Seismic risk assessment of nuclear power plants: insights into the fragility assessment of nonstructural components

Abstract

Nuclear power plants constitute one of the most safety-critical categories of infrastructure in modern society, combining indispensable roles in low-carbon electricity generation with stringent requirements for public safety and environmental protection. Among the natural hazards threatening their integrity, earthquakes represent a uniquely demanding challenge, as they can simultaneously affect multiple systems, structures, and components across an entire facility. While seismic engineering has advanced considerably over the past decades, particularly in the assessment of seismic hazard and risk for conventional structures, the transfer of recent methodological developments to the seismic safety assessment of nuclear power plants remains limited, mainly due to established conservative practices, modeling complexity, and high computational demands. To address this gap, a realistic yet computationally efficient nuclear facility testbed is developed for exploring advanced seismic assessment methodologies. It is modeled after the Zaporizhzhia VVER-1000 nuclear power plant, comprising: (i) a reduced-order beam-and-column element 3D model of a diesel generator building, tasked with providing emergency reactor cooling; (ii) a lumped-parameter model of site effects and soil-structure-interaction, allowing both equivalent-linear and more advanced frequency- and intensity-dependent configurations to be examined; (iii) simple models of key non-structural components; and (iv) a bare-bones fault tree that enables uncertainty propagation for a loss-of-core-cooling scenario. The testbed is exploited for exploring the effect of intensity measure selection for the seismic fragility assessment of short-period non-structural components, which are critical for the functionality and safety of nuclear facilities. Different ground motion intensity measures are evaluated, including peak ground acceleration, spectral acceleration at the fundamental period of the non-structural component, and average spectral acceleration over short-to-moderate period ranges. The results show that spectral acceleration at the component fundamental period generally provides the highest efficiency, but at the cost of requiring a different intensity measure for each component. In contrast, properly selected average spectral acceleration measures, with period ranges extending approximately from 0.01–0.10s to 0.40–0.50s, provide a practical and consistently efficient alternative to peak ground acceleration. The influence of ground motion selection on seismic risk estimates is also investigated. Hazard-consistent record selection, combined with the explicit consideration of soil-structure interaction, leads to more consistent and less unnecessarily conservative risk estimates compared to randomly selected records. At the same time, the use of more efficient intensity measures, such as average spectral acceleration, can partly mitigate the effects of limited hazard consistency in record selection. Finally, we examine the importance of preserving record-specific response information when propagating seismic demands from individual components to system-level risk. Conventional fragility curves provide a convenient probabilistic description of component performance, but they remove the response correlation among components subjected to the same ground motion. This loss of information can be important for redundant safety systems, where system failure depends on joint failure patterns rather than on isolated component failures. By maintaining the response resolution at the individual record level and propagating it through the system architecture, the estimated mean annual frequency of system failure is found to increase consistently, especially when the capacities of the components are already highly correlated.

Οι πυρηνικοί σταθμοί παραγωγής ενέργειας αποτελούν υποδομές υψηλής κρισιμότητας, καθώς διαδραματίζουν σημαντικό ρόλο στην παραγωγή ηλεκτρικής ενέργειας και ταυτόχρονα υπόκεινται σε αυστηρές απαιτήσεις ασφάλειας και προστασίας του περιβάλλοντος. Μεταξύ των φυσικών κινδύνων που μπορούν να απειλήσουν την ασφαλή λειτουργία τους, οι σεισμοί αποτελούν μια από τις πλέον απαιτητικές περιπτώσεις, καθώς είναι δυνατόν να επηρεάσουν ταυτόχρονα πλήθος συστημάτων, κτηριακών δομών και στοιχείων εξοπλισμού σε ολόκληρη την εγκατάσταση. Παρότι η σεισμική μηχανική έχει σημειώσει σημαντική πρόοδο τις τελευταίες δεκαετίες, ιδίως ως προς την αποτίμηση της σεισμικής επικινδυνότητας και διακινδύνευσης σε συνήθεις κατασκευές, η ενσωμάτωση σύγχρονων μεθοδολογικών εξελίξεων στην αποτίμηση της σεισμικής ασφάλειας πυρηνικών σταθμών παραμένει περιορισμένη, κυρίως λόγω της συντηρητικής φύσης των καθιερωμένων πρακτικών, της πολυπλοκότητας των απαιτούμενων μοντέλων και του υψηλού υπολογιστικού κόστους. Προκειμένου να αντιμετωπιστεί αυτό το χάσμα, αναπτύχθηκε μια απλοποιημένη υπολογιστική πλατφόρμα, βασισμένη σε λογισμικά ανοιχτού κώδικα, η οποία έχει ως αντικείμενο μελέτης τον πυρηνικό σταθμό τύπου VVER-1000 στην περιοχή της Zaporizhzhia. Η πλατφόρμα περιλαμβάνει: (i) ένα απλοποιημένο τρισδιάστατο προσομοίωμα δοκών-υποστυλωμάτων του κτηρίου που στεγάζονται οι εφεδρικές γεννήτριες έκτακτης ανάγκης (ii) ένα προσομοίωμα συγκεντρωμένων παραμέτρων για την αλληλεπίδραση εδάφους-κατασκευής, που επιτρέπει τόσο ισοδύναμα γραμμικές όσο και πιο προηγμένες προσεγγίσεις εξαρτώμενες από τη συχνότητα και την ένταση της σεισμικής διέγερσης (iii) απλοποιημένα προσομοιώματα βασικών μη δομικών στοιχείων και (iv) ένα συνοπτικό δέντρο σφαλμάτων για τη διάδοση αβεβαιοτήτων έως το επίπεδο σεναρίου απώλειας ψύξης του πυρήνα. Η πλατφόρμα αξιοποιείται για τη διερεύνηση της επίδρασης της επιλογής μέτρου σεισμικής έντασης στην αποτίμηση της τρωτότητας μη δομικών στοιχείων μικρής ιδιοπεριόδου, τα οποία αποτελούν κρίσιμα στοιχεία για τη λειτουργικότητα και την ασφάλεια των πυρηνικών εγκαταστάσεων. Εξετάζονται διαφορετικά μέτρα σεισμικής έντασης, όπως η μέγιστη εδαφική επιτάχυνση, η φασματική επιτάχυνση στην ιδιοπερίοδο του μη δομικού στοιχείου και η μέση φασματική επιτάχυνση σε εύρος μικρών έως μέτριων περιόδων. Τα αποτελέσματα δείχνουν ότι η φασματική επιτάχυνση στην ιδιοπερίοδο του στοιχείου παρέχει γενικά τη μεγαλύτερη αποδοτικότητα, με το μειονέκτημα όμως ότι απαιτεί την επιλογή διαφορετικού μέτρου έντασης για κάθε επιμέρους στοιχείο. Αντίθετα, η μέση φασματική επιτάχυνση σε κατάλληλα επιλεγμένα διαστήματα περιόδων, που εκτείνονται περίπου από 0.01–0.10s έως 0.40–0.50s, προσφέρει μία πρακτική και σταθερά αποδοτική εναλλακτική έναντι της μέγιστης εδαφικής επιτάχυνσης. Διερευνάται επίσης η επίδραση της επιλογής σεισμικών καταγραφών στις εκτιμήσεις σεισμικής διακινδύνευσης. Η χρήση καταγραφών που συνάδουν με την τοπική σεισμικότητα της περιοχής μελέτης, σε συνδυασμό με την ενσωμάτωση της αλληλεπίδρασης εδάφους-κατασκευής, οδηγεί σε πιο συνεπείς και λιγότερο συντηρητικές εκτιμήσεις διακινδύνευσης σε σχέση με την τυχαία επιλογή καταγραφών. Παράλληλα, η αξιοποίηση πιο αποδοτικών μέτρων έντασης, όπως η μέση φασματική επιτάχυνση, μπορεί να μειώσει εν μέρει τις επιπτώσεις από την έλλειψη συνέπειας στην επιλογή καταγραφών.Τέλος, εξετάζεται η σημασία της διατήρησης της πληροφορίας σε επίπεδο μεμονωμένης σεισμικής καταγραφής κατά τη διάδοση της απόκρισης από τα επιμέρους στοιχεία στο επίπεδο του συστήματος. Η αξιοποίηση τυπικών καμπυλών τρωτότητας σύμφωνα με την καθιερωμένη πρακτική παρέχει μία πρακτική και χρήσιμη περιγραφή της συμπεριφοράς των στοιχείων, αφαιρεί όμως την πληροφορία συσχέτισης μεταξύ στοιχείων που υπόκεινται στην ίδια σεισμική διέγερση. Η απώλεια αυτή μπορεί να είναι καθοριστική για πλεονάζοντα συστήματα ασφαλείας, όπου η αστοχία του συστήματος εξαρτάται από κοινά πρότυπα αστοχίας των επιμέρους στοιχείων και όχι από μεμονωμένες αστοχίες. Η διατήρηση της απόκρισης σε επίπεδο μεμονωμένης καταγραφής και η διάδοσή της μέσω της αρχιτεκτονικής του συστήματος οδηγεί γενικά σε αυξημένες εκτιμήσεις της μέσης ετήσιας συχνότητας αστοχίας, ειδικά όταν τα επιμέρους στοιχεία είναι ήδη έντονα συσχετισμένα.