La sicurezza nucleare e gli impianti di nuova ... · La sicurezza nucleare e gli impianti di nuova...

La sicurezza nucleare e gli impianti di nuova generazioneLa sicurezza nucleare e gli impianti di nuova generazionegli impianti di nuova generazionegli impianti di nuova generazioneProf. Marco RicottiPolitecnico di MilanoDip. di Energia, CeSNEF-Ingegneria Nucleare

Pavia, 16 novembre 2011Pavia, 16 novembre 2011

SICUREZZA NEGLI IMPIANTI SICUREZZA NEGLI IMPIANTI NUCLEARINUCLEARI

2

SICUREZZA NUCLEARESICUREZZA NUCLEARE

problema principale: rilascio di prodotti radioattivi

sicurezza della popolazionepopolazione sicurezza dell’impiantoimpianto($)sicurezza del personalepersonalesicurezza del personalepersonale

incidenza dell’impianto difficoltà riparazione/p psul costo kWh (costo sostituzione per componenti e costo attivazione mancata produzione) componenti

prof. Marco E. Ricotti


3UNICITAUNICITA’’ DI UN REATTORE NUCLEAREDI UN REATTORE NUCLEARE

Un reattore nucleare: Sistemi di sicurezza:Un reattore nucleare:

1 Può aumentare la propria

Sistemi di sicurezza:

Barre di Arresto Rapido1. Può aumentare la propria potenza

• Barre di Arresto Rapido(SCRAM)

1. Anche se spento, produce energia termica

• Sistema di Raffreddamento di produce energia termica

1 Può sviluppare reazioni

Emergenza

B i t i di Id1. Può sviluppare reazioni chimiche e generare idrogeno

• Bruciatori di Idrogeno; ricombinatori catalitici; inertizzazione


idrogeno inertizzazione



4

Fenomeni (tipici dellFenomeni (tipici dell’’impianto impianto Nucleare) che aggravano Nucleare) che aggravano ll’’incidenteincidente:

1. Potenza di decadimento1. Potenza di decadimento• decad.prodotti fissione ∝

potenza funzionamento ttreattore

• 2.0060 −×= tW

006.0 ×= t

W



5DECAY POWERDECAY POWERin (%) of nominal power after shut down (s)in (%) of nominal power after shut down (s)

7.0%

5 0%

6.0%

4.0%

5.0%

y po

wer 1 h

1 h 1 d1 d

1 w1 w

1 m1 m

4 m4 m

2.0%

3.0%

deca

y

dayday

week

week

month

month

months

months

0 0%

1.0%

0.0%1.E+00 1.E+01 1.E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05 1.E+06 1.E+07

seconds




6

Fenomeni (tipici dellFenomeni (tipici dell’’impianto Nucleare) impianto Nucleare) che aggravano lche aggravano l’’incidenteincidente

Accumulo di energia nel combustibile:l t di t ib i• normalmente distribuzione

parabolica di temp.• se mancato raffreddamento,

riequilibrio distrib. temp.• (da 300°C a 800°C anche senza

potenza decadimento!)potenza decadimento!)




7

Fenomeni (tipici dellFenomeni (tipici dell’’impianto Nucleare) che aggravano limpianto Nucleare) che aggravano l’’incidenteincidente:

1. Potenza di decadimento2. Dinamica del Reattore - controreazioni e sovracriticità:

t i t ll t d ll t d tt ff tt di• aumento incontrollato della potenza prodotta per effetto di un coeffic. moltiplicazione k>1

• incidente a organi di controllo, retroazioni fisiche del greattore

• aggravato da reazioni esotermiche (es. Zr-H2O oltre 1200 K)



8““Safety drivenSafety driven”” EvolutionEvolution

KRBDresden 1

Oyster CreekDresden 2Dresden 2

ABWR

ESBWRSBWR


ESBWR


9““Safety drivenSafety driven”” EvolutionEvolution

DRY

ESBWR


ESBWR


10NOTA SULLA SICUREZZA (nucleare e non)NOTA SULLA SICUREZZA (nucleare e non)Frequenza attesa incidente letale, annualeFrequenza attesa incidente letale, annuale

2.0E-04

1 5E-041.5E-04

1.0E-04

5.0E-05

1.0E-08auto casa fulmine nucleare



11““RISCHIO REALERISCHIO REALE”” E E ““RISCHIO RISCHIO PERCEPITOPERCEPITO””Gli incidenti in Europa, unGli incidenti in Europa, un’’epidemia silenziosaepidemia silenziosa

Uccidono centinaia di migliaia di persone e ne invalidano milioni. Gli incidenti rappresentano una delle più grandi problematiche di saluteincidenti rappresentano una delle più grandi problematiche di salute pubblica nell’Unione Europea. Ogni due minuti qualcuno muore a causa di un incidente e altre 228 persone restano infortunate. Con 250 mila decessi all’anno, gli incidenti rappresentano la quarta principale gli incidenti rappresentano la quarta principale causa di morte dopo malattie cardiovascolari cancro e malattiecausa di morte dopo malattie cardiovascolari cancro e malattiecausa di morte, dopo malattie cardiovascolari, cancro e malattie causa di morte, dopo malattie cardiovascolari, cancro e malattie respiratorierespiratorie. Ben 60 milioni di persone, più dell’intera popolazione italiana, ricevono ogni anno cure mediche per colpa di questi infortuni.

ùùI posti più rischiosiI posti più rischiosiSono i posti che generalmente consideriamo più sicuri a diventare trappole in cui si può perdere la vita. I cittadini europei rischiano più di restare infortunati a casa, a scuola, nelle attività ricreative e sportiverestare infortunati a casa, a scuola, nelle attività ricreative e sportive che in qualunque altra circostanza. Secondo il rapporto, poco più del 20% di tutti gli incidenti avviene su strada o sul posto di lavoro. Gli Gli incidenti domestici uccidono il doppio di quelli stradali e dieci volte incidenti domestici uccidono il doppio di quelli stradali e dieci volte di più degli incidenti sul posto di lavorodi più degli incidenti sul posto di lavoro Il problema riguarda da vicinodi più degli incidenti sul posto di lavorodi più degli incidenti sul posto di lavoro. Il problema riguarda da vicino soprattutto i bambini e gli anziani che trascorrono molto tempo a casa. Bagni, scale e cucine sono le stanze meno sicure. Secondo le previsioni, nel futuro la situazione peggiorerà a causa dell’innalzamento dell’età demografica


demografica.ISTITUTO SUPERIORE DI SANITAISTITUTO SUPERIORE DI SANITA’’Centro Nazionale di Epidemiologia, Sorveglianza e Promozione della Salute Centro Nazionale di Epidemiologia, Sorveglianza e Promozione della Salute


12Washington PostWashington Postapril 2, 2011april 2, 2011



13Elementi base della sicurezza nucleareElementi base della sicurezza nucleare

CONTROL - COOL - CONTAIN

La sicurezza nucleare richiede che, in ogni condizione di esercizio, siano soddisfatte tre

condizioni basilari:

Controllo della reazione Contenimento dei prodotti di

fissione

Raffreddamento del


combustibile


14SICUREZZA NUCLEARE: SICUREZZA NUCLEARE: ““difesa in difesa in profonditàprofondità”” o barriera multiplao barriera multipla

Barriera GeologicaBarriera Geologica

Barriere TecnicheBarriere Tecniche--GestioneGestionecombustibilecombustibile

i b tibili b tibilguaina combustibileguaina combustibilesistemi di sicurezzasistemi di sicurezzacontenitorecontenitorepiani di emergenzapiani di emergenzapiani di emergenzapiani di emergenza

Sorgente del Sorgente del pericolopericolopp



15NUCLEAR SAFETY BASICSNUCLEAR SAFETY BASICS

BASICBASIC Finalità Finalità specificaspecifica caratteristicacaratteristica problemiproblemi Finalità Finalità

complessivacomplessivaspecificaspecifica complessivacomplessiva

DESIGN DESIGN CHOICESCHOICES

Maggior sicurezza intrinseca

Riguarda tutta la concezione del reattore

Non è possibile una sicurezza Non è possibile una sicurezza intrinseca assolutaintrinseca assoluta

Prevenzione

QUALITYQUALITYRidurre la probabilità di guasti

Procedure apposite: Garanzia Qualità

Evitare il burocratismoEvitare il burocratismo Prevenzione

Ridurre le Indipendenza da ••Affidabilità, ridondanzaAffidabilità, ridondanza Protezione,PROTECTION PROTECTION

SYSTEMSYSTEMconseguenze dei guasti

psistema di processo

••AttivoAttivo--passivopassivo••ProvabilitàProvabilità••LimitazLimitaz. . FunzionFunzion. Operativo. Operativo

Mitigazione

Ridurre Personalizza il ••Disporre dati storiciDisporre dati storici Prevenzione

SITESITE

Ridurre probabilità Econseguenze guasti

Personalizza il progetto

pp••Esami geotettoniciEsami geotettonici••VariabVariab. Stagionale . Stagionale popolazpopolaz..••Altre esigenze non di Altre esigenze non di sicurezzasicurezza

Prevenzione,Mitigazione

SAFETY SAFETY AUTHORITYAUTHORITY

Controllo indipendente

Garanzia sociale ••Eccesso di prudenza in caso Eccesso di prudenza in caso di “ignoranza”di “ignoranza”••Non considerazione danno Non considerazione danno economicoeconomico

(Prevenzione)




16

Tipologie di IncidentiTipologie di Incidenti:

1. Reattività (RIA):• Rod ejection, mid-loop operation, …

2 M t R ff dd t (LOFA)2. Mancato Raffreddamento (LOFA):• Pump trip, ostruzioni di canale, …

3. Rottura barriera a pressione (LOCA):3. Rottura barriera a pressione (LOCA):• Large – medium – small breaks, …

4. Movimentazione combustibile (FA):• Fessurazione e rilascio, …



17



18Generation III ReactorsGeneration III Reactors



19III GenerazioneIII Generazione –– EPREPR

Scelte di strategia: massimo sfruttamento economia di scalamassimo sfruttamento economia di scala, sicurezza attiva fortemente ridondata (4×100%),incidenti severi trattati “ex-vessel” (core catcher)

4 loopDoppio contenitore cemento armatoDoppio contenitore cemento armatoSistemi sicurezza attivi in 4 edifici separati attorno al reattoreCapacità 50% combustibile MOX (riciclo U, Pu)Miglior sfruttamento combustibile (60 GWd/tU)60 anni vitaT t i (di hi t ) 54 iTempo costruzione (dichiarato): 54 mesiCore Damage Frequency (CDF) = 5.8×10-7 (internal events) (richiesta

NRC: 1×10-5)


Large Release Frequency (LRF) = 2.7×10-8 (internal events)


20III Generazione III Generazione –– AP1000AP1000

Scelte di strategia: riduzione complessità sistema e numeroriduzione complessità sistema e numero componenti, massima modularità costruzione, impiego sistemi a sicurezza passiva,i id ti i t tt ti “i l” ( t ti )incidenti severi trattati “in-vessel” (core retention)

2 loop, pompe senza tenutaContenitore con raffreddamento convezione naturaleContenitore con raffreddamento convezione naturaleSistema depressurizzazione rapida (ADS)Capacità 50% combustibile MOX (riciclo U, Pu) in studioMiglior sfruttamento combustibile (60 GWd/tU)60 anni vitaT t i (di hi t ) 36 iTempo costruzione (dichiarato): 36 mesiCore Damage Frequency (CDF) = 5×10-7 (external events included)Large Release Frequency (LRF) = 6×10-8 (external events included)


Large Release Frequency (LRF) 6×10 (external events included)


21EPR: sistemi di sicurezza ATTIVIEPR: sistemi di sicurezza ATTIVI



22AP1000: sistemi di sicurezza PASSIVIAP1000: sistemi di sicurezza PASSIVI



23AP1000: sistemi di sicurezza PASSIVIAP1000: sistemi di sicurezza PASSIVI



24INCIDENTI SEVERI: EPR INCIDENTI SEVERI: EPR -- core catchercore catcher



25INCIDENTI SEVERI: AP1000 INCIDENTI SEVERI: AP1000 -- inin--vessel vessel retentionretention



26ESBWR: sicurezza passivaESBWR: sicurezza passiva



27Gen III reactors safety levelGen III reactors safety level

U. S. NRCRequirements

CurrentPlants

UtilityRequirements

Gen IIIResults

Requirements Plants Requirements

1 x 10-4 5 x 10-5 <1 x 10-5 5.1 x 10-7

Core Damage Frequency per


Year (All Events)


Core Damage Frequency Core Damage Frequency (events / reactor · y)(events / reactor · y)

28

Definition of “Core Damage”:Water level under the top of the active core p(fuel uncovered)

ANDP k l ddi t t b d 2200°FPeak cladding temperature beyond 2200°F (1477 K)

(cladding oxidation starts at 1083 K, contributes to core heatup beyond 1200 K)



29Generation IVGeneration IV

Programma “Generation IV” (dal 2000) – Obiettivi1.1. SustainabilitySustainability: soddisfare requisiti ambientali,

efficace sfruttamento combustibile, minimizzareefficace sfruttamento combustibile, minimizzare rifiuti e ridurre tempi per rifiuti a lunga vita

2.2. EconomicsEconomics: costi life-cycle e rischi finanziari competitivi con altre fonti energetiche

3.3. Safety and ReliabilitySafety and Reliability: eccellere in sicurezza e affidabilità, bassissima prob. danneggiamento combustibile, eliminare necessità piani

ievacuazione4.4. Proliferation Resistance & Physical ProtectionProliferation Resistance & Physical Protection:

scarsa attrattività per diversione di materiale strategico elevata protezione da attacchistrategico, elevata protezione da attacchi terroristici

Oltre 100 concetti e progetti di nuovi reattori presentatiOltre 100 concetti e progetti di nuovi reattori presentati (industrie, centri di ricerca, università da tutto il mondo)

Panel di esperti delle 10 Nazioni: comparazione e valutazione secondo metrica e criteri per ottenere grado di soddisfacimento degli obietti i sele ione dei migliori


soddisfacimento degli obiettivi, selezione dei migliori concetti e progetti


30SmallSmall--Medium Modular Reactors?...Medium Modular Reactors?...

IRIS IRIS

mPower mPower

SMART SMART

FlexBlueFlexBlueCOMMUNIQUÉ

Le Président de la République a réuni lundi 21 février 2011 le Conseil de Politique Nucléaire.

…En outre, le ministre chargé de l’Energie, avec l’appui du CEA et des autres

FlexBlue FlexBlue


g g ppadministrations concernées, conduira un groupe de travail chargé

d’étudier les aspects techniques, juridiques, et économiques des projets de réacteurs de faible puissance (100 à 300MW).


31IRIS: soluzione integrata del sistema IRIS: soluzione integrata del sistema primarioprimario

La soluzione integrata La soluzione integrata consente di:consente di:consente di:consente di:

eliminareeliminare le tubazioni e le tubazioni e i ti t ii ti t ii componenti esterni, i componenti esterni,

..

. .



32IRIS: soluzione integrata e contenitore IRIS: soluzione integrata e contenitore di sicurezza di dimensioni ridottedi sicurezza di dimensioni ridotte

La soluzione integrata La soluzione integrata consente di:consente di:La soluzione integrata La soluzione integrata consente di:consente di:consente di:consente di:

eliminareeliminare le tubazioni e le tubazioni e i ti t ii ti t i

consente di:consente di:

eliminareeliminare le tubazioni e le tubazioni e i ti t ii ti t ii componenti esterni, i componenti esterni,

utilizzare un utilizzare un

i componenti esterni, i componenti esterni,

contenitore contenitore compattocompatto

ridurreridurre le dimensionile dimensioni

..

ridurreridurre le dimensioni le dimensioni delldell’’impiantoimpianto. .



33IRIS: implementazione SafetyIRIS: implementazione Safety--byby--Design™Design™IRIS Design

Characteristic Safety Implication Accidents Affected Condition IV Design Basis Events

EEEffffffeeecccttt ooonnn CCCooonnndddiiittt iiiooonnn IIIVVV EEEvvveeennnttt bbbyyy IIIRRRIIISSS SSSaaafffeeetttyyy---bbbyyy---DDDeeesssiiigggnnn

Integral layout No large primary piping • Large break Loss of Coolant Accidents (LOCAs)

Large break LOCA EElliimmiinnaatteedd

Increased water inventory • Other LOCAs

Large, tall vessel

Increased water inventoryIncreased natural circulation Accommodates internal Control Rod Drive Mechanisms (CRDMs)

• Other LOCAs• Decrease in heat removal

various events • Control rod ejection, head

penetrations failure

Spectrum of control rod ejection accidents

EElliimmiinnaatteedd

Depressurizes primary system by d ti d t b l f

• LOCAs

Heat removal from inside the vessel

condensation and not by loss of massEffective heat removal by Steam Generators (SG)/Emergency High Removal System (EHRS)

• LOCAs • All events for which effective

cooldown is required • Anticipated Transients

Without Screen (ATWS) Reduced size, higher design pressure containment

Reduced driving force through primaryopening

• LOCAs

Multiple, integral, shaftless coolant pumps

Decreased importance of single pump failure No shaft

• Locked rotor, shaft seizure/ break

• Loss of Flow Accidents

Reactor coolant pump shaft break Reactor coolant pump

EElliimmiinnaatteedd DDoowwnnggrraaddeeddshaftless coolant pumps No shaft • Loss of Flow Accidents

(LOFAs) Reactor coolant pump seizure

DDoowwnnggrraaddeedd

Steam generator tube rupture

DDoowwnnggrraaddeedd High design pressure

steam generator system

No SG safety valves Primary system cannot over-pressure secondary system Feed/Steam System Piping designed for full Reactor Coolant System (RCS)

• Steam generator tube rupture

St li b k

St t i i

DD dd ddg y for full Reactor Coolant System (RCS)

pressure reduces piping failure probability

• Steam line break • Feed line break

Once through steam generators Limited water inventory • Feed line break

• Steam line break

Steam system piping failure Feedwater system pipe break

DDoowwnnggrraaddeedd DDoowwnnggrraaddeedd

/ • Overheating events


Integral pressurizer Large pressurizer volume/reactor power

• Overheating events, including feed line break

• ATWS Fuel handling accidents UUnnaaffffeecctteedd


34IRIS: SISTEMI DI SICUREZZAIRIS: SISTEMI DI SICUREZZA

Long term cooling system (LTCS)Long term cooling system (LTCS)-Progettazione ad-hoc della cavità inferiore del Contenitore-Raccoglie il liquido fuoriuscito dalla rottura e il condensato-Gravità sufficiente a re iniettare acqua nel Reactor Vessel attraverso le DVI lines

Emergency boration tanks (EBTs) with direct vessel injection (DVI)Emergency boration tanks (EBTs) with direct vessel injection (DVI)-2 serbatoi a piena pressione del primario-Shutdown alternativo-Alimentazione (limitata) di acqua raffreddamento per gravità

Small automatic depressurization system (ADS)Small automatic depressurization system (ADS)-Assiste EHRS nella depressurizzazione del Reactor Vessel-1 stadio, 2 linee parallele da 4” (AP1000: 4-stage ADS)-Assicura rapida equalizzazione della pressione tra Contenitore e Reactor Vessel

Containment pressure suppression system (PSS)Containment pressure suppression system (PSS)-6 serbatoi di soppress. e 1 volume per gas non-condensabili-Condensano vapore rilasciato nel Contenitore a seguito SBLOCA o Steam/Feed Line Break

Passive emergency heat removal system (EHRS)Passive emergency heat removal system (EHRS)-4 sistemi indipendenti (1 sufficiente, ridondanza 4)-Scambiatori immersi in pool RWST-Rimozione calore dall’interno del Reactor Vessel

EHRS Heat Exchanger Refueling Water Storage

Tank (1 of 1)

-Gravità sufficiente a re-iniettare acqua nel Reactor Vessel attraverso le DVI lines-Cavità e allagamento assicurano in-vessel retention (IVR)

-Alimentazione (limitata) di acqua raffreddamento per gravità

ADS-Assicura rapida equalizzazione della pressione tra Contenitore e Reactor Vessel

PSS

Steam/Feed Line Break

EHRS

-Rimozione calore dall interno del Reactor Vessel

Main Steam Line (1 of 4)

ADS/PORV(1 of 1)

RCP

SafetyValve

SafetyValve

Integral

EBTPSS

Isolation ValvesP/H P/H

RCP(1 of 8)

SG Steam Lines

IntegralReactorVessel

Emergency Heat Removal

AUX T B

SGMake

upTank

Steam Generator(1 of 8)

SuppressionPool (1 0f 6)

(2 of 8)

FO FO

Emergency Heat RemovalSystem (EHRS)

1 of 4 Subsystems

EBT(1 0f 2)

AUX. T.B.BLDG.

Main Feed Line (1 of 4)FO FO

Long Term Core Makeupfrom RV Cavity

SG FeedWater Lines

(2 of 8)

SuppressionPool Gas

Space

DVI

Isolation Valves

P/H P/H

Start Up FeedWater

from RV Cavity(1 of 2)

RV Cavity

LTCS


Start Up FeedWaterLTCS


35IRIS: Strategia di Sicurezza per IRIS: Strategia di Sicurezza per SBLOCASBLOCA

Accoppiamento Contenitore ad alta pressione + vessel primario + sistemi passivi:



36IRIS: risposta a Small Break LOCA IRIS: risposta a Small Break LOCA (SBLOCA)(SBLOCA)

No large break LOCANo large break LOCA

Vessel primario e ContenitoreVessel primario e Contenitoretermodinamicamente accoppiati negli SBLOCA

Vessel primario depressurizzato da 16

18

20Elevationp pasportazione calore dallasportazione calore dall’’internointerno

Pressione può aumentare nel Contenitore 10

12

14

16

Collapsed Liquid Level

n to bottom of

Differenza di pressione attraverso rottura si annulla rapidamenteannulla rapidamente

4

6

8

10 Collapsed Liquid Level Break Position

Top of Active Fuel

pressure vesse

Risposta a lungo termine è assicurata dal raffreddamento del Contenitoreraffreddamento del Contenitore

Il nocciolo rimane coperto dallnocciolo rimane coperto dall’’acquaacqua 0 2000 4000 6000 8000 10000 120000

2

Time (s)

el (m)

senza iniezione esternaTime (s)



37IRIS: eliminazione Pressure Vessel IRIS: eliminazione Pressure Vessel EmbrittlementEmbrittlementSpessore acqua downcomer (nocciolo-vessel): 1.7 m

Flusso n veloci sul Vessel: ~105 volte meno che in PWR → “Cold vessel”

Dose esterna praticamente assente

No embrittlement, no surveillance

1.E+14

1.E+16Radial fast neutron flux profile

LOOP PWRsVessel “eterno”

Decommissioning semplificato

1 E+08

1.E+10

1.E+12

/cm

2s)

IRIS

semplificato

1.E+04

1.E+06

1.E+08

Neu

tron

flux

(n/

tor

=0)

IRIS

1 E 02

1.E+00

1.E+02

Cor

e B

arre

lN

eutr

on R

efle

ct

CO

RE

(from

r=

D o w n c o m e r Cavity

RPV


1.E-02100 150 200 250 300 350 400 450

Radial position (cm)

N


38IRIS: isolamento sismico dellIRIS: isolamento sismico dell’’Edificio Edificio AusiliarioAusiliario

Studio numerico e sperimentale:

120 isolatori gomma-acciaio (High Damping Rubber Bearings-HDRBs) da 1 m diametro, 84 mm altezza

per PGA = 0.3 g, isolation frequency = 0.7 Hzp g q y- spostamenti laterali < 12 cm- riduzione del 25% della PGA a livello dei

supporti del vessel, di 5 volte a livello del tetto

effettuati test sperimentali (CESI-ISMES e FIP Industriale)

50 m~ 1 m gap

Flood level

~ 1 m thick

23 m

22 m

21 m

Ground level

Horizontal Fail -safe System

Flood level


56 m

Isolatori sismici


39IRIS: processo RiskIRIS: processo Risk--InformedInformed

Analisi di sicurezza deterministichedeterministiche e valutazioni PSAPSA svolte durante lo durante lo sviluppo del progetto preliminaresviluppo del progetto preliminare

DESIGN/SAFETY ANALYSIS TEAM

PSA TEAM PSA Procedure

Providing IRISsystem data (initial)

Analysis of system/componentreliability

“Risk informed Design” procedure

Providing IRISsystem data (update)

Identification of highrisk scenarios

Risk-informed Design procedure

Analysis of identified sequences

Identification of sequences requiring analysis

Incorporation of changes in design

Recommend changes to i PSA l


changes in design improve PSA results


40IRIS: processo IRIS: processo RiskRisk--InformedInformedriduzione della Core riduzione della Core DamageDamage FrequencyFrequency

1 90E-6

Sviluppo progetto PSA Sviluppo progetto PSA …

1.00E-05

20032003 20042004 20052005 20062006

1.90E-6

1.00E-06

20032003 20042004 20052005 20062006

1.00E-07

1.00E-08

2.38E-8


1.00E-09


41IRIS: effetti del livello di SicurezzaIRIS: effetti del livello di Sicurezza

Approccio Risk-Informed: No Emergency Planning ZoneEliminazione o forte riduzione (area dell’impianto) della Emergency Planning ZoneZone

Sviluppata una nuova procedura Deterministica + Probabilistica per la stima della distanza della EPZ, in funzione della dose di radiazione ammissibile e del livello di sicurezza dell’impiantolivello di sicurezza dell impianto

Attività svolta con IAEA

Procedure discussa con NRC

CAORSO site

NRCIRIS: 1 kmIRIS: 1 km

France Evacuation Zone: France Evacuation Zone: 5 km5 km

US Emergency Planning Zone: 10 US Emergency Planning Zone: 10 milesmiles



42IRIS: attività sperimentali sulla IRIS: attività sperimentali sulla SicurezzaSicurezzaIRIS Integral Test Facility (per prove e fase IRIS Integral Test Facility (per prove e fase

licensing)licensing)Scala 1:1 in altezza temperature pressioni

RWSTABRWSTC

Scala 1:1 in altezza – temperature – pressioniScala 1:100 in potenza – volumiProve sperimentali di scenari incidentaliDimostra ione sistemi di sic re a passi i e

DW EHRSC

EHRSA,B

Dimostrazione sistemi di sicurezza passivi e accoppiamento Contenitore-ReattoreOltre 700 punti di misura

2010: Terminata fase scalatura e progettazione

2011: Terminata fase preparazione struttura di RVLGMSB EBTB

EBTALGMSA2011: Terminata fase preparazione struttura di supporto e sala controllo

2011 2012: Inizio fase costruzione

QT

EBTALGMSA

2011-2012: Inizio fase costruzionePSSA

RCPSSB



43…E CON CIO…E CON CIO’’?...?...

“…questo significa che il nucleare sia intrinsecamente sicuro o a rischio zero?...”intrinsecamente sicuro o a rischio zero?...

CERTAMENTE NO, NON LO ECERTAMENTE NO, NON LO E’’

(COME(COME NESSUNANESSUNA ATTIVITAATTIVITA’’ UMANA)UMANA)(COME (COME NESSUNANESSUNA ATTIVITAATTIVITA’’ UMANA)UMANA)

MA PUO’ ESSERE GESTITO IN SICUREZZA A PATTO DI garantire massima serietà, trasparenza, qualità,

rispetto delle norme internazionali, come sono impegnati a fare tutti i Paesi che usano il nucleare


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