2010:37 Utvärdering av regler och normer för betongkonstruktioner i ...
2010:37 Utvärdering av regler och normer för betongkonstruktioner i ...
2010:37 Utvärdering av regler och normer för betongkonstruktioner i ...
Create successful ePaper yourself
Turn your PDF publications into a flip-book with our unique Google optimized e-Paper software.
5) Finnish Centre for Radiation and Nuclear Safety, YVL 1.0 Safety criteria for design of nuclear<br />
power plants<br />
6) Health and Safety Executive, Safety Assessment Principles for Nuclear facilities<br />
7) Finnish Centre for Radiation and Nuclear Safety, YVL 4.1 Concrete structures for nuclear facilities<br />
8) TSN-lagen är ett nivå 1 dokument som ligger ovanför de dokument som redovisar den typ <strong>av</strong> kr<strong>av</strong> för<br />
reaktorinneslutningens funktion som vi studerar här. För kärnkraftverk <strong>av</strong> typen EPR, som är den typ<br />
<strong>av</strong> verk som nu uppförs i Frankrike, utgör ETC-C (se kapitel 6 <strong>av</strong>seende regelverk på nivå 2) det detaljerade<br />
regelverket för reaktorinneslutningar <strong>och</strong> övriga säkerhetsrelaterade byggnadskonstruktioner.<br />
ETC-C kompletteras både med dokument på en högre nivå som knyter samman de övergripande<br />
säkerhetskr<strong>av</strong>en med de detalj<strong>regler</strong> som ges i ETC-C, <strong>och</strong> med dokument på en nivå lägre (nivå 3<br />
dokument) som detaljredovisar konventionella dimensioneringsanvisningar. Det upprättades ett dokument<br />
som skulle knyta samman de övergripande säkerhetskr<strong>av</strong>en med ETC-C, ETC-S (där S står<br />
för “Safety”), men slutligen beslöts att istället inarbeta dessa delar direkt i PSAR. Information motsvarande<br />
den för PSAR för Flamanville 3 (FA3) i Frankrike finns tillgänglig i AREVA/EDF UK-<br />
EPR dokumentation insänd till HSE såsom en del <strong>av</strong> ”generic design assessment” <strong>av</strong> UK-EPR.<br />
5.3 Övriga bärande <strong>betongkonstruktioner</strong><br />
I nivå 1 dokument ges föreskrifter som <strong>av</strong>ser övriga bärande <strong>betongkonstruktioner</strong><br />
förutom reaktorinneslutningen. Bland annat specificeras vilka<br />
händelser som ska beaktas samt övergripande kr<strong>av</strong> på säkerhetsfunktioner<br />
<strong>och</strong> utformning etc., men i princip ges inga konkreta betongdimensionerings<strong>regler</strong>.<br />
Vad gäller regelverk ställs det kr<strong>av</strong> på att principer samt förutsättningar <strong>och</strong><br />
<strong>regler</strong> som har styrt anläggningens konstruktion <strong>och</strong> utförande redovisas.<br />
Vidare ställs kr<strong>av</strong> på att det redovisas hur anläggningen uppfyller de nämnda<br />
<strong>regler</strong>na <strong>och</strong> förutsättningarna. Exempel på regelverk som kan vara tillämpliga,<br />
eller som kan anses uppfylla gällande föreskrifter, ges vanligtvis i nivå<br />
2 dokument, se vidare kapitel 6.<br />
SSM <strong>2010</strong>:<strong>37</strong><br />
51
Change language