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CONCLUSIONI E SVILUPPI FUTURI
I generatori di vapore del reattore IRIS presentano alcune soluzioni progettuali assai differenti da quelle dei convenzionali generatori di vapore tali da non rendere applicabile l’attuale esperienza acquisita sui meccanismi di degradazione di un fascio tubiero, perciò richiedono un’opportuna campagna sperimentale e un’accurata verifica attraverso modelli numerici per qualificare il loro futuro impiego in un reattore commerciale. Il presente lavoro di Tesi tenta di collocare le soluzioni innovative introdotte nei generatori di vapore IRIS all’interno di un idoneo contesto nei confronti della loro capacità di tenuta ed integrità strutturale. Il concetto innovativo di disporre i generatori di vapore completamente all’interno del vessel potrebbe in linea di principio portare a nuovi meccanismi di degrado sul fascio tubiero differenti da quelli fin ad oggi manifestati sui generatori convenzionali. Il deterioramento dei tubi potrebbe apparire come una perdita di rigidezza o una vera e propria rottura causata da fenomeni di collasso per instabilità plastica o da una propagazione di profondi difetti circonferenziali o assiali a partire dalla superficie interna. In ogni caso l’esperienza acquisita in tale campo indica chiaramente che i processi di degrado sono correlati l’uno all’altro e strettamente dipendenti da molte condizioni al contorno (carichi meccanici e termici, vibrazioni indotte dal flusso e da eventi esterni, chimica dell’acqua lato secondario, presenza di depositi, instabilità fluido elastiche, ecc.) a cui è soggetto il fascio tubiero durante l’esercizio o in situazioni incidentali. In ogni modo è ragionevole pensare che una possibile rottura meccanica abbia la proprietà di non propagarsi ai tubi adiacenti (questo accade con più probabilità nei tubi pressurizzati dall’interno) e di non determinare una perdita considerevole di fluido primario sul lato secondario. La più alta pressione esterna tende, infatti, a chiudere una eventuale fessura passante ed evitare i colpi di frusta sul tubo.
Sebbene i valori in trazione sul tubo del generatore di vapore di IRIS sono essenzialmente dovuti alle tensioni termiche autolimitanti, non può essere esclusa a priori la propagazione di una fessura assiale o circonferenziale a partire dalla superficie interna. Fenomeni di corrosione sotto tensione (IDSCC) sono stati investigati con un approccio numerico-teorico al fine di mettere a punto un modello di calcolo agli elementi finiti per predire il comportamento del tubo fessurato in differenti condizioni di carico. Da questo punto di vista è risultata più pericolosa una fessura in direzione circonferenziale che tende ad aprirsi in senso assiale. Va in ogni caso sottolineato il fatto che questi possibili meccanismi di degrado sui tubi dell’IRIS SG dovrebbero essere meno rilevanti di quelli che realmente si verificano sui generatori convenzionali.
Le condizioni chimico-fisiche dell’ambiente in cui si troveranno ad operare questi generatori possono giocare un ruolo chiave nei confronti della propagazione di difetti, abbassando semplicemente i valori soglia di tenacità a frattura. In futuro sarà pertanto necessario uno studio più
178 accurato di SCC attraverso una più profonda conoscenza della chimica dell’acqua secondaria e del comportamento del materiale in date situazioni ambientali (EAC, Environmentally Assisted
Cracking) con l’ausilio di campagne sperimentali su unità dimostrative di un modulo in piena scala
di generatore di vapore.
Lo studio di Meccanica della Frattura, attraverso un’accurata verifica ai modelli numerici e teorici nelle condizioni di esercizio, può essere riepilogato attraverso i seguenti punti:
• Le analisi condotte hanno evidenziato un buon accordo tra i modelli numerici e quelli teorici portando alla convalida della procedura adottata nella modellizzazione agli elementi finiti e del programma MSC.Marc nell’ambito della Meccanica della Frattura.
• La verifica di una fessura semiellittica assiale ha mostrato, come era ovvio aspettarsi, valori del J-Integral inferiori a quelli relativi al caso di difetto circonferenziale. La componente circonferenziale di tensione responsabile del Modo I di rottura è inferiore a quella assiale in ogni punto della sezione.
• Lo stato di trazione su una porzione della sezione del tubo è, in ogni caso, generata dalle componenti secondarie di tensione dovute al gradiente termico attraverso lo spessore. I carichi termici sul tubo risultano pertanto rilevanti ai fini del fenomeno di IDSCC che in linea di principio non può essere escluso a priori.
• Considerando che il massimo valore ammesso sull’ovalizzazione del tubo dalla normativa ASME è dell’1%, si è osservato che il contributo di questa imperfezione geometrica alla propagazione di un difetto non è così rilevante sui tubi del generatore IRIS. Come evidenziato nell’analisi strutturale in assenza di difetti, le componenti di tensione generate dal solo gradiente di temperatura (responsabili dello stato di trazione sulla porzione interna del tubo) non sono affatto influenzate dalla non perfetta circolarità del tubo.
• Nelle varie configurazioni analizzate, i fattori di concentrazione delle tensioni ricavati nel punto più profondo del difetto risultano inferiori ai valori soglia di tenacità a frattura dell’Inconel 690TT.
Nell’ottica di recepimento delle indicazioni fornite dalla NRC per la verifica dell’integrità strutturale dei tubi di un generatore di vapore, è stata condotta l’analisi strutturale in presenza di fessura sui tubi del generatore IRIS considerando alcune situazioni incidentali prese a riferimento nel rapporto preliminare di sicurezza. I transitori incidentali analizzati sono solo alcuni di quelli considerati per le verifiche di sicurezza in fase di progetto dell’intero reattore, secondo i requisiti richiesti dal NRC Standard Review Plan: la perdita del carico elettrico esterno con trip di turbina, il grippaggio di una pompa di alimento e la rottura di una tubazione dell’acqua di alimento.
179 I fattori di concentrazione durante i transitori rimangono sempre al di sotto del valore soglia per la SCC, pertanto tali eventi incidentali non innescano fenomeni di propagazione di difetti preesistenti. Anche l’andamento della massima tensione di Tresca rimane inferiore al limite ammissibile per le condizioni di carico di Livello B (Upset Condition), pari a 2·Sy,d.
Oggetto di un possibile sviluppo futuro è l’indagine di altre situazioni incidentali prese in considerazione nel rapporto preliminare di sicurezza del reattore IRIS ed in particolar modo di quegli incidenti che comportano un aumento di rimozione del calore dal sistema primario. La rottura di una tubazione della linea vapore o un incremento di portata di vapore nel secondario potrebbero aumentare il gradiente di temperatura nello spessore compromettendo l’integrità strutturale del fascio tubiero in presenza di difetti.
Il calcolo sismico preliminare sul RPV condotto attraverso l’approccio dello spettro di risposta ha consentito di individuare e mettere appunto una metodologia di calcolo. Il metodo dello spettro di risposta porta ad una chiara e significativa interpretazione del comportamento dinamico dell’intera struttura ed è in grado di identificare le possibili soluzioni alternative di progetto per migliorare la risposta sismica di ogni singolo componente. L’analisi condotta secondo le prescrizioni dello Standard Review Plan 3.7 ha avuto come principale obiettivo la stima del carico indotto da un terremoto di sicuro spegnimento (SSE) sul fascio tubiero, prendendo in considerazione due possibili configurazioni di ancoraggio del recipiente in pressione: una gonna cilindrica saldata al fondo del vessel o una gonna conica saldata al fasciame cilindrico tra i bocchelli di ingresso e di uscita dei generatori di vapore. La seconda soluzione riduce le frequenze naturali dei modi di vibrare sull’intero vessel e le interazioni dinamiche tra i componenti interni. I carichi stimati sono stati utilizzati per una ulteriore verifica contro il rischio di propagazione delle fessure nella zona più sensibile del generatore di vapore. Lo studio ha mostrato una buona risposta dell’intera struttura del generatore di vapore ed una buona rigidezza dell’intero fascio tubiero ai moti vibratori.
L’analisi sismica definitiva potrà consentire la valutazione delle sollecitazioni indotte nei punti di attacco del generatore di vapore alla parete del recipiente in pressione per un futuro dimensionamento completo dei possibili meccanismi di supporto. La metodologia utilizzata, potenzialmente conservativa, dovrà essere convalidata attraverso l’approccio della Time History secondo i requisiti dettati dalla NRC Standard Review Plan 3.7.1.
I risultati dei calcoli svolti nelle condizioni considerate hanno dimostrato l’affidabilità strutturale dei componenti analizzati e la possibilità di ridurre gli spessori dei tubi del generatore di vapore con i conseguenti vantaggi in termini di scambio termico e di ingombro totale del sistema. Una riduzione dello spessore del tubo potrebbe, infatti, significare una sensibile diminuzione dell’altezza del generatore e quindi del reattore stesso con effetti non trascurabili sul costo
180 dell’intero impianto. Una minore lunghezza dei tubi consente anche una migliore manutenzione e ispezione dei generatori, più basse perdite di carico e un maggior risparmio di materiale.
Studi per una possibile riduzione di spessore sono in via di sviluppo all’interno del consorzio IRIS tramite l’ottimizzazione di nuovi modelli teorici da proporre per la valutazione della tensione a collasso plastico. Si rende pertanto necessario un accurato lavoro di convalida dei risultati analitici attraverso una campagna di prove sperimentali su scala reale, in tal senso è previsto che presso il DIMNP dell’Università di Pisa venga messa a punto un’apparecchiatura idraulica (Figura-32) per l’effettuazione di prove di collasso che consentano di ottenere risultati utili a sostenere la proposta di un nuovo ASME Code Case per la riduzione dello spessore del tubo al di sotto del valore minimo di progetto attualmente consentito dalla normativa.
