Elaboración de una guía técnica para la calificación sísmica de equipos y componentes (eléctricos, mecánicos e I&C) relacionados con la seguridad para las CCNN de Ascó y Vandellós II en cumplimiento con 10CFR50 apéndice B, NUREG-800 (SRP), IS-27, RG-1.29, RG-1.97 y RG-1.100, integrando el concepto de margen sísmico (RLE) establecido por NUREG-1407, en aquellos equipos y componentes que así lo requieran
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Tipus de documentProjecte Final de Màster Oficial
Data2020-07-16
Condicions d'accésAccés restringit per decisió de l'autor
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Abstract
El presente trabajo final de máster se realiza con objeto de establecer una guía técnica en la Asociación Nuclear Ascó - Vandellós II, AIE para llevar a cabo la calificación sísmica de equipos y componentes relacionados con la seguridad, de categoría sísmica 1, en cumplimiento con las bases de licencia de las centrales nucleares (CCNN) de Ascó y Vandellós II.
La calificación sísmica se desarrolla en base a requisitos normativos de distinto nivel, de ámbito nacional e internacional, a aplicar en instalaciones nucleares, donde destaca la Instrucción de Seguridad IS-27 Rev.1 [5] sobre criterios generales de diseño (trasladada del apéndice A del 10CFR50 [2]), la Instrucción de Seguridad IS-26 Rev.0 [23] sobre requisitos básicos de seguridad nuclear, el apéndice B del 10CFR50 [3] sobre criterios de garantía de calidad y la guía reguladora RG-1.100 Rev.1/2 [7] [8] sobre calificación sísmica de equipos. Se define el marco regulatorio de aplicación para ambas CCNN y acorde a la RG-1.29 Rev.3/4 [6] sobre clasificación de diseño sísmico, se procede con la clasificación de equipos y componentes que deben ser diseñados como categoría sísmica 1 para soportar los efectos del terremoto base de diseño (SSE).
La calificación sísmica de equipos y componentes exige que todos aquellos que estén relacionados con la seguridad, diseñados como categoría sísmica 1, deben permanecer funcionales ante el máximo movimiento vibratorio del suelo provocado por el SSE, con objeto de: asegurar la integridad de la barrera de presión del refrigerante del reactor, ser capaces de parar el reactor manteniéndolo en condición de parada segura e impedir o mitigar las consecuencias de accidentes que pudieran causar exposiciones a dosis de radiación en el exterior de la central, superiores a las indicadas en el 10CFR100 “Reactor Site Criteria” [1].
La calificación sísmica se lleva a cabo mediante análisis, ensayos, o combinación de ambos según se establece en la norma principal de calificación sísmica IEEE 344 [9] avalada por la RG-1.100 Rev.1/2 [7] [8]. El objetivo es evidenciar que un equipo o componente puede realizar su función de seguridad bajo condiciones de un evento base de diseño (DBE).
Por último, se integra en la calificación sísmica el concepto de margen sísmico establecido por NUREG-1407 “Procedural and Submittal Guidance for the Individual Plant Examination of External Events (IPEEE) for Severe Accident Vulnerabilities” [10] y desarrollado por EPRI en documento NP-6041-SLR1 “A Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin” [11]. El objetivo es el de garantizar el funcionamiento o integridad de equipos y componentes ante solicitaciones sísmicas que van más allá a las consideradas en el diseño original de la planta.
TitulacióMÀSTER UNIVERSITARI EN ENGINYERIA DE L'ENERGIA (Pla 2013)
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