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REACTOR CAREM25: CARACTERÍSTICAS Y DESAFIOS DE
UNA ING. CIVIL HECHA EN ARGENTINA
Carzoglio, Martín; de Arenaza, Ignacio; Cattaneo, Juan; Arribas, Martín;
Ingenieros Civiles
Comisión Nacional de Energía Atómica.
[email protected]
RESUMEN
CAREM25 es el prototipo del primer reactor nuclear de potencia, desarrollado en
Argentina por la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), cuya construcción
comenzó en febrero de 2014.
Como reactor de potencia, se destaca por un diseño integrado y el uso de
sistemas de seguridad pasivos que elevan su nivel de seguridad intrínseca.
Desde el punto de vista civil, el proyecto se distingue por:
Normativa: Cumplimiento de normativa ACI 349M (Edificio gral.) y ASME III
(Contención) por falta de normativa local relacionada al uso nuclear.
Diseño simorresistente: Se realizó considerado una PGA de 0.25g.
Cargas de diseño: En caso de un evento base de diseño, la contención debe
soportar condiciones extremas de presión y temperatura (0,5 MPa y 152 ºC)
sin perder su estanquidad ni su integridad estructural. Adicionalmente se
contemplaron diversos eventos externos: vientos extremos, misiles,
explosiones e inundaciones entre otros.
Modelación estructural: Se realizó un modelo de interacción suelo-estructura
para obtener los espectros de piso de diseño. La contención se modeló con
elementos sólidos mientras que para el resto del edificio se usaron elementos
planos.
Estanqueidad: Diseño de un liner metálico embebido en el hormigón que
proporciona estanqueidad a la contención y su consecuente complejidad para
la fabricación y el montaje.
Argentina comenzó la construcción del primer reactor de potencia de diseño
propio. El proceso representa un desafío no sólo para los ingenieros civiles sino para
todos los profesionales que intervienen en el proceso.
ABSTRACT
CAREM25 is the first Argentine prototype of a nuclear power plant (NPP),
developed by "Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA") in Argentina. Its
construction has begun in February 2014.
As a nuclear power reactor, it stands out for an integrated design and the use of
passive safety systems that increase its intrinsic safety.
The civil engineering issues that can be distinguished are:
Normative: Use of ACI 349M (reactor Building) and ASME III (Containment)
for lack of national nuclear structural regulation.
Seismic design: It was considered a 0.25g PGA.
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-
Design loads: In case of a basis-design event, the containment must support
extreme conditions of pressure and temperature (0.5 Mpa & 152ºC), providing
water and airtightness without losing its structural integrity. Other external
events were contemplated such as: tornados, missiles, explosions and
flooding, among others.
Structural modeling: A soil-structure interaction model was made in order to
obtain the floor response spectra. The containment was modeled with solid
elements whereas the rest of the building was modeled with plane elements.
Airtightness: Design of a steel liner embedded in concrete which provides the
requested airtightness and its manufacturing and erection complexity.
Argentina has begun the construction of the first NPP with an own design. The
process represents a challenge not only for civil engineers but for all professionals
involved in the process.
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Introducción
CAREM25 es el prototipo de un reactor nuclear de potencia. Un reactor nuclear es
una instalación capaz de iniciar, controlar y mantener una reacción nuclear, en este
caso, mediante la fisión de átomos de uranio (U235). Dentro de los reactores
nucleares se pueden diferenciar los Reactores Experimentales de los Reactores de
Potencia. Los Reactores Experimentales se caracterizan por operar a muy baja
potencia y se utilizan para investigación y diversas aplicaciones que requieren de
radiación. En la Argentina actualmente hay 6 operativos. Por el otro lado, los
Reactores de Potencia se utilizan para producir energía eléctrica a partir del calor
generado. Básicamente, con el calor generado por la reacción nuclear se calienta
el agua con la que luego se produce el vapor que impulsará las turbinas, que al estar
conectadas a un generador producirán energía eléctrica. Al conjunto de
instalaciones del reactor nuclear más el turbo-grupo se lo denomina Central Nuclear.
Recipiente de
Presión
Mecanismos
de Control
de reacción
Sistema
secundario
Generación
eléctrica
Sistema primario
- Auto presurizado
- Circulación natural
Generador de
Vapor
Núcleo
Figura 1. Diseño conceptual del reactor CAREM
En Argentina hay 3 centrales nucleares construidas: Embalse (Año 1983 650Mwe), Atucha I (Año 1974 - 350Mwe) y Atucha II (Año 2014 - 700Mwe). El
CAREM25 (25Mwe) está en camino de convertirse en la cuarta central del país. Es
un prototipo de reactor de baja potencia que innova con un sistema primario
integrado y auto-presurizado, y con sus sistemas pasivos de seguridad. Su diseño
es íntegramente argentino y sus objetivos son:
-
Demostrar funcionamiento del diseño a pequeña escala.
Desarrollar el primer Reactor de Potencia Argentino.
Generar líneas de desarrollo en la CNEA, sus empresas asociadas y en la
industria privada.
Repetir el éxito obtenido con la exportación de los Reactores Experimentales.
Explotar comercialmente Centrales Nucleares de Potencia Argentinas.
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Su construcción comenzó en febrero de 2014, en el predio próximo al de las de
las centrales Atucha I y II, situado en la localidad de Lima, Prov. de Bs As.
Figura 2. Ubicación del predio
Figura 3. Vista Edificio
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Desarrollo
El edificio del reactor tiene dimensiones en planta de aproximadamente 90 metros
en dirección Norte-Sur y 60 metros en la Este-Oeste. El apoyo de la fundación más
baja es a nivel -12,70 metros, y el punto de altura máximo está a nivel +27,70
metros, por lo que la suma de los 6 niveles con los que cuenta hacen a una altura
máxima de 40,40 metros.
La estructura del edificio es íntegramente de hormigón armado. Si bien el edificio
no tiene juntas estructurales, dentro del mismo se pueden distinguir 2 zonas tanto
por su funcionalidad como por sus características estructurales: Zona Administrativa
y Zona Controlada.
Zona administrativa
Zona Controlada
Piletas
Contención
Figura 4. Zonificación del edificio
La zona administrativa cuenta con una estructura tradicional de hormigón armado.
Consiste en un sistema de losas, vigas y columnas con tabiques perimetrales de
hormigón armado H30. La fundación es una platea rígida compuesta de doble losa
con nervios en ambas direcciones ortogonales.
La zona controlada se destaca por contener el block del reactor. Se denomina
block del reactor al conjunto compuesto por la contención y el módulo de piletas.
Estos elementos por requerimientos de blindaje adoptan grandes espesores de
losas y tabiques.
La contención es la estructura más crítica del edificio, ya que es la encargada de
contener el escape de cualquier material radiactivo en caso de accidente. Para ello
debe ser capaz de soportar las condiciones extremas de presión y temperatura en
caso de un accidente base de diseño (152ºC y 5 atm de presión en este caso). Dada
la permeabilidad del hormigón, para contener cualquier fuga posible es necesario
revestirlo de una lámina de acero, denominada liner, de modo de crear un recipiente
continuo de acero y absolutamente estanco. Así, cuenta sólo con dos accesos para
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personal con esclusa de doble puerta (SAS) y un acceso de portón simple para la
entrada de un robot de inspección en parada programada.
La contención está físicamente limitada por un tabique cilíndrico de 19m de
diámetro, 27m de altura y 1,2m de espesor. En este caso no se cuenta con un domo
como en el caso de Atucha, sino que se optó por una contención cilíndrica con losa
superior plana. La misma, ubicada en +15,20m tiene un espesor de 1,2m y una tapa
metálica superior que permite la entrada de componentes y el recambio de
elementos combustibles. Inferiormente está limitada por una platea de fundación que
supera los 3m de espesor en algunos sectores. Para esta zona de especificó un
hormigón H40.
Tanto en el diseño estructural de los tabiques externos, así como en la losa
superior y platea de fundación de la contención se ha adoptado armadura de
diámetros entre 25 y 32 mm. En los tabiques la separación media de las armaduras
es de 15 cm, mientras que en los restantes elementos estructurales mencionados,
es de 20 cm aproximadamente.
Para dar respuesta a una adecuada cuantía de acero, en el caso de los tabiques
se han dispuesto las barras de armaduras en 3 capas en cada una de las caras del
mismo. En el caso de la losa superior, se han agrupado en 3 capas en la cara
superior de la losa y 2 en la inferior. Finalmente, en la platea de fundación, las
barras se han posicionado en 5 capas.
Figura 5. Block del reactor
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A continuación, se describen algunas de las características y problemáticas que
se presentaron en el desarrollo del proyecto CAREM, inherentes a la ingeniería civil.
a-
Normativa
En el país no existe normativa relacionada a la construcción de instalaciones
nucleares. Más aún, el CIRSOC 201 es explícito en excluir de su alcance aquellas
estructuras que en condiciones normales de servicio se encuentren sometidas a
temperaturas mayores de 70ºc, temperaturas cercanas a condiciones de operación
de la contención del reactor. Por tal motivo se debe recurrir a normas
internacionales.
La norma básica para el dimensionamiento de las estructuras de instalaciones
nucleares es el ACI 349M-06
“Code Requirements for Nuclear Safety Related
Concrete Structures” y para la estructura de la contención el ACI359 - ASME –
Nuclear Construction, Section III – “Rules for Construction of Nuclear Facility
Components”, Division 2 “Code for Concrete Reactor Vessels and Containment
Rules for Construction of Nuclear Facility Components” .
Ambos siguen casi estrictamente los lineamientos del código ACI 318, “Building
Code Requirements for Structural Concrete”. A su vez, las normas nacionales que
constituyen el conjunto de reglamentos CIRSOC e INPRES-CIRSOC, siguen
también los fundamentos de la norma de Estados Unidos de América, ACI-318. Su
aprobación técnica como versión 2005, y su recientemente aprobación para la obra
pública nacional por el Ministerio de Planificación Federal simplificó
considerablemente el ensamblaje entre las distintas normativas.
Otras normas de consulta son:
ASCE Standard ASCE/SEI 7-10: “Minimum Design Loads for Buildings and Other
Structures”. ASCE-2010.
FEMA 450: “NEHRP Recommended Provisions for Seismic Regulations for New
Buildings and Other Structures”. 2003 Edition.
AS/NZS 1170.0:2002, “Australian/New Zealand Standard. General Principles”. 2002.
NZS 3101:2006, “New Zealand Standard. Concrete Structure Standard. 2006, Part 1,
the Design of Concrete Structures, and Part 2, Commentary on the design of
concrete structures”.
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b- Diseño sismorresistente
Según la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN) y en función de la normativa
internacional derivada de la IAEA, deben establecerse dos sismos de diseño:
-
Safe Shutdown Earthquake [SSE] – Sismo Severo: El terremoto más
relevante que pueda razonablemente postularse para el emplazamiento sobre
la base de la mejor información geológica y sismológica disponible, de modo
que la probabilidad anual estimada de ocurrencia de terremotos mayores que
el postulado no exceda 10-3. Las estructuras, sistemas y componentes
importantes para la seguridad deben asegurar que el reactor pueda
extinguirse y que pueda removerse el calor residual durante el tiempo que sea
necesario aún si ocurriera un terremoto severo. Este sismo es de aplicación
para la estructuras de la contención y las estructuras que alojan sistemas
importantes de seguridad
-
Operation Basis Earthquake [OBE] - Sismo probable: El terremoto más
relevante entre los que se espera que ocurran por lo menos una vez durante
la vida del reactor nuclear de potencia. Se debe garantizar que el nivel de
seguridad del reactor nuclear de potencia no se deteriore significativamente
por la ocurrencia de un terremoto probable, y que pueda restablecerse la
operación normal después de una adecuada inspección. Este terremoto es de
aplicación para todas las estructuras.
Para el CAREM25 se adoptó como base de diseño un terremoto que tenga una
probabilidad anual de ocurrencia de 3.10-6 con una aceleración de 0,25g (PGA o
mean peak ground acceleration), es decir la probabilidad de que ocurra un sismo de
0,25g o mayor es de 3.10-6 año-1. Por lo tanto, para definir el sismo base de diseño
se adoptó una probabilidad anual de ocurrencia mucho menor que la
correspondiente al terremoto severo estipulado por la ARN, o sea más restrictiva que
la requerida.
En la Figura 6 se muestra el espectro de diseño para acción sísmica horizontal
que se adoptó como el terremoto de campo libre (free field earthquake) definido para
el sitio, para el nivel de terremoto SSE. Está identificado como IC-sueloIII-Horiz0,25g, por adoptar 0,25g como PGA horizontal, forma espectral del IC103, y
corresponder su forma espectral y puntos de control a suelo tipo III de dicha norma.
Para las acciones sísmicas verticales, le corresponde el mismo sismo afectado en
todos sus valores espectrales por el factor 2/3, por lo que la PGA resulta de 0,17g,
con espectro según indica la Figura 7, e identificado como IC-sueloIII-Vert-0,17g.
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Figura 6. Espectro de diseño. Sismo SSE. Horizontal y Vertical.
Para el sismo de operación, OBE, se adopta el 50 % de las ordenadas
espectrales que corresponden al nivel SSE. Los espectros se muestran en la
siguiente figura.
Figura 7. Espectro de diseño. Sismo OBE. Horizontal y Vertical.
Así es que a pesar de estar ubicado en Buenos Aires la estructura del edificio
posee un diseño sismorresistente, incluyendo las disposiciones particulares en
cuanto armado y confinamiento de los elementos.
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c- Cargas de diseño
Para el diseño estructural de todo el edificio, a excepción de la contención, se
utilizó el reglamento ACI 349M-06 que diferencia las cargas en 4 tipos:

Cargas Normales: Peso propio, sobrecarga útil, presión lateral y vertical de
líquidos, empuje lateral estático de suelos, reacciones de equipamiento y/o
tuberías, que ocurren en operación normal o de cierre de reactor, cargas de
puente grúa, nieve, lluvia y carga viva de cubierta.

Cargas Severas del Medio Ambiente: sismo de operación (OBE) y viento de
operación.

Cargas Extremas del Medio Ambiente: sismo severo (SSE) y tornado.

Cargas Raras o Anormales: Presiones diferenciales debidas a rotura de
tuberías, Acciones térmicas generadas en accidente por rotura de tuberías,
presiones debidas a rotura de tuberías que ocurren por condiciones térmicas,
reacción debida a una rotura de tubería, impacto de misil de origen externo,
como de avión e impacto de misil por rotura de tubería.
El método de diseño corresponde al LRFD, por lo que la Resistencia Requerida
debe ser menor a la Resistencia Diseño. Tanto las combinaciones de carga que
incorporan las cargas especiales como los factores de minoración de resistencia,
consisten en una de las principales diferencias con el código ACI 318.
De las cargas enumeradas, las cargas de mayor incidencia se encuentran entre
las normales. La estructura es sumamente rígida y por criterios de seguridad
(radiológica y confinamiento) abundan los planos de tabiques para tomar las cargas
sísmicas y de vientos. Por lo que en general, son las cargas puntuales de equipos y
líquidos las que localmente pueden condicionar los elementos estructurales.
Entre las cargas externas que fueron consideradas se encuentran los sismos de
diseño ya descriptos (OBE y SSE) y el viento. Para el viento de tornado se consideró
un Tornado clase III según la escala de Fujita.
Entre las Cargas Anormales se encuentran las explosiones e impacto de misiles.
Para el caso de explosiones, se realizó un análisis de factibilidad para evaluar
posibles cargas explosivas, las cuales fueron simuladas mediante un software
obteniendo así las sobrepresiones en paredes. Por otro lado, el análisis de impacto
de misiles se realizó clasificando las distintas fuentes y su probabilidad de
ocurrencia. Una de las principales fuentes de misiles está en el tornado, con todos
los elementos que puede arrastrar. Otras fuentes, de tipo accidental, son los
impactos de aeronaves. Debido a que es una zona con restricción de sobrevuelo,
sólo se contempló la posibilidad de impacto de los aviones fumigadores que circulan
por los alrededores. Cualquiera sea el origen del misil, el análisis consistió en
verificar el espesor de los tabiques para que el mismo no sea atravesado. Para esto
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se utilizan fórmulas empíricas que relacionan el espesor de tabique necesario con la
energía cinética del misil. Un ejemplo de esto es la fórmula de Chang, recomendada
por el Departamento de Energía de Estados Unidos (“DOE STANDART – 3014-2006
Octubre 1996)
Por otro lado, para el diseño de la contención, el reglamento de aplicación, el
ASME III, Div.2, diferencia las cargas en:

Cargas de período constructivo: las cargas presentes del inicio al fin de la
construcción.

Cargas de ensayo: previo a la puesta a crítico de los reactores o en los
períodos de parada programada, se realizan ensayos donde se simulan
condiciones de presión y temperatura para verificar la integridad estructural y
la estanqueidad de la contención.

Cargas de operación: son las cargas de servicio. Equivalentes a las Cargas
Normales ya enumeradas.

Cargas Factorizadas
En esta categoría entran las otras tres categorías de cargas descriptas
anteriormente: Cargas Severas del Medio Ambiente, Cargas Extremas del Medio
ambiente y Cargas Anormales.
Las Cargas Anormales son las cargas más críticas en el diseño estructural de la
contención del reactor CAREM25 y provienen de los Eventos Base Diseño (EBD).
Estos son eventos postulados de accidente donde se pierde el refrigerante de los
sistemas primario o secundario (agua liviana) en forma de vapor y puede producirse
liberación de sustancias radiactivas. Frente a estos casos la planta debe responder
dentro de los límites aceptables de seguridad.
En el CAREM25 fueron postulados 5 EBD: 1) Pérdida de refrigerante del sistema
primario. 2) Rotura de líneas de vapor vivo. 3) Apertura espuria de válvula de
seguridad del recipiente del reactor. 4) Pérdida de refrigerante por rotura del
condensador. 5) Pérdida de fuente fría.
Así es que para todos estos casos, la estructura de la contención debe estar
diseñada de modo de poder soportar las condiciones internas durante el período de
gracia, establecido en 36hs. Este es el período durante el cual actuarían los
sistemas pasivos de seguridad, sin necesidad de intervención de un operador ni de
electricidad.
En consecuencia, se realizó un análisis termodinámico en función del tiempo para
cada uno de los recintos obteniendo las funciones de presión y temperatura. Como
ya se mencionó, la condición envolvente es de una presión interna de 5atm de
presión y 152ºC de temperatura en todos los recintos de la contención.
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Figura 8. Evolución de condiciones de presión y temperatura en el recinto del reactor
en caso de pérdida de refrigerante
Figura 9. Modelo de contención - Mapa de temperaturas a las 36hs.
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d- Modelación estructural

Modelos Estructurales
Para el diseño estructural del Edificio Reactor CAREM25, se utilizaron
principalmente dos modelos de cálculo, uno para el edificio en su conjunto y otro
particular para la contención. Si bien el edificio se compone en una sola estructura
continua, el block del reactor resulta una estructura en sí mismo mucho más
compleja, que debe diseñarse bajo normas especiales (ASME), y que debido a las
cargas de diseño, a sus singularidades geométricas y las cargas particulares que
debe resistir, requiere de un análisis mucho más detallado.
Modelo de cálculo edificio
La estructura global del edificio fue modelada con el software ETABS, a través de
elementos de área que representan losas y tabiques, y elementos lineales de
columnas y vigas con conexiones rígidas, resistentes a momentos. La estructura del
block fue representada con tabiques con sus respectivos espesores. A los fines de
tener en cuenta la degradación de rigidez por fisuración del hormigón, los momentos
de inercia de las vigas fueron afectados por 0.40 para obtener la rigidez efectiva
según lo especifican los reglamentos. Los tabiques no fueron degradados pues, en
general, se espera comportamiento prácticamente lineal y elástico. Este software
permitió la introducción de manera simple de los sismos de diseño, vientos de
operación y tornado, y realizar las combinaciones de carga establecidas en el ACI
349M de modo de obtener las resistencias requeridas de cada uno de los elementos
a diseñar.
Modelo de cálculo contención
Para el análisis y diseño estructural de la contención del edificio del Reactor
CAREM25 se utilizó un modelo de elementos finitos 3D con elementos sólidos,
realizado con ANSYS v13.0.0-sp2, que permite representar la geometría de la
contención y obtener su estado tensional para cada una de las combinaciones de
carga especificadas en ASME. A partir de estos estados tensionales, se obtuvo la
condición envolvente para la cual se diseñó la armadura y se verificaron las
secciones de hormigón armado.
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Figura 11. Modelo contención en Elementos Finitos
Para modelar la geometría de la contención, la misma fue fundamentalmente
importada desde el modelo de maqueta virtual con el que cuenta el proyecto,
realizado con el software CATIA. Esto permitió obtener un modelo muy ajustado de
la geometría, incorporando todos
los espesores, pases, vanos y demás
singularidades estructurales.
Para representar las condiciones de borde de la contención se decidió modelar los
elementos estructurales circundantes, que al estar monolíticamente unidos a la
misma, actúan como apoyos elásticos aportando su rigidez. Por el lado inferior, el
suelo fue modelado elásticamente con resortes verticales y horizontales.
Figura 12. Porción de estructura modelada.
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Otra ventaja que trajo aparejada la utilización de este software, fue que permitió la
introducción detallada de cargas estáticas, dinámicas y, principalmente, las cargas
de presión y temperatura que le fueron asignadas a cada recinto simulando su
variación en función en el tiempo.
Al poseer una geometría detallada con una introducción verosímil de cargas, el
modelo no sólo sirvió para el análisis de elementos globales, como pueden ser los
tabiques de contención y losas de fundación, sino que también permitió el análisis de
fenómenos locales, como resulta cada pase y discontinuidad en la contención.
A través del módulo Mechanical del mismo se realizó un análisis estático lineal, el
cual se acopló con el análisis térmico. Con este se obtuvieron los estados
tensionales para cada combinación de carga y, mediante el análisis de los mismos,
la condición envolvente para las tensiones verticales, circunferenciales y radiales.
Finalmente, para el diseño el de los elementos estructurales, se definieron paths
o ejes estratégicamente seleccionados a lo largo de cada sección, para los que el
software exportó los valores de las tensiones. Integrando estos valores en el
espesor, se obtuvieron las solicitaciones con la que se diseñó la armadura y se
verificaron las secciones de los distintos elementos estructurales.
Figura 13. Ejemplo. Definición de paths para tabiques. Integración de tensiones.
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
Modelo interacción suelo estructura
Se realizó un estudio de interacción suelo estructura del edificio de reactor de la
central nuclear CAREM-25. Para ello se utilizó un modelo numérico 3D acoplado que
tuvo en cuenta todos los elementos estructurales del edificio, sus fundaciones y las
características del suelo en sus distintas capas de profundidad. Además, se
modelaron los equipos principales, puentes grúa, agua de piletas, etc. También se
modeló en forma aproximada el edificio del Turbo-grupo para contemplar la
interacción estructura-suelo-estructura.
Edificio
Turbo-grupo
Edificio
Reactor
Figura 14. Modelo interacción suelo estructura acoplado.
Con este modelo desarrollado y la excitación definida (SSE) se obtuvieron por
simulación numérica los registros de aceleraciones absolutas en 24 puntos internos
del edificio denominados puntos de control.
Figura 15. Registro de aceleraciones para un punto de control.
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Posteriormente para cada punto de control, a partir de sus registros de
aceleraciones se elaboró, mediante un algoritmo, su espectro de respuesta elástica.
Finalmente, para su uso práctico, se le aplicaron los procedimientos de
ensanchamiento, reducción y suavizado indicados por ASCE 4-98 -Seismic Analysis
of Safety-Related Nuclear Structures, obteniendo así los espectros de piso.
Figura 16. Espectros de respuesta elástica (Izq.) Espectro de piso (Der.)
Estos espectros son utilizados por las otras disciplinas para diseñar sus equipos y
componentes. En definitiva, al contemplar la flexibilidad del suelo en interacción
suelo-estructura, se obtienen espectros de pisos con menores aceleraciones que
finalmente se traducen en un ahorro para el diseño y fabricación de los equipos y
componentes que alberga la instalación.
e- Estanqueidad
La contención está confinada por tabiques y losas de hormigón armado que,
como es sabido, puede resultar permeable a los gases. Para evitar cualquier fuga de
gases en caso de accidente, todo el perímetro de la contención será revestido por
una lámina de acero, denominada liner, creando así un recipiente continuo y
estanco.
En el CAREM25 el mismo fue diseñado de acero al carbono con un espesor de
8mm. En forma simplificada, compone un cilindro de 19m de diámetro y unos 27m
de altura. Debido a que debe presentar continuidad en todo su desarrollo, se deben
minimizar la cantidad de módulos y para esto, debe estar prevista la forma de cada
una de las placas y marcos de penetraciones que luego serán soldadas al mismo
previo al hormigonado.
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Es importante destacar que el liner presenta continuidad incluso en las losas y
tabiques internos de la contención, es decir que atraviesa las losas que definen los
niveles y los tabiques que se cruzan con la losa de fondo y el cilindro exterior. Esto
es posible mediante el uso de conectores de corte especialmente diseñados para
transferir los esfuerzos entre secciones y la incorporación de manguitos para dar
continuidad a la armadura.
Figura 17. Esquema de conectores de corte
El liner actúa como encofrado perdido de los tabiques de la contención. Por tal
motivo, es que la ubicación de los casi 100 mil pernos de anclaje tipo NELSON
utilizados para el anclaje del mismo, será dispuesta considerando la posición
particular de cada barra de armadura.
Liner
Armadura de tabiques
Pernos de anclaje
Figura 18. Sección de tabique de contención.
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Debido a las tolerancias admisibles en su diseño, es que la fabricación se
efectuará en talleres ubicados a pie de obra montándose en módulos de forma de
anillos cilíndricos de hasta 13m de alto. La unión entre diversos módulos, será
soldada e inspeccionada en obra. Su fabricación y montaje están entre las tareas
más complejas de la obra.
Figura 19. Montaje liner Flamanville
- Conclusiones
Argentina comenzó la construcción del primer reactor de potencia de diseño
propio. El proyecto representa múltiples desafíos ya que por su carácter de prototipo,
carece de antecedentes tanto locales como internacionales.
En este trabajo se presentaron sólo algunos de los variados temas donde el
ingeniero civil participa y debe aportar su conocimiento, criterio y creatividad en el
planteo de soluciones que divergen de las tradicionalmente utilizadas en el campo
de la ingeniería civil. El avance del proyecto en las distintas disciplinas obliga a
repensar la forma en la que ciertos componentes civiles han sido diseñados, como
así también a ampliar el horizonte de tareas que sirven como dato de entrada para
otras ingenierías y que favorecen la performance global del proyecto en cuanto a
seguridad y economía.
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La diversidad de trabajos necesarios para poder completar el diseño del
CAREM25 que son, en gran medida, no convencionales en el resto de las industrias,
induce a ampliar el desarrollo de tecnologías conduciendo, consecuentemente, no
solo al fortalecimiento de los grupos profesionales de CNEA, sino también al
desarrollo de proveedores de ingeniería nacionales calificados, al mismo tiempo que
demanda concurrir a proveedores extranjeros experimentados que asistan con
diseños probados o validados.
Así, para que el proyecto CAREM25 resulte exitoso y Argentina se ratifique como
líder mundial en diseño, construcción, explotación y exportación de Centrales
Nucleares de Baja Potencia, se necesita del esfuerzo de toda la comunidad técnica
nacional y del planteo de políticas que favorezcan, por un lado, la transferencia de
tecnologías y, por el otro, que permitan el desarrollo de proveedores locales
calificados.
Referencias:
[1] ACI-349M-06, Code Requirements for Nuclear Safety Related Concrete
Structures and Commentary. ACI Committee 349. (2008)
[2] ASME Boiler & Pressure Vessel Code. III Division 2. Code for Concrete
Containments. Rules for Construction of Nuclear Facility Components. ASCE.
ACI-ASME Joint Technical Committee. ACI Standard 359-07. (2007)
[3] IAEA, Safety Standards Series No. SF-1 (2006)
[4] ARN, Norma AR 3.10.1. Protección contra terremotos en reactores nucleares
de potencia. Boletín Oficial. (2002)
[5] H. Boado Magan, D. F. Delmastro, M. Markiewicz, E. Lopasso, F. Diez, M.
Giménez, A. Rauschert, S. Halpert, M. Chocrón, J. C. Dezzutti, H. Pirani, C.
Balbi, A. Fittipaldi, M. Schlamp, G. M. Murmis and H. Lis. "CAREM Prototype
Construction and Licensing Status". Science and Technology of Nuclear
Installations, Volume 2011. (2011)
[6] M. Ishida. "Development of New Nuclear Power Plant in Argentina". Advisory
Group meeting on Optimizing Technology, Safety and Economics of Water
Cooled Reactors. Vienna, Austria. (2000)
[7] R. Mazzi. "CAREM: An innovative integrated PWR". 18th International
Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMIRT 18).
Beijing, China. (2005)
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