5 - INFLUENZA DEL COMPORTAMENTO DEL COMBUSTIBILE E DEL REFRIGERANTE SULL'EVOLUZIONE DEGLI INCIDENTI

5.1 - Considerazioni generali

I reattori nucleari vengono costruiti sulla base di norme di progetto, controllo e collaudo particolarmente severe allo scopo di poter garantire un alto grado di affidabilità e sicurezza.

La grande attenzione che viene dedicata agli aspet-ti di sicurezza nei reattori nucleari non ha riscontro in altri settori della tecnologia moderna. Ciò deriva da una parte dal pericolo potenziale costituito dai materiali radioattivi conte-nuti in un reattore nucleare e dall'altra dalla ancora troppo bassa statistica operativa che caratterizza i reattori nucleari, in particolar modo i reattori di tipo non provato.

II rischio potenziale di incidenti i cui effetti sul-la poposul-lazione civile potrebbero esserr assai gravi, costringe in pratica i progettisti a procedere sulla base di assunzioni

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molto conservative.

In particolare l'analisi di sicurezza rende necessa-rio un esame approfondito delle possibili sequenze incide itali allo scopo di individuare i mezzi più idonei a prevenire gli in cidenti o a limitarne le conseguenze.

Un importante risultato di tale analisi è la defini-zione dell'incidente di riferimento (DBA). La scelta di tale in cidente viene spesso effettuata sulla base di criteri apriori-stici di credibilità e precisamente si sceglie come incidente di riferimento l'incidente credibile che comporta le più gravi conseguenze (Massimo Credibile Incidente ? M C I ) . Così per esem-pio per un reattore ad acqua leggera il DBA è generalmente cara£

terizzato dalla rottura del circuito primario. Anche se ad una eventualità di questo genere può essere associata una probabili-tà assai piccola di verificarsi, il progettista è tenuto a garatt tire l'intervento di un sistema di refrigerazione di emergenza e il contenimento della radioattività rilasciata nell'edificio a perdita controllata.

Nel caso dei reattori veloci a sodio la situazione è fondamentalmente diversa di quella caratteristica dei reattori provati e dei reattori LWR in particolare.

La pressione del refrigerante è tanto bassa che una rottura del circuito primario non può causare un rilascio di e-nergia «ufficiente a compromettere l'integrità dell'edificio contenitore. Un evento di questo tipo peraltro pad portare, come si vedrà in seguito,ad elevare la pressione entro l'edificio di contenimento a seguito della reazione sodio-aria o al limite, di una escursione nucleare dovuta al drenaggio del nocciolo ed alla compattazione del combustibile in una configurazione più reatti-va .

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A questo punto è bene precisare che, nel caso dei reattori velo . a sodio, sull'evoluzione dell'incidente di ri^

ferimento ha una influenza fondamentale il comportamento del*

l'elemento di combustibile in sé stesso e nei riguardi dei na teriali circostanti.

Nel presente capitolo viene dato il maggior rilie-vo allo studio del comportamento del combustibile nel corso di

alcune tipiche sequenze incidentali di un reattore veloce al sodio.

Questa trattazione viene preceduta da un breve ceti no sui criteri seguiti nella preparazione dei rapporti di sicu rezza. A completamento di quanto riportato nel secondo capito-lo sull'impiego del sodio nei reattori vecapito-loci vengono infine esaminati gli aspetti di sicurezza connessi all'uso di questo materiale come refrigerante.

5.2 - Criteri seguiti nell'analisi di sicurezza di un reattore nucleare

Le norme attuali in materia di sicurezza di impianti nucleari prevedono che, nel corso della progettazione di un reat

tore, venga prodotto (in pratica al termine del progetto di mas sima) un rapporto di sicurezza preliminare il cui scopo è, tra l'altro, di fornire alle apposite Conmissioni gli elementi neces sari alla approvazione del sito su cui sorgerà l'impianto.

La compilazione di un rapporto di questo tipo non può naturalmente basarsi che su dati di progetto non definitivi, in quanto solo nelle fasi successive sono previsti i disegni parti-colareggiati delle parti dell'impianto che costituiscono il teat

tore. E' pertanto evidente che criteri particolarmente conser-vativi debbono essere seguiti nel corso dell'analisi prelimina_

re degli incidenti, soprattutto qualora l'impianto da costrui-re non sia di tipo provato.

Cli eventi accidentali vengono di regola esaminati in relazione alle conseguenze ultime rispetti all'impianta, *l_

la staff di operazione del reattore ed alla popolazione che a-bita le località prossime al luogo di costruzione del reattore.

All'evoluzione degli incidenti si oppongono disposi tivi e controreazioni denominati "sicurezze". In generale que-ste sicurezze possono essere così classificate:

- Sicurezze intrinseche: sono sicurezze di tipo nucleare o in-gegneristico il cui intervento è garantito sotto qualsiasi i_

potesi. Sono esempi di sicurezze intrinseche i coefficienti di temperatura e potenza pronti negativi (coefficiente Dop-pler, dilatazione del combustibile) e il doppio inviluppo nel^

le tubazioni del refrigerante.

- Sicurezze automatiche: sono costituite essenzialmente dal si-stema di sicurezza e controllo del reattore.

- Sicurezze operative: sono quelle garantite dall'osservanza del le norme contenute nel manuale di operazione.

Se l'impianto che deve essere costruito è di tipo non provato, per il quale cioè non si dispone di una sufficienti sta_

tistica operativa, si debbono seguire criteri particolarmente se_

veri .

Per gli impianti di questo tipo gli organi di sicurez za e controllo richiedono analisi di sicurezza di tipo molto coi»

servativo e al limite possono imporre di considerare l'intervento

delle sole sicurezze intrinseche nella valutazione degli effet-ti dell'incidente sulla popolazione circostante.

Gii oggi si intravede un superamento di una imposta-zione tanto prudente. La tendenza moderna in materia di sicurez za dei reattori -nucleari, e in particolare dei reattori veloci, va nel senso di sviluppare gli opportuni strumenti per una rapi_

da identificazione e controllo dei malfunzionamenti e di utiliz_

zare tecniche di controllo che garantiscano un elevato grado di affidabilità dei componenti.

In linea di principio uno dei metodi proposti per ef_

fettuare l'analisi degli incidenti consiste nell'individuare tut^

te le possibili sequenze incidentali, rappresentandole in un re-ticolo (fault-trees) la cui logica interconnessione conduce ai diversi possibili incidenti. La possibilità che ha la sequenza incidentale di propagarsi sino ad una data conseguenza finale i legata alla probabilità di malfunzionamento o rottura dei di-versi componenti facenti parte dell'impianto e del suo sistema di rilevazione, sicurezza e controllo.

Pertanto un approccio di questo tipo consente di as-sociare ad ogni incidente una certa probabilità di verificarsi e quindi, in definitiva, conduce ad una quantificazione del ri-schio in termini probabilistici.

Il principale ostacolo ad una estensiva applicazione di questa tecnica è data dalla ancora scarsa statistica operati^

va che caratterizzaicomponenti nucleari: ciò rende problematico associare ad ogni malfunzionamento una realistica probabilità di verificarsi. Va comunque segnalato che un primo concreto pas_

so in questa direzione è stato recentemente compiuto in Cran Bretagna.

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La "filosofia" inglese è infatti quella di aeaociara ad ogni evento incidentale credibile una certa probabilità di verificarsi P, determinata sulla base della esperienza opera-tiva accumulata su componenti simili a quelli presenti nello impianto, ed un indice di pericolosità, ad esempio la

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ti q di J rilasciata nel corso di detto incidente. E' pos-sibile quindi tracciare nel diagramma (P, q) urna tetta al di sotto della quale sono compresi tutti gli incidenti accettati in sede di progetto; la posizione di tale retta (Fig. 5.1) dipende da molti fattori (ad es.: distribuzione della popola-zione circostante, considerazioni di carattere economico, ita to delle vie e dei mezzi di comunicazione della regione, ecc.) tutti riconducibili in generale al grado di accettabilità dei rischi. ^{( + )}

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Pig. 5.1 - Diagramma di Farmer

(•) La rappresentazione di fig. 5.1 e solo qualitativa. In pratica la retta è corretta sulla parte bassa e in quel la alta con andamenti tali da escludere incidenti di e-streica gravit.ì (anche se poco probabili) e incidenti a£

sai probabili (anche se poco pericolosi) che mettano ""

fuori uso l'impianto.

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In pratica ancora oggi nell'elaborazione del rappor-to di sicurezza dei reatrappor-tori veloci è necessario considerare un incidente di riferimento basato su ipotesi estremamente pessimi^

stiche,assunto come incidente di progetto per il dimensionamen-to delle strutture di contenimendimensionamen-to del reatdimensionamen-tore.

5.3 - Evoluzione di alcune tipiche sequenze incidentali in un reattore veloce a sodio - Identificazione del MCI

Nella Fig. 5.2 è riportata una rappresentazione sche matica delle sequenze relative ad alcuni incidenti tipici di un reattore veloce ceramico refrigerato a sodio.

In particolare vengono considerate sequenze inciden-tali, che, prescindendo dalle possibili cause , prendono origi-ne dai seguenti fenomeni:

- rilascio di prodotti di fissione da combustibile fessurato;

- blocchi locali di portata;

- caduta di portata nel circuito primario;

- transitori accidentali di potenza.

Nel caso di fessurazione del combustibile si avrà un rilascio di prodotti di fissione che provocheranno l'inquinamen-to dell'impianl'inquinamen-to, in particolare del gas di copertura. La conse guenze legate a tale tipo di incidente possono essere limitate C O R uà adeguato sistema di tenute di cui è dotati il circuito primario, e mediante l'impiego di appositi impianti di purifica^

zione. Questo incidente, di entità relativamente modesta, può essere considerato di tipo operativo. Infatti un reattore velo-ce di potenza nel cui nocciolo sono alloggiate un gran numero di barrette (50-100.000), dovrà essere progettato in modo da poter

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