Valutazione preliminare del rischio di un incidente con perdite all’interno di una nave in ITER

Incidente con perdite all’interno della nave di ITER

Gli eventi di perdita all’interno del recipiente di ITER sono definiti in quanto le perdite vengono indagate da una singola rottura del tubo fino a rotture multiple che si sono verificate nei tubi di raffreddamento FW all’interno del VV durante la combustione del plasma.

Nel caso peggiore di rottura del tubo di raffreddamento all’interno del recipiente (rottura multipla del tubo FW), considerato altamente improbabile, il conseguente ingresso di acqua nel VV porta a una sostanziale pressurizzazione del VV. Il VVPSS è stato avviato per funzionare e sopprimere rapidamente la sovrapressione spruzzando acqua di raffreddamento. Quando l’acqua di raffreddamento entra, parte del trizio, dei prodotti della corrosione e della polvere entreranno nel liquido e rimarranno intrappolati nella vasca del liquido nel serbatoio di scarico e nel serbatoio di soppressione, mentre gli altri rimarranno nell’edificio tokamak se la pressione negativa rimane. Per un guasto più piccolo e più probabile di 1-10 tubi di raffreddamento FW, il VV viene pressurizzato dall’acqua/vapore iniettato attraverso la rottura, il che è simile alla rottura multipla del tubo FW. In questo scenario, la maggior parte degli aerosol sono intrappolati nel liquido all’interno del sistema di soppressione e del serbatoio di scarico o depositati sulle superfici del VV. Per gli eventi di perdita di vuoto, il funzionamento del sistema di sfiato del serbatoio di soppressione (ST-VS) fornisce pressione negativa nel VV e nella cella di accesso e previene perdite incontrollate nella galleria. Le masse di trizio e polvere trasportate alla cella portuale sono molto piccole. I rilasci attraverso ST-VS, collegati al normale sistema di detritizzazione (N-DS) che funziona in modo permanente, sono dominanti e i rilasci N-DS delle cellule portuali sono molto piccoli.

I termini relativi alle sorgenti radiologiche mobilizzabili in ITER si riferiscono principalmente al trizio e ai prodotti di corrosione attivati ​​(ACP) nell’acqua di raffreddamento e al trizio e alla polvere attivata all’interno del plasma. Quegli inventari radiologici in quelle 4 aree: edificio Tokamak, edificio Tritium, edificio per celle calde e strutture per i rifiuti radicali. Questo documento analizza principalmente il possibile rilascio radioattivo durante il normale funzionamento e manutenzione. Pertanto, l’ambito di analisi principale è stato limitato alle prime tre aree.

Gli inventari massimi di materiali radioattivi in ​​ciascuna area sono stati mostrati nella Tabella 1 e la possibile via di rilascio radioattivo è stata mostrata nella Fig. 2.

Tabella 1 Termine fonte e rilasci nell’ambiente4.
figura 2

Le possibili vie di rilascio radioattivo in caso di perdite in navi.

Valutazione della dose di radiazioni in caso di incidente con perdita all’interno della nave

Rapporto di analisi degli incidenti di ITER4 afferma che i termini della sorgente radiologica coinvolti sono l’HTO e i prodotti della corrosione nel liquido di raffreddamento, e il trizio e la polvere attivata all’interno della camera del plasma4. Oltre il 90% del liquido refrigerante FW presente nel recipiente (335 tonnellate nel caso base e circa 450 tonnellate in caso di guasto aggiuntivo di 10 tubi di raffreddamento DV) è stato rilasciato nel recipiente a vuoto. La concentrazione massima di trizio della prima parete/coperta (FW/BLK) e del refrigerante DV/LIM è 0,005 g T/m3 come HTO. Pertanto, circa 1,3 g di T sono stati mobilizzati con questo refrigerante per il caso base e circa 1,9 g per il caso con ulteriori 10 DV di guasto del tubo di raffreddamento. La massa dell’aerosol del prodotto della corrosione è stata mobilitata come aerosol da 2 mm nell’atmosfera VV. All’interno della camera del plasma, si è ipotizzato che la quantità di trizio mobilitato fosse pari al 100% dei 120 g T provenienti dalle criopompe e al 100% degli 880 g T presenti nello strato co-depositato dei componenti rivolti verso il plasma (PFC). Si presumeva che il trizio della criopompa e il 50% dello strato di trizio co-depositato fossero mobilitati immediatamente dopo la rottura del tubo FW e che i restanti 440 g di trizio co-depositato durante le successive 6 ore. L’inventario totale di trizio mobilitato è di 1000 g. Si presume che gli elevati campi di radiazione all’interno del recipiente a vuoto e la presenza di vapore causino una rapida ossidazione del trizio elementare in modo che questo trizio venga mobilitato come HTO. L’inventario di polvere attivata mobilitata corrispondeva al 100% dei 5 kg presunti vaporizzati durante la disgregazione del plasma (5 kg di particelle di 0,1 mm di diametro) e al 100% dei 1.000 kg di polvere del tokamak accumulati nel tempo (1.000 kg con un mezzo di massa diametro delle particelle di 2,11 mm e una deviazione standard geometrica di 2,0).

La Figura 3 mostra le masse di materiale radioattivo (nelle pozze e depositate) e la massa aerea (mobilitata) di polvere, prodotti di corrosione e trizio nel VV, nel ST e nel DT per due casi di rottura multipla all’interno del vaso: coinvolgendo solo 3 circuiti di raffreddamento FW/BLK e con ulteriore guasto di 10 tubi di raffreddamento DV. La tabella 1 mostra le scorte massime di materiali radioattivi nel VV, nella vasca di soppressione (ST) e nella vasca di scarico anche per due casi.

Figura 3

Distribuzione di polvere, ACP e trizio all’interno di VV, ST e DT in questo incidente4.

Valutazione del rischio di probabilità di un incidente con perdite all’interno della nave

Il gruppo di eventi di perdite all’interno del recipiente è definito in quanto le perdite vengono esaminate da una singola rottura del tubo fino a rotture multiple che si sono verificate nei tubi di raffreddamento del FW all’interno del VV durante la combustione del plasma. In questo studio, il tubo di raffreddamento da 10 mm a cui si riferisce questo incidente si riferisce al tubo di raffreddamento ad acqua intarsiato sul tabellone del Primo Muro. La dimensione della coperta ITER è 1.415 m × 1.005 m × 0,45 m. Il circuito di raffreddamento è organizzato come un doppio circuito a forma di U, quindi la lunghezza della tubazione di raffreddamento per il singolo modulo è 1.415 m × 4 + 1.005 m = 6.665 m. ci sono 440 coperte in ITER, quindi la lunghezza complessiva stimata della tubazione di raffreddamento della parete interna del FW è 6,665 × 440 = 2932,6 m. In base alla data del guasto della tubazione all’interno del VV, la probabilità di perdite nella tubazione di raffreddamento interno di ITER è di circa 3,5E−5/h. E l’intervallo tra 2 impulsi di plasma è 1800 e il requisito del ciclo di lavoro non è inferiore al 25%, il ciclo di lavoro del tempo di combustione del plasma è calcolato essere 0,25 secondo il piano operativo ITER. Sulla base di una valutazione approfondita, la frequenza di questo evento è di 0,22/anno. Il livello di frequenza corrisponde alla gamma di frequenza di ITER. In base al processo di sviluppo di questo incidente, il modello dell’albero degli eventi è stabilito come mostrato nella Fig. 4. Le descrizioni di ciascuna sequenza sono mostrate nella Tabella 2.

Figura 4
figura 4

Albero degli eventi di perdite nel vaso.

Tabella 2 La sequenza dell’albero degli eventi di perdite nel vaso.

In base alle condizioni dell’evento del titolo, ai criteri di successo e al tempo del compito nell’analisi dell’albero degli eventi, l’affidabilità di VVPSS è stata analizzata utilizzando il metodo di analisi dell’albero dei guasti secondo lo schema di progettazione attuale. Il tasso di guasto di altri sistemi coinvolti nell’analisi dell’albero degli eventi si riferiva ai dati di guasto del sistema con funzioni e ambienti di lavoro simili.

Il VVPSS è progettato per limitare la pressione interna del VV. In caso di perdita di refrigerante dai componenti del recipiente o di altri incidenti o perdite di vuoto, la pressione interna della VV è limitata a 0,15 MPa assoluti aprendo i dischi di rottura per consentire il flusso del vapore o del gas non condensabile dalla VV a VVPSS-ST.

Il VVPSS è costituito da un grande serbatoio lineare di circa 46 m di lunghezza, a sezione circolare di 6 m di diametro. Lo spessore della parete del guscio cilindrico è generalmente di 30 mm e contiene acqua a temperatura ambiente sufficiente (circa 675 t a < 300 °C) per condensare il vapore risultante dalla perdita di refrigerante all'interno del recipiente più avversa. Il serbatoio è collegato alla camera del vuoto attraverso due dei condotti a fascio neutro H&CD forniti con le scatole VVPSS. Da queste posizioni, un tubo di scarico principale viene instradato al serbatoio VVPSS, tubo di scarico che incorpora gruppi di doppi dischi di rottura che costituiscono il confine del vuoto tra il recipiente del vuoto e il serbatoio di soppressione della temperatura ambiente durante il normale funzionamento. Gli studi numerici prevedono che un tubo di scarico totale sia un requisito di almeno 1,0 m2, per limitare la pressione VV al di sotto di 0,15 MPa durante una perdita di refrigerante di categoria IV. La linea di scarico del VVPSS incorpora due gruppi di dischi di rottura collegati in serie e questi dischi di rottura si aprono durante una perdita di refrigerante di categoria IV. La linea di scarico comprende anche un sistema di bypass per i dischi di rottura, costituito da tubi di bypass contenenti valvole di isolamento progettate per aprirsi quando la pressione del recipiente a vuoto (circa 0,94 bar assoluti) è inferiore alla pressione di apertura dei dischi di rottura.

Come mostrato in Fig. 5, durante una perdita di refrigerante all’interno del serbatoio, il VVPSS agisce di concerto con il sistema di drenaggio VV: il primo scarica il vapore sviluppato nel serbatoio di soppressione dove viene condensato; mentre quest’ultimo facilita il tempestivo drenaggio dell’acqua dalla VV per limitare la quantità di vapore che il serbatoio di abbattimento deve condensare. Il sistema di drenaggio VV viene attivato automaticamente dall’apertura dei dischi di rottura nelle linee di drenaggio VV in caso di grande perdita di liquido refrigerante e dall’apertura delle valvole di drenaggio in caso di piccola perdita. Inoltre, il VVPSS è collegato al Detritiation System (DS), al sistema di distribuzione di liquidi e gas e al sistema di monitoraggio del vuoto. Il VVPSS è dotato di una disposizione per gestire gli scarichi gassosi che potrebbero formarsi durante una perdita di refrigerante nel VV, estraendo tali scarichi gassosi dal vuoto del serbatoio VVPSS e trasferendoli al Vent Detritiation System (VDS).

Figura 5
figura 5

PFD del sistema di soppressione della pressione del recipiente a vuoto.

Il modello dell’albero dei guasti è stato mostrato nelle Figg. 6, 7, 8 e 9.

Figura 6
figura 6

Albero dei guasti-1 del VVPSS.

Figura 7
figura 7

Albero dei guasti-2 del VVPSS.

Figura 8
figura 8

Albero dei guasti-3 del VVPSS.

Figura 9
figura 9

Albero dei guasti-4 del VVPSS.

Il modello dell’albero dei guasti stabilito in questo studio è stato analizzato da RiskA, un software di valutazione probabilistica integrata su larga scala della sicurezza sviluppato in modo indipendente dall’Istituto di tecnologia della sicurezza nucleare dell’Accademia cinese delle scienze. E ora, RiskA3.0 si è sviluppato fino a raggiungere uno stadio relativamente maturo, che è stato applicato con successo in molti programmi di ingegneria, come TQRM, ITER-TBM e EAST, ecc.10. I dati di affidabilità utilizzati nell’analisi sono mostrati nella Tabella 3.

Tabella 3 Dati di input per l’analisi dell’albero dei guasti per VVPSS.

L’analisi ha determinato che c’erano 44 combinazioni minime di set di taglio che potevano portare all’evento principale, tra cui c’erano 27 set di taglio di primo ordine e 17 set di taglio di ordine s. Le prime dieci combinazioni di cut set che hanno contribuito maggiormente al verificarsi dell’evento principale sono state mostrate nella Tabella 4.

Tabella 4 Set di taglio per VVPSS.

La tabella 4 mostra che i primi 10 set di taglio che hanno il maggiore impatto sull’evento principale sono tutti set di taglio di primo ordine, tra cui i primi tre collegano le valvole di sicurezza dei serbatoi di protezione da sovrapressione e altri sistemi. Nell’operazione successiva occorre prestare maggiore attenzione al collegamento delle valvole di sicurezza. La perdita di pipeline e di rottura del disco è un evento poco probabile, ma nel lungo periodo il suo guasto cumulativo non può essere ignorato; Il guasto del sensore all’interno del serbatoio di protezione da sovrapressione è al centro dell’attenzione anche durante il funzionamento successivo.

Secondo i risultati dell’analisi quantitativa, la probabilità che si verifichi il Top Event è 5,06E−5.

Per altri sistemi coinvolti nell’analisi dell’albero degli eventi, le condizioni di input per l’analisi dell’albero dei guasti non sono per il momento disponibili e come base di giudizio viene presa la probabilità di guasto del sistema coerente con la sua funzione. La relativa probabilità di guasto del sistema è mostrata nella Tabella 5.

Tabella 5 Dati di affidabilità parziale utilizzati in questo studio.

Analisi del rischio radiologico di un incidente con perdite all’interno di una nave

Al fine di valutare quantitativamente il rischio radiologico di incidenti con perdite intravasali. È necessario calcolare la dose dannosa causata dalle diverse condizioni di lavoro. La dose massima efficace personale di 1 g di trizio e 1 g di polvere a 800 m al di fuori dei confini dell’impianto è stata oggetto di riferimento “Problemi di sicurezza della fusione e impatto sulle esigenze di progettazione e ricerca e sviluppo”14. Il fattore di conversione della dose è stato mostrato nella Tabella 6. La dose di radiazioni per unità di massa dell’ACP si basa sulla dose massima di radiazioni di 3,1E−3 mSv/g fornita nel rapporto di analisi dell’incidente ITER per l’ambiente meteorologico più severo. La tabella 7 mostra le conseguenze radioattive e le frequenze di rilascio di perdite accidentali all’interno di navi in ​​condizioni meteorologiche medie.

Tabella 6 Riferimento al fattore di conversione della dose in questo studio.

Tabella 7 La frequenza e la frequenza per ciascuna sequenza di incidenti di perdite all’interno della nave.
 
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