ir.M. van de GevelNUCON Engineering & ContractingBV,Amsterdammedewerking aan dit artikel is verleenddoor ir.W.J.Petri, BrederoBouw BV, BunnikIntroductieIn Cement 1971 nummer 4 en in Cement1978 nummers 6 en 7 zijn door ir.W.J.Petri,respectievelijk Prof.Dr.-lng.F.B?rnke,uitvoerige uiteenzettingen gegeven over debouw van de kernenergiecentrales teBorssele en Biblis (West Duitsland).Aansluitend op deze artikelen gaat denavolgende bijdrage nader in op de bouwvan kernenergiecentrales in Europa. Hetaccent ligt op het reactorgebouw dat, tenaanzien van de veiligheid van personeel enbevolking, de meest belangwekkendeconstructie van de centrale vormt.KernreactorgebouwenInleidingMet het oog op de grootschalige toepassing van kernenergie in de ons omringende landen,en de mogelijke uitbreiding van het aantal kernenergiecentrales in Nederland, behandelt ditartikel enige aspecten die met de bouw van deze installaties zijn verbonden. Het belang vande hernieuwde introductie van dit onderwerp kan men niet alleen ontlenen aan de omvangvan de betonconstructies van moderne kernenergiecentrales (zie tabel 1) maar ook aan debijzondere problematiek van de bouw van deze constructies op het gebied van organisatie,ontwerp, uitvoering en kwaliteitsborging.Dit artikel is mede tot stand gekomen naar aanleiding van een inventarisatie die de auteurheeft gemaakt van de stand der techniek ten aanzien van de bouw van kernenergiecentralesin Europa. Een belangrijk deel van de opgenomen informatie is dan ook tijdens bezoekenaan bouwplaatsen en aan bedrijven in het buitenland (Belgi?, Frankrijk, West Duitsland,Zwitserland, Itali? en Zweden) ter beschikking gesteld en is naar reactorleverancier en landvan oorsprong geordend. Aandacht wordt met name geschonken aan het ontwerp, de uitvoe-ring en de beproeving van kernreactorengebouwen, uitgerust met insluitvaten in gewapenden voorgespannen beton.Tabel 1Verwerkte hoeveelheden beton voor dePWR 1300 MWe standaardeenheid inFrankrijkonderdeelReactorgebouwReactorhulpgebouwSplijtstoffengebouwElektrischhulpgebouwTurbinegebouwOverige (koelwaterwerken e.d.)aantal m3390002500011 000370003200041000185000Kernreactoren en reactorsystemenEen inventarisatie van de in bedrijf en dein aanbouw zijnde kernenergiecentrales leert datde verscheidenheid in deze installaties bijzonder groot is. Afgezien van de 900 MWe en1300 MWe bouwseries in Frankrijk en de 1300 MWe 'Konvoi'-serie in West Duitsland,isstandaardisatie een vrijwel academisch begrip.Enerzijds is die verscheidenheid terug te voeren tot de zich snel ontwikkelende stand dertechniek en de eisenpakketten van de autoriteiten in de verschillende landen, anderzijds totde diverse typen kernreactoren, de diverse leveranciers en architect-engineers.De kernreactoren die internationaal het meest worden toegepast voor de produktie vanelektriciteit, zijn lichtwaterreactoren. Van de circa 250 (anno 1984) in Westerse landen inbedrijf zijnde reactoren in centrales met een bruto elektrisch vermogen groter dan 150 MWeis bijna 90% een lichtwaterreactor. Van dit type reactor bestaan twee varianten, namelijk dekokendwaterreactor (Boiling Water Reactor: BWR) en de drukwaterreactor (Pressurized Wa-ter Reactor: PWR). Beide reactoren worden gemodereerd' en gekoeld met lichtwater (H20 )en maken gebruik van licht verrijkt uranium als splijtstof.Het bekendste type zwaarwaterreactor is de CANDU PHWR (CANadian Deuterium UraniumPressurized Heavy Water Reactor) die gemodereerd en gekoeld wordt met zwaarwater (D20 ).In tegenstelling tot lichtwaterreactoren maakt deze reactor gebruik van natuurlijk uraniumen wordt daarnaast gekenmerkt door een continue splijtstofwisseling.Ook van de gasgekoelde reactoren, die op grote schaal in Engeland worden toegepast,bestaan verschillende varianten. Moderne gasgekoelde reactoren, waaronder de AdvancedGascooled Reactor (AGR)en de High Temp?rature Gascooled Reactor (HTGR), zijn voorzienvan een reactorvat in voorgespannen beton. Deze reactoren maken gebruik van verrijkturanium terwijl als moderator koolstof (grafiet) wordt aangewend.Snelle, natriumgekoelde reactoren (zoals in aanbouw te Kalkar) bevinden zich in een eerstestadium van commerci?le toepassing. Deze reactoren bezitten de eigenschap dat zij behalvesplijtstof verbruiken, ook nieuwe splijtstof kweken en als zodanig een gering beslag leggenop de aanwezige uraniumvoorraden op aarde.Alvorens in te gaan op een aantal in Europa gerealiseerde kernreactorgebouwen wordeneerst enkele kenmerken besproken van het nucleaire stoomleveringssysteem van de com-mercieel beschikbare lichtwaterreactoren., De moderator is het materiaal dat in ther-mische reactoren wordt gebruikt voor hetmatigen van de neutronensnelheid terverho-ging van de kans op kernsplijtingen. In snellereactoren wordt geen moderator toegepast.Cement XXXVII(1985) nr. 2Drukwaterreactoren (PWR)Bij een drukwaterreactor wordt de door kernsplijtingen opgewekte warmte overgedragenaan het koelmiddel water dat middels een drukhouder onder zodanige druk staat (ca.15,5 MPa) dat, ondanks de relatief hoge temperatuur (ca. 320?C), het water niet tot kokenkomt. Ditwater wordt met behulp van koelmiddelpompen in een gesloten reactorkoelsysteem113KKW Leibstadt (Zwitserland); GeneralElectric BWR-6, 942 MWe, Mark 11/Containment,-overzicht van de bouwplaats(april 1983)Cement XXXVII(1985) nr. 2(het primaire systeem) naar de stoom generatoren gevoerd waar de warmte wordt overgedra-gen aan het water in de voedingswaterkringloop (het secundaire systeem). Dein de stoom-generatoren opgewekte stoom drijft de turbine aan waarna de resterende warmte in decondensor wordt afgegeven aan het koelwater. Dit koelwater wordt vervolgens geloosd ophet oppervlaktewater of via een koeltoren teruggevoerd naar de condensor.Het totale primaire systeem van dedrukwaterreactor, waaronder het reactorvat, de drukhou-der, de koelmiddelpompen en de stoom generatoren, bevindt zich binnen een veiligheidsom-hulling die deel uitmaakt van ??n van de veiligheidssystemen van de reactor, het insluitsys-teem (containment system).De functie van deze veiligheidsomhulling bestaat erin een barri?re te vormen tegen de ver-spreiding van radioactieve produkten in de atmosfeer, indien bij een breuk in het primairesysteem stoom en water in het reactorgebouw vrijkomen. Dit hypothetische ongeval dat inhet algemeen als het belangrijkste ontwerpbasisongeval van een lichtwaterreactor wordtbeschouwd, staat bekend als een koelmiddelverliesongeval (Loss Of Coolant Accident:LOCA).De veiligheidsomhulling bestaat veelal uit twee barri?res, te weten het primaire insluitvat(containment vessel) dat wordt uitgevoerd in staal of in voorgespannen beton, en een secun-114900b9500daire veiligheidsomhulling (shield building), uitgevoerd in gewapend beton. De ruimte tussenbeide constructies, die ten opzichte van de buitenlucht op onderdruk wordt gehouden, maakthet mogelijk om bij eventuele lekkages van het insluitvat de vrijkomende gasvormige radioac-tieve produkten te verzamelen en terug te voeren of te filteren voor lozing.Hetinsluitvat dient derhalve bestand te zijn tegen de maximale inwendige druk en tempera-tuur die optreden ten gevolge van het vrijkomen van stoom en water bij een breuk in eenkoelmiddelleiding en bij deze condities lekkage van radioactieve elementen naar de omge-ving te voorkomen. Tot de gevolgen van een koelmiddelverliesongeval behoren daarnaastgeconcentreerde reactiekrachten en impactbelastingen van leidingen en hydrodynamischebelastingen (straalkrachten). Ondanks de geringe kans van optreden van een koelmiddelver-liesongeval, te weten 1 ? 10-4per reactorjaar, worden de hieruit voortkomende belastingenbeschouwd als gebruiksbelastingen van het insluitvat.De secundaire veiligheidsomhulling dient weerstand te bieden aan externe invloeden, zoalseen gaswolkexplosie of projectielen, terwijl in een aantal landen wordt vereist dat dezebovendien bescherming biedt tegen een neerstortend civiel of militair vliegtuig.Drukwaterreactoren zijn in het algemeen uitgerust met eenzogenaamd droog insluitsysteemdat het gehele primaire systeem omsluit (drycontainment system). Dit insluitsysteem bestaatuit een bolvormig of cilindrisch insluitvat, sproeisystemen, waterstofrecombinatorenen afsluiters op de doorvoeringen van het vat. Het volume van het insluitvat van een drukwa-terreactor bedraagt, afhankelijk van de reactorleverancier, 60.000 ? 100.000 m3? Deontwerp-overdruk is veelal 0,3 ? 0,5 MPa.1Kernreactorgebouw PWR 900 MWe serie(Frankrijk); bouwserie CP11CP2a. reactor, b. stoomgenerator, c. insfuitvat(voorgespannen beton).71750,. 38800 Framatome PWRAnno 1984 zijn in Frankrijk 56 kernenergiecentrales in bedrijf of verkeren in het uitvoerings-stadium. Het grootste deel van deze eenheden is uitgerust met 900 en 1300 MWe drukwa-terreactoren van de leverancier Framatome. Beide reactoren zijn voorzien van een insluitvatin voorgespannen beton dat in het geval van de 1300 MWe serie is omgeven door een veilig-heidsomhulling in gewapend beton. Ter verhoging van de lekdichtheid is het insluitvat vande 900 MWe eenheid (fig. 1) aan de binnenzijde voorzien van een 6 mm stalen liner die viaprofielstaal en deuvels aan de betonconstructie is bevestigd. Deze voorziening ontbreektuit technische en economische overweging?n in de meer recente 1300 MWe eenheid (fig. 2)waar het ontsnappen van de radioactieve prodirkten die bij een ongeval vrijkomen, wordtvoorkomen door de voorgespannen betonconstructie en de ringruimte tussen het insluitvaten de secundaire veiligheidsomhulling.Het constructieve ontwerp, de uitvoering en de beproeving van deze constructies zijn ver-gaand gestandaardiseerd waarbij alle omstandigheden op bouwplaatsen in Frankrijk, tenaanzien van funderingsgrondslag en optredende aardbevingsversnellingen, zijn afgedekt.Aanpassing aan de plaatselijke omstandigheden gebeurt alleen door variatie van de stijfheidvan de funderingsplaat.550/2000/9002Kernreactorgebouw PWR 1300 MWe serie(Frankrijk), bouwserie P4a. reactor, b. stoomgenerator, c. tnstuttvet(voorgespannen beton), d. secundaireomhulling (gewapend beton)Cement XXXVII(1985) nr. 2Het insluitvat van de 900 MWe reactor bestaat uit een cilinder en een torusvormigekoepeldie beide zijn uitgevoerd in voorgespannen beton. In de cilinder bevinden zich sparingenvoor de doorvoering van sluizen, kabels, leidingen, ventilatiekokers en splijtstoftransportka-nalen. De gebruikte voorspaneenheden zijn van het type Freyssinet 19T15 (bezwijktrekkrachtPu = 4800 kN) waarvan de verticale kabels worden verankerd in een cirkelvormige galerij eneen randbalk die de cilinder met de koepel verbindt. De horizontale kabels die elk 270?omsluiten zijn in twee lagen aangebracht waarbij gebruik wordt gemaakt van 4 verticaleverankeringsribben. De koepel is voorzien van 3 lagen Freyssinet kabels waarbij elke laageen hoek van 60? insluit met de daaropvolgende laag.Op basis van opgedane ervaringen zijn per serie van identieke 1300 MWe eenheden veran-deringen in de constructie van het insluitvat aangebracht. Deze bestaan uit de toepassingvan een gedeeltelijk voorgespannen funderingsplaat waarin kanalen voor lekdetectie zijnopgenomen, de toepassing van Freyssinet 37T15 kabels (Pu= 9300 kN) en de aanwezigheidvan slechts 2 verankeringsribben voor de horizontale voorspankabels (360? arrangement).Bij de meest recente bouwserie (N4) worden daarnaast om uitvoeringstechnische redeneneen grotere wanddikte (1200 mm) en een orthogonale voorspanning in de koepel toegepast.Zowel de koepelschaal als de cilinder worden uitgevoerd in een betonkwaliteit met eengespecificeerde karakteristieke cilinderdruksterkte van 36 N/mm 2?Tenbehoeve van de vereiste lekdichtheid van het insluitvat van de 1300 MWe drukwaterreac-tor dient bij de inwendige overdruk ten gevolge van het ontwerpbasisongeval een resterendemembraandrukspanning van ten minste 1 N/mm2in het beton te worden gehandhaafd. Dezeontwerpdruk bedraagt voor de bouwserie N4 0,43 MPa bij een temperatuur van 140?C.Kraftwerk Union PWRIn West Duitsland is een belangrijk deel van de in bedrijf en in uitvoering verkerende kern-energiecentrales uitgerust met een 1300 MWe drukwaterreactorvande leverancier KraftwerkUnion (KWU). Ter vereenvoudiging van de vergunningverlening zijn deze eenheden recente-lijk gestandaardiseerd en zullen in de toekomst in serie worden gebouwd ('Konvoi-Verfah-ren').Het reactorgebouw van de KWU PWR bestaat uit een bolvormig insluitvat, dat in het Konvol-ontwerp wordt uitgevoerd in 15MnNi63 staal en een secundaire veiligheidsomhulling in ge-wapend beton (fig. 3). De wanddikte van de in voornoemde staalkwaliteit uitgevoerde con-11542000600003Kernreactorgebouw PWR 1300 MWe serie(West Duitsland)a. reactor, b. stoomgenerator, c. insluitvat(staal), d. secundaire omhulling(gewapend beton)4Kernreactorgebouw Montalto di Castro 1,2- BWR 982 MWe (Itali?)a. reactor, b. waterbassin, c. insluitvat(staal), d. reactorkamer, e. secundaireomhulling (gewapend beton)Cement XXXVII(1985)nr. 2+ 563301200/1500/38.1?110000__ _45116structie is 38 mm in ongestoorde schaaldelen en 60 ? 80 mm terplaatse van doorvoeringen,bij een ontwerpoverdruk van 0,43 MPa en een ontwerptemperatuur van 135?C. Dewanddiktevan de secundaire veiligheidsomhulling bedraagt, met het oog op de vereiste beschermingtegeneen snelvliegend militair toestel (Phantom RF4E), maar liefst 1,80 m.Een cilindervormige gewapend-betonconstructie draagt de componenten van het primairesysteem en dient als bescherming van het insluitvat tegen eventuele inwendig gegenereerdeprojectielen.Westinghouse PWRIn Zweden, Belgi?, Spanje en Itali? zijn een aantal kernenergiecentrales uitgerust met druk-waterreactoren van de leverancier Westinghouse. Een voorbeeld zijn de drukwaterreactorente Ringhalsin Zweden. Deze reactoren bevinden zich in een insluitvat van voorgespannenbeton dat, overeenkomstig het reactorgebouw van de Franse PWR 900 MWe (fig. 1), isuitgevoerd als een enkelvoudige barri?re. De toegepaste voorspaneenheden, die in Ringhalszonder aanhechting zijn aangebracht, zijn van het type BBRV 139 0 6 (Pu = 7000 kN).Een opmerkelijk kenmerk van alle insluitvaten in Zweden is de zich binnen de betonconstruc-tie bevindende stalen Hner. Deze Iiner, die 5 ? 6 mm dik is, bedekt zoals gebruikelijk de vloer,wand en koepel van het insluitvat maar wordt in het Zweedse concept aan de binnenzijdevolledig ingesloten door een gewapend-betonconstructie met een afmeting van 200 ?300 mmo Deze laag vervult geen dragende functie en beschermt de liner tegen mechanischebelastingen, thermische invloeden en corrosie. Bovendien zijn in de gewapend-betoncon-structie de verankeringsplaten voor leidingen opgenomen.Kernreactorgebouwen die gebaseerd zijn op het Westinghouse reactorsysteem enerzijds enhet Framatome systeem anderzijds, zijn ook gebouwd te Tihange en Doel in Belgi?. Bij devier eenheden te Doel is het insluitvat omgeven door een veiligheidsomhulling in gewapendbeton die bescherming biedt tegen een neerstortend vliegtuig (Boeing 707-320, StarfighterF104G) en een gaswolkexplosie (drukgolf met een overdruk van 30 kN/m 2). De kernreactor-gebouwen te Doel vertonen, afgezien van de constructie-afmetingen en de aanwezige paal-fundering, gelijkenis met die van de Franse PWR 1300 MWe serie (fig. 2).Kokendwaterreactoren (BWR)Bij kokendwaterreactoren wordt de bij kernsplijtingen vrijkomende warmte in de reactorkernovergedragen aan water en direct omgezet in verzadigde stoom. Na droging in het bovenstedeel van het reactorvat wordt deze stoom rechtstreeks naar de turbine geleid. De druk vande stoom bedraagt bij het verlaten van de reactor circa 7,2 MPa bij een temperatuur van287?C.Het primaire systeem van kokendwaterreactoren, waaronder het reactorvat, de koelmiddel-pompen en de koelmiddelleidingen tot en met de hoofdafsluiters, bevinden zich binnen eenveiligheidsomhulling die evenals bij drukwaterreactorenis uitgevoerd in staal of beton.In tegenstelling tot drukwaterreactoren zijn kokendwaterreactoren uitgerust met een zoge-naamd nat insluitsysteem bestaande uit een reactorkamer (dryweIl), waarin alle primairecomponenten zijn ondergebracht, en een drukvereffeningskamer (wetweil) waarin zich eenmet water gevuld stoomcondensatiebassin bevindt. Debij een breuk in het primaire systeemvrijkomende stoom en water wordt bij dit insluitsysteem via een groot aantal horizontaleopeningen of verticale pijpen naar hel waterbassin geleid waar de stoomcondenseert (pres-sure suppression containment system). Tevens dient het waterbassin voor drukontlastingtijdens normaal bedrijf (safety relief valve discharge) en als koelwaterreservoir voor de nood-koelsystemen van de reactor.116Het volume van het insluitvat van een kokendwaterreactor bedraagt, afhankelijk van hetreactorsysteem, veelal 15 000 ? 50 000 m3? De ontwerpoverdruk varieert tussen 0,1 en 0,5MPa.Kraftwerk Union BWRIn Gundremmingen (West Duitsland) zullen naar verwachting in 1985 twee eenheden wordenvoltooid die uitgerust zijn met een BWR-72 van Kraftwerk Union (KWU). Het insluitvat vandezekokendwaterreactor bestaat uit een cilinder in voorgespannen beton, afgesloten meteen gewapend-betonplaat. Een cilindervormige gewapend-betonconstructie verdeelt hetinsluitvat in een reactorkamer en een drukvereffeningskamer (fig. 5). De ontwerpoverdrukvan het insluitvat bedraagt 0,43 MPa, de ontwerptemperatuur is 180?C.Het insluitvat is uitgevoerd in betonkwaliteit B 45 en voorgespannen met kabels 12 0 12,2kwaliteit St. 1375/1570 (Pu = 1400 kN). De horizontale kabels, die in twee lagen zijn aange-bracht, omsluiten elk 270? (3 verankeringsribben). De werkvoorspanning bedraagt circa 8N/mm 2horizontaal en 2 ? 5 N/mm2verticaal, afhankelijk van de aanwezige bovenbelasting.Extra wapening van BSt 420/500 is toegevoegd om weerstand te kunnen bieden aan buigen-de momenten ten gevolge van dynamische belastingen, waaronder hydrodynamische belas-tingen door stoomcondensatie in het waterbassin. Ter verhoging van de lekdichtheid is hetinsluitvat aan de binnenzijde voorzien van een 8 mm stalen liner.Het reactorgebouw is een cilindervormige gewapend-betonconstructie met een wanddiktevan 1,80 meter die, in tegenstelling tot de gebruikelijke vormgeving, is afgesloten met eenin vrije uitbouw gerealiseerde plaatvormige constructie van 1,65 meter.Daar de reactorkamer bestand dient te zijn tegen relatief hoge inwendige overdrukken entemperaturen, moet deze constructie in Itali? voldoen aan de strenge eisen die ook geldenvoor insluitvaten in gewapend en voorgespannen beton [1]. Tekenend voor deze strengeeisen zijn de betonkwaliteit (overeenkomend met B 35) en de wapening van de reactorkamer-wand. Per zijde bestaat deze wapening uit 2 ? 3 orthogonale wapeningslagen en, voor hetopnemen van afschuifkrachten door aardbevingen, uit 2 diagonale lagen staven. De toege-paste staafdiameters voor de reactorkamer en de funderingsplaat zijn 0 36 en 0 57 mmoHet reactorvat wordt in dit ontwerp ondersteund en omgeven door een staal-betonconstruc-tie die dient als biologisch schild voor de afscherming van ioniserende straling en als draag-constructie voor leidingen en componenten.General Electric BWRIn Europa zijn met name de kernenergiecentrale te Leibstadt (Zwitserland) en twee eenhedente Mentalto di Castro (Itali?), die zich inhet uitvoeringsstadium bevinden, uitgerust met eenBWR-6 van General Electric (fig. 4).Het huidige insluitsysteem van deze kokendwaterreactoris het Mark 111 Containment, be-staande uit een reactorkamer in gewapend beton en een insluitvat in staal. De ontwerpover-druk van dit type insluitvat is 0,105 MPa bij een temperatuur van 85?C, de wanddikte be-draagt maximaal 38 mmoDe secundaire veiligheidsomhulling bestaat uit een gewapend-be-tonconstructie en is te zamen met de reactorkamer, het reactorhulpgebouw en het splijtstof-fengebouw geplaatst op een doorgaand-gewapende funderingsplaat van circa 3 meter dikte.De reactorkamer is uitgevoerd als een cilindrische gewapend-betonconstructie met eenwanddikte van 1,52 meter die aan de onderzijde is voorzien van circa 100 cirkelvormigedrukontlastingsopeningen met een diameter van 700 mm (vent holes). Ten behoeve van desplijtstofwisseling is deze ruimte boven het reactorvat afgesloten met een verwijderbaarstalen deksel.ASEA-Atom BWRDe BWR-75 van de Zweedse leverancier ASEA-Atom is uitgerust met een insluitvat in voor-gespannen beton waarbij een gewapend-betonconstructie het vat verdeelt in een reactorka-mer en een drukvereffeningskamer (fig. 6). Een stalen liner is aan de binnenzijde van hetinsluitvat bevestigd en wordt beschermd door een gewapend-betonconstructie van 300 mmdikte. Het insluitvat bevindt zich in een rechthoekig reactorgebouw van gewapend betondat fungeert als secundaire barri?re. Aan dit gebouw zijn geen bijzondere eisen gesteld tenaanzien van de bescherming tegen externe invloeden en eerst voor de constructie van dekernenergiecentrales Oskarshamn 3 en Forsmark 3 is uitgegaan van een veiligheidsaardbe-ving met een maximale horizontale versnelling van 0,15 g.De insluitvaten van deze centrales zijn ontworpen voor een inwendige overdruk van0,50 MPa, de bijbehorende temperatuur bedraagt resp. 172?C voor de reactorkamer en95? 130?C voor de drukvereffeningskamer. De toegepaste voorspankabels zijn van het typeBBRV 139 0 6 (Pu =7000 kN) die meer dan 360? van de omtrek omsluiten (2 verankerings-ribben). In een aantal Zweedse kernreactorgebouwen voor kokendwaterreactoren zijn daar"naast de wanden van het splijtstofopslagbassin, dat zich boven de reactorkamer bevindt,voorzien van een gedeeltelijke voorspanning. In de meest recente ontwerpen is bovendienhet biologische schild, dat rondom de reactor aanwezig is, voorzien van voorspanning.Ten behoeve van de constructie van met name de centrale Oskarshamn 3 is bijzonder veelaandacht besteed aan de organisatie van het ontwerp en de uitvoering. Standaardisatie vanconstructiedetails en wapeningsdetaillering zijn hiervan een integraal onderdeel. Toegepastzijn staven 0 32 mm voor de hoofdtrekwapening en 0 25 of 016 mm voor de afschuifwape-ning. Voor het insluitvat zijn daarnaast een hoge betonkwaliteit (B 50) en een grote betondek-king (minimaal 50 mm) gebruikt.400- - -I ?!c da-1500 ---bm -0- -I+ 5751600BOD25500'16Kernreactorgebouw Forsmark 3,Oskarshamn 3 - BWR 1050 MWe (Zweden)a. reactor, b. waterbassin, c. ins/uitval(voorgespannen beton), d. reactorkamer5Kernreactorgebouw Gundremmingen B,C- BWR 1244 MWe (West Duits/and)a. reactor, b. waterbassin, c. ins/uitvat(voorgespannen beton), d. reactorkamer,e. secundaire omhulling (gewapend beton)Cement XXXVII(1985) nr. 2 117KKW Leibstadt (Zwitserland); aanzicht ophet insluitvat van het reactorgebouw (april1978)Cement XXXVII(1985) nr. 2OntwerpgrondslagenDe potenti?le risico's die verbonden zijn aan de aanwezigheid van grote hoeveelhedenradioactieve produkten in kernenergiecentrales, staan centraal bij het ontwerp van dezeinstallaties. Er worden dan ook vergaande eisen gesteld om storingen en ongevallen tevoorkomen en, indien deze zich toch mochten voordoen, de gevolgen daarvan te beperken.Enerzijds betekent dit dat constructies, systemen en componenten zijn ontworpen voorveronderstelde ongevallen met de installatie zelf (Design Basis Accidents: DBA), waartoekoelmiddelverliesongevallen behoren (Loss Of Coolant Accidents: LOCA). Anderzijds dat opdeterministische of probabilistische gronden extreme externe invloeden aan het ontwerpten grondslag worden gelegd. Hiertoe behoren aardbevingen, tornado's, overstromingen,gaswolkexplosies, impact van een militairof civiel vliegtuig en projectielen (zoals tornado-ge-genereerde projectielen of een turbinerotorblad). De waarschijnlijkheid van het optreden vandeze externe invloeden ligt hierbij veelal in de orde van grootte van 10-4 ? 10-6 per jaar.Vooral de vereiste bestandheid tegen aardbevingen speelt een belangrijke rol tijdens hetontwerp, de fabricage en de bouw van constructies, systemen en componenten. In hetalgemeen wordt hierbij onderscheid gemaakt tussen de veiligheidsaardbeving (Safe Shut-down Earthquake: SSE) en de ontwerpaardbeving (Operating Basis Earthquake: OBE).De veiligheidsaardbeving is gedefinieerd als de aardbeving die op basis van de regionalegeologische omstandigheden maximaal verwacht kan worden op de plaats van de kernener-giecentrale. Essenti?le veiligheidssystemen zoals de afschakelsystemen, de noodkoelsyste-men en het insluitsysteem dienen zodanig geconstrueerd te zijn dat na het (eenmalig) optre-den van deze beving, de functie van deze systemen gehandhaafd blijft. Behalve het reactor-gebouw dienen het reactorhulpgebouw, het splijtstoffengebouw, het radioactiefafvalge-bouw, het electrischhulpgebouw, de noodkoelwatergebouwen en de dieselaggregaatgebou-wen tegen de veiligheidsaardbeving bestand te zijn.De ontwerpaardbeving is gedefinieerd als de aardbeving die op basis van de lokale geologieverwacht kan worden tijdens de levensduur van de kernenergiecentrale. De systemen dievoor de veiligheid en het bedrijf van de centrale van belang zijn moeten zodanig gecon-strueerd zijn dat na het (meermalig) optreden van deze beving het normale bedrijf geconti-nueerd kan worden. Constructies die ten minste bestand dienen te zijn tegen de ontwerpaard-beving zijn het turbinegebouw, de koelwatergebouwen en de koeltoren (indien aanwezig).Zowel de veiligheidsaardbeving als de ontwerpaardbeving worden gepresenteerd als 'timehistories' of 'response spectra' en dienen te zamen met de eigenschappen van de ondergrond('soil structure interaction') aan dynamische berekeningen ten grondslag te worden gelegd.Overeenkomstige berekeningen zijn nodig voor belastingen voortkomend uit het reactorsy-steem ,waaronder drukontlasting in het waterbassin van een kokendwaterreactor, en impact-belasting van een neerstortend vliegtuig.De berekening en beoordeling van het ontwerp van civiele constructies vankernenerqiecen-trales vindt plaats aan de hand van de veiligheidsfunctie van deze constructies. De veilig-heidsklassen die hierbij worden gehanteerd komen, in navolging van de Amerikaanse criteria,veelal overeen met de vereiste aardbevingsbestandheid. Bovendien wordt, afhankelijk vande waarschijnlijkheidvan het optreden van verschillende belastingen en belastingcombina-ties, onderscheid gemaakt tussen diverse belastingcategorie?n.In de voor kernreactorgebouwen geldende ontwerpcodes zijn de belastingfactoren en demateriaalfactoren, ofwel de toelaatbare spanningen, gespecificeerd perbelastingcategorie.Deze benadering sluit aan bij de moderne ontwerpfilosofie van conventionele constructies(zie de Eurocodes en de nieuwe NEN 6700 serie) maar vormt hierop tevens een vergaandeuitbreiding [1-9).Normen en voorschriftenBij het totstandkomen van kernenergiecentrales in Europa zijn in hoofdlijnen de omvangrijkeen gedetailleerde Amerikaanse criteria en de daarmee samenhangende richtlijnen, voor-schriften en normen gehanteerd. Voor de bouw van betonconstructies betekent dit dan ookdat de Amerikaanse Nuclear Regulatory Guides en de Amerikaanse normen, zoals ACI-359[1] en ACI-349 [2), een belangrijke invloed hebben uitgeoefend op de ontwerpspecificaties,uitvoeringsprocedures en inspectiemethoden van kernreactorgebouwen.Nationale normen zijn daarnaast ook toegepast, maar in wisselende mate, vari?rend van eenvrijwel complete nationale benadering in West Duitsland en Frankrijk tot een meer Ameri-kaansgeori?nteerde aanpak in Zweden en Itali?.Ookin internationaal verband (ISO) is getracht tot een codering van regels te komen, ondermeer ten aanzien vaninsluitvaten in staal en beton [3]. De door de ISO werkgroepTC85/SC31WG3: 'Concrete Containments' voorgestelde ontwerpprocedureis enerzijds gebaseerd opde ANSI/ASME methode die, met het oog op het vereiste elastisch gedrag van de constructie,uitgaat van toelaatbare spanningen, anderzijds op de CEB/FIP Model Code met betrekkingtot de grenstoestand bezwijken. Deze aanpak kan daarnaast worden teruggevonden in deontwerpspecificatie voor de Franse PWR900 en 1300 MWe serie [4),voor de Engelse SizewellB reactor [5] en in de Westduitse norm DIN 25459 [6).In verband met de bijzondere eisen die gesteld worden ten aanzien van de bescherming vanhet nucleaire stoomleveringssysteem, hulp- en veiligheidssystemen tegen bijzondere invloe-den zijn, met name in West Duitsland, uitgebreide voorschriften en richtlijnen opgesteld teraanvulling van bestaande bouwvoorschriften [7-9].118KwaliteitsborgingKwaliteitsborging ten behoeve van het optimale bedrijf en de veiligheid van kernenergiecen-trales heeft betrekking op alle aspecten die een rol spelen bij de bouwen exploitatie van decentrale. Hiertoe behoren kwaliteitsborging ten aanzien van levering van componenten enmaterialen, ontwerp, uitvoering, installatie, keuring, beproeving, onderhoud en periodiekeinspecties. Kwaliteitsborging in deze zin gaat dan ook aanzienlijk verder dan kwaliteitscon-trole van materialen en constructies zoals bekend in de conventionele bouwpraktijk en kanworden gebaseerd op de betreffende IAEA Code of Practice [10].Op het gebied van de bouw van betonconstructies vindt kwaliteitsborging, in engere zin,zijn weerslag in de uitgebreide testprogramma's die van toepassing zijn voor voorspaneen-heden, wapeningsstaal, stalen liners en beton voor nucleaire toepassingen [11].7Voorbeeld van een uitvoeringsplanningvoor een kernenergiecentrale (PWR 1300MWe serie, Frankrijk)-1 1 2 3 4 5 6bouwriio en ontgravinge1nreaktor utnnebcuwtoffenueboetektrischhuabcuwen.oelwaterwerken ?.d.furbineuebcuw.mechanlre ene enale trlsche systemenbenroevin enJAAR? ver-qunninqverlerunq ? overdracht aanCement XXXVII(1985)nr. 2UitvoeringDaar de produktiekosten van elektriciteit met behulp van kernenergie in hoofdzaak wordenbepaald door de investeringskosten, is de uitvoering van de betonconstructies gericht opkwaliteit enerzijds maar op bouwsnelheid anderzijds (fig. 7).In Zweden zijn deze uitgangspunten voor de bouw van het reactorgebouw van kernenergie-centrales, dat zich op het kritieke pad van de uitvoering bevindt, uitdrukkelijk vertaald in hetgebruik van glijbekisting, pompbeton, prefabricage van de cilindrische linerconstructie enhet gebruik van voorgespannen beton. In de geprefabriceerde linerconstructie zijn hierbijdeomhullingsbuizen van voorspankabels, voorspanverankeringen, doorvoeringen, veranke-ringspiaten voor leidingen en wapening reeds opgenomen. Dezeliner wordt als vrijstaandeconstructie opgericht en naar zijn plaats geschoven waarna in twee afzonderlijke glijbewe-gingen wordt gestort. Het aanbrengen van de voorspaneenheden geschiedt bij de recentelijkgebouwde kokendwaterreactoren eerst later wanneer in een gesloten ruimte het aanbrengenvan de voorspanning kan worden gerealiseerd.In Frankrijk daarentegen wordt gebruik gemaakt van klimbekisting waarbij, in het geval vande 900 MWe drukwaterreactoren, het lassen van de Iinerpanelen van het insluitvat voorlooptop het aanbrengen van de buitenbekisting en het storten van het beton. De Iiner benut mendaarnaast als bekisting voor de koepel van het insluitvat waartoe een eerste laag van 200 mmbeton op de Iiner wordt aangebracht. Na verharding van deze laag worden de kabelomhul-lingen en het wapeningsstaal ge?nstalleerd waarna de resterende lagen beton in sectiesworden gestort. Bij de uitvoering van de koepel van de secundaire veiligheidsomhulling vande 1300 MWe serie maakt men daarentegen gebruik van geprefabriceerde betonelementendie integraal in de constructie worden opgenomen.Beproeving en inspectieVoor het in bedrijf nemen van een kernenergiecentrale moet een groot aantal testen wordenuitgevoerd op systemen en componenten. Hiertoe behoren een tweetal beproevingen vanhet insluitvat, bestaande uit een overdruktest (Structural Acceptance Test) en een leksnel-heidstest (Leakage Rate Test).De zogenaamde Structural Acceptance Test [12] wordt volgens de internationale praktijkuitgevoerd ter verificatie van het elastisch gedrag van de constructie onder invloed vaninwendige overdruk. Bij insluitvaten in beton die voorzien zijn van een stalen Iiner wordt dezetest verricht met een inwendige overdruk die 1,15 maal de ontwerpoverdruk bedraagt. Metde factor 1,15 wordt de invloed van de belemmerde vervormingen van de stalen Iiner, gedu-rende de temperatuurcondities van het ontwerpbasisongeval, in rekening gebracht. Tijdensdeze test wordt hetinsluitvat voorzien van een uitgebreide instrumentatie voor het vaststellenvan de vervormingen en, in het geval van prototype containments, tevens van de rekken vande constructie. Bovendien moeten optredende scheuren met een scheurwijdte groter dan0,25 mm worden geregistreerd.Acceptatie vindt plaats wanneer voldoende overeenstemming bestaat tussen de berekendeen de gemeten waarden.De zogenaamde Leakage Rate Test [13] wordt zowel uitgevoerd voor het in bedrijf nemenvan de centrale als tijdens periodieke inspecties. Doel van deze test is het bepalen van deleksnelheid van hetinsluitvat als geheel (type A test) en van de leksnelheid van diverse typendoorvoeringen (type B en C testen). Bij de initi?le test dient de leksnelheid van hetinsluitvattenminste vastgesteld te worden bij een druk van 0,5 maal en 1,0 maal de ontwerpoverdruk.119Montalto di Castro 1,2 (Itali?), GeneralElectric BWR-6, 982 MWe, Mark 111Containment; wapening van defunderingsplaat van het reactorgebouw(1982)Bij deze test, die in het algemeen wordt uitgevoerd volgens de zogenaamde absolute metho-de, vindt gelijktijdige registratie plaats van inwendige druk, temperatuur, vervormingen (vo-lume) en luchtvochtigheid [14].Typische acceptatiewaarden voor de leksnelheid van insluitvaten in beton zijn 0,1% van hetingesloten volume lucht per 24 uur bij de ontwerpoverdruk voor droge insluitsystemen vandrukwaterreactoren en 0,5% van het volume per 24 uur voor de natte insluitsystemen vankokendwaterreactoren. Voor de Franse PWR 1300 MWe serie, waarvan het insluitvat in voor-gespannen beton is uitgevoerd zonder de toepassing van een stalen llner, bedraagt de toe-laatbare leksnelheid 1% van het ingesloten volume per 24 uur bij de ontwerpoverdruk. Bijde beproeving van de kernenergiecentrale te Paluel (vier eenheden) bleek deze waarde doorde zorgvuldige uitvoering van de betonconstructie haalbaar.Metingen voor het vaststellen Van het gedrag van de constructie zijn echter niet beperkt totde testperiodes. Zo zijn de insluitvaten van de Franse drukwaterreactoren voorzien van eenpermanente instrumentatie voor de meting van verplaatsingen, vervormingen en tempera-tuur. Deze instrumentatie is, afhankelijk van de bouwvolgorde, enigszins verschillend voorde in serie opgerichte eenheden per bouwlokatie. Daarnaast wordt, met het oog op variabeleomgevingsomstandigheden, bij ??n eenheid per bouwplaats het verloop van de voorspan-kracht in vier verticale voorspaneenheden gevolgd.De vraagtekens die door overheidsinstanties in het verleden zijn gezet met betrekking totde corrosiebescherming van voorspanstaal door cementgrout in kabelkanalen heeft in Arne-rika, maar ook in Europa, in een aantal gevallen aanleiding gegeven tot de keuze van voor-spanning zonder aanhechting. Individuele kabels kunnen bij deze uitvoeringswijze tijdensde periodieke inspecties worden verwijderd en onderworpen aan onderzoek [15].De insluitvaten van de drukwaterreactoren te Ringhals en de kokendwaterreactoren te Fors-mark (Zweden) die gebouwd zijn voor, en onder supervisie van, de 8wedish State PowerBoard zijn bijvoorbeeld voorzien van voorspanning zonder aanhechting waarbij de kabelka-nalen worden geventileerd met droge lucht of zijn gevuld met beschermend vet.NawoordIn dit artikel is een korte beschrijving gegeven van een aantal kernreactorgebouwen in Euro-pa. Daarnaast is getracht een indruk te geven van de maatregelen die op bouwtechnischvlak worden genomen om de veiligheid van personeel en bevolking te verzekeren. Naar vorenis gekomen dat betonconstructies van kernenergiecentrales worden ontworpen voor zeeronwaarschijnlijke gebeurtenissen die, met betrekking tot belastingen voortkomend uit onge-vallen met de reactor, worden beschouwd als gebruiksbelastingen van deze constructies.Ondanks de geringe kans van optreden van reactorongevallen hebben de gebeurtenissenin de Three Milelsland centrale in de USAgedemonstreerd dat ook aan de betonconstructieseen wezenlijke functie dient te worden toegekend in de beperking van de gevolgen van dezeongevallen.Het insluitvat van de TMI-2 reactor is de enige constructie die ten gevolge van een extreemreactorongeval, waarbij het gedeeltelijk smelten van de reactorkern is opgetreden, aan bui-tengewone belastingen heeft blootgestaan. De constructie, die is uitgevoerd als een enkel-voudige barri?re in voorgespannen beton, heeft deze beproeving volgens verwachting goeddoorstaan en heeft als zodanig aangetoond dat ook de betonconstructeur een essenti?lerol speelt in de verzekering van de veiligheid van nucleaire installaties.Literatuur1. Code for Concrete Reactor Vessels andContainments; ANSIIASME Boiler and Pres-sure Vessel Code - Section 111, Division 2;ACI Standard 3592. Code Requirements for Nuclear SafetyRelated Concrete Structures; ACI Standard3493. Containment Structures - Concrete Con-tainments; Technical Committee ISO TC851SC3/WG3; draft no. 2;19814. R?gles de Conception et de Constructiondes centrales nucleaires PWR 900 MWe -Recueil des r?gles relatives au genie civil(RCC-G); Electricit? de France (EdF)5. Proposed design specification forthe UKPWR Primary Containment; Transactions ofthe 6th International Conference on Structu-ral Mechanics in Reactor Technology, vol.J ..; 1981Cement XXXVII(1985) nr. 26. Sicherheitsumschliessungen aus StahI-beton und Spannbeton f?r Kernkraftwerke;DIN 254597. Auslegung der Stahlbetonbauteile vonKernkraftwerken unter Belastungen aus in-neren St?rf?llen; DIN 254498. Auslegung von Kernkraftwerken gegenseismische Einwirkungen; DIN 254459. Richtlinien f?r die Bemessung von Stahl-betonbauteilen von Kernkraftwerken f?r aus-sergew?hnliche ?ussere Belastungen (Erd-beben, ?ussere Explosionen, Flugzeugab-sturz): Mitteilungen Institut f?r Bautechnik 611974,1/197610. Quality Assurance for safety in nuclearpower plants; IAEA Code of Practice 50-C"QA; 197811. Quality Assurance requirements for in-stallation, inspection and testing of structu-120ral concrete and structural steel during theconstruction phase of nuclear power plants;US NRC RG 1.94; 197612. Structural Acceptance Test for concreteprimary reactor containments; US NRC RG1.18; 197213. Primary Reactor Containment LeakageTesting tor water cooled power reactors; 10CFR 50, Appendix, J., US NRC; ANSI/N45.4;197214. Integrale Leckratenpr?fung des Sicher-heitsbeh?lters mit der Absolutdruckmetho-de; DIN 25436/KTA 340515. Inservice inspection of ungrouted ten-dons in prestressed concrete containmentstructures; US NRC RG 1.35;1976