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SEMINARIO
LA QUALIFICA SISMICA DI STRUTTURE SISTEMI E COMPONENTI
IN AMBITO NUCLEARE
PREVISIONE DEL SISMA E PREVENZIONE DEL DANNO
Alberto Taglioni
Roma, 27 settembre 2016
g. 2
SOMMARIO
IL FENOMENO SISMICO E GLI EFFETTI INDOTTI
CLASSIFICAZIONE DEI TERREMOTI
L’ AZIONE SISMICA NELL’ ANALISI STRUTTURALE
LIVELLI DI SICUREZZA SISMICA
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
NORMATIVE CONVENZIONALI E NORMATIVE NUCLEARI
APPROCCIO DETERMINISTICO E APPROCCIO PROBABILISTICO
CONCLUSIONI
IL FENOMENO SISMICO E GLI EFFETTI INDOTTI
I terremoti (dal latino terrae motus = movimento della terra), detti anchesismi o scosse telluriche sono movimenti della crosta terrestre, conliberazione di energia che deve essere dissipata.
La liberazione di energia avviene in una zona interna della Terra dettaipocentro sulla cui verticale si trova l’epicentro
I terremoti possono anche essere causati da
• riassestamenti tettonici. • movimento di masse magmatiche in profondità• eruzione di vulcani
TIPI DI ONDE SISMICHE
Onde longitudinali (P)
"compressioni" e "decompressioni" - velocità : 4 km/s < v < 8 km/s.
Onde trasversali (S)
azioni di " taglio" in direzione perpendicolare - velocità : 2 km/s < v < 4 km/s
Onde superficiali (R e L)
effetto delle onde P e delle onde S- onde R (di Rayleigh), con orbite ellittiche- onde L (di Love), trasversali
La velocità e il grado di attenuazione dipendono dalle caratteristiche del terreno.
IL FENOMENO SISMICO E GLI EFFETTI INDOTTI
I terremoti innescano una serie di agenti distruttivi, quali
• crolli di strutture o di loro parti, • effetti secondari sulle strutture,• cedimento di dighe, • cedimenti del terreno (frane, smottamenti o liquefazione),• incendi,• fuoriuscite di materiali pericolosi,• maremoti e tsunami
I terremoti hanno pertanto effetto su
• cose (strutture, installazioni)• persone (vite umane, ferimenti) • ambiente.
IL FENOMENO SISMICO E GLI EFFETTI INDOTTI
EFFETTI SECONDARI SULLE STRUTTURE
• interazione terreno struttura• interazione struttura-terreno-struttura• sloshing
• movimenti alle quote• effetti sui componenti
IL FENOMENO SISMICO E GLI EFFETTI INDOTTI
EFFETTI SUI COMPONENTI.
vengono impiegati uno o più modelli matematici delle strutture di supporto ed ognuno di essi
supporta uno o più apparati e sistemi.
modelli diversi della stessa struttura possono essere richiesti per scopi diversi.
i modelli matematici usati per generare il carico sismico per le successive analisi dei sistemi portati
possono essere diversi da quelli usati per le analisi locali di dettaglio della struttura portante.
IL FENOMENO SISMICO E GLI EFFETTI INDOTTI
CLASSIFICAZIONI DEI TERREMOTI
BASI DI CLASSIFICAZIONE
danno provocato scale di «intensità» (es.: scala MERCALLI)
max accelerazione al suolo classificazione cardinale (normative)classificazione ordinale (scala OMORI, et al.)
totale energia liberata«magnitudo», con comparazione con terremoto «standard»
probabilità di evenienzatempo di ritorno
SCALE DI INTENSITÀ
De Rossi - Forel, 1873 (X degrees)
Mercalli II, 1902 (X degrees)
Mercalli – Cancani – Sieberg, 1917 (XII degrees)
MM (Modified Mercalli), 1931
MM (Modified Mercalli), 1956
MSK (Medvev – Sponheuer - Karnik), 1964
EMS (European Macroseismic Scale), 1998
CLASSIFICAZIONI DEI TERREMOTI
MASSIMA ACCELERAZIONE AL SUOLO
Peak ground acceleration (PGA)
massima accelerazione registrata dagli accelerometri. È riferita aduna singola area geografica.Si esprime in g (accelerazione di gravità, 9.8 m/s²) o in m/s²
In Italia, il territorio è suddiviso in quattro zone sismiche:
zona 1: 0.25g < PGA ≤ 0.35gzona 2: 0.15g < PGA ≤ 0.25gzona 3: 0.05g < PGA ≤ 0.15gzona 4: PGA ≤ 0.05g
In un spettro di risposta elastico, il PGA coincide con il valore dell'accelerazione spettrale
Se(T) quando il periodo proprio di oscillazione dell'oscillatore elementare di riferimento è
pari a T=0
CLASSIFICAZIONI DEI TERREMOTI
I - MAXIMUM ACCELERATION = 0.3 M/SEC2
The shock is rather strong, so much so that it generally induces people to escape from their houses into the open. The walls of badly constructed brick houses crack slightlyand some parquet falls down; ordinary wooden houses are shaken in such a degree that they loudly creak; furniture is overturned; trees are visibly shaken; the water in ponds and pools gets turbid, owing to the disturbance of the mud; pendulum clocks stop; some very badly built factory chimneys are damaged.
II - MAXIMUM ACCELERATION = 0.9 M/SEC2
The walls in the wooden houses of Japan crack; old wooden houses get slightly out of plumb; the Japanese tombstones and the badly constructed stone lanterns are overturned; in a few cases the flow of the thermal and mineral springs is changed; ordinary factory chimneys are not damaged.
III - MAXIMUM ACCELERATION = 1,2 M/SEC2
About one-fourth of the factory chimneys are damaged; badly constructed brick houses are partially or totally destroyed; some old wooden houses are destroyed; woodenbridges are slightly damaged; some tombstones and stone lanterns are overturned; Japanese sliding doors (covered with paper) are broken; the tiles of wooden houses are displaced; some fragments of rocks are detached from the sides of the mountains.
IV -MAXIMUM ACCELERATION = 2,0 M/SEC2
All factory chimneys are ruined; the majority of the ordinary brick houses are partially or totally destroyed; some wooden houses are totally destroyed; the wooden slidingdoors are mostly thrust out of their channels; crevices from 2 to 3 inches (5 to 7-1/2 cm) wide appear in low and soft grounds; here and there the embankments are slightly damaged; wooden bridges are partially destroyed; ordinarily constructed stone lanterns are overturned.
V - MAXIMUM ACCELERATION = 2,5 M/SEC2
All ordinary brick houses are very seriously damaged; about 3 percent of the wooden houses are totally destroyed; some Buddhist temples are ruined; the embankmentsare badly damaged; the railways are slightly contorted; ordinary tombstones are overturned; brick walls are damaged; here and there, large fissures from 1 to 2 feet (30 to 60 cm) wide appear along the banks of the watercourses. The water of rivers and ditches is thrown on the banks; the contents of the wells are disturbed; landslidesoccur.
VI - MAXIMUM ACCELERATION = 4,0 M/SEC2
The greater part of the Buddhist temples are ruined; from 50 to 80 percent of the wooden houses are totally destroyed; the embankments are almost destroyed; the roadsthrough paddy fields are ruined and interrupted by fissures in such a degree that traffic by animals or vehicles is impeded; the railways are very much contorted; great ironbridges are destroyed; wooden bridges are partially or totally damaged; tombstones of solid construction are overturned; fissures some feet wide appear in the soil, and are sometimes accompanied by jets of water and sand; iron or terra cotta tanks embedded in the ground are mostly destroyed; all lowlying grounds are completelyconvulsed horizontally as well as vertically in such a degree that sometimes the trees and all the vegetation on them die off; numerous landslides take place.
VII - MAXIMUM ACCELERATION > 4,0 M/SEC2
All buildings are completely destroyed except a few wooden constructions; some doors or wooden houses are thrown over distances from 1 to 3 feet; enormous landslideswith faults and shears of the ground occur.
SCALA ORDINALE DI INTENSITA’ (OMORI)
CLASSIFICAZIONI DEI TERREMOTI
MAGNITUDO
Definizione generica del termine
rapporto tra la grandezza in esame e una grandezza campione a essa omogenea, misurato su scala logaritmica.
Assunzione di base nei fenomeni sismiciL‘ energia rilasciata da un terremoto, a cui è strettamente correlato il suo potere distruttivo, è proporzionale all‘ampiezza di oscillazione elevata a 3/2
Magnitudo sismica
la magnitudo di un terremoto è data dal logaritmo in base dieci del massimo spostamento della traccia in un sismografo a torsione di Wood-Andersoncalibrato in maniera standard, se l'evento si fosse verificato a una distanza epicentraledi 100 kmmagnitudo zero = spostamento massimo di 1/1000 di mm
Utilizzando il logaritmo in base 10, ad esempio:differenza di magnitudo 1,0 = fattore 31.6 = (10 1,5)
differenza di magnitudo 2,0 = fattore 1000 = (10 1,5) 2
differenza di magnitudo 3,0 = fattore 31622 = (10 1,5) 3
CLASSIFICAZIONI DEI TERREMOTI
0- 1,9 Può essere registrato solo mediante adeguati apparecchi.
2- 2,9 Solo coloro che si trovano in posizione supina lo avvertono; un pendolo si muove.
3- 3,9La maggior parte della gente lo avverte come un passaggio di un camion; vibrazione di un bicchiere.
4- 4,9Viene avvertito da molti; un pendolo si muove notevolmente; bicchieri e piatti tintinnano; piccoli danni.
5- 5,9Tutti lo sentono; molte fessurazioni sulle mura; crollo parziale o totale di poche case; pericolo per la popolazione.
6- 6,9 Tutti lo percepiscono; panico; crollo delle case; rischio maremoto; popolazione in pericolo.
7- 7,9Panico; pericolo di morte negli edifici; solo alcune costruzioni rimangono illese; maremoto; popolazione colpita.
8- 8,9 Ovunque pericolo di morte; edifici inagibili; onde alte fino a 40 metri.
9- 9,9Totale allagamento dei territori in questione o spostamento delle terre e numerosissimi morti. Popolazione fortemente colpita.
10 o piùParticolari eventi di eccezionale gravità: spaccature della Terra, totale distruzione di strutture artificiali e formazione di maremoti(categoria ipotetica, non esistono faglie abbastanza lunghe da provocare un sisma così energetico).
SCALA RICHTER
CLASSIFICAZIONI DEI TERREMOTI
SCALA RICHTER / EFFETTO EQUIVALENTE E FREQUENZA TEMPORALE
CLASSIFICAZIONI DEI TERREMOTI
Magnitudo TNT equivalente Frequenza
0 1 chilogrammo circa 8 000 al giorno
1 31,6 chilogrammi
1,5 178 chilogrammi
2 1 tonnellata circa 1 000 al giorno
2,5 5,6 tonnellate
3 31,6 tonnellate circa 130 al giorno
3,5 178 tonnellate
4 1 000 tonnellate circa 15 al giorno
4,5 5 600 tonnellate
5 31 600 tonnellate 2-3 al giorno
5,5 178 000 tonnellate
6 1 milione di tonnellate 120 all'anno
6,5 5,6 milioni di tonnellate
7 31,6 milioni di tonnellate 18 all'anno
7,5 178 milioni di tonnellate
8 1 miliardo di tonnellate 1 all'anno
8,5 5,6 miliardi di tonnellate
9 31,6 miliardi di tonnellate 1 ogni 20 anni
9,5 178 miliardi di tonnellate
10 1000 miliardi di tonnellatesconosciuto (molto probabilmente impossibile)
https://it.wikipedia.org/wiki/Scala_Richter
TEMPO DI RITORNO
tempo medio intercorrente tra il verificarsi di due eventi successivi di entità uguale o superiore ad un valore di assegnata intensità oppure
tempo medio in cui un valore di intensità assegnata viene uguagliato o superato almeno una volta.
Il tempo di ritorno medio T può essere associato al numero medio di eventi
necessari affinché un dato evento si verifichi nuovamente.
Stabilire il tempo di ritorno è equivalente a fissare un valore di probabilità:
Esempio : LANCIO DI UN DADO CON FACCE NUMERATE OGNI 10
SECONDI
OGNI NUMERO DA 1 A 6 HA 1/6 DI PROBABILITA’ DI USCIRE
TEMPO DI RITORNO DI OGNI NUMERO = 6 x 10 sec = 1 min
CLASSIFICAZIONI DEI TERREMOTI
CLASSIFICAZIONI DEI TERREMOTI
t/TR valori di p
0 0,000000,1 0,095130,3 0,259100,7 0,503290,8 0,550541 0,631982 0,864565 0,99325
10 0,99995100 0,99999
PROBABILITÀ DELL’EVENTO SISMICO IN un TEMPO t
TIPI DI ANALISI STRUTTURALE CHE TENGONO CONTO DEL SISMA(«ANALISI SISMICA»)
(1) Analisi sismica Statica Lineare
(2) Analisi sismica Dinamica Lineare
(3) Analisi sismica Statica Non Lineare
(4) Analisi sismica Dinamica Non Lineare
i
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
FASI DELL’ ANALISI SISMICA
Definizione dell’input sismico (rappresentazione del moto del terreno)
Schematizzazione della struttura (modello)
Applicazione delle forze agenti (metodologia di calcolo)
Determinazione di sollecitazioni e spostamenti (strumento di calcolo)
Verifiche di stabilità
Verifiche di integrità
Verifiche max spostamenti
Verifiche max sollecitazioni
Verifiche fessurazione, fatica, etc.
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
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L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
componente di moto del terreno
RAPPRESENTAZIONE DELL’INPUT SISMICO
m x ’’ + c x’ + k x = xG(t)
spettro elastico
massimo spostamento
oscillatore semplicedefinito dam , k , c Amax = X(t)max/ T2
massima accelerazione
accelerogramma
NORMALIZZAZIONE DELL’INPUT SISMICO
spettro di risposta elasticogli spettri devono avere forme regolari che riflettono le incertezze nel moto di input In alternativa, si possono utilizzare «spettri di sito» adeguatamente giustificati
accelerogrammaSi possono usare anche un certo numero di accelerogrammi artificiali, i cui spettri inviluppino quello standardizzato Le PGA devono avere valori non inferiori a quelli definiti per il sito.
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
EFFETTI DISSIPATIVI NELLE STRUTTURE
Smorzamento viscoso
È proprio del materiale strutturalePuò essere tenuto in conto nell’equazione dinamica dell’oscillatore sempliceIl lavoro di dissipazione è prodotto dalle forze che si oppongono al rientro elastico
Smorzamento isteretico
È presente laddove le strutture sono costituite di materiale con comportamento duttile e il limite elastico viene superatoÈ dovuto al c.d. «ciclo di isteresi», ed è rappresentato dall’area sottesa nel diagramma sforzi-deformazioni
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
COMPORTAMENTO ELASTICO E ANELASTICO DI UN OSCILLATORE SEMPLICE
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
x
f
f y
xy xmax
αtgα=k
COSTRUZIONE DI UNO SPETTRO ANELASTICO
0
0.2
0.4
0.6
0.8
1
1.2
1.4
1.6
1.8
2
0 0.5 1 1.5 2 2.5T [s]
Sa/g
µ=1
µ=1.25
µ=2
µ=4
(elastico)
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
Si determina il massimo spostamentodi un oscillatore anelastico per ciascun periodo,
si ricava lo spettro delle accelerazionidividendo per il corrispondente periodo
si rilevano le duttilità impegnate,
si può quindi definire in ogni punto
Aelast (T) / Aanelast (T) = q (T)
con q variabile con la duttilità
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f y
xmax ≅
xe,max
xy x
f e,maxf e,max
f y
xe,maxxy xmax O
C
A
B'
B
D
E
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
Ai bassi periodi, lo spostamento massimo è all’incirca equivalente
Agli alti periodi risulta quasi equivalente l‘energia dissipata
EQUIVALENZA TRA OSCILLATORE ELASTICO E OSCILLATORE ANELASTICO
fattore di riduzione delle forze spettrali
µ=ρ
1f 12
1
−µ=ρ f
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L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
DUTTILITÀ GLOBALE DI UNA STRUTTURA
Considerando la successiva plastificazione di una struttura sotto carico crescente, essa può essere assimilata all’ oscillatore anelastico
FATTORE DI STRUTTURA
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
Il fattore di riduzione è analogo per strutture della medesima tipologia
Per ciascuna tipologia si può quindi stabilire un valore q di riduzione dello spettro
SPETTRO DI PROGETTO
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
Lo spettro di risposta elastico, fornito da una normativa, può essere opportunamente ridotto di un fattore q (fattore di struttura),fornito dalla normativa stessa, dipendentemente dai casi applicativi
In questo modo sono tenute in conto le risorse duttili delle sezioni,che devono essere giustificate
METODOLOGIE DI ANALISI SISMICA
analisi statica lineareforze applicate in funzione del periodo principale
analisi statica non linearemetodo incrementale (push-over)
analisi dinamica lineareanalisi modale con spettro elasticoaccelerogramma con sovrapposizione modale degli effetti analisi in time history (step by step)
analisi dinamica non lineareanalisi modale con spettro di progettoanalisi in time history (step by step)
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
ANALISI STATICA EQUIVALENTE (LINEARE)
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
Requisiti di applicabilità del metodo
• regolarità geometrica in pianta• regolarità in elevazione• distribuzione regolare dei pesi e dei carichi
ANALISI MODALE (LINEARE)
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
Per ciascun modo di vibrare si determinano
• massa equivalente• coefficiente di partecipazione
Si possono utilizzare sia lo spettro elastico che un accelerogramma compatibile
Si sovrappongono, nel senso più sfavorevole, spostamenti e sollecitazioni dei diversi modi (contributi modali)
ANALISI MODALE (NON LINEARE)
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
Per ciascun modo di vibrare si determinano
• massa equivalente• coefficiente di partecipazione
Si deve utilizzare lo spettro di progetto
Si sovrappongono, nel senso più sfavorevole, spostamenti e sollecitazioni dei diversi modi (contributi modali)
ANALISI IN TIME-HISTORY (LINEARE)
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
Integrazione step-by-step
Integrazione diretta
ANALISI IN TIME-HISTORY (NON LINEARE)
L’AZIONE SISMICA NELL’ANALISI STRUTTURALE
Nel codice di calcolo da utilizzare devono essere implementati : • per ogni materiale, il diagramma sforzi deformazione• per ogni sezione, il diagramma momento/rotazione
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LIVELLI DI SICUREZZA SISMICA
GENERALITÀ
Poiché la «dannosità» di un terremoto cresce inversamente alla sua probabilità di accadimento, appare ragionevole chiedere alle strutture diversi livelli prestazionali in relazione a ciò
In linea generale, si deve perseguire
per terremoti di medio-bassa intensitàuna permanenza della struttura in campo elastico
per terremoti di intensità superioreuno sfruttamento delle riserve plastiche della struttura, che permettano il contenimento del danno al di sotto di determinate soglie
Risulta pertanto necessariodefinire dei livelli di azione sismica, associandolo a un Tempo di Ritornostabilire i fattori di struttura, imponendone i requisiti
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LIVELLI DI SICUREZZA SISMICA
I LIVELLI DI SICUREZZA NELLE NORMATIVE
Le normative di nuova generazione il concetto di «livello di sicurezza» è ripreso nell’ottica del Risk Base Design, ove generalmente si prevedono
Stati Limite Ultimi
associati al valore estremo della capacità portante o ad altre forme di cedimento strutturale che possono mettere in pericolo la sicurezza delle persone
Stati Limite di Esercizio
oltre i quali non risultano più soddisfatti i requisiti di esercizio prescritti.
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LIVELLI DI SICUREZZA SISMICA
CARATTERISTICHE DEGLI STATI LIMITE
Stati Limite Ultimi (SLU):
perdita di stabilità di parte o dell'insieme della struttura;rottura di sezioni critiche della struttura;trasformazione della struttura in un meccanismo; instabilità in seguito a deformazione eccessiva;deterioramento in seguito a fatica; grandi fessurazioni o fluage
Stati Limite di Esercizio (SLE):
può avere carattere reversibile o irreversibile: nel primo caso i danni o le deformazioni sono reversibili e cessano non appena sia eliminata la causa che ha portato al superamento dello SLEnel secondo caso si manifestano danneggiamenti o deformazioni permanenti inaccettabili e ineliminabili
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Stati Limite Ultimi (SLU):
Stato limite di salvaguardia della vita (SLV): la costruzione subisce rotture e crolli dei componenti non strutturali ed
impiantistici e significativi danni dei componenti strutturali cui si associa una
perdita significativa di rigidezza nei confronti delle azioni orizzontali
Stato limite di prevenzione del collasso (SLC)la costruzione subisce gravi danni e crolli dei componenti non strutturali ed
impiantistici e danni molto gravi dei componenti strutturali; la costruzione
conserva ancora un margine di sicurezza per azioni verticali ed un esiguo
margine di sicurezza nei confronti del collasso per azioni orizzontali.
LIVELLI DI SICUREZZA SISMICA
DEFINIZIONE NORMATIVA ITALIANA NTC 2008 / 1
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Stati Limite di Esercizio (SLE):
Stato Limite di operatività (SLO)la costruzione nel suo complesso (includendo elementi strutturali, elementi
non strutturali, ecc.) non deve subire danni ed interruzioni d'uso significativi;
Stato limite di danno (SLD)la costruzione nel suo complesso subisce danni tali da non mettere a rischio
gli utenti e da non compromettere significativamente la capacità di resistenza
e di rigidità nei confronti delle azioni verticali ed orizzontali, mantenendosi
immediatamente utilizzabile pur nell'interruzione d'uso di parte delle
apparecchiature..
LIVELLI DI SICUREZZA SISMICA
DEFINIZIONE NORMATIVA ITALIANA NTC 2008 / 2
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LIVELLI DI SICUREZZA SISMICA
ESEMPIO NORMATIVA ITALIANA NTC 2008 / 1
Lo spettro di risposta è definito, per ciascuna periodo di riferimento PVR , a partire dai valori dei seguenti parametri
ag accelerazione orizzontale massima al sito
FO valore massimo del fattore di amplificazione dello spettro in accelerazione orizzontale
TC* periodo di inizio del tratto a velocità costante dello spettro in accelerazione orizzontale.
I valori dei parametri sono forniti dalla norma, per tutti i siti considerati
Il Tempo di Ritorno è determinato con la formula
TR = -VR / ln (1- PVR)
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LIVELLI DI SICUREZZA SISMICA
ESEMPIO NORMATIVA ITALIANA NTC 2008 / 2
Es 1: civile abitazione
VR = 50 anni
SLO TR = 30 anni
SLD TR = 50 anni
SLV TR = 475 anni
SLC TR = 975 anniEs 2:
ospedale
VR = 100 anni
SLO TR = 60 anni
SLD TR = 100 anni
SLV TR = 950 anni
SLC TR = 1950 anni
Es 2: ospedale
VR = 100 anni
SLO TR = 60 anni
SLD TR = 100 anni
SLV TR = 950 anni
SLC TR = 1950 anni
PRINCIPALI TIPOLOGIE DI INSTALLAZIONI NUCLEARI
• Centrali di potenza
• Reattori di ricerca
• Impianti per il riprocessamento del combustibile
• Laboratori per il trattamento di sostanze radioattive
• Depositi per lo stoccaggio di rifiuti radioattivi
• Impianti nucleari per la dissalazione dell’acqua marina
Dal punto di vista del possibile impatto del sisma le installazioni più rilevantisono i reattori ed in particolare i reattori di potenza. Questi infatti hannobisogno di mantenere una funzionalità quasi totale, almeno dei sistemi diraffreddamento, anche a seguito di un sisma severo.
All’estremo opposto si collocano i depositi, le cui funzioni sono quasicompletamente passive e sono concepiti per non richiedere alcun intervento nelloro ciclo di vita.
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
impianti di trattamento combustibile
FN (Bosco Marengo)
ITREC (Trisaia)EUREX (Saluggia)
OPEC (Casaccia)
opere incompiute
CENTRALE NUCLEARE - Montalto di Castro
P.U.N.Progetto Nucleare
Unificato
Deposito NazionalePer
Rifiuti Radioattivi
ALTRE AZIONI DINAMICHE
• Tornado
• Impatto da tornado
• Onda pressione
• impatto
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
OBIETTIVO DI SICUREZZA
L’obiettivo di sicurezza del progetto sismico dell’impianto é di garantire
capacità sufficiente a svolgere le seguenti funzioni essenziali
• portare e mantenere il reattore nello stato di shutdown
• raffreddare il combustibile nel reattore e nel sistema di handling in
modo che i rilasci all’esterno del contenimento restino nei limiti di
dose per l’evento
• mantenere l’integrità del contenimento e di tutti i sistemi associate
• mantenere una sufficiente strumentazione qualificata per l’operatore
per controllare e monitorare l’impianto da un’ area sismicamente
qualificata
• mantenere l’integrità delle strutture e dei sistemi esterni al
contenimento che potrebbero causare rilasci radioattivi oltre i limiti
ammissibili per l’incidente.
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
INPUT SISMICO
Generalmente si considerano
SISMA DI ESERCIZIO (OBE = Operating Basis Earthquake)
SISMA DI SICURO SPEGNIMENTO (SSE = Safety Shutdown Eartquake)
tra loro correlati
Nel caso di nuove realizzazioni, l’input, spettro o accelerogramma, deve essere «di sito», oppure conservativo rispetto ad essi
Nel caso di adeguamenti e/o revisioni sismiche l’input è definito specificamente dall’ Ente di Controllo, sulla base del Tempo di Ritorno
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
CARICHI DI PROGETTO
Le azioni più frequentemente considerate sono
D dead loadL live loadR reazioni di componenti impiantisticiF pressioni di liquidiH spinte terrenoT carichi termiciW ventoWT tornadoEo terremoto di esercizioEs terremoto di sicuro spegnimentoIN incidente non frequente (pressioni, reazioni, carichi termici)IG incidente grave (pressioni,reazioni,carichi termici)
•
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
COMBINAZIONI DI CARICO / CRITERI
• Le azioni vengono combinate con criteri semi-probabilistici e quindi con coefficienti parziali che tengono conto della diversa probabilità di superamento delle singole azioni e della possibile contemporeneità.
• In particolare le azioni incidentali o eccezionali vengono combinate senza moltiplicatori, dal momento che la probabilità associata a questi eventi è già molto bassa.
• Le combinazioni possono essere diverse per le strutture in acciaio o in cemento armato. Ciò dipende dalla diversa dispersione delle proprietà delle strutture che contribuiscono alla probabilità complessiva di superamento degli stati limite.
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
Esempio tratto dalle ACI 349-97
• 1. U = 1.4D + 1.4F + 1.7L + 1.7H + 1.7Ro
• 2. U = 1.4D + 1.4F + 1.7L + 1.7H + 1.7Eo + 1.7Ro
• 3. U = 1.4D + 1.4F + 1.7L + 1.7H + 1.7W + 1.7Ro
• 4. U = D + F + L + H + To + Ro + Ess
• 5. U = D + F + L + H + To + Ro + Wt
• 6. U = D + F + L + H + Ta + Ra + 1.25Pa
• 7. U = D + F + L + H + Ta + Ra + 1.15Pa+ 1.0(Yr + Yj + Ym) + 1.15Eo
• 8. U = D + F + L + H + Ta + Ra + 1.0Pa+ 1.0(Yr + Yj + Ym) + 1.0Ess
• 9. U = 1.05D + 1.05F + 1.3L + 1.3H + 1.05To + 1.3Ro
• 10. U = 1.05D + 1.05F + 1.3L + 1.3H + 1.3Eo + 1.05To +1.3Ro
• 11. U = 1.05D + 1.05F + 1.3L + 1.3H + 1.3W + 1.05To + 1.3Ro
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
COMBINAZIONI DI CARICO / ESEMPIO
SISTEMI E COMPONENTI RILEVANTI PER LA SICUREZZA
Sono i sistemi che devono rimanere funzionali durante e
successivamente agli eventi di progetto (SSC : Safety-related
Structures, Systems and Components)
La loro funzionalità assicura il rispetto dei principali criteri normativi, tra
cui i livelli di radioattività rilasciati
In un impianto nucleare di potenza essi includono lo shutdown del
reattore ed il suo sicuro mantenimento in questa condizione.
SSC possono essere definiti anche come quelli il cui collasso o
interruzione di servizio può compromettere la stabilità o il funzionamento
di altri safety-related SSC’s
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
CLASSIFICAZIONE SISMICA DI SSC
Le classificazioni sismiche di SSC si basano su :
la funzione di sicurezza da assicurare, direttamente o indirettamente
la non-interazione tra SSC e non-SSC
Possono quindi essere richieste
integrità statica
integrità funzionale
integrità statica + integrità funzionale
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
APPROCCIO METODOLOGICO IN AMBITO NUCLEARE
stabilire l’obiettivo di sicurezza
Individuare sistemi e componenti rilevanti per la sicurezza
determinare i criteri necessari alla loro progettazione
implementarli nel progetto
dimostrare che il progetto soddisfa i requisiti di sicurezza
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
Example of Seismic categorization
BWR PWR Seismic
category
Seismic Design force
Containment Vessel
Control Rod
Residual Heat Removal System
Emergency Diesel Generator
Reactor Pressure Vessel
Emergency Core Cooling System
Containment Vessel
Control Rod
Residual Heat Removal System
Emergency Diesel Generator
Reactor Vessel
Safety injecting System
S
Horizontal and vertical
sesmic force (dynamic) due to
the basic earthguake ground
motion Ss
Elastic design ground motion
Sd or 3.0 * ordinary building
forces if larger
Waste Disposal System
Turbine equipment
Waste Disposal System B 1.5 * ordinary building forces
Main Generator Main Generator
Turbine equipment
C ordinary building forces
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
ESEMPIO DI CLASSIFICAZIONE SISMICA / GIAPPONE
ESEMPIO DI CLASSIFICAZIONE SISMICA / NRC RG 1.29
Seismic category I
Structures, systems, and components that are designed and built to withstand the
maximum potential earthquake stresses for the particular region where a nuclear
plant is sited.
Other structures are
NON-Seismic category I (or Seismic category II) unless those which failure could
reduce the functioning of category I SSC’s
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
ESEMPIO DI CLASSIFICAZIONE SISMICA (IAEA NS-G-1.6)
Four categories are defined:
seismic category 1:
items to be designed to withstand the consequences of SSE. Seismic category 1 is usually the highest categories in terms of requirements
seismic category 2 :
items not included in cat. 1, which may have spatial interactions (e.g. due to collapse, falling or dislodgement) or any other interactions (e.g. via the release of hazardous substances, fire or flooding, or earthquake induced interactions) with items of items in seismic categories 1 and 3.
seismic category 3: I
tems that could pose a radiological hazard but that are not related to the reactor (e.g. the spent fuel building and the radioactive waste building).
seismic category 4
include all items that are not in seismic category 1 or seismic category 2 or 3.
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
ESEMPIO DI CLASSIFICAZIONE SISMICA /ANSI/ANS-2.26, 2004 (1)
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
ESEMPIO DI CLASSIFICAZIONE SISMICA /ANSI/ANS-2.26, 2004 (2)
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
FASI PROGETTUALI DI SSC
Definizione dell’evento sismico al sito
Verifica della progettazione dell’edificio ospitante
Determinazione del moto alla base del componente (spettro di piano e/o accelerogramma generato)
Analisi dinamica del componente
Eventuale revisione del progetto dell’edificio ospitante
Verifiche sul componente o sistema
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
CRITERI PER LA PROGETTAZIONE DEGLI SSC
Devono essere assicurate
l’integrità del sistema di raffreddamento del reattore
la capacità di arrestare in reattore e mantenerlo in unacondizione di shutdown sicuro;
la capacità di prevenire o mitigare le conseguenze di incidenti chepotrebbero dar luogo a potenziali esposizioni fuori dal sito a seguitodi eventi base di progetto, tra I quali il terremoto base
SICUREZZA SISMICA NELLE INSTALLAZIONI NUCLEARI
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NORMATIVE CONVENZIONALI E NORMATIVE NUCLEARI
GENERALITÀ
Non esistono, in senso stretto, normative strutturali specificamente nucleari
Alcune normative (es.: A.C.I.) prevedono l’applicazione mirata, come caso a sé stante
Dovendo i progetti essere approvati dagli Enti di Controllo, questi possono indicare, come condizione necessaria all’approvazione, delle Normative di Riferimento, o emettere «raccomandazioni» (Linee Guida, Guide Tecniche, ecc.)
Possono essere previste diverse fasi approvative (Progetto di Massima con Fattibilità Strutturale, Progetto Particolareggiato, Progetto Esecutivo, ecc.) in dipendenza della legge istitutiva dell’Ente di Controllo
IL SISTEMA DI REGOLAMENTAZIONEI PRINCIPI INTERNAZIONALI
La piramide della gerarchia regolamentare
NORMATIVE CONVENZIONALI E NORMATIVE NUCLEARI
REQUISITI DI UN CORPO NORMATIVO STRUTTURALE
Un corpo normativo strutturale deve fornire una serie di riferimenti per:
• circoscrivere la tipologia delle opere in oggetto
• elencare i carichi applicabili e le loro combinazioni
• Indicare le metodologie di analisi strutturale
• definire i tipi di verifica da condurre
ovvero
• fissare i valori limite di sollecitazioni e/o spostamenti
NORMATIVE CONVENZIONALI E NORMATIVE NUCLEARI
NORMATIVE APPLICABILI IN AMBITO NUCLEARE
È compito degli Organi di Controllo di ciascun paese, sulla base di standard esistenti, convenzionali e no, stabilire un Corpo normativo cui attenersi, emettendo in proposito delle Linee Guida ad uso del progettista, che rimandano alle norme, che vengono definite sulla base dei requisiti di sicurezza.
Queste norme possono coincidere o meno con quelle per le costruzioni ordinarie, in funzione dei livelli di sicurezza richiesti alle diverse parti d’impianto, che vengono classificate a tal fine.
NORMATIVE CONVENZIONALI E NORMATIVE NUCLEARI
http://geologilazio.it/public/file/normativa/NTC/1_NTC_TeoriaRoma_3.pdf
NORMATIVE CONVENZIONALI E NORMATIVE NUCLEARI / 1
NORMATIVE APPLICABILI / ITALIA
Norme tecniche per le costruzioni - D.M. 14 Gennaio 2008Non contengono indicazioni specifiche per gli impianti nucleari
NORMATIVE APPLICABILI / EUROPAEUROCODICI
Eurocodice 0 - indicazioni per il metodo semiprobabilistico agli stati limite Eurocodice 1 - azioni di calcolo sulle struttureEurocodice 2 - strutture in c.a. e c.a.p..Eurocodice 3 - strutture in acciaoEurocodice 4 - strutture miste acciaio-calcestruzzo.Eurocodice 5 - opere in legnoEurocodice 6 - strutture in muratura.Eurocodice 7 - fondazioni e muri di sostegnoEurocodice 8 - aspetti sismiciEurocodice 9 - strutture in alluminio
Non contengono indicazioni specifiche per gli impianti nucleari
Ad esempio l’EC8 precisa che: “Special structures, such as nuclear power plants, offshore structures and large dams,
are beyond the scope of EN 1998”
NORMATIVE CONVENZIONALI E NORMATIVE NUCLEARI
NORMATIVE APPLICABILI / U.S.A.
LINEE GUIDA EMANATE DALL’ENTE DI CONTROLLO CONTENENTI CRITERI DI PROGETTO
• U.S. Regulatory Guide 1.29 “Seismic Design Classification”• U.S. Regulatory Guide 1.60 “Design Response Spectra of Nuclear Power Plants”• Regulatory Guide 1.61 “Damping Values for Seismic Design of Nuclear Power Plants”• U.S. Regulatory Guide 1.92 “Combining modal responses and spatial components in
seismic Responses Analysis”• U.S. Regulatory Guide 1.22 “Development of Floor Design Response Spectra for
Seismic Design of Floor-Supported Equipments or Component”
NORMATIVE CONVENZIONALI E NORMATIVE NUCLEARI
NORMATIVE APPLICABILI / U.S.A.
STANDARDS DI PROGETTAZIONE E VERIFICA EMANATI DA ENTI INDUSTRIALI/ASSOCIAZIONI SU CRITERI DI PROGETTO, VERIFICA E REALIZZAZIONE
• ACI 359 ASME III Div.2 “Code for Concrete Reactor Vessels and Containments”
• ACI 349 “Nuclear Safety Related Concrete Structures”• ANSI/AISC 690 “Nuclear Facilities Steel Safety-Related Structures
for the Design, Fabrication and Erection”
• ASCE 4-98 Seismic Analysis of Safety-Related Nuclear Structures
La validità è riconosciuta dall’Ente di Controllo
NORMATIVE CONVENZIONALI E NORMATIVE NUCLEARI
NORMATIVE APPLICABILI / U.S.A.
Oltre alle Regulatory Guides l’ente di controllo USA pubblica leStandard Review Plan, che definiscono e illustrano i criteriseguiti nell’esame dei progetti e individuano nel dettagliometodologie ritenute accettabili dall’ente di controllo.
NORMATIVE CONVENZIONALI E NORMATIVE NUCLEARI
INTRODUCTION
Purpose of the Standard Review Plan
The Standard Review Plan (SRP) provides guidance to US Nuclear Regulatory
Commission (NRC) staff in performing safety reviews of construction permit (CP) or
operating license (OL) applications (including requests for amendments) under 10 CFR
Part 50 and early site permit(ESP), design certification (DC), combined license (COL),
standard design approval (SDA), or manufacturing license (ML) applications under 10
CFR Part 52 (including requests for amendments).
The principal purpose of the SRP is to assure the quality and uniformity of staff safety
reviews. It is also the intent of this plan to make information about regulatory matters
widely available and to improve communication between the NRC, interested members
of the public, and the nuclear power industry, thereby increasing understanding of the
NRC’s review process.
NORMATIVE CONVENZIONALI E NORMATIVE NUCLEARI
NORMATIVE APPLICABILI / CONSIDERAZIONI.
• In ambito nucleare esiste una significativa interazione tra le normative e gli impianti.
• Infatti le norme devono fornire indicazioni specifiche per le particolari problematiche degli impianti.
• Questi presentano requisiti di sicurezza e tipologie costruttive diversi da quelli delle costruzioni di altri settori e la norma nasce anche dalla soluzione tecnica adottata.
• Questo fatto rende il settore molto “conservatore”
• Nuove soluzioni devono essere valutate alla luce di norme che vanno definite appositamente e calibrate sulla base di analisi teoriche e sperimentali
NORMATIVE CONVENZIONALI E NORMATIVE NUCLEARI
MODELLI DETERMINISTICI E MODELLI PROBABILISTICI
Un modello matematico si defininisce deterministico quando i datisono valori fissi o comunque ottenuti da elaborazioni di tipo deterministico, in quanto non si tiene in considerazione l'incertezza associata alla loro determinazione
Un modello matematico si defininisce probabilistico quando i dati sonoassociati alle loro possibili variazioni, casuali oppure no
• Il riferimento principale é alla valutazione della pericolosità sismica, ma criteri del tutto analoghi vengono impiegati per altri tipi di azionio eventi.
• Si possono effettuare analisi probabilistiche per eventi indotti dal sisma, ad esempio tsunami o fenomeni di liquefazione, ma anche per fenomeni del tutto diversi, ad esempio la caduta di un aereo.
APPROCCIO DETERMINISTICO E APPROCCIO PROBABILISTICO
VALUTAZIONE DELLE AZIONI SISMICHE DI PROGETTO
Il metodo deterministico si basa sullo studio dei danni osservati in occasione di eventi sismici che storicamente hanno interessato un sito, ricostruendo degli scenari di danno per stabilire la frequenza con cui si sono ripetute nel tempo scosse di uguale intensità.Il metodo richiede informazioni complete sulla sismicità locale e sui risentimenti, non
sempre disponibili
Il metodo probabilistico prevede che la pericolosità sia espressa come la probabilità che in un dato intervallo di tempo si verifichi un evento con assegnate caratteristiche.Il metodo probabilistico più utilizzato è quello di Cornell, che prevede vengano
individuate nel territorio le zone responsabili degli eventi sismici (zone sismo
genetiche), sia quantificato il loro grado di attività sismica e si calcolino gli effetti
provocati da tali zone sul territorio in relazione alla distanza dall’epicentro
da http://www.protezionecivile.gov.it/
APPROCCIO DETERMINISTICO E APPROCCIO PROBABILISTICO
PERICOLOSITA’ SISMICA E RISCHIO SISMICO
Pericolosità e rischio sono due concetti fondamentalmente differenti.
La pericolosità é definita da un livello di intensità del moto in funzione della suaprobabilità di eccedenza
Il rischio é definito dalla probabilità che un certo livello di danno sia superato in un periodo di riferimento,
In ambito nucleare il rischio é la convoluzione trapericolosità, fragilità di SSC ed esposizione
fragilitàprobabilità condizionata di rottura/collasso di una SSC per un dato livello dell’azionesismica, generalmente definito dalla PGA (per una struttura può essere associato ad un livello di danno o al collasso, per un componente alla perdita di funzionalità).
esposizioneil danno può essere strutturale, o di contaminazione, economico, alle persone, ecc,
APPROCCIO DETERMINISTICO E APPROCCIO PROBABILISTICO
VALUTAZIONE DELLA SICUREZZA SISMICA CON METODO PROBABILISTICO
Nelle strutture convenzionali la capacità della struttura viene definita impiegando diversi valori delle resistenze dei materiali, definiti attraverso misure in situ e fattori di confidenza, ma la procedura di analisi è simile a quella della deterministica, ed il risultato viene espresso in termini di rapporti capacità/domanda, molto simili a coefficienti di sicurezza.
Negli impianti nucleari ed in particolar modo nei reattori la valutazione della sicurezza sismica è invece finalizzata alla definizione della probabilità di avere, per effetto del sisma, un danno al nocciolo del reattore.Questa probabilità viene espressa attraverso la Core Damage Frequency (CDF) e determinata con un approccio probabilistico.La metodologia impiegata è comunemente detta Seismic Probabilistic SafetyAssessment (SPSA) , alternativa alla Determinisic Seismic Hazard Assessment(DSHA)
APPROCCIO DETERMINISTICO E APPROCCIO PROBABILISTICO
DETERMINISTC SEISMIC HAZARD ASSESSMENT (DSHA)
• Si identificano tutte le sorgenti sismiche che possono dar luogo ad effettial sito
• Si definisce la massima magnitudo credibile e la distanza dal sito per ognisorgente
• Utilizzando una appropriata relazione di attenuazione, si determinal’accelerazione di picco al suolo (PGA) al sito dovuta ad ogni sorgente.
• Il valore di progetto della PGA al sito é il massimo delle PGA dovute allesingole sorgenti sismiche .
• Lo spettro di risposta é definito da una forma spettrale standard (ad esempio NRC RG 1.60) per un sito roccioso di riferimento.
• Gli effetti di sito sono valutati con analisi di amplificazione o tecniche di SSI (Soil Structure Interaction).
APPROCCIO DETERMINISTICO E APPROCCIO PROBABILISTICO
SEISMIC PROBABILISTIC SAFETY ASSESSMENT (SPSA)
La metodologia di Cornell è stata sviluppata e implementata nella RG
1.165
Essa consente la definizione di un design Basis Event (SSE e OBE) in
termini di parametri ingegneristici come PGA o spettri di risposta
associati a una data probabilità di superamento .
Questa tecnica tiene conto dell'incertezza aleatoria insita nella natura
casuale del moto del suolo e può essere utilizzato anche considerando
l'incertezza epistemica nella definizione delle leggi di ricorrenza e
attenuazione .
APPROCCIO DETERMINISTICO E APPROCCIO PROBABILISTICO
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I terremoti non si possono prevedere, ma se ne può realisticamente (ovvero, ingegneristicamente) conoscere la probabilità di accadimento
In ragione della probabilità di accadimento, è possibile pianificare una limitazione dei danni, stabilendo i c.d. “livelli dirischio”, ponendo al primo posto la vita umana
In questo senso, in campo nucleare è posta primaria attenzione alla minimizzazione dei rilasci, anche in caso di sisma
Esistono numerose normative strutturali utilizzzabili, ma è sempre compito degli Organi di Controllo, che ad esse fanno riferimento, il licensing di opere e attività nucleari
Lo stato dell’arte della materia è in continua evoluzione, grazie alle nuove conoscenze dovute (purtroppo) all’esperienza e agli sforzi della ricerca
In ambito di ricerca, studio del comportamento dinamico di strutture e studio del la fenomenologia sismica sono in simbiosi sinergica
L’approccio probabilistico, ancora poco diffuso, sembra fornire risultati migliori di quello deterministico, in un ‘ottica di analisi costi/benefici di opere e interventi
.
CONCLUSIONI
Laddove non direttamente indicato nel testo , grafici e figure sono stati desunti dai seguenti indirizzi internet:
http://www2.ing.unipi.it/~a005843/Costruzioni%20in%20zona%20sismica/Nuova%20cartella/8-azione%20sismica.ppt.http://www2.ing.unipi.it/~a005843/Costruzioni%20in%20zona%20sismica/Nuova%20car
tella/7-1gdl-spettri%20inelastici.ppt.http://www.dica.unict.it/users/prossi/Files/Files%20Progetto/Lezione%2011%20Strutture%20(Spettri%20Normativa).pdf.https://www.unirc.it/documentazione/materiale_didattico/1466_2013_341_17724.pdfhttp://www.risknet-alcotra.org/rna/allegati/18-nov-fantilli_762.pdfhttp://geologilazio.it/public/file/normativa/NTC/2_NTC_ApplicazioniRoma_3.pdf.
Si ringraziano
il dott. LEONELLO SERVA (Ordine dei Geologi del Lazio)l’ing. VITTORIO LUCARELLI (Ordine Ingegneri di Latina)
per il materiale messo gentilmente a disposizione