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.
som om de tillämpas tillsammans med de modifikationer, tillägg <strong>och</strong> begränsningar<br />
som anges i SRP kan anses uppfylla gällande föreskrifter.<br />
SRP innehåller följande kapitel:<br />
I. Areas of review<br />
II. Acceptance criteria<br />
III. Review procedures<br />
IV. Evaluation findings<br />
V. Implementation<br />
VI. References<br />
i vissa fall kompletterade med bilagor (Appendix).<br />
Nedan redovisas de viktigare regelverk som åberopas i ovan angivna RG <strong>och</strong><br />
SRP, som tillsammans med RG <strong>och</strong> SRP därmed utgör det ramverk som<br />
gäller för konstruktion <strong>av</strong> bärande <strong>betongkonstruktioner</strong> vid kärnkraftsanläggningar<br />
i USA. En beskrivning <strong>av</strong> de viktigaste <strong>av</strong> dessa regelverk ges<br />
också.<br />
6.2.2 Reaktorinneslutningskärl <strong>av</strong> betong<br />
Regulatory Guides<br />
RG 1.136 Design Limits, Loading Combinations, Materials, Construction,<br />
and Testing of Concrete Containments redovisar metoder som USNRC anser<br />
uppfyller gällande föreskrifter <strong>av</strong>seende material, dimensionering, konstruktion,<br />
uppförande <strong>och</strong> licensiering <strong>av</strong> betonginneslutningar vid kommersiella<br />
kärnkraftsanläggningar. RG 1.136 rekommenderar <strong>av</strong>snitt CC-1000 till <strong>och</strong><br />
med CC-6000 i ASME B&PV Code Sect III Div 2 Code for Concrete Containments,<br />
utgåva 2001 inkluderande addenda 2003, med de modifikationer,<br />
tillägg <strong>och</strong> begränsningar som anges i RG 1.136. Avsnitt CC-3000 <strong>av</strong>ser<br />
dimensionering <strong>av</strong> betonginneslutningar.<br />
Enligt RG 1.136 ska inneslutningen i tillägg till vad som anges i ASME Sect<br />
III Div 2 visas vara tät för de övertryck som kan uppstå vid frigörande <strong>av</strong><br />
väte på grund <strong>av</strong> reaktion mellan bränslekapsel <strong>och</strong> vatten i kombination<br />
med tryckökning på grund <strong>av</strong> okontrollerad väteförbränning.<br />
Utöver de kr<strong>av</strong> som anges i ASME Sect III Div 2 ska enligt RG 1.136 en<br />
gränslastanalys <strong>av</strong> reaktorinneslutningen genomföras med hjälp <strong>av</strong> en olinjär<br />
finita elementanalys.<br />
Ytterligare tilläggskr<strong>av</strong> finns, se vidare RG 1.136.<br />
Standard Review Plan<br />
SRP 3.8.1 innehåller granskningsanvisningar för dimensionering <strong>av</strong> reaktorinneslutningar<br />
<strong>av</strong> betong. Den är i princip samordnad med RG 1.136, vilket<br />
innebär att den hänvisar till samma regelverk. SRP 3.8.1 har mer detaljerade<br />
beskrivningar <strong>av</strong> metoder för att uppfylla gällande kr<strong>av</strong> än RG 1.136.<br />
ASME B&PV Code Sect III Div 2 Code for Concrete Containments<br />
American Society for Mechanical Engineers (ASME) ger ut en serie regelverk<br />
<strong>av</strong>seende komponenter vid kärntekniska anläggningar (Section III Rules<br />
SSM <strong>2010</strong>:<strong>37</strong><br />
54