supera lo 0 25 in normali condizioni operative con turbina in funzione includendo possibili variazioni di carico a gradino e a rampa Il vapore secco esce dal GV attraverso il bocchello d uscita del vapore posto nella sommit del GV che possiede un riduttore di portata Le parti costituenti il GV sono saldate tra di loro e presentano un collettore dell acqua alimento Questa pro
53. ande basamento esterno dell Isola Nucleare insistono altri due Edifici di Salvaguardia disposti alle due ali ed un ulteriore edificio di sistemi Nucleari Ausiliari Come commento finale giustificativo della scelta per la disposizione degli edifici si osserva che il grande blocco dei quattro edifici sull asse centrale affiancato strettamente da ulteriori edifici costituiscono una intrinseca barriera di protezione del Contenitore Principale rispetto aggressioni da eventi esterni quali missili spinti da eventi naturali e impatto aereo la seconda parete esterna del Contenitore Principale e il corridoio interno di separazione forniscono una ulteriore protezione da eventi esterni che lascia indenne la parete principale interna Gli Edifici di Salvaguardia che alloggiano all interno sistemi rilevanti per la sicurezza secondo un principio di ridondanza di uno su quattro guasto su uno come evento iniziatore un secondo mancante per il principio di difetto singolo un terzo non operativo per manutenzione il quarto provvede alle necessit sono dislocati in punto piuttosto separati in modo che un evento esterno nocivo secondo una determinata direzione di provenienza difficilmente pu ripercuotersi su pi di uno di questi edifici 4 4 Gli altri importanti sistemi di Mille600 L acqua del Circuito Principale costantemente mantenuta al livello quantitativo necessario nelle condizioni normali di operazione ed entro i parametri chimici e contenuto radiologico
54. at pem ree ga pme peee pan pa peme pa fa gom pat pe pent LA AJJI JIJ JIJ JJJ JAJAJAJAJAJAJA JJI Meth JIa ARIDI JI SII III ILS AAEE ANELLO LEA Fc cid ig coco Bae ENEN Centro Ricerche Bologna Stanze e compartimenti dell edificio di contenimento sono stati raggruppati tra loro dando o volumi 1 dedicato al core catcher 9 3 Volumi Tutte le strutture e le aperture che collegano i vari volumi tra di loro sono state modellate come unici per motivi di semplicit I generatori di vapore per esempio sono stati modellati uniti due a due Nella Tabella 19 si indicano le caratteristiche principali dei volumi che compongono il contenimento Gli edifici ausiliari per il momento non sono stati presi in considerazione Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 75 109 Tabella 19 caratteristiche principali dei volumi che compongono il contenimento Volume 3 m m m 29 15 44 10 54 11 Generatore di vapore 1 2 5000 o 80 310 Generatore di vapore 3 4 5000 o 80 310 Cavit del reattore 600 HS 15000 3600 de i aS SS 5 8 14000 6 1 48 0 0 a 10000 54 14 0 Distrib Rev ificazione Sigla di ident 109 76 NNFISS LP5 024 ENEN Centro Ricerche Bologna 9 4 Connessione tra volumi ioni che possono essere sempre tra di loro mediante conness comunicano I vari volumi di co
55. attore L acqua del sistema di raffreddamento usata come moderatore del reattore come riflettore per i neutroni e come solvente per il boro usato come assorbitore chimico chemical shim L acqua utilizzata demineralizzata e borata Durante il normale funzionamento del reattore la mistura di acqua vapore saturata mantenuta all equilibrio alle pressione desiderate all interno del pressurizzatore tramite dei riscaldatori per la vaporizzazione e degli spray per la condensazione Vi sono inoltre delle valvole di sfogo di sovrapressione PSRV che consente di scaricare il vapore all occorrenza ed inoltre un serbatoio di sfogo dove il vapore viene condensato e raffreddato in acqua In Figura 4 rappresentato lo schema in pianta dell impianto di raffreddamento mentre in Figura 5 riportato uno schema delle altezze relative dei componenti principali del sistema di raffreddamento del reattore In Tabella 8 sono riportati i dati caratteristici del sistema di 109 Edificio di Conteni mento Sigla di identificazione ENEN Centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 Locale Turbine tb Figura 4 Schema dell impianto di raffreddamento del reattore Limite di Compartimentazione Interna Accessibilit Sigla di identificazione Rev Distrib ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 14 015m 24 621 m De 3115 x 140 5 mm e 406 5 x 40 5 mm 12
56. aulici Calcolo Calclo margine saturazione potenza nocciolo Segnale da 2 di 4 Segnale da2di4 Confronto con set point Fig 4 Esempio di funzione di spegnimento per alto livello di potenza e basso margine di saturazione 11 1 5 Spegnimento del reattore per Bassa Portata del Sistema di Refrigerazione del Nocciolo Due circuiti Nel caso di Bassa Portata nel sistema di refrigerazione previsto lo spegnimento del reattore al fine di garantire una rimozione del calore adeguata e un corretto valore del DNBR In ogni di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 93 109 circuito del refrigerante vengono eseguite quattro misure di portata ognuna delle quali inviata a un sottosistema del sistema di protezione dove viene confrontata con un un set point di limite inferiore Min1P fisso Nel caso in cui risultino veri almeno due segnali su quattro si assume che ci sia bassa portata nel circuito Si avr spegnimento sicuro qualora questa condizione sia rilevata in almeno due circuiti Se la condizione di bassa portata rilevata in un solo circuito viene generato un segnale che informa le altre funzioni del sistema di protezione che per il loro funzionamento assumono come valore di portata attraverso il core quella nominale di considerare il valore di tale portata come se si avessero tre soli circuiti funzionanti Per livelli di potenza
57. ceeeesseceeeceeereeer i ce i a ANELLO ASI JU iii EI oddio ie dii m LELCLECLELCLLEEN sy CRUISE LE a L E z LLLELELLLELLLCCECECEGCCECEG TC ma E L mE E E E ISO pr pe pe p e pr gee e e EE ef se se ge ee e pe e rr e ea srs e ee e re re rp e es ve pr rr a AE A OA AE AE R A RS O GE O FI VO OE OS VE AV A MAO AO SS SS SOVRANO O N OA ABS ST AI IS AS SM Sh TMT SOS SO EV A OS A OE O NESS ES A A OS a Bi Voc veci Joi iI iii dI dei III iI dI le LEA Imente comunicanti ioni norma SITI a ti e si riferiscono a possibili cedimenti feriscono a conness i ri Le connessioni marcate in colore nero s non comunican connessioni marcate in rosso sono normalmente strutturali Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 77 109 n y Elevazione Parcs Connessione eee Area passaggio gt Elevazione to i Volume iniziale Volume finale 2 from comunicante m ii m AN PIS ANELLO PISCINA GENERATORE rova coia RART Connessione Area NON Volume iniziale Volume finale passaggio ta eee ni f 5 from to Pa comunicante m owa gue RS ae rewan Gauge co O mf se Povia Gum asso ae ev St mo sw RESO RESI A O RE E Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 78 109 9 5 Strutture Con il termine strutt
58. ciente per la rimozione delle impurit Durante gli spegnimenti il materiale accumulato depositi superficiali fanghi e prodotti di corrosione pu essere rimosso dal lato secondario dei GV mediante pulizia chimica o altre tecniche altrettanto efficaci Questo aiuta a proteggere ulteriormente i GV da danni dovuti all accumulo di prodotti di corrosione e a contaminazione di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 55 8 7 Prestazioni in termini di integrit strutturale I tubi del GV durante il loro funzionamento devono mantenere l integrit strutturale in tutta la gamma di condizioni operative inclusi l avviamento il funzionamento in potenza in condizioni tempo dipendeti presi in considerazione in sede di progetto e nei DBA Ci comprende il mantenimento di un fattore di sicurezza di 3 0 contro lo scoppio sotto il differenziale di pressione tra primario e secondario in condizioni stazionarie di piena potenza e di un fattore di sicurezza di 1 4 contro lo scoppio sotto il differenziale di pressione tra primario e secondario relativo a condizioni di DBA Oltre a tali requisiti devono essere valutate anche condizioni di carico aggiuntive dovute a DBA o l unione di scenari incidentali in accordo con i principi di di progetto e di licencing per determinare se i carichi associati contribuiscano significativamente a scoppi o crolli Nella valutazione dell integrit de
59. dal Sistema di Controllo Volumetrico e Chimico del refrigerante CVCS Altri numerosi importanti sistemi contribuiscono al normale e sicuro funzionamento dell impianto tuttavia per una breve rassegna ci limitiamo a citare i pi significativi collocandoli in due categorie ispirate ai fronti successivi di difesa in profondit a quelli che servono a prevenire insorgenza di incidenti severi intervenendo sulle sequenze incidentali di progetto e b quelli che in caso estremo servono a contenere i danni che derivano dall incidente severo assunto come postulato Tra quelli della prima categoria va annoverato il Sistema di Iniezione di Sicurezza SIS che interviene iniettando acqua borata in Reattore in caso di LOCA o in caso di rottura di un tubo del GV per contrastare la perdita di acqua nel reattore Questo sistema costituito di quattro treni ognuno asservito ai quattro treni del Circuito Principale Ognuno di questi treni di SIS provvisto all interno del Contenitore Principale di un capace accumulatore di acqua borata dotato di pompe e linee di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 14 iniezione a media e bassa pressione di uno scambiatore per la rimozione del calore residuo sia in condizione normale di shut down sia in shut down a seguito di LOCA Ogni treno di questo sistema dotato inoltre di una linea di prelievo acqua dal IRWST Per l alloggiamento dei compone
60. dato grazie alla misura del flusso neutronico da parte dei rivelatori neutronici a media potenza Il valore delle misure effettuate dai rilevatori neutronici a media potenza sono inviate ai sottositemi del sistema di protezione che li elaborano e li confrontano con un set point fisso Qualora due delle quattro misure eccedano il valore del set point viene avviato lo spegnimento del reattore Per livelli di potenza inferiore ad un set point fissato questa funzione disattivata Fig 8 riporta uno schema semplificato del sistema Sottosistema 1 Sottosistema 2 Sottosistema 3 Sottosistema 4 rivelatori neutronic i a media potenza rivelatori neutronic i a media potenza rivelatori neutronic i a media potenza rivelatori neutronic i a media potenza 4 Calcolo potenza nucleare Calcolo potenza nucleare Calcolo potenza Calcolo potenza nucleare nucleare Max flusso Max flusso Max flusso Segnale da2di4 Confronto set point Segnale da 2 di 4 Confronto set point Segnale da2di4 Confronto set point Segnale da2di4 Confronto set point Spegnimento del reattore Spegnimento del reattore Spegnimento del reattore Spegnimento del reattore Fig 8 Esempio di funzione di spegnimento per alto flusso neutronico Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 96 109
61. di spurgo Each PSRV is equipped with two solenoid operated pilot valves mounted in series and a spring operated pilot valve The spring operated pilot valve operates the PSRV in hot conditions The solenoid operated pilot valves operate the PSRV during low temperature operations Descrizione Valore Unit Riferimento Pressione progetto 17 6 MPa UK EPR cap 5 4 p86 T progetto 362 C UK EPR cap 5 4 p86 Numero Valvole di sicurezza 3 UK EPR cap 5 4 p86 Tempo di apertura 0 7 sec U S EPR 2008 p5 4 61 Pressione set 1 17 5 0 15 MPa UK EPR cap 5 4 p86 Pressione set 2 17 8 0 15 MPa UK EPR cap 5 4 p86 Pressione set 3 18 1 0 15 MPa UK EPR cap 5 4 p86 Minima capacita di scarico per PSRV 83 3 kg s UK EPR cap 5 4 p86 Area gola valvola 2970 mm2 U S EPR 2008 p5 4 61 Pressione minima a valle 0 12 MPa UK EPR cap 5 4 p86 Pressione massima durante lo scarico a valle 5 1 MPa UK EPR cap 5 4 p86 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 49 109 7 10 Riferimenti Bibliografici UK EPR 2007 Fundamental Safety Overview HSE UK EPR 2007 U S EPR 2008 U S EPR final safety analysis report NRC 8 2008 Sigla di identificazione ENEN Centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 8 Generatori di vapore Distrib R Pag 50 Responsabile del Capitolo RSE Organizzazi
62. e Unit Riferimento Pressione di progetto 2 5 MPa UK EPR cap 5 4 p81 Temperatura di progetto 224 C UK EPR cap 5 4 p81 Pressione iniziale 0 10 MPa U S EPR 2008 p5 4 60 Temperatura iniziale 54 4 C U S EPR 2008 p5 4 60 Volume interno 40 m3 UK EPR cap 5 4 p81 Volume iniziale di acqua 31 33 a 55 C m3 UK EPR cap 5 4 p81 Volume iniziale di gas 9 UK EPR cap 5 4 p81 Pressione set dischi di rottura 1 9 MPa UK EPR cap 5 4 p81 Diametro disco di rottura 711 2 mm U S EPR 2008 p5 4 60 RP RINKER niro DISCHARGE TO RCP BUNKER DISCHARGE TANK ORANG 2 AND COOLING Figura 8 Schema del serbatoio di sfogo delpressurizzatore Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 47 7 8 Post accident high point vents The RCS is equipped with post accident high point vents to remove non condensable gases from the RPV for beyond design basis accident mitigation The post accident high point vents connect to a branch tee in the RPV high point vent line which is used during shutdown and startup operations for RCS venting and sweeping upstream of the RPV high point vent isolation valves The configuration is shown in Figure 5 1 4 The post accident high point vents branch into two parallel flow paths with each vent path containing two solenoid operated isolation valves in series to allow for isolation of the vent path in the event that one val
63. e di sfogo che scaricano nel serbatoio di sfogo del pressurizzatore ed un altra valvola collegata ad una linea dedicata di spurgo in caso di incidente severo Sono inoltre presenti 8 ugelli per la misurazione della pressione e del livello dell acqua 4 sono posti sopra la linea degli spray e 4 sotto il piatto di sostegno dei riscaldatori Vi sono poi sensori di temperatura ed un ugello posto nella parte bassa del pressurizzatore per il prelievo del refrigerante in fase liquida Vi inoltre una flangia posta sulla parte superiore del pressurizzatore per l ispezione da operatore ed una valvola di ventilazione per il degasamento dei gas non condensabili Il pressurizzatore realizzato in acciaio ferritico rivestito internamente con acciaio inossidabile austenitico in tutte quelle parti a contatto con il liquido di raffreddamento del reattore di 109 Descrizione Valore Unit Riferimento Pressione progetto 17 6 MPa U S EPR 2008 p5 4 57 Temperatura progetto 362 C U S EPR 2008 p5 4 57 Pressione nominale di funzionamento 15 41 MPa U S EPR 2008 p5 4 57 Temperatura nominale di funzionamento 345 SG U S EPR 2008 p5 4 57 Peso struttura 150000 kg UK EPR cap 5 4 p69 Volume lordo interno T nom 75 m3 UK EPR cap 5 4 p69 Lunghezza del pressurizzatore 14400 mm UK EPR cap 5 4 p69 Diametro interno nominale 2820 mm U S EPR 2008 p5 4 57 Diametro esterno 3115 mm UK EP
64. eni di valvole scaricano in atmosfera attraverso appositi silenziatori e sono dotati di un drenaggio nella zona bassa delle tubazioni di scarico per minimizzare l accumulo di condensa Durante i medi transitori di pressione le MSRIV si aprono automaticamente per evitare l apertura delle MSSV Se il bypass della turbina non disponibile lo sfiato del vapore in atmosfera attraverso le MSRIV necessario per rimuovere il calore residuo Ciascuna MSRIV una valvola a globo ad angolo con un attuatore a pistone comandato dalla forza motrice del vapore motive steam operated piston actuator Ciascun attuatore dotato di un pistone nella valvola principale e le valvole pilota sono anch esse azionate dalla forza motrice del vapore motive steam La valvola chiusa dal bilanciamento del pistone principale attraverso il vapore presente su entrambi i lati dello stesso Sopra al pistone principale prevista una molla per contribuire a mantenere la valvola in posizione di chiusura La valvola viene aperta rapidamente dallo sfiato del vapore sopra il pistone principale ed mantenuta aperta mantenendo entrambe le elettrovalvole pilota aperte energizzate in una o in entrambe le linee di controllo Le MSRCV hanno la funzione di sicurezza nel controllare il flusso di vapore dei treni di valvole di sfioro al fine di evitare un eccessivo raffreddamento del refrigerante primario all interno del reattore Le MSRCV consentono la mitigazione degli
65. ento di combustibile 4200 mm Sengler 1999 Peso del combustibile per elemento 536 1 kg U Calcolato HZP 303 e va CZP 20 Temperatura media nel vessel 312 1 C Temperatura media nel nocciolo 313 6 C Diametro equivalente della zona attiva del nocciolo 376 7 cm UK EPR 2007 Rapporto altezza diametro del nocciolo 1 115 UK EPR 2007 Area attiva del nocciolo 11 14437 m Calcolato Densit di potenza 98 277 kW I Nota 4 5 GdL Gruppo di Lavoro Mille600 j HZP Hot Zero Power HHP Hot Half Power HFP Hot Full Power CZP Cold Zero Power La densit di potenza calcolata come potenza termica numero elementi combustibile volume elemento combustibile di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEN centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 19 109 6 2 Dati barra di combustibile Ogni barretta di combustibile composta da pastiglie di UO contenute in tubi di acciaio e il cui arricchimento pu raggiungere il valore massimo di 4 95 wt in U 235 Le barrette di combustibile possono avere differenti composizioni lungo tutta la lunghezza dell elemento di combustibile e possono contenere sia UO che UO miscelato ad ossido di gadolinio Gd 0 quale veleno bruciabile In particolare assialmente la barretta costituita di una zona centrale contenente UO altamente arricchito due zone esterne superiori e inferiori denominate di cutback ad arricchimento intermedio ed infine due zone ester
66. ento tecnico contenente dati ed informazioni utili per chi fosse intenzionato ad intraprendere lavori di simulazione con codici e calcoli per la realizzazione di un progetto di massima di un reattore nucleare di III generazione avanzata ad acqua leggera in pressione In questo documento sono descritte le principali caratteristiche di una generica centrale elettronucleare di potenza basata su un reattore PWR da 1600 MWe di ultima generazione In particolare il documento contiene dati utili alla realizzazione e al collaudo di modelli di calcolo e simulazione nonch all allestimento di studi teorici e sperimentali autoconsistenti e confrontabili da parte di universit ed istituzioni di ricerca I dati impiantistici contenuti nel documento rappresentano una ragionevole approssimazione di dati costruttivi di dominio pubblico liberi da diritti intellettuali ricavati attraverso stime ingegneristiche Essi non possono essere presi a riferimento per analisi di licensing in quanto non collegabili direttamente ad un progetto reale ed ai suoi dettagli o varianti Alla realizzazione di questo documento hanno collaborato ENEA e CIRTEN in particolare l Universit di Pisa di Palermo di Roma La Sapienza e il Gruppo GRNSPG di San Piero a Grado 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 5 109 2 Formazione del GdL Mill600 in ambito aperto nazionale di contributori e allargato co
67. enzione dei grossi componenti con le opportune vie di corsa AI livello pi basso internamente al Contenitore sotto il fondo del pozzo reattore disposta a corona la grande piscina di acqua che costituisce il Serbatoio Interno di di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 13 Acqua IRWST Questo serve nominalmente per l allagamento dei locali delle vie di transito interne del combustibile in manutenzione ma in definitiva svolge anche funzioni di sicurezza come riserva inestinguibile di acqua grazie al recupero per drenaggio in caduta della stessa in un circuito chiuso interno per il mantenimento del livello di acqua nel Vessel e per il raffreddamento del Contenitore in condizioni estreme Sotto il fondo del Pozzo Reattore allo stesso livello circa del IRWST anche posizionata la vasca di raccolta e di raffreddamento del Corium il Core Catcher Delle funzionalit del IRWST e del Core Catcher in condizioni estreme come quarto e penultimo fronte di difesa secondo il principio dei cinque fronti di difesa in profondit si dir qui poco pi avanti Come generale descrizione del Contenitore Principale e degli edifici dell Isola Nucleare si rileva che i due Edifici di Salvaguardia disposti anteriormente in vista di pianta e l Edifico Combustibile sono come opera civile strutturalmente continui con la parete di rivestimento esterno del Contenitore Principale e che sul gr
68. esa di campionamento Collettore acqua alimento d emergenza Ugello acqua alimento di emergenza Anello collettore acqua alimento principale Presa inferiore di livello aa di ponapale narrow rang Staffe di sostegno laterali superiori Doppio involucro del fascio Barra anti vibrazioni Tirante Foro di ispezione Involucro del fascio Coperchio del foro di ispezione Deflettore di distribuzione Portellino di ispezione della portata Coperchio del portellino di ispezione Piastra di sostegno dei tubi Fascio tubiero Presa inferiore di livello wide range Ugello di drenaggio Ugello di scarico Estremit del primario Piastra tubiera Passo d uomo primario Copertura Passo d uomo primario Setto di separzaione Bocchello di ingresso uscita del refrigerante del primario Figura 10 Vista del GV Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 58 109 Bocchello acquaalimento principale Limitatore di portata di uscita 7 del vapore Passo ud omo secondario Essiccatore narrow NN REZZA Passo d uomo wide range secondario VISTA A typ 4 places SEZIONE B B Bocchello acqua alimento Bocchello di nrincinale uscita del refrigerante del primario uomo Bocchello acqua __ WET Bocchello di alimento di emergenza ee _ SEZIONE C C delrefrigerante i del primario Figura 11 Sezioni GV
69. esso con diritti variabili e differenziati a seconda delle relative responsabilit al fine di evitare possibile diffusione di documentazione in ambienti non autorizzati a riceverla Si precisato che tutta la documentazione di lavoro accessibile esclusivamente ai membri del GdL e che solo il prodotto finale identificato come database di riferimento sar ad accesso libero Il 27 giugno 2011 quindi dopo il referendum si deciso di re impostare password e username per l accesso al sito ftp in modo da limitare gli accessi ai soli responsabili della redazione dei vari capitoli 109 e Nocciolo delreattore e gestione del combustibile Sigla di identificazione Rev ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 Distrib R Pag 17 Organizzazioni UniPa DIN Palermo ENEA UniRoma UniPi GRNSPG di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 18 6 1 Caratteristiche Generali Il modello di reattore considerato nel presente studio e denominato Mille600 quello di un tipico impianto pressurizzato di III generazione a 4 loops da 4600 MW termici 1600 MWe raffreddato e moderato con acqua alla pressione di 15 5 MPa Il fluido termovettore entra nel nocciolo alla temperatura di 295 C lambisce gli elementi di combustibile ed esce alla temperatura di 330 C Il combustibile quello tipico di un impianto pressuri
70. ettazione idraulica e meccanica delle parti interne inferiori incluse la geometria dei blockers di flusso e la progettazione del sistema di drenaggio ottimizzata per agevolare le operazioni di incisione dei fanghi L accesso alle parti interne superiori dentro il corpo cilindrico fornito da due ampi passi d uomo Le barre antivibrazioni del fascio tubiero di tubi sono accessibili per mezzo di un portello 8 4 Materiali del GV I materiali usati per il GV sono riportati nella Tabella 12 I materiali del GV e le propriet chimiche del refrigerante del reattore sono scelti per la loro tendenza a evitare degradazione o malfunzionamenti nelle condizioni associate a un normale funzionamento del reattore a condizioni di manutenzione verifica e incidenti postulati I materiali del pressure boundary SG sono principalmente acciai a bassa lega Tutte le superfici del GV normalmente in contatto con il refrigerante del reattore sono di lega 52 52M 152 o di acciaio inossidabile I tubi e il setto di separazione dell estremit dei canali sono di lega 690 Nessun materiale di lega 600 usato nel GV di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 54 Per assicurare l integrit dei tubi del GV i componenti in contatto con le i tubi del GV ad esempio le TSP il deflettore di distribuzione di flusso sono costruiti in acciaio inossidabile martensitico come mostrato nella tab 4 4
71. gettazione minimizza gli effetti di colpo d ariete evitando di prosciugare il collettore nel caso il livello dell acqua scenda al di sotto del collettore stesso Inoltre il circuito interno di distribuzione dell acqua di alimento inclinato in modo continuo verso l alto per impedire la stratificazione termica Le progettazioni dei sistemi dell acqua d alimento principale e di emergenza e la loro separazione fisica ulteriormente eliminano i rischi di colpo d ariete e minimizzano gli effetti di stratificazione termica come descritto nella Sezione 10 4 7 e Sezione 10 4 9 rispettivamente Sono prese precauzioni per minimizzare la formazione di fanghi nel GV su trattamento della chimica dell acqua lato secondario Inoltre la sezione inferiore del lato secondario del GV progettata per incidere i fanghi che possono accumularsi sulla piastra tubiera nelle aree di bassa velocit Particolare attenzione stata rivolta nella progettazione del GV all eliminazione dei moti trasversali nel fascio tubiero per proteggere il fascio tubiero contro i rischi di vibrazione 8 3 Accessibilit e ispezionabilit I GV sono realizzati prevedendo accessi facili per permettere le ispezioni e la manutenzione del fascio tubiero di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 53 I GV sono posizionati ad un altezza rispetto al vessel del reattore che permette il drenaggio
72. gia del documento Rapporto Tecnico Collocazione contrattuale Accordo di Programma ENEA MSE Tema di Ricerca Nuovo Nucleare da Fissione Argomenti trattati Impianti nucleari di tipo evolutivo GEN III Neutronica Termofluidodinamica Controllo del Reattore Sommario Nell ambito dell Accordo di Programma ENEA Ministero dello Sviluppo Economico e dell Accordo di Programma ERSE ENEA Ricerca sul Sistema Elettrico Ministero dello Sviluppo Economico stato creato un gruppo di lavoro specialistico finalizzato alla rivitalizzazione in Italia delle competenze in materia nucleare con particolare attenzione agli aspetti di sicurezza Questo gruppo che ha assunto la denominazione di Gruppo di Lavoro MILLE600 coordinato da ENEA UTFISSM con ERSE che funge da Segretario Scientifico In questo documento sono descritte le principali caratteristiche di una generica centrale elettronucleare di potenza basata su un reattore PWR da 1600 MWe di ultima generazione In particolare il documento contiene dati utili alla realizzazione e al collaudo di modelli di calcolo e simulazione nonch all allestimento di studi teorici e sperimentali autoconsistenti e confrontabili da parte di universit ed istituzioni di ricerca Note Alla realizzazione di questo documento hanno collaborato ENEA F De Rosa M Sangiorgi P Turroni M Ciotti e CIRTEN in particolare l Universit di Pisa A Campedrer S Paci di Palermo F Mascari
73. i consueti bilanci di massa ed energia Il valore ottenuto confrontato con un set point fisso per valutare se sussistono le condizioni di spegnimento Al fine di impostare il bilancio si valutano le entalpie Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 92 attraverso la temperatua del ramo freddo e la temperatura e la pressione del ramo caldo Il flusso di massa attraverso il core valutato moltiplicando la portata volumetrica nominale per la densit ricavata dalle misure di entalpia e pressione Qualora il sistema di protezione rilevi bassa portata in un circuito di refrigerazione la portata volumetrica valutata considerando tre soli circuiti del sistema stesso Nel caso in cui si giunga in condizioni di saturazione nel ramo caldo il calcolo del livello di potenza nel nocciolo non pi idoneo previsto quindi lo spegnimento nel caso in cui il valore del margine di saturazione scende sotto un set point fisso Il margine di saturazione determinato ricavando il valore dell entalpia di saturazione in funzione della pressione nel ramo caldo e l entalpia specifica all uscita del nocciolo in funzione della temperatura rilevata Per livelli di potenza inferiore ad un setpoint fissato questa funzione disattivata Fig 4 riporta un esempio di funzionamento Temp hot legl Funzionamento 3 circuiti Temp hot legl Temp hot Calcolo legl parametri termoidr
74. i sicurezza di isolare le linee vapore principali in caso di un eccessivo afflusso di vapore al fine di prevenire un eccessivo raffreddamento del refrigerante primario all interno del reattore In risposta ad un segnale di isolamento delle linee principali del vapore le MSIV si chiudono rapidamente e in maniera automatica Ogni MSIV in grado di chiudersi in cinque secondi o meno in presenza di un flusso di circa 630 kg s 5x10 Ibm hr e una pressione differenziale di 91 bar 1320 psi in entrambe le direzioni L attuatore idraulico pneumatico un attuatore a pistone caratterizzato dalla camera superiore caricata con azoto ad alta pressione e la camera inferiore collegata ad un sistema ad olio idraulico L azoto immagazzinato nella camera superiore funziona come una molla per chiudere la valvola L olio idraulico in dotazione alla camera inferiore serve per l apertura della valvola La camera superiore dell attuatore chiusa ed mantenuta costantemente ad alta pressione In caso di perdita del gas la camera superiore dotata di trasmettitori di pressione per avvertire l operatore nel qual caso attraverso una bombola di gas azoto collegata alla camera superiore possibile ripristinare manualmente la pressione nominale Ciascun attuatore delle MSIV dotato di un proprio sistema di olio idraulico che pompa l olio da un serbatoio alla camera inferiore dell attuatore La chiusura veloce viene eseguita scaricando l olio idra
75. i tubi quei carichi che influiscono significativamente su scoppi o crolli devono essere determinati e valutati in combinazione con i carichi dovuti alla pressione con un fattore di sicurezza di 1 2 sui carichi primari combinati e 1 0 su carichi secondari assiali 8 8 Prestazioni in termini di perdite La fuoriuscita di fluido primario verso il circuito secondario attraverso il GV deve essere limitata a 150 galloni al giorno ci si basa su operational leakage performance criterion in NEI 97 06 Il limite basato su esperienza operativa legata ai meccanismi di degrado dei tubi del GV che portano a perdite dai tubi Il criterio della velocit di perdita durante il funzionamento una misura efficace per minimizzare la frequenza delle rotture dei tubi di GV Le perdite che si destano dal circuito primario a quello secondario sono determinate usando sistemi di monitoraggio continuo in accordo con the EPRI PWR Primary to Secondary Leak Guidelines La velocit di perdita dal circuito primario al circuito secondario indotta da incidenti per qualunque DBA eccetto che per la rottura di un tubo del GV non deve superare la velocit di perdita assunta nell analisi di incidente in termini di velocit di perdita totale per tutti i GV e velocit di perdita per un singolo GV 8 9 Sostegni dei componenti I sostegni e vincoli dell RCS controllano lo spostamento relativo dei componenti del sistema dovuto alla normale espansione termica e d
76. ile 00 cece cece cece cecececececececececececececucececececususuceceseceeeeueueass 21 6 4 Composizione vettore Plutonio per MOX ie 23 6 5 Barre dLceontrollo cgiuianara nia ea cirie 24 6 6 DatriderTitlettort uia anal iii pali ai ra re 26 6 7 Grple spaziatiich ureteri riale ina 27 6 8 Mappa primo caricamento e 28 6 9 Riferimenti Bibl OStatic os siorse iese ani EE EE iE I 29 7 VESSEL E CIRCUITO PRIMARIO eeeesseceesseseesscceesseceesscoceesseceessceceesseceesscceesseseessoceesseseessecees 30 7 1 Descrizione del Sistema di Raffreddamento del Reattore e dei Sistemi Connessi 31 7 2 Vessel del reattore ranacaneni lai aa I era a ara 35 7 3 Meccanismo di movimentazione delle barre di controllo 40 7 4 Pompe del sistema di raffreddamento del reattore e 41 7 5 Tubazioni del sistema di raffreddamento del reattore ii 42 7 6 PRESSUMIZZAL OLE siscisscccsswansccccscnanccscanasdcsconancedeeestocdeenasecssanavcesssecatecsasoasegs sacadacens oesegesenatiewssoncedeoaess 44 hel Serbatoio di sfogo del pressurizzatore PRT 46 7 8 Post accident high point vents iiiire ranieri 47 7 9 Valvole di sfogo del pressurizzatore ie 48 7 10 Riferimenti Bibliografict eee ese cnseenseceseceseceseceseceeeseeeeeeeseaeesaeecaeeeaaecaaecaeseaeenaeesseeees 49 8 GENERATORI DI VAPORE seessccec
77. l combustibile UO Gd203 10 24 10 45 g cm3 Nota 6 in peso di Gd203 2 8 wt N totale di barrette con veleni bruciabili 2284 N totale di barrette di combustibile 63624 Nota 7 3 p UO2 densit teorica UO2 densit teorica 10 96 0 96 10 52 g cm 2 p UO2 Gd203 p UO2 0 03 Yow Gd 0 g cm tale valore calcolato considerando il reticolo17x17 di barrette nella quale 24 posizioni sono utilizzati per le barre di controllo e 1 posizione per il tubo della strumentazione di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEN centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 21 109 6 3 Dati elemento di combustibile L elemento di combustibile costituito da barrette alloggiate secondo un reticolo 17x17 di cui 264 sono di combustibile 24 sono tubi guida ed 1 un tubo strumentato Due griglie spaziatrici terminali e otto griglie spaziatrici intermedie mantengono l allineamento del reticolo Nella Tabella 3 sono riportati i dati generali dell elemento di combustibile Nella Figura 2 riportata la struttura del generico elemento di combustibile con le posizioni delle barrette dei tubi guida e del tubo per la strumentazione In generale si possono identificare differenti tipi di elementi di combustibile i quali differiscono in base a e arricchimento in U 235 2 25 2 70 3 25 wt e arricchimento di U 235 e percentuale di Gd2O3 2 4 6 8 wt e numero e posizionamento
78. l sigillo di una Autorit di Licenziamento per la costruzione come EPR di Areva o AP1000 di Westinghouse fino a VVER di Atomenergoproekt determinato dal fatto che fondamentalmente le scelte progettuali e realizzative derivano da impianti precursori che hanno accumulato un consistente esperienza di esercizio per cui l architettura dell impianto la scelta degli aspetti costruttivi dei componenti fondamentali la scelta dei materiali e della loro durabilit nel corso della vita operativa la conoscenza delle reali modalit operative dei complessi circuiti con flussi di materiali ed energia le necessit di monitoraggio dei parametri di operazione e le tutele di affidabilit dei componenti e parti di impianto da garantire con controlli ed 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 10 ispezioni periodici sono tutti portati a sintesi ed implementate nel nuovo progetto con un grado di innovazione che riflette le sempre pi aggiornate esigenze di tutela della sicurezza per la popolazione e la capacit di penetrazione industriale Il progetto di un reattore nucleare evoluto ad una generazione successiva rispetto a quelli oggi operanti e quindi progettati oltre una decina di anni fa non pu eludere il concetto di difesa in profondit che venuto maturandosi come approccio fondamentale nella sicurezza dei Reattori Nucleari In grossa sintesi questo approccio impone l adozi
79. le di Isolamento della linee Principale di Vapore MSIV e i Sistemi di Valvole di Isolamento delle linee di Alimento Acqua al secondario del GV Inoltre esiste un Sistema di Alimentazione in Emergenza di acqua al secondario del GV EFWS con scarico in atmosfera del vapore con il reattore portato allo shut down dopo incidente con perdita della normale funzione di ripristino di acqua al secondario del GV Questo sistema sempre organizzato in quattro distinti treni interviene fino a che non sono raggiunte le condizioni per cui interviene il SIS con le sue funzionalit di rimozione di Calore residuo con iniezione a bassa pressione Infine i sistemi di seconda categoria b che provvedono limitare i danni che deriverebbero dall incidente severo oltre ai ruoli parziali in questo ambito che hanno alcuni dei sistemi gi descritti sopra sono il Sistema di Raffreddamento del Contenitore CHRS e Il Sistema di Raccolta e Stabilizzazione del Corium correntemente definito come Core Catcher Il primo consiste in due treni speciali dedicati a prelevare acqua dal IRWST e pomparla attraverso uno scambiatore esterno al Contenitore Principale per assicurare il raffreddamento e reiniettarla attraverso spruzzatori distribuiti nel cielo internamente al Contenitore Con questo sistema poich l acqua prelevata dal IRWST ed iniettata attraverso gli spruzzatori viene raccolta e drenata per caduta sempre entro il IRWST si intende assicurare nei tempi lunghi che possono
80. liana iran 66 8 10 4 Valvole di regolazione del riscaldamento della linea principale del vapore Main Steam Warming Valves MSWVS ieoi noe taki E iak niiin aei 66 S11 Riferimenti B1bli0pratici ina ioni li 69 9 EDIFICIO DI CONTENIMENTO esseo sessosseseeseoososoossooseosoesoosssseesoossosoossooseosoessosseseeseoseosoessee 70 9 1 Carattenistiche Generali i ciiiiiiini i ernia 71 9 2 Genericit della nodalizzazione 73 9 3 Volumi dira a ati aa rag 74 9 4 Connessione tra VOlumi ii 76 9 5 UU saio iaia 78 10 RICOMBINATORI AUTOCATALITICI PASSIVI PAR srrerrerrrerecreeeeee rece ceonioneceee 80 LOE Commenti ni tasnetienusdenstuntasadeteas E E PE 85 11 SISTEMI DI CONTROLLO E DI AUTOMAZIONE csscssssscsscessssccessencesessssencessessceseses 87 11 1 Descrizione funzionale delle funzioni dello spegnimento del reattore 88 11 1 1 Spegnimento del reattore per Basso DNBR 89 11 1 2 Spegnimento del reattore per Alta Densit di Potenza Lineare in 90 11 1 3 Spegnimento del reattore per rapida variazione del Flusso Neutronico 91 11 1 4 Spegnimento del reattore per Alto Livello di Potenza nel Nocciolo o Basso Margine di Sarazi one asi iaia dina iaia ica 91 11 1 5 Spegnimento del reattore per Bassa Portata del Sistema di Refrigerazione del Nocciolo DUe CIrCuiti suli 92 11 1
81. lo Questa funzione sempre attiva Questa funzione governata da un segnale di tipo derivativo come si pu vedere schematicamente in Fig 3 ottenuto dalle misure di flusso neutronico effettuate dai rilevatori di flusso neutronico per il campo di potenza Ogni sottosistema del sistema di protezione confronta il segnale generato con un set point fisso Tale segnale ottenuto grazie alle quattro coppie di misure che i rilevatori di flusso neutronico per il campo di potenza rilevano nella met superiore e inferiore in ognuno dei quattro settori del nocciolo Sottosistema 1 Sottosistema 2 Sottosistema 3 Sottosistema 4 Calcolo potenza Calcolo potenza Calcolo potenza Calcolo potenza nucleare nucleare nucleare nucleare Max Max Max Max variazione variazione variazione variazione Segnale Segnale Segnale Segnale da 2 di 4 da2 di 4 da2di4 da2di4 Spegnimento Spegnimento Spegnimento Spegnimento per alto flusso per alto flusso per alto flusso per alto flusso neutronico neutronico neutronico neutronico Fig 3 Esempio di funzione di spegnimento per alto flusso neutronico 11 1 4 Spegnimento del reattore per Alto Livello di Potenza nel Nocciolo o Basso Margine di Saturazione Per la protezione contro inserzioni eccessive di reattivit durante il funzionamento a potenza intermedia o alta previsto lo spegnimento del reattore per Elevato Livello di Potenza nel Nocciolo La potenza termica generata nel nocciolo valutata tramite
82. ltage LPD Densit di Potenza Lineare Linear Power Density Max Massimo Maximum MaxRD Massima Discesa di Barra Maximum Rod Drop MCR Sala di Controllo Principale Main Control Room MFW Acqua Alimento Principale Main Feedwater Min Minimo Minimum MS Vapore Principale Main Steam MSIV Valvola di Isolamento del Vapore Principale Main Steam Isolation Valve 13 The point at which the heat transfer from a fuel rod rapidly decreases due to the insulating effect of a steam blanket that forms on the rod surface when the temperature continues to increase http www nrc gov reading rm basic ref glossary departure from nucleate boiling dnb html 14 The ratio of the heat flux needed to cause departure from nucleate boiling to the actual local heat flux of a fuel rod http www nrc gov reading rm basic ref glossary departure from nuclear boiling ratio dnbr html ENEN Centro Ricerche Bologna Sigla di identificazione NNFISS LP5 024 0 R Acronimi Descrizione Descrizione originale Main Steam Relief Control MSRCV Valvola di Controllo del Vapore Principale Valve Main Steam Relief Isolation MSRIV Valvola di Isolamento del Vapore Principale Valve MSRT Sistema di Emergenza del Vapore Principale Main Steam Relief Train NF Flusso Neutronico Neutron Flux Norm Normale Normal NR Intervallo Ristretto Narrow Range Process
83. mata da un mantello cilindrico e da un guscio conico equipaggiata con otto portellini d ispezione nella parte inferiore del mantello cilindrico utili per le operazioni di manutenzione e per la rimozione dei fanghi accumulati Le estremit dei tubi a U sono saldate a tenuta al rivestimento della piastra tubiera e ogni tubo viene dilatato lungo lo spessore della piastra tubiera tramite un processo idrualico per eliminare le fessure tra il tubo e la piastra tubiera le apparecchiature e la procedura per l espansione dei tubi minimizzano le tensioni residue nella transizione dalla zona espansa a quella non espansa Ci sono nove piastre di supporto dei tubi Tube Support Plates TSPs distanziate tra di loro lungo l altezza del fascio tubiero Le TSP hanno fori brocciati a trifoglio con le parti piene piatte per eliminare il dryout asciugamento e permettere il libero deflusso della miscela vapore acqua nel lato mantello del GV Il materiale delle TSP acciaio inossidabile martensitico resistente alla corrosione che limita il potenziale danneggiamento dei tubi che pu derivare dal deposito di prodotti di corrosione nello spazio tra tubo e sostegno La parte superiore del lato secondario del GV formata da un mantello cilindrico e da una calotta ellittica equipaggiata con due passi d uomo nella parte superiore del mantello cilindrico per permettere l accesso alle parti interne poste nella parte superiore L
84. me utenti di futuro esercizio A valle di accordi preliminari di collaborazione tra ENEA FIS NUC ed ERSE sul tema della sicurezza nucleare era stato presentato ai colleghi di ENEA il programma di attivita di ERSE relativo al Progetto Nucleare e in particolare alle ricerche sugli aspetti di sicurezza che fanno riferimento ad Dipartimento Sistemi di Generazione Gruppo di Ricerca Impianti Nucleari e Sicurezza Ci avvenuto durante i due incontri del 18 Novembre 2009 e del 10 Dicembre 2009 presso gli uffici di ERSE I due documenti di riferimento per questa collaborazione tra ENEA FIS NUC ed ERSE sono e Accordo di Programma ENEA MISE Linea Progettuale 5 e Accordo di Programma ERSE MiSE AI GdL Mille600 hanno potuto aderire su invito di ENEA e o ERSE altri soggetti italiani operanti nel settore della ricerca dell universit della costruzione e della gestione di impianti nucleari Il 3 febbraio 2010 c stata una prima riunione formale presso la sede ERSE a cui hanno partecipato anche soggetti italiani operanti in settori di interesse per il nucleare civile con lo scopo di presentare loro il progetto GdL MILLE600 ed istituire il primo nucleo di membri che ne avrebbero dato corpo Alla prima riunione hanno partecipato le seguenti organizzazioni e ENEL Roma e ENEL Ingegneria e Innovazione Pisa e Universit di Pisa e Universit Roma La Sapienza e Universit di Palermo e Universit di Bologna e ENEA Bologn
85. mm U S EPR 2008 p 5 3 21 Spessore nominale del cladding 1 5 mm U S EPR 2008 p 5 3 21 Altezza nocciolo 4200 mm UK EPR 2009 cap5 3 p28 Distanza centro hot leg dal fondo vessel 8717 mm UK EPR 2009 cap5 3 p28 Distanza del centro bocchello della gamba 2160 mm UK EPR 2009 cap5 3 p28 alla cima del nocciolo attivo Distanza del centro bocchello della gamba UK EPR 2009 cap5 3 p28 alla flangia upper head 1800 mm Volume lordo interno 216 m3 Flussi di calore Velocita media fluido raffreddamento nel U S EPR 2008 p 4 4 26 nocciolo 5 4 m s Velocit media della massa nel nocciolo 380 kg s m2 U S EPR 2008 p 4 4 26 Flusso termico in massa nel vessel 23 23 kg s U S EPR 2008 p 4 4 26 Flusso termico di progetto nel vessel 30 2 m3 s U S EPR 2008 p 4 4 26 Flusso termico nel vessel 31 5 m3 s U S EPR 2008 p 4 4 26 Flusso medio di calore nel nocciolo 558340 7 W m2 U S EPR 2008 p 4 4 26 Flusso massimo di calore nel nocciolo 1451687 07 W m2 U S EPR 2008 p 4 4 26 Temperature Temperatura di ingresso 295 3 C U S EPR 2008 p 4 4 26 Aumento medio temperatura nel Vessel 15 9 C U S EPR 2008 p 4 4 26 Aumento medio temperatura nel nocciolo 17 05 C U S EPR 2008 p 4 4 26 Temperatura media nel nocciolo 313 8 C U S EPR 2008 p 4 4 26 Temperatura media nel Vessel 312 2 C U S EPR 2008 p 4 4 26 Temperatura hot leg 328 1 SC UK EPR 2009 cap5 3 p26 Tempertaru cold leg 295 5 C UK EPR 2009 cap5 3 p
86. ne dette di blanket con UO a pi basso arricchimento U S EPR 2008 La suddivisione assiale in zone omogenee della barretta di combustibile illustrata nella Figura 1 420 cm blanket 400 cm cutback 334cm Ma central 30 cm cutback 15 cm 0 cm Figura 1 Suddivisione in zone assiali omogenee della barretta di combustibile Tab 2 Tabella 2 Dati relativi alle barretta di combustibile Descrizione Valore Unit Riferimento Interasse delle barretta di combustibile 12 6 mm Sengler 1999 Lunghezza della barretta di combustibile 420 cm Sengler 1999 Lunghezza totale della barretta 455 cm Raggio esterno della pastiglie di combustibile 4 0957 mm Dati tipici Raggio interno della barretta 4 1795 mm Dati tipici Raggio esterno della barretta 4 75 mm Dati tipici Materiale della barretta Zircaloy Sengler 1999 Gas di riempimento della barretta He Pressione del gas di riempimento della barretta 1 518 MPa Altezza della pastiglie di combustibile ae va 64 0 cm Densit teorica UO 10 96 g cm3 U S EPR 2008 della densita teorica 95 98 U S EPR 2008 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEN centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 20 Descrizione Valore Unit Riferimento Densit UO 10 52 g cm3 Nota 5 Densit Gd2O3 7 41 g cm3 Potenza lineare 17 14 kW m Arricchimento in U 235 2 4 95 wt Densit de
87. negative pressure Decompression of containment by venting with filtering 70 000 No Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 73 109 9 2 Genericit della nodalizzazione L edificio di contenimento una struttura che consiste in un edificio di contenimento interno un edificio di contenimento esterno chiamato Scudo una intercapedine racchiusa in mezzo ai due edifici interno ed esterno L edificio interno di contenimento un cilindro con cupola ad arco di cemento armato precompresso a cavi post tesi con un rivestimento interno di acciaio L edificio scudo una struttura in cemento armato con la stessa forma dell edificio interno L edificio scudo confina con un altro edificio che serbe per immagazzinare a titolo provvisorio il combustibile esaurito Il contenimento interno resiste a una pressione di 6 bar e ha un volume di 82 000 m3 d 109 Pag 74 7 rigine a es ee S Scene SRS SS SS CSS er SC SS CSS SS CSS SS SS SS See RSS CSS SIJAJA IJA JJJ IJJI Distrib Seea e IE INTERCAPEDINE L e L L L IE IE L i L L L Li Le E Li H E i H L L L L Me I L L l E L Le L Li Da E LL I L le BI L L L C e L L L L Be E L L L B l C L L L L L E L L L l L B B IL L IE I L 1 Rev SET ec a ta GE OG IDA TESS O iS Is LLEELELLEL
88. nneggiare il contenimento esterno dei reattori facendo venire a mancare una delle barriere fondamentali nell architettura gerarchica del concetto di difesa in profondit sviluppato nella sicurezza nucleare La prevenzione di questo evento accidentale basata su diversi principi tutti completamente passivi ovvero in grado di agire anche in totale assenza di energia esterna e della azione di un qualunque operatore Il primo fondamentale principio di sicurezza si fonda sulla diluizione di un qualunque rilascio gassoso all interno dell intero edificio contenitore Tale diluizione avviene separandio i diversi volumi dell edificio con membrane a rottura Un differenziale di pressione fra una faccia e l altra delle membrane maggiore di 7 kPa in grado di assicurare la rottura della membrana e la diffusione dei gas da un settore all altro dell edificio Il volume totale dell edificio tale che anche nelle peggiori condizioni ipotizzabili la percentuale di gas combustibile rimane a livelli tali da mitigare il rischio esplosione Una seconda e pi efficace difesa anch essa assolutamente passiva consiste nell utilizzo dei ricombinatori catalici In caso di incidente le molecole di idrogeno venendo in contatto con la superficie del catalizzatore reagiscono accoppiandosi con l ossigeno dell aria Tale reazione essendo esoenergetica non ha bisogno di alcuna fonte di energia esterna per alimentarsi n di alcuna man
89. ntare i sistemi necessari allo spegnimento dell impianto e al mantenimento di tale condizione 11 2 2 8 Sistema dell acqua di servizio necessaria Lo scambio termico tra il sistema di refrigerazione dei componenti CCWS e il pozzo ultimo di calore assicurato dal sistema dell acqua di servizio necessaria ESWS 11 2 2 9 Sistema dell acqua di refrigerazione dei componenti Il sistema dell acqua di refrigerazione dei componenti media lo scambio termico tra i vari componenti e 1 ESWS 11 2 2 10 Sistema dell aqua refrigerata di sicurezza Il sistema dell acqua refrigerata di sicurezza SCWS fornisce l acqua refrigerata necessaria al sistema di riscaldamento ventilazione e condizionamento dell aria HVAC alle unit di refrigerazione degli ambienti necessari alla sicurezza dell impianto e a due delle quattro serie dell RHRS 11 2 2 11 Sistema di riscaldamento ventilazione e condizionamento dell aria Il sistema di riscaldamento ventilazione e condizionamento dell aria HVAC assicura la giusta temperatura per i componenti e i sistemi per lo spegnimento sicuro L HVAC composto dal sistema di condizionamento dell aria della sala di controllo il sistema di ventilazione dell edificio del combustibile il sistema di ventilazione dell edificio dei generatori di emergenza il sistema di ventilazione della zona controllata dell edificio salvaguardia il sistema di ventilazione della divisione elettrica dell
90. nti del SIS a parte gli accumulatori ad ogni treno dedicato un Edificio di Salvaguardia dove trovano sistemazione anche i componenti di altri sistemi di sicurezza organizzati in treni separati e ridondanti secondo il modulo di uno su quattro Assieme al SIS per esempio sono presenti in quattro treni del Sistema di Acqua di Raffreddamento dei Componenti CCWS ed i sistemi elettrici di alimentazione e controllo Il sistema di Raffreddamento Componenti distribuisce acqua di raffreddamento accessorio per la componentistica del Circuito Principale come ad esempio per le tenute sull albero rotante delle pompe rimuove calore dalla piscina di stoccaggio combustibile e degli scambiatori stessi del SIS Il CCWS interviene anche in condizioni estreme di incidente severo a rimuovere calore dall acqua del IRWST messa in circolazione dal Sistema di Raffreddamento del Contenitore e pertanto in questa modalit operativa rientrerebbe piuttosto nella seconda categoria b di sistemi Un diverso sistema provvede a conferire il calore raccolto dal al pozzo freddo finale ed il Sistema di Acqua di Servizio Essenziale finale il ESWS Anche questo organizzato in quattro distinti treni ed anche questo interviene in connessione con il CCWS in modalit speciali specifiche per condizioni di incidente severo Sul versante del Circuito Secondario altri dispositivi e sistemi ad esso asserviti sono presenti per limitare le sequenze incidentali dopo LOCA sono i Sistemi di Valvo
91. ntrollo attive o che possono essere attivate simulando dei cedimenti strutturali come per esempio a causa di sovrapressione INTERCAPEDINE CCC ESE WE a DD L a sr str ss sr Ro 3 3333009034343 MACAMA dI 3033330300 0303333335 II Ibi VIII SE SEO O O OO E O FA ES O O O E AO OO VS EF SO O SB ES AS O ES O DC OR O Sh O O A e a EE S E E A A II sas a CEI fs i ff fom a fe III LIRE II os sf Roo ANELLO TE A O e eee ae ea MECTS uE SSN IE JAE up i e pe E pi O O O O A EB E SI e a E E ps es pa i a LA Ioo oo op E E po SI sO LY L LL Lu morii ii aaa a eee see e ene I Ds pa a a a Mets pe e GENERATORI VAPORE 3 4 po a ieee O E po pas ip A a pt ISAIA po sai ana III LI IALIA pa e ee eae E E A pe AATA PISCINA LELLLELELLECLLLELELELLELLELLELG LE Ea LE IL Em LIE Io LE lE IE LIE i LE Li E Lio Hales eile Lele I ele LE LE LE Li LE LI ILL en IE ILL Helles ER Sete eee esi MII LECC CECELLELCEE es a RIE oie DEL REATTORE Hott se a a MII o pe pe e e pa a Sa e pe pa a Ja o a sit a eet sa IE E e e A e a a E E Pa pes ESS sa LLLLLECELLE 22 a Pe oa TO GENERATORI VAPORE 1 2 al PISCINA eal a Sea ILELLELLLCELLLLLELLLLELLLLELCE Cescesereececseecer eee
92. o Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 22 109 In Tabella 4 sono riepilogati per ogni tipo di elemento il numero di barre e la percentuale di uranio arricchito e o la percentuale di Gadolinio Tabella 4 Caratteristiche dei tre tipi di elementi di combustibile Tipo Elemento Num elementi Elementi con UO2 wt Elementi con numero barrette di Gd203 wt Gd203 A 76 2 0 2 25 0 4 0 4 B 88 2 0 2 70 2 8 12 16 C 77 2 3 25 2 8 8 16 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEN Centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 23 109 6 4 Composizione vettore Plutonio per MOX La Tabella 5 fornisce i dati del vettore plutonio per la definizione di elementi di combustibile tipo MOX da UK EPR 2007 Tabella 5 vettore plutonio per la definizione di elementi di combustibile tipo MOX isotopo w Pu238 4 0 Pu239 50 0 Pu240 23 0 Pu241 12 0 Pu242 9 5 Am241 1 5 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 24 6 5 Barre di controllo Il reattore dotato di 89 barre di controllo RCCA di cui 41 vengono utilizzate per il controllo della potenza banchi di controllo e 48 invece sono utilizzate per lo spegnimento banchi di shut down I banchi sono posizionati all interno del nocciolo secondo la mappa riportata in Figura 3 e sono identificati con le sigle A B C D SA SB e SC La potenza regolata da 0 al 100 attraverso la sovrapp
93. o a tracce trace elements Annealed normalized normalized and tempered or quenched and tempered Solution Treatment and Hardening di 109 Sigla di identificazione Rev ENEN centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 Tabella 13 Specifiche dei materiali per i componenti dell RCPB Distrib Pag R 63 Componente Materiale Riferimento Generatori di vapore Lega Inconel 690 TT TT trattata termicamente Tubi Thermally Treated con uno specificato valore medio 1 del contenuto di Co minore dello 0 015 Involucro del fascio tubiero Acciaio 18 MND 5 1 Piastra tubiera di cladding Lega Ni Cr Fe 1 Piastre di sostegno dei tubi Acciaio inossidabile migliorato 13 Cr 1 Tabella 14 Non Pressure Boundary Steam Generator Materials Parametro Valore di progetto SA 240 Type 410 Componenti as us E Acciaio inossidabile martensitico Tabella 15 Propriet chimiche dell acqua di raffreddamento del reattore Parametri di controllo Parametro di controllo Condizioni di funzionamento normali Litio controllo del pH da 0 39 a 4 0 mg kg Idrogeno da 17 a 28 cc STP kg da 1 5 a 2 5 mg kg Ossigeno disciolto lt 0 100 mg kg Cloruro K 0 150 mg kg Fluoruro k 0 150 mg kg Solfato K 0 150 mg kg Boro totale e boro 10 Come richiesto per il controllo della reattivit Sigla di identificazione Rev Distrib
94. o e divenendo partecipata totalmente da capitale pubblico il cui Socio unico GSE S p A Gestore del Sistema Elettrico e ENEA si riorganizzata in varie unit tecniche e il laboratorio FIS NUC si ridenominato UTFISSM SICSIS e Referendum del 12 e 13 giugno 2011 per la Abrogazione delle nuove norme che consentono la produzione nel territorio nazionale di energia elettrica nucleare Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 7 109 3 Struttura e organizzazione del documento Il documento finale avr un struttura a schede Un indice preliminare di questo documento con l attribuzione delle relative responsabilit riportato in seguito 1 CARATTERISTICHE GENERALI DELL IMPIANTO ENEA RSE 2 NOCCIOLO DEL REATTORE E GESTIONE DEL COMBUSTIBILE RSE UniPa DIN UniRoma ENEA UniPisa GRNSPG 2 1 Caratteristiche generali 2 2 Dati barra di combustibile 2 3 Dati elemento di combustibile 2 4 Composizione vettore plutonio per mox 2 5 Barre di controllo 2 6 Dati riflettori 2 7 Griglie spaziatrici 2 8 Mappa primo caricamento 3 VESSEL E CIRCUITO PRIMARIO ENEA UniPa DIN Uni Roma 3 1 Reactor Coolant System and Connected Systems Description 3 2 RCS components Reactor pressure vessel 3 3 Control rod drive mechanisms 3 4 Reactor coolant pumps 3 5 Reactor coolant piping 3 6 Pressurizer 3 7 Pressurizer relief tank 3 8 Post accident high point vents 3 9
95. ologna In Figura 6 riportato lo schema del vessel del reattore con le principali misure Sigla di identificazione NNFISS LP5 024 0 ENEN Centro Ricerche Bologna Distrib R Pag 37 anes PPA 7 icine sans Yl Atmel 7 J ES SURI N dii DA N 4 Ye ALA f Gy PB LMATING SUAFAGE A sey ra Les 9 p Vena iii Sse AT 4 G Para Z x S S N N X X r 7 f x N S Le Descrizione Valore Unita Riferimento Pressione di progetto 17 6 MPa U S EPR 2008 p 5 3 21 Pressione nominale 15 5 MPa UK EPR 2009 cap5 3 p26 Temperatura di progetto 351 C UK EPR 2009 cap5 3 p26 Temperatura hot leg 328 1 C UK EPR 2009 cap5 3 p26 di 109 ENEN Centro Ricerche Bologna Sigla di identificazione NNFISS LP5 024 0 R 38 Distrib Pag Tempertaru cold leg 295 5 C UK EPR 2009 cap5 3 p26 Peso corpo del vessel 410000 kg UK EPR 2009 cap5 3 p26 Peso testa del vessel 116000 kg UK EPR 2009 cap5 3 p26 Peso bulloni rondelle etc 32000 kg UK EPR 2009 cap5 3 p26 Geometria Altezza totale del vessel 12720 mm UK EPR 2009 cap5 3 p28 Diametro esterno Vessel 5750 mm UK EPR 2009 cap5 3 p26 Diametro interno Vessel 4870 mm UK EPR 2009 cap5 3 p26 Spessore del vessel 250
96. ondensare alla pareti pi fredde del Contenitore e ricade raccogliendosi nella piscina del IRWST In collaborazione con questo meccanismo naturale passivo pu eventualmente anche partecipare il sistema attivo a spruzzo del CHRS di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 16 5 Riferimenti di accesso al documento Il 27 aprile 2010 RSE ha messo a disposizione del GdL uno spazio su un server di sua propriet con il quale potere raccogliere i contributi dei partecipanti al progetto Ogni partecipante pu accedere al server RSE con connessione secondo protocollo FTP Le organizzazioni potranno accedervi in funzione del ranking gerarchico assegnato e potranno trovare i documenti di lavoro prodotti da parte dei partecipanti al GdL Mille600 Il 30 settembre 2010 RSE ha fatto una nuova descrizione del sito ftp disponibile a tutti i membri del GdL Mille600 evidenziando anche che esso ora gode di alcune funzionalit aggiuntive Ha descritto alcuni esempi di accesso al sito e ricordato che i responsabili delle varie organizzazioni sono anche responsabili delle modalit d accesso al sito e di come i dati e le informazioni l presenti vengono utilizzati Altra documentazione verr inserita e altri riferimenti si renderanno disponibili a breve compresi i verbali delle varie riunioni AI momento l accesso a diritto paritario Si discussa la possibilit di creare modalit d acc
97. one di una serie di fronti di difesa in successione rispetto al rischio di danni alla salute degli operatori e della popolazione che si estrinsecano in cinque diverse attitudini operative da adottare tutte nel processo completo di progettazione realizzazione e conduzione dell impianto nucleare Di questi fronti di difesa gli ultimi tre livelli riguardano rispettivamente l implementazione di scelte di progetto di dispositivi di sicurezza a mitigazione ed inibizione della sequenza di incidente derivante da eventi iniziatori assunti in modo deterministico come basi di progetto la mitigazione con risorse impiantistiche aggiuntive delle conseguenze di incidenti severi assunti anche oltre le condizioni di progetto e capacit di gestione in soccorso alle funzioni di contenimento della barriera fisica pi estrema capacit di attuazione di piani intervento di emergenza in aree esterne al sito Si sfa osservare che mentre sull ultimo dei livelli di difesa pi che le scelte di progetto impiantistico hanno un ruolo la scelta del sito e la buona organizzazione ed esercizio delle responsabilit decisionali ed operative articolate sul piano tipico di ambito territoriale civile sui due livelli pi interni son proprio le scelte di progetto impiantistico oltre che la capacit degli operatori di impianto ad assumere un ruolo importante E anche in questa chiave di lettura che si cercher dare qui descrizione generale del reattore Mille600 4 2 Reatt
98. one elettrica alle pompe pregiudichi il loro corretto funzionamento previsto lo spegnimento del reattore per scongiurare la perdita di flusso di refrigerante attraverso il nocciolo Il valore della velocit di tutte le pompe viene misurato e confrontato con un valore di set point Qualora risulti inferiore ad un certo livello viene spento il reattore Per livelli di potenza inferiore ad un set point fissato questa funzione disattivata Fig 7 riporta uno schema semplificato del sistema Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEN centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 95 109 Sottosistema 1 Sottosistema 2 Sottosistema 3 Sottosistema 4 Velodt RCP Min RCPS Velodta RCP Min RCPS Velodt RCP Min RCPS Velodt RCP Min RCPS Segnale da2di4 Confronto set point Segnale da2di4 Confronto set point Segnale da2di4 Confronto set point Segnale da2di4 Confronto set point Spegnimento del Spegnimento del Spegnimento del Spegnimento del reattore reattore reattore reattore Fig 7 Esempio di funzione di spegnimento per bassa velocit della pompa del refrigerante 11 1 8 Spegnimento del reattore per Alto Flusso Neutronico Questa funzione protegge dal eccessiva inserzione di reattivit durante l avviamento del rattore da una condizione di sottocriticit o di bassa potenza L intervento dello spegnimento del reattore in questo caso coman
99. oni contribuenti UniPa DIN Palermo UniRoma di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 51 109 8 1 Generatori di Vapore I generatori di vapore GV costituiscono l interfaccia tra l acqua fluido refrigerante del circuito primario riscaldata dal combustibile nucleare e l acqua del circuito secondario L acqua del circuito primario fluisce all interno del fascio tubiero del GV e trasferisce l energia asportata dal core all acqua del circuito secondario per produrre il vapore richiesto per il funzionamento della turbina Ogni GV composto da due sottoparti una che assicura la vaporizzazione dell acqua alimento del circuito secondario l altra che essicca meccanicamente la miscela vapore acqua prodotta al suo interno I GV costituiscono il posso termico del circuito primario sia in condizioni nominali sia in condizioni incidentali quali gli incidenti di riferimento Design Basis Accidents DBA Essi formano una parte dell RCPB e una barriera al rilascio di prodotti di fissione in modo che il RCS sia mantenuto in pressione durante tutti i modi di funzionamento tranne che nella sostituzione del combustibile e nell ispezione durante il funzionamento InService Inspection ISI dal lato primario I principali dati di progetto di un GV sono riportati nella Tabella 11 8 2 Caratteristiche strutturali e di funzionamento
100. ontrol Valve Chemical and Volume Control CVCS Sistema di Controllo Chimico e di Volume KBA System KBA Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di EINER centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 o R 107 109 Acronimi Descrizione Descrizione originale DEGV Tensione Degradata Degraded Voltage Div Divisione Division Departure from Nucleate DNB Distacco dall Ebollizione Nucleata Boiling Departure from Nucleate DNBR Rapporto di Distacco dall Ebollizione Nucleata Boiling Ratio dP Pressione Differenziale Differential Pressure DT Tempo di Raddoppio Doubling Time D V Valvola di Drenaggio Drain Valve EDG Generatore Diesel di Emergenza Emergency Diesel Generator EFW Acqua Alimento di Emergenza Emergency Feedwater EFWS Sistema Acqua Alimento di Emergenza Emergency Feedwater System Ex Esercizio Exercise FCV Valvola di Controllo di Portata Flow Control Valve FLD Pieno Carico Full Load FST Veloce Fast HL Gamba Calda Hot Leg HLEG Gamba Calda Hot Leg HLPD Densit di Potenza Lineare Alta High Linear Power Density IMB Disequilibrio Imbalance IRD Rilevatore di Intervallo Intermedio Intermediate Range Detector I V Valvola di Isolamento Isolation Valve LCV Valvola di Controllo di Livello Level Control Valve LLD Basso Carico Low Load LOOP Perdita di Potenza fuori dal Sito Loss of Offsite Power LOV Perdita di Tensione Loss of vo
101. ore Mille600 Il nodo principale di tutto l impianto ovvero il Nocciolo radioattivo del reattore risiede all interno del Vessel All interno di questo primo fondamentale contenitore cilindrico di metallo di forte spessore sono anche presenti oltre al nocciolo con i suoi elementi di combustibile nucleare i componenti interni che servono a garantire un assetto strutturale sicuro del nocciolo come il Barrel ovvero un mantello cilindrico che sorretto alla sua estremit superiore tramite una flangia di supporto interno al vessel sul fondo porta la griglia di supporto degli elementi del nocciolo che vi risiede all interno Sempre all interno di questo mantello di supporto nocciolo sono disposte piastre anulari di acciaio accatastate una sopra l altra e conformate in modo sposare i diversi profili radiali del nocciolo e del mantello fungono da riflettente neutronico migliorando il bruciamento del combustibile nucleare e proteggendo da questo irraggiamento la parete del vessel Come soluzione evolutiva nel progetto del Vessel vanno segnalate la scelta del materiale Acciaio ferritico rivestito internamente con uno strato in austenitico e la scelta delle modalit realizzative anuli e calotte di chiusura come singoli forgiati con sodature di unione solamente circonferenziali e la conformazione con penetrazioni laterali del circuito primario riportate sull elemento forgiato anulare superiore che include la flangia di chiusura della calotta superiore e di
102. ore di set pint fisso Min1P Viene comandato lo spegniemtno se due almeno due misure in un qualsiasi dei generatori di vapore scendono sotto il valore di il set point Per livelli di potenza inferiore ad un set point fissato questa funzione disattivata Fig 17Fig 15 riporta uno schema semplificato del sistema di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 102 109 Segnale da 2 di4 Fig 17 Basso livello nel generatore di vapore 11 1 18 Spegnimento del reattore per alto livello nel generatore di vapore Nel caso in cui si verifichi un aumento di livello nel generatore di vapore previsto lo spegnimento del reattore per impedire il danneggiamento del combustibile a seguito di fenomeni legati al sottoraffreddamento del refrigerante primario Lo spegnimento del reattore in caso di alto livello nel generatore di vapore serve anche a proteggere la turbina da un eccessiva erosione dovuta a una vapore in ingresso dal titolo troppo basso Ogni sottosistema del sistema di protezione riceve il valore della misura di livello di uno dei quattro sensori previsti per ogni generatore di vapore e li confronta con un valore di set pint fisso Min1P Viene comandato lo spegnimento del reattore se due almeno due misure in un qualsiasi generatore di vapore eccedono il valore di il set point Per livelli di potenza inferiore ad un set point fissato questa funzione
103. orrodere il materiale delle TSP conducendo ad ammaccature delle pareti dei tubi o a corrosione del materiale delle tubazioni Questa geometria porta anche a una riduzione della caduta di pressione del fluido sulle TSP facendo cos aumentare il rapporto di ricircolazione e la velocit del fluido nel fascio tubiero Il deflettore di distribuzione di portata aumenta la velocit del flusso trasversale immediatamente al di sopra della piastra tubiera per dirigere i fanghi al centro del fascio tubiero dove sono situate le aspirazioni verso le tubazioni di drenaggio I GV sono progettati per accelerare il flusso nelle regioni centrali del fascio di tubi minimizzando il deposito di fanghi 8 6 Controllo delle impurit lato secondario Per limitare l accumulo d impurit nel GV si pu o limitare l ingresso degli inquinanti o agevolare la loro rimozione Il programma di trattamento della chimica dell acqua presente nel lato secondario del GV e i materiali di costruzione del sistema secondario sono scelti per minimizzare la corrosione dovuta all efflusso e la formazione di prodotti di corrosione I materiali includono tubazioni di acciaio inossidabile nei riscaldatori dell acqua alimento e nei riscaldatori dei separatori Un sistema demineralizzatore del condensato a flusso parziale fornito per l uso durante l avviamento e lo spegnimento e nel caso di una perdita di un tubo del condensatore Il sistema di drenaggio ha capacit suffi
104. osizione dei banchi di controllo A B C D Nella tabella 4 sono riportati i dati relativi alle barre di controllo Nella Tabella 6 seguente sono riportati i dati relativi alle barre di controllo Tabella 6 Dati relativi alle barre di controllo Descrizione Valore Unit Riferimenti Materiali assorbitori Ag In Cd Percentuale in peso dei diversi materiali gg 15 5 Sengler 1999 assorbitori Ag In Cd eee eo E Senglr 1999 Numero di elementi con barre di controllo 89 Sengler 1999 lunghezza parte assorbente 424 cm Lunghezza totale barra di controllo RCCA 471 74 cm Passo minimo di movimentazione barra 1 00 cm numero di passi totali 424 Nota 9 Raggio interno assorbitore 0 221 cm U S EPR 2008 Raggio esterno assorbitore 0 433 cm Densita assorbitore 10 17 g cm3 Sengler 1999 Raggio interno guaina 0 4368 cm Raggio esterno guaina 0 4838 cm Materiale guaina Zircaloy Sengler 1999 Altezza controllata 412 cm Nota 10 2 numero di passi lunghezza parte assorbente barra misura dello step 424 1 00 424 10 A gt ip A calcolata sfruttando la proporzione con un nocciolo di PWR classico da dati Casmo Simulate di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 25 109 Figura 3 Posizione degli elementi controllati nel nocciolo e denominazione dei diversi banchi
105. ota 6 Secondary nozzle safe ends except emergency feedwater nozzle safe end IASME SA 508 Grade 3 Class 1 Nota 1 2 Emergency feedwater nozzle safe end IASME SA 403 Grade WP316L Seamless Note 3 e 4 IASME SA 182 Grade F316L Nota 3 2 Inlet amp outlet nozzle safe ends ASME SA 182 Grade F316 Note 3 e 4 ASME SA 336 Grade F316 Note 3 e 4 Tubi ASME SB 163 Alloy 690 Nota 2 Coperchi delle aperture per i passaggi uomo i fori di ispezione e 1 portellini di ispezione ASME SA 533 Type B Class 2 Nota 1 Perni delle aperture per i passaggi uomo i fori di ispezione e 1 portellini di ispezione IASME SA 193 Grade B16 Nota 1 ASME SA 193 Grade B7 Nota 1 Primary manway studs IASME SA 193 Grade B16 Nota 1 Openings nuts per i passaggi uomo i fori di ispezione e i portellini di ispezione IASME SA 193 Grade B16 Nota 1 ASME SA 193 Grade B7 Nota 1 Pressurizzatore 2 Upper head ASME SA 508 Grade 3 Class 2 Nota 1 2 Bottom head IASME SA 508 Grade 3 Class 2 Nota 1 2 di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEN Centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 61 Gusci cilindrici IASME SA 508 Grade 3 Class 2 Nota 1 2 Passaggio uomo IASME SA 508 Grade 3 Class 2 Nota 1 2 Coperchio dei passaggi uomo
106. ovra per essere attivata I naturali moti convettivi che vengono ad instaurarsi anche a causa del calore rilasciato dalla reazione sono in grado di assicurare un efficiente rimescolamento dei gas presenti E sufficiente una concentrazione di idrogeno pari a circa 1 2 per far partire il processo di conversione Rimuovendo in tal modo il gas combustibile si preservano le strutture idonee al contenimento dei materiali radioattivi che rimangono efficacemente confinati Il sistema di protezione di base Consta di 1 due diversi modelli di PAR Passive Autocatalytic Recombiners volti ad eliminare l idrogeno in eccesso che differiscono tra loro per dimensioni e naturalmente relativo valore nominale di conversione 2 diaframmi a rottura per piccoli valori di pressione differenziale per assicurare sia la diluizione dei gas 3 diaframmi a rottura per pressione differenziale o temperatura differenziale per la omogeneizzazione dei gas mediante moti convettivi all interno dell edificio 4 un sistema di controllo per la misura della concentrazione di idrogeno 5 valvole miscelatrici di idrogeno Hydrogen mixing damper che mettono in comunicazione vedi figura il serbatoio interno per la riserva di acqua con i compartimenti anulari all interno del contenimento aprendosi al verificarsi di una delle seguenti condizioni di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 81 10
107. ovuta alla pressione e limitano lo spostamento durante eventi sismici e DBA Le tubazioni dell RCS sono sostenute e trattenute dai componenti RCS principali I sostegni sono progettati in conformit con la Sezione ASME III Sottosezione NF I sostegni sono progettati per sopportare le combinazioni di carico specificate nella Sezione 3 9 3 in conformit con RG 1 124 e RG 1 130 I sostegni e vincoli dell RCS funzionano per sostenere e trattenere i componenti dell RCS e le tubazioni ad esso collegate per mantenere l integrit dell RCPB e mantenere la capacit dei componenti di svolgere funzioni di sicurezza in caso di DBA compredendo i terremoti di magnitudo limite per lo spegnimento in sicurezza Ispezioni preservice e inservice dei sostegni e delle limitazioni sono condotte in conformit con la Sezione ASME XI Sottosezione IWF I respingenti sono ispezionati in conformit con il Codice ASME per il funzionamento e la manutenzione delle centrali nucleari Codice OM Code for Operation and Maintenance of Nuclear Power Plants OM Code Le posizioni dei sostegni e dei vincoli permettono l accesso a componenti e tubazioni per PISI I sostegni e vincoli dell RCS sono progettati in modo che tutta la manutenzione e PISI possano essere effettuate mantenendo l esposizione del personale ragionevolmente bassa La Figura 12 mostra i sostegni e vincoli dei GV di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag NNFISS LP
108. ra interna esternamente protetto da una ulteriore spessa parete in cemento armato che realizza un corridoio anulare di separazione tra le due pareti agibile per le vie cavi e condotti di servizio per gli impianti interni le ispezioni e il monitoraggio delle perdite di contenimento in corrispondenza delle varie penetrazioni Il volume interno del Contenitore Principale oltre a contenere i grossi componenti del Circuito Principale dispone di locali vie di accesso e dispositivi per le operazioni di montaggio di apertura della calotta superiore del vessel per le operazione di manutenzione degli elementi del nocciolo di ispezione e riparazione di smontaggio sostituzione e riparazione dei componenti del Circuito Principale delle piscine stesse e vie di transito degli elementi combustibili in manutenzione verso l Edificio Combustibile esterno e contiguo La disposizione dei locali interni al Contenitore Principale quindi molto articolata In termini molto generali disposto un basamento interno separato dal grande basamento esterno dell Isola Nucleare ma semplicemente appoggiato a tazza ad esso con il tramite della piastra di fondo che fornisce continuit di base al rivestimento metallico interno del contenitore Su questo basamento interno si ancorano tutte le opere in cemento armato che delimitano i locali interni che al centro vedono il Pozzo Reattore dove alloggia il Vessel appoggiato alle pareti di questo a in corrispondenza dei bocchelli di di
109. ramazione degli otto tratti di Circuito Principale che all uopo sono provvisti di riscontri con rinforzo ai punti di appoggio Ai due fianchi secondo una vista in pianta del Vessel e del Pozzo Reattore si diramano divisi in coppie le tratte dei quattro treni di Circuito Principale e si dispongono in locali individualmente separati ed opportunamente supportati i Generatori di Vapore e le Pompe Avendo per convenzione definito i fianchi della nostra vista in pianta diremo che in posizione posteriore si sviluppano le vie la piscina di transito e le aree di servizio per la manutenzione del combustibile In corrispondenza oltre la parete del contenitore si affaccia l Edificio Combustibile Anteriormente sempre internamente al Contenitore Principale trova alloggio il Pressurizzatore ed altri locali di servizio nonch le vie di accesso dei grossi componenti in manutenzione che danno ad un grande portellone di transito attraverso la barriera del Contenitore Principale anteriormente oltre la parete si affacciano due dei quattro Edifici di Salvaguardia che fanno parte dell Isola Nucleare pi oltre ancora fuori dall Isola Nucleare l edificio Turbina Tornando ancora per un momento all interno del Contenitore Principale e sganciandoci dalla vista in pianta diremo i locali dei componenti sono tutti aperti verso l alto e sono tutti sovrastati da un Carro Ponte Polare che si appoggia a una mensola a corona sotto la cupola del contenitore di capacit opportuna manut
110. rcuito secondario 1435 psig 100 bar 1 2 Temperatura di progetto circuito primario 664 F 351 C 1 2 Temperatura di progetto circuito secondario 592 F 311 C 1 2 2 2 Area del limitatore di portata di uscita del vapore A da ee ii 2 0 1291 m 2 Area totale della superficie di scambio termico 53 A ee 2 Numero di tubi a U 5980 1 2 Diametro esterno dei tubi a U 0 750 in 1 905 cm 1 2 Spessore nominale della parete dei tubi 0 043 in 0 109 cm 1 2 Spessore minimo della piastra tubiera 24 41 in 62 0014 cm 2 Pitch triangolare 27 43 mm 1 Altezza complessiva 23m 1 Massa totale 500 t 1 Temperatura acqua alimento 230 C 1 Moisture carry over 0 1 1 Portata vapore principale in condizioni nominali 2554 kg s 1 Temperatura vapore principale 293 C 1 Pressione di saturazione 78 bar 1 Pressione in hot stand by 90 bar 1 Tempo di prosciugamento dry out time del GV in di mumut poe caso di perdita di tutti i sistemi dell acqua alimento masta at SA sul lato n secondario Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEN centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 57 109 Bocchello d uscita del vapore Estremit sicura Limitatore di portata dell ugello di uscita del vapore igs Essiccatore Presa superiore di livello narrow wide range Passo d uomo secondario Copertura passo d uomo secondario Separatori lc Pr
111. riale delle griglie spaziatrici intermedie M5 U S EPR 2008 Materiale delle griglie poste alle estremit 3 dell elemento di combustibile Alloy 218 U S EPR 2008 Altezza spaziatori 4 45 cm U S EPR 2008 Densita lineare 16 45 gr cm Valutazione RSE riferimento ad altri noccioli Densit media materiale 8 14 g cm Valutazione RSE riferimento ad altri noccioli Distanza dello spaziatore dal fondo della zona attiva 3 154 cm Valutazione RSE riferimento ad altri noccioli Distanza tra gli spaziatori intermedi 58 48 cm Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 28 109 6 8 Mappa primo caricamento Descrizione della mappa un quarto di nocciolo di caricamento iniziale Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 29 109 6 9 Riferimenti Bibliografici CASMO 2007 CASMO5 CASMO 5M A Fuel Assembly Burnup Program J Rhodes K Smith D Lee Studvik SSP 07 431 Rev 0 2007 SIMULATE 2007 SIMULATE 3 Advanced Three Dimensional Two Group Reactor Analysis Code Studvik Scandpower SSP 01 414 Rev 3 2007 Sengler 1999 EPR Core Design G Sengler F Foret G Schlosser R Lisdat S Stelletta Nuclear Engineering and Design 187 1999 79 119 UK EPR 2007 Fundamental Safety Overview HSE UK EPR 2007 U S EPR 2008 U S EPR final safety analysis report
112. ridurrei giunti saldati in numero ed in posizioni meno esposti ad una evoluzione grave della sequenza incidentale in caso di rottura va intesa come evoluzione del progetto nello spirito della Difesa in Profondit in attuazione di quello che viene inteso come il terzo livello di fronte di difesa Anche la taglia e l architettura dei grandi componenti del Circuito Principale e la scelta dei materiali che fondamentalmente tendono ad espandere i margini delle condizioni operative la considerazione per l accessibilit ad ispezioni e manutenzioni in servizio tendono in generale a ridurre le condizioni di comportamento incidentale e vanno annoverati tra i provvedimenti evolutivi nel principio della Difesa in Profondit su fronti di difesa anche pi interni t 4 3 Il Contenitore principale e gli edifici dell Isola Nucleare Poich la prima sostanziale barriera fisica di contenimento delle sostanze radioattive che vengono generate nel processo di fissione del nocciolo rappresentata dalle guaine delle barrette di combustibile tutto il Circuito Principale rappresenta la seconda delle barriere fisiche di contenimento pur presentando qualche apertura verso circuiti di sistemi con funzioni specifiche ed indispensabili per la sicurezza i quali per questo assurgeranno ad un pari grado di attenzione nelle loro funzioni di contenimento con adeguati margini nel loro dimensionamento cure nella loro realizzazione rigore nei controlli e in ogni caso provvis
113. s of a multi stage seal and a standstill seal In tabella sono riportate alcune caratteristiche delle pompe Tabella 9 alcune caratteristiche delle pompe Descrizione Valore Unit Riferimento Pressione di progetto 17 5 MPa UK EPR 2009 cap5 4 p12 Temperatura di progetto 351 C UK EPR 2009 cap5 4 p12 Portata media 28320 m3 h UK EPR 2009 cap5 4 p12 T di entrata 296 C UK EPR 2009 cap5 4 p12 Velocit di rotazione 1485 rpm UK EPR 2009 cap5 4 p12 Prevalenza 98 MPa UK EPR 2009 cap5 4 p12 Inerzia della pompa 5210 kg m2 UK EPR 2009 cap5 4 p12 Peso pompa con supp motore 55200 kg UK EPR 2009 cap5 4 p12 Peso del motore senza acqua 0 olio 60900 kg UK EPR 2009 cap5 4 p12 Potenza al riduttore 860 kW UK EPR 2009 cap5 4 p12 Altezza 9 3 m UK EPR 2009 cap5 4 p12 N di pompe 4 UK EPR 2009 cap5 4 p12 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 42 109 7 5 Tubazioni del sistema di raffreddamento del reattore Il circuito di raffreddamento del reattore si articola in tubature di gamba calda gamba fredda e condotti intermedi Le tubazioni di gamba calda si estendono dall uscita del vessel del reattore al generatore di vapore quelle intermedie collegano il generatore di vapore con la pompa ri ricircolo mentre le tubazioni di gamba fredda collegano la pompa al vessel del reattore chiudendo il circolo di raffreddamento I condotti della linea del pressurizzatore sono costitui
114. seguire ad una situazione di incidente severo un livello di pressurizzazione del Contenitore accettabile I tempi utili di intervento di questo sistema sono 12 ore dopo l incidente quindi questo termine risulta come tempo di grazia concesso all operatore di impianto per decidere e mettere in atto il dispositivo Il Core Catcher invece un sistema che con dispositivi passivi basti sul principio di termofusione apre una via preferenziale di colata di combustibile fuso fuori dal vessel verso un catino di raccolta dove il fuso si spande e incontra uno strato di materiale sacrificale generando una amalgama chiamata genericamente Corium in cui per diluizione la densit di potenza di decadimento del 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 15 combustibile si attenuata e si evita il rischio di riaggregazione in configurazioni critiche Sempre per meccanismo passivo basato sul principio di fusione termica viene aperta una via di irrorazione di acqua dall IRWST all esterno sul fondo del catino che produce un suo raffreddamento con formazione di una crosta del Corium a diretto contatto all interno realizzando in tale modo la condizione di una sorta di Crogiolo Freddo in cui il Corium viene configurato in modo stabile avendo modo di smaltire nel tempo il suo calore di decadimento L acqua raffreddando il catino vaporizza e liberamente per convezione naturale sale a raffreddarsi e ric
115. spegnimento remota RSS 11 2 1 Spegnimento sicuro tramite sistemi di sicurezza L impianto pu essere portato nella condizione di spegnimento a freddo utilizzando i soli sistemi di sicurezza anche ipotizzando il guasto casuale in un componente del sistema di sicurezza pi influente single failure e la sola disponibilit di alimentazione elettrica interna o esterna all impianto 11 2 2 Sistema di emergenza per l acqua di alimento Il sistema di emergenza per l acqua di alimento EFWS permette lo smaltimento del calore di decadimento tramite i generatori di vapoer SG Tale sistema permette inoltre il mantenimento dello stato di standby caldo 11 2 2 1 Sistema di Fornitura del vapore principale Il sistema di fornitura del vapore principale permette il controllo della pressione nel secondario tramite la valvole di rilascio dal vapore di sicurezza MSRT Tramite queste il vapore viene rilasciato al di fuori dal contenimento previa chiusura delle valvle di isolamento principali MSIV nel caso in cui il condensatore sia fuori servizio smaltendo cos di smaltire il calore Tali valvole sono utilizzate anche per ridurre la pressione ad un valore tale da permettere l intervento del sistema di rimozione del calore residuo RHR 11 2 2 2 Sistema di iniezione di sicurezza a media prevalenza Tramite il sistema di iniezione a media prevalenza si pu iniettare acqua fortemente borata nel sistema di refrigerazione del reattore
116. ssato questa funzione disattivata Fig 13 riporta uno schema semplificato del sistema di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEN centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 99 Sottosistema1 Sottosistema2 Sottosistema3 Sottosistema4 Presa Press Hot Leg Hot Leg I Segnale da 2 did Segnale Segnale da 2 did da 2 di4 Set point Fig 13 Alta pressione nel ramo caldo 11 1 14 Spegnimento del reattore per caduta di pressione nel GV Qualora la pressione nel generatore di vapore diminuisca a seguito di un aumento della richiesta di vapore previsto lo spegnimento del reattore per impedire il danneggiamento del combustibile a seguito dell inserzione di reattivit dovuta alla diminuzione di temperatura del moderatore Ogni sottosistema del sistema di protezione confronta il risultato della misura di uno dei quattro sensori di pressione previsti in ogni generatore di vapore e lo confronta con un valore si set point variabile Lo spegnimento comandato se per almeno un generatore di vapore due o pi valori sono inferiori al set point Il set point variabile determinato sottraendo al valore misurato della pressione una quantit fissa assumendo una limitazione per il rateo di diminuzione del valore di set point Si avr che il valore della pressione misurata sar inferiore a quello del set point solo se la diminuzione avverr con una velocit superiore al limite per il rateo di
117. ssoceesscceessoceesscoceessoceesscceessoceesseceesseceesscceessoseesseceesseseessecees 50 8 1 Generatori di VApore isti iti Iaia aria ra ironia realta 51 8 2 Caratteristiche strutturali e di funzionamento 2 0 0 eee 51 8 3 Accessibilit e ispezionabilit iii 52 8 4 Matemali del GV ciclalGla nale ladina iaia 53 8 5 Compatibilit delle tubazioni del GV con i fluidi refrigeranti del circuito primario e del CITCUILO SECONGATION vscvacaceandecesasusaocaacesvasesaveSesaansedgevsdead guadunedoessuvedgesseaasceecdand canaepeddarenasagesavdaadeasisadoasanatts 54 8 6 Controllo delle impurit lato secondario eeeeeeeeeeeeeeseeeaeeceaecsaeceaecsseesseesseeseeeseneeeaee 54 8 7 Prestazioni in termini di integrit strutturale eeceseeeseeeeeeeeeeeeaeeeacecaaeeaeesaeenaeenseenes 55 8 8 Prestazioni in termini di perdite lai 55 8 9 Sostegni del COMPonenti ua guidi rica aiar ira 55 8 10 Sistema Valvole Linea Vapore 64 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 3 109 8 10 1 Valvole di sicurezza della linea del vapore principale Main Steam Safety Valves MSSV iceli gialla libia 64 8 10 2 Treni di sfioro della linea principale del vapore Main Steam Relief Trains MSRTS ciclo liane ia ra ai A E E aa E S 65 8 10 3 Valvole di isolamento della linea vapore principale Main Steam Isolation Valves MSIVS iaae
118. ta funzione sempre attiva 11 1 21 Spegnimento del reattore dovuto all avvio del sistema di emergenza dell acqua di alimento Qualora a causa del basso livello il sistema di protezione avvia il sistema di emergenza dell acqua di alimento previsto lo spegnimento del reattore Lo stesso sottosistema del sistema di protezione che determina l avvio del sistema di emergenza dell acqua di alimento comanda lo spegnimento del reattore Per livelli di potenza inferiore ad un set point fissato questa funzione disattivata Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R_ 104 11 1 22 Spegnimento del reattore manuale Lo spegnimento del reattore manuale comandabile sia dalla sala di controllo principale che dalla stazione di spegnimento remota 11 2 Sistemi I amp C correlati allo spegnimento sicuro L impianto dotato di salvaguardie ingegneristiche ESP attivate dal sistema di protezione PS e controllate dal sistema automatico di sicurezza atte a garantire il raggiungimento dello stato di sottocriticit e mantenerlo nel tempo Fanno parte delle ESP anche alcuni sistemi I amp C E possibile che in alcuni casi lo spegnimento del rattore non sia affidato ai sistemi di sicurezza in tal caso il sistema di processo automatico PAS che lo attiva I sistemi con funzioni di sicurezza possono essere gestiti sia dalla sala di controllo principale MCR che dalla stazione si
119. tal 4 5 6 105 cm2 e Pressione differenziale nominale di apertura 4 9 103 Pa e Temperatura nominale di apertura 82 5 C Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 82 109 Steam Exhaust Outlet IRIRI AAACASA RII KIKI RIK KIO IK KIKI IK POV YY VYVY FO Convection Shaft Guide Frame Inspection Catalyst Sheets aye Cover oC Catalyst Drawer H2 Air Steam Figura 14 Schema di massima di un generico PAR Sigla di identificazione Rev Distrib Pag di ENEN Centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 83 109 Figura 16 Aperture comandate per instaurare la naturale convezione all interno dell edificio reattore Sigla di identificazione ENEN Centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 Figura 17 Schema generale di circolazione Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 85 gt gt gt Path for Global Convection 5 SMALL PASSIVE AUTOCATALYTIC HYDROGEN RECOMBINERS L LARGE PASSIVE AUTOCATALYTIC HYDROGEN RECOMBINERS CONTAINMENT L L L L POLAR CRANE DOME AREA L L SG 1 2 SG 3 4 L _ 3 1017ft 31 00m di 109 L L 93 50ft 2B 50m
120. ti da una linea che collega il pressurizzatore ad una gamba calda Vi sono poi due linee che collegano gli spruzzatori interni al pressurizzatore con due gambe fredde vedi Figura 7 Di seguito sono riportati i dati principali di tali linee di tubazioni Tutte le tubazioni sono in acciaio inossidabile austenitico Xx Ly 5 Z Valvole della RP 3 linea di Spray Valvole della LOOP 2 linea di Spray Loop 3 i pa iF Riscaldatori LOOP 1 toed _ S g RCP 1 RCP 4 Figura 7 Tubazioni del sistema di raffreddamento del reattore Sigla di identificazione Rev Distrib ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R Pag 43 Descrizione Valore Unit Riferimento Linee di raffreddamento del reattore Reactor Coolant System RCS 1 di 4 Pressione di design 17 48 MPa Temperatura di design 351 C Sviluppo lungh tratto Hot Leg 6700 mm UK EPR 2009 cap5 4 p54 Sviluppo lungh tratto Cross Over 8700 mm UK EPR 2009 cap5 4 p54 Sviluppo lungh tratto Cold Leg 7700 mm UK EPR 2009 cap5 4 p54 Volume interno del fluido tratto Hot Leg 3 2 m3 UK EPR 2009 cap5 4 p54 Volume int tratto Cross Over 3 7 m3 UK EPR 2009 cap5 4 p54 Volume int tratto Cold Leg 4 2 m3 UK EPR 2009 cap5 4 p54 Peso strutt tratto Hot Leg 11800 kg UK EPR 2009 cap5 4 p5
121. ti valvole di isolamento con le opportune ridondanze I Generatori di Vapore grandi corpi cilindrici allungati in assetto verticale con una 1 Nota Bene il concetto di difesa in profondit deriva dalla strategia militare dove la difesa va attuata a favore di un punto di arroccamento interno rispetto aggressioni esterne e quindi il fronte di difesa limite interno l ultima difesa Invece nel nostro caso la difesa va attuata a favore di un ambiente esterno al sito di centrale da cui possono originarsi aggressioni quindi il limite di difesa ultimo in questo caso sar il limite pi esterno di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 12 espansione radiale in testa rappresentano i punti di connessione funzionale del Circuito Principale con il Circuito Secondario Il Circuito Principale a sua volta con tutti i suoi grandi componenti alloggiato all interno di un grande edificio che rappresenta una terza importante barriera di contenimento Questo edificio rappresenta il Contenitore Principale che nel nostro caso concepito come corpo centrale della grande Isola Nucleare costruito in cemento armato di grande spessore provvisto di una fitta trama di tiranti di prepensionamento Lo stesso edificio provvisto internamente di una ricopertura assolutamente continua con un mantello di acciaio che pur non assumendo alcun ruolo strutturale assicura la tenuta stagna della atmosfe
122. ulico presente nella camera inferiore dell attuatore nel serbatoio dell olio mediante due linee ridondanti 8 10 4 Valvole di regolazione del riscaldamento della linea principale del vapore Main Steam Warming Valves MSWVs Ogni valvola di isolamento comprende una linea di bypass per equilibrare la pressione ed il riscaldamento Ogni linea di bypass dotata sia di una valvola motorizzata la Main Steam Warming Isolation Valve che di una Main Steam Warming Control Valve a valle Le valvole di isolamento MSWIV e di controllo MSWCV sono normalmente chiuse e sono progettate rispettivamente in classe 2 e classe 3 Durante l avviamento le valvole di controllo sono posizionate opportunamente al fine di regolare il tasso di riscaldamento La Tabella 18 riassume le caratteristiche di sicurezza delle valvole finora citate di 109 Sigla di identificazione ENEN Centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 HOLvY3N39 mais 10037 orvaror 10039 JOJMK40 B0410 SOLBA42 BR192 Figura 13 P amp ID delle valvole della linea vapore principale Rev Distrib R Pag 67 di 109 ENEN Centro Ricerche Bologna Sigla di identificazione NNFISS LP5 024 0 Tabella 18 Caratteristiche di sicurezza delle valvole del vapore principale Distrib R Pag 68 Descrizione del sistema o del componente Classificazione in classe di sicurezza Classificazione in gruppi di
123. uno schema semplificato di questo sistema 11 1 12 Spegnimento del reattore per alto livello nel pressurizzatore Per impedire un eccessivo riempimento del pressurizzatore previsto lo spegnimento del reattore Ogni sottosistestema del sistema di protezione compara con un valore di set point fisso max1p il risultato della misura di livello effettuata da uno dai quattro sensori disponibili Se almeno due valori eccedono tale set point viene comandato lo spegnimento Per livelli di potenza inferiore ad un set point fissato questa funzione disattivata Fig 12riporta uno schema semplificato del sistema Sottosistema1 Sottosistema2 Sottosistema3 Sottosistema4 Livello PRZ Segnale da 2 di4 Set point Segnale da 2 di4 Set point Segnale da 2 di4 Set point Segnale da 2 di4 Set point Fig 12 Alto livello nel pressurizzatore 11 1 13 Spegnimento del reattore per bassa pressione nel ramo caldo Per scongiurare un eccessiva ebollizione nel nocciolo con formazione di vapore saturo tale da compromettere l integrit del combustibile previsto lo spegnimento del reattore Ogni sottositema del sistema di protezione confronta con un valore di set point fisso Minlp il valore della misura di pressione che riceve da uno dei quattro sensori previsti in ogni ramo caldo Se almeno due valori sono inferiori a tale set point viene comandato lo spegnimento Per livelli di potenza inferiore ad un set point fi
124. ura MSIV Fig 15 Bassa pressione nel generatore di vapore di 109 Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEN centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R h01 11 1 16 Spegnimento del reattore per alta pressione nel generatore di vapore In caso di sovrappressione nel secondario previsto lo spegnimento del reattore per impedire il danneggiamento del combustibile Ogni sottosistema del sistema di protezione riceve il valore della misura di pressione di uno dei quattro sensori previsti per ogni generatore di vapore e li confronta con un valore di set pint fisso Max1P Viene comandato lo spegnimento se due almeno due valori di un qualsiasi die generatori di vapore eccedono il valore di il set point Questa funzione sempre attiva Fig 16 riporta uno schema semplificato del sistema Segnale da2di4 Segnale Segnale Segnale da 2 di4 da2di4 da2di4 Fig 16 Alta pressione nel generatore di vapore 11 1 17 Spegnimento del rattore perbasso livello nel generatore di vapore Nel caso in cui si verifichi uno squilibrio tra richiesta di vapore e flusso di acqua di alimento tale da causare un abbassamento del livello nel generatore di vapore previsto lo spegnimento del reattore per impedire il danneggiamento del combustibile Ogni sottosistema del sistema di protezione riceve il valore della misura di livello di uno dei quattro sensori previsti per ogni genratore di vapore e li confronta con un val
125. ure si indicano tutti gli elementi strutturali che compongono l edificio del reattore come ad esempio pareti solai rivestimenti eccetera Nella nodalizzazione si raggruppano vari elementi tra di loro dando origine a macro strutture che conservano le capacit termiche quindi la massa e le superfici di scambio termico I materiali considerati come strutture sono cemento e acciaio le cui propriet sono definibili dall utente Per semplicit vengono suggerite certi valori di riferimento per cemento ed acciaio nella tabella qui di seguito Ch p J kgK W mK kg m 2225 09 480 7850 09 In molti casi le strutture sono interne a un volume di controllo per cui non scambiano calore con altri volumi ma costituiscono semplicemente una inerzia termica del sistema Sigla di identificazione Pag di ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 79 109 Materiale Area Spessore Volume Volume Thelinas Altezza Lung Larg Quota m m adiacente adiacente m m m m RCAVOI Cemento 450 0 70 Cavit Cavita Vert 149 J SG RCAVO2 Cemento 60 10 Cavita Cavi Oriz 60____ S0 J67 RCAV03 Acciaio 30 0 04 Cavit Cavi Vert s5 J W8 70 PISOI Cemento 2000 1 0 Piscina Piscina Oriz fio i00 46 PISO2 Cemento 4200 1 0 Piscina Piscina Vet 13 f OS as PISO3 Acciaio 4200 0 002 Piscina Piscina Vert 13 f i65 45 GV12 01 Acciaio 3000 0 002 _ Gv
126. ve fails to close The isolation valves are failclosed normally closed valves Each isolation valve is powered from a separate Class 1E division Both flow paths merge into a common line which discharges to the nearest SG cubicle through an orifice sized to prevent a discharge flowrate exceeding the capacity of one CVCS pump The SG cubicle is equipped with rupture and convection foils at the top to allow circulation of air for adequate mixing of any combustible gases with the containment atmosphere The high point vents form part of the RCPB and are designed and fabricated in accordance with ASME Boiler and Pressure Vessel Code Reference 1 Section III Class 1 requirements Post accident high point vent component classifications are presented in Section 3 2 Descrizione Valore Unita Riferimento Pressione set 17 5 0 15 MPa UK EPR cap 5 4 p89 Tempo di apertura lt 0 1 sec Area di gola 2580 mm2 Flusso di scarico 0 25 kg s UK EPR cap 5 4 p89 Temperatura massima consentita 600 C UK EPR cap 5 4 p89 Temperatura di utilizzo 363 C UK EPR cap 5 4 p89 di 109 Sigla di identificazione Rev NNFISS LP5 024 0 R 48 109 Distrib Pag di ENEN Centro Ricerche Bologna 7 9 Valvole di sfogo del pressurizzatore Per evitare una eccessiva sovrapressione all interno del pressurizzatore sonoistallate 3 valvole di sovrapressione e 3 linee che scaricano il vapore in eccesso nel serbatoio
127. viene stoccato il combustibile esausto refrigerata dal sistema di refrigerazione della piscina del combustibile FPCS Questo sistema incluso tra i sistemi di spegnimento dopo un incendio in quanto tale evento deve essere considerato anche in questa zona dell impianto 11 2 3 4 Stazione di spegnimento remota La stazione di spegnimento remota RSS permette di spegnere l impianto da una zona completamente indipendente dalla MCR La RSS inoperabile se la MCR disponibile situata nell edificio salvaguardia ed utilizzata qualora sia necessario evaquare la MCR 11 2 3 5 Spegnimento sicuro per station blackout Le attrezzature per lo spegnimento sicuro durante l interruzione di alimentazione elettrica della stazione si basano sul soddisfacimento delle stesse funzioni delineate nel 10 CFR 50 36 e della RG 1 155 11 3 Acronimi Acronimi Descrizione Descrizione originale ALU Unit Attuazione e Logica Actuation amp Logic Unit Amps Ampere Ampere APU Unit Acquisizione ed Elaborazione Acquisition amp Processing Unit Aux Ausiliario Auxiliary CI Isolamento di Contenimento Containment Isolation CI V Valvola di Isolamento di Contenimento Containment Isolation Valve Cleg Gamba Fredda Cold Leg Cls Chiusura Close CPL Livello di Potenza del Nocciolo Core Power Level Meccanismo di Movimentazione delle Barre di CRDM Controllo Control Rod Drive Mechanism C V Valvola di Controllo C
128. za 9 7 Sistema di controllo non rilevanti per la sicurezza 9 8 Sistemi diversi di strumentazione e controllo Sigla di identificazione Rev Distrib Pag ENEA centro Ricerche Bologna NNFISS LP5 024 0 R 9 4 Descrizione generale del reattore Mille600 4 1 Progetti evolutivi di generazione III nello spirito di Difesa in Profondit Mille600 concepito come reattore PWR industriale di grande potenza 1600 MWe secondo un progetto evolutivo derivato dai reattori PWR attualmente in esercizio in Europa nonch dal progetto PUN congelato allo stato di progetto avanzato nel 1986 in Italia prima che la moratoria nazionale sulle realizzazioni nucleari seguita alle vicende di Chernobil ne precludessero la strada per una sua realizzazione Si ricorda semplicemente che i reattori di tipo PWR sono reattori che ricorrono ad acqua pressurizzata nella sua composizione isotopica naturale quindi definita acqua leggera in contrapposizione a acqua pesante dove l acqua nella sua formula chimica sostituisce l Idrogeno con il suo isotopo naturale pi pesante Deuterio sia come fluido moderatore neutronico sia come refrigerante del nocciolo Nei reattori PWR l acqua a diretto contatto del nocciolo mantenuta all interno di un circuito chiuso Circuito Principale costituito dal contenitore del nocciolo ovvero il Vessel e dalle sue diramazioni circuitali che portano questa acqua a scambiare calore con altra acqua di un circuito separato pi
129. zzato e pu raggiungere elevati tassi di bruciamento fino 60 GWd t impiegando come combustibile UO ma anche MOX fino al 50 Il nocciolo costituito da 241 elementi di combustibile a diverso arricchimento Il controllo della reattivit in eccesso del combustibile ad inizio vita affidato a veleni bruciabili mentre boro disciolto nel moderatore acido borico e barre di controllo assicurano la criticit del nocciolo durante tutto il ciclo di funzionamento In particolare la concentrazione di boro durante l esercizio viene modificata in modo da compensare la riduzione di reattivit nel combustibile a seguito del bruciamento avvelenamento prodotti di fissione inclusi Xeno e Samario e cambiamenti nella temperatura del nocciolo passando da condizioni a freddo a condizioni operative I principali dati del nocciolo Mille600 sono presentati nella Tabella 1 Tabella 1 Dati generali del nocciolo Descrizione Valore Unit Riferimento Potenza elettrica 1600 MW Potenza termica 4590 MW di specifica del GdL Nota Portata massica di refrigerante nel nocciolo 22225 kg s Portata al bypass in 5 19 Sengler 1999 Pressione operativa 15 5 MPa Sengler 1999 Tasso di bruciamento gt 60 GWD MTU Sengler 1999 Numero di elementi di combustibile 241 Sengler 1999 Reticolo 17x17 Sengler 1999 Interasse degli elementi 21 504 cm UK EPR 2007 Lunghezza attiva dell elem

Gruppo di lavoro Mille600: repertorio dati per un reattore

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