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.
6.9.6 Kärnkraftsrelaterade frågeställningar<br />
För kärnkraftsanläggningar ska händelser beaktas vid dimensionering som<br />
normalt ej beaktas för konventionella byggnadsverk. Dessa händelser är<br />
normalt klassificerade i händelseklasserna H4 <strong>och</strong> H5. Vidare innebär anläggningens<br />
utformning i sig att speciella förutsättningar råder <strong>och</strong> att unika<br />
konstruktionsutformningar föreligger. Ovanstående inkluderar lasteffekter <strong>av</strong><br />
extrema naturfenomen samt olyckshändelser inuti respektive utanför anläggningen.<br />
Exempel på sådana typer <strong>av</strong> händelser ges i tabell 6.7 t.o.m. 6.11.<br />
Andra exempel på laster som måste beaktas för byggnader vid kärnkraftsanläggningar<br />
är laster från rörupphängningar <strong>och</strong> rörgenomföringar samt svåra<br />
h<strong>av</strong>erier. I tabell 6.12 ges exempel på H5-händelser (”beyond Design Basis<br />
Accidents” (bDBA)).<br />
Notera att tabell 6.7 t.o.m. 6.12 är att uppfatta såsom exempel på hur en indelning<br />
<strong>av</strong> händelser i dessa kategorier kan göras. Exemplet är hämtat från<br />
Scanscot Technology rapport Canadian Nuclear Safety Commission, CNSC:<br />
R397.1 Recommendations on Assessing Civil Structures for New Nuclear<br />
Power Plants <strong>och</strong> är alltså uppställt utifrån kanadensiska förhållanden.<br />
Kopplingen <strong>av</strong> enskilda händelser till respektive kategori kan skilja sig åt<br />
något länder emellan.<br />
Anvisningar <strong>av</strong>seende inneslutningens täthet redovisas i <strong>av</strong>snitt 6.9.7. Vilka<br />
laster som hanteras i respektive norm, samt hur dessa ska kombineras, har<br />
diskuterats i <strong>av</strong>snitt 6.9.4.<br />
I tabell 6.13 redovisas i vilken mån de studerade regelverken för betongstrukturer<br />
innehåller kompletterande dimensioneringsanvisningar <strong>av</strong>seende<br />
speciella kärnkraftsrelaterade frågeställningar. I tabellen framgår att ETC-C<br />
är det mest heltäckande regelverket i den meningen att det beaktar flest frågeställningar,<br />
följt <strong>av</strong> ASME Sect III Div 2 <strong>och</strong> N287.3 som beaktar endast<br />
något färre områden. DRB:2001 är det regelverk som explicit berör minst<br />
antal specialområden. Detta dokument har tyngdpunkten på lastbeskrivning,<br />
inneslutningens täthet samt normal dimensionering. Hanteringen <strong>av</strong> övriga<br />
speciella frågeställningar, förutom jordbävning, <strong>regler</strong>as emellertid ej i detalj.<br />
Hur kriterier för fysiskt skydd, ”design basis threat” <strong>och</strong> ”beyond design<br />
basis threat” etc. hanteras i de olika regelverken ingår ej inom ramen för<br />
föreliggande uppdrag.<br />
SSM <strong>2010</strong>:<strong>37</strong><br />
80
Change language