Análisis dinámico in situ de transmisores de presión capacitivos

Los sensores de presión capacitivos tipo Rosemount son ampliamente utilizados en las centrales nucleares para la medida de la presión, el caudal y el nivel. Están unidos a las líneas de proceso de la central mediante líneas sensoras siendo el mantenimiento del sistema sensor-línea fundamental para mantener la seguridad en la planta. La vigilancia in situ del sistema en su conjunto, sensor-línea, se suele realizar mediante la medida del tiempo de respuesta del transmisor de presión con las técnicas de análisis de ruido. Sin embargo, determinadas averías como la pérdida de aceite de su cámara interna no son detectables por medio de la medida del tiempo de respuesta, ya que éste apenas varía su valor en una fase incipiente del síndrome. No obstante, la mejora de la descripción dinámica del sensor podría servir para detectar dichas averías. En laboratorio se ha demostrado que la función de transferencia del sistema sensor-línea puede tener más de un polo real, y en consecuencia, el modelo de tres polos (dos polos complejos conjugados y uno real) utilizado hasta ahora en otros trabajos podría sustituirse por uno de cuatro o incluso cinco. En este trabajo se propone utilizar técnicas de vigilancia in situ basadas en el análisis de ruido y en el Dynamic Data System para ampliar la descripción dinámica del sensor y con ello mejorar las posibilidades de diagnóstico de averías como el síndrome de la pérdida de aceite del sensor en fases incipientes. Se han analizado varias medidas de planta con la metodología propuesta y se muestran los resultados obtenidos.

Vigilancia por análisis de ruido de los sensores de temperatura

En este proyecto se van a aplicar las técnicas de análisis de ruido para caracterizar la respuesta dinámica de varios sensores de temperatura, tanto termorresistencias de platino como de termopares. Estos sensores son imprescindibles para él correcto funcionamiento de las centrales nucleares y requieren vigilancia para garantizar la exactitud de las medidas. Las técnicas de análisis de ruido son técnicas pasivas, es decir, no afectan a la operación de la planta y permiten realizar una vigilancia in situ de los sensores. Para el caso de los sensores de temperatura, dado que se pueden asimilar a sistemas de primer orden, el parámetro fundamental a vigilar es el tiempo de respuesta. Éste puede obtenerse para cada una de las sondas por medio de técnicas en el dominio de la frecuencia (análisis espectral) o por medio de técnicas en el dominio del tiempo (modelos autorregresivos). Además de la estimación del tiempo de respuesta, se realizará una caracterización estadística de las sondas. El objetivo es conocer el comportamiento de los sensores y vigilarlos de manera que se puedan diagnosticar las averías aunque éstas estén en una etapa incipiente. ABSTRACT In this project we use noise analysis technique to study the dynamic response of RTDs (Resistant temperature detectors) and thermocouples. These sensors are essential for the proper functioning of nuclear power plants and therefore need to be monitored to guarantee accurate measurements. The noise analysis techniques do not affect plant operation and allow in situ monitoring of the sensors. Temperature sensors are equivalent to first order systems. In these systems the main parameter to monitor is the response time which can be obtained by means of techniques in the frequency domain (spectral analysis) as well as time domain (autoregressive models). Besides response time estimation the project will also include a statistical study of the probes. The goal is to understand the behavior of the sensors and monitor them in order to detect any anomalies or malfunctions even if they occur in an early stage.

Simulación de registros sísmicos a partir de espectros de diseño

La simulación de registros sísmicos, compatibles con espectros medios de diseño, se ha convertido en una necesidad en los últimos años, debido principalmente a su exigencia en la norma de regulación del cálculo de centrales nucleares. En este trabajo se presentan distintas posibilidades de realización de esta simulación, así como una comparación entre ellas, apareciendo como una alternativa efectiva a los métodos clásicos la utilización del contenido de fase de los seismos reales. Mediante ello se establece un procedimiento que elimina la arbitrariedad que supone el uso de una función envolvente para definir la característica no estacionaria del registro. Los distintos métodos son descritos detalladamente, así como la influencia de los diferentes parámetros que intervienen en cada uno de ellos. Por último se presentan algunos ejemplos numéricos = The simulation of spectrum-compatible earthquake time histories, has been a need since the beginning of the development of earthquake engineering for complicated structures. More than the safety of the main structure, the analysis of the equipment (piping, rackes, etc.) can be assesed only on the basis of time-histories of the floor in which they are contained. This paper presents several alternatives to the generation of sinthetic time histories and the use of the distribution of the differences among the phase-angles is demonstrated to be a useful tool to simulate the nonstationarity of the process. Thorugh the paper an extensive use is made of the F.F.T. algorithm.

Problemas de interacción terreno-estructura II

En este capítulo se pretende estudiar el efecto combinado de las características elásticas y de inercia del terreno y la estructura sobre él construida. Desde el punto de vista de esta última, los efectos más llamativos son la alteración de los valores de las frecuencias aparentes, debido justamente a la participación del suelo en el fenómeno vibratorio, y del amortiguamiento general pues la radiación de energía y el amortiguamiento propio del suelo tienen unos valores importantes cuando se comparan con los propios de la estructura. Ambos fenómenos tienen lógicamente su reflejo en el valor de las amplitudes del movimiento, que serán distintas de las que se producirían en el caso de base rígida. El fenómeno era conocido desde antiguo por los constructores de cimientos de máquinas y su consideración en otras construcciones se ha producido cuando se ha ido a estructuras singulares como rascacielos, centrales nucleares, etc. En este sentido los primeros resultados llamativos fueron los presentados por AKINO,OTA y YAMAHARA (1969) donde se comunicaban los resultados obtenidos de la instrumentación de pequeños modelos muy rígidos de edificios de contención de reactores. Los registros obtenidos en ensayos forzados con vibradores, así como los resultados de pequeños terremotos reales indicaban diferencias apreciables del movimiento del suelo según la cota de observación, con lo que se planteó el problema de elegir cuál debería escogerse para analizar el modelo matemático de la realidad. Desde entonces han sido numerosísimos los trabajos de investigación del tema; trabajos que, al coincidir con el desarrollo de los nuevos métodos de cálculo, los han usado e impulsado a perfeccionarse. Paradójicamente el resultado final es la existencia de varias escuelas de pensamiento que, impulsadas por razones extracientíficas, han radicalizado sus diferencias. Con ello el establecimiento objetivo de un estado del arte actual es realmente dificil como lo prueba la tendencia fluctuante de la normativa yankee, al respecto.

Respuesta sísmica de suelos estratificados en régimen no lineal

La importancia que presenta la respuesta del suelo sobre el que se ubica una estructura ante un posible movimiento sísmico, así como la interacción suelo-estructura en terrenos blandos, son cuestiones que adquieren especial relevancia en el diseño de obras especiales como son las centrales nucleares. Ello exige un conocimiento previo de las características de amplificación del suelo, al cual se dedica este artículo.

Estudio de la refrigeración de una piscina de combustible gastado con un código CFD

Tras el accidente nuclear de Fukushima se demostró que las piscinas de combustible gastado en las centrales nucleares ven comprometida su refrigeración a largo plazo en caso de una pérdida total de energía eléctrica (SBO), ya que si experimentan un SBO de larga duración no existen a priori sistemas para mantener la refrigeración de los elementos combustibles que no dependan de los diésel de emergencia o de la red externa. En este trabajo se ha estudiado la refrigeración de una piscina de combustible gastado con el programa CFD STAR-CCM+, tanto en condiciones normales como en caso de pérdida del sistema de refrigeración. Posteriormente se ha evaluado la misma mediante el empleo de sistemas pasivos que permiten refrigerar los elementos combustibles durante cierto tiempo tras la pérdida del sistema de refrigeración y de una manera pasiva. De esta manera se consigue cierto margen antes de la entrada en ebullición del agua de la piscina, mejorándose por tanto la refrigeración de la misma. ABSTRACT. After the Fukushima nuclear accident, it was proved that the cooling of the current spent fuel pools are not sure for long term in case of a Station Blackout (SBO) Accident. If a long lasting blackout SBO occurs there are no systems available to keep cooling the spent fuel assemblies that do not rely on diesel generators or the external grid. During this thesis, the author has studied the spent fuel pool cooling, in ordinary conditions and if the spent fuel pool loses its cooling system, using the CFD program STAR-CCM+. Afterwards, the spent fuel pool cooling has been studied through the use of passive systems. Those two systems are able to cool the spent fuel assemblies in a passive way during a certain period of time after losing the cooling system. As a consequence, the pool´s water would boil later and the spent fuel pools safety would be enhanced.

Aplicación de método de los elementos finitos a los problemas de amplificación dinámica de suelos

En el análisis de estructuras situadas en un emplazamiento de riesgo sísmico, es necesario conocer las característiias de un posible movimiento sísmico actuante, en la cota de cimentación de la estructura. La importancia del papel que juega el suelo circundante a la estructura en la modificación de las características del movimientos sísmico (principalmente en cuanto a amplitudes y contenido frecuencial), es bien conocida, denominándose amplificación sísmica a este fenómeno. En el caso de estructuras importantes, como Centrales Nucleares, presas, etc., o terrenos muy blandos, la presencia de la propia estructura también afecta de forma significativa al movimiento, dando lu gar al fenómeno de la interacción suelo-estructura. En esta comunicación se tratará únicamente del problema de la amplificación de las ondas sísmicas causantes del movimiento del suelo, y del análisis de la respuesta del mismo en ausencia de la estructura. Este movimiento del suelo denominado "movimiento del campo libre"(free field motion) puede, bien ser utilizado directamente en el análisis de la estructura, despreciando los efectos de la interacción, o emplearse como "input" en ciertas técnicas de análisis de interacción suelo-estructura.

Diseño del curso para operador "Coeficientes inherentes de reactividad" a plataforma e-Learning

Las centrales nucleares necesitan de personal altamente especializado y formado. Es por ello por lo que el sector de la formación especializada en centrales nucleares necesita incorporar los últimos avances en métodos formativos. Existe una gran cantidad de cursos de formación presenciales y es necesario transformar dichos cursos para utilizarlos con las nuevas tecnologías de la información. Para ello se necesitan equipos multidisciplinares, en los que se incluyen ingenieros, que deben identificar los objetivos formativos, competencias, contenidos y el control de calidad del propio curso. En este proyecto se utilizan técnicas de ingeniería del conocimiento como eje metodológico para transformar un curso de formación presencial en formación on-line a través de tecnologías de la información. En la actualidad, las nuevas tecnologías de la información y comunicación están en constante evolución. De esta forma se han sumergido en el mundo transformando la visión que teníamos de éste para dar lugar a nuevas oportunidades. Es por ello que este proyecto busca la unión entre el e-learning y el mundo empresarial. El objetivo es el diseño, en plataforma e-learning, de un curso técnico que instruya a operadores de sala de control de una central nuclear. El trabajo realizado en este proyecto ha sido, además de transformar un curso presencial en on-line, en obtener una metodología para que otros cursos se puedan transformar. Para conseguir este cometido, debemos preocuparnos tanto por el contenido de los cursos como por su gestión. Por este motivo, el proyecto comienza con definiciones básicas de terminología propia de e-learning. Continúa con la generación de una metodología que aplique la gestión de conocimiento para transformar cualquier curso presencial a esta plataforma. Definida la metodología, se aplicará para el diseño del curso específico de Coeficientes Inherentes de Reactividad. Finaliza con un estudio económico que dé viabilidad al proyecto y con la creación de un modelo económico que estime el precio para cualquier curso futuro. Abstract Nuclear power plants need highly specialized and trained personnel. Thus, nuclear power plant Specialized Training Sector requires the incorporation of the latest advances in training methods. A large array of face-to-face training courses exist and it has become necessary to transform said courses in order to apply them with the new information systems available. For this, multidisciplinary equipment is needed where the engineering workforce must identify educational objectives, competences and abilities, contents and quality control of the different courses. In this project, knowledge engineering techniques are employed as the methodological axis in order to transform a face-to-face training course into on-line training through the use of new information technologies. Nowadays, new information and communication technologies are in constant evolution. They have introduced themselves into our world, transforming our previous vision of them, leading to new opportunities. For this reason, the present Project seeks to unite the use of e-learning and the Business and Corporate world. The main objective is the design, in an e-learning platform, of a technical course that will train nuclear power plant control-room operators. The work carried out in this Project has been, in addition to the transformation of a face-to-face course into an online one, the obtainment of a methodology to employ in the future transformation of other courses. In order to achieve this mission, our interest must focus on the content as well as on the management of the various courses. Hence, the Project starts with basic definitions of e-learning terminology. Next, a methodology that applies knowledge management for the transformation of any face-to-face course into e-learning has been generated. Once this methodology is defined, it has been applied for the design process of the Inherent Coefficients of Reactivity course. Finally, an economic study has been developed in order to determine the viability of the Project and an economic model has been created to estimate the price of any given course

Sistemas de salvaguardia en reactores EPR

En este documento se describe brevemente el funcionamiento de los diversos sistemas de una planta nuclear operada con un reactor de tipo PWR. Más concretamente, el proyecto se centra en una descripción exhaustiva de los sistemas de salvaguardia y seguridad que regulan el funcionamiento de un reactor de tipo EPR, así como la central nuclear que contiene a dicho reactor. El proceso ha consistido en clasificar y resumir los distintos sistemas que operan en dicha planta, estudiando sus características y parámetros de funcionamiento. También se han estudiado los accidentes más comunes que pueden tener lugar en este tipo de centrales nucleares. Tras el análisis y estudio realizado acerca del reactor EPR, se puede concluir que las centrales nucleares que operan con este tipo de reactor experimentan una serie de mejoras en cuanto a la prevención de accidentes, así como una serie de mejoras de diseño en una gran variedad de sistemas y elementos del reactor, como pueden ser la vasija, los SG, etc. ABSTRACT This document gives a brief description of the operation of several systems of a nuclear power plant operating with a PWR reactor. More specifically, the project focuses on a thorough description of the safety and security systems that govern the operation of an EPR reactor and its plant. The process consisted on classify and summarize the different operating systems of this nuclear plant, studying its characteristics and operating parameters. We have also studied the most common accidents that can occur in this type of nuclear power plants. After the analysis and study on the EPR reactor, it can be concluded that nuclear power plants operating with this type of reactor undergo a series of improvements in the prevention of accidents, as well as a number of design improvements in several reactor systems and components, such as the vessel, the SG, etc.

A model for turbulent combustion simulation of large scale hydrogen explosions

El agotamiento, la ausencia o, simplemente, la incertidumbre sobre la cantidad de las reservas de combustibles fósiles se añaden a la variabilidad de los precios y a la creciente inestabilidad en la cadena de aprovisionamiento para crear fuertes incentivos para el desarrollo de fuentes y vectores energéticos alternativos. El atractivo de hidrógeno como vector energético es muy alto en un contexto que abarca, además, fuertes inquietudes por parte de la población sobre la contaminación y las emisiones de gases de efecto invernadero. Debido a su excelente impacto ambiental, la aceptación pública del nuevo vector energético dependería, a priori, del control de los riesgos asociados su manipulación y almacenamiento. Entre estos, la existencia de un innegable riesgo de explosión aparece como el principal inconveniente de este combustible alternativo. Esta tesis investiga la modelización numérica de explosiones en grandes volúmenes, centrándose en la simulación de la combustión turbulenta en grandes dominios de cálculo en los que la resolución que es alcanzable está fuertemente limitada. En la introducción, se aborda una descripción general de los procesos de explosión. Se concluye que las restricciones en la resolución de los cálculos hacen necesario el modelado de los procesos de turbulencia y de combustión. Posteriormente, se realiza una revisión crítica de las metodologías disponibles tanto para turbulencia como para combustión, que se lleva a cabo señalando las fortalezas, deficiencias e idoneidad de cada una de las metodologías. Como conclusión de esta investigación, se obtiene que la única estrategia viable para el modelado de la combustión, teniendo en cuenta las limitaciones existentes, es la utilización de una expresión que describa la velocidad de combustión turbulenta en función de distintos parámetros. Este tipo de modelos se denominan Modelos de velocidad de llama turbulenta y permiten cerrar una ecuación de balance para la variable de progreso de combustión. Como conclusión también se ha obtenido, que la solución más adecuada para la simulación de la turbulencia es la utilización de diferentes metodologías para la simulación de la turbulencia, LES o RANS, en función de la geometría y de las restricciones en la resolución de cada problema particular. Sobre la base de estos hallazgos, el crea de un modelo de combustión en el marco de los modelos de velocidad de la llama turbulenta. La metodología propuesta es capaz de superar las deficiencias existentes en los modelos disponibles para aquellos problemas en los que se precisa realizar cálculos con una resolución moderada o baja. Particularmente, el modelo utiliza un algoritmo heurístico para impedir el crecimiento del espesor de la llama, una deficiencia que lastraba el célebre modelo de Zimont. Bajo este enfoque, el énfasis del análisis se centra en la determinación de la velocidad de combustión, tanto laminar como turbulenta. La velocidad de combustión laminar se determina a través de una nueva formulación capaz de tener en cuenta la influencia simultánea en la velocidad de combustión laminar de la relación de equivalencia, la temperatura, la presión y la dilución con vapor de agua. La formulación obtenida es válida para un dominio de temperaturas, presiones y dilución con vapor de agua más extenso de cualquiera de las formulaciones previamente disponibles. Por otra parte, el cálculo de la velocidad de combustión turbulenta puede ser abordado mediante el uso de correlaciones que permiten el la determinación de esta magnitud en función de distintos parámetros. Con el objetivo de seleccionar la formulación más adecuada, se ha realizado una comparación entre los resultados obtenidos con diversas expresiones y los resultados obtenidos en los experimentos. Se concluye que la ecuación debida a Schmidt es la más adecuada teniendo en cuenta las condiciones del estudio. A continuación, se analiza la importancia de las inestabilidades de la llama en la propagación de los frentes de combustión. Su relevancia resulta significativa para mezclas pobres en combustible en las que la intensidad de la turbulencia permanece moderada. Estas condiciones son importantes dado que son habituales en los accidentes que ocurren en las centrales nucleares. Por ello, se lleva a cabo la creación de un modelo que permita estimar el efecto de las inestabilidades, y en concreto de la inestabilidad acústica-paramétrica, en la velocidad de propagación de llama. El modelado incluye la derivación matemática de la formulación heurística de Bauwebs et al. para el cálculo de la incremento de la velocidad de combustión debido a las inestabilidades de la llama, así como el análisis de la estabilidad de las llamas con respecto a una perturbación cíclica. Por último, los resultados se combinan para concluir el modelado de la inestabilidad acústica-paramétrica. Tras finalizar esta fase, la investigación se centro en la aplicación del modelo desarrollado en varios problemas de importancia para la seguridad industrial y el posterior análisis de los resultados y la comparación de los mismos con los datos experimentales correspondientes. Concretamente, se abordo la simulación de explosiones en túneles y en contenedores, con y sin gradiente de concentración y ventilación. Como resultados generales, se logra validar el modelo confirmando su idoneidad para estos problemas. Como última tarea, se ha realizado un analisis en profundidad de la catástrofe de Fukushima-Daiichi. El objetivo del análisis es determinar la cantidad de hidrógeno que explotó en el reactor número uno, en contraste con los otros estudios sobre el tema que se han centrado en la determinación de la cantidad de hidrógeno generado durante el accidente. Como resultado de la investigación, se determinó que la cantidad más probable de hidrogeno que fue consumida durante la explosión fue de 130 kg. Es un hecho notable el que la combustión de una relativamente pequeña cantidad de hidrogeno pueda causar un daño tan significativo. Esta es una muestra de la importancia de este tipo de investigaciones. Las ramas de la industria para las que el modelo desarrollado será de interés abarca la totalidad de la futura economía de hidrógeno (pilas de combustible, vehículos, almacenamiento energético, etc) con un impacto especial en los sectores del transporte y la energía nuclear, tanto para las tecnologías de fisión y fusión. ABSTRACT The exhaustion, absolute absence or simply the uncertainty on the amount of the reserves of fossil fuels sources added to the variability of their prices and the increasing instability and difficulties on the supply chain are strong incentives for the development of alternative energy sources and carriers. The attractiveness of hydrogen in a context that additionally comprehends concerns on pollution and emissions is very high. Due to its excellent environmental impact, the public acceptance of the new energetic vector will depend on the risk associated to its handling and storage. Fromthese, the danger of a severe explosion appears as the major drawback of this alternative fuel. This thesis investigates the numerical modeling of large scale explosions, focusing on the simulation of turbulent combustion in large domains where the resolution achievable is forcefully limited. In the introduction, a general description of explosion process is undertaken. It is concluded that the restrictions of resolution makes necessary the modeling of the turbulence and combustion processes. Subsequently, a critical review of the available methodologies for both turbulence and combustion is carried out pointing out their strengths and deficiencies. As a conclusion of this investigation, it appears clear that the only viable methodology for combustion modeling is the utilization of an expression for the turbulent burning velocity to close a balance equation for the combustion progress variable, a model of the Turbulent flame velocity kind. Also, that depending on the particular resolution restriction of each problem and on its geometry the utilization of different simulation methodologies, LES or RANS, is the most adequate solution for modeling the turbulence. Based on these findings, the candidate undertakes the creation of a combustion model in the framework of turbulent flame speed methodology which is able to overcome the deficiencies of the available ones for low resolution problems. Particularly, the model utilizes a heuristic algorithm to maintain the thickness of the flame brush under control, a serious deficiency of the Zimont model. Under the approach utilized by the candidate, the emphasis of the analysis lays on the accurate determination of the burning velocity, both laminar and turbulent. On one side, the laminar burning velocity is determined through a newly developed correlation which is able to describe the simultaneous influence of the equivalence ratio, temperature, steam dilution and pressure on the laminar burning velocity. The formulation obtained is valid for a larger domain of temperature, steam dilution and pressure than any of the previously available formulations. On the other side, a certain number of turbulent burning velocity correlations are available in the literature. For the selection of the most suitable, they have been compared with experiments and ranked, with the outcome that the formulation due to Schmidt was the most adequate for the conditions studied. Subsequently, the role of the flame instabilities on the development of explosions is assessed. Their significance appears to be of importance for lean mixtures in which the turbulence intensity remains moderate. These are important conditions which are typical for accidents on Nuclear Power Plants. Therefore, the creation of a model to account for the instabilities, and concretely, the acoustic parametric instability is undertaken. This encloses the mathematical derivation of the heuristic formulation of Bauwebs et al. for the calculation of the burning velocity enhancement due to flame instabilities as well as the analysis of the stability of flames with respect to a cyclic velocity perturbation. The results are combined to build a model of the acoustic-parametric instability. The following task in this research has been to apply the model developed to several problems significant for the industrial safety and the subsequent analysis of the results and comparison with the corresponding experimental data was performed. As a part of such task simulations of explosions in a tunnel and explosions in large containers, with and without gradient of concentration and venting have been carried out. As a general outcome, the validation of the model is achieved, confirming its suitability for the problems addressed. As a last and final undertaking, a thorough study of the Fukushima-Daiichi catastrophe has been carried out. The analysis performed aims at the determination of the amount of hydrogen participating on the explosion that happened in the reactor one, in contrast with other analysis centered on the amount of hydrogen generated during the accident. As an outcome of the research, it was determined that the most probable amount of hydrogen exploding during the catastrophe was 130 kg. It is remarkable that the combustion of such a small quantity of material can cause tremendous damage. This is an indication of the importance of these types of investigations. The industrial branches that can benefit from the applications of the model developed in this thesis include the whole future hydrogen economy, as well as nuclear safety both in fusion and fission technology.

Revisión de la norma sismorresistente PDS-1. Sugerencias de algunas posibles modificaciones

Las mayores dificultades que aparecen en una futura reedición de la Norma Sismorresistente son probablemente las derivadas de una carencia casi absoluta de datos básicos recogidos en el territorio nacional, y en particular los referentes a registros de acelerogramas acaecidos en los últimos años. Por otra parte, si bien la información histórica de los seísmos descritos en términos cualitativos - intensidades- es suficientemente extensa, no existe hasta la fecha un mapa adecuado de riesgo sísmico que comprenda todo el país. La incertidumbre representada por las anteriores limitaciones debe de ser subsanada en la redacción de una nueva norma, mediante un enérgico programa de trabajo, que incluya como objetivo prioritario, la aportación de los anteriores datos básicos referidos a España. Esta nota hace referencia, de un modo específico, a los criterios que deberían ser considerados en la modificación del espectro básico de respuesta al tener en cuenta la influencia del terreno bajo la cimentación (amplificación del suelo). Aquí no se incluyen los efectos del tipo de cimentación, que deberían ser considerados de un modo separado así como la interacción dinámica suelo-estructura, que constituye una situación más compleja y cuyo estudio exige al menos el conocimiento de la amplificación del suelo y que se suele llevar a cabo en el caso de estructuras importantes (centrales nucleares, presas de tierra, etc.) que no deben ser objetivo prioritario de una norma sismorresistente de aplicación más general a edificación normal

Consideraciones sísmicas en el proyecto de puentes

Dada la gran amplitud temática, que puede incluirse dentro del epígrafe "Consideraciones sísmicas en el proyecto de puentes" ha parecido conveniente reducirlo aquí a los tipos más frecuentes, de hormigón armado y pretensado, que aparecen en las modernas autopistas. No se comentan, por lo tanto, otros grupos estructurales de puentes, como colgantes, atirantados, arcos etc., ni metálicos, que si bien de gran interés, implicarían una excesiva extensión a esta exposición.

Desarrollo de métodos para la evaluación integrada de propiedades mecánicas y superficiales inducidas en materiales metálicos mediante tratamiento superficial por ondas de choque generadas por láser

El tratamiento superficial por ondas de choque generadas por láser, LSP, es una técnica cuyo principal objetivo es el de la modificación del estado tensional de las primeras micras en profundidad de materiales metálicos. En sus comienzos está técnica fue empleada para inducir tensiones residuales de compresión en superficie, pero mientras se avanzaba en su desarrollo se empezaron a observar otros efectos. Profundizando en ellos se llega a la conclusión de que existe una fuerte relación entre todos, pero dependiendo de la aplicación a la que se vea sometido un componente tratado con LSP será necesario una serie de características que bien pueden ser ajustadas “a priori”. Para ello se ha de tener una buena caracterización del proceso láser y de las modificaciones que produce en las propiedades de un material determinado. Y es en este punto donde surge el problema: las modificaciones introducidas por el tratamiento láser son dependientes de la interacción de la energía del pulso láser con el material, es decir, para cada material es necesaria una caracterización previa de cómo sus propiedades son modificadas con las diferentes configuraciones del tratamiento LSP, encontrando para cada material un óptimo en los parámetros láser. En esta Tesis se pretende desarrollar una metodología para evaluar las modificaciones en las propiedades mecánicas y superficiales inducidas en materiales metálicos debido al tratamiento superficial por ondas de choque. De esta manera y avanzando de una manera lógica con la línea de investigación del grupo, se ha querido aplicar todo el conocimiento adquirido de la técnica para desarrollar esa metodología sobre un caso práctico: el empleo de dos configuraciones de tratamiento LSP sobre el acero inoxidable AISI 316L. Estas dos configuraciones elegidas se hacen en base a estudios previos, por parte del grupo de investigación, donde se han optimizados los parámetros para obtener el óptimo en lo que a perfil de tensiones residuales en profundidad se refiere. El material elegido como caso característico para llevar acabo la evaluación integrada del tratamiento LSP, de acuerdo con el propósito de esta Tesis, ha sido el acero inoxidable AISI 316L, debido a que este tipo de acero tiene una excelente resistencia a la corrosión en un amplio rango de atmosferas corrosivas, y es conocido como el grado estándar para un importante número de aplicaciones tecnológicas. La resistencia a la oxidación es buena incluso a altas temperaturas de servicio y la soldabilidad es excelente. Los aceros austeníticos son empleados en aplicaciones que soportan condiciones de alta temperatura y medios altamente corrosivos, como en reactores nucleares. Estos aceros resisten la corrosión en el agua de un reactor y procesos químicos en plantas que operan a temperaturas superiores a los 900 ˚C. En concreto el acero 316L se utiliza en la industria de equipamiento alimentario, en ambientes donde haya presencia de cloruros, en aplicaciones farmacéuticas, en la industria naval, en arquitectura, sector energético, centrales nucleares y en implantes médicos. Es decir, es un material ampliamente implantado en la industria, tanto en industrias tradicionales, como en industrias emergentes como la biomédica. El objetivo marcado para el desarrollo de la presente Tesis es caracterizar de forma precisa cómo el tratamiento superficial por ondas de choque generadas por láser es capaz de mejorar las propiedades de los materiales y cómo de estables son estas con la temperatura. Este punto es importante puesto que a la hora de introducir el proceso LSP en la industria no solo se tiene que tener en cuenta que las propiedades del material sean mejoradas, sino que también es necesario comprobar si esas mejoras se mantienen después de ser sometido el material a un tratamiento térmico ya que las condiciones de servicio de los materiales y componentes empleados no tienen por qué trabajar a temperatura ambiente. Para lograr el objetivo mencionado, el trabajo experimental realizado en la aleación seleccionada bajo todas las condiciones a estudio (material según fue recibido de fábrica, tratado con las dos configuraciones LSP y después de haber sido sometido al tratamiento térmico) ha consistido en lo siguiente: i) Estudios microestructural, morfológico y de composición química. ii) Medida de las tensiones residuales introducidas. iii) Caracterización superficial del material. iv) Estudio de las propiedades mecánicas: ensayos de tracción, ensayos de dureza, cálculo de la densidad de dislocaciones y ensayos de fatiga. v) Caracterización tribológica: ensayos de fricción y cálculo de la tasa de desgaste y volumen eliminado. vi) Caracterización electro-química para el material base y tratado con las dos configuraciones LSP. Se realizan medidas a circuito abierto, curvas de polarización (OCP), ensayos potenciostáticos y espectroscopia de impedancia electroquímica (EIS). El trabajo se ha llevado a cabo en los laboratorios del Centro Láser de la Universidad Politécnica de Madrid.

Análisis de Ruido en Reactores PWR

Esta tesis se ha llevado a cabo persiguiendo dos objetivos principales: uno de ellos es el desarrollo y la aplicación de modelos para el mantenimiento predictivo de sensores en centrales nucleares, y el otro es profundizar en el entendimiento de los fenómenos que tienen influencia en el ruido de la señal de los detectores de neutrones de los reactores de agua a presión con ayuda de herramientas de simulación 3D. Para el desarrollo de los trabajos se ha contado con medidas de ruido de reactores PWR actualmente en operación registradas en el curso de la tesis. El análisis de estas medidas ha permitido desarrollar los modelos de los sensores a partir de sus señales reales y comparar lo obtenido en las simulaciones con la realidad. El estudio de los sensores y la elaboración de los modelos se han llevado a cabo mediante la aplicación de técnicas autorregresivas a las señales tomadas en planta. Para la reproducción de los fenómenos que tienen lugar en el núcleo del reactor y que pueden influir en el ruido neutrónico se ha contado con códigos neutrónicos ampliamente utilizados en la industria y con modelos actualizados y validados de las plantas. ABSTRACT There are two goals in this thesis. The first one is the development of models and its application for predictive maintenance of sensors in nuclear power plants. The second one is to improve the understanding of the phenomena that influence the neutron noise in pressurized water reactors by using 3D simulators. Real plant measurements recorded during this thesis have been used to achieve such goals. The information provided by the data led the development of the models and the comparison of the results provided by the computational simulations. Sensor models were obtained by applying autorregresive techniques to the signals recorded in the plant. Wide known codes in the nuclear industry as well as updated and validated models have been used for the reproduction of the phenomena that take place in the core an may influence the neutron noise.

Aplicación de la metodología ISA al análisis de la secuencia de pérdida del sistema de agua de refrigeración de componentes en una central nuclear con reactor de agua a presión

La metodología Integrated Safety Analysis (ISA), desarrollada en el área de Modelación y Simulación (MOSI) del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), es un método de Análisis Integrado de Seguridad que está siendo evaluado y analizado mediante diversas aplicaciones impulsadas por el CSN; el análisis integrado de seguridad, combina las técnicas evolucionadas de los análisis de seguridad al uso: deterministas y probabilistas. Se considera adecuado para sustentar la Regulación Informada por el Riesgo (RIR), actual enfoque dado a la seguridad nuclear y que está siendo desarrollado y aplicado en todo el mundo. En este contexto se enmarcan, los proyectos Safety Margin Action Plan (SMAP) y Safety Margin Assessment Application (SM2A), impulsados por el Comité para la Seguridad de las Instalaciones Nucleares (CSNI) de la Agencia de la Energía Nuclear (NEA) de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos (OCDE) en el desarrollo del enfoque adecuado para el uso de las metodologías integradas en la evaluación del cambio en los márgenes de seguridad debidos a cambios en las condiciones de las centrales nucleares. El comité constituye un foro para el intercambio de información técnica y de colaboración entre las organizaciones miembro, que aportan sus propias ideas en investigación, desarrollo e ingeniería. La propuesta del CSN es la aplicación de la metodología ISA, especialmente adecuada para el análisis según el enfoque desarrollado en el proyecto SMAP que pretende obtener los valores best-estimate con incertidumbre de las variables de seguridad que son comparadas con los límites de seguridad, para obtener la frecuencia con la que éstos límites son superados. La ventaja que ofrece la ISA es que permite el análisis selectivo y discreto de los rangos de los parámetros inciertos que tienen mayor influencia en la superación de los límites de seguridad, o frecuencia de excedencia del límite, permitiendo así evaluar los cambios producidos por variaciones en el diseño u operación de la central que serían imperceptibles o complicados de cuantificar con otro tipo de metodologías. La ISA se engloba dentro de las metodologías de APS dinámico discreto que utilizan la generación de árboles de sucesos dinámicos (DET) y se basa en la Theory of Stimulated Dynamics (TSD), teoría de fiabilidad dinámica simplificada que permite la cuantificación del riesgo de cada una de las secuencias. Con la ISA se modelan y simulan todas las interacciones relevantes en una central: diseño, condiciones de operación, mantenimiento, actuaciones de los operadores, eventos estocásticos, etc. Por ello requiere la integración de códigos de: simulación termohidráulica y procedimientos de operación; delineación de árboles de sucesos; cuantificación de árboles de fallos y sucesos; tratamiento de incertidumbres e integración del riesgo. La tesis contiene la aplicación de la metodología ISA al análisis integrado del suceso iniciador de la pérdida del sistema de refrigeración de componentes (CCWS) que genera secuencias de pérdida de refrigerante del reactor a través de los sellos de las bombas principales del circuito de refrigerante del reactor (SLOCA). Se utiliza para probar el cambio en los márgenes, con respecto al límite de la máxima temperatura de pico de vaina (1477 K), que sería posible en virtud de un potencial aumento de potencia del 10 % en el reactor de agua a presión de la C.N. Zion. El trabajo realizado para la consecución de la tesis, fruto de la colaboración de la Escuela Técnica Superior de Ingenieros de Minas y Energía y la empresa de soluciones tecnológicas Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) con el área MOSI del CSN, ha sido la base para la contribución del CSN en el ejercicio SM2A. Este ejercicio ha sido utilizado como evaluación del desarrollo de algunas de las ideas, sugerencias, y los algoritmos detrás de la metodología ISA. Como resultado se ha obtenido un ligero aumento de la frecuencia de excedencia del daño (DEF) provocado por el aumento de potencia. Este resultado demuestra la viabilidad de la metodología ISA para obtener medidas de las variaciones en los márgenes de seguridad que han sido provocadas por modificaciones en la planta. También se ha mostrado que es especialmente adecuada en escenarios donde los eventos estocásticos o las actuaciones de recuperación o mitigación de los operadores pueden tener un papel relevante en el riesgo. Los resultados obtenidos no tienen validez más allá de la de mostrar la viabilidad de la metodología ISA. La central nuclear en la que se aplica el estudio está clausurada y la información relativa a sus análisis de seguridad es deficiente, por lo que han sido necesarias asunciones sin comprobación o aproximaciones basadas en estudios genéricos o de otras plantas. Se han establecido tres fases en el proceso de análisis: primero, obtención del árbol de sucesos dinámico de referencia; segundo, análisis de incertidumbres y obtención de los dominios de daño; y tercero, cuantificación del riesgo. Se han mostrado diversas aplicaciones de la metodología y ventajas que presenta frente al APS clásico. También se ha contribuido al desarrollo del prototipo de herramienta para la aplicación de la metodología ISA (SCAIS). ABSTRACT The Integrated Safety Analysis methodology (ISA), developed by the Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), is being assessed in various applications encouraged by CSN. An Integrated Safety Analysis merges the evolved techniques of the usually applied safety analysis methodologies; deterministic and probabilistic. It is considered as a suitable tool for assessing risk in a Risk Informed Regulation framework, the approach under development that is being adopted on Nuclear Safety around the world. In this policy framework, the projects Safety Margin Action Plan (SMAP) and Safety Margin Assessment Application (SM2A), set up by the Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) of the Nuclear Energy Agency within the Organization for Economic Co-operation and Development (OECD), were aimed to obtain a methodology and its application for the integration of risk and safety margins in the assessment of the changes to the overall safety as a result of changes in the nuclear plant condition. The committee provides a forum for the exchange of technical information and cooperation among member organizations which contribute their respective approaches in research, development and engineering. The ISA methodology, proposed by CSN, specially fits with the SMAP approach that aims at obtaining Best Estimate Plus Uncertainty values of the safety variables to be compared with the safety limits. This makes it possible to obtain the exceedance frequencies of the safety limit. The ISA has the advantage over other methods of allowing the specific and discrete evaluation of the most influential uncertain parameters in the limit exceedance frequency. In this way the changes due to design or operation variation, imperceptibles or complicated to by quantified by other methods, are correctly evaluated. The ISA methodology is one of the discrete methodologies of the Dynamic PSA framework that uses the generation of dynamic event trees (DET). It is based on the Theory of Stimulated Dynamics (TSD), a simplified version of the theory of Probabilistic Dynamics that allows the risk quantification. The ISA models and simulates all the important interactions in a Nuclear Power Plant; design, operating conditions, maintenance, human actuations, stochastic events, etc. In order to that, it requires the integration of codes to obtain: Thermohydraulic and human actuations; Even trees delineation; Fault Trees and Event Trees quantification; Uncertainty analysis and risk assessment. This written dissertation narrates the application of the ISA methodology to the initiating event of the Loss of the Component Cooling System (CCWS) generating sequences of loss of reactor coolant through the seals of the reactor coolant pump (SLOCA). It is used to test the change in margins with respect to the maximum clad temperature limit (1477 K) that would be possible under a potential 10 % power up-rate effected in the pressurized water reactor of Zion NPP. The work done to achieve the thesis, fruit of the collaborative agreement of the School of Mining and Energy Engineering and the company of technological solutions Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) with de specialized modeling and simulation branch of the CSN, has been the basis for the contribution of the CSN in the exercise SM2A. This exercise has been used as an assessment of the development of some of the ideas, suggestions, and algorithms behind the ISA methodology. It has been obtained a slight increase in the Damage Exceedance Frequency (DEF) caused by the power up-rate. This result shows that ISA methodology allows quantifying the safety margin change when design modifications are performed in a NPP and is specially suitable for scenarios where stochastic events or human responses have an important role to prevent or mitigate the accidental consequences and the total risk. The results do not have any validity out of showing the viability of the methodology ISA. Zion NPP was retired and information of its safety analysis is scarce, so assumptions without verification or approximations based on generic studies have been required. Three phases are established in the analysis process: first, obtaining the reference dynamic event tree; second, uncertainty analysis and obtaining the damage domains; third, risk quantification. There have been shown various applications of the methodology and advantages over the classical PSA. It has also contributed to the development of the prototype tool for the implementation of the ISA methodology (SCAIS).