Hoy en día existe en España un enfoque regulador sólido para la evaluación de los riesgos de centrales nucleares asociados con fenómenos naturales extremos y, en particular, con la ocurrencia de terremotos severos incluso más allá de la base de diseño sísmico originalmente adoptada para cada central nuclear. El estado del conocimiento en la materia ha evolucionado significativamente desde que se concedieron las autorizaciones de construcción a las centrales nucleares actualmente en explotación, ya que, a medida que avanza el tiempo y la experiencia operativa, se dispone de nueva información práctica sobre estos riesgos, su análisis y posibles consecuencias. 

Texto: Alberto García de la Varga y Antonio Jiménez Juan | Área de Ciencias de la Tierra, Subdirección de Ingeniería del CSN

En este artículo se pasa revista a las etapas de desarrollo de la caracterización sísmica en los emplazamientos de las centrales nucleares españolas desde su diseño inicial, mostrando un apunte de resultados. Se presenta con mayor detalle la etapa más reciente de estos estudios, abordada entre 2015-2022 y denominada genéricamente como ITC-Sísmica. Se acometió por decisión del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), a raíz de las pruebas de resistencia europeas realizadas tras el accidente en la central nuclear Fukushima Dai-ichi, provocado por el gran terremoto y tsunami ocurrido al este de Japón, el 11 de marzo de 2011. A fin de valorar la peligrosidad sísmica en los emplazamientos con el mejor conocimiento del momento, el CSN requirió a los titulares de centrales nucleares que actualizaran los estudios, considerando toda la información sismotectónica disponible en la comunidad científica y en el entorno de 300 km de sus instalaciones, y que recabaran la información de detalle necesaria en los entornos de 50 y 25 km.

Entre los sucesos naturales extremos que pueden afectar a la seguridad de las instalaciones nucleares, los que tienen mayor impacto son los terremotos severos, como acredita la ya larga experiencia operativa de la industria nuclear mundial. Así, ya quedó establecido en la primera normativa norteamericana aplicable al emplazamiento de centrales nucleares, editada en 1962, la necesidad de adoptar un terremoto base de diseño a la hora de proyectar y solicitar autorización para construir una de estas instalaciones. Ese terremoto de diseño, designado también «de parada segura» por su terminología inglesa (Safe Shutdown Earthquake, SSE), es el mayor que podría ocurrir razonablemente en el emplazamiento, considerando los datos históricos y las características geológicas, geotectónicas y sismológicas del terreno, y el que provocaría el máximo movimiento vibratorio del suelo para el que se diseña la instalación.

En su origen, dada la escasez de datos disponibles de terremotos ocurridos y la incertidumbre de su interpretación según el estado del conocimiento, se adoptó el método determinista para establecer el terremoto de diseño (SSE). Se basa en considerar el máximo terremoto histórico conocido que ha afectado al emplazamiento de la instalación y añadirle un margen razonable de seguridad, según el conocimiento experto del momento. Ese fue el método aplicado en la práctica nuclear americana hasta la década 1970-1980, y también en la española, que seguía la normativa americana por ser la tecnología origen de sus centrales. La forma de cuantificar el terremoto de diseño, en síntesis, era establecer un valor de aceleración máxima del movimiento en la superficie del terreno (en proporción a la gravedad, g) y adoptar un espectro de respuesta del terreno de formato normalizado para el cálculo estructural, cuyo significado es el de aportar el máximo valor de aceleración del suelo para cada una de las frecuencias simples que componen su movimiento vibratorio real. La frecuencia más alta, superior a los 50 hertzios, se asocia a un terreno rocoso rígido y su aceleración máxima se corresponde con el valor único de aceleración que identifica al terremoto de diseño. 

Conforme se ha ido disponiendo de registros instrumentales de terremotos ocurridos y ha avanzado el conocimiento del comportamiento de las fallas tectónicas en su génesis de terremotos, ha ido aumentando el volumen y la calidad de datos de registros sísmicos, y también la capacidad para identificar posibles movimientos de fallas en periodos geológicos y de datar con cierta precisión la antigüedad de esos movimientos. Todo ello ha permitido el rápido desarrollo de los métodos probabilistas en el análisis de la peligrosidad sísmica; entendida como la probabilidad de ocurrencia en un emplazamiento concreto de movimientos vibratorios sísmicos, según sean su severidad o magnitud y las frecuencias de vibración que componen el movimiento real. La peligrosidad se cuantifica en términos de probabilidad de excedencia cada año de un valor determinado de aceleración del suelo o su equivalente en periodo de recurrencia (p. ej., 10-4/año o 10 000 años, para un valor dado).

Se denomina caracterización sísmica de un emplazamiento al conjunto de estudios y trabajos de campo que es necesario realizar en su entorno local y regional, según el estado del conocimiento, para determinar qué terremotos pueden ocurrir en esos entornos y cuantificar qué impacto pueden tener en la ubicación concreta de la instalación, a efectos de definir su base de diseño sísmico. 

Evolución de la caracterización sísmica en centrales nucleares españolas

El proceso de caracterización sísmica de un emplazamiento cuenta con tres componentes principales: fuente sísmica origen del terremoto, modelo de atenuación en la propagación de ondas y efecto sitio o efecto local. Las fuentes sísmicas son fallas de la corteza terrestre que sufren algún desplazamiento. A veces no llegan a determinarse fallas concretas, pero sí se perfilan zonas sísmicas en superficie. Los modelos o leyes de atenuación son ecuaciones semiempíricas que predicen cómo se reduce la energía de las ondas al propagarse por la corteza. El efecto sitio analiza la distorsión de las ondas al atravesar terrenos superficiales, entre el basamento rocoso y la ubicación de la instalación.

En el diseño original de las centrales nucleares españolas la metodología de análisis de peligrosidad sísmica fue de tipo determinista. En ella se busca el terremoto más penalizante (fuente sísmica) para el emplazamiento, caracterizado por su intensidad o magnitud y su distancia; se estima el nivel de vibración que produciría en la zona del emplazamiento (atenuación), y se analiza el posible efecto de amplificación por la transmisión de ondas sísmicas a nivel local en las capas más superficiales del terreno (efecto sitio). El concepto de terremoto más penalizante según la metodología determinista, además de que puede no resultar realista a la luz de la experiencia reciente, impide poder valorar y acotar las incertidumbres en su determinación, al considerarlo con excesiva confianza como el máximo posible.

Ante la posibilidad de ocurrencia de terremotos que superen la base de diseño, surgen dos cuestiones a resolver en relación con la seguridad: una es qué valor de aceleración puede llegar a alcanzarse y con qué probabilidad de excedencia; y otra, qué respuesta tendría la central nuclear ya existente frente a ese terremoto que exceda su base de diseño. Las metodologías de análisis probabilista dan respuesta a ambas cuestiones, mediante la determinación de las curvas de peligrosidad sísmica en un caso y mediante el análisis de la capacidad sísmica de la central en el otro.

Con esa finalidad, al inicio de la década de 1990, el organismo regulador norteamericano (USNRC) lanzó su programa IPEEE, que aplicaba a diversos sucesos externos y prestaba especial atención al caso de los terremotos. El propósito fundamental del programa no fue reconsiderar los criterios y métodos deterministas, sino aplicar metodologías de análisis probabilista para identificar vulnerabilidades significativas ante accidentes severos debidos a sucesos externos más allá de la base de diseño, e identificar también posibles mejoras de seguridad efectivas para eliminar esas vulnerabilidades. En caso de terremotos, el programa IPEEE permitía la cuantificación del margen sísmico de una central o capacidad de respuesta frente a un terremoto superior a la base de diseño, asegurando la disponibilidad operativa de dos caminos independientes para alcanzar la parada segura del reactor si ocurriera dicho terremoto.

Con el antecedente americano, el CSN implantó en 1991 la aplicación de las metodologías del IPEEE-Sísmico en las centrales nucleares entonces en explotación. Los titulares de todas ellas plantearon realizar de forma conjunta un análisis probabilista de peligrosidad sísmica en los siete emplazamientos involucrados, aplicando así la misma información de partida geológica y sísmica en todos los casos y los mismos métodos de análisis; cosa que no había sucedido al realizar el diseño original de cada central y que ahora facilitaba la comparación de resultados al haber homogeneidad metodológica y en datos de partida. El proceso de trabajo del análisis de peligrosidad concluyó en 1994 y los análisis para cuantificar el margen sísmico en cada central nuclear se extendieron hasta 2001. Como resultado, se obtuvo que la probabilidad media de excedencia del SSE en los emplazamientos estaba en el rango entre 2,8 x 10-4 y 2,6 x 10-5 reactor/año; para un terremoto de referencia de valor 0,30 g, superior al de diseño en todos los casos, la probabilidad media de excedencia resultó entre 0,94 x 10-4 y 0,48 x 10-5 reactor/año. El margen sísmico en cada central resultó bastante por encima de la base de diseño, entre un 23 % y un 100 %.

Tras el análisis de estos resultados, el CSN consideró razonable aumentar el conocimiento de la peligrosidad sísmica mediante el desarrollo de proyectos de investigación y se acometieron entre ellos los proyectos Sigma (1996-97), Daños (1997- 98), Datación (1997-99), Prior (2000-03), Expel (2001-04), Peligrosidad Sísmica (2012), disponibles en las publicaciones del CSN. Además, al realizar las revisiones periódicas de seguridad, el CSN requería en cada central nuclear que se mantuviera como mínimo el margen sísmico ya determinado en el IPEEE. 

Luego se ha ido experimentando en el mundo la ocurrencia de terremotos que han excedido la base de diseño en alguna central nuclear, como las japonesas de Onagawa (2005), Shika y Kashiwazaky Kariwa (2007) o la americana de North Anna (2011). Llegó el gran terremoto Tohoku en marzo de 2011, cuyo enorme tsunami posterior arrasó la central japonesa de Fukushima Dai-ichi y afectó con impacto menor a otras centrales. Este accidente dio lugar a las pruebas de resistencia europeas y, tras sus resultados, el CSN decidió requerir que las centrales nucleares se reforzaran, aumentaran su margen sísmico hasta el valor de 0,30 g e implantaran las mejoras necesarias para ello.

El análisis probabilista de la peligrosidad y la metodología SSHAC

Existe gran incertidumbre, tanto aleatoria como de conocimiento, sobre la estimación de ubicación, magnitud o severidad respecto a la ocurrencia de terremotos futuros, por lo que se recurre al «análisis probabilista de peligrosidad sísmica» (Probabilistic Seismic Hazard Analysis, PSHA) para cuantificar esas incertidumbres y combinarlas, de modo que se obtenga una descripción explícita de la probabilidad de futuras sacudidas que pudieran ocurrir en un emplazamiento dado.

En el análisis probabilista se consideran todos los posibles sucesos sísmicos (fuentes) y los movimientos del suelo resultantes (propagación, atenuación), junto con sus frecuencias de ocurrencia asociadas, para encontrar la frecuencia de excedencia de cada nivel de intensidad del movimiento del terreno (incluso el efecto sitio). Por lo general un PSHA se compone de cinco etapas secuenciales:

• Identificar todas las fuentes de terremotos capaces de producir movimientos vibratorios con impacto en el emplazamiento. Estas fuentes pueden ser fallas sismogénicas o zonas de sismicidad difusa, que no puede asociarse a una falla en concreto.
• Caracterizar la distribución de las magnitudes de los terremotos, es decir, las tasas a las que se espera que ocurran terremotos de diversas magnitudes y en cada fuente sísmica. 
• Caracterizar la distribución de distancias entre las fuentes sísmicas y el emplazamiento dado.
• Caracterizar la distribución resultante de la intensidad del movimiento del terreno (aceleración), en función de los parámetros básicos del terremoto (al menos, magnitud y distancia).
• Obtener las curvas de peligrosidad sísmica integrando las incertidumbres asociadas a la magnitud, la ubicación y la intensidad del movimiento del terreno derivadas de todas las fuentes sísmicas consideradas.

Las incertidumbres asociadas a este tipo de análisis se capturan o acotan utilizando árboles lógicos para cada componente del cálculo. En cada nodo del árbol lógico se incluyen los elementos considerados y se les asigna un peso, según opinión experta, teniendo en cuenta que la suma de los pesos de todos los elementos de cada nodo debe dar la unidad.

Una vez integrados todos los caminos dados por los árboles lógicos, el resultado final será una curva de distribución completa de los niveles de intensidad del movimiento vibratorio del terreno asociada a su frecuencia anual de excedencia.

A finales de los ochenta, la USNRC advirtió que la aplicación de los PSHA en emplazamientos de centrales nucleares americanas por diferentes grupos de trabajo producía resultados significativamente diferentes en el valor medio de peligrosidad sísmica, aunque no así en el valor mediano. En 1993 se formó un comité denominado SSHAC2 para estudiar y entender el origen de estas diferencias, que culminó en la publicación en 1997 del NUREG/CR-6372, Recommendations for Probabilistic Seismic Hazard Analysis: Guidance on Uncertainty and the Use of Experts, conocido como informe SSHAC. La conclusión principal de este comité es que las diferencias se deben a aspectos procedimentales del proyecto (PSHA) más que a aspectos técnicos de los cálculos. Por ello, el informe SSHAC describe un proceso formal para estructurar y realizar evaluaciones de juicios de expertos que se conoce como el «proceso SSHAC», que proporciona un marco para tratar el análisis de incertidumbres en un PSHA. La metodología SSHAC pone un fuerte énfasis en el desarrollo de parámetros de entrada de alta calidad para los modelos, imponiendo que estos deben ser técnicamente defendibles, hacer un uso completo de todas las observaciones y datos conocidos, así como representar de forma clara y justificable las incertidumbres para todos los parámetros de entrada. Para alcanzar estos objetivos la metodología SSHAC establece como elementos esenciales del proceso:

• Roles claramente definidos para todos los participantes en los trabajos.
• Evaluación objetiva. Todos los datos, modelos y métodos disponibles que pudieran ser relevantes para la caracterización de la peligrosidad sísmica en el emplazamiento. 
• Integración. Desarrollo de modelos que reflejen tanto la mejor estimación de cada elemento de entrada para la peligrosidad, con el estado actual del conocimiento, como su incertidumbre asociada. Abordar tanto la variabilidad aleatoria como las incertidumbres epistémicas.
• Documentación. Identificar todos los datos, modelos y métodos considerados en la evaluación, y justificar en detalle las interpretaciones técnicas que respaldan los modelos y datos de entrada.
• Revisión por pares independiente (peer review).

Para tener en cuenta las diferentes necesidades en los proyectos llevados a cabo en diferentes marcos reguladores, el informe SSHAC describe cuatro niveles de estudio que definen los procesos a seguir, el alcance y la complejidad de las actividades recomendadas del proyecto. Los niveles de estudio 3 y 4, normalmente denominados «Niveles 3 y 4 SSHAC», son los más complejos e implican el mayor esfuerzo (el análisis IPEEE-1994 sería Nivel 1 y parcialmente 2 de SSHAC). Posteriormente al informe SSHAC se han publicado los NUREG-2117 y NUREG-2213 actualizando la metodología SSHAC, a partir de la realimentación y lecciones aprendidas de los procesos SSHAC llevados a cabo desde la publicación del NUREG/CR-6372.

Trabajos en la actualización de la caracterización sísmica según proceso SSHAC Nivel 3 

El informe nacional de las pruebas de resistencia europeas3 aprobado por el CSN recoge en sus conclusiones la decisión de «abordar un programa de actualización de los estudios de caracterización sísmica de emplazamientos, siguiendo la normativa más reciente del OIEA».

En mayo de 2015, conforme a tal decisión, el CSN emitió una Instrucción Técnica Complementaria para cada titular de central nuclear entonces en explotación, de idéntico contenido para todas ellas, requiriendo la actualización de la caracterización sísmica de sus emplazamientos (conocida como ITC-Sísmica). El CSN solicitó a los titulares que se organizaran en un proyecto conjunto y emplearan la metodología SSHAC de Nivel 3. 

El titular de cada planta debía abordar trabajos de campo y realizar el análisis integrado de la peligrosidad sísmica partiendo de una nueva base de datos estructurada de su emplazamiento, todo ello a través de un plan de actividades programadas en dos fases de actuación. Para cada fase, la ITC-Sísmica establecía actuaciones a realizar por los titulares. 

La Fase I comprende los trabajos de campo, actualización documental e integración de todo en una base de datos de proyecto, para lo que se requirió:

• Recopilar información sismotectónica disponible mediante revisión documental a escala regional en un radio de 300 km.
• Actualizar la información sismotectónica del emplazamiento en un radio de 50 km, mediante los trabajos de campo y de revisión documental necesarios.
• Actualizar la información geodinámica del emplazamiento mediante trabajos de campo y revisión documental necesarios a fin de analizar el «efecto local».
• Analizar en detalle fuentes potencialmente capaces o sismogénicas identificadas en el entorno de 25 km alrededor del emplazamiento.
• Configurar una base de datos del emplazamiento (geociencias) integrada en un entorno SIG (Sistema Información Geográfica), que reúna de forma estructurada la nueva información obtenida del terreno con la ya existente en cada planta.

La Fase II comprende el análisis integrado de peligrosidad sísmica mediante metodología SSHAC Nivel 3, para lo que se requirió:

• Obtener, en la cimentación de las estructuras del emplazamiento, las curvas de peligrosidad sísmica para diferentes frecuencias de excedencia, mediante el uso de un código validado que permita incorporar las incertidumbres inherentes a este análisis.
• Abordar el tratamiento de incertidumbres mediante un proceso apropiado de integración de opinión de expertos, que debía incluir la celebración de tres seminarios abiertos, con expertos y de modo secuencial, para: 1) identificar los aspectos y parámetros más significativos para la peligrosidad sísmica del emplazamiento; 2) analizar las interpretaciones alternativas; y 3) realimentar el proceso tras los resultados preliminares que se fueran obteniendo.

Adicionalmente se establecían las referencias normativas aceptables y los plazos para completar cada una de las fases, así como requisitos respecto a la documentación generada en el proyecto y su archivo. En el cronograma del proyecto «ITC-Sísmica» se muestran los hitos principales a lo largo de los siete años de duración, desde su requerimiento hasta la entrega al CSN del informe final de resultados de cada central nuclear.

El equipo de proyecto organizado por los titulares estaba configurado por una veintena de expertos de ámbito nacional e internacional, cuya máxima autoridad técnica con el rol de Project Technical Integrator correspondía al Dr. Kevin Coppersmith, uno de los siete miembros del comité SSHAC. En los trabajos del proyecto han participado, además, una cincuentena de diversos especialistas con experiencia acreditada para cubrir todas las disciplinas necesarias en el campo técnico y científico a lo largo de su desarrollo. 

Tras la celebración de los seminarios 1 y 2, de acuerdo a su alcance establecido, el equipo de proyecto diseñó un plan de actividades denominado NDCA4 . Este plan tenía como objetivo definir las actividades y trabajos de campo necesarios para obtener información adicional que permitiera reducir la incertidumbre de aquellos aspectos o parámetros más significativos para la peligrosidad sísmica. Las actividades compiladas en el plan NDCA incluían:

• Estudios geológicos del Cuaternario y geomorfología tectónica. Estudiar la existencia real de fallas sismogénicas cercanas según lo evaluado a partir del mapeo geológico cuaternario y el análisis geomorfológico tectónico, incluidas las evaluaciones de características paleosísmicas, geocronología de las fallas y las tasas de deformación a lo largo de las fallas mapeadas.
• Estudios paleosísmicos detallados y comportamiento de fallas. Tasas de deslizamiento de fallas y otras características de fallas sismogénicas cercanas (abrir trincheras).
• Catálogo y análisis de terremotos. Analizar magnitudes y ubicaciones de terremotos históricos, de moderados a grandes, mal documentados.
• Caracterización geotécnica del emplazamiento. Perfil de velocidad de ondas de corte en los emplazamientos a profundidades de al menos 100 metros, para realizar análisis de efecto sitio y determinar la influencia de las capas cercanas a la superficie sobre los movimientos del terreno.
• Caracterización de estaciones de registro próximas (estaciones del Instituto Geográfico Nacional y otras oficiales). Obtener perfiles de velocidad de ondas de corte en estaciones de registro ubicadas cerca de los emplazamientos.
• Caracterización de estaciones españolas de registro de movimientos fuertes. Para hacer un uso eficaz de la base de datos de registros de movimientos del terreno en España era necesario conocer los perfiles de velocidad de las ondas de corte en las estaciones de la red del Instituto Geográfico Nacional.
• Propiedades regionales de la corteza terrestre. Definición del perfil de velocidad de ondas de la corteza bajo los emplazamientos, utilizando tomografía de ruido ambiental (ANT) y datos de pozos profundos en la región cercana a los emplazamientos. También se recopiló y evaluó información geofísica y sismológica relacionada con el factor Q de atenuación anelástica de la corteza a nivel regional.

Completadas las actividades del plan NDCA, el equipo de proyecto procedió a ensamblar un modelo preliminar de peligrosidad sísmica para cada emplazamiento. Los resultados obtenidos con este modelo preliminar se presentaron en el seminario 3; incluyeron cálculos de peligrosidad sísmica para unas frecuencias de vibración determinadas, junto con un análisis de sensibilidad respecto a los componentes que forman el modelo. Este análisis de sensibilidad permitía al equipo de proyecto determinar aquellos componentes que más contribuían a la incertidumbre y focalizar en ellos los esfuerzos de cara a desarrollar el modelo finalmente adoptado.

Una vez definido el modelo final, se integra la predicción del movimiento vibratorio que producirían todas las fuentes sísmicas identificadas en el proyecto para obtener las curvas de peligrosidad en cada emplazamiento (en realidad, familias de curvas). Cada familia de curvas muestra, para veinte frecuencias de vibración del terreno en el rango de 0,1 a 100 Hz, el valor medio y los percentiles (5 %, 16 %, 50 %, 84 % y 5 Uniform Hazard Response Spectra (UHRS). 95 %) de confianza de la frecuencia anual con la que se excede un valor de aceleración en cada emplazamiento.

Las curvas de peligrosidad sísmica, para el conjunto de veinte frecuencias, se pueden procesar para obtener un espectro de respuesta de peligrosidad uniforme o UHRS5 , es decir, un espectro de respuesta calculado en el rango 0,1 a 100 Hz con la misma frecuencia anual de excedencia para todas las frecuencias vibratorias del terreno. Los UHRS se utilizan para comparar con los espectros de respuesta «base de diseño» y de «margen sísmico» de cada central. Así se pueden identificar posibles actuaciones de refuerzo estructural a realizar en función de si se excede o no la base de diseño o el margen sísmico, y para qué valores de frecuencia sucede dentro del rango 0,1 a 100 Hz.  

Resultados de la ITC-Sísmica y su aplicación para la seguridad

El resultado final de los trabajos requeridos en la ITC-Sísmica es realmente el conjunto de familias de curvas de peligrosidad sísmica obtenidas en cada uno de los emplazamientos de las centrales nucleares, que aportan un abundante detalle del comportamiento del terreno ante la eventualidad de movimientos sísmicos. En el aspecto práctico, la probabilidad media de excedencia del SSE en los emplazamientos se encuentra en el rango entre 2,38 x 10-4 y 5,44 x 10-5 reactor/año, según sea el conjunto de fuentes sísmicas considerado; en el caso de Vandellós II se distingue entre la falla de El Camp y el resto de fuentes sísmicas. Para el valor del margen sísmico de 0,30 g, común hoy a todas las centrales, la probabilidad media de excedencia resulta entre 1,48 x 10-4 y 0,69 x 10-5 reactor/año, teniendo en cuenta también la distinción indicada para el caso de Vandellós II. Estos valores resultan algo superiores al compararlos con los obtenidos en los estudios del IPEEE-1994.

A partir de las nuevas curvas de peligrosidad sísmica obtenidas, puede valorarse el riesgo sísmico actual de cada central (p. ej. en términos de frecuencia de daño al núcleo) considerando las mejoras de diseño realizadas desde su proyecto inicial y, particularmente, las implantadas para alcanzar el margen sísmico de 0,30 g. De este modo se verificaría si una central dispone de robustez adecuada frente a potenciales sismos o si necesitaría análisis o mejoras adicionales para reducir su riesgo sísmico asociado. La valoración comparada del riesgo sísmico de centrales existentes respecto a los estándares normativos actuales resulta un tanto compleja; la USNRC ha aceptado para ello la metodología SPID6 , que es también la que está aplicándose en las centrales nucleares españolas. Un examen preliminar de aplicación de esta metodología arroja la estimación de que no sería necesario adoptar mejoras significativas en las centrales, salvo el caso de Vandellós II, que tiene en curso un análisis particularizado de su riesgo sísmico.

Conclusiones

La nueva valoración de la peligrosidad sísmica en los emplazamientos de centrales nucleares resulta más realista que la estimada con el IPEEE-1994 y con incertidumbres acotadas según el conocimiento actual. Como ya se había constatado en la revaluación de otros emplazamientos de centrales nucleares en el mundo, los avances en el conocimiento para caracterizar las fuentes sísmicas y sus incertidumbres han dado lugar a una percepción de la peligrosidad sísmica relativamente algo mayor. De aquí surge la iniciativa de aplicar los resultados de la ITC-Sísmica para la valoración del riesgo sísmico resultante en cada planta y establecer, si fuera el caso, posibles refuerzos para aumentar la robustez de las centrales nucleares y acotar más el riesgo sísmico.

El desarrollo de los trabajos promovidos por la ITC-Sísmica, además de facilitar la participación de expertos españoles en el equipo de proyecto, ha contribuido eficazmente en el proceso de integración de opinión de expertos a impulsar la transferencia tecnológica al colectivo científico y técnico español.

La información técnica generada en los trabajos realizados y sus resultados finales constituyen datos de base de gran utilidad para su aplicación práctica en otros proyectos e instalaciones dentro del entorno de los mismos emplazamientos, e incluso en estudios y proyectos de ámbito nacional en materia de caracterización de la peligrosidad sísmica.