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 ...
You also want an ePaper? Increase the reach of your titles
YUMPU automatically turns print PDFs into web optimized ePapers that Google loves.
innehåller specifika kr<strong>av</strong> för fundament som ej redovisas i SRP 3.8.1 respektive<br />
SRP 3.8.4.<br />
ACI 349 Code Requirements for Nuclear Safety Related Concrete Structures<br />
American Concrete Institute (ACI) ger ut ett omfattande regelverk för <strong>betongkonstruktioner</strong>.<br />
ACI 349 <strong>av</strong>ser alla säkerhetsklassade bärande betongstrukturer<br />
vid kärnkraftverk förutom inneslutningskärlet. Den är alltså även<br />
tillämplig för inneslutningens inre bärande struktur. ACI 349 baseras på regelverket<br />
ACI 318 för betongstrukturer i allmänhet, kompletterad med kärnkraftsspecifika<br />
modifikationer, tillägg <strong>och</strong> begränsningar.<br />
ACI 349 ger detaljerade anvisningar för dimensionering <strong>och</strong> är baserad på<br />
principerna för gränstillstånd <strong>och</strong> partialfaktorer.<br />
6.2.4 Betongförankringar<br />
Regulatory Guides<br />
RG 1.199 Anchoring Components and Structural Supports in Concrete redovisar<br />
metoder som USNRC anser uppfyller gällande föreskrifter <strong>av</strong>seende<br />
dimensionering <strong>och</strong> kvalitetssäkring <strong>av</strong> betongförankringar. Bilaga B (Appendix<br />
B Anchoring to Concrete) <strong>av</strong> ACI 349-01 Code Requirements for<br />
Nuclear Safety Related Concrete Structures rekommenderas i RG 1.199 <strong>av</strong><br />
USNRC med de modifikationer, tillägg <strong>och</strong> begränsningar som anges.<br />
ACI 349 Code Requirements for Nuclear Safety Related Concrete Structures,<br />
Appendix B Anchoring to Concrete<br />
ACI 349 är beskriven i föregående <strong>av</strong>snitt (6.2.3), Appendix B behandlar<br />
specifikt förankringar till betong. Appendix B ger detaljerade <strong>regler</strong> för dimensionering<br />
<strong>av</strong> betongförankringar, se vidare <strong>av</strong>snitt 6.9.8.<br />
6.3 Kanada<br />
En sammanfattning <strong>av</strong> det kanadensiska regelverket ges i <strong>av</strong>snitt 4.2.2.<br />
6.3.1 RD-3<strong>37</strong> Design of Nuclear Power Plants<br />
CNSC:s dokument RD-3<strong>37</strong> Design of nuclear power plants är vägledande<br />
vad gäller konstruktion <strong>av</strong> nya vattenkylda kärnkraftsreaktorer i Kanada.<br />
Den följer enligt CNSC de principer som är fastlagda i IAEA:s dokument<br />
NS-R-1 Safety of nuclear power plants: Design. Avsnitt 8.6 i RD-3<strong>37</strong> berör<br />
specifikt reaktorinneslutningar <strong>av</strong> betong. Kapitel 7.0 General design considerations<br />
redovisar generella konstruktionsförutsättningar, <strong>av</strong> speciellt intresse<br />
är <strong>av</strong>snitt 7.3 Plant states, 7.15 Civil structures <strong>och</strong> 7.22 Robustness<br />
against Malevolent Acts.<br />
6.3.2 Inneslutningskärl <strong>av</strong> betong<br />
N287.3 Design Requirements for Concrete Containment Structures for<br />
CANDU Nuclear Power Plants<br />
I N287.3 hänvisas generellt till A23.3 Design of Concrete Structures for<br />
Buildings, N287.3 anger modifikationer, tillägg <strong>och</strong> begränsningar i förhål-<br />
SSM <strong>2010</strong>:<strong>37</strong><br />
56
Change language