Containment System of Generation III+ Nuclear Power Plants

21 
 
CHAPTER 1: INTRODUCTION 
25 
 
1.1  SCOPE OF THE DOCUMENT 
 
Fossil fuels represent the main energy source used  in the world by now, specially  in the developed 
countries, unfortunately is clear to everyone that the actual global energy system is not sustainable 
for several reasons: 
o Environmental impact: many studies highlighted the correlation of the CO2 concentration in 
the  atmosphere  and  the  global  warming  effect,  moreover  the  impact  of  the  extraction 
process may be extremely severe (e.g. the recent disaster in the Gulf of Mexico). 
o Availability and economics: oil reserves are limited, several previsions has been made on how 
long oil deposits will last for  and the range of time is of about 50‐80 years at present rate of 
consumption. Additionally the price will rise as the reserves decrease. 
o Policy: most of oil deposits are in countries with highly unstable governments. 
Moreover the increase in the world population associated to a general increase in individual energy 
needs, especially in countries with fast developing economy produce en exponential increase in the 
energy demand worldwide. 
Even  if a great effort has been and will be made  in the development of renewable energy sources, 
these are not sufficient to satisfy the energy needs. 
Nuclear  energy  can  play  a  key  role  in  this  circumstances:  in  fact  in  the  last  years  the  expression 
‘nuclear  renaissance’ has been used  to describe  the  renewed  interest of governments and electric 
companies in this technology. 
The main advantages of nuclear power plants compared to conventional fossil plants are: 
o Lower CO
2
 emissions: nuclear power plant do not produce CO
2
 or greenhouse gases during 
their operation. This is a good point from the environmental point of view and in the fulfilling 
of Kyoto targets.  
o Economical competitiveness: the production cost per kWh  is one of the lowest, comparable 
with coal power plants, moreover fuel cost is much more stable than oil and other fossil fuels 
and anyway  it counts only for about 20% of the production cost. Additionally these kind of 
plants  have  an  availability  factor  of more  than  90%.  This  features  are  very  attractive  for 
companies. 
Nuclear plant designers highly stressed safety topics in the design of the new plants which are going 
to be in operation in the next years, reaching higher safety levels compared to existing plants. 
26 
 
Safety related aspects are of extreme importance for public acceptance of this technology. 
The other  controversial aspect  is  the management of  the  spent  fuel:  this highly  radioactive waste 
shall be safely stored for many years, on the other hand  it must be noticed that the volume of fuel 
per MWh produced is extremely low compared to other energy sources. Different solutions has been 
proposed, form geologic disposal to transmutation. Improvement in new plants apply also to the fuel 
cycle, with a better efficiency in fuel use and a reduced production of long‐life actinides. 
Also  in  Italy  the government has decided  to allow again  the production of electricity with nuclear 
power plants, that was stopped following a referendum in 1987, after Chernobyl disaster.  
The consortium of ENEL and EDF is now investing in the construction of four nuclear power plants of 
new generation, the EPR technology. 
This work focus on a particular aspect of a nuclear power plant: the containment system. This system 
is composed of active and passive structures and components: the principal role of this system is the 
confinement  of  radioactive material  inside  the  reactor  building,  avoiding  possible  releases  to  the 
external environment, at the same time  it shields radiations and protects the reactor from external 
hazards such as explosions and impacts of objects. 
The functions of the containment system are deeply related with the safety of the plant, which  is a 
key aspect for the licensing process and for the public acceptance. 
The scope of this object is the examination of the containment system of the EPR, which is the type 
of plant already under construction in Finland, France and China and that is going to be built in Italy. 
Nuclear guidelines requirements will be presented and then the compliance of EPR design with these 
will be analysed.  
The  first  chapter  presents  the  principal  safety  concepts  applied  in  the  nuclear  field,  a  general 
description of the containment system and  its historical evolution, from the first power plants built 
to the new concepts and systems applied in the latest designs. A short explanation of the process and  
the main parameters  to be considered  in design  is given  to  introduce  the problem also  from more 
technical point of view.  
The  second  chapter  deals with  international  guidelines  and  requirements which  this  system  shall 
comply with: IAEA guidelines, EUR requirements and ASN/GRS guidelines. 
The  third  chapter  goes  through  EPR  containment  system,  with  a  presentation  of  systems  and 
structures  involved with a description of  their  technical and  functional  features. A presentation of 
other solutions used in containment system of generation III+ power plants is also given. 
27 
 
1.2  BASIC PRINCIPLES IN NUCLEAR SAFETY 
 
Nuclear  power  plants  are  some  of  the  most  sophisticated  and  complex  energy  systems  ever 
designed, moreover  risks  related  to  their  operation  are  high  because  of  the  possible  radioactive 
released to the environment if all safety barriers fail. 
From the safety point of view, adequate shielding and confinement of radioactive materials must be 
ensured  at  any  time  and  in  each working  condition.  An  accurate  examination  of  all  the  possible 
failure modes  is required  to design safety systems and ensure that  in any case catastrophic events 
are avoided. Safety systems can be intrinsic, passive or active: intrinsic safety systems are such that 
any deviation  from normal operation  is  contrasted by  the natural physic behavior  of  the  system 
passive  systems don’t need an external energy  source  to perform  their  function  (i.e.  they  rely on  
gravity, natural  convection, etc.) while  active  systems  are  all  the  systems which need  an external 
energy input for their activation and operation. 
The basic concepts of nuclear safety are widely accepted worldwide and implemented in design and 
operation  of  nuclear  power  plants,  these  are  the  concepts  of  defense  in  depth,  redundancy, 
diversification, physical separation, the fail safe principle and the concept of multiple barriers. 
1.2.1  DEFENCE IN DEPTH CONCEPT 
Defence in depth concept consists in the awareness that failures and errors may occur in the lifetime 
of a plant, and that successive lines of defence are necessary to cope with them. Defence in depth is 
implemented through design and operation to provide a graded protection against a wide variety of 
transients, incidents and accidents, including  equipment failures and human errors within the plant 
and events initiated outside the plant. 
The defence in depth concept comprises five levels: 
1. first  level: prevention. Provisions shall be  implemented  to prevent departures  from normal 
operation through a combination of intrinsic safety and design features, conservative safety 
margins and quality assurance in design, construction and operation; 
2. second  level: detection. Measure are taken to detect any deviation from normal operation, 
protection devices which make possible to detect and correct the effects of deviations from 
normal operation or the effects of system failures are provided  to ensure the integrity of the 
fuel cladding and of the Reactor Coolant Pressure Boundary (RCPB); 
28 
 
3. third level: protection. Systems and measures used to cope with incidents and  prevent their 
evolution  into  severe  accidents  by  providing  safeguard  systems,  protection  devices  and 
operating  procedures which make  possible  to  control  the  consequences  of  incidents  that 
may occur; 
4. fourth  level: control of severe accident conditions. Provisions  implemented to preserve the 
integrity  of  the  containment  and  enabling  the  control  of  severe  accidents.  Accident 
management may not be used to excuse design deficiencies at prior levels; 
5. fifth  level: mitigation.  Implementation of  actions  to  limit  the  radiological  consequences of 
potential releases of radioactive materials that may result from accident conditions aimed to 
protect the public, by providing measures for emergency control on‐ and off‐site. 
1.2.2  REDUNDANCY 
Redundancy  requires having more  than one  item  to perform  the same  function so  that  if one  fails 
there  is a backup, typically two to four component or systems are  installed  in parallel. This ensures 
that a safety system is always capable to perform its safety function.  
1.2.3  DIVERSIFICATION 
The  same  safety  function  shall be performed by  two or more  systems based on different working 
principles or  supplied by different energy  sources:  this principle protects  from  the possibility  that 
redundant systems can fail for a common cause. For  instance, reactor shut down can be done with 
control roads or with injection of borated water. 
1.2.4  PHYSICAL SEPARATION 
Systems and components which perform the same safety function must be located in different places 
and/or divided by physical barriers to avoid  a simultaneous failure due for example to a fire or an 
impact of an heavy object in one zone of the plant. 
1.2.5  “FAIL‐SAFE” PRINCIPLE 
Systems and components are designed in such a way to automatically move in their safer position in 
case of failure. 
1.2.6  MULTIPLE BARRIERS 
Several successive physical barriers for the confinement of radioactive material are put in place. For 
water reactors at the barriers confining the fission products are typically: 
29 
 
1. the fuel matrix
1
; 
2. the fuel cladding; 
3. the boundary of the reactor coolant system; 
4. the containment system. 
The public and the environment are protected primarily by means of these barriers, which may serve 
operational and safety purposes or safety purposes only. The defence in depth concept applies to the 
protection of their integrity against internal and external events that may jeopardize them. 
                                                            
1
 In some cases fuel matrix and cladding are considered as a unique barrier: in this case redundant barriers are three, but 
it’s just matter of definitions. 
  
30 
 
1.3  CONTAINMENT SYSTEM: HISTORICAL EVOLUTION 
 
Many radioactive products are contained inside nuclear power plants and provisions shall be taken to 
avoid their release to the environment. 
In  accordance  with  the  concept  of  defence  in  depth,  an  adequate  number  of  barriers  shall  be 
foreseen  to  ensure  that  an  extremely  low  quantity  of  radioactive materials  are  released  to  the 
environment  either under normal or incidental conditions that may be a consequence of ruptures or 
failures  in  the  plant.  These  barriers  are  listed  in  the  previous  paragraph  (multiple  barriers),  the 
subject of this work  is the  last barrier, the containment, with a more specific focus on the features 
regarding pressurized water reactors. 
The need for a safety containment was clearly underlined since the early development of the civil use 
of the nuclear energy, as stated in 10 CFR 50 appendix A: 
Criterion  50‐‐Containment  design  basis.  The  reactor  containment 
structure,  including  access  openings,  penetrations,  and  the 
containment  heat  removal  system  shall  be  designed  so  that  the 
containment  structure  and  its  internal  compartments  can 
accommodate, without exceeding  the design  leakage  rate and with 
sufficient  margin,  the  calculated  pressure  and  temperature 
conditions  resulting  from  any  loss‐of‐coolant  accident.  This margin 
shall  reflect  consideration  of  (1)  the  effects  of  potential  energy 
sources which have not been  included  in  the determination of  the 
peak conditions, such as energy in steam generators and as required 
by  §  50.44  energy  from metal‐water  and  other  chemical  reactions 
that may result from degradation but not total failure of emergency 
core cooling functioning, (2) the limited experience and experimental 
data  available  for  defining  accident  phenomena  and  containment 
responses, and  (3)  the conservatism of  the calculational model and 
input parameters. 
 
The  containment was  initially  considered as a passive  system, whose  role was determinant  in  the 
extremely  unlikely  case  of  an  accident  that would  jeopardize  the  integrity  of  the  other  barriers 
previously indicated. The most significant example is the loss of coolant accident (LOCA) caused by a 
rupture in the primary coolant circuit. 
31 
 
Containment was  initially  designed  to  cope with  internal  hazards,  in  particular  a  large  LOCA was 
assumed as the worse possible accident and then as a design basis accident. 
Anyway,  the presence of  the containment doesn’t allow  to a  relaxation of  the other measures  for 
safety  and  prevention  which  are  fundamental  for  safety  and  for  the  correct  application  of  the 
concept of defense in depth. 
Later  active  systems were  introduced  inside  containment  to  perform  safety  functions  in  case  of 
accident thus limiting the severity of the induced stress conditions and consequentially reducing the 
release  of  radioactive  substances  to  the  external  environment.  Example  of  these  systems  are 
spraying  systems  inside  and outside  containment,  filtration  systems,  steam  suppression pools,  ice 
condensers, etc. 
At this point is no more correct to refer to a container, but rather to a containment system. 
Later on,  it became clear that  in order to  increase safety  it was necessary to consider not only the 
risks  related  to  the  impact of  the plant on  the environment, but also  the possible  impacts of  the 
external environment on the system. 
In  this  sense  containment  system  is  a  component  particularly  significant,  being  on  one  side  a 
measure to reduce to the maximum extent possible the releases to the external environment and on 
the other side a protection of the nuclear island from external hazards due to natural events (strong 
wind, flooding..)  or human activities (airplane crash, explosions). 
The very well known accidents of Three Miles Island (TMI) and Chernobyl  are a clear demonstration 
of the  importance of this safety provision: the containment system of TMI, even  if not designed to 
withstand the occurrence of fusion of the core, was able to resist under those  load conditions and 
limited consistently  the  radioactive  releases  to  the environment.  In Chernobyl,  instead, which was 
basically without containment, releases to the environment were extremely high and caused a large 
contamination and high collective doses. 
These events outlined  also  that  the  fusion of  the  core,  considered  till  that point  an event  almost 
impossible, was an occurrence clearly not negligible and for this reason an adequate revision of the 
whole  safety philosophy was necessary.  For what  concerns  the  containment  system,  this  revision 
brought  to  modifications  that  could  allow  the  safeguard  of  the  environment  even  after  severe 
accidents with a consistent damage to the reactor core. 
A  substantial  agreement  can  be  observed  on  the  basic  design  requirements  of  the  containment 
systems of  the nuclear power plants in the Occidental countries, both for normal operation working 
conditions and for incidental conditions.  
32 
 
Here the definitions of severe accident (SA) and design basis accident or condition (DBA or DBC) must 
be introduced, which will be used in the rest of the document. Nuclear power plants are designed to 
withstand load conditions derived from possible accidents that may occur, accidents are divided into 
two main categories: severe accidents and design basis conditions relying on the frequency of their 
occurrence. 
Design basis conditions are, as stated  in EUR documents, Normal Operation,  Incident and Accident 
Conditions of  internal origin  for which the plant  is designed according to established design criteria 
and conservative methodology. The plant shall be able to keep working safely during the accident or 
restart without problems when the failure has been repaired; earthquakes, pipe breaks and airplane 
crash lead to this category. 
Severe accidents are events extremely unlikely to occur (probability less than 10
‐6
 yr
‐1
), for them EUR 
states: a specific set of accident sequences that goes beyond DBA, to be selected on deterministic and 
probabilistic basis and including:  Complex Sequences and  Severe Accidents. The plant is not required 
to be operable after such accidents, but  it shall be demonstrated that no severe consequences  for 
personnel and public occur. 
For each branch of reactor technology, systems are almost the same wherever  in the world, this  is 
also due to the fact that only a small number of companies in the world provide the nuclear island: 
AREVA, Westinghouse, Siemens, General Electric, Toshiba and Mitsubishi are the main. Containment 
systems  are  instead  quite  often  designed  by  different  architect  engineers  (  Gibbs  &  Hill,  EDF 
Tractebel, Ebasco and others) and the consequence  is that quite different containment systems are 
present even for the same kind of reactor, even if all of them have the same design philosophy. 
In general containment systems can be divided into the following main categories: 
a. Full pressure containment systems; 
b. Containment systems with provisions for pressure suppression; 
c. Subatmospheric pressure containment systems. 
The first solution is mainly used for PWRs, the second one has application both for PWRs and BWRs, 
while the third one is more specific for CANDU. 
A small description of  the most common kind of containment system  is reported hereafter, focusing 
on the ones used for pressurized water reactors. 
A very  intense research activity has been done and  it  is currently performed to reduce risks due to 
the use of nuclear energy and the social acceptance of this energy source. Fundamental trend  lines 
are oriented  to  further reduce the  frequency of occurrence of  severe accidents avoiding them  ‘by 
33 
 
design’ and to enhance containment systems making it able to withstand the loads caused by severe 
accidents with fusion of the core. 
In general,  full pressure  containment  systems are  simpler, but  large  free  volumes are  required  to 
limit  the  overpressurization  of  the  internal  environment  in  accidental  sequences.  Containments 
provided with  steam  suppression  systems allow a significant volume  reduction, but  they are more 
complicated.  The  choice  is  actually  strongly  influenced  by  economic  considerations,  view  that  all 
solutions are in principle adequate from the safety point of view.  
Among  the  newest  containment  systems,  two  different  tendencies  may  be  underlined: 
Westinghouse with  the  project  of  the AP‐1000  has  enhanced  to  the maximum  extent  the  use  of 
passive and  intrinsic  safety  systems aiming  to a  revolution of  the  current design, AREVA with  the 
project of  the EPR has used a more evolutionary philosophy  to design a new plant able  to ensure 
such  low  radioactive  releases  in  any  plant  conditions  that  evacuation  of  the  population  is  never 
required even in the most severe accidental occurrence. 
 
 
34 
 
1.3.1  FULL PRESSURE DRY CONTAINMENT SYSTEM 
In  this concept  (figure 1)  the primary  containment envelope  is a  steel  shell or a concrete building  
with  a  steel  liner  that  encompasses  all  components of  the  reactor  coolant  system under primary 
pressure. It is able to withstand the increases in pressure and temperature that occur in the event of 
any design basis accident, especially a LOCA. The atmospheric pressure in the containment envelope 
is usually maintained at a substantial negative gauge pressure during normal operations. 
Energy management in the building can be accomplished by an air cooler system or by a water spray 
system.  In addition,  the  free volume of  the containment and  the  structural heat  sinks are used  to 
limit peak pressures and temperatures in postulated accidental conditions. 
 
 
 
Figure 1: schematic diagram of a full pressure dry containment for a PWR: 1, containment; 2, containment 
spray system; 3, filtered air discharge system; 4, liner