nt-01-11 consideraciones sísmicas en el diseño de las centrales nucleares

7/23/2019 NT-01-11 Consideraciones Ssmicas en El Diseo de Las Centrales Nucleares

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Abril de 2011 Pag. 1/10

Sociedad Nuclear EspaolaComisin Tcnica Juan Garca-Monge Fernndezwww.sne.es [email protected]

CONSIDERACIONES SSMICAS EN ELDISEO DE LAS CENTRALES NUCLEARES

Juan Garca-Monge (IE University. School of Architecture)

El proyecto de instalaciones nuclea-

res en Espaa, incluye entre otrosrequisitos, ha de justificar la capaci-dad para realizar las funciones deseguridad necesarias, durante y trasla ocurrencia de la mxima solicita-cin ssmica esperada en el empla-zamiento. Este criterio, aplicable alas centrales nucleares, es igual-mente aplicable con sus requisitosespecficos, a otras instalacionesnucleares como almacenes de resi-duos radiactivos.

La metodologa seguida en la califi-cacin ssmica de las instalacionesnucleares sigue la recomendacionesestablecidas en la normativa deEE.UU. tanto por ser el pas origende la mayor parte de los suministra-dores principales del NSSS de lascentrales espaolas como por ser la

ms completa de las establecidas,habiendo sido adaptada a la norma-tiva del OIEA y aceptada en todoslos pases.

En esta Nota Tcnica se pretendeuna aproximacin a los criterios se-guidos en la calificacin ssmica delas centrales nucleares en Espaa.

Terremotos de diseo. SSE y

OBE

La capacidad ssmica de la plantadebe justificarse para dos nivelesssmicos, uno de bajo nivel, deno-minado OBE o de operacin y otrode seguridad SSE.

El OBE (Operating Basis Earthqua-ke) es aqul para el que debe pro-yectarse la planta de tal forma quepermanezca funcional. Es decir,debe considerarse bsicamentecomo un criterio econmico al ga-rantizar que tras este sismo (y unavez realizada una evaluacin delestado de la central) puede conti-nuar la operacin normal de la plan-ta.

El SSE (Safe Shutdown Earthqua-

ke) es con el que deben proyectarselas estructuras, sistemas y compo-nentes relacionados con la seguri-dad de la planta, para que se garan-tice la integridad de la barrera depresin del refrigerante y la capaci-dad de apagar el reactor y mante-nerlo en condicin segura.

Otra interpretacin ms prctica delsignificado de estos terremotos de


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diseo es que el SSE es el terremo-to mximo previsible en el empla-zamiento considerando para ellotodos los condicionantes como lahistoria de terremotos ocurridos,

sismologa, tectnica, geologa to-dos ellos tanto en el entorno delemplazamiento como en un radiomas amplio (hasta 320 km). Por elcontrario el terremoto OBE ser elmximo probable durante la vida dela central. La dificultad de determi-nar el nivel de este ltimo, hace quese admita un valor mitad del corres-pondiente al SSE.

En el proyecto de una central nucle-ar los terremotos de nivel OBE seconsideran suceden varias veces(de 2 a 5) antes de la ocurrencia delterremoto de nivel SSE, es decirproducen una fatiga previa al sismode diseo.

Sismicidad aplicada a los empla-zamientos de instalaciones nu-cleares

En toda normativa internacional lasismicidad se define en porcentajesde aceleracin debida a la grave-dad, dado que este coeficiente deaceleracin permite estimar lasfuerzas inerciales mediante su apli-cacin a la masa de los elementos.

Tanto la pennsula ibrica como las

islas Canarias y Baleares son desismicidad baja. Incluso las zonasconsideradas muy ssmicas comoes el Sur-Este, tienen asignados, deacuerdo con la Norma Sismorresis-tente Espaola NCSE-02, valoresssmicos inferiores a 0,3g (desde elpunto de vista de los efectos quecausan, se consideran de baja sis-micidad valores por debajo de 0,3g,media sismicidad con valores entre

0,3 y 0,5g y alta por encima de steltimo valor).

Las centrales nucleares espaolasse sitan en zonas de muy baja

sismicidad, siendo Cofrentes la demayor coeficiente de acuerdo condicha norma a la que se asigna unnivel de 0,06g seguida de Asc yVandells con 0,04g. El resto, Alma-raz, Garoa o Trillo, se sitan enzonas para las que la Norma NCSE-02, no requiere evaluacin ssmica(evidentemente esta norma aplica ala edificacin y otra obra civil, perono a instalaciones nucleares). Sin

embargo la investigacin ssmolgi-ca especfica para estos emplaza-mientos asigna valores muy supe-riores como es 0,2g para Vandellos,0,17 para Cofrentes y 0,13g paraAsc, es decir en el peor de los ca-sos mas del triple de lo que exige lanorma NCSE-02 para edificacin,obra pblica o instalaciones indus-triales. En la siguiente figura semuestran las zonas de concentra-cin de sismos en la pennsula y lasituacin de las centrales nucleares.

Figura 1.- Registros de terremotos en la pennsula ysituacin de las planta nucleares

Con objeto de tener un orden demagnitud adecuado sobre el signifi-cado del nivel ssmico mencionado,necesario para cualquier proyectistaprevio a un anlisis basado en esasmagnitudes, es conveniente relacio-


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nar los niveles ssmicos menciona-dos con los efectos que pueda cau-sar, puesto que el sentimiento sobrelos efectos en las estructuras e ins-talaciones tras un terremoto, puede

estar deformado por las imgenesque ofrecen los medios de comuni-cacin, que lgicamente se refierena aquello que colapsa y no a lo quese comporta adecuadamente. Engeneral y al referirse a un terremotose habla de su magnitud en la esca-la de Richter, que define la energaliberada por el terremoto. Ms intui-tiva es la de intensidad de Mercallimodificada, basada en los efectos

producidos por el sismo. La relacinentre ambas escalas se incluye enla siguiente tabla:

Neumann estableci la relacin en-tre intensidad y nivel de aceleracina nivel del suelo segn se puede veren la siguiente figura (obsrvese laescala logartmica que implica unaumento exponencial al pasar degrado en la escala)

Figura 2.- Correspondencia intensidad de Mercalli /aceleracin segn Neumann

De acuerdo con ello, los efectos delsismo mximo aplicable a una cen-tral nuclear espaola, correspon-der en la escala de Mercalli a ungrado entre VII y VIII, cuyos efectos

son los siguientes (Considrese enlo siguiente la mampostera A comoaquella edificacin proyectada es-tructuralmente para resistir esfuer-zos laterales y la B como bien cons-truida pero no proyectada en detallepara resistir fuerzas laterales. Las Cy D son construcciones de baja cali-dad).

Grado VII: Es difcil permanecer de

pie. Lo notan los conductores deautomvil. Los objetos colgadostrepidan. Los muebles se rompen.Daos en la mampostera D, inclu-yendo grietas. Las chimeneas dbi-les se rompen por su base. Caenlos aplanados, los ladrillos se aflo-jan; las piedras, revestimientos, cor-nisas, los parapetos sin contrafuer-tes y los ornamentos arquitectnicostambin caen; Algunas grietas en lamampostera C. Olas en los estan-ques; agua turbia con lodo. Peque-os deslizamientos y derrumbes enlos bancos de arena o de grava. Lascampanas grandes repican. Se da-an los canales de riego.

Grado VIII: Se afecta la conduccinde automviles. Se daa la mam-postera C; colapso parcial. Algn

dao a la mampostera B; ninguno ala mampostera A. Caen los apla-nados y algunos muros de mampos-tera. Cada y torsin de chimeneasde las casas y de las fbricas, mo-numentos, torres y tanques eleva-dos. Las casas con estructura demadera salen de sus cimientos si noestn ancladas; los muros de relle-no son arrojados hacia fuera. Lospilotes podridos se quiebran. Las

Richter

(Magnitud)1 2 3 4 5

Mercalli

(Intensidad)I II III

IV

V

VI

VII

Richter

(Magnitud)6 7 8 9

Mercalli

(Intensidad)VIII IX

XXI XII

0.01

0.1

1

Modified Mercally Intensity Scale

MaximunHorizontalAccelerationg's

Ja

Jb

N

Ja

co

pr .

rat .

IV V VI VII VIII IX X

.

.

Note

Ja is preserving the 2 to 1

common ratio in the geometric

progression. Jb has a reduced

ratio of 1.5 to 1

I I I I I II I


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ramas se desprenden de los rbo-les. Cambio en el caudal y tempera-tura de los manantiales y pozos.Grietas en terreno mojado y en talu-des inclinados.

En definitiva, para los niveles ssmi-cos asignados a las instalacionesnucleares espaolas no se esperanefectos significativos en estructurasbien construidas y proyectadas parasoportar cargas dinmicas, o lo quees lo mismo, para las correspon-dientes a instalaciones nucleares.

Metodologa seguida en la califi-

cacin ssmica de instalacionesnucleares en Espaa

La calificacin ssmica en las cen-trales nucleares espaolas se aplicaa todas las estructuras, sistemas ycomponentes relacionados con laseguridad, as como a aquellos queno sindolo, si se produce su fallopuede afectar a la funcin de segu-ridad de las anteriores y a ciertosequipos de monitorizacin de acci-dente.

Figura 3.- Tpica estructura basada en muros y losas

Estructuras

El primer factor a considerar en unproyecto sismorresistente de estruc-turas es que su tipologa estructural

sea adecuada para soportar estetipo de solicitacin, siendo en estecaso el proceso de anlisis matem-tico un mero trmite para comprobarsu capacidad. Las caractersticasson bsicamente simetra, sistemaestructural que transmita adecua-damente las fuerzas horizontales, ydistribucin de masas preferible encotas inferiores. Las estructuras queconforman los edificios de seguridad

de las plantas espaolas cumplenadecuadamente este requisito alcorresponder su tipologa estructurala la definida por la accin combina-da de losas y muros de cortante(estructura en cajn).

Su capacidad se ve adems aumen-tada a causa de otros requisitos noestructurales como son blindaje ycontencin, que obligan a un espe-sor de muros, losas y forjados muy


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superior a aquel que en buenaprctica sera el adecuado para losniveles ssmicos esperados.

El proceso de anlisis ssmico de

los edificios corresponde a anlisismodal con espectro de respuesta enel dominio de la frecuencia, utilizan-do un modelo del edificio que inclu-ya la interaccin dinmica suelo-estructura. La solicitacin de parti-da, espectro de respuesta a campolibre, corresponde a los propuestosen la US NRC RG 1.60, desarrolla-dos por Newmark, Blume y Kapur(1973), ms conservadores que los

de la normativa espaola de edifica-cin (o incluso la correspondiente aEE.UU. en la costa Oeste, como esel UBC) y no permitiendo en ningncaso reduccin por ductilidad, esdecir no se admiten estados plsti-cos.

Figura 4a. Modelo dinmico de elementos finitos de unedificio

El resultado del anlisis ssmico se

combina con los obtenidos paraotras solicitaciones (peso propio,sobrecargas, temperatura, presin,etc.) mediante combinaciones decarga que tienen en cuenta en suscoeficientes de seguridad la proba-bilidad de ocurrencia simultnea deestas cargas. Estas combinacionesde carga se obtienen de normativade origen EE.UU (ACI, ASME) dadoque la nacional (EHE) no contempla

explcitamente casos extremos co-mo los que se consideran en el pro-yecto de instalaciones nucleares(por ejemplo limita su campo deaplicacin a temperaturas inferiores

a 70C. Existe un borrador de nor-ma EHE para instalaciones nuclea-res que contempla estos casos, pe-ro no tenemos noticia de que hayasido publicada.

Un punto fundamental en el anlisisssmico de los edificios es la deter-minacin de los espectros de res-puesta de piso, dato imprescindiblepara la posterior calificacin ssmica

de los equipos, sistemas y compo-nentes de la central. Para este an-lisis se utiliza el mismo modelo ma-temtico que el derivado para elanlisis estructural pero este casose resuelve por el mtodo del Time-History igualmente en el dominio de

Figura 4b. Representacin del primer modo de vibra-cin

la frecuencia, determinando los ace-

lerogramas de piso cuya integracinresulta en los espectros de respues-ta.

Sistemas

Los sistemas considerados en elanlisis ssmico de las instalacionesnucleares son las tuberas, conduc-tos de ventilacin y aire acondicio-nado (CVAA), bandejas de cables


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elctricos, conductos elctricos(conduits) y otras tuberas (tubing).

El anlisis ssmico de los sistemasde tuberas se incluye dentro del

anlisis global de la lnea (pipestress analysis) de acuerdo con losrequisitos del cdigo ASME. Delmismo modo que para las estructu-ras de los edificios, el anlisis modalcon espectro de respuesta definelos esfuerzos ssmicos, que encombinacin con otros aplicablesdefinen los resultantes en la tuber-as y los que transmiten a sus so-portes. Un aspecto importante en

este anlisis es la limitacin de ace-leraciones en los puntos en que semontan las vlvulas de tal formaque se eviten niveles para los questas no estn calificadas. En elcaso de tuberas enterradas, dondela amplificacin ssmica no puededarse al estar confinada por el pro-pio terreno, los esfuerzos ssmicosse derivan bajo el supuesto de queel suelo que la rodea impone lasmismas deformaciones que las on-das ssmicas imponen al terreno. Lacalificacin ssmica de los sistemasCVAA, bandejas, conductos y otrastuberas, se basa en definir separa-ciones admisibles entre soportespara las que mediante mtodos deanlisis o ensayo, se ha justificadola capacidad de los conductos obandejas, para las cargas ssmicas

esperadas. El montaje no superardicha longitud, utilizando para ellosoportes tpicos o especiales anali-zados para resistir los esfuerzosque les transmitan las bandejas oconductos.

Componentes

Todos los equipos mecnicos, elc-tricos o de instrumentacin requie-

ren un proceso de calificacinssmica individual. Los mtodos,requisitos y condicionantes de califi-cacin ssmica de equipos admiti-dos de forma general, se desarro-

llan en la norma IEEE-344 Re-commended Practices for SeismicQualification of Class 1E Equipmentfor Nuclear Power Generating Sta-tions, siendo su metodologa apli-cable a cualquier tipo, independien-temente de que sean o no compo-nentes elctricos.

De acuerdo con dicha normativa, elmtodo preferido es el ensayo

dinmico con excitacin ssmicasimulada. Admite el anlisis si susresultados en tensiones y deforma-ciones son suficientes para justificartanto la integridad estructural comola correcta funcin de seguridad.Este ltimo criterio es adecuadopara equipo mecnico, cuya califi-cacin por ensayo es inviable engran nmero de ensayos por su ta-mao. Para equipo elctrico aunquecon alguna excepcin, es prctica-mente obligada la calificacin porensayo, incluso para elementos me-ramente estructurales como son lascabinas y armarios elctricos, que alincorporar componentes elctricossensibles a la excitacin dinmica ypor tanto a la frecuencia con quevibra la cabina que los aloja, exigeun ensayo de comprobacin de los

resultados del anlisis caso de utili-zar dicho mtodo.

El equipo mecnico y algunos elc-tricos como motores o transforma-dores, al ser inherentemente robus-tos, admiten calificacin ssmica poranlisis dinmico, partiendo de unmodelo matemtico que recoja suscaractersticas geomtricas y derigidez detallando aquellos elemen-


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Figura 5.- Anlisis de un equipo mecnico

tos mviles cuya deformacin pudie-ra producir malfuncin al superarse

las tolerancias admitidas (rotores enbombas, ejes y yugo de vlvulas,etc.) producindose consecuente-mente choques o rozamientos entrelas partes fijas y mviles. El modeloas creado se analiza tanto paracargas dinmicas como para otrassolicitaciones propias de su funcin,combinndose los resultados.

El mtodo de ensayo implica situar

un equipo igual al que se pretendecalificar, incluyendo todos sus com-ponentes, en instalaciones de ensa-yo adecuadas que simulen la exci-tacin ssmica esperada en el puntode montaje en la planta. Antes, du-rante y despus del ensayo secomprueba la funcin de seguridadasignada al equipo. En particular,

durante el ensayo se controla dichafuncin, obligndole si as se requie-

re, a arrancar, parar, cambiar deestado, etc., midiendo tiempo deoperacin, continuidad elctrica yposibles saltos de contacto durantelos ensayos, con objeto de compa-rar con lo obtenido en los ensayosprevios y posteriores al ssmico.

Figura 6.- Montaje y control del ensayo de un equipode Inabensa en los laboratorios de Virlab (San Sebas-tin)


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Consideracin de sucesos inicia-dos por un sismo

Como consecuencia de un sismo(no necesariamente como suceso

iniciador) podra producirse la prdi-da de alimentacin exterior, por tsu-namis o por fallo de presas aguasarriba de la central.

La prdida de alimentacin elctrica(blackout) es una de las situacionesprevistas en el proyecto de una ins-talacin nuclear en Espaa. Paraello se disponen los generadoresdiesel y bateras. Estos sistemas se

incluyen en la lista de equipos a ca-lificar, por lo que aplica lo antes di-cho sobre calificacin de sistemas ycomponentes.

Los tsunamis son sucesos que slopueden darse en centrales prximasal mar. En Espaa la nica suscep-tible a este fenmeno es VandellsII. No obstante los tsunamis propiosdel Mediterrneo son de muy bajaenerga, y en el caso de CN Van-dells de mnimo efecto al estar lacentral muy elevada respecto al ni-vel del mar (21m s.n.m), incluyendoen esa cota, el nuevo sistema derefrigeracin de emergencia.

Respecto al colapso de presasaguas arriba de las centrales, esuna situacin que podra darse en

plantas situadas en las proximida-des de ros. Esta situacin se estu-dia de dos formas: En primer lugarmediante un anlisis ssmico es-pecfico de las presas situadasaguas arriba de la central (indepen-dientemente del realizado durante elproyecto original de la presa, consi-derando sismos ms desfavorablesque los recogidos en la normativade presas). Se utiliza para ello la

ltima tecnologa en cdigos de or-denador que consideran la interac-cin dinmica suelo-presa-fluido.Adems del estudio de integridad dela presa, se supone el caso que es-

ta fallase (anlisis equivalente alque exige Proteccin Civil para to-das las existentes), estudiando laavenida, nivel que alcanzaran lasaguas y tiempo que se dispone an-tes de la llegada de la avenida,permitiendo desarrollar un procedi-miento de actuacin que permitatomar las medidas que resultarannecesarias.

Mantenimiento del proceso decalificacin ssmica

Tan importante es la calificacin dela central durante la fase de proyec-to y construccin como su manteni-miento durante la vida de la central.El proceso seguido utiliza los mis-mos principios y criterios aplicadosen la fase inicial para cualquier mo-dificacin o sustitucin de sistemasy componentes. Debe observarseque a causa de la falta de nuevosproyectos nucleares la mayor partede fabricantes y suministradoreshan abandonado la industria nuclearlo que dificulta la adquisicin deelementos ssmicamente calificadoscon sello nuclear. Este problema sesolventa con el proceso de dedica-cin que permite elevar el grado de

elementos comerciales a grado nu-clear. No obstante, y en lo que serefiere al proceso de calificacinssmica de estos componentes, noexiste diferencia con lo hasta aquapuntado.

Desde un punto global de la califi-cacin de la planta, se procede auna evaluacin peridica de su es-tado. La metodologa seguida est


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basada en la investigacin realizadapara el grupo de propietarios SQUG(Seismic Qualification UtilitiesGroup) durante los aos 80-90 delsiglo pasado, sobre el comporta-

miento de las estructuras, sistemasy componentes, no necesariamentede la industria nuclear, al soportarterremotos reales o bases de datosde los resultados de ensayos, conobjeto de verificar la capacidadssmica de aquellas plantas nuclea-res con fecha de construccin ante-rior al desarrollo de un procedimien-to de calificacin ssmica de comnaceptacin. Los conceptos bsicos

de esta metodologa se han utiliza-do para desarrollar un procedimien-to aplicable a la evaluacin peridi-ca de las plantas, incluido dentro delprograma IPEEE (Individual PlantEvaluation for External Events).

Junto con otras actividades relativasa recopilacin y anlisis de la do-cumentacin ssmica generada du-rante el periodo a causa de modifi-caciones y mejoras, la actividadprincipal es la evaluacin del estadoreal de la planta mediante recorridosde inspeccin (walkdown), identifi-cando posibles puntos dbiles enlas estructuras, sistemas y compo-nentes necesarios para la parada dereactor. Es prioritaria la identifica-cin, montaje y evaluacin ssmicade todos los rels y contactos, sea-

lando para su sustitucin aquellosmodelos conocidos por su baja ca-pacidad ssmica. La inspeccin de-be identificar igualmente aquellosequipos con anclajes o estructurade baja capacidad estructural, de-fectos de montaje de los componen-tes incluidos en el equipo, interac-ciones por proximidad de equiposque pudieran dar lugar a choques,elementos mal soportados que pu-

dieran caer sobre equipos (lumina-rias), existencia de elementos suel-tos (mesas de trabajo, andamios,herramientas etc.) que en caso desismo pudieran deslizarse o volcar

produciendo impactos en equiposde seguridad, as como cualquierdeficiencia que a juicio del equipoevaluador pudiera afectar a la segu-ridad de la planta.

Como consecuencia de la evalua-cin y si existieran, se informa sobrelos puntos dbiles (outliers) encon-trados y su propuesta correctora, detal forma que sean solucionados en

el menor plazo posible.

En las primeras evaluaciones de lascentrales espaolas participaronenlas revisiones como homlogos(peer reviews) los ingenieros R.P.Kennedy y M.K. Ravindra, principa-les investigadores en el desarrollode esta metodologa, cuyas conclu-siones respecto a las plantas espa-olas confirman un proyecto ssmicoadecuado.

Figura 7.- R.P. Kennedy y A. Barrios durante las acti-vidades del IPEEE de CN Vandells II


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Conclusiones

En los proyectos de las instalacio-nes nucleares espaolas se ha con-siderado un proceso de calificacin

ssmica de estructuras, sistemas ycomponentes relacionados con laseguridad utilizando unos nivelesssmicos superiores a los normal-mente exigidos en la normativa apli-cable a la construccin civil, justifi-cando el cumplimiento con las fun-ciones de seguridad mediante unametodologa combinada de anlisisy ensayos dinmicos de comnaceptacin a nivel mundial.

El nivel ssmico alcanzado en la fa-se del proyecto y construccin seaplica tambin a las modificacionesde diseo, mantenindose durantela vida de la planta mediante eva-luaciones peridicas que considerantanto las modificaciones y mejorasrealizadas como el estado generalde la planta.

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