Närförläggning av kärnkraftverk betänkande

Ur KB:s samlingar

Digitaliserad år 2013

:Iåjjjfga Närförläggning

utredningar

av karnkraftverk

1974:56

Industridepartementet

Betänkande av Närförläggningsutredningen Stockholm 1974

är. *§3 ?é 9 . âê ng!

Statens offentliga utredningar

1974: 56 lndustridepartementet

Närförläggning

av

kärnkraftverk

Betänkande av

Närförläggningsutredningen

Stockholm 1974

ISBN 91-38-01S79-X K L Beckmans Tryckerier AB Stockholm 1974

Till Statsrådet och chefen för

industridepartementet

Närförläggningsutredningen får härmed överlämna betänkandet Närförav kärnkraftverk jämte ett antal bilagor, som utarbetats inom läggning expertgrupp och som utgör ett tekniskt underlag för utredningens betänkandet. Det arbete som nu redovisats svarar mot de ursprungliga direktiven för utredningen, som meddelades i mars 1970. Utredningsarbetet har lagts upp som en generell studie av frågor av betydelse för förläggning av kärnkraftanläggningar. Därjämte har utredningen i mars 1971 fått tilläggsdirektiv avseende bl. a. frågor om samlokalisering av kärnkraftverk och annan industri. Tekniskt underlag för en bedömning även av dessa frågor har tagits fram i samband med den nu avslutade utredningsetappen. Under utredningens för hushållning med mark och vatten fastställts av gång har riktlinjer statsmakterna hösten 1972. Vidare har en särskild delegation för styrning av vissa insatser beträffande forskning och utveckling rörande kärnkraftens miljö- och säkerhetsfrågor (Dsf) inrättats. Dessa insatser finansieras av kraftindustrin. Särskilda medel för arbeten på kärnsäkerhetsområdet har även anvisats på statsbudgeten från och med budgetåret 1974/75. Vidare kommer reaktorsäkerhetsmyndigheten genom statsmakternas beslut att ges ökade resurser. Utredningen förutsätter mot angivna bakgrund att frågan om dess fortsatta arbete nu tas upp till övervägande.

Stockholm i juni 1974

Hans Håkansson

Lars Carlbom Arne H edgran

Yngve Larsson Jan-E rik Ryman

Kjell Svensson Ingvar Wivstad

/Stig 0. W. Bergström

SOU 1974: 56

Innehåll

I Sammanfattning

II Bakgrund . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17

Kapitel l Utredningsuppdraget 17 1.1 Värtaverksprojektet 17 1.2 Närförläggningsutredningen tillkallas 18 1.3 Lägesrapport och tilläggsdirektiv 21 1.4 Utredningsarbetet 22

Kapitel 2 Kärnenergiutbyggnad och närförläggning 24 2.1 Användningsområden för kärnreaktorer 24 2.2 Energikonsumtion och kärnenergiutbyggnad i Sverige 27 2.3 Olika slag av närförläggning 30 2.4 Motiv för tätortsförläggning 31

Tekniska redogörelser. (Systematisering och diskussion av expertrapporter och övrigt bakgrundsmaterial) . . . . . . 35

Kapitel 3 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 35 3.1 Principer för produktion av kärnkraft 35 3.2 Kokarreaktorn . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 50 3.3 Tryckvattenreaktorn 61 3.4 Reaktorinneslutningen 68 3.5 Erfarenheter av stora lättvattenreaktorer 88 3.6 Utvecklingstendenser för lättvattenreaktorer 95

Kapitel 4 Lokalisering av kärnkraftverk 101 4.1 Lokaliseringsfaktorer 101 4.2 Säkerhetsanalys och dimensionerande haverier 107 4.3 Säkerhetsvärdering av lägen och anläggningar 109 4.4 Myndigheternas behandling av förläggningsfrågor 113

Kapitel 5 Underlag för säkerhetsbedömningen 118 5.1 Haverisannolikheter 119

6 Innehåll SOU 1974: 56

5.2 Omgivningsförhållanden . . . . . . . . . . . . . . . . 125 5.3 Strålningens hälsoeffekter . . . . . . . . . . . . . . . . . 135

Kapitel 6 Kärnkraftverkens miljöpåverkan . . . . . . . . . . . 150 6.1 Befolkningsfördelningar . . . . . . . . . . . . . . . . . 151 6.2 Metodik förjämförelse av konsekvensbilder . . . . . . . . 154 6.3 Illustration av riskbilder . . . . . . . . . . . . . . . . . 159 6.4 Omgivningspåverkan av normaldriften . . . . . . . . . . . 162 6.5 Omgivningspåverkan av haverier . . . . . . . . . . . . . 174 6.6 skyddsåtgärder i omgivningen . . . . . . . . . . . 205

7 Jämförelse mellan olika jfjärrvärmealternativ . . . . . 209 Kapitel 7.1 Alternativ till kärnkraftvärmesystemet . . . . . Å . . . . . 209 7.2 Luftföroreningsförhållanden . . . . . . . . . . . . . . . 214 vid oljeeldning . . . . . . . 7.3 Miljöverkningar av rökgasutsläpp 225 7.4 Miljöverkningar av olika fjärrvärmealternativ . . . . . . . . 230 7.5 Ekonomiska jämförelser . . . . . . . . . . . . . . . . . 235

IV Utredningens bedömningar och slutsatser . . . . . . . . . 243

Kapitel 8 Sammanfattande diskussion . . . . . . . . . . . . . 243 8.1 Ekonomiskt motiv för närförläggning av kärnkraftvärmeverk 244 8.2 Fjärrvärmealternativens miljöverkningar . . . . . . . . . . 245 från haverier . . . . . . . . . . . . . . 247 8.3 Omgivningsrisker 8.4 Anordningar och åtgärder av betydelse för omgivningssäkerheten vid haverier . . . . . . . . . . . . . . . . . . 263

9 Slutsatser och rekommendationer . . . . . . . . . . 272 Kapitel

V Summary and conclusions in English . . . . . . . . . 276

Summary . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 276 (part I) Concluding discussion (chapter 8) . . . . . . . . . . . . 286 Conclusions and recommendations (chapter 9) . . . . . . . 306

. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31 l Bilageförteckning

Ordlista . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 313

SOU 1974: 56

I

Sammanfattning

Utredningsuppdraget (kap. l)

Behovet av en utredning rörande säkerhetsfrågorna vid förläggning av kärnkraftverk i och nära större tätorter aktualiserades i samband med Stockholms elverks ansökan år 1968 om tillstånd att uppföra ett kärnkraftvärmeverk - dvs. ett verk för kombinerad el- och värmeproduktion - vid Värtan endast några kilometer från Stockholms centrum. Även några andra projekt med närförlagda kärnkraftvärmeverk diskuterades vid denna tid. Säkerhetsmyndigheternas granskning av Värtanprojektet ledde fram till uppfattningen att det krävdes ytterligare teoretiskt och erfarenhetsmässigt underlag innan man kunde bedöma förläggning av kärnkraftstationer i nära anslutning till tät bostadsbebyggelse. År 1969 inleddes en brett upplagd principiell studie av närförläggningsfrågan i samarbete mellan myndigheterna, berörda kraftföretag och AB Atomenergi. l planen för studien ingick en analys av de ekonomiska och miljömässiga motiven för närförläggning av kärnkraftvärmeverk. Vidare ingick undersökningar om säkerhetsproblemen vid närförläggning. Huvudsyftet med studien var att skapa erforderligt underlag för myndigheternas prövning av konkreta projekt. Från år 1970 har studien bedrivits i form av en offentlig utredning. Följande år fick utredningen som tilläggsuppdrag att analysera även vissa andra förläggningstyper än renodlad tätortslokalisering av kärnkraftvär-

meverk, närmast som underlag för arbetet med den fysiska riksplanering-

en. Utredningsarbetet fick därmed en mera generell inriktning med avseende på lokalisering av kärnkraftverk.

Kärnenergiutbyggnad och närförläggning (kap. 2)

Som motiv för närförläggning har åberopats fördelar av främst energipolitisk och miljömässig natur. För Sverige har därvid speciellt möjligheterna att utnyttja närförlagda reaktorer för produktion av fjärrvärme betonats. Kärnreaktorer för värmeproduktion eller kombinerad kraft- och värmeproduktion spelade en stor roll i 1950-talets svenska kärnenergiprogram. Endast ett kärnkraftvärmeverk - nämligen Ågestaverket söder om

8 Sammanfattning SOU 1974: 56

Stockholm - kom emellertid att uppföras. Detta verk har försökskaraktär och är oekonomiskt bl. a. till följd av den låga reaktoreffekten, 80 MW. Driften vid verket avses läggas ned under 1974. Utbyggnaden av fjärrvärmenäten i de tre storstadsområdena kan väntas skapa underlag för kärnkraftvärmeverk av ekonomisk storlek. Om fjärrvärmeproduktionen i dessa områden i början av 1980-talet skulle ske enbart med oljeeldade anläggningar skulle oljeförbrukningen härför under ett normalår uppgå till ca 3 miljoner ton, dvs. ca 10% av Sveriges nuvarande oljeförbrukning. lnföres kärnkraftvärmeverk i dessa fjärrvärmenät skulle de producera övervägande delen av värmeenergin och större delen av denna olja kunna sparas. Detta visar att utnyttjandet av kärnkraftverk i dessa sammanhang kan få stor energipolitisk betydelse. Från miljösynpunkt bedöms kärnkraftverk vara intressanta alternativ till oljeeldade verk, eftersom de ger upphov till endast obetydliga luftföroreningar och rökgasutsläppen vid eldning med fossila bränslen som kol och olja ger problem i storstadsmiljön.

Tekniskt bakgrun-dsmaterial (Del III)

Utredningens bedömningar och slutsatser bygger på ett mycket stort antal expert- och specialistrapporter över uppdragets olika delfrågor. Detta material har i stor utsträckning tagits fram inom utredningen. Grundläggande information har dock i många fall hämtats från annat håll, och framkomna resultat har där så varit möjligt kontrollerats mot uppgifter från olika utländska källor.

Kraftreaktorer, deras funktion och uppbyggnad (kap. 3)

leder till att det i uranbränslet inuti reaktorn bildas Kärnenergiprocessen stora mängder radioaktivitet (fissions- eller klyvningsprodukter). Risker för från kärnkraftverk är förknippade med eventuell omgivningen okontrollerad av beaktansvärda andelar av denna aktivitet spridning utanför anläggningen. har valt att speciellt studera lättvattenreaktorer. Dessa Utredningen representerar en etablerad teknik som är introducerad i Sverige och från att vid en eventuell närförläggning i första utredningen har utgått hand reaktorer av beprövat utförande blir aktuella. Av reaktorer för alstring av elkraft är nu en övervägande andel lättvattenreaktorer. Sålunda var 78 sådana reaktorer i drift 1973, medan 238 var beställda eller under byggnad. Av totalt ca 1 000 driftår för olika reaktorer svarade stora lättvattenreaktorer för över 200. slags större Samtliga hittills byggda och planerade kärnkraftverk i Sverige är av denna typ. Av övriga reaktorer för kraftalstring har endast den äldre typ av gaskylda reaktorer som byggts i ett relativt stort antal bl. a. i England, en drifttid av samma storlek som lättvattenreaktorerna. Dessa sammanlagd reaktorer bedöms dock nu som klart oekonomiska och de gaskylda tillverkas ej längre.

SOU 1974: 56 Sammanfattning 9

De detaljerade säkerhetsanalyser som gjorts av utredningen utgår från två referenskonstruktioner med reaktorer av lättvattentyp. Den ena konstruktionen är en något modifierad form av den kokarreaktor (BWR) av Asea-Atoms typ som levereras för aggregat 2 vid Oskarshamnsverket i Simpevarp samt aggregaten l och 2 i Barsebäck (avsnitt 3.2). Den andra referenskonstruktionen motsvarar aggregat 2 i Ringhals vid Värö, med en tryckvattenreaktor (PWR) från Westinghouse (avsnitt 3.3). Dessa referensreaktorer har, i likhet med alla nu aktuella reaktorer för omfattande anordningar för skydd mot utsläpp av elkraftproduktion,

radioaktivitet både vid normal drift och vid mer eller mindreallvarliga

störningar. Som exempel härpå kan nämnas den trycktäta byggnad, inneslutningen, som omger själva reaktorn samt olika system för kylning av härden vid tänkta haverisituationer. Inneslutningar kan utformas på olika sätt. Utredningen beskriver de standardinneslutningar som används vid BWR- och PWR-anläggningar av referensutförandet samt de konstruktionskrav som ställs på sådana inneslutningar. Alternativa utföranden diskuteras också, bl. a. olika former av bergrums- och andra underjordsinneslutningar (avsnitt 3.4). Erfarenheterna med stora lättvattenreaktorer är positiva ur säkerhetsoch miljösynpunkt (avsnitt 3.5). lnga radioaktivitetsutsläpp har förekommit där personer i omgivningen skadats. Rent tekniskt har driften inte varit problemfri, vilket inte heller kunnat förväntas med hänsyn till att det rör sig om en delvis ny teknik. Vissa typer av fel och störningar kan direkt återföras på den snabba ökning i aggregateffekt, som kännetecknat såväl kärnkraftverken som olje- och kolkraftverk. En stor del av driftstörningarna har orsakats av konventionella komponenter och för kraftreaktorer. kan nämnas av system som ej är specifika Speciellt turbinen med tillhörande utrustning. Ett kärnkraftverk är dock så konstruerat att enstaka felfungerande komponenter ej påverkar anläggsäkerhet gentemot omgivningen. Utvecklingen av kärnkraftverningens kens tillgänglighet för kraftleverans bedöms likväl som tillfredsställande. Utvecklingen inom lättvattenreaktortekniken (avsnitt 3.6) väntas med hänsyn till hittillsvarande erfarenheter knappast bli präglad av ytterligare stora tekniska utvecklingssteg. Huvudvikten kommer den närmaste framtiden i stället att läggas på en konsolidering av nuvarande teknik under utnyttjande av de drifterfarenheter som under 1970-talet erhållesi snabbt ökande takt.

Lokalisering av kärnkraftverk (kap. 4)

Lokaliseringen av kärnkraftverk styrs av olika tekniska och miljömässiga faktorer samt av samhällsplaneringens krav (avsnitt 4.1 ). Bland tekniska faktorer som påverkar lokaliseringen kan främst nämnas anpassning till existerande system för produktion och överföring av el- och värmeenergi samt framtida geografisk fördelning av efterfrågan till kylvatten, transport- och försörjningsaspekter av på energi, tillgång olika slag.

10 Sammanfizttning SOU 1974: 56

Hänsyn till radioaktivitetsutsläppen under normaldrift synes med nuvarande teknik och gällande dosnormer ej kunna bli en lokaliseringsstyrande faktor. Utsläpp av överskottsvärme kan dock ge problem i förorenade eller begränsade vattenrecipienter i närheten av storstäder. Den aspekt som kommit att dominera de miljömässiga övervägandena för kärnkraftverk är frågan om eventuella haveriers betydelse för omgivningens säkerhet (avsnitt 4.2, 4.3). Kraftreaktorer och deras inneslutningsbyggnader är konstruerade för att utan påtagliga konsekvenser utanför anläggningen tåla även mycket svåra och osannolika haverier. Kraftverkets beteende vid vissa sådana, konstruktionsstyrande haveriförlopp samt dessas konsekvenser redovisas ingående för de tillståndsgivande myndigheterna. För att någon ändring i säkerhetsförhållandena vid lägen närmare stora tätorter skall kunna påvisas måste analyser göras av ännu mer osannolika haveriförlopp, där en eller flera säkerhetsanordningar satts ur spel. Utredningens analyser har koncentrerats på sådana förlopp. Myndigheternas ställningstaganden i lokaliseringsfrågor rörande lättvattenreaktorer sker efter i stort sett enhetliga principer i alla länder (avsnitt 4.4). Man har hittills krävt att den bofasta befolkningen inom avståndet l â 2 km skall vara liten och eftersträvat avstånd pa nagot tiotal km till större tätorter i den mån sådana lägen funnits tillgängliga. Mera utpråglade närlägen har varit diskuterade i Förenta staterna, Tyskland och Sverige, men ännu ej lett till något godkännande. Slutligen bör framhållas att de i Sverige av riksdagen fastlagda riktlinjerna för hushållningen med mark och vatten enligt den fysiska riksplaneringen förutsätter återhållsamhet vid ianspråktagande av oexploaterade kustområden för s. k. miljöstörande industri. Planmyndigheterna har i samband med ärenden om lokalisering av kärnkraftverk uttryckt önskemål om tätortsnära förläggningar och lokaliseringar i inlandet.

Underlag för säkerhetsbedömningen (kap. 5)

En analys av de verkningar i omgivningen, som kan orsakas av haverier i kärnkraftverk, kan göras relativ och enbart utnyttjas vid jämförelser mellan olika lägen, anläggningstyper eller utförandeversioner. Den kan också syfta till en jämförelse med andra risker isamhället. Utredningens analyser har avsett att belysa båda dessa aspekter. Begreppet risk används i utredningen genomgående i betydelsen sannolikhet gånger konsekvens, vilket i andra sammanhang också kallats ”väntevärde. Om exempelvis sannolikheten för en viss olycka är ett per 10 000 år och olyckans konsekvens 100 fall av en viss sjukdom, är således risken eller väntevärdet 0,01 sjukdomsfall per år, eller l fall per 100 år. För en säkerhetsanalys krävs således information om sannolikheten för olika haveriförlopp (avsnitt 5.1) och av haverierna orsakade aktivitetsutsläpp. Vidare måste de konsekvenser, som med varierande sannolikheter kan uppstå i omgivningen kunna beräknas ur uppgifter om aktivitetsutsläppets art, utsläppshöjd och utsläppstid, befolkningsfördelning och

SOU 1974: 56 Sammanfattning 11

atmosfäriska spridningsförhållanden. Ett stort haveri i ett kärnkraftverk kan ge konsekvenser både för människors hälsa och av materiellt slag med huvudsakligen ekonomiska konsekvenser. Utredningen har dock begränsat sig till att studera hälsoeffekterna (avsnitt 5.3). Utredningen har för analyserna uppskattat sannolikhetema för olika haverityper och fel i funktionssätten hos de för säkerheten väsentliga systemen i en kraftreaktor. Konsekvenserna vid eventuella svåra haverier i form av frigörelse av aktivitet ur reaktorhärden, spridning av denna aktivitet till omgivningen (avsnitt 5.2) samt därav resulterande stråldoser och hälsoeffekter avseende människor har också uppskattats till sin omfattning och sannolikhet. För dessa beräkningar har underlag framtagits beträffande atmosfärisk spridning, geografiska befolkningsfördelningar samt samband mellan luftens halt av radioaktivitet och de stråldoser respektive hälsoeffekter som aktiviteten kan ge upphov till.

Kärnkraftverks miljöpåverkan (kap. 6)

Utredningen har främst studerat kärnkraftverks inverkan på miljön från utsläpp av radioaktiva ämnen. Andra typer av påverkan, exempelvis genom värme- och kemikalieutsläpp har endast studerats översiktligt. För sina analyser av närförläggningsfrågan från säkerhetssynpunkt har utredningen jämfört kärnkraftverk med fyra olika lägen i förhållande till en schematiserad miljonstad - med befolkningen fördelad inom en cirkel med radien 25 km. Avståndet mellan kärnkraftverket och miljonstadens centrum har valts till 5, 20, 40 respektive 100 km. Vid de två senare lägena har samhällen med 500 och 15 000 invånare förutsatts ligga på 5 respektive 15 km avstånd från verket. Glesbygdsbefolkningen utanför tätorterna har inte bedömts påverka de gjorda jämförelserna varför denna inte tagits med i modellfördelningarna. Jämförelserna av omgivningspåverkan har gjorts för såväl normaldriftens utsläpp som för haverier. Med hänsyn till gällande strålskyddsnormer och hittillsvarande erfarenheter kan normalutsläppens verkningar förutsättas bli absolut sett mycket små (avsnitt 6.4). Även beräkningar med mycket ogynnsamma antaganden, bl. a. förutsätts att verket konstant skulle drivas med högsta tillåtliga aktivitetsutsläpp, ger en så låg risk som ett sjukdomsfall per tio år för en kraftreaktor av den storlek som utredningen studerat. De skillnader i normalutsläppens verkningar som kan förekomma mellan olika lägen blir därmed så små att de ej påverkar i lägesvalet. Det bör betonas att sambanden mellan dos och hälsoeffekt vid så låga doser som det här är fråga om - l å l0 % av den naturligen förekommande strålningsnivån - är osäkra, eftersom effekterna är så små att de inte kan påvisas. Alla uppskattningar av verkningarna görs därför med säkerhetsmarginal så att angivna värden skall betraktas som övre gränsvärden för vad som kan erhållas i verkligheten.

12 Sammanfattning SOU 1974: 56

Utredningen har bedömt att omgivningsverkningarna av haverier räknat som medelvärde över längre tider ligger avsevärt under de övre gränserna för beräknade verkningar från normalutsläppen (avsnitt 6.5). Resultatet av utländska studier av liknande slag stöder denna uppfattning. Skillnader ur säkerhetssynpunkt mellan lägen på olika avstånd från en storstad framkommer först när man betraktar verkningarna av ytterst svåra haverier, där en stor del av reaktorns aktivitetsinnehåll frigöres ur bränslet samtidigt som såväl reaktorns huvudkylsystem som dess inneslutning skadats. Utredningens analyser har därför inriktats på beräkning av sannolikheten för och en bedömning av konsekvensernas omfattning vid sådana svåra haverier. För vart och ett av de valda lägena har konsekvenserna i omgivningen av mycket stora haverier beräknats i sex fall med skilda antaganden beträffande utsläppt aktivitet, utsläppshöjd och vädersituationens sannolikhet (avsnitt 6.5). Härvid framhålles att de konsekvensbilder som redovisas har karaktären av ”värsta tänkbara olycka” och deras sannolikhet är extremt låg. De mest sannolika konsekvenserna av dessa stora haverier är avsevärt mer begränsade än som här anges. Det beräkningsfall som ger största antalet dödsfall, några hundra, avser 5 km-läget med en befolkningsfri zon på endast 0,5 km radie. Antas denna radie i stället vara 2 km skulle detta beräkningsfall liksom samtliga andra ge från något fåtal till ett tiotal dödsfall vid dessa extremt svåra haverier. Omfattningen av denna värsta tänkbara olyckan är således beträffande dödsfall av högst samma storleksordning som en stor flygolycka. Andra typer av hälsoeffekter, speciellt fall av sköldkörtelstörningar, kan dock förekomma i betydligt större antal. Det bör här framhållas att hälsoeffekter av typen störd sköldkörtelfunktion i alla andra analyser av haverieffekter bedömts vara så lindriga att de ej medtagits i konsekvensredovisningen. För dessa effekter har dock lägesvalet ej stor stor inverkan. De svårare skadelyperna kan endast uppträda i närliggande bebyggelse medan lindrigare skador skulle kunna förekomma på större avstånd.

Alternativa fjärrvärmekällor (kap. 7)

En ekonomisk och miljömässig jämförelse har gjorts mellan tre alternativa system för fjärrvärmeförsörjning i en storstad. Grundalternativet har antagits vara enbart oljeeldade hetvattencentraler. Av de två övriga alternativen har det ena ett oljeeldat mottrycksverk, det andra ett kärnkraftvärmeverk för samtidig produktion av elkraft och fjärrvärme. Förutom utredningens egna studier har även material avseende konkreta projekt för landets tre storstadsregioner stått till förfogande. Den miljömässiga jämförelsen har baserats på de förändringar i luftföroreningssituationen som de olika alternativen ger upphov till. Utredningen har därvid sökt uppskatta i pengar de minskade skador på människors hälsa, på material och fast egendom som en sänkt luftföroreningsnivå innebär.

SOU 1974: 56 13 Sammanfattning

Den teknisk-ekonomiska jämförelsen har gjorts på basis av beräknade årskostnader för erforderlig fjärrvärmeproduktion i de tre alternativa fallen (avsnitt 7.5). Eftersom denna jämförelse startade på ett tidigt stadium i utredningen har anläggningskostnader och oljepriser valts inom variationsområden baserade på prisnivån 1971. Genom den stora kostnadsstegring som därefter skett har, trots att relativt stora prisintervall studerats, de dagsaktuella värdena kommit att hamna utanför dessa intervall. En senare projektstudie för Storstockholmsområdet visar dock att inträffade kostnadsstegringar endast i mindre grad påverkat det oljepris, vid vilket kärnkraftalternativet ställer sig gynnsammast.

Säkerhetsbedömningens dilemma

Det framgår av utredningens studier att införandet av kärnkraftvärme verk i omedelbar närhet av stora bebyggelsecentra skulle vara miljömässigt motiverat genom de förbättringar i den allmänna luftföroreningssituationen som erhålls. Även säkerheten mot haverier bedöms vara sådan att haverikonsekvenserna i omgivningen t. o. m. från ett närförlagt kärnkraftverk är små i medeltal över längre tid och för landet som helhet. Vad som varit föremål för utredningens ingående överväganden är två speciella frågor i anknytning till haverisäkerheten hur skall mycket stora haverikonsekvenser, med samtidigt mycket låg sannolikhet bedömas? - vilken vikt skall tillmätas vissa hälsoeffekter av lindrigare art som kan uppträda i stort antal vid sådana osannolika stora haverier? l båda fallen saknas ledning av tidigare samhälleliga ställningstaganden i liknande frågor. Detta beror i huvudsak på att så osannolika företeelser inte bedömts kräva beaktande från samhällets sida i form av beredskap e. d. I stort sett har andra risker överhuvudtaget inte analyserats på det sätt som skett beträffande kärnkraften. Pfesentationen av kärnkraftens haveririsker blir av denna anledning mycket komplicerad och kan lätt resulterai missuppfattning av informationens innebörd. Varken allmänheten eller beslutsfattarna har tidigare ställts inför att fördelar - bättre problemet väga säkra luft, lägre kostnader, mindre beroende av utlandet - mot en synnerligen liten risk som dock innefattar möjligheten av en stor konsekvens. Vanligen bortser man helt från den stora konsekvensen på grund av den låga sannolikheten. Exempel på detta synsätt är byggnaders begränsade säkerhet mot osannolika mycket starka vindar och stora jordskalv, flygtrafik med stora plan över tätbebyggelse, dammbyggnaders och brobyggnaders begränsade säkerhet mot extrema påfrestningar, transporter av farliga kemikalier i tätbebyggelse och mycket annat. När det gäller betydelsen av stora, osannolika haverier, understrykes vikten av att en bedömning sker med beaktande av att andra slag av risker i samhället med säkerhet kan ge konsekvenser av lika stor omfattning som en del beräkningsfall här resulterat i. Det är endast analysen på dessa låga sannolikhetsnivåer som saknas för andra verksamheter.

14 SOU 1974: 56 Sammanfattning

Slutsatser (kap. 8, 9)

finner att kärnkraftvärmeverk ekonomiskt är motiverade i Utredningen varje fall inom de tre största tätortsregionerna i landet. Slutsatsen gäller så länge oljepriserna ligger över 130-140 kr. per ton och i övrigt med de kostnader som gällde 1973. En övergång från olja till kärnbränsle bedöms också ha stora försörjningspolitiska fördelar med avsevärd ekonomisk

betydelse. Förbättringen av luftföroreningssituationen vid övergången från lokal uppvärmning med oljeeldade anläggningar till fjärrvärme i en miljonstads innerområde har uppskattats ha ett värde av storleksordningen några hundra miljoner kr per år. Fjärrvärme med kärnkraftvärmeverk ger en relativt oljeeldade alternativ som uppskattats till ca ytterligare förbättring 60 miljoner kr per år. visar också att verkningarna av de normala radioaktivitets- Utredningen från ett närförlagt kärnkraftverk är försumbara och ej utsläppen väsentligen skiljer sig från vad som kan förekomma vid glesbygdsförlagda verk. Förhållandena under normal drift bedöms därför ej påverka möjligheten till närförläggning. ledande till allvarliga akuta skador i ett kärnkraft- Aktivitetsutsläpp verks omgivning kan förekomma endast i samband med haverier av sådan att reaktorn så gott som totalförstörs. Kraftreaktorer utförs omfattning stora brott skall kunna hända så att även mycket på huvudkylsystemet utan att farliga stråldoser uppträder i omgivningen. Stora haveriutsläpp därför osannolika och torde inte vara tänkbara annat än i blir ytterst brott Sannolikheten för samband med katastrofala på reaktortryckkärlet. bedömts till ett haveri av detta slag är extremt låg och har av utredningen l å 10 per miljon år och reaktor. Endast i kombination med mycket osannolika atmosfäriska spridningsförhållanden kan ens ogynnsamma sådana stora utsläpp ge några allvarliga akutskador i omgivningen. Sannolikheten för att något haveri skall ge några sådana skador bedöms vara högst 0,1 â l per miljon år och reaktor. Så låga sannolikheter beaktas normalt ej i andra verksamheter och är svåra att tolka på ett sätt. Den angivna sannolikheten innebär att om 100 reaktorer gripbart drivs i Sverige i 100 år så är sannolikheten mindre än 1 på 100 å 1 på l 000 att landet skall drabbas av någon sådan olycka. Även för de värsta tänkbara haverikonsekvenserna vid närförlagda kärnkraftverk ger en jämförelse vid handen att sådana verk ej inför konsekvenser av hittills okänd storlek. Detta framstår klarast för dödsfall och allvarliga akuta skador. Vid här studerade kärnkraftaggregat beräknas i samband med haverier kunna inträffa på längre avstånd inga dödsfall från anläggningen än 2 å 3 km. Skulle ett stort utsläpp av radioaktiv jod äga rum vid ett haveri kan detta medföra att ett stort antal människor råkar av sköldkörteln inandning av ut för en överexponering genom vilket resulterar i en efter relativt lång tid uppträdande kronisk joden, av sköldkörtelfunktionen. Skadan är dock relativt lindrig och störning Sena effekter, främst i form av cancer, har goda behandlingsmöjligheter. reaktorhaveri få och genetiska skador skulle även vid ett mycket allvarligt

SOU 1974: 56 l5

Sammanfattning

så måttlig omfattning att effekterna ej skulle kunna urskiljas bland normalt förekommande fall av liknande typ. Sannolikheten för stora aktivitetsutsläpp bedöms redan med nuvarande konstruktioner vara utomordentligt låg. Skulle ytterligare förbättringar införas i samband med en eventuell närförläggning, synes dessa böra inriktas på att höja inneslutningsbyggnadens funktionssäkerhet under även mycket extrema haveripåkänningar sådana som är exempelvis förenade med mycket stora tankbrott. Några beredskapsåtgärder i omgivningen speciella för närförlagda kärnkraftverk har utredningen inte funnit motiverade.

Utredningens rekommendationer

Ekonomiska och försörjningspolitiska skäl samt önskemålet att reducera luftföroreningarna motiverar att värmeproduktionen i landets storstadsregioner baseras på kärnkraftvärmeverk. Redovisade slutsatser rörande normalutsläpp och omgivningsrisker vid haverier visar att närförläggning av kärnkraftverk inte medför större risker - i betydelse konsekvens multiplicerad med sannolikhet - än vad som accepteras för många andra verksamheter. I det mest utpräglade närförläggningsalternativet som studerats av utredningen förutsättes verket placerat 5 km från storstadens centrum och omgivet av en zon utan bebyggelse på endast 500 m. Konsekvenserna av ett haveri kan emellertid minskas om man liksom för hittills beslutade förläggningar av kärnkraftverk i Sverige har en zon med speciella bebyggelserestriktioner ut till ca 2 km avstånd. Utredningen finner därför ingen anledning föreslå att kravet på en zon av denna .storlek för närvarande frångås. Även vissa extraordinära säkerhetsbefrämjande åtgärder såsom speciellt utformad inneslutning och konservativ dimensionering av reaktorns prestanda kan komma att aktualiseras vid en utpräglad närförläggning Olika merkostnader vid en utpräglad närförläggning skall vägas mot kostnaderna för förlängning av hetvattenledningarna vid en mer avlägsen förläggning. De ekonomiska motiven för de mest utpräglade närlägena blir därigenom ej särskilt starka. Fördelarna med kärnkraftvärmeverk i storstadsregioner är dock stora och förläggningar även på ca 20 km avstånd från stadscentrum är ekonomiskt intressanta. Närförläggningsutredningen rekommenderar med hänsyn till här anförda omständigheter att värmeproduktionen i landets storstadsregioner utnyttjar kärnkraftvärmeverk men att utpräglad närförläggning undvikes till dess ytterligare erfarenheter vunnits av anläggningar lokaliserade enligt nuvarande principer.

SOU 1974: S6

H Bakgrund

l

Utredningsuppdraget

1. l Värtaverksprojektet

Under år 1968 ingavs en rad ansökningar om tillstånd enligt atomenergilagen för att uppföra kärnkraftreaktorer. Flertalet av dessa ansökningar gällde anläggningar för ren kraftproduktion med glesbygdsförläggning. Ett fall, nämligen Stockholms elverks ansökan i juli 1968 för Värtaverkets kärnkraftaggregat, gällde emellertid en anläggning för kombinerad kraft- och värmeproduktion endast några kilometer från Stockholms centrum. Detta projekt saknade tidigare motsvarighet även internationellt. Värtaverksprojektet avsåg en lättvattenreaktor av i första hand kokartyp förlagd i berg. Reaktorn skulle dimensioneras för en total termisk effekt av 1 550 MW, varav ca 360 MW skulle tas ut i form av elkraft och l 100 MW i form av fjärrvärmeeffekt. Enligt ansökningen hade elverkets kalkyler visat att kärnkraftalternativet ställde sig ekonomiskt fördelaktigare än utbyggnad av ett oljeeldat kraftvärmeverk. Som en förutsättning för ett ekonomiskt tillfredsställande resultat angavs att tillräckligt belastningsunderlag skulle kunna skapas redan på ett tidigt stadium genom sammanbindning av flera fjärrvärmenät. Under förutsättning av erforderliga tillstånd m m beräknades verket kunna tas i bruk under år 1974. Som motivering för valet av förläggningsplats angav Stockholms elverk bl a att närheten till inmatningspunkten för fjärrvärmenätet och till vissa andra av verkets anläggningar innebar stora tekniska och ekonomiska fördelar. Beträffande konventionella luft- och vattenföroreningar framhölls att kärnkraftverk kan byggas på ett sätt som medför långt mindre

hygieniska olägenheter än fossileldade kraftverk. Vidare framhölls att

utsläppet av kylvatten skulle komma att bli relativt litet till följd av fjärrvärmeleveransen från verket. Konstruktionen med bl a förläggning i berg hade valts med syfte att skapa omfattande säkerhet mot spridning av otillåtna mängder radioaktiva ämnen utanför verket såväl under normal drift som efter tänkbara missöden inne i verket.

18 SOU 1974: 56 Bakgrund

Ett mindre utpräglat fall av närförläggning utgjordes av Krångede AB:s för ett kärnkraftaggregat i Gävle. Enligt Krångedes ansökan i projekt 1968 skulle kärnkraftaggregatet med effekten 500 MWe september förläggas ovan jord på halvön Långharen ca 8 km från stadens centrum. Leveranser av värme till stadens fjärrvärmenät och till industrier med Värtan- och Gävleprojekten bedrevs vissa förutsågs. Samtidigt studier rörande kärnkraftverk för kombinerad el- och värmeproduktion i Göteborg, Malmö och Norrköping. Dessa studier fördes dock inte fram till ansökan om tillstånd enligt atomenergilagen. Ansökningen beträffande Värtaverket remitterades till delegationen för atomenergifrågor, som i sin tur hörde ett antal berörda myndigheter. De myndigheter som hade att företräda allmänna miljö- och plansynpunkter intog därvid i flertalet fall en principiellt positiv inställning till projektet (se vidare avsnitt 4.4). Den speciella säkerhetstekniska granskningen inom delegationens reaktorförläggningskommitté under våren 1969 ledde emellertid fram till uppfattningen att det krävdes ytterligare teoretiskt och erfarenhetsmässigt underlag innan man kunde godta en förläggning av stora kärnkraftstationer i nära anslutning till tät bostads- Med anledning härav beslöt delegationen i juni 1969 att bebyggelse. bordlägga tillståndsärendet. Delegationen ansåg det samtidigt angeläget att klarlägga förutsättningarna för en framtida närförläggning av kärnkraftstationer, främst med tanke på de fördelar som skulle kunna vinnas genom att kylvattnet för uppvärmning. Delegationen tog därför initiativ till en utnyttjades närmare studie av närförläggningsfrågan i samarbete med Stockholms elverk, statens vattenfallsverk, Sydsvenska Kraftaktiebolaget och.AB Atomenergi. Det förutsattes att samråd skulle komma att ske med de myndigheter som på olika sätt berördes av närförläggningsfrågan. Något formellt ställningstagande till Värtanprojektet från säkerhetsmyndighetens sida skedde således inte. Med hänsyn bl. a. till fördröjningen av tillståndsärendet fattade Stockholms elverk år 1970 beslut om viss konventionell utbyggnad i Värtan. Därigenom sköts frågan om ett kärnkraftvärmeverk fram i tiden. Elverket inledde även studier av andra tänkbara kärnkraftlägen inom Stockholmsregionen. Dessa studier bedrivs numera i samarbete med statens vattenfallsverk inom ramen för Stockholms Kraftgrupp AB. Delegationen tog inte heller ställning till Gävleprojektet. Även detta fick minskad aktualitet i och med det beslut som - efter projekt inventering av olika kärnkraftlägen på ostkusten - fattades år 1970 om förläggning av ett stort kärnkraftverk till Forsmark.

1.2 Närförläggningsutredningen tillkallas

Under hösten 1969 gjordes i atomenergidelegationens regi vissa inledande undersökningar av närförläggningsfrågan. Dessa ledde fram till en plan för det fortsatta arbetet.

SOU 1974: 56 Utredningsuppdraget 19

Enligt planen skulle arbetet bedrivas fristående från de olika tillståndsärendena som en brett upplagd, principiell studie. Som ett första led i studien ingick undersökningar av den ekonomiska och miljömässiga betydelsen av närförläggning. Som en fråga av intresse i sammanhanget angavs de teknisk-ekonomiska förutsättningarna för överföring av fjärrvärme över längre avstånd. Vidare ingick en jämförelse av miljöeffekterna vid normal drift av kärnkraftverk och oljeeldade verk, främst ivad avser luftföroreningar i form av utsläpp av radioaktivitet respektive rökgaser. Denna del av studien avsågs ge underlag för bedömning av de allmänna motiven för att introducera närförlagda kärnkraftverk för fjärrvärmeproduktion. Även konsekvenserna av olika tidpunkter för introduktionen skulle belysas med hänsyn tagen till de konventionella utbyggnadsalternativ som kunde komma i fråga. Studiens andra huvuddel rörde säkerhetsproblemen vid närförläggning. De planerade insatserna avsågs gälla främst de speciella säkerhetsfrågorna vid kârnenergianläggningar, d v s riskerna för haverier som kan leda till okontrollerat utsläpp av radioaktivitet i omgivningen. Arbetsplanen upptog bl a en genomgång av tillämpade restriktioner i fråga om bebyggelse i närheten av kârnenergianläggningar i Sverige och utomlands samt av de bakomliggande bedömningarna från myndigheters och andra sakkunniga instansers sida. Vidare planerades en analys av avståndsfaktorns inverkan på riskbilden, d v s betydelsen av en mer eller mindre central lokalisering i förhållande till tätbebyggelse. Som en i detta

sammanhang betydelsefull faktor angavs spridningsförhållandena vid

atmosfäriska utsläpp. Avsikten var att även analysera betydelsen av olika konstruktiva lösningar i fråga om reaktorns inneslutning, nödkylsystem och andra olycksförebyggande eller konsekvenslindrande anordningar. De nämnda undersökningarna av olika reaktorsäkerhetsproblem avsågs utmynna i en sammanfattande säkerhetsanalys för olika reaktorutformningar och grader av närförläggning. Tidplanen för delegationens närförläggningsstudie innebar att en slutrapport skulle avges sommaren 1971. En preliminär rapport avsågs läggas fram hösten 1970 som vägledning för kraftföretagens planering. Kostnaderna för studien beräknades till drygt 2 milj kr. Vissa deluppgifter beräknades dock kunna inr_ymmas i AB Atomenergis ordinarie, av statsanslag finansierade utvecklingsprogram. Därtill kom vissa bidrag i form av expertis och material från berörda kraftföretag och myndigheter. Behovet av särskilda medel för utredningen beräknades till .l .2 milj kr. Efter överläggningar mellan industridepartementet och berörda kraftföretag överenskoms att kraftföretagen skulle bidra med hälften av detta belopp, under förutsättning att staten lämnade ett motsvarande bidrag. Det överenskoms även att närförläggningsstudien skulle bedrivas i form av en offentlig utredning. Kungl Majzt bemyndigade den 13 mars 1970 dåvarande chefen för industridepartementet, statsrådet Wickman, att tillkalla en utredning om nårförläggning av kärnkraftverk. I samband därmed anförde departementschefen bl a följande:

20 Bakgrund SOU 1974: 56

De faktorer som sålunda åberopats i debatten tyder enligt min mening på att stora fördelar inte bara kraftekonomiskt utan även från allmänna samhällsynpunkter skulle kunna uppnås, om den förestående utbyggnaden av atomkraft i vårt land kunde till betydande del ske i form av anläggningar för kombinerad el- och värmeproduktion. Jag vill särskilt

hänvisa till vad energikommittén i sitt nyligen framlagda betänkande

anfört om värdet av sådana anläggningar för bl a energiberedskapen. Även intresset av att koncentrera kraftutbyggnaden till redan exploaterade områden måste tillmätas stor betydelse. Flera aspekter av närförläggningsfrågan måste emellertid analyseras noga. Erfarenheterna av kommersiell atomreaktordrift är även internationellt alltjämt ganska begränsade. I de länder, där närförläggning varit aktuell har myndigheternas inställning varit tämligen restriktiv. Vid behandlingen av det första större svenska - Stockholms närförläggningsprojektet nämligen elverks fjärrvärmeverk i Värtan - har delegationen för atomenergifrågor och dess reaktorförlägg-

ningskommitte, som svarar för den tekniska säkerhetsgranskningen av

projektet, ansett sig behöva ytterligare teoretiskt och erfarenhetsnässigt underlag innan en förläggning av detta slag kan godtas.

Efter att ha redogjort för den ovan refererade planen för det arbete med närförläggningsfrågan, som redan inletts på delegationens initiativ, framhöll departementschefen vidare:

Jag anser det angeläget att närförläggningsstudien genomförs. Den arbetsplan som jag i korthet återgett är enligt min mening väl anpassad till studiens primära syfte att skapa underlag för myndigheternas prövning av konkreta närförläggningsprojekt. Studien bör därutöver sikta till att få fram ett mera allmänt material rörande närförläggningsfrågorna utan att begränsas av de förutsättningar i fråga om reaktorutformning och läge som gäller beträffande anläggningar för kombinerad el- och värmeproduktion. Vid planering av arbetet bör hänsyn bl a tas till att ytterligare undersökningar kan komma att erfordras beträffande förläggningen av mycket stora eller tekniskt avancerade reaktorer. Härigenom kommer studien att kunna lämna viktiga bidrag till bedömningen av förläggningsfrågorna för atomkraftanläggningar över huvud inom ramen för den framtida översiktliga planeringen.

Enligt direktiven skulle utredningen följa den tidigare angivna kostnadsramen och tidplanen för studien. Departementschefen framhöll dock att den förordade generella uppläggningen av studien och det därav följande behovet av kompletterande undersökningar kunde komma att motivera en senare förlängning av uppdraget. Med stöd av Kungl Maj :ts bemyndigande tillkallades den 15 april 1970 följande personer såsom sakkunniga, nämligen numera verkställande ledamoten i statens delegation för rymdverksamhet Hans Håkansson, överingenjören vid AB Atomenergi Lars Carlbom, numera avdelningschefen hos delegationen för atomenergifrågor Arne Hedgran, direktören vid Sydsvenska Kraftaktiebolaget Yngve Larsson, direktören vid nuvarande Stockholms energiverk Jan-Erik Ryman, numera kanslirådet i bostadsdepartementet Kjell Svensson och tekniska direktören hos statens vattenfallsverk Ingvar Wivstad. Departementschefen utsåg Håkansson att vara ordförande. Genom beslut den 8 juni 1970 utsåg departementschefen följande personer att vara experter åt utredningen, nämligen förste statsmeteoro-

Utredningsuppdraget 21

logen Björn Bringfeldt, Sveriges meteorologiska och hydrologiska institut, laboratorn Ulf Grimås, statens naturvårdsverk, byråchefen Peter Heimbürger, statens planverk, reaktorinspektören Tore Nilsson, delegationen för atomenergifrågor, civilingenjören Göran Schultz, statens vattenfallsverk, civilingenjören Jörgen Thunell, Sydsvenska Kraftaktiebolaget, överingenjören lnge Wernius, Stockholms energiverk samt fil. mag. Harald Westerlund, Atomkraftkonsortiet Krångede AB & C0. Samtidigt utsågs till sekreterare civilingenjören Stig O. W. Bergström, AB Atomenergi samt till biträdande sekreterare ingenjören Nils Green, AB Atomenergi, och departementssekreteraren Jan Thyberg, industridepartementet. Genom senare beslut entledigades Wernius och Heimbürger på därom gjord anhållan från sina uppdrag. l deras ställe utsågs till experter tekn. lic. Per Almqvist, Stockholms energiverk och numera avdelningsdirektören Jan Kindahl, statens planverk. De sakkunniga antog namnet närförläggningsutredningen.

1.3 Lägesrapport och tilläggsdirektiv

Som nämnts innebar den ursprungliga tidplanen för utredningen att en preliminär rapport skulle läggas fram hösten 1970 såsom vägledning för kraftföretagens planering. Utredningen beslöt emellertid att inte lämna någon utförligare sådan rapport. Det främsta skälet härtill var att berörda kraftföretag funnit det nödvändigt att - utan att avvakta utredningens resultat - i några fall fatta beslut om en utbyggnad med oljebaserade kraftvärmeverk för att täcka det snabbt växande behovet av värme och elkraft. Vidare hade utvecklingen i de ledande kärnenergiländerna under år 1970 visat att mera utpräglade närförläggningar av kärnkraftverk inte skulle komma att accepteras av myndigheterna innan mer erfarenhet vunnits av reaktordrift. Detta anmäldes av utredningen i skrivelse den ll januari 1971 till chefen för industridepartementet. Samtidigt överlämnades en kortfattad lägesrapport över utredningsarbetet. l skrivelsen tog utredningen även upp frågan om en utvidgning av det ursprungliga uppdraget i enlighet med vad som förutskickats i direktiven. Utredningen framhöll således vikten från samhällsplaneringens synpunkt att få klarlagt bl a vilka generella avståndskriterier som borde tillämpas för kärnkraftverk. Utredningen ansåg sannolikt att frågor om tätortsnära lokalisering - som dock inte var egentlig ”tätortslokalisering” av den typ som t ex Värtaverksprojektet representerade - skulle komma att få stor aktualitet under de närmaste åren. Mot bakgrund härav hemställde utredningen om tilläggsuppdrag rörande komplettering av studien om närförläggningsproblemen i avsikt att göra resultaten tillämpliga även på andra förläggningstyper. En sådan rapport skulle kunna avges inom ett år efter utredningens huvudrapport. Merkostnaderna för utredningsarbetet beräknades till 500 000 kr. Med anledning av utredningens framställning meddelades tilläggsdirektiv den 26 mars 1971. Chefen för industridepartementet anförde därvid bl a följande:

22 Bakgrund SOU 1974: 56

Jag delar de sakkunnigas uppfattning om att en utvidgning av det ursprungliga uppdraget nu bör komma till stånd. Mot bakgrund av den princip, som på senare tid kommit till uttryck vid större lokaliseringsbeslut, nämligen att miljöstörande industri bör samlas till vissa områden av vårt land, är det önskvärt att skapa ökad klarhet om förutsättningarna för att förlägga atomkraftverk och annan industri till samma områden. Även lokalisering av atomkraftverk inom sådant avstånd från tätorter att befintlig samhällsservice kan utnyttjas under såväl byggnads- som drifttiden är i sammanhanget av stort intresse. Det är därför angeläget att få fram underlag för generella riktlinjer beträffande avståndet atomkraftverk - tätort. Analysen av säkerhetsfrågorna vid närförläggning i egentlig mening bör i samband därmed utvidgas till att avse även de nämnda lokaliseringstyperna. Det förutsattes att kostnaderna för förlängningen av uppdraget skulle fördelas efter samma grunder som tidigare.

1.4 Utredningsarbetet

Som redan framgått innebar utredningens tilläggsdirektiv att uppdraget utvidgades till att omfatta även andra slag av kärnkraftförläggningar än kraftvärmeverk i tätorter. Arbetsmässigt har detta inneburit vissa svårigheter, eftersom säkerhetsproblemen är olika vid en tätortslokalisering av en mindre reaktor för kombinerad värme- och kraftproduktion

och vid en glesbyggdsförläggning av ett antal stora reaktorer, eventuellt i

förening med annan industri. Utredningen har funnit det lämpligt att indela sitt uppdrag i två etapper, av vilka den nu slutförda huvudetappen motsvarar det ursprungliga uppdraget. Arbetet inom denna etapp har dock lagts upp så att materialet för den avslutande etappen i huvudsak kunnat tas fram samtidigt. Uppdraget innebar att många frågor som kräver speciell kompetens måste bearbetas. Med hänsyn härtill beslöt utredningen på ett tidigt stadium att fördela arbetet på ett stort antal deluppdrag, som redovisatsi ett antal rapporter. Deluppdragens fördelning på olika problemområden framgår av betänkandets bilageförteckning. En mindre del av insatserna har lagts ut som beställningar hos olika myndigheter, institutioner och företag medan huvudparten av utredningsarbetet har utförts inom AB Atomenergi. I några fall har även enskilda forskare anlitats. Av praktiska skäl har AB Atomenergi svarat för administrativa och ekonomiska rutiner i samband med utredningsarbetet. Ansvaret för samordningen av de olika deluppdragen har i första hand åvilat utredningens sekretariat, som även svarat för utformningen av det nu föreliggande betänkandet. Deluppdragen har redovisats i särskilda rapporter. l flertalet fall har dessa - innan de fått sin slutliga form diskuterats ingående i utredningens expertgrupp, inom vilken utredningens sekreterare civilingenjör Stig Bergström fungerat som ordförande. Expertgruppen har därmed även tagit ansvaret för innehållet i rapporterna. l några fall har dock deluppdragets karaktär varit så speciell att

SOU 1974: 56 Utredningsuppdraget 23

vederbörande författare ensam svarar för rapportens innehåll. Utredningens ledamöter har inte kunnat ta ställning till innehåll och slutsatser i varje rapport, som således utgör endast ett tekniskt bakgrundsmaterial för själva betänkandet. Eftersom det tekniska bakgrundsmaterialet är mycket omfattande och delvis starkt specialistbetonat har utredningen sammanfattat detta material i en teknisk redogörelse vilken ingår som Avdelning lll i betänkandet. Den ursprungliga tids- och kostnadsramen för utredningen har inte kunnat innehållas. Åtskilliga deluppdrag har krävt mera omfattande specialistinsatser än som från början förutsågs. Detta har inneburit förseningar i arbetet, vilket i sin tur medfört att kostnaderna starkt påverkats av den höjda löne- och prisnivån. De totala kostnaderna för den nu avslutade utredningsetappen beräknas till ca 5 milj kr. Utredningen har, efter remiss, avgett yttranden den 19 juli 1972 över civildepartementets rapport (SOU 1971: 75) Hushållning med mark och vatten, samt den 14 mars 1974 över tillståndsansökan för kärnkraftaggregatet Oskarshamn Ill.

24 SOU 1974: 56

2 och

Kärnenergiutbyggnad närförläggning

Som en bakgrund ges i detta kapitel en kortfattad översikt över olika typer av kärnkraftaggregat samt dessas användningsområden. De Senaste prognoserna för den svenska energikonsumtionen och kärnkraftutbyggnaden refereras. Slutligen diskuteras de energi- och miljöpolitiska motiven för tätortsförläggning av kärnkraftvärmeverk.

2.1 Användningsområden för kämreaktorer

Kärnreaktorer används såväl för forsknings- och utbildningsändamål som för energiproduktion. Reaktorer av den förra typen har lägre effekt än energiproducerande reaktorer och belastar omgivningen mindre ur både sâkerhets- och recipientsynpunkt. Reaktorer av den senare typen konstrueras numera för effekter av minst ca l 500 MW värmeeffekt motsvarande ungefär 500 MW eleffekt vid kondensdrift. Det finns en tendens mot ökad reaktorstorlek, den för närvarande största motsvarar ca l 300 MW eleffekt. Energin från reaktorer kan utnyttjas på olika sätt, antingen som värme - hetvatten eller ånga - eller som elkraft efter omvandling av ångans energi via turbin och generator. En anläggning kan således leverera energi i flera former. Figur 2: 1-2:4 visar i schemaform några alternativa utföranden av kärnkraftaggregat. I figurerna har angivits ungefärliga värden på hur den totala effekten fördelas i olika nytto- och spillformer. Kondensaggregat enligt figur 2:1 producerar enbart elkraft. I mottrycks- eller avtappningsaggregat tas hela eller viss del av ångflödet ut från turbinerna vid ett högre tryck mottryck - än vid kondensanläggningar där ångan kyls ned och kondenseras vid så låg temperatur som kylvattenförsörjningen medger. I ett renodlat mottrycksaggregat enligt figur 2: 3 är elproduktionen helt beroende av värmeefterfrågan. Ett kraftvärmeaggregat med avtappning enligt figurerna 2: 2 och 2: 4 kan under olika delar av året drivas med varierande förhållanden mellan nyttig värme och elkraft.

SOU 1974: 56 Kárnenergiutbyggnad och nárförläggning 25

Reaktor Turbin Generator ”mt” TWh/m* Förluster 50 MW (2%› Lasses Termisk makter_ Elkraft 900 MW (33%) effekt Electric power 2700 MW (10096) Kylvatten 1750 MW (65%) Thwmâ/ Cooling water reactor power Matarvattenpump Kondensor Feed water pump Condenser

Figur 2. I KONDENSKRAFTA GGREGA T Condensing power unit 1 reaktorn upphettas vattnet till ånga som får driva ett turbin-generator-system för produktion av elkraft. Efter passagen genom turbinen kyls ångan ner, kondenseras till vatten som på nytt matas in zreaktorn.

Reaktor Turbin Generator 3860 Turb/ne Förluster 50 MW (2%) Ångavtapnning Lasses Steam extraction Processvärme 0-2000 MW (0-7496) Termisk Process heat Elkraft 9004550 MW (33-2496)

räkâfr- e e -

E/ectne power 2700 MW (10096) Kylvatten 1750-0 MW (65-096) Thermal Cooling m ter reactor power Matarvattenpump Kondensor Feed water pump Condenser

Figur 2:2 K OMBINERAT KRAFT- OCH PROCESSÅNGA GGRE GA T, A VTAPP› NINGSTURBIN Combined power and process heat unit, extraction turbine En del av ångan kan avtappas från turbinen och nyttiggöras i någon värmekrävande industriell process.

Reaktor Turbin Generator “am” - mb/e Förluster 50 MW me) _ Lasses Termusk Ånga reaktor. steam -1 Elkraft 650 MW (24%) effekt Electric power 2700 WW (10096) : Fjärrvärme 2000 MW (74%) vatten Hot water for district heating

Läxa?”

Mêter pewa, Matarvattenpump Fjärrvärmekondensor Feed water pump Hot water condenser A°"Dä ej “m” ang” ngar 2:3 KRAFTVÅRMEAGGREGAT, MOTTR YCKSTURBIN District heat and . . har ñ r- och tabellmapower umt, back pressure turbme

teñalegtubaserats på under_

Nedkylningen av ångan sker här i en ñärrvärmekondensor och i ett fjärrvärme lag framtaget inom utredsystem distribueras det varma vattnet ut till de lokala förbrukarna. ningen.

26 Bakgrund SOU 1974: 56

Reaktor Turbin Generator 3930 Turbin? Förluster 50 MW (294.) -° Lasses - Å Elkraft 900-650 MW (332499)

3:12:15 3,22;

_å__l Electric power effekt 2700 MW __ Kylvatten 1750-0 MW (65096) ._ Cooling water

2,00%) erma l __ __

feacto, ( › ._ Fjarrvarme 0-2000 MW (O-74%) r Hot water for district heating power 2 Vatten KJ Water Matarvattenpu mp Kallkondensor Feed water pump Cold wa ter condenser Fjärrvärmekondensor Hat water condenser

Figur 2: 4 KRAFTVÄRMEAGGREGA T, A VTAPPNINGSTURBIN District heat and power unit, extraction turbine I ett kraftvärmeaggregat med avtappningsturbin kan förhållandet mellan produktion av elkraft och fiärrvärme varieras med hänsyn till växlingar i behovet.

Tabell 2:1 Sveriges energibalans 1972 Energy balance, Sweden 1972

Energimängder beräknade för normalår i miljoner ekvivalenta ton olja, Mtoe. l Mtoe = 11.7 TWh;1TWh = 1 miljard kWh

Energy amourzts calculated for normal year in milllons of equivalent tons of oil, l Mtoe = 11. 7 TWh, I TWh = 1 billion kWh

Totalt tillförd energi Total energy Levererad energi Energy delivered fördelad på olika amounts by fördelad på olika amounts by conenergislag source type användningsom- sumption sector råd en

Mtoe % Mtoc %

25.1 72 Industri 13.2 41 Oljeprodukter Industries Oil products Kol och koks 1.6 4 Samfärdsel 5.1 16 Coal and cake Transportation Vattenkraft 5.5 16 Detaljförbrukning uppvärmning mm 13.7 43 Hydropower Households, heating Kärnkraft 0.4 Totala energileveranser 32.0 100 Nuclear power Total energy delivered

Källa: Energiprognosutredningens lägesrapport, DS l 1973:2 (sid 37-38). Source

SOU 1974: 56 Kärnenergiutbyggnad och närförläggning 27

Elförbrukningen electric energy consumption TWh/år - TWh/yr 300

250_ förluster lasse: elvärme 200- electric hea ting

hushåll, 1 50_ handel househo/ds, commercial samfärdsel 1 00 - transporta tion

50- industri industry

år 1960 1970 1980 1990

Figur 2: 5 TOTALA ELFÖRBRUKNINGEN I SVERIGE FÖRDELAD PÅ KONSUMENT- GR UPPER. Total electric energy consumption in Sweden 1960-1990, subdivided by main consumer groups. Källa: 1 9 72 års CDL-studie Source

2.2 Energikonsumtion och kärnenergiutbyggnad i Sverige

Tabell 2:1 visar fördelningen på olika energislag och användningsområden enligt en sammanställning för 1972 presenterad ienergiprognosutredningens lägesrapport (DS 1 1973: 2). Elkraftproduktionen var 72 TWh 1972. Energiprognosutredningen förutsäger en elkraftproduktion 1975 på 92-95 TWh och 1977 på 107 TWh. Centrala - Driftledningen (CDL) ett samarbetsorgan för de svenska - en

kraftföretagen har 1972 presenterat prognos för den svenska

kraftutbyggnaden och dess krav på förläggningsplatser. Där gjorda antaganden rörande elkonsumtionens utveckling i Sverige fram till år 1990 återges i figur 2:5. Kurvorna är för perioden 1970-1980 baserade på 1970 års CDL-prognos, vilken för närvarande, våren 1974, är under omarbetning. Tabellerna 2:11 och 2:111 visar, fortfarande enligt CDL:s studie 1972, hur installerad eleffekt respektive producerad elenergi väntas fördela sig l Sveriges elförsörjning. på olika kraftverkstyper under perioden 1975-1990. Som synes räknar 1975 - 1990. 1972 års man med att vatten- och kärnkraftverk som har höga anläggningskostna- studie. CDL 1972.

28 Bakgrund SOU 1974: 56

Tabell 2: ll Installerad effekt i olika typer av anläggningar, Sverige 1975-1990 Installed electric power by plant type, Sweden 1975- 1990

1975 1980 1985 1990 MW % MW % MW % MW %

Vattenkraft 12 840 54,5 14 370 42,5 15 600 33,5 16 200 28 Hydro power Kärnkraft 3 180 13,5 8 260 24,5 16 000 34,5 23 600 41 Nuclear power Kraftvärme och industriellt mottryck 2 480 10,5 4 140 12 4 700 10 4 900 8,5 Heat and power units Oljekondens 3 360 14,5 3 850 11,5 5 000 10,5 5 500 9,5 Oil condensing units Gasturbiner 1 710 7 3 180 9,5 5 300 11,5 7 600 13 Gas turbines Summa installerad effekt 23 570 100 33 800 100 46 600 100 57 800 100 Total power installed Avgår för revision, reparation m.m. -4 170 -17,5 -5 900 -l7,5 -8 100 -17,5 -9 800 -17 Reserves (overhaul, repair etc) Summa disponibel effekt 19 400 82,5 27 900 82,5 38 500 82,5 48 000 83 Total power available

Källa: CDL. Sveriges elförsörjning 1975- 1990. 1972 års studie Source

Tabell 2: lll Energiproduktion iolika typer av anläggningar, Sverige 1975-1990 Electric energy production by plant type, Sweden 1975-1990 (average years)

1975 1980 1985 1990 TWh % TWh % TWh % TWh %

Vattenkraft 59 59 62,5 43 64 32 65 26 Hydropower Kärnkraft 14 14 45 31 100 50 150 60 Nuclear power Kraftvärme och industriellt mottryck 11 ll 18 12,5 19,5 9,5 20 8 Heat and power Oljekondens 15,5 15,5 19 13 16 8 14 5,5 Oil condensing units Gasturbiner 0,5 0,5 0,5 0,5 0,5 0,5 1 0,5 Gas turbine units Summa produktion 100 100 145 100 200 100 250 100 Total production

Källa: CDL. Sveriges elförsörjning 1975-1990. 1972 års studie. Source

SOU 1974: 56 Kärnenergiutbyggnad och nárförläggning 29

v 3 orsmark C C o l _\ l 11 . .›

Å Å Brodal en c 0 O .Å Södermanland

R. Q Oskarshamn mghals : : Q Q

Aggregat färdiga före 1975 Q Barsebäck 1975 80 G

a:

C 0 1981 - ss

9 1986- 90 0

Figur 2:6 SVENSKA KÄRNKONDENSAGGREGA T, F ÖRLÃGGNINGSPLA TSER OCH AN- TAL FRAM TILL 1990. Swedish nuclear power plants until 1990. Sites and number of units by commissioning year. Källa: 1972 års CDL-srudie Source

der, men låga driftkostnader, skall ta en proportionsvis högre andel av energiproduktionen än de oljeeldade typerna. De senares lägre anläggningskostnader och relativt höga driftkostnader gör att de bättre lämpar sig för att möta belastningstoppar och behov av reservkapacitet. Som framgår av tabellerna domineras enligt denna prognos den svenska kraftutbyggnaden av kärnkraftverk i form av kondensstationer, Skulle det visa sig lönsamt - och acceptabelt från miljösynpunkt - att ersätta en del av denna kapacitet med kraftvärmeaggregat eller industriella

Bakgrund

mottrycksaggregat kan relativt stora förskjutningar bli följden för dessa två kategorier. Figur 2:6 visar att CDL i 1972 års studie bedömt att två nya förläggningsplatser för stora kärnkraftverk utöver redan etablerade (dvs Simpe- Ringhals och Forsmark) erfordras för tiden fram till 1990. varp, Barsebäck, Man anser därvid att Bohuskusten och Södermanlandskusten företrädesvis bör komma ifråga och utpekar som förstahandslägen Brodalen respektive Tunaberg. CDL anger därjämte Haninge sydost om Stockholm som lämplig plats för ett kärnkraftvärmeverk. Kraftvärmeverk inklusive industriella mottrycksverk beräknar CDL enligt tabell 2:111 svara för knappt 10 % av den totala elproduktionen 1990, motsvarande ca 4 900 MW installerad eleffekt av totalt 48 000 MW, tabell 2:11. I denna siffra ingår såväl kärnkraftvärmeverk som kraftvärmeverk eldade med fossilt bränsle. Antalet före år 1990 erforderliga kärnkraftlägen påverkas enligt CDL: s bedömning inte i större utsträckning av möjligheten att förlägga kärnkraftvärmeverk nära större städer. Den exakta lokaliseringen av de stationer som markerats med Brodalen respektive ”Södermanland” kan dock komma att av den framtida bedömningen av påverkas att förlägga kllrnkraftstationer i industrikombinat eller i möjligheten tätortsnära lägen. Det bör för av påpekas att några planer inte fastställts utbyggnad kärnkraft i Sverige för tiden efter 1980. Riksdagen uttalade sig i maj borde 1973 för att inga beslut om att bygga ut kärnkraften ytterligare fattas förrän ett nytt, allsidigt beslutsunderlag, innefattande bl. a. information om forskningsresultat och utvecklingstendenser, förelagts riksdagen. l det betänkande av näringsutskottet, som låg till grund för hänvisades bl. a. till säkerhetsproblem i samband med uttalandet, högaktivt avfall och plutonium. Näringsutskottet framhöll isammanhanget även att långtidsplanerna för kärnkraften måste göras flexibla så att handlingsfriheten inte låses. med mark och vatten l civildepartementets rapport Hushållning (SOU 1971:75) behandlas frågorna om tillgängliga och erforderliga förläggningsplatser för större kondenskraftverk av olika slag. Då det gäller behovet man i rapporten från information från av anläggningar utgår CDL men framhåller önskvärdheten av att antalet kustförlagda kondenskraftverk och att möjligheterna till lokalisering i i Sydsverige begränsas inlandet samt i anslutning till stadsbebyggelse och industrier undersöks. skulle resultera i att den framtida andelen En sådan utveckling kunna mottryckskraft ökar i förhållande till tidigare prognoser.

2.3 Olika slag av närförläggning

för utredningens arbete har varit frågor rörande för- Utgångspunkten av kärnkraftvärmeverk i anslutning till en stor tätort. En sådan läggning skulle för kombinerad produktion av förläggning skapa förutsättningar elkraft och av hetvatten för distribution i tätortens fjärrvärmenät. Detta

SOU 1974: 56 Kärnenergiutbyggnad och 31

närförläggning

kan förutses ge förbättrad totalekonomi vid kraft- och värmeproduktionen och minskade luftföroreningar i förhållande till de oljebaserade alternativen. Som redan framgått har utredningens uppdrag utvidgats till att omfatta två andra typer av närförläggning, nämligen dels förläggning av ett kärnkraftverk av kondenstyp, dvs. för renodlad kraftproduktion, på sådant avstånd från en befintlig tätort att behovet av nya serviceanordningar, bostäder m. m. under anläggningens uppförande och drift begränsas, dels samlokalisering av kärnkraftverk med annan industri i syfte att uppnå samdriftsfördelar. Från samhällets synpunkt är motiven för sådana lokaliseringar främst planmässiga. Dessa förläggningstyper anses kunna minska behovet av nya förläggningsplatser i oexploaterade områden samt minska erforderliga samhällsinvesteringar. Frågor rörande sådana lokaliseringar skall göras till föremål för vidare studier och behandlas därför inte närmare i detta betänkande. Dessa tre typer av förläggningar utgör alternativ till glesbygdslokalisering, dvs förläggning till lägen utan större befolkning inom något eller flera tiotal kilometers avstånd som hittills har tillämpats i vårt land. I avsnitt 2.4 diskuteras de allmänna faktorer av främst energipolitisk och miljöpolitisk natur som i debatten åberopats som skäl för lokalisering i anslutning till en tätort.

2.4 Motiv för tätortsförläggning

Som framgått av avsnitt 2.2 väntas kärnkraften komma att svara för en ökande andel av den svenska elproduktionen. Kraftföretagens nuvarande planer för 1970- och l980-talen innebär att utbyggnaden av ny produktionskapacitet för basbelastningen kommer att ske till övervägande del i form av kärnkraft. Genom att förbrukningen av elkraft ökar snabbare än förbrukningen av andra energiformer väntas kärnenergins andel av den totala energiproduktionen komma att successivt öka. Denna ökning måste dock - så länge kärnenergin används enbart för produktion av el i kondenskraftverk - ske inom ramen för elsektorn av energimarknaden. Detta kan även uttryckas så att energiproduktion baserad på olja och andra konventionella bränslen kan ersättas med kärnenergi enbart indirekt via användningen av elkraft. Denna begränsning upphör emellertid i den mån kärnenergin kan användas för framställning av ånga eller hetvatten för bostadsuppvärmning och för olika industriella processer. Detta kan i princip ske antingen i renodlade kärnvärmeverk eller i kärnkraftvärmeverk för kombinerad produktion av elkraft och värme. Därmed ökar kärnenergins möjligheter att konkurrera med andra energislag. Frågan om användning av kärnenergi för värmeproduktion blev för första gången aktuell i vårt land redan vid mitten av 1950-talet som ett led i de energipolitiska strävandena att reducera beroendet av importerade fossila bränslen. I det handlingsprogram för atomenergiområdet som godkändes av 1956 års riksdag ingick utveckling av kärnvärmeverk som ett

32 SOU 1974: 56 Bakgrund

viktigt moment. Det antogs att relativt små reaktorer med en termisk effekt av ända ned till 50-100 MW skulle kunna ge en konkurrenskraftig av värme för kommunala fjärrvärmenät eller för vissa produktion industriella processer. Enligt programmet skulle 5-6 kärnvärmeverk - -med eller utan mottrycksaggregat för samtidig produktion av elkraft byggas ut till mitten av l960-talet. Två konkreta projekt förelåg, nämligen den rena värmereaktorn Adam och den kombinerade anläggningen R3. Det visade sig under konstruktionsarbetets gång att man underskattat de tekniska svårigheterna. Mot bakgrund av kraftigt stigande kostnader slogs de två projekten år 1958 ihop till ett, R3/Adam, med förläggning till Ågesta ca 3,5 km från Farsta, en förort till Stockholm. Detta projekt fick sin definitiva utformning som en tryckvattenreaktor av tungvattentyp med en termisk effekt av 65 MW i ett första skede, varav 55 MW för värmeproduktion för stadsdelen Farsta och 10 MW för elproduktion. l projektet deltog statens vattenfallsverk, Stockholms elverk och AB Atomenergi. Huvudleverantör av reaktordelen var ASEA. - som fick R3/Adam benämningen Ågesta kraftvärmeverk - först år 1964. färdigställdes Ågesta har sedan år 1965 drivits av vattenfallsverket. Med undantag för ett kortare avbrott våren 1968 har anläggningen fungerat tillfredsställande. År 1969 höjdes effekten till 80 MW. Eftersom fortsatt drift har bedömts som oekonomisk och erfarenhetsutbytet numera är begränsat har man beslutat om att lägga ned verket. Ågestaverket blev det enda av 1950-talets kärnkraftvärmeverksprojekt som kom att fullföljas. Erfarenheterna från projektet visade klart att det saknades ekonomiska förutsättningar för att realisera tanken på utbyggnad av ett flertal sådana verk. Framför allt hade man underskattat storleksfaktorns betydelse för ekonomin, men även de sjunkande priserna på konventionella bränslen verkade i samma riktning. Frågan om kärnkraftvärmeverk kom att framstå som tämligen inaktuell, och det svenska utvecklingsarbetet inriktades helt på stora elproducerande reaktorer. Från senare hälften av 1960-talet har emellertid intresset för kärnkraftvärmeverk åter vaknat. Det gäller nu anläggningar med en effekt som är några tiotal gånger högre än Ågestaverkets. Med hänsyn till storleksfaktorn är den ekonomiska förutsättningen för ett kärnkraftvärmeverk att verket kan uppföras där det finns stora och geografiskt koncentrerade behov av låggradig värme. För Sveriges del innebär detta att det mest aktuella användningsområdet för värme från ett kärnkraftverk är försörjning av storstadsområdenas fjärrvärmenät. Fjärrvärmen har i vårt land utvecklats mycket snabbt under de sista 25 åren. Till en början uppfördes renodlade värmeverk i form av oljeeldade hetvattencentraler. Allteftersom värmebehoven hos de anslutna näten ökat har det visat sig ekonomiskt förmånligt att uppföra anläggningar för kombinerad el- och värmeproduktion, dvs. kraftvärmeverk. Ett tiotal sådana är i drift, och ytterligare ett antal uppförs eller anläggningar planeras. Förutom Ågesta drivs alla dessa anläggningar med olja, i något fall alternativt med kol.

SOU 1974: 56 Kárnenergiutbyggnad och närförläggning 33

Tabell 2: IV Planerad fjärrvärmeutbyggnad i vissa städer District heating systems planned for Swedish cities

Kommun Ansluten ljärr- Totalt förelig- Planerad total värme 1973 gande värmebehov ljärrvärmeutbygg- 1973 nad fram till 1980 City Total district Total heat Planned total heat load 1973 demand 19 73 district heating system capacity until 1980

Källa: Svenska värmeverksföreningen 197 3- l 0 l 8 Source

I tabell 2:lV anges vissa uppgifter om planerad fjärrvärmeutbyggnad fram till år 1980 ivissa större städer. Av tabellen att Stockholm, framgår Göteborg och Malmö väntas vardera få en av fjärrvärmebelastning storleksordningen l 500-2 000 MW i början av 1980-talet. I den tidigare nämnda CDL-studien förutses en utbyggnad av kärnenergibaserade kraftvärmeverk för de tre största städerna med ett aggregat till början av 1980-talet och ytterligare ett â två aggregat till mitten eller senare delen äv 1980-talet. Storstadsomrädenas bostadsuppvärmning utgör en betydande post i den svenska energibalansen. Detta kan belysas med följande schematiska räkneexempel. Vid en fullständig utbyggnad av fjärrvärme enligt nuvarande planer skulle den sammanlagda i Stockholms-, värmebelastningen Göteborgs- och Malmö-områdena uppgå till storleksordningen 5 000 MW. Om fjärrvärmenäten matades med värme enbart från oljeeldade anläggningar skulle oljeförbrukningen härför under ett normalår till ca 3 uppgå milj. ton, dvs. ca 10 % av vår nuvarande oljeförbrukning. Införes kärnkraftverk i dessa fjärrvärmenät skulle de kunna producera övervägande delen av värmeenergin och större delen av denna kunna olja sparas. Detta - räkneexempel som givetvis måste förses med en rad förbehåll visar att frågan om tätortsförläggning av kärnkraftvärmeverk har energipolitisk betydelse. Detta gäller särskilt i ett läge då den framtida utvecklingen i fråga om tillgång och priser på olja ter sig synnerligen oviss. Förutom de energipolitiska motiven har i debatten om tätortsförläggning av kärnkraftverk åberopats framför allt miljö- och plansynpunkter. Redan på 1950-talet började storstädernas luftföroreningssituation att inge bekymmer på många håll. Som ett index på atmosfärens nedsmuts-

34 SOU 1974: 56 Bakgrund

ning används vanligen svaveldioxidhalten i luften. Denna halt har ökat i storstäderna i samband med att användning av fossila bränslen för bostadsuppvärmning och industriella ändamål tilltagit. I flera tätorter har dock luftföroreningarna minskat under senare år, framför allt på grund av övergång till fjärrvärme men även på grund av bestämmelser om sänkt svavelhalt i eldningsolja. Vanligen finner man att luftföroreningsproblem växer med ökande storlek på tätorten, varvid utsläppen från lokala oljeeldade anläggningar för bostadsuppvärmning starkt bidrar till belastningen på atmosfären. En koncentration av värmeproduktionen till större fjärrvärmecentraler förbättrar situationen på flera sätt. Dels får man i regel en bättre kontroll av förbrännings- och reningsanordningar som ger bättre verkningsgrad och minskade utsläpp för en given värmeproduktion. Dels kan utsläppen ske från högre skorstenar än vad som är praktiskt möjligt för ett stort antal små eldningscentraler, varigenom medelkoncentrationen av föroreningarna i omgivningen sjunker. Det bör dock observeras att dessa fördelar finns redan hos stora hetvattencentraler, utan kombination med kraftproduktion. Om hetvattencentraler ersätts av oljeeldade kraftvärmeverk, betyder det att kraftproduktionen bidrar med föroreningsutsläpp som ej är motiverade av fjärrvärmeförsörjningen. Kraftvärmeverkets förmånligare ekonomi gör dock att det kan bära större kostnader exempelvis för bättre rening eller än högre utsläppshöjd. Eftersom kärnkraftvärmeverk släpper ut ytterst litet luftföroreningar och framför är allt inga av de slag som redan hårt belastar större tätorter, de från föroreningssynpunkt intressanta alternativ till oljeeldade verk. Som redan framgått har kraftföretagen hittills ej bedömt kärnkraftvärmeverk som ekonomiskt konkurrenskraftiga annat än för landets största städer. Det kan dock inte uteslutas att krav på miljövårdsåtgärder för samt varaktigt stegrade oljepriset kan komma att oljebaserad fjärrvärme för kärnkraftvärme mot lägre förskjuta den möjliga aggregatstorleken reaktoreffekter och därmed öka antalet ekonomiskt möjliga anläggningar. Genom tätortslokalisering av kärnkraftverk uppnås också den fördelen från och att ianspråkstagande av tidigare icke plan- miljösynpunkt exploaterade områden undviks. En kvantitativ belysning av miljömässiga och ekonomiska aspekter på tätortslokalisering av kärnkraftvärmeverk ges i kapitlen 6 och 7 med hjälp av modeller för befolkningsfördelning, fjärrvärmebehov och atmosfäriska spridningsförhållanden. Förhållandena vid alternativa metoder för produktion av fjärrvärme diskuteras även.

SOU 1974: 56

HI Tekniska

redogörelser

3 Kraftreaktorer, funktion och

uppbyggnad

Som bakgrund till betänkandets diskussion av säkerhetsproblem förknippade med kraftproduktionen i kärnreaktorer ges i detta kapital en allmän redogörelse för kärnkraftprocessens princip. Här beskrivs även hur processen ger upphov till radioaktivitet, som kan ge skadliga hälsoeffekter, om den sprids till omgivningen. Vidare presenteras två referensanläggningar av i Sverige aktuell typ, vilka lagts till grund för de beskrivningar av haverier och omgivningskonsekvenser som används för att konkret belysa säkerhetsproblemen. Utredningens två referenskonstruktioner är den BWR som ASEA-ATOM levererar i nästan identiskt utförande till Oskarshamn II samt Barsebäck l och 2 - med vissa nedan beskrivna avvikelser - och den PWR som Westinghouse levererar till Ringhals som aggregat 2. I båda fallen har utredningen som huvudsakliga referenser använt de beskrivningar som ingick i preliminära säkerhetsrapporter tillgängliga vid arbetets start 1970. Beskrivningarna avspeglar därför i vissa avseenden ej det dagsaktuella utförandet. Ett särskilt avsnitt ägnas olika typer av inneslutningsbyggnader. Därefter refereras de erfarenheter av kraftreaktordrift som finns tillgängliga, bl. a. med en del exempel på inträffade missöden i reaktoranläggningar. Slutligen _diskuteras några utvecklingstendenser i reaktortekniken som kan få betydelse för säkerheten.

3.1 Principer för produktion av kärnkraft

Energi kan skapas genom reaktioner mellan atomkärnor på två olika sätt. Dels kan lätta atomkärnor såsom vätekärnor slås samman, dels kan tunga atomkärnor såsom uran- och plutoniumkärnor slås sönder. I det senare fallet talar man om fission eller klyvning. Det är denna senare princip l som används i alla nu aktuella kärnreaktorer. Fusionsreaktorer, som Systematisering och den förstnämnda diskussion av expertutnyttjar principen, torde ej få praktisk betydelse för rapporter och övrigt energiförsörjningen under detta sekel. bakgrundsmaterial.

36 Tekniska redogörelser

F issionsprocessen

Vid fissions- eller klyvningsprocessen delas uran- eller plutoniumkärnan oftast i två ungefär lika stora delar samt ett antal neutroner. Neutronerna är elektriskt oladdade och ingår som byggstenar i atomkärnan. De kan under rätta betingelser påverka atomkärnor så att dessa ändras från ett grundämne till ett annat eller undergår andra reaktioner. Bl.a. kan neutroner åstadkomma fission av uran- och plutoniumkärnor. Eftersom varje fission ger upphov till två å tre nya neutroner finns förutsättningar Det krävs då ett sådant arrangemang att för att skapa en kedjereaktion. en neutron från varje sönderfallande kärna tillvaratas i en ny fission. Man säger att arrangemanget därvid är kritiskt. Om mer än en neutron ger nya fissioner är systemet överkritiskt, om mindre än en neutron ger ny fission är det underkritiskt. Den frigjorda fissionsenergin uppträder först som strålningsenergi och som rörelseenergi hos de olika fissionsfragmenten. Största delen av energin övergår dock mycket snabbt till värmeenergi. Omedelbart efter fissionen har neutronerna mycket höga hastigheter snabba neutroner. Om de bromsas - utan att absorberas och kallas kärnreaktioner - till dess de har en hastighet motsvarande genom omgivningens värmerörelser kallas de för termiska neutroner. Både snabba och termiska neutroner kan användas för kedjeprocesser i kraftreaktorer. För närvarande dominerar de systern som grundar sig på fission med termiska neutroner helt den kommersiella marknaden. Man räknar reaktorer skall komma i mera allmänt bruk ej med att snabba förrän på l990-talet. Vid konstruktion av termiska reaktorer för kraft- eller värmeproduktion - oberoende av vilken speciell lösning man bestämt sig för - måste följande krav tillgodoses. - med uran eller plutonium måste finnas i tillräckligt klyvbart reaktorns bränsle för att systemet skall kunna göras kritiskt och bibehållas så under planerad driftperiod, - bränslet måste finnas en moderator som bromsar ner neutrokring nerna till termisk hastighet och hindrar dem från att i för stor utsträckning läcka ut ur systemet; arrangemang och materialval måste vidare vara sådana att inte för stor andel av neutronerna absorberas i andra material än det klyvbara bränslet, - krävs för att transportera bort värmen ur reaktorhärden ett system (bränsle moderator) och möjliggöra överföring av värmen till plus elektrisk energi, processånga eller hetvatten för fjärrvärme, - måste finnas att reglera reaktorns värmeeffekt till önskat möjligheter värde.

Bränslet utförs numera vanligen som ett stort antal små keramiska cylindrar - kutsar - av urandioxid inneslutna i rör av en zirkoniumlegering eller av rostfritt stål. Moderatorn kan vara vanligt vatten, tungt vatten eller I vattenreaktorer utgör moderatorn oftast även grafit. medan detta utgöres av gas (koloxid eller helium) värmetransportmedium i reaktorer med grafitmoderator.

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 37

Reaktor reactor OO Turbin turbine Generator

Kylvatten

Härd coo ling wa ter

Core

Kondensor I nterna con denser p” mp3 Pump in terna! ”WW” Sty rdo n con tro/ rods

Figur 3: 1 KOKARREAKTOR, BWR Figuren visar den principiella uppbyggnaden av en kokarreaktor med

turbin,

generator och kondensor. Ånga som avkokas från reaktorn avlämnar en del av sin energi i turbinen. Den i kondensorn bortkylda värmen kan också utnyttjas för produktion av fjärrvärme eller processånga.

En reaktors effekt anges oftast i megawatt Termisk reaktoreffekt,

här med beteckningen MWt, anger energiutvecklingen per sekund från fissionerna i härden. För enbart elkraftproducerande reaktorer anges effekten oftast i installerad eller utmatad eleffekt, MWe. Den senare beteckningen används även för att ange storleken på en kraftreaktor med kombinerad el- och värmeproduktion. För att fullständigt definiera en sådan anläggning behöver man dock flera data, exempelvis maximal levererad nyttig värmeeffekt, MWv.

Lättva ttenreak torer

I Sverige, liksom i bl.a Förenta staterna, Västtyskland, Sovjetunionen och Japan, synes lättvattenreaktorerna komma att dominera, ivarje fall under det närmaste decenniet. Denna beskrivning av reaktorsystemets uppbyggnad och funktion ägnas därför helt åt två varianter av lättvattentyp, kokarreaktorn = Water (BWR Boiljng Reactor) och tryckvattenreaktorn (PWR = Pressurized Water Reactor). I den förra, figur 3:1, transporteras värmeenergin från härden med ånga som avkokar från vattnet kring bränslestavarna. Ångan avlämnar sin energi i en turbin och i olika värmeväxlare. Turbinen driver i sin tur en generator som alstrar elkraft. Från värmeväxlare eller från kondensorn där ångan efter turbinen 1 . .. . .. . .. .. . 1 megawatt (MW) = aterfores 1 vatskeform kan energi for fjarrvarme- eller processangpro- 1000 kilowatt (kw): duktion tas ut. l miljon watt (W).

38 Tekniska redogörelser sou 1974; 55

Ånggenerator steam generator Turbin -› turbine O O Generator O O O O O O Tryckhållni ngskärl Kylvatten pressurizer cool/n g wa rer Sty rdo n control rods

condenser

Pump

Sekundärsystem Reakto r secondary system reactor

Pump

Primärsystem primary system

Figur 3:2 TR YCK VA TTENREA KTOR, PWR En tryckvattenreaktor arbetar med två separata värmetransportsystem Ett primär system med vatten under högt tryck, i vilket reaktorn ingår samt ett sekundärsystem, med lägre tryck, i vilket turbin och kondensor ingår. I ånggeneratorn överföres värme från primärsystemet för produktion av ånga i sekundärsystenzet.

l tryckvattenreaktorn, figur 3:2, hålls trycket i reaktorn så högt att ej sker. Energin transporteras i stället med vatten någon ångbildning under högt tryck till en ånggenerator där ånga produceras i ett yttre vid tryck än det i reaktorn. Ångan används för att alstra system lägre elkraft och värme på ungefär samma sätt som vid kokarreaktorn. Praktiskt konstruktivt utföres reaktorhärdarna för BWR och PWR som relativt tätt lodrätt stående eller hängande stavknippen eller packade patroner av bränsle, vilka är inneslutna i ett tryckkärl av stål. Det höga trycket det är fråga om samt den erforderliga stora diametern leder till stora väggtjocklekar på kärlet. Tryckkärlet blir därför en mycket avancerad ur tillverkningssynpunkt samt en av de mest komponent väsentliga ur reaktorsäkerhetssynpunkt. För kontroll av kedjereaktionen används dels stavar med neutronabsorberande material, vilka kan föras in i och ut ur härden, dels neutronabsorberande ämnen lösta i det värmeöverförande mediet. Styrstavsarrangemang vid BWR och PWR framgår av figur 3: 3. Som synes förs stavarna in __.

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 39

2 Ångtork steam dryer 4 Härdstrilinlopp core spray inlet 7, 8, 19 Interna cirkulationspumpar internal pumps

10 Ångutlopp steam out/et 12 Ångavskiljare steam separatar 14 Matarvatteninlopp feed water inlet 15 Bränslepatron fuel assembly

16, 18, 20, 21 Styrdon control rod w. drive 17 Moderatortank moderator tank

3: 3a KOKARREAKTOR (BWR) Figyr HARDARRANGEMANG

Figuren visar reaktortryckkärlet (höjd 20 m diameter 5,2 m) med däri placerade härddetaljer.

Källa: A SEA-A TOM Source

-»---Drivdon för styrstav control rod drive

Härdhölje v, _ * 60,6 ba”e,_. vStyrstavskmppe m) md l «

so

Inloppsstutsm- --.v uoppmms /n/et nazzle out/et nozzle i Bränslepatron Termiskt skydd fue/ assembly therma/ shield _. .

Figur 3. 3b TR YCK VA TTENREAKTOR (PWR) HÃRDARRANGEMANG

Figuren visar reaktortryckkärlet (hö/d 11,9 m, diameter 4,1 m) med däri placerade härddetaljer. Källa: Westinghouse Source

40 Tekniska redogörelser

% OBS! logaritmisk skala 10

, . I | \ I | \ 2 l | l |

1 ! ! I

i

l \

I / | I

I l J Pu 239 \ |

i

I | . l | |

0.1 l ! |

i

i |

l

a

\ =\ i v, i \ l

a

i . \ ! L , I | \ l l \- 0.01

I

i | I g I | l | | | l | l | | - l 0.001 70 80 90 100 1 0 120 130 140 150 100 Masstal mass number

Figur 3:4 FÖRDELNING A V FISSIONSPRODUKTERNAS MASSTAL FÖR URAN-235 OCH PL UTON1UM-239 fission product mass number yield distribution Klyvning av uran respektive plutoiziunz ger upphov till olika mängder av nuklider med masstal i huvudsak mellan 80-110 och 125-155. Av 100 fissiorzer bildas det exempelvis i medeltal 6 atomer med masstalet 94 vid klyvning av uran-235 men bara 4 vid klyvning av plutonium239. Varje punkt på kurvorna representerar en kedja av radioaktiva ämnen, vilka genom radioaktiva sönderfall övergår från en radioaktiv isotop av ett grundämne till iso toper av successivt nya slag.

nedifrån i den förra typen och uppifrån i den senare. Reaktoreffekten sänks således när stavarna förs in i härden eller halten av neutronabsorberande ämnen ökas. Kedjeprocessen påverkas även av temperaturen i härden vilket är av största betydelse för reaktorns inneboende säkerhet. En högre temperatur leder till att hushållningen med neutronerna försämras. Eftersom en ökning av effekten resulterar i en högre

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 41

0,2 o/o 30 h Te

(144 % å 33:e o

Fission 0 8 2 66°

7.42 0 Q v á 0= ° Masstal 131 I? 9 mass number % sb d I 0,18 1,3 m sn

23 /° 8,0?

(1,28 %› Q

“å ?o

24,8 m Te osv Stabilt Xe

2,9 %

Figur 3:5 EXEMPEL PÅ FISSIONSPRODUKTKEDJA (masstal131) example 01 u fission product decay chain Slutprodukten i en radioaktiv sönderfallskedja blir förr eller senare ett stabilt grundamne. Vissa radioaktiva isotoper bildas både genom radioaktivt sönderfall och som ett direkt resultat av fissioner. Vid ñssion bildas sålunda i 1.42 % av alla klyvningar antimon-131, i 0.2 % tellur-l31 och i 1.28 % tenn-131. Allt tenn-131 faller sönder till antim0n-131, med halveringstiden 1.3 minuter. Antimon-131 isin tur faller sönder till två olika sorters tellur-131, med halveringstiderna 30 timmar resp. 24.8 minuter. Proportionen mellan dessa sönderfallsformer ar 0.068: 0. 932. På detta satt fortgår sánderfallen till slutprodukten stabilt xenon-131. Antalet atomer av xenon-131 blir således 2.9 % av det totala antalet urankärnor. som undergått fission i bränslet. (Sn = tenn, Sb = antimon, Te = tellur. I = jod, Xe = xenon.)

bränsletemperatur inställer sig därför normalt en jämvikt innan effekten nått otillåtligt hög nivå. Detta förhållande gör att reaktorn i viss mån är självreglerande.

Radioaktivitet och strålning

Själva kedjereaktionen ger upphov till strålning av olika slag: neutroner, elektroner och elektromagnetisk strålning. De skärmar kring reaktorn som måste finnas bl.a för att personalens arbete skall kunna utföras under betryggande säkerhet gör samtidigt att denna strålning inte når omgivningen. I den mån sådana risker uppkommer beror de i stället på möjligheten av att radioaktivitet som bildats i reaktorn läcker ut i omgivningen. Radioaktiviteten är med hänsyn till uppkomstsätt av två principiellt olika slag: fissionsprodukter och aktiveringsprodukter. Radioaktivitet mäts i cune (Ci). l Ci innebär att 37 miljarder atomer av det radioaktiva materialet sönderfaller per sekund. Eftersom hela tiden samma bråkdel av kvarvarande atomer sönderfaller per sekund, så minskar aktiviteten ständigt om inte nya atomer tillförs. Radioaktiva ämnen (radionuklider) minskar därigenom sin aktivitet med en konstant halveringstid, vilket illustrerats i figur 3:6. Varje sönderfall är förenat med utsändande av strålning som kan bestå av alfa- och betapartiklar eller gammastrålning, ofta flera av dessa strålslag samtidigt. Några karaktäristika för dessa de vanligaste slagen av joniserande strålning har sammanförts i figur 3:7.

42 Tekniska sou 197455 redogörelser

Antal atomer

na. of atom:

l

N°\ 9 o O O 0 /\ A 0

V “ o. o O O OO Og o O 0 /WO o O C 630 O O O O O AO u

O 5»

0 ° oo O O oo :O :OC

0 o OO O O

OO 000 O o

O .o OO 0 O O 0 O c o 0 0 O

OO o?

OO

§0

O o O O O O O” 1/2 No*- O o 00

a-O

00 OO

o O Oo Oo

. _ \ 00 o 0 °. o o o o o OO

O O O O 0 OO \ O, O O O o o 0 d O oo O

1,4 N O _ 0 - \O O O

0-* O O O O Q g \ O O O O d O

0:E\O

1/8 No _ - ;o

o o: O: x (28

1/16 No “ 0 “ . . \ o 0 - 0 - - -å

1/32N° . ,°- , ,°_ , -ri

0 T 2T 3T 4T 5T

d tid

time

= T = halveringstid

0 Radioaktiv modernuklid No Antalatomer

aV half life radioactive parent nuclide

Vi:boll? o serva tonen

OStabiI dotternuklid No. of atams a? Sh? Of stable daughter nuc/ide observation

Figur 3. 6 SÖNDERFALL A V RADIOAKTIVT ÄMNE radioactivc decay rate as a

function of timc

Här visas ett exempel där ett radioaktivt ämne (modernukliden) övergår till ett

stabilt (dotternukliden). Dottern kan även vara radioaktiv. Sambandet ovan blir

detsamma om No nuits i kg eller curie i stället för an tal atomer.

Fissionsprodukter

vad som sagts ovan i De radioaktiva fissionsprodukterna bildas, enligt i reaktorhärden. Mängderna av dem kan takt med energiutvecklingen mellan olika reaktorer och bränsletyper, men skillnaderna är skilja något inte av någon betydelse ur säkerhetssynpunkt. Vid konstant praktisk har man en konstant bildningstakt för varje enskilt slag av reaktoreffekt De bildade radioaktiva produkterna sönderfaller emellerfissionsprodukt. tid i en takt som är proportionell mot totala mängden av varje samtidigt enskild radionuklid. Resultatet av dessa två varandra motverkande

slutar i ett jämviktsläge, där processer blir att aktivitetsuppbyggnaden

sönderfallstakten är lika med nybildningstakten. Hur fort denna jämvikt

Efter en halveringstids drift är man i nås beror på nuklidens halveringstid. ett idealfall 50 % från jämviktsvärdet, efter tvâ halveringstider 25 %, efter

SOU 1974: 56

Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 43

- r t

-r krin91°°m|u

kvidd högst °“, . ,_. 0 Alfa, a cm in all

2:699 up to 10

stoppas av 1 ä 2 blad . papper eller hudens Massa yttersta lager

ma” C ge Lscmmg Ö

stoppad by 1 or2 4 +2 leaves of paper or outer /a yers of skin

. luft _ .. kring 10 m

oi

Räckvidd ogst 10 m in air Beta, B 15+. e- “m” ,ange uP w

Massa Laddning 0.000543 -1 eller +1 Stoppas av en bok 1 cm plexiglas eller Stopped by a book kroppsvävnad 1 cm acry/ic glass or (issue Figur 3. 7a LADDADE PARTIKLAR chargcd particlcs Vid vissa sönderfall består den joniserande strålningen av elektriskt laddade partiklar. De kan vara elementarpartiklar som elektroner och protoner eller hela kärnor som vid alfastrålningen (heliumkärnor utan yttre elektroner). Illustrationerna visar vilken genomträngningsförmåga de mest energirika partiklarna av varje slag har.

tre 12.5 % osv. Figur 3:8 illustrerar den verkliga tillväxten för några olika fissionsprodukter, vilken för många nuklider av olika skäl avviker från det nyss beskrivna idealfallet. Eftersom bränslet i medeltal körs flera år i härden är aktivitetsinnehållet någorlunda konstant så länge reaktorn går på konstant effekt. Vid kortvariga ändringar i effekten följer aktiviteten av de kortlivade fissionsprodukterna med mycket snabbt. De med längre halveringstid däremot ändrar sin aktivitet på ett trögare sätt. Dessa ämnen når i många

Neutron, n

O

Massa Laddning 1 0 Proton, p Figur 3. 7b NEUTRONER neutrons Snabba neutroner bromsas bäst av lätta ämnen som väte och kol (i vatten, betong eller grafit). Lângsamma neurroner absorberas av många ämnen. Kadmium och bor är särskilt effektiva men väte år ofta en väsentlig absorbator i strålskärmar. litt par tre meter betong eller fem meter vatten räcker i allmänhet för att ta ned neutronstrålningen kring en reaktorhärd till ur hälsosynpunkt försumbar intensitet.

44 Tekniska sou 1974:56 redogörelser

t t t t t = Halvvärdes- Gamma, y tjocklek hall value layer

Figur 3: 7C GAMMASTRÅLNING gamma radiation är till sin karaktär lik röntgen-, ljus-, radio- och värmestrålning. Den absorberas Absorptionsegenskaperna varierar både ungefär på samma sätt som ljus i vatten. med strålningens energi och det skärmande materialet. 1 kg vatten per m7 i strålningens väg är dock ungefär lika effektivt som samma vikt bly eller betong per m”. Som ett representativt exempel kan anges att samma gammastrâlnings intensitet halveras av skärmar med 5#6 cm betong, 1.5 em järn eller l cm bly.

fall inte i närheten av något jämviktsvärde under den tid bränslet befinner men inte heller märkbart ens under längre sig i reaktorn, avklingar då den kortlivade aktiviteten helt försvinner. driftuppehåll, av olika efter

Tabell 3:1 ger en reaktorhärds innehåll fissionsprodukter

ca 3 års drift (100 miljoner sekunder) vid reaktoreffekten 1700 MWt, motsvarande ungefär 580 MWe. Mängden av varje nuklid är uttryckt i samt i mått som försöker ta hänsyn till nuklidernas farlighet. kg, i curie För ökar aktivitetsmängderna i allmänhet långlivade fissionsprodukter med den tid bränslet suttit i härden. För många nuklider med kort eller

måttlig halveringstid, bl a de för säkerhetsanalysen väsentliga ädelgas- och nås dock jämvikt tidigare än efter tre år. I utredningens jodisotopema har därför i bränslet efter analyser valts att utgå från aktivitetsmängderna ett års tid i härden.

A ktiveringsprodukter

Den andra typen av radioaktivitet i en reaktor är aktiveringsprodukter. Dessa utgöres av konstruktionsmaterial och beståndsdelar i värmetranssom absorberat av de neutroner vilka inte deltagit i portmediet, några Även här har man att göra med en balans mellan kedjereaktionen. och radioaktivt sönderfall. Denna balans är dock inte så lätt produktion som den för bränslets fissionsprodukter. Produktionen beror att beskriva sammansättningen av material och medier. Den påverkas på den kemiska även av korrosionstakt och i vilken takt korrosionsprodukter via filter och andra transporteras in i härdens neutronstrålning. reningsanordningar

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 45

Obs! Logaritmisk skala MCi miljoner curie

100 :oss Kr88 (38141 ,131 Kr 88 I 131 Ru 106 10

Ce Sr I 131

I

Ce 141

n 106 0*1 I I l l V T I I I I I l l l l Y l 10 20 30

08-162402468100 40

“mmâf dygn månader ”W175 days mon ths tid efter start time after start up Figur 3: 8 TILL VÄXTEN A V NÅGRA RADIONUKLIDERS AKTIVITET Reaktoreffekt 1 700 M Wt (Activity accumulation of some radionuclides in a 1700 MWt reactor core) Kr 88 K rypton halveringstid 2. 8 timmar I 131 J0d-131 8.05 dygn Ce l 41 Cerium- 141 33 dygn Ru 106 Rutenium-106 I.0år Sr 90 Stmntium- 90 28 år Att tillväxten av de illustrerade fissionsproduktema ej slutar vid ett karaktäristiskt maximum hänger ihop med att pIut0nium-239 bildas i härden, varvid jámviktsvärdena förskjuts.

Aktivitet i reaktorvatten

Tabell 3:11 ger en sammanställning av data från två tidiga amerikanska kraftreaktorer över total mängd aktivitet i det primära vattensystemet för vardera reaktorn. - Dresden - har 700 MWt BWR-exemplet 1, Illinois effekt medan PWR-exemplet Yankee-Rowe, Massachusetts - är på 600 MWt, båda alltså avsevärt mindre än dagens kommersiella reaktorer. Det bör understrykas att det i detta avseende kan uppträda stora skillnader, inte bara mellan olika reaktortyper, utan även mellan reaktorer av samma typ.

Resteffekt

Den energi som frigöras vid fissionsprodukternas radioaktiva sönderfall är inte försumbar vid sidan av den primära fissionsenergin, utan uppgår i

46 Tekniska redogörelser

Tabell 3:1 Fissionsprodukter i en 1700 MWt reaktorhärd efter 100 miljoner sekunder (ca 3 år) Flssion product inventory in a 1 700 M Wt reactor core after 108s

Halveringstid Fissionsproduktc Aktivitet Massa Dosrat i cent- Antal tillåt- Halflife Fission product mass rum av en sfar liga ârsintag med radien No of permiss- 50 m” ible annual Dose rate in intakes centre of sphere with radius 50 m

24 400 yr

14.0 yr

a)d0sr_at om all aktivitet enligt tjärde kolumnen fördelas jämnt i den angivna sfaren

dose rate if activity according to col. 4 is evenly distributed in the sphere b)1CRP:s normer för personer i radiologiskt arbete (motsvarar 5 rad helkroppsdos per år, jfr avsnitt 5.3)

ICRP recommendations for Occupational exposure (5 rad/yr whole body dose, cf chapter 5.3)

°)krypton och xenon är ädelgaser

krypton and xenon are noble gases

till ca 10 % av reaktoreffekten. Medan kedjeprocessen kan fortvarighet av, går det inte att stoppa det radioaktiva sönderfallet i härden. stängas Detta till vad man kallar resteffekten hos reaktorn. Om ger upphov körts under tid vid konstant effekt får man efter reaktorn lång det som visas i figur 3:9, där avstängning ungefär resteffektförlopp reaktorn ha varit i drift med termiska effekten 1700 MW under antagits ca 3 år före Såsom det kommer att framgå av de senare avstängning.

Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 47

Tabell 3:11 Total mängd aktiveringsprodukter i primärsystemet Total amount of activation products in primary system

Halveringstid Aktiveringsprodukt Aktivitet i millicurie vid prdv-

Halflife Activation tagningstillfállet product Activity mCi. at time of sampling

BWR: Dresden 1, Illinois, USA 1968-02-01 1968-08-22 4 12.3 yr väte H 3 320 250 15.0 h natrium Na 24 570 300 27.8 d krom Cr 51 NA 100 313 d mangan Mn 54 NA 0.3 2.7 yr järn 17e 55 18 7.6 270 d kobolt C0 57 v 2 0.3

71 d C0 58 2700 320 5.28 yr C0 60 420 49 12.7 h koppar Cu 64 NZOOO 420 244 d zink Zn 65 NA 0.8 253 d silver Ag 110m NA 0.4 115 d tantal Ta 182 3.8 N 0.1

PWR: Yankee-Rowe, Massachussetts, 1968-10-04 1969-07-10 1970-06-10 USA

NA = lcke analyscrad (not analyzed) yr = år, year d = dygn, day h = timme, hour

Källor: KAHN et al: Radiological Surveillance studies at a boiling water nuclear power reactor. EPA BRH/DER 70-1. KAHN et al: Radiological Surveillance studies at a pressurized water nuclear power reactor. EPA RD 71-1.

48 Tekniska redogörelser

kapitlen är det bortkylningen av resteffekten som är ett av de centrala problemen i samband med skyddet mot omgivningspåverkan vid haverier.

Lättvattenreaktorers sákerhetsegenskaper

Utredningens uppdrag innebär bl.a att belysa värdet av vissa extra säkerhetsanordningar utöver de som normalt krävts vid förläggningar i glesbygd. Det är svårt att göra en sådan belysning helt generell eller basera den på kvalitativa drag hos de jämförda systemen. Utred ningen har därför valt att utföra studien i form av en säkerhetsanalys för omgivningen vid förläggning av ett kärnkraftverk, medtalternativt en BWR eller en PWR på olika avstånd från en tätorts centrum. Detta möjliggör en jämförelse även med förhållandena vid nu accepterade e stationslägen. Allmänt bygger kraftreaktorers säkerhet på två slags åtgärder - - inkluderande av olika haveriförebyggande åtgärder övervakning system A vilka ger en låg sannolikhet för felfunktioner, störningar och haverier med risk för frigörelse av radioaktivitet från härden, - konsekvensbegränsande åtgärder med uppgift att begränsa verkningarna av de fel som trots allt inträffar. Huvuddelen av radioaktiviteten i en reaktor finns i bränslet och dess frigörelse till omgivningen hindras sålunda av flera barriärer - bränslets kapsling, - reaktorns tryckkärl och huvudcirkulationssystemets rörledningar, - inneslutning och reningsanordningar.

Den säkra funktionen hos var och en av dessa barriärer tryggas genom såväl haveriförebyggande som konsekvensbegränsande åtgärder. Genom- _ gående är en konsekvent genomförd och detaljerad kvalitetskontroll av alla system och komponenter med betydelse för säkerheten den grundläggande förutsättningen för att åstadkomma en tillförlitlig reaktoranläggning. För kapslingens del ligger tonvikten på åtgärder som medger av defekter och förhindrande av påfrestningar i form tidigt upptäckande av otillåtligt höga effekter och temperaturer. Det primära högtryckssystemet är uppbyggt av flera parallella kretsar. Om dessa kretsar på av haveri eller felfunktion inte kan ta hand om härdens grund effektutveckling träder speciella härdnödkylsystem i funktion, vilka för bort resteffekten under erforderlig tid. Under det osannolika antagandet att såväl bränslekapsling som högtryckssystemet skadats och fissionsprodukter sprids utanför det sistnämnda systemet, så hindras spridning till omgivningen av reaktorns inneslutnings- och reningsanordningar. Vissa fundamentala konstruktionsprinciper har utbildats inom reaktortekniken vad beträffar system med väsentliga säkerhetsfunkspeciellt tioner. En princip är att alltid skapa överkapacitet (redundans) genom funktion hos ett eller flera flera parallella system, så att fel eller utebliven kan tolereras utan att säkerheten äventyras. En annan parallellsystem

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 49

MWt 30- MWt 100

20-4 . 0 10 100 1000 sekunder OBS! Iogaritmlsk skala

10-

0.001 o.01 031 i 10 100 Ms

I l l I I I I I I II 1h 3h 10h1dygn3d 10a 30d100d 1yr2yr3vr Tid efter avstängning OBS! Iogaritmisk skala time after shubdown Figur 3:9 RESTEFFEKT EFTER AVSTÄWGNING AV REAKTORHÃRD PÅ 1 700 MWt decay heat of 1700 MWt reactor core Även sedan kedjepmcessen i reaktorn stängts av fortsätter det radioaktiva sönderfallet hos fissionsprodukterna. Den härvid frigorda energin uppgår tiII betydande belopp. Diagrammet visar hur denna resteffekt sjunker efter avstängning av en reaktor som under 3år drivits vid en effekt av 1700 M Wt.

princip är att där flera parallella system har samma uppgift, varieras deras principiella och praktiska uppbyggnad t. ex. genom olika drivsått (tryckluft, hydraulik, elkraft), olika principkonstruktioner och olika fabrikat på komponenter med samma uppgift, osv. (diversifiering). En ytterligare princip är att eliminera sådana enstaka komponenter och funktioner, som i någon haverisituation ej kan tillåtas att fela utan att konsekvenserna allvarligt förvärras. lnneslutningen är av stor betydelse för totala säkerheten. När de två referenskonstruktionerna beskrives med sina standardinneslutningar innebär detta ej något ställningstagande till förmån för dessa kombinationer.

50 Tekniska redogörelser

Det är endast ett led i strävan att få en så konkret bakgrund som möjligt för utredningens detaljerade studier av säkerhetsproblemen. Olika tänkbara inneslutningsalternativ beskrives i avsnitt 3.4. Det bör därvid observeras att medan i princip de flesta inneslutningstyper kan kombineras med vilken reaktortyp som helst, så är i praktiken reaktor och inneslutning noga samkonstruerade och på många punkter ett resultat av för att nå en optimal helhetsfunktion. Ãndras inneslutkompromisser för någon av de två referenskonstruktionerna, kräver detta ningstypen i layout samt systemarrangemang och eventuellt även vissa följdändringar

systemfunktioner.

3.2 Kokarreaktorn (BWR)

referenskonstruktion för en anläggning med kokarreaktor Utredningens (BWR) utgår från beskrivningar i de preliminära säkerhetsredovisningarna

för de i allt väsentligt identiska aggregaten, Oskarshamn ll: Barsebäck l

och 2. 3:10 visar en plan över Oskarshamsverkets två första BWR- Figur man kan se utsträckningen av det egentliga verksomaggregat, på vilken rådet samt de väsentligaste anläggningsdelarna. Som synes år vissa av dessa gemensamma för båda aggregaten. Referenskonstruktionen är en BWR av direktcykeltyp dvs ångan går från reaktorn direkt till den turbin som driver generatorn. Anläggningen är ett kondenskraftaggregat med effekten l 700 MWt. Den skiljer sig således något från det i detta betänkande diskuterade kraftvärmealter- - vilket närmare nativet. Reaktorn är placerad i en s.k PS-inneslutning beskrivs i avsnitt 3.4 - förlagd ovan jord. Referenskonstruktionen har beskrivits med interna i reaktortanken, medan de cirkulationspumpar verkliga reaktorer vilka tjänat som förebild har pumpar liggande i externa cirkulationsledningar utanför tanken. kommer här att huvudsakligen beröra system med Beskrivningen central betydelse för reaktordriften samt sådana system som har till att konsekvenserna av eventuella haverier. Sådana uppgift begränsa för säkerhetsanalysen beröres endast system som inte har större betydelse i korthet eller får framgå av de ritningar och illustrationer som

presenteras. De huvuddelar som ingår i BWR-anläggningen framgår i stort sett av 3:10. Reaktorbyggnad, turbinbyggnad, kontrollrum med elektrofigur teknisk verkstäder, förråd och personalutrymmen är sammanutrustning, i en enhet. De utgör dock avgränsade funktionella enheter med byggda till att arbetsmiljön vad beträffar strålnings- och radioaktivitetshänsyn förhållanden varierar betydligt mellan delarna. Helt skilda från högst denna centrala finns speciella byggnader för vattenverk byggnadskropp och rensverk, för aktiv avfallshantering samt ett speciellt reserv- och

topplastverk drivet med gasturbiner. reaktorbyggnadens planlösning präglas mycket av kravet på Själva

Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 51

Kontrollerat omrâde (ur strålskyddssynpunkt) /Å radio/og/ca/ control/ed area

Figur 3: 10 PLAN ÖVER OSKARSHAMNS VERKETSANIÄGGNINGAR Oskarshamn nuclear power plant, site lay out

. Reaktorbyggnad reactor bldg . Turbinbyggnad turbine bldg . Kontor, kontrollrum, personal, el- och servicebyggnad service bldg Pump- och venrilatiorzsbyggnad pump and ventilation bldg . Kylvattentunnel Cooling »vater tunnel . Verkstad w ork shop . Radioaktivt avfall radioactive waste Gasturbinanlâggning gas turbine plant ›-›- . Reservkrafrbyggnad auxiliary power bldg

Källa: OK G Source:

52 Tekniska red0g()rc/scr sou 197436

AGGREGXAT I OCH Il. AGGRkYiAT I Figur 3. 11 OSKARSYiAilI/VSVERKETS l FOR (IR büVDlfN. Oskarshamnsverket nuclear p0\\C1 station, units l (foreground) and ll

säker kontroll av stralnings- och aktivitetsmiljön. Utrymmen där man kan vänta eller risk för kontamination med radiosig höga stralningsnivåer aktivitet måste ur tillträdessynpunkt avskiljas fran andra utrymmen. Detta saväl beträffande allmän kommunikation som beträffande gäller av vcntilationsluft. Luften leds från utrymmen med lägre styrning aktivitetsnivaer mot sådana med högre sä att aktivitet inte sprids till med mindre restriktivitet vad beträffar tillträde. Kring utrymmen reaktortanken som ansluter direkt till denna finns och de rörsystem stralskarmar av betong. Dessa skärmar har som normal uppgift att hålla

SOU 1974: 56 Krafireaktorer, funktion och uppbyggnad 53

Provstavskanal 0° channel for materials rest samples

,f/

Tillopp borstril 2 st V 2 boron spray /n/ets

\-Bränslepatron fuel assembly Tillopp härdstril 8 st 8 core spray in/ets styrstav con tro/ rod Figur 3: 12 HORISONTELLT SNITT GENOM H/TRDEN I KOKARREAKTORN horizontal section through BWR core Källa: Sydkraft Sou rcc

nere strålningsnivån så att tillträde till alla erforderliga utrymmen kan ske utan onödiga restriktioner under drift och vid avställning. Vissa skärmar kan dock även få en speciell funktion efter ett haveri genom att göra det möjligt att i sådana situationer vistas exempelvis i kontrollrummet och där vidtaga erforderliga åtgärder för att begränsa haveriets konsekvenser. Reaktorinneslutningen utgörs i basalternativet av betongkonstruktion med en tätande plåtbeklädnad, och den kan ej beträdas under drift. Den utanför inneslutningen liggande reaktorbyggnaden fungerar som en yttre barriär mot aktivitetsutläckning till omgivningen, och tillträde till denna byggnad sker därför via slussar så att aktivitet ej skall kunna läcka ut vid in- och utpassage.

Reaktom Den beskrivna reaktorn har som nämnts en termisk effekt på ca 1 700 MW vilket motsvarar en elektrisk effekt i kondensdrift av ca 580 MW. I kraftvärmeutförande skulle en eleffekt av ca 400 MW kunna produceras

54 Tekniska redogörelser

samtidigt med en fjärrvärmeeffekt på ca l 200 MW. Reaktorhärden är uppbyggd av 444 bränsleelement eller -patroner. Varje patron innehåller 64 stavar, med ett stort antal urandioxidkutsar kapslade i rör av áirkoniumlegeringen Zircaloy-2. Stavknippet är i sin tur omslutet av ett höljerör. Bränslepatronerna är grupperade fyra och fyra kring styrstavarna 109 till antalet. Stavarna har korsformigt tvärsnitt och löper i spalterna mellan de omgivande fyra patronerna. Ett horisontellt snitt genom härden visas i figur 3:12. Under reaktorhärden finns ett ledrör för varje styrstav. Dessa ledrör bär även upp bränslepatronerna. Kring reaktorhärden med dess bränslepatroner och styrstavar finns en innertank, moderatortanken, vars huvudsakliga uppgift är att styra vattenflödet genom härden. Ett härdgaller i moderatortankens övre del håller bränslepatronernas övre ändar på plats.

Primársystem Den ånga som utvecklas i reaktorhärden transporteras till turbinen genom ett primärsystem. Härden är innesluten i en tjockväggig trycktank med halvsfäriska gavlar upptill och nedtill, figur 3: 13. Materialet i tanken är låglegerat kolstål, med ett skikt av rostfritt stål påsvetsat invändigt. Tankens övre del - tanklocket - bultas till den nedre delen med ett flänsförband. Anslutningsstutsar för utgående ånga, ingående matarvatten, härdsprinklingsvatten m. m. är placerade på den cylindriska delen av tanken under tankflänsen. I tankbotten finns ett stort antal stutsar: en för varje styrdon, för neutronflödesmätare, tillförsel av borhaltigt vatten, dräneringsledning m. m. Tanklocket har däremot endast ett fåtal mindre stutsar för avluftning, för kylning av locket och för instrumentledningar. Matarvattnet går från inloppet ireaktortanken ned genom den så kallade fallspalten mellan moderator- och trycktankväggarna, sugs genom de interna cirkulationspumparna och trycks in nederst ibränsleelementen. Vid passage upp genom bränsleelementen värms vattnet och övergår delvis i ångform. Ovanför härdtoppen skiljs ångan från vattnet. Ångan förs via fuktavskiljare till den utgående ångledningen medan vattnet cirkulerar tillbaka med matarvattnet i fallspalten. Ångan leds via fyra huvudångledningar till turbinpådragsventilerna. l ett kondenskraftverk är turbinen som regel uppdelad i två huvudenheter, en högtrycksdel och en lågtrycksdel. Mellan dessa delar finns fuktavskiljare och mellanöverhettare där ångan torkas och värms så att fukthalten i slutet av lågtrycksturbinen ej blir för stor. Efter passage genom denna turbiri kondenseras ångan till vatten i en kallkondensor kyld med havsvatten. I aggregat för kombinerad elkraft- och värmeproduktion tillkommer en mellantrycksdel i turbinen. Från denna tas ånga ut till en hetvattenkondensor som värmer hetvatten till fjärrvärmenätet. Ångflödena till hetvattenkondensor och lågtrycksturbin är reglerbara så att förhållandet mellan elkraft och fjärrvärme kan varieras inom vissa gränser vid oförändrad reaktoreffekt. Om fjärrvärmebehovet är stort kan turbinens

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 55

Ångtor k steam dryer

Ångutlopp steam out/et

Ångavski Ijare steam separators

Matarvatteninlopp feed water in/et Kokningszon _ boil/ng zone

Fa l Ispa lt downcomer

Intern cirkulationspump internal pump

Figur 3: 13 VA TTENCIRKULA TION OCH ÅNGPRODUKTION I EN KOKAR- REAK TOR water circulation and steam production in a BWR Se även figur 3: 311cf figure 3: 3a Källa: ASEA-A TOM Source

lågtrycksdel eventuellt slopas. Turbinen får då ett renodlat mottrycksutförande. Från de olika kondensorerna pumpas kondensatet med kondensatpumpar till lågtrycksförvärmare och matarpumpar. Matarpumparna återför vattnet via högtrycksförvärmare till reaktorns matarvattenintag. För att kondensorerna skall fungera som avsett måste alla icke kondenserbara gaser avsugas. Detta sker via ångdrivna ejektorer som transporterar bort avgaserna från kondensorerna. Avgaserna innehåller radioaktivitet och förs därför till reaktoranläggningens aktiva avgassystem för behandling och kontroll. Matarvattnet hålles fritt från icke önskvärda kemiska och mekaniska föroreningar genom olika reningsanordningar i matarvattensystemet. Primärsystemet i sin helhet skyddas mot otillåtna tryckpåkänningar genom att ångledningarna är försedda med ett avblåsningssystem med ett antal blåsventiler. En grupp om 7 ventiler blåser något över det normala arbetstrycket, varvid ångan från ventilerna leds till kondensations- bassängen i reaktorinneslutningen. Ytterligare 13 ventiler som kan

56 Tekniska redogörelser

betraktas som de egentliga säkerhetsventilerna öppnar först vid ett högre tryck och blåser ånga direkt till inneslutningens luftvolym. Utöver dessa 20 ventiler finns ytterligare 2 tryckregleringsventiler, vilka vid behov kan blåsa av ånga till kondensationsbassängen. Vissa väsentliga data för reaktorn och primärsystemet har samlats i tabell 3:111.

Kon trollsystem De tidigare nämnda styrstavarna eller styrdonen ingår i reaktoms kontrollutrustning. Dess uppgift är dels att styra verkets driftdata till önskade värden, dels att genom automatisk funktion hindra att onormala drifttillstånd uppkommer och att reducera konsekvenserna om sådana tillstånd trots allt skulle uppkomma. Reaktorns effekt regleras iförsta hand med vattenflödet genom ändring av cirkulationspumparnas varvtal. Större effektförändringar och mera långvariga sådana åstadkommes genom att förskjuta styrstavarna in i eller ut ur härden. De korsformade styrstavarna består av fyra vertikala blad av tjock plåt. Bladen har horisontella kanaler fyllda med borkarbid - bor är en effektiv neutronabsorbator. Varje stav är via ett skaft nedtill kopplad till en drivdonsaxel. Drivdonet har två mekanismer, varav en långsam elektromekanisk som skruvar staven upp och ned i härden. För att snabbt stoppa reaktorn finns dessutom en hydraulisk anordning som på mycket kort tid för in staven till hela dess längd. Styrstavens läge indikeras med två system, ett grovindelat med ett antal kontaktdon fördelade längs stavens rörelseväg, ett med finare indelning som fungerar genom att räkna hur många varv styrdonets drivskruv vridits. Som ett komplement till styrstavssystemet finns också ett borsystem. Detta användes ej vid normal drift eller avställning, utan är et: rent nödsystem. Genom inpumpning av en borlösning håller det reaktorn avstängd, även sedan härden kallnat och om styrstavarna skulle ha fistnat i sina utelägen. indikering av reaktoreffekten sker genom mätning av neutronflödet på olika punkter i härden. Mätutrustningen kan utlösa snabbstopp av reaktorn, då effekten når otillåtna värden eller då effektökningstakten blir för stor. Ett antal andra mätvärden kan också utlösa snabbstopp, exempelvis högt tryck i inneslutningen, låg vattennivå ireaktortanken, högt tanktryck m.m. Snabbstopp kan även utlösas manuellt av reaktoroperatören. De olika automatiska säkerhetskedjorna är i allmänhet konstruerade så att om någon väsentlig komponent går sönder eller felfungerar så reigerar _kontrollsystemet som om komponenten indikerade ett otillåtet driftläge. Detta kallas för fail-to-safe-utförande. För att tillgodose drifttillgångligheten arrangeras flera parallella säkerhetskedjor där 2 av 3 måste indikera otillåtet driftläge för att exempelvis signal om reaktorstopp skall utlösas. En ur säkerhetssynpunkt betydelsefull del av kontrollanläggringen utgör olika mätsystem för aktivitetsövervakning. Även sådana mätledjor säkerhets - och kontrollsystem. är inkopplade på reaktoms

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 57

Tabell 3: lll BWR Referenskonstruktion BWR reference design Reaktorn och primärkylsystemet reactor and primary system

Allmänna data general data Reaktorns termiska effekt thermal power l 700 MW Reaktorns ångñöde steam flow 850 kg/s Totalt cirkulationsflöde genom reaktorhärden total flow through core 6 700 kg/s Reaktorns drifttryck Operating pressure 7 (70 bar)

MOPa

Reaktorns drifttemperatur Operating temperature 286 c Matarvattentemperatur feed water temperature 180° C Maximal U02-temperatur vid nominell. effekt max (J02 temp. at nominal power 2100° c

Härddimensioner core dimensions

Härddiameter, ekvivalent core diameter, equiv. 3630mm Aktiv härdhöjd active core height 3712 mm

Bränsledata fuel data Bränslepatroner, antal no. of assemblies 444 Bränslematerial fuel material U0;

Bränsletäthet density 10 500 kg/m3

Käpslingsmaterial canning material Zircaloy-2 Stavgitter, kvadratiskt fuel rod geometry, square 8 x 8 stavar rods Stavar fuel rods Antal per patron no. per assembly 64 Bränslelängd fuel length 3 712 mm Kapslingstjocklek can thickness 0.80 mm Ytterdiameter, normalstav outer diam. normal 12,25 mm , hörnstav corner rod 11,75 mm Kutsdiameter, normalstav pellet diam. normal 10,46 mm ” , hörnstav corner rod 9,96 mm Bränslevikt (per patron) fuel weight per assembly 182,5 kg U Bränslevikt (totalt) fuel weight, total 81,0 ton U Bränslepatronemas totallängd assembly length 4 385 mm

Styrstavar control rods Antal styrstavar no. 109 Absorbatorns längd absorber length 3 650 mm Total längd total length 6 370 mm Totalvikt total weight 130 kg Absorbatormaterial absorber material borkarbid boron carbide Kapslingsmaterial canning material rostfritt stål stainless steel (S1S-2333)

Reaktortank reactor pressure vessel lnnerdiameter inner diam. 5 200 mm Invändig höjd inner height 20 000 mm Väggtjocklek, kolstål ASTM 302B thickness 129 mm Väggtjocklek, rostfri invändig beklädnad thickness of stainless lining of inner surface 5 mm Konstruktionstryck design pressure 8,5 Pa (85 bar) Beräkningstemperatur design temperature 300 C Total vikt total weight ca 500 ton Källa: Närfö rläggningsu tredningen N ÄR-OS 3: 1 Source

58 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Nödkylsystem

Om de ordinarie inte skulle - av kylsystemen fungera på grund kraftbortfall, haven eller komponentfel - så tas resteffekten om hand av speciella nödkylsystem för härdflödning eller härdsprinkling samt inneslutningssprinkling. Härdsprinklersystemet skall i första hand skydda bränslet mot överhettning och därav orsakade kapslingsskador. Vatten från härdsprinklersystemet strilas på bränsleelementen från dysor ovanför reaktorhärden. Systemet omfattar två, från varandra helt skilda pumpkretsar, som var och en för sig kan ge tillräcklig nödkylning av bränslet i härden. Varje krets består av en pump med sugledning, som tar sitt vatten från inneslutningens kondensationsbassäng och pumpar det genom en tryckledning till dysringarna inne i reaktortanken. Dessutom finns för varje krets en separat provningsledning, som möjliggör funktionsprov av pumparna under drift av stationen. Vid bortfall av ordinarie kylsystem måste härdsprinklingen börja fungera mycket snabbt. Start av pumparna och öppning av inmatningsventiler sker därför automatiskt vid signal om exempelvis för låg vattennivå i reaktortanken eller för högt tryck i inneslutningen. Sprinklingen sätter sedan automatiskt in så snart trycket i härdstrilsystemet är tillräckligt högt. Vid behov kan systemets pumpar och ventiler även manövreras manuellt från centrala kontrollrummet. Det ordinarie matarvattensystemets funktion är säkerställd vid bortfall av ordinarie nät genom inkoppling till gasturbinsäkrat nät inom någon minut efter nätbortfall. Matarvattensystemet utgör således i utredningens referenskonstruktion ett säkerhetsmässigt betydelsefullt system för kylning av härden vid missödessituationer. l situationer då matarvattensystemet icke är tillgängligt, säkerställs härdens spädmatning med hjälpmatarvattensystemet. Detta system spädmatar också reaktorn efter ett rörbrott i turbinbyggnaden. Inneslutningsstrilens uppgift är att efter ett haveri med rörbrott i reaktorns primärsystem ta ner trycket i inneslutningen genom att kyla dess atmosfär och kondensera den ånga som blåser ut. Strilen renar dessutom inneslutningsatmosfären från radioaktivitet som tillförts den från bränslet eller primärsystemet. Även för inneslutningssprinkling finns två i det närmaste identiska kretsar, vardera med pump, värmeväxlare och sprinklingsdysor. Dessutom finns en reservpump parallellt med pumparna i de båda kretsarna, vilken kan kopplas in om någon av de ordinarie pumparna måste avställas. Kretsarnas strildysor är placerade i inneslutningens övre del. Systemet startas automatiskt på alla de signaler, som föranleder isolering av reaktorinneslutningen. Pumparna suger därvid vatten från kondensationsbassängen och trycker det via vårmeväxlarna till dysorna. För att ta hand om värmen på längre sikt efter ett stort haveri krävs båda kretsarna, men tillräcklig sprinklingseffekt under den första halvtimmen erhålls med endast en krets. Den ena kretsen kan återföra vattnet från värmeväxlaren direkt till kondensationsbassängen via en recirkulations-

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, och uppbyggnad 59

fimktion

ledning. Detta sker för övrigt även vid provning och intermittent under normal drift för att hålla rätt bassängtemperatur. Var och en av systemets värmeväxlare kyles av en sluten sötvattenkrets, vilken i sin tur kyles av saltvattensystemet. Det vatten, som i haverisituationer sprinklas i inneslutnlngens primärutrymme rinner tillsammans med läckvatten från rörbrottet tillbaka till kondensationsbassängen. Såväl härd- som inneslutningsstril kan därför drivas under lång tid utan tillförsel av vatten från andra system. Elförsörjning av pumpmotorerna för de båda nödkylsystemen är ordnad så att avbrott i ett elförsörjningsstråk endast kan stoppa pumparna i systemens ena krets.

Elkraftförsörjning Elförsörjning av pumpar, fläktar, manöveranordningar o d är av största betydelse för anläggningens säkra drift och för begränsning av eventuella haveriers verkningar. Stor omsorg ägnas därför uppbyggnaden av kraftförsörjningen. Denna utformas så att ett tillräckligt antal alternativa kraftkällor erhålles, och med den interna kraftdistributionen utförd på ett sådant sätt att inte haverier eller missöden samtidigt skall kunna slå ut alla kraftledningar som försörjer en viss typ av system eller komponenter. Den elektriska kraftförsörjningen av stationens erhålles hjälpsystem under normal drift från turbingeneratorn, medan det yttre 130 kV-nätet ger hjälpkraft vid reaktorstart och under driftuppehåll. l de fall ingen av dessa matningsvägar är tillgängliga övertages lasten av gasturbinaggregat eller dieselmotordrivna generatorer. Hjälpkraftsystemet är uppdelat i två helt separata delar, vanligen benämnda A- och B-stråk. Dessa är även fysiskt separerade; Inom vardera A- och B-stråken finns en gasturbin och en dieselgenerator som i haverisituationer levererar kraft till bland annat matarvattenpumpar, strilpumpar och hjälpmatarvattenpumpar. Manöver- och reglerutrustning matas från batterisäkrade nät.

Bränslehantering Det nya bränslet kommer till stationen vanligtvis förpackat i trälådor. Bortsett från att varje förpackning är försedd med neutronabsorberande material för att inte kunna växelverka med andra förpackningar, så behövs inga större skyddsåtgärder. Även förvaring och eventuell montering inom anläggningen kan ske med måttliga restriktioner ur säkerhetssynpunkt. Förvaringen anordnas så att någon kedjeprocess inte uppkommer ens om förvaringsutrymmet vattenfylles. Efter användning är bränslepatronerna mycket radioaktiva och strålar starkt. Såväl hantering som förvaring måste därför ske under vatten. Vid bränslebyte vattenfylls utrymmet ovanför reaktortanken från vilken tanklocket avlägsnas. Med hjälp av bränslebytesmaskinen förs sedan

60 Tekniska redogörelser

bränslet från reaktorn via vattenutrymmet ovanför tanken genom portar in till bränslebassängerna. I dessa förvaras bränslepatronerna hängande i fixa geometrier under några månader. Efter denna tid har deras radioaktivitet avklingat så mycket att patronerna kan lyftas upp i strålskärmade transportdon. De förs sedan normalt bort för upparbetning och tillvaratagande av resterande klyvbart uran och plutonium.

Aktivt avfall

Aktivt avfall uppkommer i en kraftreaktor på många olika ställen, men huvudsakligen i direkt anslutning till primårsystemet. Sålunda erhålles gasformigt läckage och avsugna gaser från kondensorerna, vidare vätskeformiga läckage och dränage och slutligen produceras ett antal mer eller .mindre fasta aktiva produkter. l denna senare grupp märks bl.a filter från avgas- och ventilationssystem, filter från matarvattenledningen, jonbytarmassor samt olika utbytta komponenter och skrot som uppkommit vid reparationer och ändringar på aktiva system. Den luftburna aktiviteten behandlas olika beroende på om den förekommer i stora luftströmmar eller om den ingår i en relativt liten och därmed högkoncentrerad aktiv gasström. l det förra fallet får man mäta på den utgående luftströmmen och vidtaga åtgärder för reduktion av aktivitetsutsläppet, om den uppmätta koncentrationen blir för hög. l det senare fallet, kan man välja mellan att fördröja utsläppet en viss tid för att medge att mera kortlivade produkter skall avklinga eller samla upp aktiviteten i speciella filter. Oftast kombineras dessa båda metoder. Kokarreaktorer har hitintills vanligen byggts med en enkel avklingnings- eller fördröjningsvolym före utsläppet via skorsten. Partikelfilter har samlat upp partikelburen aktivitet i avgasströmmen och i allmänhet har filter med aktivt kol satts in för att avskilja radioaktiv jod. På senare tid och då med ett antal tyska kokarreaktorer som föregångare har kolfilter av olika slag också använts för att avskilja eller i varje speciella fall under relativt lång tid fördröja utsläppet av radioaktiva ädelgaser. Referenskonstruktionen är ej försedd med sådana anordningar, men senare kokarreaktorer i Sverige kommer att utrustas med fördröjningsansom säkerställer åtminstone ett till två dygns fördröjning av ordningar alla ädelgasutsläpp. Den vätskeburna aktiviteten bereder mindre problem vid kontroll och hantering, eftersom den stora vattenströmmen, kondensorns kylvatten, har högre tryck än det aktiva primärsystemet på kondensorns ”inre sida. Eventuella läckage går således in mot anläggningen och en kontamination av kylvattnet behöver inte befaras. De mera måttliga mängder av vätskeburen aktivitet som via läckage och dräneringar förs till stationens aktiva avfallsanläggning kan förvaras och kontrolleras före utsläpp. Om större mängder aktivitet skulle uppträda i dessa vätskevolymer, kan de behandlas genom indunstning och förvaring av indunstningsresterna under tid. Andra behandlingsmetoder används också för att erforderlig reducera volymen på de aktiva avfallsvätskorna.

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 61

Det fasta avfallet kan behandlas på många olika sätt. Brännbart material kan reduceras i volym genom förbränning. Material som papper, filterinsatser och andra skrymmande avfallsprodukter kan också kompakteras. Efter volymsreduktion kan fast aktivt avfall gjutas in i betong eller i bitumen. Val av metod i dessa sammanhang är huvudsakligen ett tekniskt - ekonomiskt problem, där det gäller att uppnå betryggande säkerhet till så låg kostnad som möjligt. Förvaringen av de ingjutna avfallsprodukterna kan antingen ske vid varje station eller på en central avfallshanteringsanläggning. Synpunkter på dessa problem har lämnats i

en rapport utarbetad i regi av Statens strålskyddsinstitut.

De största radioaktivitetsmängderna som bildas i ett kärnkraftverk lämnar anläggningen i samband med borttransporten av det använda bränslet. Detta radioaktiva avfall omhändertas vid den tidigare nämnda upparbetningen av bränslet. För närvarande sker detta vid anläggningar utanför Sverige, ett förhållande som dock kan komma att ändras. Frågan om hanteringen och förvaringen av det högaktiva avfallet från använt bränsle behandlas av en särskild utredning, som tillkallats i maj 1973 av chefen för industridepartementet. Frågan om kärnkraftverksförläggning i eller nära tätorter anser närförläggningsutredningen emellertid ej vara beroende av vilken teknisk lösning för bränsleavfallets slutliga omhändertagande som kan komma att föredras.

3.3 Tryckvattenreaktorn (BWR)

Utredningens referenskonstruktion för en anläggning med tryckvattenreaktor (PWR) utgår från beskrivningen i den preliminära säkerhetsredovisningen. Figur 3:14 visar en plan över Ringhals l (BWR) och Ringhals 2 (PWR), av vilken framgår placeringen av de viktigaste anläggningsdelarna. Trots att reaktorerna är av olika typer är som synes vissa av byggnaderna avsedda att utnyttjas gemensamt. Referenskonstruktionen har en termisk effekt på ca 2 440 MW och är placerad i en s.k. torr-inneslutning - vilken närmare beskrivs i avsnitt 3.4 - förlagd ovan jord. Figur 3:14 visar anläggningens olika byggnadsdelar: - identisk med reaktorbyggnad reaktorinneslutningen -, hjälsystembyggnad, bränsleelementbyggnad, turbinbyggnad samt servicebyggnader med utrymmen för kontrollrum m.m. Reaktorinneslutningen, som innehåller reaktorn och dess huvudcirkulationskretsar, är utförd som en tryckupptagande byggnad av betong med tätande plåtbeklädnad. Inneslutningen har anslutning till kringliggande byggnader endast via personalslussar och täta rör- och kabelkul- 1

vertar. l avsnitt 3.2 har för kokarreaktorn bl. a. berörts hur kraven på den SSl:19.72-_01?._

__ säkra kontrollen av strålnings- och aktivitetsmiljön fått prägla reaktor-

:Öfâlflgdfeültnlátlâgâçfw

byggnadens planlösning. Samma grundläggande betraktelser är tillämpliga rargioaåüütafvfgu_

för en PWR-anläggning. Juni 1972.

62 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

I magsbyqgnad con/ing water in ler

F;;;;;;::::§ Dieslar och

div. utrustninø

X auxiliary power etc.

K t Il ad

razçozgiäl cgrviolled area

._ Turbinbvggnad rurbine bldg Turbinbyggnad _. Hiälpsystembyggnad :urbine building a xiliary systems b/dg Hiälnsystambyognad m: bldg. \\ J! Kontrollrum m m \“ / conrro/ room: etc., ] [ / 7/ \ .á ,m ,,, , ,. 0 i, Avfallsbehartdling Reaktorbvqgnad Aktiv \\ fueIb/dg. radion tive waste plan t ang 1 Ewa mmm \\ Reaorinnesiu ng mcror b/dg unit active Personal- \\ ,mmm H pw no. 1, BWR workshop: byggnad acw conmnmn ”mmm” \\\\ uni: no. 2, PWR Vaktstuga j l \\\ Verkstad och förråd guard house \\\ marks/raps and stores

3: 14 SITUA TIONSPLAN ÖVER KÃRNKRA FTSTA TIONEN I RING- Figur HALS Ringhals l and 2 nuclear power units, site layout

Källa: Vattenfall Source

Reaktom

Den beskrivna termiska effekt på ca 2 440 MW tryckvattenreaktorns motsvarar en installerad eleffekt av ca 810 MW. Figur 3: 3b visar ett

horisontellt snitt härden i en tryckvattenreaktor. Härden är genom uppbyggd av 157 bränsleelement, varav totalt 53 innehåller syrstavs-

l varje bränsleelement finns 225 stavpositioner, varav 204 för knippen. bränslestavar, 20 för ledrör för styrstavsknippen och en (centrumröret)

för härdinstrumentering. Bränslestaven består av ett stort antal uran-

dioxidkutsar kapslade i rör av zirkoniumlegeringen Zircal0y-4. l varje stav

finns en fissionsgaskammare avsedd att ge utrymme för de gaser, som

avgår från bränslekutsarna under drift. som är symmetriskt fördelade inom bränsleele- Styrstavsledrören, mentet, har tre funktioner. För det första fungerar de som ledrör för

Styrstavarna, för det andra utgör de en del av den hydrauliska

bromsanordningen för styrstavama vid snabbstopp, och för det tredje

utgör de en del av bränsleelementets stomme. Sålunda är på styrstavsled-

rören bränslestavarna till deras anbringade de spridare som fixerar

positioner. Styrstavarna drivs av de i reaktortanklocket monterade drivdonen.

läge indikeras genom dels elektriska impulser från kam- Styrstavarnas brytare, dels impedansmätning över en spole påverkad av styrda drivaxelns rörelse.

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 63

Figur 3:15 RI/_VGHALS KÃRNKRAFTSTA TION, AGGREGAT1 OCH 2. AGGRE- GAT 2 I FOR GR UNDEN. Ringhals nuclear power station, units 1 and 2 (foreground).

Utöver bränsleelement och styrdon innehåller reaktorn ett antal konstruktionsdetaljer, av vilka speciellt kan nämnas härdhöljesdelen med stödplât, flödesfördelningsplåt, undre härdplåt, cylindrisk mantel, baffelplåt och termisk skärm, samt härdtoppen med övre härdplåt, styrrör för styrstavar och övre stödplåt. De här uppräknade detaljerna har bl.a. till uppgift att fixera härdens geometri och att styra kylvattenflödet. Den i bränsleelementen alstrade värmeenergin avleds med cirkulerade vatten. Kylvattnet tillföres tanken genom horisontella studsar, som är belägna över härdens toppnivå, varifrån det passerar ned i de ringformiga spalterna mellan tankväggen och den termiska skärmen samt mellan denna och härdhöljet. Från tankens bottenvolym strömmar vattnet upp genom härden där det värms och sedan lämnar tanken via stutsar på samma nivå som inloppen. Vattnet i härden fungerar också som moderator i fissionsprocessen.

Prinuirsyszem Härden är innesluten i en tjockvägg, cylindrisk trycktank med halvsfärisk botten och halvsfäriskt lock. Locket är fäst till tanken med ett

64 Tekniska redogörelser

flänsförband och avtätat med dubbla O-ringspackningar med dränage mellan packningarna. Materialet i tanken är ett liåglegerat kolstål med invändig beklädnad av rostfritt stål. Alla tankens yttre rörförbindelser, med undantag av ett antal små instrumentstutsar, är placerade på nivåer över härdtoppen. Reaktorns primärsystem omfattar huvudkylsyste m och tryckhållningssystem. Primärsystemets främsta uppgift är att transportera den från härden avgivna värmeenergin till ånggeneratorerna. Systemet innehåller tre parallella identiska kretsar, var och en beståendle av ånggenerator, en cirkulationspump, rörledningar samt kontrollutrustning. Det i reaktorhärden uppvärmda vattnet lämnar reaktorn via utloppsstutsarna och transporteras till ånggeneratorerna, på vars sekundärsida ångan till turbinerna produceras. Primärsidans vatten återförs därefter till reaktortanken. Ett tryckhållningssystem bestående i huvudsak av och avblåsningstank är via den förra anslutet till tryckhållningstank varma sidan på en av huvudcirkulationskretsarna. Systemet har till uppgift att vid normala driftförhållanden hålla tillräcklig tryckmarginal mot kokning och begränsa tryckvariationerna under belastningsvariationer. Tryckhållningstanken är utrustad med elektrisk vattenvärmare och sprinklingsarrangemang, vilka under normal drift arbetar automatiskt. Vid större tryckstegringar öppnar även tryckhållningstankens säkerhetsventiler. Härvid avblåses ånga från övre delen av tryckhållningstanken till avblåsningstankens vattenmassa där den kondenserar. För kylning har även avblåsningstanken sprinklingsmöjligheter. Denna tank är försedd med sprängbleck, vilka brister vid för högt tryck och då blåser direkt till reaktorinneslutningen. Den i ånggeneratorerna producerade ångan leds till turbinerna från generatorernas ångutrymme, som innehåller ångseparator och fuktavskiljare. Referensstationen har två turbiner med separata ång- och matarvattensystem. Ångan förs via en samlingslåda till turbinernas högtrycksdelar och därefter genom fuktavskiljare och mellanöverhettning till tre parallella lågtrycksdelar i respektive turbin. Efter kondensering i en havsvattenkyld kondensor pumpas kondensatet via förvärmare tillbaka till ånggeneratorerna som matarvatten. I utförande för kombinerad elkraft- och fjärrvärmeproduktion förses den ena eller båda turbinerna med en mellantryckdel ansluten till hetvattenkondensor för fjärrvärmeproduktion. Ångflödena till fjärrvärmekondensor respektive kallkondensor regleras med ventiler så att eleffekt och fjärrvärmeeffekt kan varieras vid oförändrad reaktoreffekt. Vid stort fjärrvärmebehov kan eventuellt lågtrycksdelarna vid någon eller båda turbinerna slopas. Vissa väsentliga data för reaktorn och primära kylsystemet har samlats i tabell 3:IV.

Kon trollsys tem De tidigare nämnda styrstavarna samt ett system för tillsats av borsyra till moderatorvattnet ingår i reaktorns kontrollutrtstning. Utrustningens

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 65

Tabell 3: IV

PWR Referenskonstruktion PWR reference design

Reaktorn och primärkylsystemet Reactor and primary system

Allmänna data general .lata Reaktorns termiska effekt thermal power 2 440 MW Totalt cirkulation sflöde genom reaktorhärden total flow through core 12 540 kg/s Reaktorns drifttryck Operating pressure 15,5 M Pa (155 bar) Reaktorns drifttemperatur Operating temperature 310°c Maximal U0; -temperatur vid nominell effekt 2 100° c max U0; temp. at nominal effect

Härddimensioner core dimensions Härddiameter, ekvivalent equiv. diameter 3 040 mm Härdhöjd height 3 658 mm

Bränsledata fuel data Bränslepatroner, antal no. of assemblies 157 Bränslematerial fuel material U0;

Bränsletäthet density 10 000-10 300 kg/ma

Kapslingsmaterial canning material Zircal0y-4 Stavgitter, kvadratiskt fuel rod geometry, square 15 x 15 stavar rods Stavar fuel rods Antal per patron no. per assembly 204 Bränslelängd fuel length 3 658 mm Kapslingstjocklek canning thickness 0,62 mm Ytterdiameter outer diameter 10,72 mm Kutsdiameter pellet diameter 9,29 mm Bränslevikt (per patron) fuel weight per assembly 511,8 kg U0, Bränslevikt (totalt) fuel weight, total 80,6 ton U0; Bränslepatronernas totallängd assembly length 4 067 mm

Styrstavar control rod Antal stavknippen no. of clusters 5 3 Antal stavar per knippe rods per cluster 20 Absorbatormaterial absorber Ag-ln-Cd Kapslingsmaterial sanning rostfritt stål typ 304 stainless steel 304

Stavar med brännbart gift rods with burnable poison Antal stavar no. of rods 832 Material material borsilikatglas boron silicate glass Kapslingsmaterial canning rostfritt stål Stainless steel Reaktortank reactor pressure vessel lnnerdiameter inner diameter 3 988 mm inner height 12 158 mm Invändig höjd _ mantel cylinder wall thickness 195 mm Väggtjocklek botten bottom 119 mm lock lid 147 mm Rostfri invändig beklädnad stainless steel inner lining 4 mm Konstruktionstryck design pressure 17,1 M Pa (171 bar) Beräkningstemperatur design temperature 343°c Total vikt total weight ca 220 ton

66 Tekniska redogörelser

Moderatortank moderator tank Innerdiameter inner diam. 3 400 mm Väggtjocklek thickness 50 mm

Tryckhållningstank pressurizer Vattenvolym vid full effekt water volume at nominal power 22,1 m3 Ångvolym vid full effekt steam volume at nominal power 14,7 m3

Utblåsningstank pressurizer relief tank Total volym total volume 36,4 m3

Ånggeneratorer steam generators Total höjd total height 20,6 m Diameter, överdel diameter, upper part 4 520 mm underdel diameter, lower part 3 430 mm Väggtjocklek thickness 71 mm Genererad ånga (per st) steam production per generator 444 kg/s

Källa: Närförläggningsutredningen NÄR-063 :l Source

uppgift är att inom reglerområdet hålla verket vid önskade driftdata, och att hindra avvikelser från det normala drifttillståndet samt att reducera konsekvenserna om störningar trots allt skulle uppkomma. Den långsiktiga regleringen av reaktorns effekt sker genom ändring av borkoncentrationen i reaktorn, medan snabbare effektändringar och snabbstopp âstadkommes med hjälp av styrstavarna. i

För kontroll och ändring av borsyrehalten i primärkretsens vatten i

finns för att tillsätta och i kemi- och

utrustning avlägsna borsyra g

volymkontrollsystem. De mekaniska styrstavsknippena är uppdelade i en regler- och en

i

varav den senare endast användes för avstängning och l avstängningsgrupp, är helt utdragen under normal drift. Styrstavarna utgöres av rostfria stålrör, fyllda med en silver-indium-kadmium-legering som neutronab- g å sorbator. . styrstavsknippena drives från de i rcaktortanklocket monterade drivdonen. Dessa har inte någon elektrisk, mekanisk eller hydraulisk förbindelse med tankens utsida, utan mekanismernas rörelse kontrolleras på magnetisk väg av tre elektriska spolar, som är monterade omkring varje drivdonsstuts. Indikering av reaktoreffekten sker med hjälp av neutronflödesmätningar i två olika system. Det ena, externa, systemet användes för effektregleringen och lämnar signal till säkerhetssystemet, det andra, interna, mäter neutronflödesfördelningen i härden, vilket ger underlag för utbränningskalkyler och andra reaktorfysikaliska beräkningar. Signaler till effektförändringar erhåller reglersystemet vidare bl.a. från givare för temperatur, tryck och flöde i de primära kylkretsarna. Effektändring eller snabbstopp kan även utlösas manuellt av operatören.

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 67

De olika automatiska säkerhetskedjorna är i princip uppbyggda och inkopplade på liknande sätt som beskrivits för BW R-reaktorn.

Nödkylsystem Skulle de ordinarie kylsystemen inte fungera - på grund av kraftbortfall, haveri eller - tas resteffekten om hand av speciella komponentfel nödkylsystem för reaktorhärden och inneslutningen. Härdnödkylningen skall i första hand skydda bränslet mot överhettning och därav orsakade kapslingsskador. Systemet för nödkylning av reaktorhärden är uppdelat i tre olika delsystem, nämligen ackumulatorer, system för högtrycksinjektering samt system för lågtrycksinjektering. Ackumulatorerna ger, vid konstruktionsstyrande haverier (jfr avsnitt 4.2), den snabbaste vattentillförseln, genom att deras innehåll av borerat vatten hålles vid ca 4.5 MPa (45 bars) tryck och automatiskt pressas in i det primära kylsystemet när dess tryck sjunkit under ackumulatorernas. Högtrycksinjekteringen startar senast 30 sekunder efter ett stort rörbrott och vatten tillföres det primära kylsystemet. Sedan detta är slut tas vatten från en speciell förrådstank. l initialskedet användes vatten med hög borhalt från borinjekteringstanken. Lågtrycksinjekteringen kan börja tillföra vatten i systemet då trycket i primära kylsystemet nedgått till 4.0 MPa (40 bar). Även detta system tar sitt vatten från ovan nämnda tank. Efter ca 30 min har förrådstankens vatteninnehåll förbrukats och en manuell omställning av lågtryckssystemet till recirkulationsdrift sker. Härvid pumpas vatten från en sump ireaktorinneslutningens nedre del via värmeväxlare in i primära kylsystemet. Reaktorinneslutningen är utrustad med ett system för inneslutningssprinkling. Dess uppgift är att efter ett eventuellt haveri med primärt rörbrott reducera trycket och tvätta ut eventuell radioaktivitet i inneslutningens atmosfär. Systemet är uppbyggt av fyra stråk med vardera en pump och en värmeväxlare. För att uppnå full sprinklingseffekt krävs tillfredsställande funktion hos minst två av de fyra stråken. För att förbättra ut tvättningen av speciellt jod, ur inneslutningsatmosfären kan natriumhydroxid tillsättas sprinklingsvattnet. Vatten för inneslutningssprinkling tas från samma källa som för ovan nämnda härdsprinkling, dvs under de första 30 min från en förrådstank och sedan manuell omkoppling från en sump i reaktorinneslutningen. Nödkylsystemen för såväl reaktorhärden som inneslutningen startas automatiskt på signaler, som föranleder isolering av reaktorinneslutningen.

Elkraftförsörjning Försörjning av pumpar, fläktar, manöveranordningar o.dyl. med elkraft är av största betydelse för anläggningens säkra drift och för begränsningen av eventuella haveriers verkningar.

68 Tekniska redogörelser

Stationens lokalkraftbehov vid normal drift täcks från huvudgeneratorerna, som via var sin lokaltransformator matar det interna distributionsnätet. Lokalkraftbehovet tillgodoses även från ett yttre 130 kV-nät som också försörjer det allmänna ej aggregatbundna lokalkraftbehovet. Distributionssystemen efter transformatorerna är uppdelade på fyra skilda system för att uppfylla kravet på tillförlitlig elförsörjning av reaktorns säkerhetssystem. Elsystemen är indelade i s.k. favoriserade respektive ofavoriserade system. För att säkra kraftförsörjningen av viss favoriserad last finns dieseldrivna generatorer och batterier. För det dieselsäkrade systemet finns fyra dieseldrivna reservkraftaggregat, vardera dimensionerat för 50% av den vid nödcirkulation erforderliga lasten. Till det dieselsäkrade systemet ansluts sålunda sådana objekt, som krävs för en säker avställning av stationen samt nödkylpumpar. Till de batterisäkrade systemen ansluts sådana objekt som kräver avbrottsfri elkraftmatning. Detta gäller främst vissa delar av stationens kontrollanläggning.

Bränslehantering Transport av bränsle till och från anläggningen samt förvaring av använda patroner sker på liknande sätt som vid BWR. Även själva bränslebytet går i princip till på samma sätt vid båda typerna, även om tekniska detaljer skiljer dem emellan.

Aktivt avfall

Aktivt avfall uppkommer huvudsakligen i direkt anslutning till primärsystemet. Man får som vid BWR tre olika typer av aktivt avfall, gasformigt, vätskeformigt och fast avfall. Det finns två olika system när det gäller att ta hand om den luftburna aktiviteten från inneslutningen. Det första systemet är till för cirkulation, kylning och rening av luften och består bl.a. av två fläktar med kolfilter och absolutfilter. Det andra systemet förser inneslutningen med filtrerad luft och för ut luft till omgivningen via filter. Den gasformiga aktivitet som kan medfölja vid avgasning av kemi- och volymkontrollsystemet, vid bortförande av täckgas från provtagningsutrustning för gasanalys m.m. lagras i trycktankar och kan släppas ut till omgivningen efter upp till 45 dagars avklingning. För omhändertagandet av vätskeformigt och fast avfall gäller i princip vad som sagts för BWR i föregående avsnitt.

3.4 Reaktorinneslutningen

Moderna lättvattenreaktorer förses med en gastät och trycksäker inneslutning med uppgift att utgöra en av de sista barriärerna mot spridning av radioaktivitet till omgivningen. Inneslutningarna för kokar- respektive

Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 69

tryckvattenreaktorer har utvecklats efter skilda linjer så att det nu tillämpas olika principiell utformning av de båda reaktortypernas inneslutningar. Skillnaderna diskuteras närmare i det följande. I Sovjetunionen ansåg man sig länge kunna acceptera reaktorer utan speciellt kvalificerade inneslutningar. Man ansåg således att brott på större rör var så osannolika att man ej behövde räkna med att de någonsin skulle inträffa. En omsvängning i detta synsätt har sedermera ägt rum och numera byggs ryskkonstruerade reaktorer med särskilda inneslutningar. En annan policy har utvecklats för de gaskylda reaktorer som används i England. Av olika skäl anses där säkerheten mot frigörelse av stora aktivitetsmängder vara så hög att ingen extra inneslutning erfordras. Det bör dock påpekas att den typ av gaskylda reaktorer som benämns HTGR (High Temperature Gas Cooled Reactor) och av vilken nu flera fullstora aggregat kontrakterats i Förenta staterna, förses med reaktorinneslutning i vanlig ordning. Reaktorinneslutningen vid lättvattenreaktorer fyller flera funktioner såväl vid normaldrift som i haverisituationer. Vid ett haveri där radioaktivitet frigörs utanför reaktorns primärsystem skall inneslutningen med sina hjälpsystem begränsa, styra och fördröja utsläppen av radioaktivitet. Under normaldriften fyller inneslutningen en annan funktion nämligen att styra de små ofrånkomliga läckagen från bränslet och primärsystemet till renings- och kontrollanordningar av olika slag. Som tidigare nämnts finns de största aktivitetsmängderna i bränslet såsom fissionsprodukter. Fissionsprodukterna är normalt bundna i bränslets keramiska material och ytterligare skilda från omgivningen avi första hand bränslekapslingen, i andra hand av primärsystemets tank- och rörväggar samt avspärrningsventiler. Som en ytterligare barriär mot frigörelse till omgivningen finns således reaktorinneslutningen. Reaktorinneslutningens funktion kan i större utsträckning än vad gäller kapsling och primårsystem göras oberoende av detaljkännedom om de haveriförlopp man vill skydda sig mot. Dess värde för säkerheten vid mycket stora, osannolika och därmed svårförutsägbara haverier är därför otvetydigt och gör den speciellt intressant för närförläggningsproblematiken.

Allmänna krav pá inneslutningar Det grundläggande kravet att innehålla vid ett haven frigjord aktivitet resulterar i sekundära krav på att läckage genom inneslutningens väggar och olika genomföringar - t. ex. för rör, kablar och slussar - skall vara små samt krav på rening och kylning av inneslutningsatmosfären. Om möjligt bör även konstruktionen medge en styrning av utsläppet till hög höjd, så att omgivningseffekterna från ett givet utsläpp minskas genom bättre atmosfärisk spridning. inneslutningen måste sålunda utföras styrkemässigt så att den med godtagbar funktion motstår alla slag av påkänningar, som rimligen kan i vid haverier. . uppstå De påkänningar som främst måste beaktas torde i normalt uppträda under den inledande fasen av haveriet. Vid ett brott på

70 Tekniska redogörelser

Byggnadsstril con tainment sprink/er system /\ /\ /\ /\ /\ /\ - t- primary volume p rnmaru rymme t (Udry We/ln)

W “t -ll-›l><l-> steam

Vatten in D :l D :l Reaktor feed water reactor

Seku ndärutry mme / secondary

f volume

I wet we//)

Nedblåsningsrör vent pipes

Vatten water

Figur 3:16 PRINCIPIELL UTFORMNING AV PS-INNESLUTNING Schematic drawing of PS containment

reaktorns primärsystem kan påkänningarna härröra från tryck- och temperaturstegringar av utströmmande vatten och ånga, chockvågor samt lossnade komponenter. Denna inledande haverifas torde i allmänhet utspelas inom några tiotals sekunder. Det kan också tänkas att haveriet inte orsakas av fel på reaktorsystemet som sådant, utan av yttre orsaker, vilka samtidigt skulle kunna äventyra inneslutningens funktion. Exempel i tänkbara fall är gasexplosioner inom eller utanför inneslutpå sådana ningen, jordskalv, störtande flygplan, sabotage- och krigshandlingar. p kan utformas så att den erbjuder ett i lnneslutningskonstruktionen 4 betydande skydd även mot sådana yttre påkänningar. Under en andra fas av haveriförloppet är det möjligt att tryckuppoch värmeutveckling från kemiska reaktioner byggnad genom gasbildning kan bli av betydelse. Kemiska reaktioner kan också tänkas ge upphov till en brännbar blandning av väte och syre, vilken vid en eventuell till nya tryckpåkänningar, chockvågor och antändning ger upphov kringslungade konstruktionsdetaljer, vilka kan äventyra inneslutningens täthet. I slutfasen av haveriförloppet och på lång sikt kommer omhändertagandet av värmeutvecklingen i härden att bli ett styrande krav.

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 71

Byggnadsstril con tainment Sprinkler system

Övre utrymme upper volume

I sko ndensor Ice con danser

Undre utrymme lower volume.

Till pumpar och kylare pumps and coa/ers Figur 3:17 PRINCIPIELL UTFORMNING AV INNESLUTNING MED ISKON- DENSOR schematic drawing of ice condenser containment

Som regel gäller att ju senare i haveriförloppet, som en ny påfrestning drabbar inneslutningen, desto mindre blir dess betydelse för omgivningen, bl.a. eftersom aktivitetsmängdema minskar med tiden genom det radioaktiva sönderfallet. Kraven på säkerhet mot dessa olika påkänningar gäller inte bara inneslutningen i sig själv utan även de hjälpsystem som krävs för inneslutningens totala funktion på kortare och längre sikt. Det förtjänar påpekas att även om inneslutningen skulle skadas vid ett stort rörbrott på reaktorns primärsystem erhålles vid fungerande nödkylsystem inga akuta personskador i omgivningen. Som tidigare nämnts innebär inneslutningen dock en extra säkerhet mot haverier som är allvarligare än de som lagts till grund för dimensioneringen av reaktorns

72 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

/\/\/\/\ Ånggenerator steam generator -› Ånga

B 3 steam

Rea kto r reactor

Vatten

E i Vlütef

Kylare Pump con/er pump Figur 3.* 18 ENKEL TORR INNESLUTNING MED PWR dry containment with PWR

säkerhetssystem och mot eventuellt icke förutsedda haveriförlopp då den i mindre grad är beroende av haveriförloppets detaljer än vad som exempelvis är fallet för härdnödkylsystemet. Med tanke på normaldriften och missöden med begränsad aktivitetsfrigörelse förses inneslutningen med särskilda anordningar för rutinmässig rening och kylning av inneslutningsatmosfären. Dessutom förekommer speciella filter vilka renar utsläppen till atmosfären.

Principiella huvuddrag hos olika inneslutningar Stationens planläggning präglas starkt av om man väljer att förse med en stor värmesänka - ett vatten- eller inneslutningen vanligtvis isförråd - eller ej. lnneslutningar med värmesänka kallas ofta ”våta” och de utan torra. Värmesänkans uppgift är att snabbt kondensera utströmmande ånga så att tryck och temperaturer under haveriförloppet

reduceras. Figur 3:16 visar principen för en s. k. PS-inneslutningf där

frigjord ånga efter ett brott inom inneslutningen leds ner under ytan i en vattenbassäng. Vid passagen genom vattnet kondenserar ångan och en l stor del av den medföljande radioaktiviteten anskiljs i vattnet. Figur 3:17 PS betyder ”pressure suppression illustrerar på samma sätt principen för en inneslutning med iskondensor.

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 73

Vi

l / Reaktorbyggnad reactor building

Primärutryrnme primary vo/yme

Sekundär- “twmme Reaktor Skorsten seamdarV Båt-TO volume stack Mätutrustning monitoring equipment Nedblåsningsrör ven! pipes

Figur 3:19 DUBBEL VÅT INNESLUTNING (PS) MED BWR double wet (PS) containment for a BWR

l en sådan kondenserar ångan då den passerar genom ett stort förråd av is. Även här kan man räkna med att viss radioaktivitet fälls ut med den kondenserade ångan och således ej finns tillgänglig för direkt läckage till omgivningen. En torrinneslutning, figur 3:18, måste konstrueras utan hänsyn till den tryckreduktion som den våta principen kan ge. För att ändå begränsa maximaltrycket till rimligt värde görs inneslutningen i motsvarande mån större. Inneslutningar kan antingen utföras med enkelt eller dubbla tätande skal. Dubbla skal kan öka inneslutningens effektivitet i olika avseenden. Även om det yttre skalet endast har funktionen att fånga upp läckage från det inre för att via filter leda ut läckaget på hög höjd, eller återföra det till innanför det inre skalet, så bidrar det starkt till att öka omgivningssäkerheten. Figurerna 3:19 och 3:20 illustrerar schematiskt två alternativa dubbelskalinneslutningar, en med värmesänka av PS-typ respektive en utan värmesänka. Ökade möjligheter att säkerställa att eventuella haveriutsläpp sker på hög höjd föreligger för den dubbla inneslutningstypen. Detta torde framgå av figurerna 3:19 och 3:20.

74 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Yttre skal outer wall

Inre skal inner wall

(^/\/\/\/\7

fx

----------____-0-J

I u, Kom pressar u | Compressor I I | n

Älternativ 1 n.____ _- -l

Figur 3:20 DUBBEL TORR INNESLUTNING MED PWR double dry containment with PWR

Alternativ 1: rening och utsläpp via skorsten Alternativ 2: återföring till inre volymen av läckage altcrnatives shown with high release and with recirculation

Stationsutformningen påverkas även av i vilken omfattning hjälpinom inneslutningen. Detta kan bl.a. resultera i en ökad system förläggs samt i andra krav på antal och utförande av inneslutningsvolym skalventiler och Vid dubbel inneslutning är det även genomföringar. tänkbart att placera turbinen innanför den yttre inneslutningen. utförs i allmänhet av stål eller av armerad betong som Inneslutningen kan vara avtätad med plåt. En fördel vid betongkonstruktion är det förbättrade skydd som detta material ger mot strålningen ut till från den inneslutna aktiviteten efter ett haveri. En omgivningen sammanlagd väggtjocklek på 50 cm betong är tillräcklig för att minska direktstrålningen från en havererad reaktors inneslutning till ofarliga nivåer utanför själva stationsområdet. En tjock betonginneslutning ger också bättre skydd mot skador av mekanisk åverkan utifrån och inifrån. En reaktoranläggning kan även förläggas under jord, företrädesvis i bergrum. lnneslutningen kan därvid utföras med eller utan värmesänka

SOU 1974: 56 Krafrreaktorer, funktion och uppbyggnad 75

35.4 m

Inneslutningsskal con tainment wall

64m

l Hya psystem- o..

Reaktorbyggnad mellanbyggnad l

reactor b/dg auxi/iary systems b/dg

Figur 3. 21 INNESL UT NINGEN FÖR PWR REFERENSANLÃGGNING containment for PWR reference plant

och med enkla eller dubbla skal. Begränsningar ifråga om fria spännvidder i bergrum och därav föranledda ändringar i stationslayout liksom eventuellt ändrade nivåer relativt kylvattenrecipienten kan dock ge speciella problem. Vid underjordsförläggning erhålls lättare skydd mot skador av yttre orsaker. I ett bergrum är det dessutom praktiskt möjligt att dimensionera för högre påkänningar än vid ovanjordsförläggning och berget som sådant kan under gynnsamma omständigheter ge god täthet mot utläckage till omgivningen även om ett inre tätande skal skadats. Ovan angivna priciper och huvudtyper av inneslutningar illustreras i fortsättningen genom beskrivningar av funktionen hos de båda typer, som ingår i den PWR- respektive BWR-anläggning som utredningen lagt till grund för sina haverianalyser samt i ett särskilt avsnitt om underjordsförläggningar.

76 Tekniska redogörelser sou 197455

Absolut tryck absolute pressure Temp kPa °C 120- 1200

100_ _ Temp i sump 1000_ sump temp.

80a 800

60- 600 \ 40- 400 å T Tryck pressure \ 20- 200 á I Q 0- G , I 10 s 100 s 1000 s 1 h 1 d Tid OBS! Iogaritmisk skala time

Figur 3.22_.TR YCK OCH TEMPERA TUR 1 PWR-INNESLUTNING VID BROTT

PÅ PRIMARSYSTEMET pressure and temperature in PWR containment after primary system break Ingen irätgasbildning, byggnadsstril i funktion, antagen Iäcktakr 0,004 % per timme

vrdøkonstruktionstrycket 41U kPa [4.1 bar] no hydrogen formation, containment

spnnklers in function assumed leak rate 0.004 % per hour at design pressure 410 kPa (4.l bar). S = sekunder, seconds, h = timme, hour, d = dygn, day, 100 kPa = 1 bar.

PWR-inneslutningen Följande beskrivning gäller i huvudsak inneslutningen för aggregat 2 vid Ringhals. lnneslutningen, figur 3:21, har ett enkelt tätande skal och saknar värmesänka. Skalet består av en cylindrisk betongbyggnad med plant golv - gjutet mot berggrunden - och kupolformat tak. Bottenplattan har som tätande skikt en 5 mm tjock stålplåt skyddad av ett ovanpåliggande Plåten är fäst i stålprofiler och försedd med anslutningar så betonglager. att luft för täthetsprovning kan tryckas in under plåten. Dessutom är svetsarna lagda så att man fått ett mellanutrymme som också kan utnyttjas för täthetsprovning. Den cylindriska väggen är av 1.1 m tjock med ett 5 mm tjockt tätande plåtskikt inlagt 0.25 m förspänd betong från innerytan. Utanför plåten ligger förspänningskablar, såväl horisontella som vertikala, vilka normalt håller betongen under tryckspänning. Kupoltaket har en 7 mm tjock tätplåt innerst och ett utanpå denna gjutet 0.8 m tjockt betongskikt. Bakom svetsarna i vägg och tak löper U-formade stålprofiler genom vilka luft för provtryckning kan tillföras

SOU 1974: 56 Krafireakzorer, funktion och uppbyggnad 77

Läcktakt Isak rate ll

I I I I I

I I I I I I I I I

I

I I I I I l I I

o

Dimensioneringskrav _.ø

_l_u_l_u_l_l_lml_

.gr

q , =

0 Pk 1 5 Pk 2 pk Övertryck di fferen tia/ pressure Figur 3:23 LÃCKTAKTENS FÖRÄNDRING MED ÖVERTR YCKE T 1 INNE- SL UTNINGEN (RELA TIVT YTTRE ATMOSFAR) leak rate as a function of differential pressure between containment and outer atmosphere

(Pk = konstruktionstryck, design pressure)

sektionsvis. Dessa kanaler gör det även möjligt att om otätheter skulle uppstå, suga av läckande luft för rening och/eller återföring till inneslutningen. Alla genomföringar för rör och kablar kan på motsvarande sätt provas och eventuellt läckage omhändertas. Det sprinklersystem som efter ett haveri skall kyla ned inneslutningens atmosfär har beskrivits i avsnitt 3.3. Till en början tas vatten från en förrådstank och efter ca en halv timme återcirkuleras det sprinklingsvatten som uppsamlats i en sump i inneslutningens lägre utrymmen. Figur 3:22 visar hur absoluta trycket i inneslutningen och temperaturen i det vatten som samlas i sumpen varierar med tiden efter ett stort brott på primärsystemet med erforderliga säkerhetssystem i normal funktion. Läcktakten från inneslutningen till atmosfären har antagits vara 0.004 % av den inneslutna gasmängden per timme (ca 0.1 % per dygn) vid konstruktionstrycket, vilket verifieras med täthetsprov.

78 Tekniska redogörelser

il

l I å

OK RAL i |54 165

;HOW . ASJD 5-- _ _ PS-inneslutmng #7 PS containment agff-W

;W650 ;113450 msn V l

E har m

. ;Linne i el??

l

;W150

näsa ma» m - 114,00 mso / ;mig § 10500 v°°* _I_- 7 l o103.00 WW unoo ma, J N30 ;M50 L ;S56 9900 _ §2 .i , I mo , , 62530 Turbinbyggnad §°-° 391.00 . turbme b/dg

Reaktorbyggnad reactor b/dg

3:24 INNESLUTNING FÖR BWR REFERENSANLÃGGNING containment Figur for BWR reference plant yttre väggar fungerar denna i princip som en (obs. att med reaktorbyggnadens dubbel inneslutning note that with the outer reactor building walls, this containment in principle functions as a double containment)

Byggnadens konstruktionstryck är 410 kPa (4.l bar) inre övertryck,

vilket överstiger det högsta tryck som beräknats uppkomma vid något ett svårt haveri. Inneslutningen tål belastning upp till dubbla detta

övertryck utan att större bristningar uppstår. Det finns därför marginaler

för den händelse att inte blott primärsystemets vatten utan även vatten

och ånga från en eller flera ånggeneratorer i sekundärsystemet frigörs

inom inneslutningen. Figur 3:23 visar hur läckagetakten i princip

förväntas variera med det inre övertrycket. Läckaget börjar alltså öka

onormalt vid ett tryck av 1,5 ggr konstruktionstrycket för att bli stort

och okontrollerat vid ca 2 ggr detta tryck.

Samtliga ledningar med primärvatten som passerar genom inneslut-

ningens väggar är försedda med avstängningsventiler så att radioaktivitet

från ej skall kunna nå omgivningen. Endast i det primärsystemet

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 79

osannolika fall då vid ett haveri två ventilfel eller rörbrott samtidigt drabbar ett system skall någon förbindelse kunna uppstå mellan inneslutning och omvärld. Det bör påpekas att vid den här beskrivna inneslutningen är de ledningar som för primärvatten genom inneslutningens skal av så små dimensioner att brott på dem ej kan medföra skador på härdens bränsle. Principerna för dubblering och säkring av stängningsfunktioner hos skalventiler har définierats i riktlinjer från AEC i Förenta staterna. För PWR stänger skalventilerna endast på signaler som indikerar stort brott i inneslutningen.

BWR-inneslutningen Denna beskrivning gäller i huvudsak för inneslutningarna vid Oskarshamn II samt Barsebäck l och 2. Eftersom utredningens haverianalys avser en något avvikande reaktorkonstruktion med interna cirkulationspumpari stället för yttre huvudcirkulationskretsar avviker konstruktionsförutsättningarna för den beskrivna inneslutningen något från vad referenskonstruktionen skulle kräva. Huvuddrag och dimensioner för inneslutningen, som är av PS-typ, framgår av figur 3:24. Den 2.5 m tjocka bottenplattan är klädd med en 3 mm tjock rostfri plåt som ger den primära tätningen. Plåten ligger på betongytan och är via rostfria skenor fastsvetsad vid ett nät av ingjutna balkar. lnneslutningsväggarna är i huvudsak av l rn tjock betong med ett , 6mm tjockt tätande plåtskikt inlagt ca 0.25 m från väggens insida. Denna tätplåt ansluter till bassängens rostfria plåtbeklädnad via en

i

ingjuten horisontell plåtring. Alla väggar är i sin helhet förspända såväl vertikalt som horisontellt med spännkablar. Mellan den övre delen med mindre diameter och bassängutrymmet finns en konisk del. Även där ligger en 6 mm tätplåt ingjuten ca 0.25 rn från insidan. Betongbjälklaget mellan de primära och sekundära utrymmena har en minsta tjocklek av 1.2 m. Upptill avslutas reaktorinneslutningen med en halvsfärisk stålkupol vars fläns är bultad till en fläns i översidan av inneslutningens cylindervägg. Tätheten mellan inneslutningens båda utrymmen måste vara sådan att större mängder haveriånga inte kan nå utrymmet över bassängen annat än genom nedblåsningsrören. Bjälklaget mellan de båda utrymmena skall i första fasen efter ett stort rörbrott tåla ett differenstryck uppifrån som uppgår till 240 kPa (2.4 bar) vilket motsvarar strömningsmotståndet för den nedblåsande ångan. I en senare fas när inneslutningssprinklingen har kondenserat ångan i det övre utrymmet, måste bjälklaget tåla ett differenstryck nedifrån på ca 40 kPa (0,4 bar). Redan vid 0.2 bar öppnar emellertid speciella vakumventiler för tryckutjämning. Tryck- och temperaturförlopp efter haveri i en PS-inneslutning sammanhänger under ett inledande skede - förutom med utströmningstakten från - med kondensationsförprimärsystemet huvudsakligen loppet när haveriångan från nedblåsningsrörens mynningar strömmar genom bassängvattnet. Under ett senare skede blir det inneslutnings-

80 Tekniska redogörelser _

Absolut tryck absolute pressure Temp kPa °C 120- 1200

100- 1000

80- 800 Bassängtemp pool water temp 60- 600 l _ ____L----- .äää F_ §§§ 400 - *- 40- s ,ø Tryck *i

:x

20_ 200 pnissure L /

04 0 I I 10 s 100 s 1000 s 1 h 1 d Td

mine

OBS! logaritmisk skala

Figur 3:25 TRYCK OCH TEMPERA TUR 1 BWR-INNESLUTNING VID BROTT PÅ PRIMÃRSYSTEMET pressure and temperature in BWR-containment after primary system break Ingen vätgasbildning, byggnadssrril i funktion, antagen Iäcktakt 0. 04 % per timme vid konstruktionstrycket 450 kPa [4.5 bar] no hydrogen formation, containment sprinklers in function, assumed leak rate 0.04 % per hour at design pressure 450 kPa (4.5 bar) = l bar S = sekunder, seconds, h = timme, hour, d = dygn, day, 100 kPa

och tillhörande kylsystem som bestämmer tryck och sprinklingen om inte inneslutningens täthet allvarligt försämrats. Figur temperatur 3:25 illustrerar trycket i inneslutningen och bassängvattnets temperatur efter brott på en av de stora ångledningama från reaktorn. Avstängning av reaktorn, isolering av inneslutningen och uppstartning av nödkylsystemen har antagits ske utan störningar. Vid denna inneslutning kan tillåtas ett högsta läckage av 0.04 % av innesluten gasmängd per timme vid 450 kPa (4.5 bar) övertryck. Läckagets variation med högre övertryck än konstruktionstrycket kan antas följa samma principiella förlopp som tidigare angivits för PWR-inneslutningen (figur 3:23). Även här finns alltså avsevärda marginaler innan större sprickor behöver befaras vid trycköverbelastning av inneslutningen. för dubblering och säkring av stängningsfunktionen hos Principerna skalventilerna är desamma för de båda reaktortyperna. Beroende på var ett systembrott inträffar stängs olika ventilgrupper. så att varje situation skall kunna mötas på lämpligaste sätt. Signalen för stängning fås från olika (stora brott på varma ledningar), temmätorgan: tryckkännande (mindre brott på varma ledningar) eller nivåkännande peraturkännande Skalventilerna i de stora ledningarna måste kunna (kallvattenläckage).

SOU 1974: 56

Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 81

Turbinbyggnad Reaktorhall rurbine b/dg reactor hall Figur 3. 26 BERGRUM l SLUTTNING, TURBINBYGGNAD OVAN MARK rock containmcnt in mountain slope, turbine building in the open, above ground

stänga snabbt. Ett motiv för detta är att trycket i reaktortanken sjunker mycket snabbt vid brott på en huvudångledning varvid vattnet jäser på grund av ångbildning i hela volymen. Skalventilerna i ångledningarna bör då stänga innan stora vattenmängder nått dem.

Bergrumsinneslutningar Utredningen har även granskat de fördelar som reaktorinneslutningar under jord och speciellt ibergrum kan tänkas ge. Ett särskilt avsnitt ägnas därför här de olika utformningsmöjligheter som finns. Figurerna 3:26 och 3z28-34 illustrerar olika principiella lösningar, i första hand då det gäller reaktor- och turbinanläggningarnas placering i förhållande till markytan och i andra hand även placeringen i förhållande till kylvattenrecipientens yta. Ett exempel på bergrumsförläggning är Ågesta, figur 3:27, vars princip överensstämmer med den som visas i figur 3:26. Praktiska tillämpningar av övriga alternativ för större kraftreaktorer har dock ännu ej kommit till utförande, även om projektstudier drivits mycket långt både vad gäller tekniska lösningar och ekonomiska bedömningar. Figurerna 3:33 och 3:34 visar hur dubbel inneslutning skulle kunna åstadkommas dels utan, dels med värmesänka. I båda fallen har man som yttre tätande skal tänkt sig själva berget, vars täthet även vid höga haveritryck gjorts extra stor genom att berget hålls fyllt med grundvatten med erforderligt tryck. Grundvattnet får därvid alltid en strömningsriktning mot bergrummet. l det följande ges exempel på fördelar och nackdelar för olika förläggningsalternativ vilka torde kunna anses gälla generellt, dock med beaktande av att verifikation ofta saknas. Benämningen gropförläggning, som används ijämförelserna, avser en förläggning under mark (i jord eller berg) men på ringa djup. Täckningen över anläggningen kan därvid utföras av betong. Följande synpunkter har sålunda framkommit vid jämförelse av

82 Tekniska redogörelser

Utsläppskanal . Avb|åsningstankar exhaust duct E tanks Expansion ø/ .o \ Tryckhållning N s pregsurizing Ventilationsutrustning .. EGlI/Pmenf venti/a tion equipment Manoverrum w control room

0 \\\\\% . Ö

\ › Q ff;

Personsluss \ Nödsluss

?ÖÅQW å.

personnel air/ock \ ii i, emergency air lock J /

v:

Q I

å

g

l I

__L__L; DI] [1 / /

Turbinhail GUD turbine hall

3:27 BERGR UMSINNESLUTNING FÖR ÅGESTA KRAFTVÃRMEVERK Figur rock containment of Ågesta heat and power station 1964 Källa: McHugh, B. (ed.): The Ågesta nuclear power station, Stockholm Source

p.. ... ReaktorhaN Turbinhall

Kylvattenkanal

.

cool/ng negrer cnanne/N håll reactor hall

3:28 REAKTOR OCH TURBIN I BERGR UM PÅ NORMALNIVÅ I FÖR- Figur HÄLLANDE TILL VA TTENRECIPIENTEN reactor and turbine at normal level in rock containment

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 83

Turbi n ha II turb/ne hal/

Vattenyta (recipientnivå) water surface

Reaktorhall reacror ha/l

Figur 3: 29 REAKTOR DJUPFÖRLAGD IBERGRUM, TURBINOVAN MARK! NORMALNIVÅ reactor in deep rock containment, turbine in above ground building at normal level in relation to water recipient

reactor hall turbine hall

Figur 3:30 REAKTOR OCH TURBINIDJUPFÖRLAGDA BERGRUM UNDER NORMAL NI VÅ reactor and turbine in deep rock containmcnt and below normal level in relation to water recipient

84 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

+

Reaktorhall *EE-

o.,-

reactor hall turbine hall Figur 3:31 GROPFÖRLÄIIG/VING MED REAKTOR OCH TURBIN UNDER MARK pit siting with rcactor and turbine Underground

Turbinhall

reactor ha/l turb/ne hall MED ENDA ST REAKTOR OCH DE UR Figur 3; 32 GROPFÖRLÃGQNING SÄKERHETSSYNPUNKT VÄSENTLIGASTE SYSTEMEN UNDER MARK pit siting with reactor and from safety aspects vital systems Underground

SOU 1974: 56 Krafrreaktorer, funktion och uppbyggnad 85

s Reaktor hall \$\ \ reacror hall

x /állll/Il/ll/Il/Iü/ / \ 4

xxxxxxxxxxxxxmxxxxmwxxxmxxxwxxmsmm

\\\\\\\\

ämxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxwxxxxxxmwxxwxxxm

\

\\\

/ \\ I á V///l//I///ø///y/á ø/ VI//l///l///l///ø

l / \

7////// \ § § \ /// /// :nu/III//I///l//Ilt/I/l/ A \\\\\ ä

l//l//l/III///l///l//I

Figur 3:33 DUBBEL TORR INNESLUTNINGI VÅTTBERG double dry containment in wet rock

a) bergförläggning kontra ovanjordförläggning:

Fördelar

gott skydd erhålls mot yttre missiler t. ex. störtande flygplan och mot vapenverkan god motståndskraft kan erhållas mot missiler inifrån samt mot tryck

86 Tekniska sou 1974:56 redogörelser

Tu rb in hall turbine ha/I

7r 7 - H› t Reaktorhall LJ reactor hall

I

3: 34 DUBBEL PS-INNESLUTNING I VÄTTBERG double PS containment Figur in wet rock tillförsel _ _ _ __ dränering av vatten _ _____ 4 _ m _ _ _ mJCCIIOH drainagc 01 water

om den tryckbärande inneslutningen stöder och tryckvågor inifrån, mot berget - som yttre inneslutning med hög mekanisk styrka berget kan utnyttjas

Nackdelar

- omfattande grundvattendränering kan krävas existerande - delvis ny teknik för bergarbetena måste tillämpas eftersom med så stora spännvidder som här kan bli aktuella bergrum ej utförts - hos bergrummet medför begränsningar i begränsning i spännvidd

möjliga planlösningar - kan försvåras brandbekämpning - uppkommer på grund av mer omfattande byggnadshögre kostnader arbeten, avsteg från standardlösningar och ökad byggtid

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 87

b) gropförläggning kontra bergrum på normalnivå i förhållande till vattenrecipienten Fördelar planlösningen kan göras friare - kan bli lättare brandbekämpning - mindre dränering av grundvatten krävs - kostnaden blir troligen lägre

Nackdelar - skydd mot yttre och inre missiler försämras inneslutningen kan ej stödjas mot berget på ovansidan berg kan ej användas som yttre skal uppåt ien dubbel inneslutning c) djupförlagt bergrum kontra bergrum i normalnivå: Fördelar berget kan lättare tätas med hjälp av grundvatten

Nackdelar - vid haveri på kylvattensystem finns risk att delar av bergrummen vattenfylls grundvattendräneringen försvåras

Frågor som kan kräva speciellt beaktande i närlágen Dagens reaktorinneslutningar är utförda så att de, även vid fel på

enstaka komponenter och system, skyddar omgivningen från allvarliga

verkningar även vid mycket svåra haverier. Det krävs således kombinationer av brott på primärsystemet och funktionsfel hos säkerhetsanordningarna för att större mängder aktivitet skall frigöras. Det är emellertid möjligt att en viss mycket låg sannolikhet för ett stort aktivitetsutsläpp vilken accepterats i en glesbygd ej anses tillräckligt låg för en utpräglad närförläggning. Utredningen har därför ägnat särskild uppmärksamhet åt sådana egenskaper hos reaktorinneslutningarna som påverkar sannolikheten för mycket stora haverikonsekvenser i omgivningen. Som framgår av konsekvensberäkningarna i kapitel 6 innebär ett utsläpp i marknivå att konsekvenserna kan bli avsevärt mycket större än vid höjdutsläpp. Haveriförlopp som kan resultera iutsläpp och spridning på låg höjd måste därför förebyggas så långt möjligt är. Ett sätt att säkerställa höjdutsläpp är att använda en dubbel inneslutning där spalten mellan skalen anslutes till en skorsten. Haveriförlopp som kan resultera i frigörelse av stora aktivitetsmängder ur härden samtidigt med en försämring av inneslutningsfunktionen måste ges extremt låg sannolikhet. Sådana haveriförlopp kan tänkas uppkomma i samband med explosioner av olika slag utanför eller inuti inneslutningen. Ett stort brott på reaktortanken är exempel på ett sådant haveri där såväl losslitna tankdelar som tryckfenomen kan äventyra inneslut-

88 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

nings täthet. Liknande problem kan uppstå genom störtande flygplan, sabotagehandlingar, jordskalv 0.d. Det är också möjligt att ett haveri som till en början inte ger några utsläpp till omgivningen i en senare fas utvecklas så att inneslutningens täthet förloras. Detta skulle kunna tänkas ske genom detonation av bildade brännbara gasblandningar eller genom att härdens bränsle inte kan hållas tillräckligt kylt. l det senare fallet är det åtminstone teoretiskt möjligt att smält bränsle kan tränga igenom inneslutningens botten och aktivitet den vägen frigöras till omgivningen. Det bör i detta sammanhang framhållas att ett haveriförlopp som snabbt frigör stora aktivitetsmängder till omgivningen ger utsläpp som innehåller så stora värmemängder att de stiger till större höjd i atmosfären än vad som motsvarar den ursprungliga utsläppshöjden. Aktivitet som når omgivningen genom att smält bränsle eventuellt tränger ut genom inneslutningens botten kan ej tänkas bli luftburen i någon större utsträckning vilket begränsar de omedelbara konsekvenserna. Visserligen kan aktiviteten spridas med grundvattenströmmar men i sådana sammanhang finns stora möjligheter till kontroll och omhändertagande av den. En inneslutning i bergrum kan ges hög motståndskraft mot mekanisk både utifrån och inifrån. Potentiella möjligheter finns också att påverkan erhålla en hög läcktäthet. Kommunikationstunnlar och genomföringar till omgivningen utgör dock möjliga läckvägar vars avtätning måste verifieras noga om bergförläggning skall kunna tillskrivas en radikalt högre säkerhetsnivå än en inneslutning ovan jord.

3.5 Erfarenheter av stora lättvattenreaktorer

Inledning Erfarenheterna från stora lättvattenreaktorer samlas och utnyttjas systematiskt i samband med teknikens vidare utveckling. Såväl positiva erfarenheter som störningar av olika slag analyseras i detalj, speciellt om de gäller utrustning eller förhållanden av betydelse för säkerheten. Ur och allmänhetens synvinkel är frågan om storleken av de omgivningens radioaktiva utsläppen från kärnkraftverken avgörande vid granskning av erfarenheter rörande verkens säkerhet. Även annan erfarenhetsinformation, såsom tillgänglighet för kraftproduktion, statistik över yrkesmässiga l stråldoser och olycksfall i arbetet, kan dock bidra till att skapa en bild av exempelvis Nuclear Engineering Int, anläggningarnas säkerhetsegenskaper. oktober 1973. Den sammanlagda drifttid som hittills registrerats för kraftreaktorer av 2 alla slag i världen rör sig enligt en uppgift från IAEA om över l 000 år. IAEA - Operating Av dessa står lättvattenreaktorer med effekter över 100 MWe för över experience with nuclear power stations in member 200 år, en andel som snabbt ökar eftersom huvuddelen av utbyggnaden i states in 1972. lAEA-l55. Sammanvärlden f.n. utgörs av BWR och PWR från olika leverantörer.

3 över erfarenheter presenteras återkommande i fackpressen

ställningar exempelvis Jahrbuch der Atomwirtschaft 1973. och av IAEAZ m. fl. institutioner?

SOU 1974: 56

Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 89

A ktivitetsu tsläpp

l de flesta fall har aktivitetsutsläppen till både luft och vatten varit mycket mindre än vad myndigheterna tillåtit. Detta förhållande gäller såväl normalutsläpp som i samband utsläpp med de störningar som inträffat. En sammanställning över utsläppen från några större kärnkraftverk återfinns i avsnitt 6.4. Det har förekommit vid enstaka verk att drlftledningen varit nödsakad att begränsa reaktoreffekten under viss tid på grund av besvärligt höga aktivitetsläckage från bränslet. Sådana läckage har givit både för höga strålnivåer inom anläggningarna och för hög utsläppstakt via aktiva avgassystemet för att vara förenliga med gällande gränsvärden. l intet fall har dock problem med för höga årsdoser uppstått vare sig för personalen eller i omgivningen. Självfallet har således än mindre några hälsoeffekter kunnat påvisas bland allmänheten.

Yrkesskador

Driften vid kärnkraftverk har varit mycket gynnsam ur yrkesskadesynpunkt. De skador som inträffat har varit av samma som vid typ konventionella anläggningar med ur yrkeshygienisk synvinkel liknande miljö, t.ex. oljekraftverk och processindustri. Skadeorsakerna har således varit tappade föremål, fall från ställningar, utströmmande het ånga 0.d. Frekvensen av sådana skador har varit av lägre än i annan verksamhet liknande karaktänl Stråldoserna bland kraftverkens personal och entreprenörsanställda som deltagit i översyns- och reparationsarbeten har hållits inom föreskrivna gränser. Antalet personer som i sådana sammanhang behövt utsättas för yrkesmässiga doser har dock i regel blivit större än förutsett. Detta har medverkat till att de sammanlagda doser som dessa personalkategorier erhållit också blivit relativt stora. Med ökad erfarenhet av förekommande arbetsoperationer samt genom konstruktiva förbättringar på kommande kraftverksenheter förväntas dessa doser kunna reduceras.

Tillgänglighet

Ett kraftverks tillgänglighet för kraftproduktion kan representeras av den andel av total tid som verket har producerat kraft, eller vid behov hade kunnat göra det. Uttryckt på detta sätt brukar ta tillgänglighetssiffran hänsyn till att verken viss del av året planmässigt stängs för översyn och bränslebyte (energitillgänglighet under icke revisionstid). Av tabellerna 1 3:V och 3:V] The Safety of framgår att tillgängligheten för kärnkraftverk i allmänhet nuclear power reactors stiger under första tre-fyra driftåren och tabellerna tyder även på att (Light water-cooled) moderna aggregat visat bättre tillgänglighet än de äldre. På basis av ett

sådant erfarenhetsmaterial har CDLZ wålfââgøfââiüittâsvá

som grund för sin planering antagit

att USAEC) washiggton

kommande kärnkraftverk får en energitillgänglighet under icke D.C. (juli 1973). revisionstid som stiger från 65 % det första året till 90 % det fjärde och ___ 2 _ _. _. _ _ __ _ u , _ __ __ , , Sveriges elforsorjmng foljande år. Planmassig avstallmngstid beraknas darvrd vara sju veckor per 1975 _ 1990_ år_ 1972 års studie. CDL.

90 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Tabell 3: V. Energitillgänglighet (%), under icke revisionstid Energy availability in percent, refueling and maintenance periods deducted

Driftår 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 Year of operation

BWR upp till 400 MWe 65 75 85 90 93 89 90 80 85 78 400 MWe och större 68 90 - - - - - - - -

PWR upp till 400 MWe 67 63 71 61 69 77 84 47 81 90 400 MWe och större 60 88 94 95 - - - - - - Samtliga Total 63 73 79 78 79 82 86 64 82 84 Upp till 400 MWe = less than 400 M We 400 MWe och större = 400 MWe and over

Tabell 3: Vl. Energitillgänglighet (% , under icke revisionstid för aggregat tagna i drift år 1968 och senare Energy availability in percent, refiteling and maintenance periods deducted, for units taken into operation 1968 or later Driftår 1 2 3 4 Year of operation

upp till 400 MWe 73 84 83 92 68 91 - - 400 MWe och större Källa (Tab. 3: V och 3: VI): Holmin, N. Kärnkraftens tillgänglighet. liRA 1973: 5, p. 96. Source

Jämförelser mellan kärnkraftverk och koll eller oljeeldade anläggningar ger inga större skillnader i tillgänglighet för enheter med samma effekt. Sådana jämförelser måste emellertid göras med viss försiktighet om de skall användas som måttstock på teknisk problemfrihet. Ett och - felfunktion av en osv. samma fel täthet, felsignal, komponent tolereras ofta utan åtgärd i en konventionell anläggning, medan det i ett kärnkraftverk kan leda till ovillkorligt krav på effektreduktion eller avstängning.

Uppföljning av information om tillbud och störningar

Enligt ovan har inget reaktorhaven med direkta verkningar i omgivningen inträffat med kommersiella kraftreaktorer. Uppskattningen av riskerna för omgivningen från haverier i kärnkraftverk måste därför baseras på teoretiska överväganden. I detta sammanhang är insamling och analys av uppgifter om störningar av olika slag ytterst värdefulla. Dessa uppgifter ligger även till grund för en fortgående översyn av konstruktionskrav, specifikationer, drift-, underhålls- och inspektionsåtgärder som sker hos som tillverkare och Framför allt AEC i såväl myndigheter kraftföretag. Förenta staterna för sedan åtskilliga år en omfattande statistik över alla

SOU 1974: 56

Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 91

fel och störningar som inträffar inom kärnkraftverk. Detta gäller såväl utrustning som är speciell för reaktorsystem som annan mera konventionell utrustning. Denna rapportering av förloppen och analys av deras orsaker ger värdefulla riktlinjer för förbättringar av olika slag. För detaljerade uppgifter om inträffade tillbud, missöden och haverier hänvisas till ovannämnda sammanställningar från IAEA och till AECs olika publikationer. Härnedan kommer endast att göras vissa allmänna kommentarer rörande händelser med speciell betydelse för säkerhetsbedömningen. I många fall har de refererade händelserna redan lett till korrigerande åtgärder, som gör att de specifika fel det varit fråga om sannolikt ej uppträder på nytt. Till de vanligaste felen under tillverkningsskedet hör bearbetning till fel mått, användande av felaktigt material och användande av felaktig eller ännu icke färdigutvecklad svetsmetodik. av alla fel Merparten upptäcks emellertid vid de kontrollmoment som hör samman med tillverkningen. Kravet på låg sannolikhet för fel och felfunktioner inom de säkerhetsmässigt mest betydelsefulla systemen gör att noggrannheten vid kontrollen av en komponent alltid görs beroende av dess betydelse ur säkerhetssynpunkt. Felaktiga komponenter kan dock ändå levereras och installeras, varvid ofullständig kontroll (t. ex. vid stickprovsförfarande), inadekvat kontrollmetod eller den mänskliga faktorn genom misstag av kontrollpersonal är de vanligaste orsakerna. Skador även på stora komponenter som reaktortankar och värmeväxlare har förekommit både i samband med transportmissöden och vid lagring med bristande skydd mot rostangrepp. De omfattande provprogrammen som genomförs innan ett kärnkraftverk tas i drift är utformade så att de fullständigt skall täcka alla förutsedda driftfall och felfunktioner. Speciellt viktig är denna fullständighet när det gäller felkopplingar ielektrisk utrustning. Montagesvetsfel och fel i upphängningar av rörsystem kan äventyra hållfastheten hos sådana system. Detsamma gäller för komponenter ingående i byggnader och fundament, där exempelvis förstärkningar kan ha utförts på felaktigt sätt. På samma sätt som för tillverkningsskedet gäller att kontroller och övervakningar för att förhindra dylika fel under montageperioden anpassas till den betydelse för säkerheten som respektive montage har. Provdriften är den tid då anläggningen trimmas in, då de olika systemens och anläggningens prestanda och funktion verifieras. Under denna period sker en slutlig injustering av de olika funktionerna. Provdriften måste läggas upp så att den täcker bl.a. alla operationer under en driftperiod från ett bränslebyte till nästa. Under provdriften visar sig eventuella principiella eller systematiska fel i uppbyggnaden eller montaget. Flertalet av uppträdande fel under en provdriftperiod ger direkt upphov till förbättrande åtgärder för stationen ifråga. Det stora flertalet fel elimineras i samband med anläggningens tillblivelse fram till och med provdriftsskedet. Vissa av fel typer uppträder dock inte förrän i samband med att verket tagits i rutinmässig drift respektive hunnit drivas en längre tid. Såsom tidigare påpekats har stora lättvattenreaktorer hunnit ge ca 200 driftsår erfarenhet totalt och

92 Tekniska sou 197455 redogörelser

Tabe|| 3:Vll a. Huvudorsaker till händelser av betydelse för säkerheten iamerikanska kraftreaktorer Primary and major cvontributing causes of events of safety significance Obs: Vissa händelser kan ha mer än en orsak Note: Some occurrences may have more than one cause

1970 1971 1972

(1) Fel på passiva komponenter Failure ofpassive components 22 (43.2 %) 17 (20.5 %) 27 (22.5 %)

(2) l-el på eller felfunktion hos aktiva komponenter Failure or malfunction ofactive components 21 (4l.2 %) 51 (6l.5 7b) 83 (69.2 %)

(3) Mänskligt felhandlande Human failure 8 (15.6 %) 15 (18.0 %) 10 (8.3 %)

51(l00%) 83 000%) 120 (100%)

Tabell 3: Vll b. Medelfrekvens av händelser enligt tabell 3: Vll a (antal händelser per driftår) A verage rates (per year of operation) 0f Occurrences in table 3. VII a

1970 1971 1972

(1) l-cl på passiva komponenter 1,4 l 1,8

(2) Fel på eller felfunktion hos aktiva komponenter 1,8 3 4,3

(3) Mänskligt felhandlande 0,5 0,8 0,5

Källa: The safety of nuclear power reactors (light water-cooled) and related facilities. WASH-1250, USAEC, Washington D.C. (juli 1973) Source

en hel del information om fel och störningar har därför redan samlats. Som i andra sammanhang fordras dock långtgående tekniska påpekas för att man skall kunna erfarenheter i konkreta fall. likheter tillämpa Större betydelse torde den samlade erfarenheten ha genom att påverka konstruktions- och andra krav av mer generell natur. Vissa av fel och störningar kan direkt återföras på den snabba typer som kännetecknat såväl kärnkraftverken som ökning i aggregateffekt, och kolkraftverk. En stor del av driftstörningarna har orsakats av oljeoch av system som ej är specifika för konventionella komponenter kraftreaktorer. kan här nämnas turbinen med tillhörande Speciellt utrustning. En amerikansk sammanställning över inträffande händelser av betyför säkerheten i tabellerna 3:Vll a och b. Orsakerna till delse återges har där delats upp i tre grupper: fel på passiva respektive störningarna aktiva samt mänskliga felhandlingar. Passiva komponenter komponenter och värmeväxlartuber, aktiva är ventiler och är exempelvis rörledningar manöverdon av olika signalgivare o.d. En viss ökning i slag, pumpar,

SOU 1974: 56

Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 93

antalet fel per år och anläggning kan noteras för fel på aktiva men AEC anger att denna ökning delvis beror på en skärpt komponenter, definition av begreppet händelse av betydelse för säkerheten. Av speciella problemtyper som under tilldrar uppträtt drift, sig avvikelser från det förutsedda beteendet hos bränslet särskilt uppmärksamhet. Bränsleskador har inträffat och givit ökade aktivitetskoncentrationer i primär- och avfallssystem. Förtätning av bränslet har resulterat i att oxidkutsarna inne i kapslingsrören krympt, varigenom för kapslingen vissa bränsletyper utsatts för icke förutsedda påkänningar. Till en del kan detta problem lösas genom trycksättning av kapslingsrören vid tillverkningen. En sida av detta problem som måste åtgärdas på annat vis har att göra med kylfunktionen vid ett stort brott på primärsystemet. Förtätningen kan nämligen leda till att större värmemängder lagras upp i bränslestavarna och till sämre värmeöverföring mellan kutsar och kapsling. Dessa fenomen skulle i sin tur kunna göra att förhållandena under en härdnödkylningssituation blir än vad som ogynnsammare antagits vid tidigare säkerhetsanalyser. I awaktan från på resultat förbättrade beräkningsmodeller och säkrare data på värmeöverföringen har AEC valt att föreskriva temporärt för vissa lägre bränslebelastningar amerikanska lättvattenreaktorer. Detta har sedan resulterat dels i sänkt maximal effekt för ett antal reaktorer, dels i andra bl.a. åtgärder, konstruktiva omändringar och experiment för klarläggande av värmeöverföringen under nödkylning. Motsvarande prövning av dessa förhållanden pågår även för svenska kraftreaktorer och har lett till modifieringar. Problemet med förtätning har dock ej förekommit generellt vid bränsle från alla tillverkare och synes kunna elimineras med lämplig tillverkningsteknik. Bland andra allvarligare fel som uppträtt i själva reaktorn kan nämnas att fall med fastnande styrstavar nu är kända och fall av funktionshinder för snabbstopp inträffat Utvecklingen av snabbstoppsystemen mot både diversifiering och ökad redundans berörs i avsnitt 3.6. Vissa tryckvattenreaktorer har haft problem med vibrationer i härdkonstruktionen. För att eliminera dessa vidtogs relativt omfattande ändringar på redan färdigställda reaktorer. Nya anläggningar utförs med annan konstruktion på de delar i tanken som gav upphov till vibrationerna. Fel som lett till frigörelse av kylmedel från har primärsystemet l inträffat vid såväl BWR som PWR. För den förra reaktortypen har Technical report on sammanställtsz åtta anticipated transients fall, där primärmedium blåsts av som ånga till without scram for reaktorinneslutningen av en eller annan anledning. l samtliga fall watercooled power fungerade ,härdnödkylningen och överhettning av bränslet förhindrades så reactors WASH-1270 att aktivitetsfrigörelsen till omgivningen blev försumbar. Dessa händelser USAEC, Washington D.C. (sept. 1973). visar på betydelsen av det försvar på djupet” som ingår i reaktorkon- 2 struktionerna. Detta djupförsvar minskar i effektivitet om säkerheten MORRIS, P, mot från ENGELKEN, R H, oavsiktliga utsläpp primärsystemet skulle bli för dålig. Hela Safety experience in the skyddet mot aktivitetsfrigörelse till omgivningen får då bäras av operation of nuclear bränslekapslingen och härdnödkylningen samt reaktorinneslutningen. En power plants. Proceedings observation ofa symposium Jiilich av intresse som gjorts i samband med dessa händelser är att i febr 1973. flera fall har personalingripanden lett till att förvärra situationen. IAEA-SM-169/47

SOU 1974: 56 94 Tekniska redogprelser

Flera PWR-anläggningar har haft problem med läckage från primär-

sidan till sekundärsidans turbinånga via skadade värmeväxlartuber. l de

flesta av dessa fall har dylika skador i fortsättningen kunnat undvikas

av de kemiska egenskaperna hos sekundärsidans vatten. l genom ändring något fall saknas fortfarande en fullständig förklaring till läckagen. lnte

heller dessa fel har dock lett till annat än försumbara doser i

Däremot blev de sammanlagda stråldoserna för reparationsomgivningen. stora. Med ny teknik för tätning av läckande personalen till en början

värmeväxlartuber har dock dessa doser kunnat nedbringas.

och i deras funktion har uppmärksammats och Fel på ventiler

bland annat ien ABC-undersökning* Analysen visar att

detaljanalyserats eller felfunktioner förekommit vid lättvattenreaktorer från sådana fall amerikanska tillverkare och berört ventiler med anslutningssamtliga från 40 till 700 mm från åtminstone tio av de största diametrar till och arten av felen har varierat starkt. Fel ventiltillverkarna. Orsakerna eller har dock varit ungefär hos drivdon, kraftförsörjning signalgivare Frekvensen av ventilfel dubbelt så vanliga som fel hos själva ventilerna.

rört sig mellan 2 och 8 fel per anläggning och år. Den har i medeltal minskade inte heller med tiden under den period som undersökningen

bedrevs, utan ökade snarast. i brandceller och från varandra skilda Krav på konsekvent uppdelning

kabelstråk för kraftförsörjning ställs numera på alla kärnkraftstationer.

av att bränder inträffat såväl under Vikten av detta understrykes

som under provdrift och drift. Särskilt allvarliga ifråga montageperioden om materiella skador har kabelbränder visat sig vara.

kärnkraftanläggningar så att Det är en genomgående strävan att utföra

alla snabbt erforderliga åtgärder sker automatiskt. l Sverige tillämpas

skall behövas förrän 30 min efter det regeln att inget operatörsingripande Det ändå inte att utesluta att snabba en störning inträffat. går i vissa fall skulle kunna begränsa ett missödes konseoperatörsinsatser av kommentaren rörande personalens handlande kvenser. Såsom framgick med avblåsning från primärsystemet i olika BWR-anläggvid tillbuden om denna möjlighet till ingripande är generellt ningar kan det ifrågasättas

säkerhetsfrämjande. vid 7 amerikanska reaktorer

Vid en analys2 av totalt 67 snabbstopp

10 berodde på felaktigt initierade MORRlS, P, ENGEL- visade sig endast 9 vara motiverade. och 25 på mänskligt handlande. Det KEN, RH Safety experi- signaler, 23 på direkta instrumentfel ence in the operation of att uppmärksamma människan som möjlig är således mycket viktigt nuclear power plants. människa och maskin, så i samverkan mellan Proceedings of a sympo- felfungerande komponent l detta sammanhang kan sium Jülich febr 1973 som bl. a. skett inom det moderna trafikflyget.

lAEA - SM - 169/47 för träning av driftpersonal för båda de i Sverige noteras att simulatorer 2 i landet. lin aktuella reaktortyperna i dag är under uppbyggnad HAGEN, li W, Reactor av ett fullständigt manöverrum vars instruavailability and station simulatoranläggning består

reliability for continuity till en dator, som simulerar den verkliga reaktorns mentering är kopplad of service. Nuclear Safety beteende vid de flesta tänkbara manövrer. (1971) Vol 12 No 5.

SOU 1974: 56

Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 95

A vslu tning

Erfarenheterna från kraftreaktorer i drift understryker vikten av pågående insatser från såväl myndigheter som tillverkare och kraftföretag. Bland sådana insatser kan nämnas - Standardisering av beprövade komponenter och system kvalitetsgaranterande åtgärder såsom detaljerade och oberoende inspektioner under alla stadier av tillverkning och byggnad - omfattande provprogram under provdrift och irutindriftsfasen - av normer fastläggande och detaljerade konstruktionskriterier på säkerhetsområdet.

Som en naturlig följd av att man rör sig med en ny teknik i utveckling, saknas viss underbyggnad i form av normer, specifikationer och kontrollföreskrifter. Detta har ofta lett till att extra säkerhetsmarginaler införts vid beräkningar och dimensionering. Stora personella resurser har också disponerats för dessa frågor men omfånget av den kvalificerade insats som erfordras synes hittills ha varit underskattad. Redan accepterade principer för att garantera viktiga säkerhetsfunktioner, synes tillfredsställande om de tillämpas konsekvent. Sådana funktioner säkras genom redundans, dvs. genom flera av varandra oberoende system eller komponenter med samma uppgift och med sådan överkapacitet att en eller flera enheter kan få fela utan att funktionen uteblir eller blir Vidare diversifieras otillräcklig. i viss utsträckning varandra ersättande system och komponenter, dvs. de ges olika utformning, funktions- och drivsätt. Möjligheten att bygga en säkerhetsbedömning av en kraftreaktor direkt på erfarenheter från andra liknande reaktorer är begränsad om inte likheten sträcker sig så långt att konstruktionerna verkligen är tekniskt analoga på alla väsentliga punkter. En detaljerad genomgång erfordras från fall till fall, varvid inte minst för verifikationsläget föreslagna tekniska lösningar har sitt intresse. Hittillsvarande erfarenheter av de aktuella lättvattenreaktorernas egenskaper är begränsade och tekniska fel har inte saknats. Ändå bör det åter framhållas att påverkan på omgivningen hittills kunnat hållas helt försumbar, både i normaldrift och vid missöden av olika slag. Det synes således som om de tillämpade principerna med flerbarriärinneslutning av radioaktiviteten, hög teknisk kvalitet, redundans och diversifiering hittills hade resulterat i tillfredsställande säkerhetsmarginaler för att uppväga existerande osäkerheter i erfarenhetsunderlaget.

3.6 Utvecklingstendenser för lättvattenreaktorer

Inledning

Utredningens överväganden av kvantitativt slag har baserats på analys av BWR- och PWR-konstruktioner som tas i drift i mitten på l970-talet. Motivet härför har varit att en eventuell närförlagd reaktor bör

96 Tekniska redogörelser

representera en väl etablerad teknik, prövad i rutinmässig drift. Utvecklingen från dessa referenskonstruktioner till dagens och morgondagens kraftreaktorer innebär dock i många avseenden säkerhetsförhöjande ändringar. Detta avsnitt skall i korthet beröra utvecklingstendenserna för lättvattenreaktorerna. Eftersom referenskonstruktionerna härstammar från ASEA-ATOM respektive Westinghouse har specifik information i huvudsak hämtats från dessa företag. Bland olika målsättningar som styr kraftreaktorutvecklingen kan anges - utan prioritetsordning -

l) Lägre anläggningskostnader 2) Lägre driftkostnader 3) Högre tillgänglighet 4) Högre säkerhet och mindre miljöverkningar

Ofta men ej helt generellt torde dessa målsättningar kunna komma i konflikt med varandra.

Allmänt Medan referenskonstruktionerna motsvarar effekter i området 600 - 800 MWe, har aggregatstorleken framför allt i Förenta staterna och Västtyskland drivits upp till 1300 MWe i många fall. Detta har skett utan större ändringar i härd- eller tankdimensioner och med begränsning av anläggnings- och driftkostnader som motiv. I genomsnitt har därvid belastningen (mätt som effektuttag per volymsenhet) på härden ökat. Denna tendens går i motsatt riktning mot önskemålen om säkrare marginaler för härdnödkylningen. Sådana marginaler kan dels erhållas genom konstruktionsförbättringar, dels genom effektbegränsningar och jämnare fördelning av effektuttaget över härdvolymen. En fortlöpande glidning i aggregatstorlekarna motverkar också en ur säkerhetssynpunkt önskvärd Standardisering av komponenter, system och lay-out vid kraftverken. Standardiseringen kan dessutom förutsättas minska driftkostnaderna och öka tillgängligheten för kraftleverans. Standardiseringssträvanden kännetecknar sedan en tid tillbaka flertalet reaktortillverkare och har mött ökad förståelse även på kundsidan. l Förenta staterna har en del kraftföretag bildat en sammanslutning (SNUPPS) för genemsam upphandling av standardiserad materiel. På liknande sätt noteras en ökande övergång till fabriksmonterad utrustning, delvis beroende på att fältarbeten tenderar att Öka i kostnad snabbare än verkstadsarbeten. Säkerhets- och kvalitetsmässigt innebär detta en fördel, eftersom verkstadsmiljön i de flesta fall ger bättre förusättningar för ett riktigt utfört arbete. I Förenta staterna marknadsförs även hela kärnkraftverk som avses tillverkas i fabrik och levereras på flytande plattformar för kustförläggning. De ivissa fall låga tillgänglighetsvärdena för kraftreaktorer (avsnitt 3.5) kan leda till krav på systemförenklingar och än mer ökad kvalitetskontroll i framtiden. I detta sammanhang får tillförlitlighetsanalysen ökad betydelse. Allteftersom informationen om drift- och komponenterfaren-

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 97

heter växer med bl.a. säkrare felfrekvensdata, blir det också möjligt att med större precision bestämma hur olika system skall utformas med hänsyn till såväl total ekonomi som miljösäkerhet. Någon förändring i det principiella säkerhetstänkandet är inte att vänta. Även vid framtidens reaktorer kommer således miljösäkerheten att bygga på flerbarriärprincipen, redundans och diversifiering av viktiga system samt omfattande kvalitetsgaranterande insatser. Stor betydelse för säkerheten har den fortlöpande utbyggnaden av normer och föreskrifter, som sedan länge försiggått i Förenta staterna, men där även andra länder gör betydelsefulla insatser. Dessa normer och kriterier har en starkt styrande inverkan på reaktorkonstruktionerna. Bland amerikanska föreskrifter kan nämnas l)AECs General Design Criteria (10 CFR 50, Appendix A, 7 juli 1971) 2) AECs nödkylningskriterier (december 1973) 3) AECs Regulatory Guides. Dessa utkommer successivt och omfattande vid årsskiftet 1973/74 ca 70 guider.

4)lEEEl standards

5) ASME codesz

Den svenska säkerhetsmyndigheten tillämpar i huvudsak samma föreskrifter som AEC. På brandskyddsområdet har i Sverige utförts ett internationellt erkänt pionjärarbete vilket resulterat i speciella brandför-

svarsnormer för kärnkraftanläggningan3 De svenska normerna för tillåtli-

ga utsläpp av radioaktivitet och tillämpningen av dem kommer sannolikt inom det närmaste halvåret. Arbetet med att få sin slutgiltiga utformning dessa normer drivs av Statens strålskyddsinstitut i samarbete med övriga nordiska myndigheter och internationella organisationer. Gränsvärden väntas dock inte väsentligen skilja sig från dem som tillämpades 1970 och som utredningen utgått från.

Byggnader och inneslutning konstruktion utvecklas till större tålighet mot Kraftverksbyggnadernas skador från exempelvis störtande flygplan men även mot påkänningar av den typ som jordbävningar och andra naturkatastrofer medför. Starkare konstruktioner och dubblerade täta skal torde kunna förutses även för andra lägen än nära tätorter. Byggnadernas lay-out och allmänna 1 Institute of Electrical får en starkare prägel av önskemålen om en strikt brandcells- and Electronics Engineers disposition av varandra ersättande 2 indelning och en separation systern, exempelvis American Society of olika stråk för härdnödkylning. Byggnaderna kan också väntas utföras så Mechanical Engineers, försvåras och deras verkningar I detta ger ut föreskrifter att sabotagehandlingar begränsas. bl a gällande tryckkärl kan noteras att IAEA uttryckt intresse för en studie av sammanhang o dyl för bruk inom underjordsförläggningars säkerhetsegenskaper. kärnkraftsektorn. 3 Någon indikation på att nuvarande inneslutningar är otillräckliga ur Anvisningar ang brandförsvaret vid kärnsäkerhetssynpunkt finns ej. Som ett led i etablerandet av ett flertal kraftverk, Svenska oberoende försvarslinjer mot haverier synes _det ändå som om utveck- Brandförsvarsföreningen lingen av reaktorinneslutningar går mot än mer avancerade former. I (1972)

98 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

extremfall skulle inneslutningen då tåla både initialeffekterna av stora tankbrott tryck och chockvågor, hög temperatur och kringslungade missiler - och av en bränslehärd helt utan verkningarna fungerande nödkylning. För detta krävs experimentella och beräkningstekniska uppgifter om hur en okyld härd beter sig och hur den påverkar omgivande konstruktioner. Ett fullständigt klarläggande av dessa problem torde innebära mycket stora forsknings- och utvecklingsinsatser.

Reaktortank och -hárd Skulle reaktoreffekterna drivas upp mot 2000 MWe är det möjligt att andra tankkonstruktioner än dagens ståltankar måste tillgripas. Tankar av förspänd betong är därvid en möjlighet, som studeras bl a i ett internationellt samarbete på svenskt initiativ. Betongtankar av detta slag avses ge säkerhetsmässiga fördelar genom en ännu lägre sannolikhet för stora brott än vad dagens ståltankar har. Samma målsättning har ett tyskt utvecklingsarbete som bygger på en stödkonstruktion av betong utanför en konventionell ståltank. Den utveckling som på begränsad sikt har störst intresse ur säkerhetssynvinkel är dock knuten till ståltankar av nu gängse typ. Här är det närmast nya och förfinade kontroll- och inspektionsmetoder som blir av betydelse. Metoderna avses även kunna tillämpas kontinuerligt under drift och därvid kunna upptäcka och identifiera även små defekter. Detta önskemål ställer stränga krav och leder sannolikt till ändringar både i tankkonstruktioner och inspektionsutrustningarna. Inspektionsmetoder som kan komma i fråga innefattar såväl konventionell röntgenkontroll som andra radiometriska metoder, kontroll med ultraljud och analys av ljudemissioner från stälkonstruktionen. Härduppbyggnaden väntas ej ändras väsentligt inom en nära framtid. Av flera anledningar har det varit önskvärt att minska ojämnheter i effektuttaget mellan härdens olika delar. Detta har bl.a. skett genom ändringar i styrstavsutformningen för PWR och genom införande av s.k.

brännbart gift] i bränslestavarna på BWR.

Regler- och avstängningssystem Tillverkarna har utvecklat sina produkter i riktning mot högre redundans, exempelvis utförs ASEA-ATOMs nya reaktorer med 4 separerade stråk både för kontrollsystem och elkraftförsörjning. En ytterligare utveckling mot ökad diversifiering synes också vara att vänta för regler- och snabbstoppsystem. I Förenta staterna har AEC aviserat skärpta krav i detta avseende för snabbstoppsfunktionen.

Hárdnädkylning 1 ett neutronabsorberan- Berörda i olika länder har uttalat sitt förtroende för den myndigheter de material som förbrukas under bränslets tid i principiella uppbyggnaden av dagens härdnödkylsystem. Utan ny experihärden. mentell detaljinformation som talar för en ändring synes det därför

SOU 1974: 56 Kraftreaktorer, funktion och uppbyggnad 99

troligt att eventuella insatser inriktas på en utveckling av existerande system. Som exempel kan nämnas att ASEA-ATOM gått över från två till fyra separata stråk för härdnödkylningen. Vart och ett av de fyra stråken är inrymt i egen brandcell och innefattar separata enheter även för sekundär och tertiär kylning samt dieselgenerator för elförsörjning. Westinghouse nya konstruktion har tre separata stråk. Varje stråk inkluderar där en tryckvattenackumulator, hög- och lågtryckspumpar för vatteninjektering i härden samt värmeväxlare för kylning av återcirkulerat vatten under den senare kylningsfasen. För båda konstruktionerna beräknas nödkylsystemets överkapacitet vara mycket stor. Inte bara för härdnödkylsystemen utan även för andra system med hög redundans erhålles ökade möjligheter till provning av systemen utan inverkan på driften. Sådana provningsmöjligheter är av speciellt stor betydelse för system som inte är idrift.

Miljösynpunkter Stabiliseringsfasen för tekniken att ta hand om rutinmässigt uppträdande radioaktivt avfall med uppfyllande av de nya mycket stränga gränsvärdena för doser i omgivningen är ännu inte slut. Såväl ASEA-ATOM som Westinghouse har konstruerat anläggningar som ger extremt låga avsiktliga utsläpp till omgivningen. Vattenburna utsläpp torde därvid kunna hållas låga och under säker kontroll utan att ny teknik behöver utvecklas. För luftburna utsläpp är problemen mer komplicerade genom att utsläppsvägarna är flera och svårare att kontrollera. Även för dessa utsläpp torde ändå utvecklingen i princip komma att följa redan inslagna vägar. Detta innebär att luft- och gasströmmar som kan misstänkas innehålla radioaktivitet leds till fördröjningsanordningar eller förvaringstankar. Dessa kan ha tillräcklig kapacitet för att hålla största delen av aktiviteten inne till dess den försvunnit genom avklingning. Systemen innehåller dock ofta även filter av något slag - kolfilter, eventuellt kylda är aktuella sådana, och organiska lösningsmedel i detta sammanhang ibland med recirkulationsmöjligheter. Högeffektiva avskiljningsmetoder är svåra att tillämpa på stora luftvolymer, varför speciella insatser krävs för att begränsa och mäta utsläppen via läckage från turbindelen i BWR och utsläpp vid ventilation av PWR-inneslutningar. Totalt ökar de strängare miljökraven också kraven på låga läckage från bränslet, på hög systemtäthet och fullständighet vid mätningen av de luftburna utsläppen. Kärnkraftverkens inre miljö påverkas i både positiv och negativ riktning av övriga säkerhetskrav. Högre kvalitet på bränslet och bättre systemtäthet minskar generellt personalstråldoserna, men ökade insatser på inspektion och större mängder avskiljd aktivitet iavfallshanteringen kan verka i motsatt riktning. Samtliga åtgärder måste därför vidtas med beaktande av önskemålet om minsta möjliga personalexponering. Dettai sin tur leder till att graden av automation och avståndsstyrning ökar, vilket bl. a. slagit igenom i en ny teknik för snabbare bränslebyte vid Westinghouse PWR. På samma sätt torde framtida systemutformning och planlösningar komma att ytterligare präglas av önskan om snabba, enkla och säkra översyns- och reparationsrutiner.

100 Tekniska redogörelser

K ylproblem Uppvärmningen från värmekraftverkens kylvattenutsläpp har i många länder blivit ett problem där kylningen sker till floder eller insjöar. l vissa fall har negativa effekter kunnat beläggas även vid havsvattenkylning, men då har det främst rört sig om recipienter på varmare breddgrader. Stora insatser görs för närvarande i Sverige för att klarlägga eventuella effekter av kylvattenintag och -utsläpp. Detta sker i omfattande undersökningsprogram både före och efter idrifttagning av olika kärnkraftstationer. Förutsättningarna för kylning med havsvatten utan att miljöproblem skapas bedöms vara goda så länge svenska kärnkraftverk lokaliseras till kustområden. Någon teknisk ändring av kraftverkens framtida utformning torde därför ej bli aktuell av kylningsskäl. l de fall ett större verk skulle inlandslokaliseras kan kompletterande kylning med kyltorn bli nödvändig. Tekniken härför är känd och ger inga andra konsekvenser än en något annorlunda - estetiskt och miljöpåverkan klimatmässigt - samt en ökad kraftkostnad. En annan sida av detta problem är att en allmän energiknapphet kan väntas leda till ökat intresse för utnyttjandet av överskottsvärmen från kraftverken. De högre energikostnaderna kan leda till att tidigare icke lönsamma lösningar blir ekonomiskt attraktiva och att helt ny teknik utvecklas på området. Tänkbara tillämpningar kan avse fjärrvärme, industriellt processvärme, fiskodlingar och agrikulturella ändamål.

A vslu tning Några revolutionerande ändringar i tekniken för lättvattenreaktorer är enligt ovan inte att vänta utan i stället en utveckling av redan tillämpade principer i samband med en konsolidering av erfarenhetsläget. Speciellt intressanta utvecklingsobjekt synes vara alternativa reaktortankkonstruktioner, metoder för inspektion av reaktortank och primärsystem under drift samt inneslutningar med extra skydd mot skador utifrån, från tankbrott och från smält härd. Utvecklingstendenserna för lättvattenreaktorer kan inte bedömas fristående från tendenserna för alternativa kraftkällor. Inom de närmaste decennierna synes främst endast andra kärnkraftalternativ kunna få någon större betydelse. Främst bör därvid den gaskylda högtemperaturreaktorn (HTGR) beaktas. Den tekniska utvecklingen för denna reaktortyp ligger emellertid ca 10 år efter lättvattenreaktorema, vilket gjort att utredningen avstått från att diskutera den här. Olika alternativa konstruktioner av snabba bridreaktorer (FBR) kan också bli aktuella men först på ännu längre sikt, 1990-talet eller senare.

4 kärnkraftverk

Lokalisering

av

l detta kapitel skildras först hur lägesvalet för kärnkraftverk bestäms av ett samspel mellan å ena sidan ekonomiska faktorer, främst avstånd för energileveranserna, och å andra sidan miljöförhållanden sammanhängande med bl. a. olika utsläppsfrågor. Vidare beskrivs olika metoder för säkerhetsanalys av kärnkraftverk med hänsyn till omgivningen. Till sist relateras svenska och utländska myndigheters attityder i förläggningsfrågan samt redogöres för befolkningsförhållandena kring lägen, vilka i olika länder godkänts för förläggning av kärnkraftverk.

4.1 Lokaliseringsfaktorer

Många faktorer som spelar in vid val av läge för kärnkraftverk är desamma som för andra värmekraftverk. Hänsynstagandet till konsekvenser av haverier medför vissa extra krav för kärnkraftverkens del, medan bränsleförsörjning och bränslelagring skapar för oljekraftverken speciella krav. Här skall i korthet några viktiga lokaliseringsfaktorer belysas. Det redan existerande systemet för produktion och distribution av elkraft har ett starkt inflytande på lägesvalet för tillkommande stationer och enheter. Fram till 1970-talet svarade vattenkraften för den dominerande delen av elenergiproduktionen i Sverige, vilket framgått av kapitel 2. Figur 4:1 illustrerar detta genom att ange var kraften produceras och konsumeras. Som synes ger vattenkraftens starka koncentration till norra lika dominerande koncentration till de södra Sverige och konsumtionens delarna ett stort behov av kraftöverföring över långa avstånd. Detta leder till att värmekraftverk ur överföringssynpunkt med fördel lokaliseras till Sydsverige. Kraftförbrukningens tillväxt och framtida geografiska fördelning påverkar också Södra och mellersta Sveriges dominans av lokaliseringen. väntas öka under de närmaste decennierna, vilket kan kraftförbrukningen komma att lokaliseringen av nya kraftverk till närheten av påverka Stockholm-Mälardalen, Göteborgs- och Malmö-regionerna. Kraftsystemets totala kapacitet har avgörande betydelse för hur stora aggregat som kan anslutas till olika delar av nätet och i viss mån även för hur stora stationer som kan tillåtas.

102 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

TWh Elf or ru mng b k 250 power consumption I_

Värmekraftproduktion utom kärnkraft therma/ po mer production excl. nuclear

-2 00 Kärnkraftproduktion % % nuclear power production

Vattenkraftproduktion hydropower production -150

-100

70 80 90 70 80 90 Övre + nedre Norrland

- 50

70 80 90 [ - 0 70 80 90 Landet totalt total country

Västra

/ /

_ 90 70 80 90

E3983

Figur 4: 1 PROGNOS FÖR ELFÖRBR UKNINGEN OCH PRODUKTIONEN UPP- DELAD ELOMRÄDES VIS FÖR STADIERNA 1970, 1 980 OCH 1990 Electric power consumption and production prognosis for Sweden 1970, 1980 and 1990. Total and by power distribution regions Källa: CDL I 9 73-10-03 Source:

Lokalisering av kärnkraftverk 103

De kostnadsfaktorer som har det största inflytande vid val av lokaliseringsort är de som har att göra med kraftöverföringen samt med aggregat- och stationsstorlek. l allmänhet minskar priset per installerad kW vid ökande aggregatstorlek, men vissa återhållande faktorer finns också. Det verkar sannolikt att för den närmaste framtiden storleken stannar vid 1100 å 1300 MWe för kärnkraftaggregat och ca 500 MWe för oljekraftaggregat. En speciell typ av lokaliseringsbegränsning erhåller man vid kraftvärmeverk, där långa ledningar för överföring av hetvatten eller processånga ger starkt ökade kostnader. Enligt av riksdagen fastlagda riktlinjer för hushållningen med landets mark- och vattentillgångar bör lokalisering av s. k. miljöstörande industrier till kusten främst i Syd- och Mellansverige begränsas till ett fåtal utpekade områden. Denna strävan bygger på en önskan att reservera så stor del som möjligt av kvarvarande kustområden av naturvårdsskäl och för rekreationsändamål. I detta sammanhang betraktas kondenskraftverk som miljöstörande industri. Dessa synpunkter har utvecklats i Kungl. Maj: ts proposition 1972:1 ll angående regional utveckling och hushållning med mark och vatten som i huvudsak godkänts av riksdagen. Propositionen anger att utbyggnaden av kärnkraftverk i avvaktan på resultaten av pågående utredningar endast skall medges i anslutning till redan beslutade verk i Värö (Ringhals), Barsebäck, Simpevarp (Oskarshamn) och Forsmark. Vid de s. k. obrutna kusterna bör miljöstörande industri helt undvikas och till de s. k. högexploaterade kuststräckorna skall miljöstörande industri förläggas till områden vid Lysekil, Stenungsund, Värö, Karlshamn, Norrköping, Nyköping-Oxelösund och Nynäshamn, figur 4.2. Denna typ av begränsning i lokaliseringsmöjligheterna blir således av stor betydelse för kraftverk av olika slag. Ett nukleärt kondenskraftverk behöver för sin kylning 50 - 60 m3 vatten per sekund och per 1000 MW eleffekt. Även om stationen begränsades till ett eller två aggregat av denna storlek kan sådana kylvattenströmmar endast tas ut i två vattendrag i Syd- och Mellansverige - Göta älv och Dalälven - och i ett fåtal av de allra största insjöarna. För

i kylning med genomströmmande kylvatten vid stora stationseffekter kan

i

därför bara lägen vid eller nära kusten komma ifråga. Det är dock möjligt

i att med hjälp av kyltorn minska eller helt eliminera kylvattenbehovet.

Tabell 4:1 ger en sammanställning över en stations Vattenförbrukning vid

F olika

kylmetoder. Som framgår av tabellen är alternativen med kyltorn

i

avsevärt dyrare än med direktkylning. Kraftverkens behov av tunga transporter talar för kustlokalisering. Tabell 4:11 ger data rörande transportbehoven för olika aktuella aggregattyper med karaktäristiska årliga drifttider. För oljeeldade verk krävs hamnanläggningar för lO å 15 m djupgående fartyg. Vid inlandsförläggning kan förutses extrakostnader för bränsletransporter och för transport av tyngre komponenter under byggnadstiden. För kärnkraftverk är reaktortanken med en vikt av ca 500 ton en av de tyngsta enstaka komponenterna. Under drift tillkommer strålskärmade transportdon för använt bränsle och radioaktivt avfall med enhetsvikter på upp till 100 ton. Sjötransport är icke oundgängligen nödvändig, men medför avsevärda fördelar.

104 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Forsmark

k*

i 7 r

-Jag » o .x ,i

Y. _ .la › ä \

/y

-

Nvköping/

V i 4 / ø ” “ a o *e°5“ I d

ff

/ n v I_ Nynäshamn . | ,, t Norrköping I v . Lysekil s s j .Stenungsund \ x

Värö x I , s_ i ,N .W ;k i,

e

k i:

/ ,i . Karlshamnñ/bx \ \ Y p. V]

7;-\I,.|

Barsebäck/ ä?” ?G

100 km

Obtutna kuster som helt bör undantagas från lokalisering av miljöstörande industri (coast: where no industries which might disturb the environment would be /oca/ized)

Högexploaterade kuster där lokalisering av miljöstörande industrier bör tillåtas på vissa platser (highly exp/oited coasts where industries which might disturb the environment should be permitted in specific o areas)

Övriga kustområden där miljöstörande industrier kan tillåtas (other coastal areas where industries which might disturb the environment, including power p/ants, may be permissib/ei

AV KUSTOMRÅDEN ENLIGT- RIKSDAGENS Figur 4:2 KLASSIFICERING BESLUT 1972 (Geographical guidelines for the utilization of the coasts in Southern Sweden) Källa: Civildepartementet C U 19 72: 35 Source

SOU 1974: 56 Lokalisering av kärnkraftverk 105

Tabell 4:] Alternativ för kylning av 1000 MWe kärnkraftverk Cooling alternatives for 1000 M We nuclear power plant Erforderligt Relativ kraftvattenflöde produktionskostnad Water flow Relative cost of power produced m3 /s %

Havsvattenkylning 50 100 Sea water cooling Öppna våta kyltorn 13a) 110 Open wet cooling towers

Torra kyltorn » 120m

Dry Cooling towers

Kylsjöc) 13°” 102-1056)

Cooling lake Anm a) 0.8 m3/s avgår till atmosfären, resten återföres till vattentakten 0.8 m1 /s released to atmosphere, balance goes to recipient b) Grov uppskattning Rough estimate c) 10 km2 area d) Nettotillförsel till kylsjön Net flow to lake e) Kostnaden beror på typ av sjö och naturliga förutsättningar, helt konstgjord sjö kan ge än större kostnadsökning Depends on type of lake and natural conditions, completely artificial lake may give still higher values

Källa: lnlandslokaliserade kärnkraftverk, CDL (publiceras under 1974) Source

Miljöpåverkan från ett kraftverk kan vara av flera slag, mer eller mindre lätta att utvärdera. För varje läge där överväganden av plansynpunkt samt av teknisk och ekonomisk art gör det lämpligt att placera ett verk, undersöks om de omgivningshygieniska miljökraven kan uppfyllas till rimlig kostnad. Är detta möjligt bör sedan estetiska synpunkter ägnas stor omsorg vid stationsutformningen. Områden med speciellt känslig miljö förutsätts ha undantagits redan i plansammanhang. Miljöpåverkan från industrier kan uppdelas i två olika typer, vilka beaktas på helt olika sätt. Den ena typen är förutsedda miljöverkningar, orsakade av anläggningens normala drift vari inräknas även mindre störningar med relativt väl känd förekomst och verkan. Den andra typen är verkningar av större, sällsynta haverier, vars förekomst icke helt kan uteslutas. I det förra fallet kan normer beträffande tillåtliga värden för olika miljöverkningar uppställas och läggas till grund för dimensionering av reningsanordningar, skorstenhöjder, erforderliga recipientflöden osv.

106 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Tabell 4:11 Transportbehov vid 1000 MWe kärnkraftaggregat Transport requirements for 1000 M We nuclear power plant BWR PWR

Tunga transporter, företrädesvis sjöledes Heavy rransports, mainly by sea Reaktortank + lock 600+125 ton 260+90 ton Pressure vessel + Iid 3-4 st - 300 ton/st Ånggeneratorer, Steam generators, 3-4 - 90 ton Tryckhållningstank Pressurizer Transformator 300 ton Transformer Utbränt bränsle, 5- 10 trp/år 100 ton/trp Used fuel, 5-10 rransports a year

Landtransporter under byggnadstiden Transports by land during construction Lastbilar, tyngre ca 10 ton 50-75 trp/dygn Heavy Iorries about 10 tons ” Lastbilar, lättare ca 5 ton 150-200 light lorries about 5 tons ” Personbilar Cars 600-1000

Exempel på vissa mängder av byggnadsmaterial Examples of necessary building materials Betong ca 300 000 ton Concrete Armering ca 8 000 ton Reinforcement steel Stålbalkar, ca 3 000 ton plåt 0 dyl Steel beams, plates etc Grus, makadam, asfalt 0 dyl ca 400 000 ton Sand, gravel, asphalt etc ton = metric tons; ton/st = tons/unit; trp = transp0rt(s); dygn = day

Källa: Sydkraft 1973-10-30 Source

För att begränsa den senare typen av verkningar förses anläggningen med säkerhets- och skyddsanordningar. Beslut om ett kärnkraftverks lokalisering föregås alltid av en systematisk analys av påverkan på den omgivande miljön. De mera kontinuerliga miljöbelastningarna begränsas genom existerande normer och riktlinjer för tillåtliga föroreningshalter i föda, luft och vatten, för tillåtliga bullernivåer i olika miljöer osv. Det finns även speciella lagar och förordningar samt tillsynsmyndigheter för tillståndsgivning och övervakning av efterlevnaden.

Lokalisering av kärnkraftverk 107

4.2 Säkerhetsanalys och dimensionerande haverier

I Förenta staterna började man tidigt med att utforma såväl forskningssom kraftreaktorernas kontrollsystem och säkerhetsanordningar på ett sådant sätt att miljökonsekvenserna av ett visst dimensionerande haveri icke skulle överstiga vissa gränser. Detta dimensionernade haveri (Maximum Credible definierades Accident, MCA) som det allvarligaste haveri som kunde inträffa med icke helt försumbar sannolikhet. Härvid krävdes att de vid ett sådant haveri uppkomna stråldoserna för människor i omgivningen skulle begränsas så att inga akuta effekter uppstod utanför en skyddzon med 1 â 2 km radie_. Angivna dosvärden som ej fick överskridas vid skyddszongränsen var 25 rad helkroppsdos och 300 rad sköldkörteldos (dosbegreppet och hälsoeffekter av stråldoser behandlasi avsnitt 5.3). Prövningen av reaktorernas säkerhet har i Sverige skett efter liknande principer som i Förenta statema ända sedan koncessionskravet infördes genom atomenergilagen år 1956.

Både i Sverige och utomlands har med tiden säkerhetsanalyserna vuxit

i omfång. Allt fler fiktiva haveriförlopp studeras nu, allt mer ingående funktionsanalyser görs av de system som kan tänkas ge upphov till olyckor och av dem som måste fungera för att reaktorn vid en skada skall stängas av på ett säkert sätt eller återföras till ett säkert driftläge. I stället för ett enda dimensionerande haveri har man således nu ett spektrum av haverier, vilka tillsammans bildar underlag för de krav som från säkerhetssynpunkt ställs på anläggningens samtliga system. Vissa av dessa haverier måste dock framträda som de för omgivningen och allvarligaste därmed styrande för anläggningens konstruktion. På senare tid har denna typ av konstruktionsstyrande haveriförlopp med åtföljande omgivningsverkningar börjat kallas Design Basis Accidents - DBA. Uttrycket saknar vedertagen svensk benämning, men konstruktionsstyrande haverier synes vara en adekvat tolkning. l samband med lokalisering av kämreaktorer har även diskuterats haverier med större konsekvenser än MCA eller DBA. Denna haverityp med extremt stora konsekvenser har kallats maximal hypotetisk olycka (Maximum Accident - Dess sannolikhet har Hypothetical MHA). förutsatts vara så låg att det inte är rimligt att installera speciella skyddsanordningar mot den. Den nu nära 20 år gamla amerikanska rapporten WASH-740 utgjorde ett försök att från den tidens kunskapsläge och med då aktuella reaktorkonstruktioner beskriva en sådan maximal hypotetisk olycka (jämför avsnitt 6.5 Beräknade maximalkonsekvenser för de olika lägena”). Denna och liknande rapport utredningar och beräkningar har haft ett väsentligt inflytande på myndigheternas inställning vad det gäller avstånd från större kraftreaktorer till närmaste tätort. 1 wAsH-740 Theoretical Säkerhetsanalyser baserade på konstruktionsstyrande haverier som possibilities and con-

DBA är enbart inriktade på anläggningens förmåga att tåla och begränsa seqPenceåM mal-m

accidents in large nuclear konsekvenserna av olika haverier utan att några akuta skador uppkommer power plants. (mars i omgivningen. Sådana analyser ger därför inte något utslag för 1957) USAEC.

108 Tekniska redogörelser sou 1974; 56

Antal boende inom givet avstånd noa f m a /tan sms/ h b t de given d Istance OBS! ogammiska skam 10 000 000

q 1 000 000 I J_

100 000 ._:::.:

10 000

10 . u 20 30 40 so km Avstånd från stationen distance from plant

4:3 BEFOLKNINGSFÖRDELNINGAR KRING SVENSKA OCH UT- Figur LÃNDSKA KÃRNKRAFTLÄCEN population distributions around Swedish and foreign sites

6 = Newbold Island, Förenta staterna 1980 7 = Ludwigshafen, Västtyskland 8 = Hartlepool, Storbritannien 1981 9 = Biblis, Västtyskland 10 = Indian Point, Förenta staterna 1980

SOU 1974: 56 av kärnkraftverk 109 Lokalisering

variationer i omgivningsförhållandena. För att få ett mått på skillnaden i omgivningens känslighet för verkningar av haverier måste även ogynnsammare haveriförlopp studeras. Därvid blir det aktuellt att beakta förlopp där olika skyddsanordningar satts ur funktion, där större mängder aktivitet frigjorts och sämre atmosfäriska spridningsförhållanden råder än som förutsätts vid DBA. Detta kan ske genom beräkning av omgivningskonsekvenserna av någon typ av maximal hypotetisk olycka eller med den metodik som beskrivs i följande avsnitt. Trots sina principiella begränsningar har DBA-analyserna varit till stor nytta vid utvecklingen av dagens reaktorer till anläggningar med säkerhetsmässigt jämnstarka delsystem och med en tillfredsställande total säkerhet för de lägen som varit aktuella. Dessa har nämligen åtminstone vad det gäller stora lättvattenreaktorer »- än så länge varit av typen glesbygdsläge med storleksordningen 20 km avstånd eller mer till närmsta större tätort. Detta framgår bland annat av figur 4:3, där befolkningsfördelningarna kring ett antal svenska och utländska kraftreaktorer visas.

4.3 Säkerhetsvärdering av lägen och anläggningar

DBA-analysen resulterar i vissa minimikrav med hänsyn till omgivningen på kraftverkets normala funktioner och dess säkerhetssystem. En fullständigare mer kvantitativ säkerhetsanalys kan motiveras av flera skäl. Främst bland skälen bör nämnas önskvärdheten avsatt kunna genomföra

avvägningar med avseende på risk, nytta och kostnad för olika

kraftkällor och förläggningsplatser. En sådan säkerhetsanalys kan dessutom användas för en mera detaljerad optimering av olika systems uppbyggnad från säkerhetssynpunkt. Analysen inriktas därvid inte enbart på omgivningssäkerheten utan även på anläggningens driftsäkerhet. Denna senare användning har redan gett god utdelning inom kärnkrafttekniken. Ur utredningens synvinkel är dock tillämpning av säkerhetsanalys på kraftverkets inverkan i omgivningen av särskilt intresse. l det ideala fallet borde en säkerhetsanalys ge upplysning om de totala riskerna i omgivningen orsakade av anläggningens existens, men även om riskernas fördelning efter de enskilda haverikonsekvensernas storlek. För kärnkraftverk riktas därvid huvuduppmärksamheten på effekter av radioaktivitetsutsläpp. Praktiskt-tekniskt går analysen så till att varje händelsekedja som kan leda till aktivitetsutsläpp studeras och sannolik- l Observera att risk i heten för fel på berörda komponenter eller på hela systemfunktioner detta betänkande genomuppskattas. Teoretiskt sett skulle på detta vis kunna beskrivas en gående definieras kvantifördelning, som anger sammansättning, aktivitetsmänd och utsläppssätt tativt såsom: sannolikför alla tänkbara samt sannolikheten för vart och ett av heten för en viss händelse haveriförlopp gånger händelsens konseförloppen. Denna fördelning kan sedan med hjälp av sannolikheter kvenser uttryckt i lämpför atmosfäriska spridningsförhållanden och vindriktningar samt befolk- liga mått, medan sannobearbetas till en sannolikhetsfördelning likhet används i betydelningsförhållanden av omgivningssen frekvens med sorten konsekvenser (antal fall av olika hälsoeffekter t.ex.). Den framräknade per år”, per miljon konsekvensfördelningen representerar omgivningsrisken från den studera- driftår e d.

110 Tekniska redogörelser SOU 1974; 56

Frekvens av givet utsläpp antal per miljon år frequency De mi/O V93 oss: logaritmiska ska or

100mm;

1000 i

0.1 _ 10 100 1000 10000 100000 1000000-10000000 Utsläppt aktivitetsmängd Ci Jod-131 release, curies of /adine 131 Figur 4:4 FARMERS FÖRESLAGNA UTSLÄTPSKRITERI UM accidental release frequency limit line

FARMER, F R, Siting Kurvan anger den frekvens med vilken ett haveriutsläpp av viss storlek kan få criteria - a new approach. förekomma. [AEA Symposium on Källa: F R Farmer, criteria - Siting a new approach [AEA Symposium on Containment and Containment and Siting of Nuclear Power Plants, Wien, April 1967 Siting of Nuclear Power Plants, Wien, April 1967. FARMER, F R, Development of adequate risk de kombinationen av läge och aggregat. En fullständig beskrivning av en standard, anläggnings konsekvens-sannolikhetsspektrum är emellertid att omöjlig BEATTIE, J R, BELL, D, göra, bl.a. ligger det i sakens natur att extremt osannolika haveriförlopp A possible standard of risk for large accidental inte låter sig beskrivas. releases. Ett en mera steg mot fullständig säkerhetsanalys har presenterats från IAEA Symposium on brittiskt närmast av F R Farmer håll, och hans medarbetare. Liknande Principles and Standards of Reactor Safety, Jülich, metoder har även tillämpats i Förenta staterna? Farmer föreslår ett Febr 1973. kriterium för sambandet mellan storleken på utsläppet av en viss typ 2 radioaktivitet från reaktorn, och sannolikheten för detta utsläpp, figur Se exempelvis: The safety of nuclear 4:4. Detta samband är tänkt att utgöra en standard för vad som är power reactors (light tillfredsställande säkerhet. Farmers kriterium skiljer sig endast till viss del water-cooled) and från det tidigare beskrivna DBA-tänkandet. Kriteriet är helt knutet till related facilities. WASH-l250, anläggningens egenskaper och beaktar således inte om omgivningen är kapitel 6 med referenser bl a olika från ett fall till ett annat. Detta kriterium är dessutom baserat i (6), (7), (20), USAEC huvudsak på hälsoeffekter av en enda typ - risken för sköldkörtelcancer Washington D.C. - vilket dess användbarhet vid (juli 1973) ytterligare begränsar de analyser som erfordras för närförläggningsutredningens arbete.

SOU 1974: 56 Lokalisering av kärnkraftverk lll

l utredningens analyser har genomgående eftersträvats att för studerade haveriförlopp ange såväl konsekvensen i form av antalet fall av olika hälsoeffekter som en uppskattning av sannolikheten för att denna konsekvens skall uppstå. Såsom det inledningsvis antyddes i detta avsnitt uppstår svårigheter både med att beskriva ett fullständigt haverispektrum och med att ange sannolikheterna i absoluta, verifierade tal. Dessa

svårigheter diskuteras närmare i kapitel 5 ozch 6.

Även ifråga om förutsättningar, som är givna i ett praktiskt aktuellt fall, uppstår vissa problem vid mera generella studier av det slag utredningen haft att genomföra. Sålunda har det varit nödvändigt att utgå från ett begränsat antal varianter av reaktortyper och omgivningsförhållanden. Analysen har således koncentrerats till de två referenskonstruktionerna för BWR respektive PWR. Konsekvenserna av haveriutsläpp från dessa reaktortyper har beräknats under förutsättning att de lokaliserats i anslutning till en modellstad med ca l miljon innevånare och med för södra och mellersta Sverige normala atmosfäriska spridningsförhållanden. Sambandet mellan konsekvens och sannolikhet presenteras här som stapeldiagram enligt figur 4:5 medan Farmers samband visas i figur 4:4 i form av en kontinuerlig kurva. För båda figurerna användes logaritmiska skalor eftersom sambandet över mycket stora intervall i tillämpas sannolikhet och konsekvens. Varje steg på skalorna betyder en tiofaldig Sannolikheten anges i antal händelser per miljon år eller förändring. reaktordriftår. Konsekvensen kan t. ex. uttryckas i antal fall av en viss hälsoeffekt, i antal förlorade levnadsår vid full hälsa eller i kostnader. Samma typ av diagram kan användas såväl för att beskriva vad som anses tillfredsställande från säkerhetssynpunkt, som för jämförelser mellan olika förlåggningsplatser vad beträffar konsekvenser av givna haveri- Det bör observeras att denna typ av diagram beskriver en förlopp. riskfördelning för samhället som helhet och inte för enstaka individer. Den individuella risken från haverier minskar i allmänhet snabbt med avståndet till anläggningen. Både total risk och individuell risk måste beaktas vid en bedömning (jfr kapitel 6). Farmers kriterium gör ingen skillnad på haveriutsläpp och normalutvilket kan synas vara en fördel. Att så är fallet är dock icke släpp, Normer för den löpande driftens förutsedda utsläpp finns självklart. och normernas efterlevnad övervakas mycket strikt. De doser fastlagda i omgivningen kan därvid relativt väl beräknas till sin som uppkommer storlek och sannolikhet. Mot dessa stråldoser svarande hälsoeffekter är däremot oftast av hypotetiskt slag och skall ej ens statistiskt kunna avsnitt 5.3). Helt annorlunda är förhållandena vid påvisas (jämför Dessas sannolikheter är mycket svåra att bestämma och haveriutsläpp. därmed även sannolikheterna för de åtföljande dosfördelningarna i omgivningen. Är stråldoserna kända kan däremot eventuellt uppkommande akuta hälsoeffekter förutsägas med förhållandevis god säkerhet. Sådana akuta effekter kan endast förekomma vid mycket stora utsläpp. Ett referenssamband för bedömning _av säkerheten mot haverier bör vara formulerat så att de samlade olycksverkningarna som medeltal över

112 Tekniska redogörelser sou 1974; 55

Sannolikhet för haverier med konsekvens inom givet intervall, per miljon driftår Prababi/ity of accident with consequence inside given interval, per million reactor years 1 000- OBS! logaritmiska skalor

100-

10-

1-1

0.1-

0.01 -1

0.001 -

0.0001 10 100 1000 10000 Konsekvens (t ex antal fall med viss hälsoeffekt) consequense (Eg. na of cases with a specific health effect) Figur 4: 5 EXEMPEL PÅ STAPELDIA GRAM ANGIVANDE K ONSEK VENS/ SANNOLIKHETS-SAMBAND consequence - probability histogram

lång tid är klart mindre än de beräknade verkningarna av tillåtliga (jfr avsnitt 6.5). Med denna förutsättning skapas en normalutsläpp att relatera haveriutsläppens verkningar till de uppskattningar möjlighet av från samhällets synpunkt tillåtliga - mera normaldriftsanknutna verkningar av joniserade strålning från teknisk och medicinsk verksamhet, som man nått internationell enighet om inom ICRP. En utveckling mot en mera kvantitativ analys av haveririskerna framstår som önskvärd av flera skäl. Det har här framhållits att ett studium av närförläggningsfrågan svårligen låter sig göras utan en säkerhetsanalys av något slag, där även kostnader och nytta för olika tänkbara tekniska alternativ beaktas. Ett sådant kvantitativt grepp gör det också möjligt att belysa frågan om det för närvarande görs så stora ekonomiska uppoffringar på säkerhetsarrangemang inom kärnkrafttekniken, att de ej har sin motsvarighet vare sig för alternativen till kärnkraften inom andra teknikgrenar eller inom samhällslivet i övrigt.

Lokalisering av kärnkraftverk 113

4.4 Myndigheternas behandling av förläggningsfrågor

En redogörelse för svenska och utländska myndigheters syn på möjligheten att förlägga kraftreaktorer av lättvattentyp i eller nära storstäder får huvudsakligen grundas på uttalanden beträffande reaktorer med mer eller mindre glesbygdsbetonad omgivning. Befolkningsfördelningarna kring ett antal inhemska och utländska förläggningsplatser har tidigare visats i figur 4:3. l denna visas samtliga svenska lokaliseringar samt ett antal utländska lägen med särskilt hög befolkningstäthet i omgivningen. För Sveriges del kan här nämnas Värtan-projekten, för Västtysklands Ludwigshafen och för Förenta staternas Zion i delstaten Illinois och Newbold Island i New Jersey. l detta avsnitt skall en del av de specifika synpunkter som framförts från myndigheter i Sverige, Förenta staterna och Västtyskland återges och kommenteras. Myndigheternas attityd i övriga kärnkraftproducerande länder har inte berörts eftersom de inte tillför något väsentligt utöver vad som gäller för övriga länder. För exempelvis Storbritannien beror detta på att landets kåmkraftproduktion baserats på gaskylda reaktorer varför säkerhetsbedömningarna icke direkt är tillämpbara i samband med lättvattenreaktorer.

Sverige De svenska säkerhetsmyndigheternas syn på lokaliseringen av kärnkraftanläggningar framgår av de yttranden som avgivits från tillsynsmyndig-

heten enligt atomenergilagen, delegationen för atomenergifrågor och

dess reaktorförläggningskommitté, i enlighet med vilka Kungl Maj :t beslutat i samtliga tillståndsärenden. De kärnkraftverk för vilka tillstånd hittills har givits har varit förlagda på platser med mycket begränsad bofast befolkning inom 2 km. Delegationen har i princip krävt ett byggnadsstopp innanför denna radie vid samtliga kärnkraftverk men har dock medgivit enstaka undantag. Vid Ågestaverket med väsentligt lägre reaktoreffekt än aktuella kraftverk ökar befolkningstätheten snabbt utanför 2 km-gränsen. Senare tillkomna verk har däremot förlagts så att befolkningen ut till något tiotal km har varit begränsad. För dessa har som koncessionsvillkor krävts följande: För Marviken- och Oskarshamnsstationerna att inom området 2 - 15 km från anläggningen bebyggelsen väsentligen ej bör ändra karaktär. För Ringhals-, Barsebäck- och Forsmarkstationerna att planer på ytterligare bebyggelse utanför 2 km-radien inom ett område ut till någon_ mil från anläggningen bör underställas tillsynsmyndigheten enligt atomenergilagen för prövning innan de fastställes. Delegationen har hittills ej ansett att skäl förelegat till utvidgning av dessa gränser då kraftstationerna utökats med ytterligare kärnkraftaggregat. l stor utsträckning har säkerhetsgranskningen av svenska reaktorer l byggt på samma principer som de man tillämpar i USA, där stora Statens kärnkraftinansträngningar lagts ned på norm- och kriteriesystem för bedömning av spektion fr o mjuli 1974.

114 Tekniska redogörelser sou 1974;5(,

reaktorers tekniska säkerhet. Samtliga koncessioner har därför förenats med krav på en mycket detaljerad redovisning av reaktorsystemens uppbyggnad och funktion. Man kan här notera att säkerhetsredovisningen under uppbyggnadsskedet för en kraftreaktor av välkänd typ beräknas kräva en granskningsinsats från myndighetens sida eller för dess räkning på sammanlagt 8-10 manår. En speciell aspekt togs upp till behandling i samband med Barsebäckverkets koncessionsansökan, nämligen närheten till den planerade flygplatsen på Saltholm i Öresund. Utredningarna beträffande sannolikheten för en flygplanstörtning på verket och möjligheterna av att en allvarlig reaktorolycka skulle uppstå därigenom ledde till slutsatsen att inget hinder förelåg mot att placera verket på aktuellt avstånd från Saltholms föreslagna flygplats, nämligen 13 km. Ändring av ovannämnda praxis för förläggning av reaktorer aktualiserades då Stockholms elverk inlämnade en ansökan att få förlägga ett kärnkraftverk vid Värtan i Stockholm, (se kap 1.1). Beslutet i detta ärende publicerades med ett pressmeddelande 1969-06-27 ur vilket citeras: Delegationen för atomenergifrågor har beslutat tills vidare bordlägga frågan om Stockholms elverks ansökan om tillstånd för ett atomkraftverk vid Värtan för kombinerad produktion av el- och hetvatten. Delegationens reaktorförläggningskommitté har funnit att det krävs ytterligare underlag innan man kan godta en förläggning av stora atomkraftstationer i nära anslutning till tät bostadsbebyggelse”. Ur Reaktorförläggningskommittens remissvar 1969-09-15 med anledning av Vattenfalls utredning Kärnkraft på ostkust citeras följande: ”Kommittén har i sitt arbete på närförläggningsfrågor kommit till den uppfattningen att behov finns av bl.a. erfarenhet från reaktordrift innan ställning tages till närförläggning. Kommittén understödet således en policy där man successivt, under hänsynstagande till vunna positiva drifterfarenheter, närmar förläggningsplatserna till tätbebyggelse. Kommittén villi detta sammanhang framhålla att evakuering kan vara lättare att ordna i industriområden och sommarstugebebyggelse än i bebyggelse med permanent boende. Det är ovisst när ett ställningstagande rörande närförläggning kan tas. Den utredning som Delegationen tillsatt rörande denna problematik bör bidraga till att ge underlag för bedömning av dessa frågor”. Statens strålskyddsinstitut har speciella aspekter att beakta, dels i j samband med föreskrifter för strålkontrollen inom anläggningen, dels för fastställandet av gränsvärden gällande tillåtliga utsläpp till atmosfären och vattenrecipienter. Institutet har tillsammans med sina nordiska motsvarigheter under våren 1974 fastställt gemensamma riktlinjer för de krav på begränsning av aktivitetsutsläpp till luft och vatten som i fortsättningen skall ställas på kärnkraftanläggningar. Dessa riktlinjer har f.n. inte hunnit publiceras men innebär en skärpning av tidigare krav, inte minst motiverad av det omfattande utbyggnadsprogrammet. Möjligheten att konstruktivt och drifttekniskt uppfylla sådana skärpta krav anses demonstrerad genom erfarenheterna från existerande kärnkraftverk av lättvattentyp.

Lokalisering av kärnkraftverk 115

Statens planverks syn på lokalisering av kärnkraftverk har redovisats i samband med ställningstaganden till konkreta planfrågor som t. ex. Ringhals, Trosa, Värtan samt i samband med yttranden över material av mer översiktlig karaktär som Kärnkraft på ostkust”. Verket har i flera yttranden uttryckt som ett planönskemål att anläggningarna lokaliseras i eller i anslutning till tätorterna. Skälen har varit en strävan att hålla kust- och grönområden fria från de stora och kraftledningsgator som här blir aktuella. Även driftanläggningar ekonomiska skäl i form av kortare ledningar har emellertid anförts. Strävan att minimera kustzonens påverkan från miljöstörande industrier har vidare medfört att planverket kraftigt förordat en koncentration av kärnkraftverk till för dylika redan ianspråktagna områden (Ringhals, Barsebäck, Oskarshamn, Forsmark) samt ett närmare studium av konsekvenserna av inlandslokalisering. l samband med Värtanärendet har planverket uttalat att de närlokaliserade kärnkraftvärmeverken (typ Värtan) är att föredraga från samhällsplaneringssynpunkt framför stora kondenskraftverk i oexploaterade områden. Man har även sagt att man inte finner det lämpligt att satsa på stora kondenskraftverk inom Stor-Stockholmsområdet. Inställningen att närförlagda kärnkraftverk eller verk samlokaliserade med andra större industrier är att föredra framför glesbygdslägen har verket ytterligare understrukit i yttranden beträffande ett föreslaget kraftverk nära Gävle, och i ett yttranden över Vattenfallsverkets utredning Kärnkraft på ostkust.

Förenta staterna Som ovan nämnts har den svenska inställningen till reaktorsäkerhet formats efter mönster och med utnyttjande av teknisk informamycket tion från Förenta staterna. Den 1 december 1968 utgavs i Förenta staterna en White House

Report som klarlägger myndighetssynen på kraftstationers förlägg-

av ning. l denna rapport sägs bl.a. att den trend mot storstadsförläggning kraftreaktorer som kan förutses kräver nya överväganden för att minska omgivningsriskerna. Ännu har dock inga amerikanska kriterier beträffande närförläggning fastställts. Hitintills har vid alla reaktorstationer definierats en inre skyddszon där reaktorägaren måste ha full kontroll över all personal och egendom, vidare en glesbefolkningszon, där folkmängden inte bör vara större än att effektiva skyddsåtgärder kan vidtagas inom rimlig tid i händelse av ett större haveri, och till slut ett minsta avstånd till närmaste tätort med ca 25 000 invånare. Resultatet av dessa kriteriers tillämpning framgår av de befolkningsfördelar för amerikanska stationer, som illustrerats i figur 4:3. I detta sammanhang bör påpekas att stationerna Indian Point norr om New York och Zion i Illinois, vilka båda ligger nära stora befolkningskon- 1 för vad man i Förenta staterna vill Considerations affecting centrationer, kan anses som gränsfall steam power site selectillåta med rådande teknik och nuvarande erfarenhetsläge. ”Advisory tion. Washington DC. Committee on Reactor Safeguards” en rådgivande kommitté i säkerhets- (dec. 1968)

116 Tekniska redogörelser

frågor vid AEC, har yttrat sig över föreslagna reaktorkonstruktioner vid dessa båda verk, samt vid andra verk med närlägeskaraktär. Det framgår av dessa yttranden att kommittén ställer speciella krav i konstruktivt avseende, på byggnad och drift vid lägen av denna typ, krav som man inte anser är nödvändiga vid glesbygdsförlagda reaktorer. En skärpning i AECs attityd i förläggningsfrågan kan noteras i ett uttalande angående ett föreslaget kraftverk vid Newbold Island, New där kommissionen med ändring av ett tidigare yttrande motsatt

i

Jersey, sig förläggning av ett kärnkraftverk av stor befolkning inom de

l på grund

närmaste 8 km och att ett från säkerhetssynpunkt

i

lämpligare alternativt läge fanns tillgängligt. Det bör emellertid noteras att anläggningen avser

l

ett kondenskraftverk, dvs. fjärrvärmeleverans är inte aktuell. De senaste två åren har man i Förenta staterna infört temporära begränsningar för driftdata på en del reaktorer och i andra fall fördröjt koncessionsbehandlingen med anledning av vissa oklarheter rörande härdnödkylsystemens funktion och negativa erfarenheter av vissa typer av reaktorbränsle. Våren 1973 förklarade AEC dessutom att man tills vidare generellt inte ämnade ge tillstånd för kraftreaktorer med större termisk effekt än 3 800 MW, motsvarande ca l 300 MWe. De enheter som vid tillfället varit aktuella i koncessionssammanhang i Förenta staterna hade samtliga effekter under 1300 MWe, med ett enstaka undantag där konstruktionseffekten satts någon procent högre. l samtliga fall gäller det som ovan sagts enbart lättvattenreaktorer. En annan aspekt som aktualiserats de senaste åren av myndigheterna i Förenta staterna är reglerna för tillåtliga aktivitetsutsläpp till atmosfären och till vattenrecipienter. Med hänvisning till att erfarenheterna hittills är mycket goda beträffande möjligheterna att begränsa sådana utsläpp har de federala myndigheterna föreslagit kraftiga nedskärningar i gränsvärdena så att dessa nedbringas i nivå med vad som kan uppnås med nuvarande teknik. Tillstånd att uppföra och driva kraftreaktorer ges i Förenta staterna först sedan allmänheten haft möjlighet att vid offentliga möten, s. k. hearings, ställa frågor om kraftverkens inverkan på omgivningen. Vissa frågor kan även dras inför domstol, t. ex. om någon vill ifrågasätta lagligheten av fattade beslut eller av föreskrivna utsläppsbegränsningar. Lagar och förordningar i dessa avseenden kan såväl vara federala som gälla i den delstat, där verket ligger. Dessa möjligheter har utnyttjatsi mycket hög grad av olika opinionsgrupper och har lett till att tiden mellan koncessionsansökan och idrifttagning ökat starkt för alla typer av kraftverk i Förenta staterna.

Västtyskland De västtyska myndigheternas behandling av säkerhetsfrågorna har följt ungefär samma linjer som i Förenta staterna. Godkännandet av kärnkraftverket i Biblis, ca 2 mil norr om Mannheim ger en uppfattning om vad som där anses tillätligt för en stor modern lättvattenreaktor. Befolkningsfördelningen kring denna förläggningsort visas i figur 4:3.

Lokaliseringav kärnkraftverk 117

När BASF (Badische Anilin und Soda Fabrik) ansökte om koncession för en reaktor med kombinerad kraftoch processångproduktion för sin anläggning i Ludwigshafen nära Mannheim, ansåg säkerhetsmyndigheten och dess tekniska rådgivare efter långa överväganden inte tiden mogen för en så utpräglad närförläggning. Som framgår av befolkningsfördelningeni figur 4:3 är folkmängden mycket stor redan inom några få kmzs radie. Krav om kompletterande utredningar från sökandens sida följdes upp av förbundsregeringen med ett brett program för forskning och utveckling rörande reaktorsäkerhet. BMBW (Bundesministerium für und Bildung Wissenschaft) tillkännagav i augusti 1972 att detta reaktorsäkerhetsprogram ytterligare utvidgats och givits en ram av 187 miljoner DM för tiden 1972 --l976. Tre skilda målsättningar för forskningsprojektet anges: - att möjliggöra användning av kärnkraft även i tättbefolkade områden, - att balansera de ekonomiska belastningar som en högre säkerhetsnivå kan lägga på tysk industri och att främja en höjd kompetens inom olika berörda granskningsorgan

Ministeriet framhåller att detta nya inte är ett forskningsprojekt uttryck för att redan byggda reaktorer eller sådana under uppförande inte har en tillfredsställande säkerhet, men att man önskar studera vilken säkerhet och tillförlitlighet som speciellt kan behöva krävas vid tätortsnära förläggningar.

118 SOU 1974: 56

5 för

Underlag säkerhetsbedömningen

Säkerhetsbedömningen vid förläggning av kärnkraftverk kan enligt avsnitt 4.3 både utföras med syftet att jämföra olika lägen sinsemellan och för att söka nå en uppfattning om den absoluta risk som kraftverket medför. Det kan också gälla en jämförelse mellan olika anläggningstyper eller utförandeversioner. Allmänt gäller att de relativa jämförelserna kan utföras noggrannare än beståmningar av den absoluta risk som en anläggning för med sig. Uppskattningen av kraftverks omgivningseffekter bör naturligtvis gälla - inte enbart sådan från radioaktivitetsutsläpp alla slag av påverkan och i samband med såväl normaldrift som störningar och haverier. Den teknik som drivits fram av de stränga normerna på strålskyddsområdet medför att omgivningseffekterna av normalutsläppen av radioaktivitet blir mycket små och geografiskt spridda. Deras inverkan på val av lägen eller reaktorkonstruktion för ett visst läge blir därför obetydlig, vilket diskuteras i avsnitt 6.4. Det är därför befarade haverikonsekvenser som huvudsakligen motiverat hittills tillämpade förläggningsrestriktioner. Detta kapitel ägnas åt en närmare beskrivning av de grundläggande data som krävs för bedömning av säkerhetsförhållandena. Sådana data för olika beskrivna lägen används sedan för att belysa haveririskernas förändring, då kärnkraftverk lokaliseras på olika avstånd från en storstad. De följande avsnitten behandlar

- av sannolikheter för att olika fel eller haverier och Uppskattningar därav orsakade utsläpp av radioaktivitet skall inträffa. - Beskrivning av befolkningsbild, atmosfäriska spridningsförhållanden, vattenrecipienter, djur- och växtliv. - av tänkbara effekter hälsa. Beskrivning på människors

Resultaten av analyserna presenteras för kärnkraftverkens normaldrift så att omgivningskonsekvenserna skall kunna jämföras med verkningarna av alternativa energikällor. En vägning mot kostnader och nytta skall också kunna göras (se kap. 6.4 och 7.4). Dessutom görs en jämförelse med andra risker i samhället, både för enstaka individer och som medeltal för större befolkningsgrupper (se kap 6.5).

Underlag för säkerhetsbedömningen 119 SOU 1974: 56

5.1 Haverisannolikheter

4 arbetar man inom kärnkrafttekniken allt Såsom framhållits i kapitel sedan dess introduktion med målsättningen att haverier, som ger direkta utanför stationen sett skall vara uteslutna. hälsoeffekter praktiskt Säkerhetsanalysen för allvarliga haverier kan därför ej baseras på någon erfarenhetsstatistik över sådana haverikonsekvensers förekomst, utan måste om enstaka komponenters och systems bygga på kunskaper av olika typ av information kan säkerhet mot störningar slag. Denna dessutom ha formen av ett övre gränsvärde, där man inte vet hur långt under detta värde den verkliga felsannolikheten ligger. I en allmän strävan att minska sannolikheten för allvarliga fel så långt som det är möjligt riktas uppmärksamheten speciellt på komponenter och som kan antagas utgöra svaga punkter i konstruktionen. system Huvudvikten i dessa ansträngningar läggs på hög specificerad kvalitet i anläggningarna, på en omfattande kontroll och provning av att dessa har följts samt på en successiv uppbyggnad av erfarenspecifikationer heter, då det gäller för säkerheten betydelsefulla komponenter.

Erfarenhetsunderlag

Lättvattenreaktorerna dominerar nu helt kärnkraftmarknaden, speciellt om man även tar hänsyn till beställda anläggningar. Tabell 5:1-ger en reaktorer fördelas på förteckning över hur beställda respektive idrifttagna och leverantörer. Asea-Atom som bidragit med utredningens typer för BWR har f.n. under referenskonstruktion sju kärnkraftaggregat

Tabell Szla Världens kärnkraftverk fördelade på reaktortyp (juli 1973) World s nuclear power plants according to type (July I 973)

ldrifttagna Under byggnad Totalt eller beställda Operating Under cønstruc- Total tion or ordered

Lättvattenreaktorer Light water reactors

Tungvattenreaktorer Heavy water reactors Grañtreaktorer 24 18 42 Graph ite reactors Natriumreaktorer 4 4 8 Sodium reactors Summa: 120 275 395 Total

Källa: Jahrbuch der Atomwirtschaft, 1974 Source

120 Tekniska redogörelser

Tabell 5: 1 b Världens kärnkraftverk av lättvattenreaktortyp i drift, under byggnad och beställda, fördelade på leverantör (juli 1973) Worlds light water power reactor, July 1973 (by vendor) Operating, under eonstru etion or ordered

PWR BWR LwGR

USA General Electric 78 l USA Westinghouse 97 USA Babcock & Wilcox 22 USA Combustion Engineering 22 USA Allis Chalmers l

SSSR _ 26 1 18

D AEG l l D Siemens D BBR 1 5 Asea-Atom 7 I AMN l F Creusot-Loire/Framatome 4 i F CGE 2

Total USA = Förenta staterna, SSSR Sovjetunionen, USSR, D = Västtyskland, West Germany, I = Italien, Italy, S Sverige, Sweden, F = Frankrike, France, B = ,3 Belgien, Belgium, J = Japan [Lättvattenreaktor med gaskylning light water reactors with gas cooling Källa: Jahrbuch der Atomwirtschaft 1974 Source

byggnad eller beställda samt ett, Oskarshamn I, levererat och idrift. I vissa avseenden måste en bedömning av referenskonstruktionen även falla tillbaka på erfarenheter som gjorts med amerikanska BWR. Westinghouse som står för den andra referenskonstruktionen hade i mitten av 1973 levererat ett tjugotal anläggningar som var i drift och hade ytterligare ett åttiotal beställda eller under byggnad. Enligt avsnitt 3.5 har man nu över 200 reaktorårs sammanlagd drifterfarenhet av kraftreaktorer av lättvattentyp. I avsnittet har redovisats olika typer av fel som inträffat. Inget missöde har givit skadeverkningar utanför själva anläggningarna varför bedömningen av sådana verkningars sannolikhet ej kan bygga på direkta observationer. Information om felfunktioner och haverier hos enskilda komponenter och delsystem kan däremot användas för att uppskatta sannolikheten för felsekvenser som kan leda till aktivitetsfrigörelse av betydelse för omgivningssäkerheten. Insamling i stor skala av sådan information pågår i internationellt samarbete. Såväl Asea-Atom som kraftföretag i Sverige samlar dessutom vissa typer av erfarenhetsdata i egen regi.

SOU 1974: 56 121 Underlag för säkerhetsbedömningen

Ett väsentligt problem vid bedömning av haveriers sannolikhet och förlopp är att vissa för säkerheten betydelsefulla system ej är i drift under normala förhållanden eller ej kan provas under de onormala förhållanden som de är avsedda att arbeta under. Detta gäller främst de system som har till uppgift att begränsa konsekvenserna av inträffade störningar och haverier. l dessa fall måste bedömningen av säkerheten förutom på beräkningar grundas dels på experiment i så stor skala och under så verklighetstrogna förhållanden som möjligt, dels på begränsade prov av systemen på plats i reaktoranläggningarna. l det senare fallet har man fördelen av att arbeta med just de komponenter och delsystem, som bedömningarna gäller. I gengäld kan inte dessa provas under sådana förhållanden, som råder vid ett haveri och för vissa system kan inte alla delar och komponenter provas.

Säkerhetsexpeñment Kraftreaktorers olika system med betydelse för säkerheten har sedan början på 1950-talet utvecklats med utnyttjande av ett mycket omfattande experimentellt underlag. Sådana experimentella undersökningar pågår sedan läge i de flesta länder med egna kärnkraftprogram. Undersökningar av speciell betydelse för lättvattenreaktorer har hittills främst bedrivitsi Förenta staterna. lnsatserna för att öka kunnandet på reaktorsäkerhetsområdet är fortfarande mycket stora. En del av de större amerikanska forskningsprojekten skall i korthet beröras här nedan. För närvarande avvaktas resultaten från AEC:s s.k. LOFT-försök med stort intresse. Avsikten med LOFT (Loss of Fluid är att under Test) realistiska betingelser kartlägga händelseförlopp och nödkylfunktioner i en reaktorhärd vid stora rörbrott. De första försöken i större skala väntas starta år 1974 eller 1975. Bland andra pågående eller avslutade amerikanska experimentprogram med inriktning på reaktorsäkerhet kan nämnas: Heavy Section Steel Technology, som avser fysikaliska och mekaniska undersökningar av tjockväggiga trycktankar, Containment Systems Experiment och fullskaleprov på Carolina-Virginia Tube Reactor Plant, där man bl. a. studerat inneslutningsstrilars förmåga att ta ned tryck och temperatur samt att tvätta ut radioaktivitet ur inneslutningens atmosfär; Full-Length Emergency Cooling Heat Transfer (FLECHT) Test Project, med avsikt att bl.a. bestämma värmeövergångstal mellan bränsle och vid vatten/ånga nödkylning; Power Burst Facility, i vilken bränslets egenskaper kan testas under onormala driftsituationer, t. ex. blockerad kylvattentillförsel, snabba effektstegringar osv. Ett stort samarbetsprojekt med bl. a. svenskt deltagande pågår f. n. i vilket det i avsnitt 3.5 nämnda problemet med förtätning av uranoxiden i reaktorbränsle skall klarläggas. Omfattande forsknings- och utvecklingsinsatser av liknande slag som de här ovan nämnda görs också i egen regi av de stora reaktortillverkarna i Förenta staterna, främst Westinghouse och General Electric. I augusti 1972 kungjorde Bundesministerium für Bildung und Wissenschaft i Västtyskland ett stort utrednings- och experimentprogram på

122 Tekniska redogörelser sou 1974:56

säkerhetsområdet under de närmaste 4-5 åren. Målsättningen för detta har berörts i avsnitt 4.4. Programmet är en fortsättning av redan program igångsatta experiment och utredningar, och dess huvudpunkter gäller: Haverier och driftstömingar samt säkerhetsanordningar: haveriförlopp och säkerhetssystem, skydd av omgivningen vid stora haverier, skydd av anläggningen mot skador utifrån, även risker vid tillverkning, transport och upparbetning av kärnbränsle beaktas. Förbättring av driftsäkerheten: utförande av härd och primärkretsar, material- och hållfasthetsfrågor, kvalitetskontroll, driftövervakning, datorstyrning, inspektioner, samspel mellan anläggning och driftpersonal samt strålskydd och strålningskontroll inom och utom anläggningen. Den stora satsning som nu kan förutses i Västtyskland bör leda till att väsentlig information för framtida säkerhetsbedömningar inom några år kommer fram inte som tidigare nästan enbart från amerikanskt utan även från tyskt håll. Av svenska insatser på detta område förtjänar främst att omnämnas de försök som med början 1972 utförts i Marvikens nedlagda reaktoranläggunder medverkan av kärnkraftintressenter från Västtyskland, Danning

mark, Finland, Norge, Förenta staterna och Sverige. Dessa experiment

har inriktats händelseförloppet i en PS-inneslutning efter på att studera ett stort rörbrott på primärsystemet. Resultaten beräknas ge värdefullt underlag för kontroll av nu använda datorprogram och möjliggöra noggrannare förutsägelser av sådana förlopp. Marviken-anläggningen kommer även i fortsättningen att utnyttjas för liknande experiment. En samordning och samtidigt en ökning av de svenska insatserna på kärnkraftens säkerhets- och miljöområde har möjliggjorts genom den i hösten 1972 tillsatta Delegationen för forskning rörande kärnkraftens i säkerhets- och miljöfrågor (KÄRNSÃKFORSK). Delegationen disponerar 12 miljoner kronor för åren 1973 och 1974. De projekt som redan i startats har starkt varierande inriktning. Insatser kommer således att och inspektionsfrågor för reaktortankar med tillhörangöras på materialde och på experimentell undersökning av härdnödkylprimärsystem för BWR samt på olika strålskydds- och avfallshanteringsningssystem projekt. som nämnts syftar dels till att ta fram mera Samtliga experiment om olika systems och komponenters beteende detaljerade uppgifter under skilda av störningsförlopp och haverier, dels till att typer kontrollera och utveckla de beräkningsprogram som används för att förutsäga dessa beteenden.

Specifikation och verifikation

av realistiska för säkerheten på kärnkraftområdet är Värdet experiment odiskutabelt. och kraftföretag lägger dock än större vikt på Myndigheter olika förebyggande insatser av kvalitetsgaranterande art av den typ som assurance eller Q.A. Dessa insatser syftar främst på engelska kallas quality till att minska sannolikheten för haverier och fel samt öka sannolikheten

SOU 1974: 56 Underlag för säkerhetsbedömningen 123

för att system och komponenter skall fungera rätt under alla driftsituationer. De insatser det i huvudsak är fråga om gäller: specifikation - en teknisk beskrivning av hur beställare och tillverkare vill att den färdiga anläggningen skall se ut och uppföra sig. - verifikation - ett belägg för att anläggningen följer specifikationen, åstadkommet genom kvalitetskontroll av material och komponenter, funktionskontroll före och efter driftstarten av komponenter och system, samt olika typer av prov och inspektioner under anläggningens hela livstid. - av drifterfarenheter - en del av systematisk insamling egentligen verifikationsverksamheten, men av sådan betydelse att den kan förtjäna en särskild rubrik.

En hög säkerhet och god ekonomi inom kärnkraftsektorn kräver en \

l ständig växelverkan mellan specifikationsarbete, verifikationsresultat och

l

erfarenheter från uppbyggnad och drift. Speciellt angeläget är det att erfarenheterna från verifikationsarbetet snabbt utnyttjas till förbättringar

E

. av sådana specifikationer som ej lett till tillfredsställande funktion i ett visst avseende. Växelverkan i detta avseende måste också ske inom och mellan alla berörda instanser - tillverkare, köpare, driftorganisation och myndighetsorganisation (se även kap 3.5). En precisering av vilket erfarenhetsunderlag från en viss typ av kraftreaktorer i glesbygdsläge som är önskvärt före ett beslut om lokalisering närmare eller i tätorter är svår att göra. Enligt vad som sagts tidigare väntas stora haverier inträffa så sällan att deras sannolikhet inte kan bestämmas med statistik. En låg frekvens av tillbud och felfunktioner samt av haverier med små konsekvenser tyder dock på god säkerhet även mot haverier med större konsekvenser. Vad det gäller provnings- och drifterfarenheter torde i regel den allmänna tillförlitligheten och eventuella systematiska fel hos väsentliga funktioner klarläggas under de första två, tre åren efter starten av en ny anläggning.

Sannolikhetsberäkningar Frånvaro av störningar eller haverier med skadeverkningar i omgivningen har präglat driften av moderna kraftreaktorer. Bakom detta ligger bl a ett omfattande experimentellt underlag för dimensionering och utformning av reaktorsystem, liksom stora säkerhetsmarginaler och höga kvalitetskrav med till dessa knutna stränga kontroll- och inspektionsprogram. Som speciellt betydelsefulla måste framhållas de grundläggande konstruktionsprinciper som tillämpas. Exempelvis kan nämnas principen att dubblera väsentliga komponenter och system samt variation i funktionssätt och komponenttyper mellan varandra dubblerande enheter. Felfunktion hos enstaka komponenter eller enstaka system skall således aldrig kunna äventyra en anläggnings säkerhet. Utan till direkt information om sannolikheter för större i tillgång i haverier och deras konsekvenser, måste dessa sannolikheter således av haverier kan dock utnyttjas för uppskattas på annat sätt. Frånvaron

124 Tekniska redogörelser SOU 194:56

att få fram övre gränser för vissa sannolikheter. I detta sammanhang är även information från andra anläggningar än kärnkraftverk och från större forskningsreaktorer av stort värde. Men enbart det faktum att kraftreaktorer av olika slag nu nått sammanlagt ca 1000 driftår utan något haveri med några som helst omgivningskonsekvenser, säger att sannolikheten för sådana haverier inte kan vara mycket över l per 1000 driftår. Denna typ av information ökar snabbt i omfång med den utbyggnadstakt som råder. Någon statistik över sannolikheten för stora omgivningskonsekvenser förväntas ej inom överskådlig tid. Däremot bör man inom några år ha belagt sannolikheten för DBA-förlopp eller ha visat att nu använt värde ca l per 10 000 driftår är en överskattning. Mycket grova feluppskattningar beträffande förekomsten av rimligt sannolika svåra haverier synes således kunna uteslutas redan nu. Även utan statistik över haverikonsekvenser kan uppskattningar av deras sannolikhet göras utgående från data över enskilda system och komponenter. En sådan tillförlitlighetsanalys har tillämpats framgångsrikt i de stora rymdprojekten och andra avancerade tekniska verksamheter. En fördel ur kärnkraftteknikens synvinkel är att det stora flertalet av där förekommande komponenter är av i princip konventionellt slag. Trots att systemen som helhet inte är prövade i drift under lång tid kan deras tillförlitlighet och därmed sannolikheten för att de skall råka ut för fel, ofta bestämmas på basis av välbelagda data. Denna typ av funktionsoch tillförlitlighetsanalys är under stark utveckling och det material som den baseras på byggs ut mycket snabbt. För vissa stora och betydelsefulla komponenter såsom reaktortank, grova rör, stora avstängningsventiler osv, måste haverisannolikheten uppskattas på annat sätt. Dessa komponenter förekommer i litet antal och är i flera fall specifika för kärnkrafttekniken och så dyra att de ej kan göras till föremål för systematiska praktiska testserier. Uppskattningarna får i dessa fall utgå från erfarenheter av liknande konventionella konstruktioner och en bedömning av de förbättringar i tillförlitligheten som den speciella teknologin och de omfattande QA-insatserna inom kärnkraftsektorn borde medföra. Möjligheten att på teoretisk väg ur konstruktionsunderlaget söka förutsäga felsannolikheten har också diskuterats. Otvivelaktigt blir inte data av detta slag särskilt noggranna och de värden som används i kapitel 6 måste därför i huvudsak anses ange storleksordningen hos olika felfrekvenser. Huvudvikten har lagts vid att undvika felaktigheter i de inbördes förhållandena mellan sannolikheterna för olika betydelsefulla felsekvenser. En felfunktionsanalys för hela verket kan inte göras fullständig av flera skäl. Helt oförutsedda händelser vilka ej är beaktade ianalyser kan trots allt inträffa. Uppskattning av sannolikheten för haveriförlopp med kopplade och systematiska fel är betydligt svårare än analysen av slumpartade oberoende fel. Även frågan om betydelsen av oavsiktliga eller avsiktliga mänskliga felhandlingar är svår att behandla på ett kvantitativt sätt. Problemet med systematiska och kopplade fel skall här beröras något närmare. Vid funktionsanalysen behandlas samtidigt inträffade fel

Underlag 125 för säkerhetsbedömningen

normalt såsom helt oberoende av varandra så länge inget samband kan påvisas. Sannolikheten för att två ventiler vilka var och en har en felfrekvens på en per hundra manövrer skall missa samtidigt blir då en per tiotusen manövrer. Det är dock tänkbart att ett haveri utlöses eller förlöper på ett sådant sätt att det ger upphov till samtidiga felfunktioner hos av varandra annars oberoende av samma komponenter. Komponenter typ kan dessutom tänkas vara behäftade med samma tillverkningsfel, samma svagheter i funktionen eller likformigt uppträdande driftstörningar, vilka ökar deras sannolikhet att felfungera samtidigt. Beställare och konstruktör söker utesluta uppkomsten av sådana kopplade eller systematiska fel genom tidigare nämnda konstruktionsprinciper och en noga genomtänkt rumslig disposition samt genom strikta specifikationer och kontrollprogram. Många av dessa insatser sänker också sannolikheten l för i tiden rent slumpmässigt uppträdande fel.

l Exempel på orsaker till systematiska eller kopplade fel kan vara brand

eller

i

översvämning inom anläggningen, explosioner, störtande flygplan,

z jordbävningar och flodvågor. Andra orsaker som också måste beaktas är

mekanisk förstörelse på eller elektriska störningar i kringliggande utrustning vid brott på rör eller andra komponenter. En sådan förstörelse kan åstadkommas av utströmmande ånga, hetvatten eller tryckluft eller av losslitna detaljer. På liknande sätt som driftsätt eller yttre miljö orsakar kopplade fel, kan även mänskligt handlande orsaka haverier och eventuellt samtidigt sätta säkerhetsanordningar ur funktion. Detta gäller såväl oavsiktligt felhandlande från främst personalens sida som planerade sabotage där både personal och utomstående kan vara inblandade. Oavsiktligt felhandlande från personalens sida söker man skydda sig mot genom lämplighetstest, noggrann skolning och strikta arbetsrutiner. Även systemuppbyggnaden skall förhindra att rena misstag ger upphov till allvarliga haverier. Sabotage utifrån kan man i viss mån gardera sig mot genom olika skyddsåtgärder avseende såväl anläggningsutformning som bevakning och tillträdesrestriktioner. Sabotageproblemet är föremål för studium i samarbete mellan kraftföretagen och berörda myndigheter. Frågan om skydd mot sabotage och terrorhandlingar är dock aktuella inte blott för kärnkraftindustrin utan är ett gemensamt samhälleligt problem, där samordnade insatser krävs.

5.2 Omgivningsförhållanden

Bland de faktorer som påverkar säkerhetsvärderingen finns en del som har samband med förhållandena i omgivningen. Befolkningsfördelningen är den omgivningsfaktor vars betydelse utredningen i främsta rummet avser att belysa. Ett antal fördelningar kring svenska och utländska kärnkraftverk har beskrivits i tidigare avsnitt. I det följande skall huvudvikten läggas vid mera principiella synpunkter på hur befolkningsbilden kan beskrivas och inarbetas i säkerhetsanalysen. Av andra omgivningskaraktäristika redogörs mer i detalj för de atmosfäriska spridningsförhållandena medan behandlingen i övrigt ansetts kunna göras mera översiktlig.

126 Tekniska redogörelser

De karaktäristika det är fråga om, kan delas in i två grupper: de som endast påverkar konsekvenserna av ett aktivitetsutsläpp sedan det inträffat, respektive de som även kan påverka sannolikheten för att ett haveri skall inträffa. Bland de förra märks recipientförhållanden, topografi, befolkning och näringsliv, bland de senare jordbävningar, flodvågor och extrema stormar, flygtrafik samt krigshandlingar. I allmänhet är skillnaderna små mellan olika lägen med avseende på denna senare av faktorer. Det kan t.0.m. synas orealistiskt att typ överhuvudtaget diskutera risken för jordbävningar och stora flodvågor i Eftersom man för kärnkraftverk räknar med mycket låga Sverige. sannolikheter för större haverier - frekvenser på l per 100 000 år eller ännu längre tid - kan sådana fenomen trots allt inte förbigås utan vidare. Det kan t.ex. påpekas att vår svenska statistik över jordbävningar inte går mer än några hundra år tillbaka. Jordbävningsfrekvensen längs Norrlandskusten och i ett område mellan Oslofjorden, Vänerbäckenet och längs västkusten ner ungefär till Göteborg är dock högre än vad som är normalt i övriga Sverige. Risken för stora flodvågor och extrema stormverkningar är sannolikt större vid västkusten än längs övriga kuster. Skall haverier med något mycket låga sannolikheter påverka riskvärderingen, kan jordbävnings- och flodvågseffekter också behöva beaktas. Risker från störtande flygplan måste tas med i beräkningen, eftersom det är svårt att bygga reaktoranläggningar så att reaktorn, dess inneslutning och de vitala hjälpsystemen, med säkerhet skyddas mot haveririsker att flertalet inträffar i › från sådana störtningar. Det faktum störtningar närmast l samband med start och landning medför att det i området kring en avgjord av sannolikheten för störtande

en flygplats blir ökning 2

i förhållande till andra områden, även sådana direkt under flygplan Sannolikheten för att ett störtande flygplan skall träffa flygtrafikleder. och skada ett kärnkraftverk har uppskattats till storleken l per 10 miljoner reaktorår. Detta gäller under lufttrafikled men ej i omedelbar i närhet av större flygplats. Beträffande så kan kraftverk utgöra i och för sig krigshandlingar viktiga mål för en fiendes flyg-, artilleri- eller robotangrepp eller sabotage, oberoende av det läget. Självklart är sannolikheten för geografiska handlingar av detta slag större för ett läge som är lätt att angripa och för ett verk som är samlokaliserat med andra begärliga mål. Förekomst av hamnanläggningar vid kraftverken kan vidare leda till att öka sannolikheten för att invasionsföretag riktas mot området. Så länge kärnkraften svarar för en begränsad del av kraftproduktionen kan man i ett krigsläge, då elförbrukningen sjunker, genom att stänga av en eller flera reaktorer minska som en skada på anläggningen skulle kraftigt de omgivningsrisker kunna till. För kärnkraftvärmeverk måste dock fjärrvärmege upphov ersättas av oljeeldade anläggningar, varför en avstängning produktionen medför större ur försörjningssynpunkt, såvida inte behovet av problem fjärrvärme samtidigt minskar genom att en stor del av befolkningen evakueras.

, SOU 1974: 56 Underlag för säkerhetsbedömningen 127

Vattenrecipient- och markförhállanden_

Mark- och grundförhållanden måste främst beaktas ur normal teknisk synpunkt, men kan efter ett större haveri ha betydelse för möjligheterna att hålla kontroll över vätskeburen aktivitet som eventuellt läcker ut från byggnaderna. Större dricksvattentäkter som skulle kunna förorenas av ett haveriläckage bör helst inte förekomma. Detta är en faktor som i många fall talar till förmån för kustlägen framför inlandslägen nära sötvattenr recipienter. En annan faktor som i delar av landet har en viss betydelse är markens jonbytande egenskaper, närmast förmågan att binda aktuella radioaktiva ämnen. Vid läckage skulle man då kunna räkna med att radioaktivitet endast i liten omfattning transporteras vidare till eventuella vattentäkter eller via mark och gröda till olika födoämnen. Egenskaperna hos de vatten som finns vid ett kraftverksläge är av stor betydelse från flera synpunkter. Vid kustlägen och kylning med genomströmmande vatten kan man räkna med att om vattenrecipientens kapacitet räcker till för kylningen så räcker den även för spädning av de

i

utsläpp av kemikalier och radioaktivitet som sker vid normal drift. I

i

begreppet recipientkapacitet ingår inte blott det vattenflöde i m3 per sekund som står till förfogande, utan hänsyn tas även till olika näringskedjor i recipienten. Dessa leder via vattnet och lägre organismer som plankton, kräft- och skaldjur till olika fiskarter och i vissa fall slutligen till människan. I ett jämviktstillstånd uppträder de högre koncentrationerna av mera långlivade radionuklider och andra föroreningar med långsam omsättningstakt oftast högst upp i näringskedjorna, dvs. bland - - och hos människan. rovdjuren fiskar, fåglar, däggdjur Denna regel är emellertid inte utan undantag. Varje typ av förorening och radionuklid kräver därför i princip ett hänsynstagande till alla länkar i de näringskedjor, som kan tänkas vara kritiska i det speciella fallet. Bortsett från risker med dricksvattenförorening torde emellertid inte snabba, direkta exponeringsvägar som leder till människan via utsläpp till vattenrecipienter, få någon större betydelse i den totala riskbilden. Det har visat sig möjligt att hålla de normala radioaktivitetsutsläppen från kärnkraftverk så låga att säkerhetsmarginalerna blir tillräckliga för att göra detaljerade näringskedjeanalyser onödiga, åtminstone vid kustlägen. Om några begränsningar blir aktuella torde de kunna väntas uppkomma till följd av värmeutsläpp i små vattenrecipienter, som är kraftigt belastade med närsalter och syreförbrukande biologiskt material. Speciellt beaktande kan krävas vid förläggning uppströms sötvattentäkter. Vid kyltornskylning av kondensorerna kan radioaktivt och kemiskt avfall behöva antingen helt innehållas eller ledas långa sträckor för att spridas i en recipient med tillräcklig kapacitet.

Samma mekanismer som enligt ovan möjliggör anrikning av radio-

aktivitet i högre organismer fungerar såväl vid eventuella haveriutsläpp som vid de fortlöpande normalutsläppen. En utvärdering av risken från ett stort enstaka utsläpp är dock mycket svårare att göra än en kontroll av att jämviktssituationen på grund av de små normalutsläppen har tillräckliga säkerhetsmarginaler. Vid det enstaka utsläppet kommer

128 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

situationen aldrig att nå jämvikt, utan de olika upptagsmekanismerna måste vara kända i detalj för beräkning av de stråldoser som människor kan bli utsatta för. Om en stor mängd fissionsprodukter skulle frigöras till en vattenrecipient, måste man räkna med allvarliga inskränkningar i dess utnyttjande. Utnyttjas den inte som dricksvattentäkt, tar det dock vanligen lång tid, innan aktiviteten når människan. Den mest betydelsefulla konsekvensen av ett stort vattenburet torde bli av haveriutsläpp ekonomisk art. Kontroll av vatten och födoämnen skulle krävas, etablerandet av nya vattentäkter skulle kunna bli nödvändiga, liksom restriktioner för och ersättningar till yrkesfisket. Med hänsyn till samtliga dessa förhållanden har emellertid vattenburna utsläpp inte bedömts påtagligt bidra till de omedelbara haveririskerna med avseende på människors hälsa..

A tmosfdrisk spridning och topografi

Föroreningar som släpps ut till atmosfären sprids och minskar i koncentration huvudsakligen genom vinden och luftens turbulens. Dessa spridningsförlopp är beroende av olika meterologiska och klimatologiska faktorer, samt av föroreningens kemiska och fysikaliska egenskaper. Spridning i atmosfären kan för varje väderlekstyp förutsägas väl, men bedömningen av aktivitetens koncentration vid olika avstånd kompliceras om föroreningen reagerar kemiskt med andra ämnen eller avlägsnas ur luften genom uttvättning av regn eller genom depositioni marknivån på bl. a. gräs, träd och annan vegetation. Det bör framhållas att luftburna utsläpp efter deposition kan ge upphov till stråldoser även via olika näringskedjor. Endast ett fåtal radionuklider behöver beaktas i detta sammanhang vid från moderna kärnkraftverk. normalutsläppen Verkan av radioaktivitet deponerad på marken och tillförd olika födoämnen via näringskedjor vid haveriutsläpp får mindre betydelse för akuta hälsoeffekter än de från inandning eller av direktbestrålning radioaktivitet i luften. Spridningsförhållandena i södra och mellersta Sverige varierar inte särskilt mycket, utan samma typ av beräkningar kan användas för hela detta område. Vissa systematiska skillnader i bl.a. vindstyrke- och vindriktningsfördelningar finns mellan inlands- och kustlägen, mellan Östkust och västkust. Dessa skillnader har studerats i ett antal jämförande studier och bedöms ej vara så stora att de på ett avgörande sätt påverkar utredningsresultatets Större kan däremot giltighet. uppmärksamhet särskilt i det för utredningen aktuella sammanhanget - behöva ägnas den inverkan som en storstad har på det lokala klimatet. På grund av en sådan stads värmeutveckling kan t.ex. vid svag vind eller stagnation uppstå ett relativt stabilt cirkulationsmönster, bildande en varmluftskupol över tätbebyggelsen, figur 5:1. Detta kan vid kontinuerliga utsläpp leda till att föroreningar ackumuleras och halterna stiger inom området. Under vissa förhållanden kan dock även positiva spridningseffekter av storstaden erhållas. Arbete pågår med att anpassa den beräkningsmodell som har använts för att hänsyn bättre skall tas till stadsbebyggelsens effekt på spridningen.

SOU 1974: 56 Underlag för 129

säkerhetsbedömningen

Figur 5:1 ATMOSFÃRISKT CIRKULA TIONSMÖNSTER I STORSTAD metropolitan heat island Storstaden påverkar vid vissa väderbetingelser det lokala klimatet så att det vid svag vind eller stagnation uppstår ett relativt stabilt mönster i luftens cirkulation. Detta kan medföra att föroreningar ackumuleras och halterna stiger inom området.

För föroreningar i allmänhet behöver en spridningsberäkning kunna förutsäga den koncentration i marknivå - mätt i mg eller Ci exempelvis - som erhålles per m3 luft vid en viss utsläppstakt mätt i mg eller Ci per sekund. Vid utsläpp som är begränsade i tiden blir i stället den totala andningsexponeringen av intresse, varvid ett utsläpp i mg eller Ci svarar mot en exponering mätt i mg-sekunder, eller Ci-sekunder, per m3 . Radioaktivitet och andra föroreningar behandlas på samma sätt och atmosfärens spridningsförmåga uttrycks med en storhet som ofta kallas relativ koncentration vid båda typerna av beräkningar. Denna storhet

har sorten s/m3. Görs beräkningen för samma utsläppstid och utsläpps-

sätt gäller samma värde på relativa koncentration antingen den avser utsläppstakt eller totalt utsläpp. Vid radioaktiva utsläpp måste även den dos som direktstrålningen från luftens radioaktivitet ger kunna beräknas. Denna är inte enbart beroende av koncentrationen i den punkt dosen beräknas för utan även av fördelningen ut till ett par hundra meter åt alla håll från samma punkt. Beräkningar avseende direktstrålning blir därför mer omfattande än koncentrationsberäkningar, i varje fall för punkter relativt nära utsläppet. På avstånd över 3 - 4 km från utsläppspunkten varierar koncentrationsbilden så långsamt i både höjd- och sidled att beräkningsförfarandet kan förenklas. En annan egenhet för radioaktiva utsläpp är den fysikaliska avklingningen, som gör att koncentrationerna minskar med avståndet på ett liknande sätt som när utregnings- och depositionseffekter spelar in. Till skillnad från dessa senare effekter är avklingningen enkelt beräkningsbar, när utsläppets sammansättning är känd.

1 koncentration i viss punkt i omgivningen relativ koncentration = utsläppstakt koncentration x tid eller = utslappt mangd

Ifigurerna har använts sorten rus/m* för att få lämpliga talvärden. Värdet i s/m° är då 0.000 001 x (värdet i ps/m3).

130 Tekniska redogörelser

Man försöker genom lämplig placering och dimensionering av skorsten och byggnader undvika att den lokala topografin eller byggnader inverkar på spridningsförhållandena vid normala utsläpp. Råkar man ut för sådan inverkan är den i allmänhet av ogynnsamt slag kanalisering eller nedrivning av skorstensplymen. Vid kärnkraftverk är byggnaderna ofta upp till 60 - 70 m höga, och man eftersträvar effektiva utsläppshöjder på storleksordningen 100 m. Ca 100 m utsläppshöjd räcker i de flesta fall också för att eliminera topografieffekter i södra och mellersta Sverige, i varje fall vid kustlägen. Större oljeeldade kraftverk måste för att säkerställa en god spridning av avgaserna ha skorstenshöjder på lOO m och däröver. Den effektiva utsläppshöjden påverkas av utsläppets värmeinnehåll och hastighet, men i olika grad beroende på den rådande vindstyrkan. Är värmeinnehållet stort - såsom vid stora oljeeldade kraftverk ger det ett avsevärt s. k. plymlyft. Den effektiva utsläppshöjden kan då överstiga skorstenshöjden med ett par hundra meter vid svag vind. Vid ett haveri med en kraftreaktor kan utsläppen också ha beaktansvärt värmeinnehåll av tre olika slag. Dels kan stora mängder ånga eller hetvatten frigöras vid haveriet, dels utvecklar härden en avsevärd resteffekt (avsnitt 3.1) och dels avges värmeenergi vid sönderfallen i ett radioaktivt moln. En komplikation vid haverier är att utsläppen kan ske på olika, föga väldefinierade höjder även nåra marknivån. Detta försvårar spridningsberäkningarna, som vid markutsläpp blir mindre tillförlitliga nära utsläppspunkten. För stora avstånd blir utsläppshöjden däremot av mindre betydelse för dosernas och koncentrationernas storlek. Vid deposition bl. a. på mark och vegetation genom regn och olika andra fysikaliska och kemiska förlopp minskar koncentrationerna på större avstånd från utsläppspunkten. Denna effekt är starkt beroende av sådana egenskaper som partikelstorlekar och kemisk reaktionsbenägenhet hos utsläppet. Om alla koncentrationer beräknas utan hänsyn till denna utarmning överskattas de akuta riskerna. Denna överskattning är troligen i de flesta fall av mindre betydelse vid måttliga avstånd. Speciellt gäller detta utsläpp, som efter att ha passerat filter och andra reningsanordningar, måste antas ha liten benägenhet att avskiljas ur atmosfären. Värdet på den relativa koncentrationen i en viss punkt varierar dels med väderleksförhållandena, dels med den tid under vilken värdet bestäms. Sannolikheten för att få extrema värden - mycket höga eller mycket låga - på en viss plats i omgivningen ökar ju kortare denna tid är. För längre tider närmar sig medelvärdet för koncentrationen allt mer ett värde, som är karaktäristiskt för utsläppshöjden och den plats observationen gäller. Sådana långtidsmedelvärden kan tillämpas på utsläpp, som under lång tid antingen pågår med relativt konstant takt, eller är sammansatta av ett stort antal slumpvis uppträdande småutsläpp. Figur 5:2 visar exempel på hur långtidsmedelvärdena för relativa koncentrationen kan variera med avståndet vid två olika utsläppshöjder, lOO m och 20 m, vid utsläpp utan beaktansvärt värmeinnehåll. Värden för utsläppshöjden 20 m anses väl representera ett kallt markutsläpp under realistiska förhållanden. Det skuggade området kring varje kurva ger en uppfattning om hur värdena varierar i olika riktningar från utsläppspunkten.

SOU 1974: 56 Underlag för säkerhetsbedömningen 131

Relativ ko ncentration ret/ative concen tra tion

/Js/m3

5 Utsläppshöjd effective release height 20 m 97.5% av alla värden i olika riktningar 2 ligger under denna övre kurva 97. 5% ofal/ values for different directions below this curve 1 : medelvärde - mean value §7.5% av alla värden 0 u_ ° “ i olika riktningar ligger över denna _ nedre kurva 97.5% of all values for different 0 2 directions above this curve

0.1 _

0.05_

0.01 _

0.001 0.5 2 5 10 20 km Avstånd från utsläppspunkt distance from release point Figur 5:2 RELA TIV KONCENTRA T10N. LÅNGTIDSMEDELVÃRDEN (MÅ- NAD-ÅR) relative concentration, long time (monthseyear) averages

Kurvorna ger relativa koncentrationen på olika avstånd från utslappspunkten för två olika utslappshöjder, represenrerande markutslâpp (H = 20 m) respektive höjdarsliipp (H = 100 m). Beräkningar har gjorts för samtliga 36 10° -sektorer samt för medelvärdet och spridningen av dessa värden på varje avstånd. Källa: Ch. Gyllander-U. Widemo. Concentration statistics based on experimental data of atmospheric diffusion. [AEA symposium, Wien 12-16 nov. 1973.

132 Tekniska redogörelser

Långtidsmedelvärdena, som avser tidsintervall på en månad eller mer. sammanfaller också med 50-percentilerna (= medianvärdena) för samma tider, dvs lika många observationer ger resultat över som under dessa värden. Under normala svenska förhållanden sjunker SO-percentilvärdet för en viss plats mycket snabbt då det tidsintervall som värdet avser minskar. För kortare tidsintervall än några timmar är 50-percentilen i de flesta fall O, dvs under mer än hälften av alla sådana tidsintewall blåser det åt något annat håll. Med ökande tid sätter vindpendlingar och väderleksförändringar in så att observationspunkten alltid belastas under någon del av tiden. För att definiera ett spridningsläge med känd sannolikhet att användas i en riskanalys som avser kortvariga haveriutsläpp, passar inte 50-percentilvärdena. Där används i stället väderlekslägen som ger koncentrationer vilka överskrides under endast ett fåtal procent av all tid. Analogt med uttrycket 50-percentil talar man då om l-, 5- och lO-percentilvärden. Procenttalet ger en uppfattning om hur stor sannolikheten är för att en person på en viss plats i omgivningen skall drabbas av minst den dos som räknas fram ur kurvan för värdet på den relativa koncentrationen. Den risk som samma person utsätts för på grund av utsläppet beräknas ur denna dos och dess sannolikhet - l %, 5 % eller 10 %. För exempelvis samhället som helhet kan inte samma betraktelsesätt användas. l många fall då den nyss diskuterade individen helt skulle undgå att få någon dos, blir det i stället andra människor i andra riktningar från utsläppspunkten som drabbas av risken. Beroende på vindriktningsfördelningen för utsläppsplatsen ifråga är sannolikheten för att en given person skall få en viss dos endast en tiondel till en femtiondel av sannolikheten för att - avstånd någon person överhuvudtaget på samma från utsläppspunkten - skall få samma dos.

Figur 5:3 visar vilka relativa koncentrationsvärden som överskrides i någon riktning från utsläppspunkten med 1, 5 och 10% sannolikhet. Figuren ger värden för två utsläppshöjder och för utsläppstiderna l timme och 1 dygn. Variationerna mellan olika riktningar är här klart mindre än för långtidsmedelvärdena, varför inget större fel görs om figurens värden, som är medelvärden för samtliga riktningar, används vid analys av riskerna från haveriutsläpp. Den beräkningsmodell som använts tar inte hänsyn till förekommande stagnationssituationer. Dessa kan säkerligen leda till vissa spridningsfall som speciellt för kortare avstånd borde ha koncentrationsvär-

påverkat

dena för så låga sannolikheter som 1% och därunder. En annan

Figur 5: 3 RELA T1V__KONCENTRA TION. KORTTIDS VÃRDEN (MEDEL VÄR-

DEN A VKUR VOR FOR SAMTLIGA RIKTNINGA R) relative concentration, short time percentiles (averages for all directions) Kurvorna visar vilka värden på relativ koncentration som överskrids med angiven sannolikhet (I, 5, 10%). Sannolikhetsvärdena gäller för givet avstånd oavsett riktning från utsläppspunkten. (percentage values 1, 5 and 10 % indicate that the relative concentration values of the respective curves are exceeded in 1, 5 and lO % ofall time) Källa: Ch. Gyllander-VU. Widemo, Concentration statistics based on experimental data of atmospheric diffusion. lAliA symposium, Wien 12- 16 nov. 1973:

som 1974:55 Underlag för säkerhetsbedámningen 133

Relativ koncentration re/a tive concen tra tion

Ms/m3 1000

Ö\ \ 200

I

\ 10e

Å

5G

\

*x *x 5% \\

\ \ 10% \ \›\ \ \

s \ \ / \ \ \ m 5% \\_ 1 á ä N 1 dy n \ “\

“Q day

1 timme §\ \

x* _ 7 hour \ \

o 5 . v\ \ 1, \ n. \ II» \ 0.2 “v \

\ \ “ 0.1 0.5 1 2 b 10 20 km

.. Avstånd från utsläppspunkt Utslappshojd _ . distance from release point release eight 20 m

134 Tekniska redogörelser

reservation gäller som nämnts inverkan av storstadsklimatet på spridningsförhållandena. Inom en etablerad urban heat island kan det tänkas att delar av ett aktivt moln uppehåller sig under tidrymder av storleksordningen dygn. Ökad utbredning av molnet i en sådan situation medför troligen ingen ökning av antalet personer som får höga doser. Däremot kan antalet personer med relativt låga doser tänkas öka. Under hänsynstagande till dessa begränsningar har utredningen bedömt den använda spridningsmodellen ge representativa resultat för de konsekvensbilder som presenteras i kapitel 6.

Befolkning och näringsliv Verkningarna av ett utsläpp till vatten eller luft beror, förutom på spridningen, på olika karaktäristika för omgivningen, bland vilka befolkningsbild och näringsliv torde vara de mest betydelsefulla. Restriktioner för användning av fisk som människoföda införes vid lägre radioaktivitetshalter än där klara verkningar på fiskstammen kan spåras. Komjölk utdöms för konsumtion vid så låg föroreningshalt att inga effekter på kornas hälsa kan iakttas. Myndigheterna låter alltså befarade effekter på den mänskliga organismen vara gränssättande och förutsätter att en aktivitetskoncentration som inte ger upphov till för höga doser i människor vare sig genom direkt strålning, genom inandning eller via någon näringskedja även är tillåtlig från andra synpunkter. Möjligen kan vetenskapliga eller tekniska aspekter i enstaka fall ställa ännu högre krav (svärtning av fotografisk film t. ex.). l denna utrednings analyser av omgivningseffekterna har endast behandlats inverkan på människors hälsa. Det blir då befolkningens fördelning kring anläggningen, som får den största betydelsen och ger största skillnaderna mellan lägen olika långt från ett tätortscentrum. Effekter på eventuell Iivsmedelsproduktion varierar inte särskilt starkt mellan de olika studerade lägena och är dessutom svåra att behandla generellt. Befolkningsfördelningen kring olika kärnkraftstationer har tidigare, i figur 4:3, angivits i diagramform där antalet människor innanför en viss radie kan avläsas på en kurva. En sådan kurva som gjorts upp för hela omgivningen (360°) passar bäst vid bedömning av normalutsläppens betydelse. Kurvor för varje 10°- eller 30o-sektor kunde vara mera lämpade för haveririskbedömningar, eftersom de dominerande doserna i sådana fall kan väntas inom en relativt smal sektor. Dessa synpunkter utvecklas vidare i avsnitt 6. l. Befolkningsbilder i utpräglade glesbygder är svåra att beskriva generellt matematiskt, eftersom de få människor som finns inom måttliga avstånd är slumpvis fördelade i ett fåtal mindre samhällen och på lantbruksfastigheter. Utredningen har därför inte sökt formulera någon matematisk beskrivning av en sådan befolkningsbild. Däremot har stora städers befolkningsbilder studerats ingående. De flesta stora städers befolkningstäthet visar sig kunna anpassas till en formel av typen

D=Ae-br

i SOU 1974: 56 Underlag för säkerhetsbedömningen 135

Figur 5:4 BEFOLKNINGSTÃTHET population densities Fördelning av nattbefolkningen i modellstad med 1,2 miljoner invånare distribution of population in 1,2 million inhabitants model city. Källa: Närförläggningsutredningen NÄR - 185: 1 Source

/Ã A i centrum, b = och N är totala anta-

jr?

där A är befolkningstätheten

invånare samt r avstånd från centrum i km. Denna fördelning tar let till utan förutsätter att befolkningsbilden är helt ingen hänsyn topografi Liknande kan göras även för _ symmetrisk kring ett centrum. beskrivningar av boendetätheten och för antalet arbetstillfällen per ytenhet. fördelning av dessa två fördelningar ger en beskrivning av hur En sammanlagring

136 Tekniska redogörelser

många personer av olika ålder och kön som under dagen respektive natten befinner sig på olika avstånd från centrum. Fördelningarna har för utredningens ändamål korrigerats så att de tar hänsyn till förekommande, topografiskt betingade olikformigheter inom 60°-sektorer. För detta har använts en schematisering av Stockholms befolkningsbild 1965 med totalt 1.2 miljoner invånare inom 25 km radie, figur 5:4. Denna storlek på tätorten har ansetts lämplig då den med måttlig extrapolation uppåt och nedåt kan täcka alla tätortsstorlekar som är aktuella för närförläggning av kärnkraftvärmeverk. När befolkningsbilden inte är symmetrisk ett kärnkraftverk kring påverkas riskbilden också av hur spridningsbild och befolkningsbild är orienterade i förhållande till varandra. Utredningen har därvid för sina beräkningar valt en rimligt ogynnsam kombination, med den tätast befolkade ÖOO-sektom i modellstaden liggande åt samma håll som verket och med storstaden i en av de mest belastade vindriktningarna från verket.

5.3 Strålningens hälsoeffekter Stora insatser har alltsedan seklets början gjorts för att klarlägga strålningens olika effekter på levande organismer. Joniserande strålning har därigenom sannolikt blivit en av de mest välanalyserade faktorernai människans miljö. Speciellt intensivt har dessa studier bedrivits efter de två atombombsexplosionerna i Japan för nära 30 år sedan. Information kan hämtas från fall där människor bestrålats från atomvapen, genom olyckshändelser, under yrkesmässig verksamhet eller i medicinskt behandlingssyfte. Ett stort material föreligger också såsom resultat av olika djurförsök. Det är därför inte sannolikt att man t. ex. skall upptäcka tidigare okända typer av strålningseffekter. De låga doser det normalt är fråga om vid kärnkraftverksamhet ger inte några verkningar som kan påvisas med säkerhet ens vid användandet av avancerade statistiska analysmetoder och studium av mycket stora exponerade grupper. De effekter på människors hälsa som man söker observera orsakas icke heller bara av joniserande strålning. Den normala sjukdomsfrekvensen är dessutom mycket högre än det tillskott av samma åkommor som kan komma i fråga till följd av strålningsexponering från kärnkraftanläggningar vid normaldrift. För många av de tänkbara skadetyperna gäller detta även under extrema störningar i sådana anläggningar. Sannolikt kan varje skadetyps normala frekvens delas upp i en ”spontan” del och en, troligen växande, del från olika miljöfaktorer införda av människorna, varav strålning endast är en. Strålning orsakad av verksamheten vid kärnkraftanläggningar kan nå människan olika utifrån - extern på två principiellt sätt, antingen - eller av radioaktiva ämnen som kommit in i exponering inifrån, kroppen med föda eller andningsluft - intern exponering. Redan före tillkomsten av kärnkraft och artificiellt framställd radioaktivitet har människan varit utsatt för bestrålning. Tabell 5:11 visar dels vilka årliga

SOU 1974: 56 Underlag för säkerhetsbedämningen

Tabell Szll Helkroppsdoser från olika källor Whole body doses to man from different sources

Strålkâlla Årlig dos, mrad Ungefärlig dosrat

source annual dose, mrad under bestrålning approximate dose Sverige Världen rate during exposure Sweden global mrad/h

Medicinsk bestrålning (patienter) 50 0-180 ca 10 000-ca 300 000 000 medical exposure (patients)

Naturlig radioaktivitet3 40-90 40-ca l 000 0.005-0.1 natural radioactivity

Kosmisk strålning 30-40 30-90 0.003-0.0l cosmic rays

Material i byggnader 0-300 0-3000 0-0.3 materials in buildings

Kärnkraft (i 0mgiv› ningen) l -50 1-50 0.0001-0.005 nuclear power, environmental

Yrkesmässig bestrålning 100-5000” 100-50002 1-1000 Occupational exposure

I Räknat som medelvärde över hela befolkningen average for population 2 Personer i radiologiskt arbete inom medicin, kärnkraft och annan teknik in radiological work in medicine, nuclear power and other technical fields

persons

Aktivitet ijordskorpan och i kroppen från intagen föda activity in earth s crust and in the body from ingestion 4 28 mrad vid havsytan, ca 40 vid 1 000 m och ca 100 vid 3 000 m över havet 28 mrad/yr at sea level, ca 40 at 1 000 m and ca 100 at 3 000 m above sea level

stråldoser som erhålles från olika naturligen förekommande och människoskapade källor, dels i vilken takt (med vilken dosrat) dessa doser erhålles. Som synes kommer relativt sett mycket stora bidrag dels från kosmiska strålkällor, dels från radioaktivitet i mark och i byggnader. Radioaktiva ämnen i jorden ger oss också stråldoser via olika födoämnen och via andningsluften. Det senare sker b1.a. genom vissa dottemuklider till radium och torium som avges i gasform till atmosfären. Den huvudsakliga stråldosen från naturligen förekommande radioaktivitet erhålls från en radioaktiv isotop av kalium i kroppens mjukvävnader. Denna radionuklid, kalium-40, är mycket långlivad. Alla kemiska föreningar med kalium innehåller därför en konstant koncentration av kalium-40 per gram kalium. Den stråldos som en människa eller ett organ utsatts för mäts i enheten rad. Denna enhet är ett mått på hur mycket energi som strålningen

* 138 Tekniska redogörelser

avgivit per kg vävnad eller annan materia. Med dosrat avses stråldos per tidsenhet. Dosraten är ofta av storleksordningen mrad - tusendels rad per timme då det gäller yrkesmässig exponering. Den mängd radioaktivitet som behövs för att ge en viss stråldos är mycket mindre vid intern än vid extern bestrålning. Bestrålning från en radioaktiv källa kan minskas på olika sätt. Vid externa strålkällor kan dosen begränsas genom ökat avstånd till källan, genom minskad uppehållstid i källans närhet och genom skärmning. Skärmningseffekten är huvudsakligen beroende av hur mycket material, mätt i kg per ytenhet, som finns mellan strålkällan och den punkt där dosen uppkommer. Om aktivitet väl kommit in i kroppen minskas möjligheterna att begränsa stråldosen, men vissa åtgärder kan vidtas som syftar till att allmänt öka utsöndringstakten på olika vägar från kroppens organ. Ett speciellt fall gäller sköldkörteln (thyreoidea), som är särskilt benägen att ta upp jod. Sköldkörteln kan hindras från att ta upp radioaktiv jod genom att tabletter innehållande vanlig inaktiv jod tas in före eller omedelbart efter tillförseln av aktivitet. Det huvudsakliga försvaret mot interndoser måste bygga på att hindra aktiviteten från att komma in i kroppen. Vid luftburen aktivitet kräver detta filtrering antingen genom personliga skyddsmasker eller genom kollektivfilter i skyddsrum. Födoämnen eller vatten som förorenats av aktivitet måste ersättas med inaktiva produkter eller lagras tills aktiviteten försvunnit genom det fysikaliska sönderfallet. Vid förorening av livsmedelsprodukter har man i allmänhet god tid på sig för kontroll och motåtgärder, eftersom det tar relativt lång tid mellan aktivitetsutsläppet och den tidpunkt, då radioaktiviteten uppträder i konsumtionsvaror. Den snabbaste transportmekanismen av detta slag till människan torde vara via mjölk, där aktiviteten kan uppträda något dygn efter det att utsläppet ägt rum.

Allmänt om strálverkningar l en redogörelse för verkningarna av joniserande strålning på människor måste framhållas att en viss stråldos kan erhållas på många olika sätt. De hälsoeffekter som uppträder beror ofta starkt på exponeringstypen och i vilken dosen erhållits. Huvuddelen av underlaget för vår på den takt kunskap om strålningens hälsoeffekter och samtidigt den bäst under- 2 byggda delen kommer från observationer av bieffekter vid medicinsk s, från bomboffren i Japan, från nedfallen radioaktivitet vid ett behandling, kärnvapenprov i Stilla havet och från ett begränsat antal olyckor i radiologiskt arbete. Detta material ger bäst underlag vid bedömning av verkan av stora stråldoser. uppstår då materialet skall utnyttjas som Svårigheter för normer avseende yrkesmässigt exponerade personer och underlag i allmänhet. Det gäller där ofta dosrater som är en befolkningar miljondel eller mindre av de som är representativa för huvuddelen av underlaget. Existerande skyddsnorrner för personer i radiologiskt arbete

SOU 1974: 56 Underlag för säkerhetsbedömningen 139

Sannolikhet för att en viss skada skall orsakas av en given dos probabi/i ty of injury being caused by a given dose l

Antaget rätlinjigt samband assumed /inear re/a tion Sannolikt mer realistiska krökta samband probably more realistic curved relations

Låg dosrat Hög dura* low dose rate high dose rate Naturlig förekomst normal occurrence

Do s dose

Figur 5:5 HÃLSOEFFEKTERS DOSRATBEROENDE dose rate dependence of health effects

och för större befolkningsgrupper bygger därför på det försiktiga att hälsoeffektema inte alls är beroende av dosraten utan antagandet endast av dosen. Detta antagande är bevisligen fel för alla akuta effekter - men - hög dosrat ger större effekt än låg dosrat vid en och samma dos man kan av praktiskt experimentella skäl inte bevisa dess ogiltighet för vissa sena typer av effekter.

I sin senaste rapport* har FNs vetenskapliga strålskyddskommitté

UNSCEAR granskat allt tillgängligt material rörande sena s.k. statistiska effekter av joniserande strålning. Kommittén påpekar att alla uppskattningar av samband mellan dos och verkan vid sådana effekter gäller med höga dosrater. Riskerna per rad stråldos blir l korttidsexponeringar Ionizing radiation: därför sannolikt överskattade när sambanden tillämpas på fall, där Levels and effect. Volume ll: Effects exponeringstiden är längre och där dosraterna är låga. UNSCEAR UNSCEAR United framhåller också att för människan är sambandet mellan dos och olika Nations, New York sena hälsoeffekter sannolikt inte rätlinjigt, dvs antalet skadefall är inte (1972)

140 Tekniska redogörelser SÖU 1974: 56

direkt proportionellt mot dosen. Figur 5:5 illustrerar detta i princip. Dessa effekters beroende av dos och dosrat i enlighet med figurens krökta kurvor, ansluter också till observationer som gjorts för de flesta skadliga ämnen och andra typer av påfrestningar på den mänskliga organismen. Dosraten är oftast enkel att definiera vid extern exponering. För intern exponering är detta förhållande mer komplicerat eftersom dosen då erhålles med en avtagande dosrat beroende på biologisk utsöndring ur kroppen och fysikalisk avklingning av i kroppen kvardröjande aktivitet. Detta ger speciella problem exempelvis vid förutsägelser beträffande effekterna av interndoser från radioaktiv jod. Detta ämne förekommer med ett stort antal isotoper i bestrålat reaktorbränsle, vilka har mycket olika halveringstider. inandning av radioaktiv jod i samband med reaktormissöde resulterar av denna anledning i doser som avges i starkt varierande takt sedan joden kommit in i kroppen samt olika för olika fördröjningar efter jodens frigörelse ur bränslet.

A kuta effekter

Endast i samband med olyckshändelser kan så höga doser erhållas att akuta sjukdomseffekter uppträder. Följande allmänna beskrivning gäller där sådana höga doser erhållits på relativt kort tid - mindre än ett dygn « och där dosen blivit ungefär lika i hela kroppen. Helkroppsdoser under 30 rad ger sannolikt inga som helst akuta effekter. Doser mellan 30 och 100 rad ger strålsjuka, beroende på skador i magens och tarmarnas epitel och på skador på blodbildande vävnader. Omfattningen av de skador som uppstår på blodbildande organ, vilka har stor betydelse för sjukdomsbilden, beror dock mycket på om all röd benmärg fått samma höga dos. Även om bara en mycket begränsad del av benmärgen genom skärmning fått en avsevärt lägre dos, ökar det i hög grad den bestrålade individens möjlighet att överleva. Vid doser över 100 rad blir skadorna så allvarliga att dödsfall kan uppträda bland personer med nedsatt motståndskraft. Doser över 500 rad resulterar med stor sannolikhet i dödsfall. Ett särdrag i sjukdomsförloppet vid strålsjuka är att även vid doser kring 300-400 rad erhålles, efter en inledande fas av illamående, en relativt symptomfri tid under en â två veckor innan en ny kris kommer. Möjligheter till omhändertagande och vård under denna period är vid gränsfall av stor betydelse för ett slutligt tillfrisknande. De aktivitetsutsläpp som relativt sett är mest sannolika och betydelsefulla vid reaktorhaverier väntas huvudsakligen bestå av två typer av radioaktivitet, ädelgaser och jodisotoper. Båda typerna ger extern bestrålning då de sprids i atmosfären, antingen den bestrålade individen är inne i det radioaktiva molnet eller på något avstånd - några hundratals meter - ifrån det. Intern bestrålning fordrar att individen nås av molnet och andas in radioaktiv luft, och blir endast av betydelse ifråga om jodisotopema. Under normala fysiologiska förhållanden går en stor del av all jod man inandas eller äter till sköldkörteln, som därigenom får en förhållandevis mycket högre dos än andra vävnadstyper. Sköldkörteldosen kan kan enligt ovan reduceras kraftigt om man på ett tidigt

SOU 1974: 56 Underlag för sákerhetsbedämningen 141

stadium ger tabletter med stabil jod - 0.l å l g kaliumjodid t. ex. vilket dock inte nämnvärt påverkar doserna till andra organ. Höga doser - väl över lOOO rad - till sköldkörteln kan med viss fördröjning ge funktionsrubbningar, som måste kompenseras med medicinering. Effekten ger sig tidigare tillkänna, ju högre dosen är. l den lägre delen av intervallet 1000- 10 000 rad kan fördröjningen gälla år. Vid mycket höga doser, 10 000-100 000 rad och däröver, kan sköldkörtelns funktion helt slås ur på kort tid. Radioaktiv jod (främst jod-l31) används för att påverka sköldkörtelns funktion vid behandling av vissa sjukdomstillstånd. Från sådan verksamhet finns därför ett omfattande erfarenhetsmaterial. Detta är emellertid inte alltid enkelt tillämpligt på här aktuella situationer, där även andra isotoper än jod-l 31 kommer in i bilden samt exponeringarna huvudsakligen gäller friska individer. l samband med konsekvensberäkningar liknande de utredningen låtit utföra har dessa sköldkörtelstörningar inte tidigare redovisats. Möjligheten att häva symptomen genom medicinering har uppenbarligen bedömts som så säker och väl etablerad, att dessa individer inte ansegts böra redovisas som skadade. Även om skäl kunde tala för ett sådant - av mera tillvägagångssätt allmänt kända sjukdomar, kan störningen kanske närmast jämföras med en kronisk allergi w har utredningen dock inte ansett sig helt böra bortse från dessa fall i totalbilden. Om sköldkörteln i tid blockerats med inaktiv jod liknar akuteffekterna vid höga interndoser av jod de som beskrivits för helkroppsbestrålning. Den jod som inte går till sköldkörteln fördelar sig tämligen jämnt i kroppens blodvolym, och det blir därigenom med stor säkerhet den dos som erhålles i blodbildande organ som ger den största risken. l samband med interndoser från jod blir den tidigare berörda dosrateffekten av betydelse. Huvuddelen av vår kunskap om strålningseffekter på sköldkörteln gäller doser av antingen jod-l3l eller röntgenstrålning. I det senare fallet, där dosraten vanligen är hög erhålles en viss lCRP nr s, The Evaluation of risks from skada vid en väsentligt lägre dos i rad, än vid jod-l3l, som har en radiation. Pergamon halveringstid på drygt 8 dygn. Strålningen från de mera kortlivade Press 1966. jodisotoperna torde vara jämförbar med röntgenstrålning i effektivitet lCRP nr 14, Radioper rad. Vid beskrivning av konsekvenserna av olika haveriutsläpp har sensitivity and spatial försökt beakta detta förhållande. distribution of dose. utredningen Pergamon Press 1969.

Sena statistiska effekter

2 lonizing Radiation: Som nämnts tidigare i detta avsnitt är uppskattningarna av de sena Levels and effects. statistiska strålningseffekterna mindre noggranna än de som rör akuta Volume ll: Effects för UNSCEAR, United verkningar. Speciellt gäller detta låga doser och dosrater. Underlaget New Nations, utredningens bedömningar av dessa effekters uppträdande har samlats York 1972. bl. a. i skrifter av Internationella Strålskyddskommissionen (lCRP). 3 Lindell-Tribukait, Auktoritativa sammanfattningar av synen på dessa problem har nyligen Kärnkraftverken: risker publicerats dels av UNSCEAR? dels i en svensk artikel? och skyddsåtgärder. De sena statistiska av olika Statens strålskyddsinstrålverkningama utgörs huvudsakligen stitut, verksamhetscancerformer där vissa typer av leukemi eller blodkräfta av olika skäl berättelse för 1970 synes kunna förutsägas med mindre osäkerhet än andra former. I vissa (Stockholm 1970).

142 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Dödsrisk procent per år Alla dödsorsaker Death risk percent per year 033g Iogaritmisk skala a” causes 10

/

/,Z

Z

/Ålla tumörsjukdomar

all cancer types // 0,1 \ / Fy / Leukemi och aleukemi 0,01 \\ /eukemia and a/eukemia

*N ;T

0,001

0 10 20 30 40 50 60 70 80 år Ålder age Figur 5:6 DÖDSRISK AV LEUKEMI OCH ANDRA CANCERFORMER JÄM- FÖRD MED TOTAL DÖDSRISK I OLIKA ÅLDRAR normal death risk from leukemia and other types of cancer compared with total death risk as a function of age Figuren visar att cancer i olika former är en betydande dödsorsak i det moderna samhället. Figuren baserar sig närmast på material ilCRPs publikation no. 8 och gäller således ej i detalj för svenska förhållanden. Källa: [CRP publ. no. 8 (1966) Source

sammanhang har det ifrågasatts om låga stråldoser skulle kunna ge en till sin natur icke närmare definierad livslängdsförkortning. Inga belägg har presenterats för någon sådan effekt vid doser under ca 10 rad per vecka. För högre doser och i samband med haverier torde andra specifika effekter dominera. Leukemi förekommer i många olika former av vilka en del kan framkallas bestrålning av de blodbildande organen. Strålning är genom dock inte dominant bland orsakerna till leukemi, utan den normala frekvensen, som i Sverige är omkring 100 fall per miljon människor och år, har i huvudsak andra orsaker. Den kända frekvensen stiger i de flesta länder och är i allmänhet högst i industrialiserade länder. Detta skulle kunna bero på antingen att man där har bättre diagnostik eller att industrimiljön orsakar Ökningen, eller en kombination av dessa orsaker. Som av figur 5:6 ökar risken för leukemi med ökande framgår levnadsålder, dock ej lika snabbt som risken av andra cancertyper eller övriga dödsorsaker. Tiden mellan bestrålning och sjukdomsutbrottet

SOU 1974: 56 Underlag för säkerhetsbedömningen 143

varierar från några år till över 10 år med ett medelvärde omkring 7. Sannolikt är såväl denna latenstid som strålningens förmåga att orsaka leukemi beroende av individens ålder vid bestrålningen, varvid fosterstadiet kan vara speciellt känsligt. Det är tveksamt om interndoser av radioaktiv jod överhuvudtaget kan framkalla sköldkörtelcancer hos människan. I de relativt få kända fall, där sådan cancer föregåtts av betrålning - i höga doser - från jod, synes genomgående andra faktorer ha kunnat medverka till sjukdomens uppkomst. De samband mellan dos och cancerfrekvens som använts baserar sig i stället huvudsakligen på fall där dosen givits med röntgenstrålning. Det är möjligt att de mera kortlivade jodisotoperna till sina effekter även i detta avseende kan vara mera lika röntgenstrålningen änjod-131. Det är inte heller uteslutet att större individuella skillnader kan förekomma än vad som är fallet vid andra strålningsverkningar, beroende på sköldkörtelstatus och normalt intag av inaktiv jod. Även om undersökningar där röntgenbestrålning använts accepteras som grund för samband mellan stråldos och sannolik sjukdomsfrekvens, så kan ingen enkel proportionering användas mellan dos och sannolikhet för sköldkörtelcancer. Speciellt bör påpekas att för mycket höga doser erhålles ett lägre riskbidrag per rad stråldos än för doser i intervallet 100 - 1000 rad. Liksom för de akuta sköldkörteleffekterna så är utsikterna till effektiv behandling mycket goda i samband med sköldkörtelcancer, speciellt om sjukdomen upptäcks tidigt. Som ett medelvärde för tiden mellan bestrålning och cancerns uppträdande har angivits omkring 12 år. Stora variationer synes dock förekomma. Den normala frekvensen av sköldkörtelcancer i Sverige är för kvinnor 44, för män 18 fall per år och miljon individer (medeltal 1962-1965).

Övriga cancerformer

Som framgår av figur 5:6 är cancer i olika former en av de dominerande dödsorsakerna i det moderna samhället, speciellt i de högre åldersgrupperna. Inte heller här bidrar strålning normalt med någon större andel av totala antalet fall. För många former måste man emellertid befara att joniserande strålning i stora doser kan bidraga till deras uppträdande. Under de första 20 åren efter en betrålning antas risken för alla övriga cancerformer tillsammans öka ungefär lika mycket som risken för leukemi. Latensperioden för de olika typerna varierar men har för observationsperioden 20 år legat omkring 15 åri medeltal. Vid ytterligare utsträckt observationstid, har ICRP uppskattat att totala antalet tillkommande fall skulle kunna öka fem gåner mer än vad som observerats för enbart leukemi. De tillkommande fallen har således längre latenstider, hur långa är svårt att uppskatta, men 25 år som medeltal verkar vara ett rimligt, möjligen något lågt värde. Dessa senare uppskattningar synes böra tas med viss reservation. De långa latenstiderna gör att den livsförkortande effekten blir mindre, varför dessa mycket sent uppträdande cancerfall lätt kan överskattas till sin betydelse vid sidan av andra skador. Som figur 5:6 visar varierar sannolikheten att dö i cancer kraftigt med

144 Tekniska redogörelser sou 1974; 56

åldern. l medeltal under livstiden är den ungefär 0.4 % per år, men i de yngsta åren är risken endast omkring 0.01 % per år.

Fosterskador Vid stråldoser på 1 å 10 rad och däröver kan man - om dosen erhållits på kort tid - inte utesluta mer eller mindre allvarliga fosterskador. Särskilt är detta så om bestrålningen sker under det stadium då de flesta organen hos fostret är stadda i snabb utveckling, ungefär den tredje till den sjätte havandeskapsveckan. Även bestrålning av fostret med liknande doser under resten av graviditeten anses kunna ge anledning till ökade risker för fosterskador. Det har därför i Sverige utbildats en praxis att noga överväga en rekommendation till abort om ett foster utsatts för doser mellan 1 och 10 rad. Vid doser över 10 rad anser man att abort bör rekommenderas. Korttidsdoser i dessa storleksordningar uppkommer aldrig i omgivningen under normaldrift. Vid vissa antagna stora haverier kan de däremot inte helt uteslutas. Utredningen har därför funnit att nyssnämnda praxis måste leda till antagandet att Villkorlig abort kan komma i fråga för gravida kvinnor som beräknats ha erhållit doser mellan l och lO rad, dvs. en läkarkonsultation krävs med en utredning av de närmare förhållandena vid exponeringen, innan beslut om eventuell abort fattas. Doser på 10- 100 rad har antagits leda till en rekommendation om abort. Vid doser över 100 rad görs ej denna bedömning, eftersom hänsynen till de akuta hälsoeffekterna för moderns del då överväger. Några fosterskador på grund av doser under l rad har ej medtagits i skadebilderna.

Genetiska effekter

Kunskapen om genetiska effekter av bestrålning av stora befolkningsgrupper är av naturliga skäl mycket ofullständig. Det förenklade antagande som brukar göras är att varje stråldos till någon individ i en föräldrageneration är av lika stor betydelse utan hänsyn till dosens fördelning mellan individerna eller dosraten den erhållits med. Det framgår av tabell 5:11 att i så fall erhålls de ojämförligt största belastningarna i detta avseende från den naturliga strålningen, strålningen från byggnader och medicinska tillämpningar, vilka alla dominerar stort över dem från kärnkraftens utsläpp. Detta gäller icke blott för normalutsläppen, eftersom utsläppen i samband med haverier som medeltal över lång tid bedöms kunna hållas väl under de vid normaldrift tillåtliga. Att haveriutsläppen kommer ojämnt fördelade i tiden spelar mindre roll här, eftersom antagandet leder till att det för genetiska effekter endast är den över lång tid upplagrade befolkningsdosen som har betydelse. Oavsett att ICRP m.fl. organisationer sökt göra uppskattningar av de genetiska effekterna av låga stråldoser till stora befolkningsgrupper har utredningen för sin del avstått från att utvärdera dessa effekter i presenterade riskbilder. Alltför mycket synes saknas i totalbilden, bl.a. i

Underlag för säkerhetsbedömningen 145

Tabell 5: Illa AKUTA HÄLSOEFFEKTER Acute effects

Effekt Dosintervall Sannolikhet Anm Type of effect Dose interval för skada Note Probability of effect rad %

Svåra akuta skador Severe acute injuries Dödsfall 100-300 20 Skärmning antas reducera Deaths 300-1000 80 dosen till foster, gonader över l 000 100 och blodbildande organ till 30 % av dosen i fria

Strålsjukal 30-100 20 luften

Radiation syndrome 100-300 80 Shielding reduce: free air 300-1 000 20 dose to 30 % in fetus, gonads and blood forming

Abort rekommenderad l0 100 Organs

Abortion redo mmended Antalet gravida kvinnor

Sköldkörtelfunktion, utslagen: över 100 000 100 = 1.2 % av hela befolk-

Thyroid function, eliminated ningen Pregnant women = 1.2 7a

Sköldkörtelfunktion, tidig störningz 10 000-100 000 20 Of [Om] Population

Thyroid function, early disturbance

lindriga akuta skador Minor acute injuries Abort villkorligt indikerad av hänsyn till

möjliga fosterskadorl 1-10 100

Abortion conditionally indicated due to possible infuries to fetus

Sköldkörtelfunktion, sen störningz 1 000-10 000 60

Thyroid function, late disturbance 10 000-100 000 80

whole body irradiation å helkroppsbestrålning, sköldkörtelbestrålning, thyroid irradaztion

fråga om övriga ämnen och påfrestningar som bidrar till ändringar i en_ befolknings arvsmassa, liksom i fråga om de urvalsprocesser som verkar både från miljön och inom individerna själva. Antalet genetiska skadefall som skulle kunna hänföras till en viss stråldos skiljer sig dock i rimligt pessimistiska uppskattningar inte avsevärt från antalet sena statistiska skador som här beräknats för samma dos.

Sammanfattning av antagna dos - effektsamband

För en säkerhetsanalys måste fixa värden för sambanden mellan

organdoser och olika hälsoeffekter definieras. Det är då angeläget att

146 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Tabell 5: lllb SENA STATISTISKA HÄLSOEFFEKTER Late statistical effects

Åldersgrupp Dosintervall Antal fall Latensperiod Age group Dose inter- per miljon (medelvärde) val Erad Average latency No. of cases per million 2 rad år - yr rad år - yr

Leukemi 0 1 - 300 20 7 Leukemia

l helkroppsbestrålning, whole body irradiation sköldkörtelbestrålning, th yroid irradiation Erad - manrad, summan av ett stort antal individuella doser. sum ofa large number ofindividual døses

framhålla att en befolkning i en storstad inte på något sätt är en samling av identiska individer. Ålder, kön och hälsotillstånd har alla stor betydelse för vilken verkan en viss stråldos kan få. Denna biologiska variation mellan individerna kombinerad med ett bitvis ofullständigt kunskapsunderlag medför att sambanden ej kan bli exakta. Detta gäller speciellt de sena statistiska effekterna, vilka helt dominerar i beräkningarna av normaldriftens verkningar, och där Överskattningar är sannolika. Sambanden är säkrare då det gäller höga doser - över 30 rad - och akuta effekter som inte kan bli aktuella annat än vid haverier. Slutligen måste också påpekas de variationer som antagande om skärmningsförhållanden, om individernas belägenhet vid exponeringen osv. skapar. De konsekvensbilder som framräknas får därför endast tas som exempel vilka ger storleksordningar på haverikonsekvenserna. Osäkerheten får emellertid minskad betydelse vid jämförande bedömningar för olika lägen, befolkningsbilder och utsläppskaraktäristika. Tabell 5:111 anger de samband mellan doser och hälsoeffekter, som utredningen baserat sina konsekvensberäkningar på. Värdena har valts med förutsättningen att ej underskatta reella effekter, men samtidigt undvika grova överskattningar, vilka kan förvrida de konsekvensjämförelser som görs längre fram.

Strâlskyddsnormer Ovan citerade arbeten inom ICRP har tillkommit för att ge underlag till rekommendationer beträffande tillåtliga stråldoser. Normvärden av detta slag krävs både för personer som i sitt yrke utsätts för strålning (radiologiskt arbete) och för individer i den stora allmänheten. Bättre

SOU 1974: 56 147 Underlag för sakerhetsbedömningen

Tabell 5: lV lCRPs dosgränser [CRP dose Iimits

Organ eller vävnad Yrkesmässig Enskilda individer exponering i befolkningen Organ or tissue Radiological Individuals in the work general population rad per år rad per yr

Helkroppsbestrålning 5 0,5 Whole body Blodbildande organ 5 0,5 Blood forming Organs Könskörtlar 5 0,5 Gonads Huden 30 3 Skin Benvävnad 30 3 Bone Sköldkörteln vuxna 30 3 Thyriod aduIts barn under 16 år - 1_5 children under 16

Händer och fötter 75 7.5 Hands or feet Enstaka organ i övrigt 15 1.5 i Other organs

Källa: huvudsakligen aktuella [CRP publikationer Source: Mainly valid [CRP publications

möjlighet till doskontroll och frånvaron av vissa speciellt känsliga kategorier bland de yrkesmässigt exponerade gör att tillåtliga doser där kan få ligga högre än de för allmänheten. Strålskyddsnormerna utesluter så höga doser att akuta hälsoeffekter kan uppkomma. Det är de sena statistiska hälsoeffekterna och de genetiska verkningarna som normerna avser att begränsa. På detta område råder nästan fullständig internationell enighet beträffande de grundläggande värderingarna. Enigheten gäller även exempelvis tillåtliga doser för olika organ och vävnadstyper samt gränsvärden för sammanlagda doser till större befolkningsgrupper. Tabell 5:lV visar enligt lCRP tillåtliga doser för enskilda individer inom befolkningen i allmänhet. Utöver dessa värden kan som viktigaste dosgräns nämnas ICRPs bedömning att större befolkningsgrupper ej bör utsättas för större sammanlagd dos än som motsvarar i medeltal 5 rad per 30 årl och individ. Detta gäller helkroppsdos och avser all annan bestrålning än den naturligen förekommande och sådan som sker i medicinska sammanhang. Om dessa normer inte överskrides anser lCRP att de skador som kan tänkas uppkomma l o .. .. .. o , 30 ar antas vara memed sakerhet bor uppvagas av nyttan fran de verksamheter som orsakar denängden av en gemen_ stråldoserna. Fördelningen av de doser som allmänheten utsätts för, tion

148 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

mellan olika källor, överlåter ICRP på nationella myndigheter, även om

vissa riktlinjer har antytts i några av kommissionens publikationen En

detaljerad redogörelse för strålskyddsnormerna och den svenska tillämpningen på områden finns i Kärnkraften, människan och säkerheten” kapitlen 11 och 12. Ur kapitel 12 har hämtats nedanstående sammanfattning av Statens strålskyddsinstituts inställning i dessa frågor (de doser som nämns är genomgående helkroppsdoser). l. Alla stråldoser skall hållas så låga som det lätt är görligt. 2. Det är rimligt att oavsett gällande dosgränser ytterligare reducera stråldoser om detta kan ske för en kostnad av mindre än 1000 kronor per manrad. 3. Dosgränsen för personer i strålningsarbete är 5 rad per år. Detta ger en garanti för att inga akuta skador uppstår. Risken för sena skador är inte försumbar men är å andra sidan - särskilt med tanke på att genomsnittsdosen under de yrkesverksamma åren i regel ligger långt under 5 rad per år - inte påvisbar bland nuvarande grupper av strålningsarbete. 4. Dosgränsen för alla övriga individer i samhället är 0.5 rad per år utöver de doser som erhålls från naturlig strålning och från medicinsk bestrålning. De stråldoser som erhålls av personer i närheten av kärnkraftverk måste rymmas inom denna dosgräns. 5. De dostillskott som i genomsnitt erhålls av de mest utsatta i närheten av ett kärnkraftverk kommer att ligga

personerna3

betydligt lägre, troligen betydligt under 0.05 rad per år. De flesta personer i kärnkraftverkets närhet kommer att få ännu mycket lägre stråldoser. 6. Reaktorerna skall vara försedda med sådana anordningar att förhindra eller fördröja aktivitetsutsläpp, att det inte föreligger onödiga ICRP publ. nr 2 (London 1959) konstruktiva hinder mot låga utsläpp. Dessa krav motsvarar de krav ICRP publ. nr 9 (Oxford som krävs för de amerikanska lättvattenpå tekniska anordningar 1966) 2 reaktorerna. Lindell, B., Löfveberg, s. (Stockholm 1972) 7. Den genomsnittliga stråldosen för Sveriges befolkning till följd av användningen av kärnkraftverk inom och utom Sverige i början av 3 En s. k. kritisk 2000-talet väntas ligga under 0.01 rad per år. grupp. Det bör 0bserveras att uttrycket 8. Den långsiktiga planeringen för att detta värde inte skall överskridas ”kritisk i detta sam- av befolkningsdosen till l manrad4 per grundar sig på en begränsning manhang syftar på att år och MWe för varje reaktor. gruppen beräknings- 9. Denna begränsning gäller alla sektorer av kärnkraftindustrin med mässigt år kritiskt dimensionerande för av stråldoserna Även gruvdriften, undantag till personalen. upparbettillåtliga utsläpp och ningen av använt bränsle och avfallslagringen skall täckas av villkoret. ej avser någon kritisk exponering ur hälso- 10. På grundval av de angivna principerna för dosbegränsningen anger synpunkt e. d. strålskyddsinstitutet i varje särskilt fall i vilken omfattning särskilda 4 anordningar krävs för att förhindra aktivitetsutsläpp samt vilka Sammanlagd dos för individer över hela världen mängder av olika radioaktiva ämnen som får släppas ut. 5 ll. I stället för att direkt tillämpa årliga dosgränser, skall man beräkna Den dos ett visst ut-

den dose commitments som blir följden av de prliga utsläppen och

släpp kan orsaka sum- _ merad över all framtid. låta denna dose commitment numeriskt begränsas av de årliga

SOU 1974: 56 Underlag för säkerhetsbedömningen 149

dosgränserna. Härigenom skapar man en garanti för att man inte drar växlar på framtiden genom alltför höga utsläpp av mycket långlivade ämnen. Utredningen använder i fortsättningen av detta betänkande ICRPs rekommenderade värden som referensdoser, under beaktande av den svenska myndighetens tolkning i tillämpningsfall.

150 SOU 1974: 56

6 Kärnkraftverkens

miljöpåverkan

Av tidigare kapitel framgår att kärnkraftverk kan påverka omgivningen på flera sätt. Det är naturligt att den största uppmärksamheten har ägnats utsläppen av radioaktivitet till luft och vatten. Även utsläpp av värme och kemikalier till omgivningen, liksom buller, transporter och estetiska synpunkter måste dock beaktas. I detta kapitel läggs huvudvikten vid en redogörelse för de risker som kan vara förknippade med radioaktivitetsutsläpp under normaldrift och vid haverier. Icke-radiologiska aspekter behandlas i avsnitt 6.4 där också normalutsläppen av aktivitet diskuteras. Gällande normer för tillåtliga normalutsläpp är sådana att dessa utsläpp inte skall ge några påvisbara hälsoeffekter i omgivningen. De teoretiskt beräknade verkningarna av de tillåtliga utsläppen kan inte

beläggas statistiskt, och det är enligt avsnitt 5.3, sannolikt att de har

överskattats. I sitt studium av radiologiska haverikonsekvenser har utredningen av skäl som senare skall redovisas ingående behandlat konsekvenserna av de största haverier som överhuvudtaget är möjliga i ett kärnkraftverk. Vid sådana haverier med mycket stora utsläpp kan akuta hälsoeffekter uppträda i omgivningen. Dessa effekter kan någorlunda säkert förutsägas på basis av framräknade stråldos- och koncentrationsbilder. Förutsägelser beträffande sena effekter som leukemi och andra cancerformer är emellertid, liksom för normalutsläppen, svåra att säkert ange till sin fördelning, geografiskt och i tiden. De använda sambanden mellan dos och hälsoeffekter (jfr tabell 5: III) innebär sannolikt även här överskattningar av totala antalet sena fall. Det skulle efter ett inträffat haveri vara svårt att säkert sammankoppla eventuella fall av sådana hälsoeffekter med det aktuella utsläppet. Det bör understrykas att olika risker för effekter av akut typ där ett otvetydigt samband mellan utsläpp och effekt föreligger, ofta inte enkelt kan vägas mot varandra. Speciellt problematiskt är det att väga ett enstaka dödsfall mot ett större antal lindrigare skador. Utredningen har endast studerat hur riskerna i verkens omgivning varierar. Skador som driftpersonal och övrig personal vid verket samt eventuell hjälppersonal kan utsättas för, tas ej upp till behandling, eftersom personalens risktagande är oberoende av om verket är närförlagt eller ej. Säkerhetsstandarden för personal yrkesmässigt verksam inom kärnkraftsektorn är bevisligen mycket hög, såväl vad det gäller radiolo-

SOU 1974: 56 Kärnkraftverkens miljöpåverkan 151

giska som konventionella risker. Det bör dock påpekas att med hänsyn till både dosernas och dosraternas storlek - från utgående tillåtliga värden enligt [CRP (tabell 5:lV) - blir de beräknade radiologiska riskerna för denna personal större än för folk i omgivningen. Stor omsorg har ägnats åt att presentera så väl underbyggda data som möjligt med avseende på haverisannolikheter och omgivningskonsekvenser. Det måste emellertid noteras att osäkerheterna i underlaget till en del är svårbedömda, vilket motiverat en särskild diskussion av osäkerhetsmarginalernas storlek och orsak. Utredningens värdering av riskerna i fråga om mycket stora haveriers konsekvenser och sannolikheter försvåras av att vårt samhälle saknar en uttalad riskfilosofi. Då det gäller mycket osannolika händelser saknas dessutom naturliga jämförelsegrunder, eftersom de låga sannolikheterna ej kan beläggas statistiskt inom rimliga tidrymder.

6.1 Befolkningsfördelningar

För studium av hur riskbilden varierar med kärnkraftverkets läge har beräkningar av omgivningseffekterna gjorts för lägen på ett antal olika avstånd från ett storstadscentrum. Befolkningsfördelningen inom storstaden har antagits vara den tidigare beskrivna med ett totalt invånareantal av 1,2 miljoner (avsnitt 5.2, figur 5:4). Verkets läge har varierats från 5 till lOO km avstånd från centrum.1 Avstånd på ca 20 till 100 km från -liknande storstadskärnor förekommer i redan godkända förläggningar såväl i Sverige som utomlands. l de grundläggande beräkningarna antages storstadsbebyggelsen sträcka sig ut till 25 km från centrum. För att belysa hur mindre orter kan påverka konsekvensbilden samt för att få en mera rättvisandejämförelse med existerande förläggningsplatser har beräkningar även gjorts för två mindre tätorter med 500 respektive 15 000 invånare på olika avstånd från verket. Den studerade modellstadens storlek har valts så att miljöeffekterna för storstäder med invånareantal från 0.5 till 2.0 miljoner skall kunna uppskattas genom enkla proportioneringsförfaranden. Detta intervall torde täcka alla tätortsområden där kärnkraftvärmeverk kan bli aktuella i Sverige de närmaste decennierna. Utredningen har bedömt atti praktiska fall förkommande avvikelser från de schematiserade fördelningarna inte påverkar framräknade konsekvensbilder på ett avgörande sätt. Detta är av betydelse även med hänsyn till de osäkerheter som vidlåder varje befolkningsprognos. Några beräkningar för verkliga, aktuella lägen har därför inte gjorts. En serie speciella beräkningar har gjorts för att studera betydelsen av zon med antingen 0.5 eller 2 km radie. I andra fall har antagits en 1 Preliminärt har även ett befolkningsfri zon med 0.5 km radie kombinerad med sådana planläge 2 km från centrum förhållanden att folktätheten är låg och långsamt växande från 0,5 och ut studerats. Riskmässigt åter tar vid. visade sig detta läge föga till ca 3 km avstånd, där den normala folktäthetsfördelningen skilja sig från 5 km-läget, varför det slopades i den fortsatta analysen

152 Tekniska redogörelser

invånare inom givet avstånd OBS! Iogaritmiska skalor inhabitants inside given distance 1000 000

100 \ x s

N

x

10 \n \

o_1 1 10 100 km Avstånd från verket 5, 20, 40, 100 modell distance from site Verkliga lägen B, F, R, S real sites " Föreslagna lägen H, V proposed sites Figur 6:1 BEFOLKNINGSFÖRDELNINGAR population distributions 5, 20, 40 resp. 100 avser modellbefolkning med verket 5, 20, 40 och 100 km från centrum av miljonstad; B, F, R, S avser kärnkraftstationerm Barsebäck, Forsmark, Ringhals- Värö resp. Oskarshamn-Simpevarp; V, H föreslagna lägen vid Värtan och Haninge. 5, 20, 40 and 100 respectively distributions with site 5, 20, 40 and 100 km from model city centre; B, F, R, S indicate established sites Barsebäck, Forsmark, Ringhals-Värö and Oskarshamn-Simpevarp respectively; V, H proposed sites at Värtan and Haninge in the Stockholm region.

Figur 6: l visar befolkningsfördelningarna kring de svenska kärnkraftstationerna samt vid Haninge och Värtan. Kurvorna anger hur många människor som bor inom ett visst avstånd från kraftverket. För att göra det möjligt att jämföra de verkliga lägena med de som legat till grund för utredningens analyser har även kurvor för lägena på 5, 20, 40 och 100 km avstånd från modellstadens centrum lagts in. För 40 och 100 km fallen har därvid antagits att tätorter med 500 och 15 000 invånare ligger på 5 respektive 15 km avstånd från verket. Kurvorna i figur 6:1 säger ingenting om befolkningens fördelning i olika riktningar. Figur 6: 2 visar hur lägesalternativen med verket på olika avstånd från storstadens centrum kan åskådliggöras med stapeldiagram representerande befolkning ut till olika avstånd från verket. För varje avstånd visar dessa diagram hur många människor som bor inom varje 10-graderssektor från verket. Staden har antagits ligga rakt norr om verket. Figurerna 6: 3 och 6: 4 ger liknande diagram för verkliga lägen -

SOU 1974: 56 Kärnkraftverkens miljöpåverkan 153

m

Ezzcou

Ja_

05:8

Exmw\wr Exm\1-

OOFÅ

u: r..

EPC

Z

Ex

Ek

oop

S:

Sfo

›

mån

w

p. i m

Ev_

Sv...? Eabcøo

...S

2.:.

Inrrrrø/;LLL

:m0

Sot

.c

:nå

Z å:

Ex EPC

;g

mcesä :obouhb

L om Ek

om

uovto

»

ut»

“HH” urrr m

f

Ezbcøu

n.

used.: ...samman

0.8?

möte...

:m:

J 2

5:a Ex Eat

2.2.5.

xgEutmmo_ i*

_ m

E Ex

Ewe

m

.oaxom

uovtu

»

;Soma

ev_ ut»

_mmo .LLL|

cow H1

oc.

8.9. LLLLI m

EDC_

asså...

o_

ooo 80 8.

oooooo

oooo.

_

Emcwå_ då.:

o.:

_.

6:2 BEFOLKNINGSBILDER ENLIGT MODELLEN FÖRDELADE PÅ 10° Figur SEK TORER I OLIKA RIK TNINGAR OCH UT TILL OLIKA A VSTÅND FRÅN

VERKE T

model population distributions by 10° sectors in different directions and out to

various distances from the site.

154 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Invånare inom 10° sektor i given riktning inhab. inside 10° sector in given direct/an

1 000 000 OBS! Iogaritmisk skala

100000 in 1.00 km

r i

n

1000 10km

nu

i Lin

°°

?km 2km

i?

Vi?

10 s w N e s Riktning från verket direction from site Figur 6:3 BEFOLKNINGSBILD FÖR RINGHALS (1970) FÖRDELAD PÅ 10° SEKTORER OCH UT TILL OLIKA A VSTÅND FRÅN VERKET population distribution for Ringhals (1970) by 10° sectors and out to different distances from the nuclear power station site.

Ringhals respektive Forsmarks kraftstationer. Som synes har dessa befolkningsfördelningar en karaktär som ligger mellan de schematiska fördelningarna för 5 respektive 100 km. Framförallt modellens 100 km-läge har en mycket speciell fördelning vars motsvarighet i praktiken ej torde kunna uppletas i Sverige. Detta läge har all befolkning koncentrerad inom tre 10°-sektorer. Till och med ett så utpräglat glesbygdsläge som Forsmark har befolkningen spridd betydligare jämnare i alla riktningar.

6.2 Metodik för jämförelse av konsekvensbilder

Vid jämförelse mellan olika lägen för kärnkraftverk har utredningen använt sig av beräknade konsekvensbilder för miljöeffekter avseende

SOU 1974: 56 Kärnkraftverkens miljöpåverkan 155

Invånare inom 10° sektor i given riktning inhab. inside 10° sector in given direction

1000 000 I

OBS! Iogaritmisk skala

n °° km 100000

100 km

HJ

10000 J

1.1”

U

wjfçrq

,000

U

”L

W

, 1 10km J 10km

Igår?! 42kr

i

l S W N E S Riktning från verket direction from site

Figur 6:4 BEFOLKNINGSBILD FÖR FORSMARK (1970) FÖRDELAD PÅ 10° SEK TORER OCH UT TILL OLIKA A VSTÅND FRÅN VERKE T population distribution for Forsmark (1970) by 10° sectors and out to different distances from the nuclear power station site.

människors hälsa. Såväl effekter av normaldriften som mer eller mindre osannolika haverier har beaktats. För normaldriften kan de radioaktiva utsläppen förutsägas tämligen väl, och de kan med stor säkerhet hållas lägre än vad som maximalt tillåtes. Kunskapen om sambanden mellan de låga doser, det här blir fråga sannolika hälsoeffekter är enligt avsnitt 5.3 ej om, och därav orsakade fullständig. Detta har lett till att säkerhetsmarginaler införts i de antaganden som ligger till grund för bestämning av de tillåtliga utsläppen. Onoggrannheten i bestämningen av risker från haverier hänger främst samman med frågan om hur sannolika olika haverier är och vilka de kan leda till. För sena hälsoeffekter orsakade av aktivitetsutsläpp haveriutsläpp gäller i stort samma reservationer beträffande möjligheten av överskattningar av hälsoeffekterna som anförts beträffande normaldriften. Eventuella akuta hälsoeffekter vid haverier kan däremot förutsägas relativt väl, om stråldoserna är kända.

156 Tekniska redogörelser

De tänkbara ekonomiska konsekvenserna av haverier har inte studerats av utredningen. Vid större haverier är dessa betydande, men utredningen har för sina bedömningar lagt tonvikten på en analys av hälsoriskerna i verkens omgivning.

Normaldrzft

Kärnkraftverkens normala utsläpp hålls så låga att några hälsoeffekter ej kan observeras i omgivningen. Även dosraterna nära anläggningarna är så små att de i allmänhet ej medger direkt mätning utan måste beräknas utgående från kontroll av utsläppta mängder och kända spridningsförhållanden. Utsläppsnormerna utgår enligt avsnitt 5.3 från ett antagande om proportionalitet mellan dos och hälsoeffekt, oberoende av dosratens och dosens storlek. Effekterna av låga doser och dosrater blir därvid sannolikt överskattade. Det är därför svårt att avgöra om eventuella verkliga effekter främst kommer att vara förknippade med exponeringar i verkets närmaste omgivning eller blir fördelade relativt jämnt över hela världen. Vid jämförelse med andra fjärrvärmealternativ har normalutsläppens omgivningseffekter antagits motsvara de maximalt tillåtliga utsläppen. I jämförelser mellan olika lägen för kärnkraftverk har utredningen däremot använt sig av beräknade totala befolkningsdoser (i manrad eller 2rad,jfr avsnitt 5.3) vid given utsläppstakt.

Haverisituationer Det är inte praktiskt möjligt att beräkna konsekvensbilder för de olika lägena med avseende på alla tänkbara haverisituationer. Utredningen har därför tillgripit vissa förenklingar och låtit varje läge representeras av omgivningskonsekvenserna från ett begränsat antal haveri- och utsläppsförlopp. 4 För varje läge har utredningen låtit beräkna omgivningskonsekvenserna å av olika haveriutsläpp, bestämda till aktivitetsmängd, utsläppshöjd och i i I. utsläppstid. Antalet fall av varje skadetyp har beräknats under förutsätt- i ningen att utsläppet börjar på var och en av de timmar som ingår i den meteorologiska statistiken (avsnitt 5.2). Hänsyn tas därvid till antagen befolkningsfördelning, samt för varje utsläppstimme observerad vindriktning och övriga spridningsdata. Konsekvensbilderna för samtliga timmar ordnas därpå efter ökande antal fall med en viss typ av skada. Det är därefter möjligt att ange konsekvensbilder, vilka med givna sannolikheter överträffas i fråga om antal skadefall av den aktuella typen, i fortsättningen kallade konsekvenspercentiler. 1.S-konsekvenspercentilen betecknar därvid en konsekvensbild för vilken sannolikheten är 98.5 % (l00-l.5 =98.5) att antalet skadefall av den studerade typen skall bli mindre än det angivna. Konsekvensbilderna är för varje typ av skada specifierade med avseende på geografisk fördelning och fördelning mellan könen och ett antal åldersgrupper. När en konsekvensbild valts, exempelvis LS-percentilen för antalet fall med tidig störning av sköldkörtelfunktionen, anger det använda analysprogrammet även alla andra hälsoeffekter i denna konsekvensbild.

SOU 1974: 56 Kärnkraftverkens miljöpåverkan 157

Tidigare säkerhetsanalyser har i huvudsak använt sig av dosberäkningar grundade på koncentrationspercentiler eller på standardiserade, antagna spridningsförhållanden och gällande för en viss punkt i omgivningen. Faktorer som totalt utsläppt mängd, dos-hälsoeffektsamband och befolkkan då ej beaktas på ett ur sannolikhetssynvinkel korrekt sätt ningsbild vid jämförelser mellan olika lägen. Dessa faktorer får däremot vid den här använda metodiken stor betydelse för vilken spridningssituation som är förenad med viss konsekvenspercentil. Vid en liten utsläppsmängd kanske folk i en given tätort på något avstånd från utsläppspunkten kan drabbas av en viss hälsoeffekt endast under sällsynta spridningsförhållanden som ger mycket långsmala, väl sammanhållna plymer. Vid en tio gånger större utsläppsmängd kan samma hälsoeffekt uppträda i samma tätort under betydligt mycket vanligare och normalt sett gynnsammare spridningsförhållanden, vilka ger bredare plymer och därmed kan beröra fler individer inom ett större område i tätorten. På liknande sätt fås en helt annan spridningssituation i konsekvensbilden om en viss konsekvenspercentil skall avse ett verk 40 km från centrum av en storstad än om den avser ett läge inne i själva tätorten. Valet av sannolikhet för jämförda konsekvensbilder är också betydelsefullt. Så länge konsekvensens sannolikhet varierar måttligt med dess storlek är detta ett relativt enkelt problem; om jämförelserna görs på l-, 5- eller 10-percentilsnivån blir rätt egalt. Kunskapen om mycket sällsynta kan emellertid aldrig bli särskilt exakt. De spridningsförhållanden observationer som ligger till grund för den använda spridningsstatistiken är mer omfattande än vad som i allmänhet stått till buds för analyser av detta - 24 000 enstaka timsituationer ingår i basmaterialet. Det slag att för vindriktning mot en given betyder l-percentilkonsekvensen l0°-sekt0r lika eller mer ogynnsamma bygger på 6 å 7 observerade situationer. Konsekvensbilder som baseras på spridningsförhållanden måste därför med avsevärt mycket sällsyntare än l-percentilen utnyttjas stor försiktighet. Figur 6: 5 belyser de problem som kan möta, om två lägen vid en skulle ha extremt olika typer av samband mellan konsekvens jämförelse och vald visar i princip hur antalet fall av en viss percentil. Figuren sköldkörtelskada varierar med konsekvensbildens sannolikhet vid ett stort aktivitetsutsläpp. Valet av percentil är inte särskilt givet mycket om kraftverket är förlagt inne i storstaden, men helt avgörande kritiskt, för bedömning av förläggningar på längre avstånd. Mot av vad som sagts här ovan, har utredningen valt att bakgrunden låta haverikonsekvenserna belysas av två konsekvenspercentiler för varje studerat haveriutsläpp, nämligen 0.15- och 1.5-percentilerna. Lägre värden än 0.15 kan med önskvärd ej beläggas spridningsstatistiskt säkerhet. värden än 1.5 ger ej några som helst konsekvenser för Högre framförallt 100 och 40 km-lägena, beroende på att vinden ej blåser tillräckligt ofta inom de sektorer där befolkningen i beräkningsmodellen antagits vara koncentrerad. Eftersom det vid alla verkliga lägen finns inom mer än en enda 10- å 30-graderssektor skulle det vara befolkning

158 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Antal fall i logaritmisk skala lag (no. of cases)

Läge 5 km från centrum site 5 km from city cenrre

Läge 100 km från centrum site 100 km from city centre

I I I I r 0.1 1 10 50 100 Ko nsekvensperce nti I consequence percen ti le

6:5__PR1NC]P1ELLT SAMBAND MELLAN ANTAL FALL MED SEN

Figur SKOLDKOR TELSTÖRNING OCH VALD K ONSEK VENSPERCENTIL FÖR JÄM- F ÖRELSE MELLAN TVÅ LÄGEN typical relationship between number of cases of late thyroid function disturbance and chosen consequencc percentile value in a comparison between two of the model population distributions

missvisande att göra jämförelser mellan när- och gleslägen med utredningens befolkningsmodell vid en högre percentil än 1.5. En förenkling som gjorts vid beräkningen av konsekvenserna, är att dessa baserats på spridningsbilder karaktäristiska för en timmes utsläppstid. Skillnaderna i doser om en viss mängd aktivitet släpps ut på en timme i stället för ett dygn blir omkring en faktor lO. I det fall utsläppen sker över längre tider än en timme innebär således de presenterade konsekvensbilderna avsevärda överskattningar av antalet fall i de olika skadekategorierna. Vid utsläppstider över ett dygn finns också bättre möjligheter att sätta in motåtgärder i omgivningen och inom den drabbade anläggningen. Effekterna av dessa åtgärder torde därvid i

Kärnkraftverkens miljöpåverkan 159

OBS! Iogaritmisk skala Sannolikhet per år prabab/l/ ry per year I 1 Alla orsaker. Sverige _r-.al/ causes, Sweden 0 1 I

_rJ-l-rglla

tumörsjukdomar (enl ICRP) 0,01 21/ (ICRP)

cancerlrypes

i Vägtrafikolyckor, Sverige 1970 0.001 -_ Sweden 1970

LJ- Jroaderalmc,

Leukemi (enl ICRP) 700%*

*x/.øu/femia

(ICRP)

V Medelvärde yrkesolycksfall, Sverige

10/1 average. Occupational, Sweden

U1

om

0 2›o4b 6l0l80r100år

Levnadsålder ”a” age

Figur 6: 6 UNGEFÃRLIG SANNOLIKHET ATT DÖ A V OLIKA ORSAKER VID OLIKA ÅLDER approximate death risk from different causes in different age intervals 1 u = 1 milliondel = 1 nzillionth = 0. 000 001. Källa: ICRP publ. no. 14; Statistisk årsbok, Stockholm 1972, 1973 Source

huvudsak komma att prägla konsekvensbilden. Motiven för val av en timme som Standardiserad utsläppstid vid beräkning av haverikonsekvenser diskuteras ytterligare i avsnitt 6.5.

6.3 Illustration av riskbilder

Jämförelse mellan riskbilder för kärnkraftverk med olika lokalisering kan naturligtvis ske utan referens till allmänna risknivåer eller riskbilder för alternativa kraftkällor. Det är dock angeläget att göra en så fullständig analys som möjligt av både tillkommande och eliminerade risker, av nytta och kostnader för tänkbara alternativ. Den absoluta nivån för risken från kärnkraftverk är sålunda av intresse. Utredningen har därför valt att

presentera sina beräkningar mot bakgrunden av andra risker som

människan i dagens samhälle utsätts för. Risken att dö varierar med individens ålder ungefär så som visas av den översta kurvan i figur 6: 6. Andra kurvor i figuren visar bidragen från vissa specifika dödsorsaker såsom vägtrafikolyckor, yrkesskador, leukemi och samtliga tumörsjukdomar. Tabell 6:1 innehåller ytterligare information av liknande slag gällande för svenska förhållanden. I tabellen har endast sådana risker tagits med som den enskilde individen inte själv kan

160 Tekniska redogörelser

Tabell 6:1 Sannolikheten i miljondelar per år för att i Sverige skadas eller dö av orsaker som föga kan direkt påverkas av den enskilde Probability (millionths per year) for injury or death in Sweden from causes which only marginally can be influenccd by the person at risk Dödsfall Annan skada deaths 0th er injury

Trafikolyckor (1972) 150 2 600 traffic acciden ts Därav: Fotgängare 28 260 thereo f: pedestrians Cyklister, mopedister 29 410 bicyclists Yrkesskador (1970) 48 17 000 Occupational acciden ts 80 i lnfektionssjukdomar (1968) infections diseases 6.8 e Mord, dråp (1968) homicide

Anm. Tabellen anger att per miljon invånare dör exempelvis 150 personer i trafikolyckor varje år. Note. The table indicates eg. that per million inhabitantx in Sweden 150 persons were killed in trafic accidents I 972. Källa: Statistisk årsbok, Stockholm 1972, 1973. source

påverka utan att vidtaga drastiska förändringar i levnadssätt, men där samhället genom insättande av ekonomiska resurser skulle kunna förändra situationen. Skall risker från olyckor med olika antal offer redovisas på ett sådant sätt att riskens beroende av olycksstorleken framgår, kan illustrationen

[ges en form liknande figur 4: 5 (avsnitt 4.3). Stapeldiagrammet i figur

6:7 åskådliggör detta. Varje stapel representerar antalet olyckor per år inom en befolkning på 10 miljoner, där antalet dödsoffer för en händelse legat inom stapelns konsekvensintervall. Intervallen har varierats logaritmiskt på samma sätt som i figur 4: 5, dvs. den första stapeln avser olyckor med l till 10 dödsoffer per händelse, den andra sådana med 10 till 100 dödsoffer osv. Där tillräcklig statistisk information funnits har svenska data utnyttjats. Frekvensen av mera ovanliga, stora katastrofer har angivits som medelvärden för hela jordens befolkning. Den förändring av den totala riskbilden i omgivningen som ett kärnkraftverk inför kan betraktas dels ur den enskilde individens synvinkel, dels ur samhällets. Förutom att riskerna skall vara acceptabla för samhället som helhet, får således fördelningen i kraftverkets omgivning ej vara så ojämn att någon enskild individ utsätts för en oacceptabelt hög risk. I avsnitten 6.4 och 6.5 kommer risken såväl för den enskilde som för samhället, att belysas för normaldrift respektive haveriförhållanden vid olika lokaliseringsaltemativ. Figurerna 6: 6 och 6: 7 kommer därvid att användas som referensbakgrund.

Kärnkraftverkens miljöpåverkan 161

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of events with consequence in given in rerval

n-Cancer 10 000_ OBS! Iogaritmiska skalor 1 _IIIIIIIIIIIII

100 -

10-

1 Iuunnnu

0.1 ----- ----- 001 _ :uu--

0.001- _._._------h---

IK IK I Ä . 1 1 I d ZI_IZ 100/J

1011a “ 111

0.1/J

0.01/J -

000111 -

I 10 100 1000 10 000 100 000 Konsekvens, antal fall per händelse Samtliga dödsorsaker, Sverige consequence, no all causes of death, SWeden of cases per event unuuuuu Vägtrafik, Sverige road traffic, Sweden Mmmm Passagerarflyg commercial aviation I--II- I Jordbävningar earrhquakes I u _ I _ nn Ras dam breaks etc

Figur 6: 7 FÖRDELNING AV OLIKA DÖDSRISKER EFTER ANTAL OFFER PER HÄNDELSE I EN BEFOLKNING PÅ 10 MILJONER distribution of death risks with number of deaths per event in a population of 10 million Ip = I miliondel = 1 miIIionth

ll

162 Tekniska redogörelser sou 197456

6.4 Omgivningspåverkan av normaldriften

Allmänt

En kärnkraftstation i normaldrift påverkar omgivningen genom sin blotta närvaro, genom emissioner av olika slag och genom transporter till och från anläggningen. l vissa avseenden kan denna påverkan vara mera markant i stadsmiljö än i glesbygd, i andra kan det vara tvärtom. Speciell uppmärksamhet ägnas här frågorna om radioaktiva utsläpp till luft och vatten, medan andra frågor endast berörs översiktligt. Vid diskussionen av lägen för kärnkraftvärmeverk mer eller mindre utpräglat nära tätorter blir en jämförelse med existerande glesbygdsförlagda kärnkondensverk naturlig. Därvid bör emellertid tidigare påpekade skillnader mellan de två kraftverkstyperna beaktas. Kondensstationer av etablerad aggregat ieffektområdet 60041 300 typ väntas få vardera 4-8 MWe. Deras avstånd till närmaste storstad varierar som framgått av avsnitt från ca 20 till 100 km. Eventuella kärnkraftvärmeverk tidigare torde få effekter motsvarande 500-900 MWe per aggregat i kondensdrift och inte ens mycket stora städer torde få mer än två sådana aggregat. De två kärnkraftaggregat av typ BWR respektive PWR som studerats inom har beskrivits i avsnitten 3243.4. Estetiskt torde utredningen sådana kärnkraftverk störa mindre i en industri- eller stadsbebyggelse än i j l glesbygd. Att helt undvika att ett verk märks i omgivningen är inte l ens vid underjordsförläggning, eftersom kraftledningar och möjligt skorstenar för ventilationsluft och avgaser är ofrånkomliga. Det är också att, om kraftverket måste förses med kyltorn för att minska möjligt värmeutsläppen till recipienten, sådana torn skulle anses som en estetisk belastning även i en industriell miljö. Av kan höjdbegränsningar för både kyltorn och flygsäkerhetsskäl skorstenar bli aktuella inom storstadsområden. Höjder på 150 å 200 m. torde dock kunna tolereras vilket med dagens bedömning synes medge frihet för acceptabla konstruktioner i båda fallen. tillräcklig

Buller Bullerstörningar tillmätes stor betydelse såväl i städer som i glesbygd, om den senare har karaktär av rekreationsmiljö. Det är tekniskt speciellt att utföra kärnkraftverk, och även andra typer av kraftverk, så att möjligt bullerbestämmelser kan uppfyllas. Kostnaden för extremt även rigorösa god ljuddämpning kan dock bli hög. De mest framträdande kontinuerliga bullerkällorna är transformatorer samt fläktar för ventilation och för eventuella med forcerad luftcirkulation. Temporära bullerkällor kyltorn är dieselmotorer och gasturbiner för hjälpkraftförsörjning samt säkerhetsventiler. bedömes dock ej begränsa möjligheten att Bulleraspekten kärnkraftverk, även om buller under byggnadstiden kan ge närförlägga vissa störningar i närbelägna områden.

Kärnkraftverkens miljöpåverkan 163

Kemiskt avfall

I kraftverk används kemikalier som ger upphov till kemiskt avfall. Detta släpps enligt nuvarande praxis till stor del ut i vattenrecipienten. Huvuddelen av avfallet utgöres av neutraliserade och utspädda saltlösningar från jonbytesanläggningar. Mera sällan förekommer vissa mindre utsläpp av bl. a. jonbytesmassor (huvudsakligen pulvriserat polystyrenmaterial som ej ger upphov till biokemisk syreförbrukning), samt vätskor som används för ytbehandling och rengöring av system och komponenter. Tabell 6: l.I ger exempel på årliga utsläpp från olika kraftverkstyper.

K ylvattenutslápp Vid kondensdrift släpper ett kärnkraftverk ut ca 5 m3 kylvatten per sekund och 100 MWe, varvid det utgående vattnets temperatur före inblandning i recipienten blir 8-lO°C högre än vid intaget. Det område över vilket vattenytans temperatur höjs med mer än några tiondels grader rör sig om enstaka kvadratkilometer även för stora kondenskraftverk. När ett kraftvärmeverk utnyttjas till sin fulla kapacitet för fjärrvärmeproduktion behöver ingen värme avledas till vattenrecipienten. Som framgår närmast av avsnitt 7.1 är det ekonomiskt att vår och höst tidvis utnyttja kärnkraftvärmeverk för större elkraftproduktion än som motsvarar fjärrvärmeefterfrågan. Vissa kylvattenutsläpp kan därför bli aktuella även vid sådana verk, även om utsläppen blir mycket mindre än för motsvarande storlek på kondenskraftverk. i Kylvattenutsläpp i en recipient påverkar växt- och djurliv, dimfrekvens och isläggning. Verkningarnas omfattning beror på utsläppets storlek, recipientens art, storlek och allmänna tillstånd. Minskad isläggning torde knappast bedömas som en allvarlig nackdel, vare sig vid rena kustlägen eller för lägen vid mindre recipienter, som kan tänkas bli aktuella för en del närförlagda kraftvärmeverk. Högre lokal dimfrekvens vissa årstider är sannolikt ett större bekymmer i ett närläge än på andra platser, men den ökningi frekvens som förväntas rör sig om ett fåtalextra dagar per år. Det är därför de biologiska verkningarna som främst diskuteras härnedan. Kylvattnets värme påverkar växt-, djur- och bakteriesamhällen, och därmed människans möjligheter att utnyttja recipienten och dess produkter. Om någon enskild art i det biologiska samhället är av speciell, ekonomisk betydelse, kan temperaturkraven för denna art bli begränsande för tillåtliga värmeutsläpp. I många länder gäller således hårda krav för vatten med köldälskande laxfiskar. Fiskets betydelse är emellertid begränsat i de recipienter som är aktuella för närförläggning av kraftverk i Sverige. Föga yrkesfiske bedrivs i vattenområden inom den direkta verkningsradien för kylvattenutsläpp vid större tätorter. l många fall är områdena f. n. svartlistade för kommersiellt fiske. En omlokalisering av värmeutsläpp från rena till belastade vatten kan således inte bedömas som negativ för fisket. Eventuella nackdelar med värmeutsläpp i närlägen är framför allt

164 Tekniska redogörelser

Tabell 6: ll Kemiskt avfall från kärnkraftverk och oljekraftverk Chemical waste from power plants

Orsak Kärnkraftverka) Oljekraftverkb)

kg/år kg/ år source nuclear kg/ yr oil kg/ yr

Totalavsaltning Total desalting Natriumklorid sodium chloride - 200 0000) Natriumsulfat sodium sulphate 200 000° -

Kondensatrening Condensate purification Djupbäddñlter Deep bed filter Natriumklorid sodium chloride 30 000° Natriumsulfat sodium sulphate 50 OOOC)

Pulverjonbytare Powder ion exchanger d) 2 000 Jonbytesmaterial ion exchange substances

utsläpp Other releases Stilleståndskonservering Period of rest conservation Hydrazin hydrazine PWR, 400 500 Ammoniak ammonia PWR, 200 200 Sotvattenrening Soot- wa ter purification Natriumsulfat sodium sulphate 50 000

Kemisk rengöring och betninge)

f) Chemical purijication and pickling Citronsyra citric acide l 000g) Ammoniak ammonia 1 500g Natriumnitrit sodium nitrite l 000g) Järnoxider, kisel m. m. 1 000-4 000 Iron oxides, SlllCOH

all 700 MWt (400 MWe, 1 200 MWv) utnyttjningstid 6 500h/år. in operation

6 500 h/vr b) 2 250 MWt (780 MWe, 1 200 MWv) utnyttjningstid 5 000 h/år in operation 5 000 h/yr c) i koncentrationer mindre än 1 % concentrations below I % al tillvaratages i kärnkraftverkets avfallsstation stored as waste at the nuclear power plant e) alternativa metoder finns alternative methods may be used sker ej varje år not performed every year E) neutraliserad lösning neutralized solution

kopplade till kombinationseffekter mellan värme och föroreningar från tätorterna, t. ex. gifter eller överskott av närsalter. Många undersökningar talar för att produktionen av organiskt material i våra kyliga vatten begränsas av temperaturen och inte av tillgången på närsalter. En förhöjning av temperaturen ökar produktionen men även hastigheten i nedbrytningen, vilket kan leda till syrebrist och vattenförstöring.

Kärnkraftverkens miljöpåverkan 165

Den fysikaliska transporten av vatten och olika ämnen som syre, närsalter, organiskt material, gifter osv. är av avgörande betydelse för recipientens reaktion, speciellt i djupa skärgårdsområden såsom Stockholms skärgård. Undersökningar pågår beträffande möjligheten att med hjälp av kylvattnets rörelseenergi och värmeinnehåll påverka dessa transportmekanismer t. ex. avseende syre - att städa i redan förorenade recipienter. Möjligheten att utnyttja kylvattnets energi för att förbättra ventileringen av bassänger synes i dagens läge begränsad till smala skärgårdsband efter kusten och till vikar och bassänger i nära anslutning till öppet hav med god vattenkvalitet. Försök att bryta olika former av isolering av vattenområden genom kan kompliceras av de anrikningar av olika gifter, kylvattenströmmar som förekommer i anslutning till tätorter. En temperaturhöjning stimulerar inbyggnaden av ämnen, som har betydligt längre uppehållstid i vattnet än värmet självt och skulle således sekundärt kunna öka värmets verkningsområde.

K yltorn l avsaknad av kylvattenrecipient med tillräcklig kapacitet eller om recipienten biologiskt ej bedöms tåla erforderliga värmeutsläpp kan kylning i kyltorn tillgripas. Kyltornen avleder överskottsvärmet till atmosfären i stället för till en vattenrecipient. Detta kan ske genom ren _ luftkylning av en sluten krets, där vattnet från kraftverkets kondensor cirkulerar - torra - sker ç kyltorn eller genom en process där kylningen E genom att kylvatten avdunstar till atmosfären - våta kyltorn. Speciellt vid den senare varianten kan klimatet påverkas och vidsträckta ång- eller ; * dimmoln erhållas.

Transporter Transportintensiteten vid ett kärnkraftverk är inte särskilt hög jämfört med vad som förekommer vid andra industrier. Störst blir intensiteten under byggnadstiden med något hundratal lastbilstransporter per dygn samt upp emot l 000 personbilar per dygn. Antalet specialtransporter mellan 10 och 300 ton kan vid aggregatstorleken 580 med godsvikter MWe beräknas ligga omkring 30 per aggregat, varav knappt ett tiotal över 100 ton. Under drifttiden förekommer 10 å 15 lättare lastbilstransporter per dygn, samt något tiotal transporter av använt bränsle och radioaktivt avfall per år i-storleksklassen 10-100 ton. Dessa senare transporter avses i flertalet fall genomföras sjöledes. Ytterligare information om olika typer av transporter har givits i tabell 4: II.

Sammanfattning av icke-radiologisk i miljöpåverkan De icke-radiologiska aspekter på kämkraftsverks miljöpåverkan som diskuterats ovan synes inte innebära några avgörande begränsningar vid en eventuell Vid redan hårt belastade vattenrecipienter i närförläggning.

166 Tekniska redogörelser

storstädernas närhet kan möjligen speciella åtgärder behöva för vidtagas att erforderliga värmeutsläpp ej skall öka existerande problem. I Övrigt torde kärnkraftverk vara mindre miljöstörande än många andra stora industrier.

Radioaktivitetsutslápp till luft och vatten

lCRPs grundläggande normer för tillåtliga doser i omgivningen har presenterats i avsnitt 5.3. I samma avsnitt anges även hur myndigheterna i Sverige tillämpat dessa normer på kärnkraftområdet. De två principiellt olika dosgränser som måste beaktas gäller dos inom maximalt belastad befolkningsgrupp - kritisk grupp - respektive s. k. befolkningsdos, dvs. summan av alla individuella stråldoser som kärnkraftverkets utsläpp på lång sikt orsakar världen över. l det förra fallet spelar såväl utsläppssätt som aktivitetens sammansättning och totala mängd stor roll. I det senare fallet är det huvudsakligen mängd och p sammansättning som får betydelse. Det bör observeras att gränsvärdena för befolkningsdoserna avser såväl utsläppen från kraftverket som stråldoser orsakade av uranbrytning, bränsletillverkning, transport och upparbetning av använt bränsle samt avfallshantering förknippade med i l kraftproduktionen i verket. l Gränsvärden för utsläpp från kärnkraftverk med hänsyn till kritiska grupper har hittills beräknats med den totala tillåtliga dosen som referensvärde såväl för utsläppen till vatten som för de till luft. Skulle de verkliga utsläppen närma sig dessa gränsvärden har det förutsatts att korrektiva åtgärder sätts in. Speciellt gäller detta om samma befolkningsgrupp skulle kunna vara kritisk grupp för flera exponeringsvägar, exempelvis genom både bestrålning från luften och konsumtion av fisk från vattenrecipienten. Tabell 6: III visar exempel på hur de svenska dosgränserna för kritisk grupp omräknats till operativa gränsvärden för utsläpp till atmosfären av olika radionuklider. Tabell 611V anger på liknande sätt de vattenburna aktivitetsutsläpp som medgivits i vattendomar avseende olika kärnkraftstationer. Även dessa gränsvärden har satts med avsikt att begränsa doserna inom kritiska grupper bland närbefolkningen. Som jämförelse har medtagits uppgifter på den s. k. recipientkapaciteten, dvs. de utsläpp som under ogynnsamma förhållanden skulle medföra att individer i den kritiska gruppen fick doser i närheten av lCRPs normvärden. Som synes är det mycket stor skillnad mellan vad som tillåtits i vattendomarna och recipientkapaciteten. Säkerhetsmarginaler av det slag som förekommit i vattendomarnas utsläppsgränser torde huvudsakligen ha motiverats av en allmän försiktighet. [CRP anger sålunda att alla doser skall hållas så låga som är praktiskt-ekonomiskt möjligt. Doser anses alltså inte utan vidare acceptabla även om de ligger under lCRPs rekommenderade gränser. Beräkning av globala befolkningsdoser för utsläpp till såväl luft som vatten kräver mycket stora insatser och delvis framtagande av ny

1974:56 Kärnkraftverkens miljöpåverkan 167 SOU

Tabell 6: lll Operativa gränser för utsläpp till atmosfären vid Oskarshamnsverket operative limits for atmospheric releases at Oskarshamn

Effektiv m o 13) 0118) 1505) utsläppshöjd, 60 100 effective release height m

Normalt mät- Ci/år Ci/år Ci/år Anm Utsläppskategori intervall normal monitor- Ci/yr Ci/yr Note release category Ci/yr ing time

Tritium dygn 9 Mc 80 M tritiu m d

s 9 M 24 M 80 M Ädelgaser (Kr87-ekv) noble gases sec

Jod (113 l-ekv) iodine

Samtidig exponering via mjölk möjlig vecka 2 600 3 600 ll 000 exposure also via Avseende inandning wk milk possible inhalation vecka 26 000 36 000 110 000 ingen mjölkprodukwk tion, no milk prod.

vecka 150 250 780 Under 22 veckors Avseende intag med mjölk milk consu mp tion wk betesperiod 22 wk grazing season

Aerosoler aerosols ospecificerade betastrålare vecka 44 000 120 000 400 000 beta Wk unspecified emitters

Teoretiskt ospecificerade alfastrålare vecka 26 7 2 230 gränsvärde Wk theoretical limit

unspecified alpha emitters

och ”I13l-ekv” (jod-131-ekvivalenter) används för att ange utsläpps- ”Kr87-ekv””(krypton-87-ekvivalenter) blandningar av ädelgaser respektive jodisotoper. Andra nuklider i utsläppet räknas om gränser för ospecificerade efter relativ farlighet i förhållande till referensnukliden. Kr87-ekv and 113I-ekv are used to set Iimits for unspecified mixtures of noble gases and iodine isotopes respectivel y. Activity amounts of other nuclides in actual releases are corrected according to their radiotoxicicity relative to the reference nuclide.

= 0 a) Under förutsättning att bidraget från det andra aggregatet the limits assume zero contribution from the other unit b) Jämförelsefall avseende stor utsläppshöjd reference values for very high release c) M = miljoner

Källor: Utsläpp av luftburet aktivt avfall. Konsekvenser vid normal Gyllander Ch, Widemo U, Oskarshamnsverket. drift och haveri. S-339 (1969). Erforderlig skorstenshöjd för reaktor 0-11. Konsekvenser vid Gyllander Ch, Widemo U, Oskarshamnsverket. normal drift och haveri. S-428 (1971).

168 Tekniska redogörelser

Tabell 6: lV Svenska vattendomar avseende kraftreaktorer Swedish water court decisions regarding power reactors

Station Typ/effekt Kylvatten- Utsläpp release station type/power ström Cooling Tritium Övr beta/gamma Alfa water flow other beta/gamma alpha

MWe m°/s Ci/år pCi/m° Ci/år uCi/m3 Ci/år pCi/m°

Marviken BHWR 200 8 3 000 180 20 1,2 2 0,12 Oskarshamn l BWR 440 25 200 6 200 6 20 0,6 Oskarshamnl +11 BWR 1 020 50 J) J) 400 1005) 40 10h)

1 560

åxå

Ringhals l + u 80 20 000 10 000 200 100 100 50

Barsebäck I-lV BWR 3 000 150 40 000 10 OOOC) 600 IOOC) 300 10°)

Recipientkapacitet - ca 200° 500 Mf - 4 000 - 28 000 -

recipien t capacityd/

a) Tritium-utsläpp adderas till övrig beta/gamma efter division med l 000 tritiu m releases added to other beta/gamma after division with 1 000 Vid reducerad eller ingen kylvattenström at reduced or no cooling water flow C) Vid avbrott i kylvattenpumpning when cooling flow is in terrupted d) Ref Agnedal-Bergström IAEA SM-7 2/48 (1966) e) Anger typisk recipientomsättningstakt, ej kylvattenström indicates typical recipient water exchange rate, not cooling water flow. f) M = miljoner

information. Eftersom de svenska gränsvärdena för befolkningsdoser är satta med hänsyn till det antal kärnkraftverk som beräknas finnas i Sverige år 2000, är det dock än så länge möjligt att nöja sig med något grövre uppskattningar. De som utförts inom utredningen ger vid handen att befolkningsdoskriteriet med sikte på år 2000 för många radionuklider innebär väsentligt strängare krav på utsläppsbegränsningar än gränsvärdena för kritiska grupper enligt ICRP. Utveckling av noggrannare modeller för beräkning av globala befolkningsdoser vid utsläpp till luft och vatten pågår. Resultaten av dessa arbeten synes ej vara nödvändiga för den bedömning av närförläggningsfrågorna som här är aktuell. De enklare uppskattningar som gjorts lämnar tillräckligt säkert underlag för jämförelser i detta avseende såväl mellan olika närlägen som mellan närlägen och glesbygdslägen. En bedömning av möjligheten att närförlägga kärnkraftverk med lättvattenreaktorer med hänsyn till normalutsläppen av radioaktivitet kan 1 bl. a. ett omfattande främst från The safety of nuclear grundas på erfarenhetsunderlag, power reactors (light- amerikanska reaktorer. Tabell 6:V är hämtad ur en 1973 publicerad water cooled) and realated

sammanställning] av detta underlag.

facilities. WASH-l 25 0, Det bör observeras att med de skärpta kraven på begränsning av USAEC, Washington D.C., (juli 1973). luftburna ädelgasutsläpp kommer såväl amerikanska som svenska kokar-

SOU 1974 :56 Kärnkraftverkens mil jöpåverkan 169

.spås

_00QOV _000,0V M000.0V

3.0 mod 2.0 vi 3.0 må 3.0 mm0.0

30V

m.0 3.

å: Cm_ .E

:man

»gångbana

m_=:o:ou=r.am

Ȥ52

m00.0

300V

w

mm.0

.ååå

_00.0v

m0.0 mm.0 2.0

000V

ä... | i m.m o; x |

:m E2

02: så

nå. nån

:oo m.

v:mm::o›

mm0.0 50.0 m00.0

rått? 500V 500V _00.0V

8.0 mmd

vunna.. §22:

m.0

.53

t 1 I I I

won §8

_00.0vm.m_

S.:

m_ .is

00m 03 omm 00m mmm 000 000 000 000 000 000 000 00m

n m .u

Em_

_m mm

Em mmm m2 omm Im vwm e: .q

S

00m 00m 00m 000 000 00m 000 000 000

0033:

:onsåaa

_ v .. I m I I |

0_

E.: o: 00m 0vm omm

83m

v H

awmêømmmo

000 00m 0md V l | 000 000 I 000 000 | I

22.3% .owmmäum .B35

m

»B02 mom_ 00m 0mv 00m

mmm

må v2 wo_

n?

E_

smala.

.m m2 9G En omm v2 m: 00m Cm_ _ v m

.ä

Ö S..

_ I I m I |

mm om _m mv vm

os. 00m 00m 00v 0:

or:

.Ssäax

_ v m

...AYFSA | i m 06 I I I

mm

East... vass

00_ 00m 00m _V mv å 00m _V

S.: _ _ m m

äma us.

uouoiaoåus_

.än 3.0 ä.. m.m 00.0 E... m10 m6 m; m.m 8.0 _S_ 15 12 m.mm m.mm S:

.G

amma.:

:SE: :än

53.21»

5038.

m0.0 äs:

E2

3 5 3 i I 3 1 v.m l I

näcaxioêu

?vän

0.0_ n.: 0.mm

E.

E33

uvâoøâu

umiEomuxäm

.v38 så

.S33 man_

:SoH

m0.0 m0.0 wv.0

§30.:

:wc md

mmm_

of

m.m m;

of

I | I I I

...oo .NES ES

22:2

...ä

Eu...

uoåzøxøoâa.

:safari

:så :EE ?som mwv

å 0»

m: v2 mmm 0mv 00m S.. oê mmm 00m m: mmm mvm

Soma .stå

å

b.

“...333 mässa.. 08.5»

Es.. ?m 050m §2

“Liam

033_

__0853_ Taåå

ö ._35 EEG

s:

Qmuaoeoaø

0:2

åzueomvuwm »E525 Saääaoo _Iucoäiâ

§3_

?sovrum .uzzeê .ioannas

åäö

»også

.m .m

:aaah :än då .§05 .sm .m .I .som man .B25 oEZ m5 ;ewa »ugnen

l70 Tekniska redogörelser

reaktorer att i fortsättningen utföras med effektivare reningsanordningar. Tabellens utsläppssiffror är således på denna punkt högre än vad som kan förutses med den teknik som är aktuell för nya reaktorer. Informationen i tabell 6: V samt de överväganden utredningen gjort i samråd med expertis på området tyder på att inga tekniska hinder finns för att i medeltal över längre tider hålla sig vid och under gällande dosgränser för kritiska grupper på omkring l0 mrad/år som föreskrivits i Förenta staterna. Det synes därmed också rimligt att anta att de gränsvärden för befolkningsdos som föreslagits i Sverige skall kunna hållas även med utbyggnad av kärnkraft i den omfattning som prognoserna anger för år 2000. Dessa senare gränsvärden är dock så stränga att utredningen ej förutsatt att de verkliga befolkningsdoserna skall bli beaktansvärt mycket lägre.

Miljöverkningar av normala tsláppen Akuta hälsoeffekter av doserna till olika kritiska grupper orsakade av normalutsläppen är uteslutna. De sena hälsoeffekter som eventuellt kan bli aktuella kommer icke heller i efterhand att kunna kopplas till en viss strålningsexponering, utan kan enligt vad som tidigare sagts endast uppskattas på teoretisk väg. Eftersom alla individuella doser är mycket små blir endast den totala befolkningsdosen av betydelse för beräknade hälsoeffekter. De skillnader i doser mellan olika individer som kan förekomma kan ej anses representera skillnader i individuell risk. De doser det kan bli fråga om skiljer sig inte anmärkningsvärt mellan olika kraftverkslägen, annat än om speciella exponeringsvägar, exempelvis genom någon födokedja, skulle förekomma i någon kritisk grupp. Sådana skillnader kan säkerligen förekomma, men det verkar osannolikt att de regelmässigt skulle utfalla till nackdel för eventuella närlägen. Tvärtom torde det vara så att många exponeringsvägar, exempelvis via lokalt fiske, förtäring av mjölk från lokalt betande kor, huvudsakligen blir aktuella i glesbygdslägena och inte alls vid närlägen i industri- eller stadsmiljö. Med hänsyn till myndigheternas skärpta bestämmelser för exponering av kritisk grupp (jfr avsnitt 5.3) och införandet av ett krav på begränsning av befolkningsdoserna har utredningen bedömt det sannolikt att individer i kritiska grupper kring kärnkraftverk ej kommer att utsättas för högre årsdoser än storleksordningen 30 mrad. I medeltal torde för sådana grupper årsdoserna stanna i storleksordningen l-l0 mrad. Befolkningsdosen från ett enstaka kärnkraftverk har enligt tidigare genom beräkningar för enkla modeller. En viss osäkerhet uppskattats vidlåder alla sådana beräkningar så länge utsläppets sammansättning ej är känd och de dominerande exponeringsvågarna ej studerats under lång tid. Den första svårigheten påverkar bedömningen av närförläggningsfrågan, eftersom radionuklider med olika halveringstid ger olika dosbilder i har sökt lösa detta problem genom att omgivningen. Utredningen beräkna befolkningsdoserna för olika befolkningsbilder och olika fördröj» ningstider mellan läckage från bränslet och utsläpp till atmosfären.

Kärnkrafrverkens miljöpåverkan 171

Dessa beräkningar har för luftbuma aktivitetsutsläpp givit större skillnader mellan fjärrlägen i södra Mellansverige resp. Sydsverige än mellan när- respektive fjärrlägen i Mellansverige. Resultaten är entydiga för fördröjningstider mellan en timme och 45 dygn. Överhuvudtaget

minskar skillnaderna i befolkningsdoser med ökande effektiv fördröj-

ningstid för det luftbuma utsläppet. Befolkningsdoserna från utsläpp till vattenrecipienter orsakas i högre grad än de från luftutsläppen av långlivade radionuklider. Detta förhållande bidrar till att skillnaderna i befolkningsdoser som dessa utsläpp kan orsaka vid olika lägen blir små. Det är möjligt att förläggningar vid floder eller insjöar vilka används som dricksvattentäkter kan ge andra förhållanden beträffande befolkningsdoser från vattenburna utsläpp. För närvarande synes dock inga sådana lokaliseringar vara aktuella i Sverige och detta problem påverkar således ej närförläggningsfrågan. Enligt vad som anförts blir i allmänhet kraven på begränsning av befolkningsdosen strängare än de som tar hänsyn till doserna inom kritiska grupper av mindre storlek. Mot bakgrunden av vad som sagts beträffande utsläpp och tillåtliga doser i omgivningen har utredningen bedömt det sannolikt att den sammanlagda befolkningsdosen från alla svenska kärnkraftverk år 2000 skulle komma att motsvara 1-10 mrad per år och innevånare. Detta utgör ett genomsnitt som även tar hänsyn till individuella doser utanför Sveriges gränser men orsakade av svenska kärnkraftverk. Ett enstaka verk av den storlek som här diskuterats skulle bidra med ungefär en hundradel av detta dosmedelvärde. Utgående från bl. a. ICRPs bakgrundsmaterial har Lindell-Löfveberg i sin tidigare refererade bok sökt uppskatta de hälsorisker som motsvarar den angivna befolkningsdosen. Uppskattningen avser att utgöra en övre gräns för de hälsoeffekter som kan uppkomma av de låga stråldoser det är fråga om och anger att årsdosen 10 mrad skulle motsvara en sannolikhet på en miljondel per år att råka ut för något slag av sen skada, närmast olika cancertyper. Detta betyder att som ett medelvärde för värst utsatt kritisk grupp skulle risken att råka ut för cancer öka med högst tre miljondelar per år. Det enstaka aggregat som utredningen studerat skulle ge ett riskbidrag till hela befolkningen med i medeltal omkring 0.001 â 0.01 miljondel per år. Hela kärnkraftverksamheten i landet skulle år 2000 öka samma risk med 0.1 â l miljondel per år.

Riskjämförelser Härovan har talats om riskmedelvärden för grupper. Det är diskutabelt om det är korrekt att räkna fram individuella risker på basis av de uppgifter om befolkningsdoser och doser i verkens närmaste omgivning som gäller kärnkraftverkens normaldriftutsläpp. Ett försök att ange de individuella riskbidragens ungefärliga storlek har dock gjorts i figur 6: 8. Figurens uppgifter har baserats på antagandet att det i Sverige år 2000 finns 50 reaktorer på sammanlagt 50 000 MWe. Tillåtliga normalutsläpp från dessa reaktorer skulle i en jämviktssituation efter lång tid enligt

172 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

OBS! Iogaritmisk skala

Sannolikhet per år probabi/ity per year 1 Alla orsaker, Sverige 0.1 al/ causes, Sweden Alla tumörsjukdontar (enl lCRP) 0.01 l/ cancer types (ICRP) Vägtrafikolyckor, Sverige 1970 0.001 road traffic, Sweden 1970 w* Leukemi (enl lCRP) 10011 A *W/eukemia (ICRP)

i: Medelvärde yrkesolycksfall,

Sverige 10/.1 verage, Occupational, Sweden Övre gränser för U1 sena skador orsakade av kärnkraften om upper lim/ts for late effects caused by nuclear power 0 20 40 60 80 100 Levnadsålder age år - - - - - - year Mest exponerad grupp most exposed gro up m Medelvärde hela befolkningen mean value whole population Minst exponerad grupp least exposed group

Figur 6:8 FÖR EN INDIVID I SVERIGE AV OLIKA SANNOLIKHETE/Y AT_T DÖ ORSAKER JAMFÖRDA MED BERÃKNAD ÖVRE GRÃNS FÖR SENA CAN- CERSKADOR AV TILLÅTLIGA NORMALUTSLÃPP FRÅN KÄRNKRAFT- VERK

upper limits for late effects caused by permissible normal releases from nuclear povrer plants compared with individual death risks from other causes 1u = 1 milliondel = I millionth = 0. 000 001. Källor: [CRP publ. no. 14, Statistisk årsbok, Stockholm 1972, 1973 sources:

Lindell-Löfvebergs uppskattning kunna leda till högst 10 fall av sena skador per år med en befolkning på lO miljoner i Sverige. Den beräknade risken innefattar då effekten av doser från alla led i kärnenergiproduktionen. Riskbidragen som sådana kan vara mycket grovt överskattade varför undre gräns för sannolik risk inte kan anges. De doser som någon riskbidragsberäkningarna baserats på har knappast uppskattats mer än 3 å 10 gånger för högt. Eventuella överskattningar i sambanden mellan dos och olika hälsoeffekter varierar med effektens art och är mycket svåra att 6: 8 visar därför övre gränser för riskerna i enlighet med ange. Figur i förra delavsnittet. För mest exponerad grupp dosen

antagandena har

antagits vara 30 mrad/år och för minst exponerad grupp l mrad/år, i båda fallen avseende medelvärden över lång tid. Det enstaka verkets bidrag till medelvärdet för hela befolkningen kan

Kärnkraftverkens miljöpåverkan 173

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequence per year and 10 million inhab. of events with consequence in given in terval

l-Cancer 10 000 - OBS! logaritmiska skalor 1 000 gun-mun-

100 *

10 1®

1 Iuuuunu

.rønrnzrtzr - - - - U u u u _ - 0.01 4 -un--

O-om* I_|_|_------.--- I i I 2 I Z I i i 2 *i _ §§§__

1011 - - 1/.1 e 0.114 - 0.010 K 000m-

1 10 100 1000 10 000 100 000 Kcçnsekvens, antal

fall per händelse Samtliga dödsorsaker, Sverige Conüqllence, 70 a/l causes of death, Sweden Of Casesper event nuunnuu Jägtrafik, Sverige road traffic, Sweden wvwvwvumn Passagerarflyg commercial a viation - - - nu n Jordbävningar earthquakes I I _ I _ I I Ras dam breaks etc

Figur 6. 9 ÖVRE FÖR SENA EFFEKTER AV KÃRNKRAFTENS GRÃNSER TOTALA NORMALUTSLAPP ÅR 2000 (A) RESP. AV ETT VERK MED EFFEKTEN 580 MWe (B). upper limits for late effects of total normal operational releases from nuclear power A.D. 2000 (A) and from one 580 MWe plant (B)

antas vara proportionellt mot reaktoreffektens andel av all installerad kärnkraft. För mest exponerad grupp gäller samma övre gräns för ett enstaka verk som för samtliga kärnkraftanläggningar. Det är dock inte troligt att ett kärnkraftverk skall tillåtas att drivas med stora utsläpp under lång tid. Det kan därför bedömas som osannolikt att sådana verk

174 Tekniska redogörelser

tillåts ge doser i den närmaste omgivningen motsvarande riskbidrag som är stora jämfört med medelvärdet för hela befolkningen. Riskbidraget för samhället som helhet från det studerade verket och från hela kärnkraftprogrammet har illustrerats i figur 6: 9. Även här rör det sig om övre gränser för hälsoeffekterna, vilka genom sin karaktär av individuella fall samtliga hänförs till det lägsta konsekvensintervallet i diagrammet.

6.5 Omgivningspåverkan av haverier

Allmänt Utredningen har delat upp problematiken kring haveriers omgivningskonsekvenser i ett antal delfrågor, vilka studerats var för sig. Huvudfrågorna har därvid varit följande: a) Hur mycket av reaktorhärdens innehåll av radioaktivitet måste komma ut vid ett haveri om det ska ge upphov till akuta hälsoeffekter i omgivningen? b) Hur varierar de totala omgivningskonsekvenserna i form av akuta hälsoeffekter mellan de olika modellägena? c) Vilka typer av haverier kan leda till mycket stora radioaktivitets- _ utsläpp? d) Vilka sannolikheter bör tillskrivas nyssnämnda haveriförlopp vid de , studerade referenskonstruktionerna? e) Är summan av alla risker från olika små och stora haverier - även sådana som ej analyserats i detalj med betryggande marginaler mindre än vad som bedömes vara tillåtligt? f) Hur förhåller sig den värsta tänkbara haverikonsekvensen vid respektive till andra existerande risker med hänsyn till de olika läge konsekvensernas sannolikheter? Utredningen har låtit haverikonsekvenserna i omgivningen beskrivas enbart med antal fall av akuta hälsoeffekter. Dessa är avgörande för närförläggningsproblematiken medan denna inte påverkas av sådana sena effekter som olika cancerformer och genetiska verkningar. Detta får självklart inte missförstås så att dessa verkningar skulle försummas iden totala riskbilden utan endast att de ej skiljer sig på ett avgörande sätt vid val av lägen olika nära en storstadsbebyggelse. Deras betydelse begränsas även av det förhållandet att riskerna från haverier i kärnkraftverk som medeltal över lång tid och ett stort antal anläggningar måste hållas små med vad som anses tillåtligt för riskerna från sena effekter av jämfört normalutsläppen. I detta avsnitt redovisas och diskuteras resultaten av utredningens analyser rörande de olika huvudfrågorna samt diskuteras gjorda begränsningar i redovisningen av de olika konsekvenserna. Till slut göres en jämförelse mellan uppskattade haveririsker från kärnkraftverk med olika befolkningsbilder sedda mot bakgrunden av den totala riskbilden i samhället.

Kámkraftverkens miljöpåverkan 175

Aktivitetsutslápp och akuta hälsoeffekter i omgivningen

Ett haveri i ett givet kärnkraftverk ger enligt avsnitt 6.2 olika omgivningskonsekvenser beroende på storleken och arten av det aktivisom - över värmetetsutsläpp sker, på utsläppssättet höjd marken, innehåll och tidsförlopp -- samt rådande väderlek. En viss framräknad konsekvensbild i form av antal fall av olika akuta hälsoeffekter har således en sannolikhet som är en kombination av sannolikheten för haveriförloppet och sannolikheten för väderlekssituationen. För sina bedömningar av olika lägen har utredningen använt konsekvensbilder med angivande av konsekvensernas sannolikhet. Det är emellertid också - och sannolikhet av intresse att utan diskussion av haveriförlopp studera vilka aktivitetsmängder som minst måste nå ut i omgivningen för att ge olika akuta hälsoeffekter. Av tidigare avsnitt har det framgått att akuta effekter inte kan uppkomma som resultat av normalutsläppen. Till och med svåra haverier av den typ som används som konstruktionsstyrande vid utformningen av säkerhetsanordningar i kärnkraftverken tas om hand utan att några akuta skador erhålls utanför anläggningen. Ett första villkor för att akuta skadefall skall kunna uppstå är således att säkerhetsanordningama ej fungerar vid ett svårt haveri, och att detta resulterar i mycket stora radioaktivitetsutsläpp. Ytterligare villkor är att utsläppet sker på relativt kort tid och under ogynnsamma atmosfäriska spridningsförhållanden. Figur 6: l0 visar för olika avstånd i omgivningen, hur stora andelar av härdens totala aktivitetsinnehåll av radioaktiva ädelgas- och jodnuklider, som måste frigöras för att överhuvudtaget orsaka några akuta hälsoeffekter. Reaktoreffekten har som tidigare förutsätts vara l 700 MWt, motsvarande 580 MWe. Utsläppet antas ske under en timme och på höjden 100 m över mark. Doserna i omgivningen är beräknade för ogynnsamma spridningssituationer så att sannolikheten är mycket låg för att dosvärdena skall överskridas. Figurens kurvor anger med dessa hur långt från utsläppspunkten dels illamående på grund av antaganden strålsjuka, dels tidig sköldkörtelstörning kan uppträda vid olika utsläpp. Utsläppsmängderna har angivits som andelar av två alternativa sammansättningar på maximalt möjligt utsläpp. Det framgår av figuren att inga akuteffekter kommer att uppträda längre ut från verket än ett par km om inte den utsläppta andelen av härdinnehållet överstiger lO % av maximalvärdena. Kortare utsläppstider än en timme har utredningen inte ansett det realistiskt att räkna med för så stora utslåppta härdandelar. Längre utsläppstider kommer enligt avsnitt 5.2 att resultera i lägre doser vid ett utsläpp och därmed i kortare verkningsradier för de illustrerade givet akuteffekterna. Stora utsläpp på kort tid är vidare förenade med av avsevärda ångmängder. Såväl värmen i denna ånga som frigörelse härdens resteffekt och den värmeenergi de radioaktiva sönderfallen i utsläppet ger, medverkar till att föra upp aktiviteten på större höjd, även om utsläppet skett nära mark. Lägre effektiva utsläppshöjder än 100 m är därför inte förenliga med stora utsläppsmängder och korta utsläppstider. Även om kärnkraftverke ts säkerhetssystem (inneslutning, härdnödkyl-

176 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Utsläpp i % av angivet maximiutsläpp release in percent of assumed maximum re/ase

Maximiutsläpp i procent av hardinnehåll maximum re/ase in percent of core inventory l = ädelgaser 100 noble gases iod 30 iodine ll = ädelgaser 100 50 noble gases iod 3 iadine

Tidig sköldkörtelstörning early rhyro/d disturbance - - - - - Strålsjuka radiation syndrome

O I I 0 10 20 30 km Avstånd från utsläppspunkten distance from release point Figur 6: 10 A VSTÅND FRÅN UTSLÄPPSPUNKTEN INOM VILKA TIDIG SKÖLDKÖR TEL- STÖRNING RESP. AKUT STRÅLSJUKA KAN UPPTRÃDA. (Utsläppstid 1 timme, utsläppshöjd 100 m. Ogynnsam spridningssituation S-percentiler) distances trom release point within which early thyroid function disturbance and acute radiation syndrome may occur (release time 1 h; release height 100 m; unfavourable dispersion conditions = 5 percentiles)

ning etc.) blott delvis är i funktion vid ett svårt haveri bedöms de utsläppta andelarna av härdinnehållet för ädelgaser ochjod bli mindre än en tusendel. En gradering mellan olika kraftverkslägen med avseende på akuta hälsoeffekter erhålls därför endast vid analys av haverier med mycket större aktivitetsutsläpp än de som är förknippade med hittills använda konstruktionsstyrande haveriförlopp. Detta betyder vidare att närförläggningsproblematiken huvudsakligen skulle vara förknippad med sådana stora och osannolika haverier. Det förhållandet att antalet fall av eventuella sena hälsoeffekter är mindre beroende av befolkningsbilden än akutskadoma understryker denna slutsats. De i detta avsnitt presenterade haverikonsekvenserna tar enbart till ädelgas- och jodaktivitet. Dessa radionuklider dominerar hänsyn riskbilden med avseende på akuta hälsoeffekter. För övriga tänkbart

Kärnkraftverkens miljöpåverkan 177

betydelsefulla radionuklider har mer överslagsmässiga beräkningar gjorts. Med hänsyn tagen till de olika ämnenas farlighet och benägenhet att förflyktigas har därvid fissionsprodukten rutenium-l06 framkommit som möjligen betydelsefull även i ett akut skede. Dess egenskaper är sådana att den kan tänkas ge relativt höga lungdoser vid ett stort haveri. De doser som kan bli aktuella är dock ej så höga att de påtagligt ändrar totalkonsekvensens storlek i något fall. Övriga radionuklider, även strontium-90 och cesium-137, synes vara av mindre betydelse för den akuta riskbilden. Ekonomiska problem kan däremot orsakas av flera av dessa långlivade nuklider liksom av jod-l3l. Det kan därvid bli fråga om restriktioner med avseende på användning av livsmedel, främst mjölk och jordbruksprodukter, evakuering under längre eller kortare tid, rengöringsinsatser, kassation av radioaktivt nedsmutsad materiel o. d.

Analyserade haverzförlopp Med ovan angivna förutsättningar präglas sålunda säkerhetsproblematiken vid närförlagda kärnkraftverk av omgivningskonsekvenser för de svåraste haverierna. Utsläppen vid dessa haverier måste med den antagna reaktoreffekten innebära att minst l % av all jod och inemot 100 % av alla ädelgaser kommer ut i atmosfären. Sådana utsläpp kan endast förekomma i samband med omfattande härdskador samtidigt som reaktorinneslutningens funktion förloras eller nedsätts allvarligt. Haveriförloppet måste således medföra otillåtligt höga bränsletemperaturer och därmed omfattande skador på kapslingsrören för att fissionsprodukter skall frigöras i denna stora mängd. Det måste även resultera i att effektiviteten hos reaktorinneslutningens funktion kraftigt minskas genom sprickor eller hål i det täta skalet eller genom fel på inneslutningens reningsanordningar. Stora härdskador kan tänkas uppstå av olika primära orsaker, vilka kan indelas i ett antal huvudtyper: - Haverier där reaktortanken skadas så att stora snabbt brottytor öppnas. Sådana skador skulle teoretiskt sett kunna uppkomma exempelvis genom tryck- eller temperaturchocker i primärsystemet. Oupptäckta tillverknings- eller materialfel skulle även kunna leda till stora tankskador. - Felfunktion hos reaktorns avstängningssystem, så att reaktoreffekten inte kan reduceras eller stängas av i situationer där detta är * nödvändigt. - Felfunktion hos de system som har till uppgift att kyla bort härdens resteffekt. Resteffekten (jämför avsnitt 3.1) måste kunna ledas bort till värmeupptagande medier utanför inneslutningen - atmosfären eller en vattenrecipient - även under längre tid. Detta kan omöjliggöras exempelvis av att elkraft eller annan försörjning saknas bl. a. till de pumpar, som skall cirkulera vatten för kylning av härden. Det kan också omöjliggöras av att kylvatten saknas till ordinarie kylsystem och nödkylsystem. Vid ett haveri är det också tänkbart att tillförseln

178 Tekniska redogörelser

4235:923:

.vâäomamwgg

äns?

.sååå

ammäzmqoaäoxw massacaeoxm

.uoummmcêbx

vanan.:

23:5...

mmüäå

ommämaumcää_ äøxumunacmân

ommxumuvåmmeøn

än: 3:3

»§28 ...mäta

“Emmmsä

e:

20: :se: :ax

.Kö

måumxe ?En mxâzzn »Rayman

å

205m

:eamüxo

2.0.5222 uEamwcm_ :nås nmåân ...osê “Emacs

363.3 .gasa 20a :Små aux »Sååå 22m .gasa aux

osümmrc

“EQ

man?!

.xmE

mätte..

.äs no.. om o. o.. 91_ om o. 9

unzaäamb nwäêäm Hommmänm mamman

Sao:

o.: 2.: 3:_ 09 o.: oc_ 8_

_

80 S

natmxmama -vEoEäw umäêtmn ...zaunoxa Medici.

coca _oood ño 08.0 Sd

:E :O .

»anwa

._5262 :oss: .xmmamzê 28.25

Ö o + 3 + + o

E33? mångas..

L235: .Eaäaö ?Sms :S135

ma.. o o a o o o

.sms

MFZWS.:

Limma.: :Ewmmi: .Eåaoo ”Amin

:SE _ood

occüvc__mcoxomcov_

+ o + + +

møäavâzøu .cäxuoc ...Smäåu

E8

om_2©wtu$o:›_t_a

6%: nwtaoøu .coed _oooá _ooqo .Soqo

Ö o o o

S

o.:

0.0:

...samma wåaêtum .zwåäzx

coed

:OO E: ma? .G _ |o_

39:2

:s:

ä.:

.EwESaEou

.zmzzcätou

_uaoâiaäznm

Assa,... E0.:

28:5

*På

:mas

F

muta..

_aw_=wwoEå

.så §5:

v38..

.28

»mukaan :uøwcå »E230 ...§2

Eos »Små .åka

§95

:ass:

20:25:

.Eâçämåzüe

så

.=N.=._O›a:

:n

§23

mpåwzmanoga

Eat .mäâ .SEGE

.Så

E535

M53 mami

e:

:øzuonwâux

mån så.: BE.:

555.55 »E590

:os

§3.: magen

;ao

:o:

:o5mm=_=u2m=

åka

E8

âoiuzütwirm

Aäxñxo

»En

aêuâxm

»RE :oo

gås:

JÃNCSOE

.ägs

.xmååäzon

ä_

miåâmuci

.F 22

:utmtazz:

nu

:oêzsm

?åk

aEEmm Eäwå .oxuxå

_Sawäøow

2.5 :Små »så 5:10; :S2 32 :då :em ?så :E3 E3: 330:

_ o: o: å.:

O

»Smâxu Loâäom

M25

:Bah 92 403?! 23

°

SOU 1974: 56 Kárnkraftverkens .kan 179

miliöpaver

»mavawacmäp oääzemwb_

»Sugen uw5=omm

omaxåeää_

mmøxuå §53» 3833 “mage

ommxomaøacmmxøn

omuämuoaâän omnxomaumcmwâ.

:oo

MaE

awazuzxpzm

§3 303

E98

.Emacs

»Manga

:came:

38:a mmåuå maste:

Eacsxa

§02 väx :ax

uzoucnnunåtm

MEn

.OSSE

M33 MSE

reas. uwâuüm eaäxv_ näsan 26.22 ...egna vuasmn :Sea .Eammcü .annan

850 aux 28a 36%

:wmâäa

:EEE

S o?? S 2-2 2 o* m:

2:e:

:en:

S... ;Sk

u

ømnmua:

8_ 8_ o.: 2: oc_ om: oc*

,Pöuvkøwz

so man.: 82.0

.o.on_oo.o

:vmAaNmw:

coed Sd 36 :F3 ...§3

55:0

o_ _

:o

:Gå Ses :man

Axååaå

u | u | u I I z..

aka

Aâätako .cnuowxozoä

30.» ;vara

m=_=o.:u=:x.o=

o o o o ko o o o

m5

Små

mwzwaummaøo

:Såna :§02:

:øüäwcâ:

c + o + + +

En??

+

Wim:

_ a

.fasa

S .G

coed ooodl :sd

_ood

.mmaox

uämøtuuøuau

:öka

o

:owäaax

o o o

.äEES go

?Swahn

.xo

o:

mama:

2:3

.ö .§0

o.: _ccd 3.0 3 . c. _ ån

5:0

252:

å

:E082

23A

Eøåøucmsååiu

:u

:Sd

E232:

:såå

&

E553. §8 :aux:

_

xauå

.SEB ._0025

.mxâmo=:m

...åtog

.a

:eva:

oumâwcm_

§95

safu

e:

:S3

_oeeåaecm

.få *§3

o: _ou

ä

:mEE:

N89 33m:

:EEE

mugsaueê,

.åsaozacsas

.§93 .få :än:

:oanxcå

ä

än:

:E338

v28

:Saman

32m..

3:202?

05:68 uaoanxcå aosxid

.maêoaaw

53a

E383_

032m hä:

.ä

»Ai

_wdtonåuü_

Eom

.K å?

.uoaaxcü

.uzwsocinåz

Axeåmzoxo

:oz

?som

.Eo

Aäêtm ?§85

3:a

ä ...å

»En .E0 E8 85m

:Eowxwuh

:os ä §32 »M5 come_

:âtoncai

å

.Siam :EEE:

:E556

mmoñnnacm

ao xo

uucavo_ »...538 øøxoâz

n

:sm »mas :em :Sån :em väx .masa :S8 Q2 äs EEE §2 :Bm »Mai 20x5 ba.. :omm: §33?

:anømam:

»S å

C8

unomä

å

.SSE som.:

.c

8.5:

.coacha

u u

nos_

amma.:

.om + o

M25 . n _ood n e nå

180 Tekniska redogörelser sou 1974;55

av nödkylvatten blir otillräcklig eller ojämnt fördelad genom skador på själva nödkylsystemet. Teoretiskt kan inneslutningens och reningsanordningarnas funktion sättas ur spel eller försämras oberoende av och samtidigt med det haveri, som orsakar härdskadorna. Sådana sammanträffanden är dock betydligt mindre sannolika än vissa kopplade händelser. Av sådana kan tvá huvudtyper urskiljas: - Haverier, där inneslutnings- och härdskadorna uppkommer av en och samma primära orsak. Som exempel kan nämnas störtande flygplan, sabotage- och krigshandlingar samt jordskalv. « Haverier, där inneslutningen eller dess reningssystem skadas genom själva haveriförloppet. Ett stort tankbrott nedsätter sannolikt normala reaktorinneslutningars täthet genom tryckpåkänningar och chockvågor. Reningsystemens filter för avskiljning av vid haveriet frigjord aktivitet kan få nedsatt effektivitet om de belastas med stora mängder fukt och stoft. Inneslutningen kan även skadas indirekt om härdkylningen inte skulle kunna upprätthâllas. Smälter därvid en stor del av härdens bränsle, kan denna smälta tänkas tränga ned till och igenom inneslutningens botten. För såväl BWR som PWR måste missilrisken beaktas, dvs. risken för att tunga komponenter eller delar av sådan slungas iväg med hög hastighet vid våldsamma haveriförlopp. Sådana missiler kan skada både inneslutning och andra säkerhetssystem. Tabellerna 6: VI anger för BWR respektive PWR de haverityper vilka

vid utredningens analyser framkommit som möjliga orsaker till mycket

stora haveriutsläpp. Tabellerna anger även storleksordningar för de härdandelar av jod och ädelgaser som bedömts kunna komma ut i omgivningen vid varje haverityp. Vidare anges mera kvalitativt på vilket sätt och i vilken takt utsläppen bedömts komma att ske. Som framgår av tabellen domineras dessa allvarliga haverityper främst av fall där brott på reaktortank och dess anslutande ledningar ingår som primärhändelser. Grava följder kan också erhållas vid förlust av normal värmesänka, dvs. främst bortfall av turbinkondensorns kylfunktion, tillsammans med totalt kraftbortfall. I övrigt noteras att för båda reaktortyperna är ett stort tankbrott det enda enstaka fel, som mera direkt kan leda till stora haveriutsläpp.

Sådana haverier skulle i många fall ha förödande konsekvenser även av

icke-radiologisk art inom anläggningen, både genom verkan av utströmmande ånga och hetvatten och på grund av missilers mekaniska verkan. bedömer det dock som uteslutet - med hänsyn till de Utredningen skyddande betongkonstruktionerna och starka inneslutningsbyggnaderna

l NÄR-092: l Inledning till haverianalysen NÄR-092: 2 Haverstudier BWR NÄR-092: 3 Haveristudier PWR NÄR -0922 4 Sammanfattande haverianalys NÄR-l 12: l Aktivitetsfrigörelse och läckage av luftburna klyvningsprodukter till omgivningen vid analyserade BWR-haverier NÄR-l 12: 2 Aktivitetsfrigörelse och läckage av luftburna klyvningsprodukter till omgivningen vid analyserade PWR-haverier samt jämförelse med BWR

Kärnkraftverkens miljöpåverkan 181

- att dessa slag av verkningar skall kunna bli av betydelse som risker för verkets omgivningar. Det bör sålunda i detta sammanhang påpekas att haverier i de beskrivna kraftreaktorema icke under några omständigheter kan ge sprängverkan av det slag som förekommer vid kärnvapen.

sannolikheter för analyserade haveriförlopp För att avgöra vilken vikt som skall tillmätas de olika haveriförlopp, som analyserats har utredningen gjort en uppskattning av förloppens sannolikheter. Dessa sannolikheter avser tillförlitligheten hos system och komponenter med beaktande av tillämpade metoder för kvalitetskontroll och återkommande inspektion. Som nämnts bl. a. i avsnitt 5.1 är de i vissa fall extremt låga sannolikhetsvärdena mycket svåra att styrka genom praktiska erfarenheter eller experiment. De lägsta sannolikhetsvärdena grundar sig därför huvudsakligen på teoretiska överväganden av olika slag beskrivna i avsnitt 5.1. Använda felsannolikheter för komponenter, system och funktioner av betydelse för de analyserade haverierna har sammanställtsi tabell 6: Vll. g Dessa utgör uppskattningar av sannolikhet för fel av tekniska orsaker. i Hur dessa sannolikheter kan tänkas påverkas av mänskliga felhandlingar diskuteras senare i detta avsnitt. Värdena i tabell 6: VII bygger dels på teoretiska överläggningar, dels på omfattande anlyser av statistik från både kärnkraftområdet och andra tekniska områden, där liknande komponenter eller system förekommer. Värdena stämmer väl överens med de som presenteras i en nyligen

publicerad amerikansk sammanställning Som tidigare nämnts kan statistik över stora konsekvenser aldrig väntas

ge tillräcklig information för att belägga deras sannolikhet. Möjligheten att uppskatta sådana låga sannolikheter - eller övre gränser för dem ökar emellertid ändå med ökande drifttid. Fel och missöden som ej har konsekvenser för omgivningen kommer med säkerhet att inträffa under de flesta reaktorers livstid. Allteftersom statistiken över sådana fel och händelser växer, kan även sannolikheten för mer komplicerade sekvenser där omgivningsverkningar är tänkbara, uppskattas med ökande säkerhet. Erfarenhetsunderlaget ökar mycket snabbt i framtiden. Det sammanlagda antalet driftår för stora kraftreaktorer av lättvattentyp väntas överskrida 1 000 redan under 1970-talet och 10 000 under 90-talet.

Förutsättningar för beräknade haverikonsekvenser Med hänsyn till vad som anförts i anslutning till figur 6: 10 har utredningen inte funnit det nödvändigt att detaljberäkna konsekvenserna av haverier med mindre utsläpp än de bådai figuren angivna alternativen till maximiutsläpp. Beräkningar har således gjorts dels för kombinationen 100 % av härdens och 30% av dess jodinnehåll, dels 1 ädelgasinnehåll The Safety of nuclear för 100 % ädelgaser, 3 % jod. Ur tabell 6: VI framgår det vidare, att även power reactors (light- “mer and

för de där angivna mycket osannolika och stora haverierna synes °°°f“_1)_

related facllmw WASH* alternativet med den lägre jodandelen vara mer realistisk som maximal- 1250, USAliC Washingvärde för ett snabbt, icke fördröjt utsläpp. ton D.C. (juli 1973).

182 Tekniska redogörelser

Tabell 6: Vll Sannolikheter för haverier och felfunktioner probabilities of accidents and malfunctions (Observera i texten anförda reservationer beträffande värdenas användning! )

Fel per miljon reaktorår faults per million reactor years

PWR BWR

Haverihändelse primary accident Rörbrott på huvudledning l00 major pipe break Stutsbrott 100 nozzle break Tankbro tt _ pressure vessel breaks Utebliven funktion per miljon anfordran malfunction or loss of function per million demands Systemfunktioner system functions Turbinkondensor 100 000 turbine condenser i Snabbstopp 100 å scram v l Ordinarie elkraft 100 000 ordinary electric power Ii Dieselkraf t 100 diesel power Gastu rbinkraft gas turbine power All elkraft 10 l all power sources Trycktankar med nödkylningsvatten l 000 emergency core Cooling water accumulators Härdnödkylning 100-l 000 emergency core Cooling Matarvatten - 10 000 feed water Hjälpmatarvatten 100-10 000 auxiliary feed water lnneslu tningssprinkling 1 000 containment spray lnneslutning, mindre läckage 1 000 small contain ment leak lnneslutning, större läckage 100 large containment leak - 100 Skalventilstängn ing isolation valves Nödven tilation - 1 000 emergency ventilation J odñlter - 10 000 iodine filters

För ädelgaserna har således genomgående antagits en hundraprocentig frigörelse ur bränslet och att all frigiord aktivitet läcker ut ur inneslutningen under den första timmen. Detta ger säkerligen en överskattning av doserna, men dels saknas underlag för ett antagande om någon viss

Kárnkraftverkens miljöpåverkan 183

avsevärt lägre frigjord andel, dels är ädelgasemas bidrag till bestämd, doserna av betydelse i dessa sammanhang endast om mycket stora relativa andelar frigörs. Jodisotoperna dominerar nämligen över ädelgaserna för både helkroppoch sköldkörteldoserna om den frigjorda andelen jod överstiger några procent. Som grundalternativ antas att frigörelse och utsläpp av jodaktiviteten sker så, att doserna motsvarar utsläpp av 3 %av härdinnehållet under den första timmen av haveriförloppet. När beräkningar även gjorts för 30 % jordutsläpp på samma tid har ett så stort utsläpp antagits utgöra en övre gräns för vad som i realiteten är möjligt och ha 10 gånger lägre sannolikhet än grundalternativet. Detta antagande motiveras av att huvuddelen av joden förekommer i sådana kemiska former som har stor benägenhet för att reagera med och bindas vid andra material. Andelen ,svâravskiljbara och mindre reaktionsbenägna organiska jodföreningar blir enligt experimentella erfarenheter i storleksordningen 3 % av den jodaktivitet som frigörs ur bränslet. Det krävs därför att haveriet möjliggör en direkt transport ut ur inneslutningen om så mycket som 30% av joden skall gå ut inom den första timmen. Sådana stora hål i

l

strålskärmar och inneslutning, bedöms som osannolika, även vid ett stort

i

tankbrott. .

E

De för varje läge och befolkningsbild karaktäristiska konsekvensbilderna har beräknats för konsekvenspercentilerna 0.15 respektive 1.5. l Motiven för valet av dessa percentiler som gränsvärden för det intressanta intervallet har angivits i avsnitt 6.2. Det är betydelsefullt i sammanhanget att observera, att konsekvenserna i omgivningen vid ett haveriutsläpp är starkt beroende av vindriktning och spridningsförhållanden. Vindriktblir av störst betydelse i de fall där befolkningen är ningen självklart ojämnt fördelad kring ett kärnkraftverk. Utredningens underlag innehåller omfattande beräkningar för såväl utsläppshöjden 100 m som för 20 m. Enligt avsnitt 5.2 svarar den senare höjden mot ett kallt utsläpp i marknivâ, dvs. vad man kan vänta sig vid ett långsamt läckage från en byggnad när läckaget har låg temperatur eller liten massa. I en senare utveckling av beräkningsmodellen har det blivit möjligt att ta hänsyn till det värmeinnehåll som finns i utsläppet och den energiutveckling som de radioaktiva sönderfallen för konsekvenserna av snabba stora ger. Detta är av stor betydelse haveriutsläpp. Ång-luftblandningen i inneslutningen efter ett stort haveri håller över varför vid stora utsläpp också 100° C i temperatur, läckagemängderna kommer att vara varma. Temperaturen i inneslutningen sjunker i sådana sammanhang endast långsamt eftersom reaktorns resteffekt i medeltal under den första timmen ligger på 20 â 30 MW. Den utläckta radioaktiviteten utvecklar i de två utsläppsalternativen 1.7 respektive 1.0 MW (100 % ädelgaser - 30 %jod och 100 % ädelgaser - 3 %jod). Utförda visar att för här behandlade utsläppsfall kommer beräkningar aktiviteten redan på någon km avstånd att ha lyfts till en höjd på över 100 även om utsläppet äger rum via sprickor nära marken i m, Utredningen har därför inte funnit det realistiskt att ta inneslutningen.

184 Tekniska redogörelser

Tabell 6:Vlll Utgångsdata och antagna sannolikheter för olika beräkningsfall avseende maximal haverikonsekvens Parameter values and assumed probabiliries for the different calculated cases covering maximum accident consequences (Sannolikheten för det primära haveriet har satts till 1 per miljon reaktorår) (probabiliry of primary accident assumed as 1 per million years of reactor operation)

Beräk- Utsläpps- Konsekvens- Utsläppta andelar Sannolikheter per nings- höjd percentil released fractions miljon reaktordriftår fall release consequence probability per million case height percentile years of operation

Ädel- Jod för angivet för omgivgaser iodine utsläpp ningskonnoble for assu- sekvens gases med release for calculated en vironmen tal

0,00015

med nâgra beräkningfall med utsläppshöjden 20 m och den största aktivitetsmängden, 100 % ädelgaser och 30 % jod. Det har vidare antagits att sannolikheten för 20 m utsläppshöjd är en faktor 10 lägre än för 100 m vid fall med 100 % ädelgaser och 3 % jod. Utredningen har låtit beräkna omgivningskonsekvenser utgående från ett antal olika tidsförlopp för aktivitetsutsläppet för att skapa en bild av denna faktors betydelse. Såsom framgått av avsnitten 5.2 och 6.2 har det dock befunnits tillräckligt att för belysning av närförläggningsfrågoma presentera resultat enbart för alternativet jämn utsläppstakt under en timme omedelbart efter haveriets inträffande. Mindre avvikelser från detta - variabel eller konstant under ett fåtal tidsförlopp utsläppstakt timmar - inte resultaten Kortare för påverkar ihögre grad. utsläppstider så stora andelar av härdinnehâllet, som här förutsatts bli frigjorda, har inte bedömts vara realistiska. Väsentligt längre utsläppstider än en timme, eller fördröjningar av utsläppsförloppets början, kan förutses ge kraftiga minskningar av de akuta hälsoeffekterna i omgivningen. Detta beror dels

på att doserna blir lägre, dels på att effektiva motåtgärder till

allmänhetens skydd blir möjliga. Utgående från dessa angivna förutsättningar har utredningen sålunda låtit illustrera konsekvenserna av och sannolikheten för en maximal olycka med sex olika beräkningsfall för varje läge (dvs. befolkningsbild). Förutsättningar för dessa beräkningsfall återfinnes i tabell 6: VIII. Sannolikheten för det primära haveriet har därvid, med hänvisning till data i tabell 6: V1, satts till l per miljon reaktordriftâr, oberoende av

Kärnkraftverkens miljöpåverkan 185

reaktorkonstruktion. Valet av detta sannolikhetsvärde diskuteras ytterligare iett senare delavsnitt.

Referenssamband för haverikonsekvenser

År 2000 har beräknade omgivningsverkningar av normalutsläppen från kärnkraftanläggningar i Sverige enligt avsnitt 6.4 antagits kunna uppgå till högst 10 fall av sena skador per år. l avsnitt 4.3 anges riktlinjen att de totala verkningarna av haverier i medeltal över en längre tid skall vara små jämfört med beräknade verkningar av tillåtliga normalutsläpp. Riktlinjen har av utredningen kvantitativt tolkats så att haveriers omgivningsverkningar i Sverige ej skall få överskrida ett långtidsmedelvärde av l skadefall per år vid en total installerad kärnkrafteffekt av 50 000 MWe. Ett verk av referensanläggningarnas storlek, 580 MWe, skulle då fâ orsaka högst l fall per 100 år. Båda siffrorna avser situationen år 2000 med en antagen befolkning på ca 10 miljoner invånare. Fördelas denna risk med lika stora delar i vart och ett av de konsekvensintervall som använts i figur 6: 7, kan två referenssamband i stapeldiagramform definieras enligt figur 6: ll. Det ena anger hur stor risk som kan tolereras från all svensk kärnkraft år 2000 för haverier med konsekvenser inom vart och ett av konsekvensintervallen. Det andra sambandet anger motsvarande gränser för ett kärnkraftverk av storlekan 580 MWe, varvid relativa riskbidraget per MWe antagits vara detsamma som för totala utbyggda effekten år 2000. Av data för konsekvensintervall där jämförelser kan göras med exempelvis vägtrafik och passagerarflyg, framgår det att på detta sätt definierade säkerhetskrav för kärnkraften är avsevärt mycket strängare, än de samhället medvetet eller omedvetet ställer på många andra verksamheter.

Sena statistiska hälsoeffekter av haveriu tslapp Haveriutsläpp från kraftreaktorer kan endast i extremfall väntas ge till akuta skador. Det sannolikaste är att även effekterna av upphov haveriutsläpp liksom de av normalutsläppen kommer att få beräknas på statistisk möjlighet att säkert sammankoppla skada med väg utan haverihändelse. Underlaget för dessa beräkningar är något säkrare i de fall högre doser - i storleksordningen rad eller däröver blir aktuella vid haverierna än de mycket låga - storleksordningen mrad - som följer med normalutsläppen. Gemensamt för båda fallen är att eventuella effekter är fördröjda med varierande latenstider på 5 - 30 år mellan exponering och sjukdomens uppträdande. Eftersom dessa sena statistiska effekter av haveriutsläpp är av samma karaktär som de vilka myndigheterna baserat sina värden för tillåtliga normalutsläpp på, har utredningen ansett det riktigast att behandla båda typerna av utsläpp tillsammans. Effekterna av haveriutsläppen blir då i medeltal geografiskt fördelade på liknande sätt som normalutsläppens. Genom att haveriutsläppen kan väntas bli dominerade av mera kortlivade

186 Tekniska redogörelser

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 mi///on inhab. of events with consequence in given intern/al

Cancer 10 000 i OBS! logaritmiska skalor

1 ÅIIUIIIIIU|III

100 r

10 - Övre gräns, all kärnkraft i Sverige år 2000 1 4 Mum. upper limit, a/l nuclear power, Sweden A.D. 2000

0.1 Övre gräns, ett kärnkraftvärmeverk 580 MWÅ nun-- upper limit, 580 MWe nuclear plant /--- l o01_ nun-- / n- n. 0.001 I- I-H II ill I _ __ nu u _loop %-|_|_| å I 10/1- m 7777 0.1u - /

A

°*°1““ zzzá/

,/ 346/41 /

_ / / /x 000m

l

1 10 100 1000 10 000 100 000 låonsekveås, antal

fall per händelse 1300584418009, 70 Samtliga dödsorsaker, Sverige all causes of death, Sweden of cases per event nuuuuuu Vägtrafik, Sverige road traffic, Sweden vwwwvwwv Passagerarflyg commercial aviat/on II III i Jordbävningar earthquakes nn-n-nn Ras dam breaks etc

Figur 6: 11 REFERENSSAMBAND, ÖVRE GRÃNSER FÖR HA VERIRISKER FRÅN KÄRNKRAFT reference levels, upper permissible limits for nuclear power accidents, cf also fig. 6: 7 __ Förutsättningar för referenssambandet framgår av text s. 185. Ovriga risktyper avser enbart dödsfall, jämför fig. 6: 7

radionuklider än normalutsläppen vore det dock realistiskt att förutse något färre fall på längre avstånd från utsläppspunkten än för normalutom jämförelsen görs för utsläpp av en given andel av släppen, härdinnehâllet. Utredningen har antagit att de sena statistiska hälsoeffekterna blir

Kärnkraftverkens miljöpåverkan 187

fördelade med haverikonsekvensstorlek på liknande sätt som de akuta hälsoeffekterna. Haverier med 10 fall av sena skador har sålunda -förutsatts inträffa endast tiondelen så ofta som haverier med 1 fall. Med hänsyn till det totala härdinnehållet av radioaktiva ädelgasnuklider och befinns vidare - med befolkningsdoser

jodisotoper genom jämförelse

och effekter av normalutsläppen - att den maximala haverikonsekvensen

av sena statistiska hälsoeffekter hamnar i storleksordningen 1 000 fall. Medeltalet på lång sikt av sena fall orsakade av haveriutsläpp blir försumbart vid sidan av de tillåtliga normalutsläppens effekter. Det klara och omedelbara sambandet mellan orsak och verkan torde också göra att ett visst antal akuta skadefall måste tillmätas större vikt i utredningens än samma antal sena statistiska skador spridda över flera överväganden decennier och endast svårligen urskiljbara i den normala förekomsten av

samma sjukdomar.

Små och medelstora haverier

Utredningen har koncentrerat sin kvantitativa analys på haverier med maximala Det finns härvid en fara att risker omgivningskonsekvenser. från små och medelstora haverier inte beaktas tillräckligt. Med hänsyn till informationen i figur 6: 10 - allvarliga akutskador inträffar bara vid stora utsläpp - samt i det material som redovisas senare i detta mycket avsnitt bedömer dock utredningen att det i varje fall för bedömning av

närförläggningsfrågan är tillåtligt att gå fram på detta sätt. Av nämnda det att haverier där utsläppen är 3-10 gånger mindre än figur framgår vad studerade beräkningsfall förutsätter, inte ger några akutskador. Det står vidare klart att även vid större utsläpp än dessa uteblir akutskadoma helt under de flesta spridningsförhållanden. Utsläppen från haverier med enbart sena statistiska skador får här enligt föregående delavsnitt

behandlas analogt med normalutsläppen. Som ett exempel på små och medelstora haverier kan tas ett förlopp, en tusendel av härdens och ädelgasaktivitet släpps ut i där jodatmosfären. Sannolikheten för annat än enstaka akuta skadefall är då liten. För sena skador befinns sannolikheten vara ca ett på tio att ytterst ett enda fall av sen skada skall uppkomma. Samtidigt som således är så gott som helt försumbara, förutsätter ett omgivningskonsekvenserna sådant stora skador exempelvis rörbrott på reaktoms primärsyutsläpp måste ha inträffat i större delen av härden och stem. Kapslingsskador sannolikt krävs också att flera procent av bränslet överhettats. Alternativt att och för avgasut- 1 __ kan tänkas renings- fördröjningsanordningar_ Por detta andamål . . .. . .. . . .. .. ansamlats dar. slappen havererat 1 ett driftlage da stora mangder aktivitet komgeras aktivitet* Vid de flesta tänkbara som kan leda till utsläpp av större måttet cuxie, Ci, med förlopp skador e

aktivitet är det ofrånkomligt att allvarliga tillfogats falfmfbefwndePå _

mängder strålningen gammaenergl kan således anges där innehavaren hotas av anläggningen. Många haverier _ imiljoner elektronvolt, a utan att hälsoeffekt uppstar 1 MeV. totalförlust av anläggningen, någon

188 Tekniska redogörelser

omgivningen. För små och medelstora haverier är det därför mest troligt att hänsyn till personalens säkerhet och innehavarens ekonomiska intressen ställer hårdare krav på säkerhet mot haverier, än vad hänsyn till miljöriskerna gör.

Skadekategorier Utgående från underlaget i avsnitt 5.3 har för varje beräkningsfall räknats fram antal skador inom följande kategorier:

- dödsfall - fall av akut strålsjuka - fall av tidig rubbning i sköldkörtelfunktionen w antal gravida kvinnor vars foster fått en stråldos över 10 rad l l l. t 1 l l Utredningen har också studerat ytterligare två kategorier, nämligen fall . med sen funktionsrubbning hos sköldkörteln och fall där foster fått doser l l i intervallet 1-l0 rad (Villkorlig abortindikation). Dessa redovisas inte i l riskdiagrammen för de olika lägena. Effekterna är i båda fallen av å lindrigare art än ovannämnda och bedöms därför inte vara av avgörande betydelse vid jämförelser mellan de olika lägena. Här nedan ges emellertid vissa allmänna synpunkter på fördelningen av Villkorlig abortindikation och sen sköldkörtelstörning under de olika beräkningsfallens förutsättningar. Tidigare säkerhetsanalyser torde överhuvudtaget inte ha behandlat den typ av konsekvens som en abortindikation utgör. Bortsett från den belastning på de medicinska resurserna som ett stort antal eventuella abortfall skulle innebära, är det svårt att värdera effekten och väga den mot andra akuta hälsoeffekter. Vid så låga doser som 1-10 rad är risken för en fosterskada relativt liten, speciellt om bestrålningen inte skett under den allra första delen av fosterutvecklingen. Det torde dock bli svårt att i ett konkret fall avgöra vilka de verkliga doserna är för sannolikt eller möjligen bestrålade individer. Oberoende av den sannolika dosens storlek kan det tänkas att samtliga havande kvinnor som överhuvudtaget berörts av utsläppet kan kräva viss konsultation och undersökning. Skulle fosterdoser i intervallet 1 - 10 rad anses vara abortindikation ger det stort utslag i jämförelserna mellan olika lägen. Maximalkonsekvensen för 0.l5-percentilen ger ökande antal fall över l rad för såväl 20 som 40 relativt 5 km-läget. Antalet fall inom denna kategori

Jkm-lägena

börjar inte sjunka förrän vid lägen längre bort än 60 å 70 km från miljonstadens centrum. Dras gränsen i stället vid 10 rad minskar antalet fall för 20 km-läget kraftigt och antalet går ned till noll för 40 km-läget. l princip varierar dessa förhållanden på samma sätt vid 3 % utsläppt jodandel som vid 30 %. För utsläppet med den lägre jodandelen har dock 40 km-läget lägre antal fall över l rad än 5 km-läget. Sammanfattningsvis kan sägas att abortindikationen som deleffekt i den maximala konsekvensbilden varierar föga mellan lägesalternativen, om även fall med foster-doser under 10 rad kräver något slag av åtgärd. l

SOU 1974: 56 Kámkraftverkens miljöpåverkan 189

Sverige förekommer ca 2 000 aborter per månad. Maximalkonsekvensen skulle högst kunna ge en fördubbling av den normala abortfrekvensen i landet under ett fåtal månader. Med de jodnuklider som är aktuella vid haveriutsläpp har utredningen inte kunnat lämna möjligheten av sena störningar i sköldkörtelfunktionen obeaktad vid doser i intervallet l 000 - 10 000 rad. Sannolikt är dessa störningar i många fall mycket godartade och deras uppträdande kan dröja ett år eller mera efter exponeringstillfället. Antalet fall i det aktuella dosintervallet varierar här mellan de olika alternativen ungefär som antalet fall med villkorlig abortindikation. Speciellt anmärkningsvärt är förhållandena vid utsläpp från 100 km-läget med förutsättningen att 30 % av härdens jodinnehåll läcker ut. Varken 1.5- eller 0.lS-konsekvenspercentilerna ger några fall i denna skadekategori inom storstaden utan enbart i de mindre i modellen ingående samhällena (15 000 respektive 500 inv). Skulle emellertid mängden jod ökas, exempelvis genom antaganden om även måttligt högre reaktoreffekt, eller något lägre konsekvenspercentil än 0.15 studeras, så blir ökningen av antalet fall mycket kraftig genom att även storstadsbefolkningen kan beröras. Även om jodutsläppet vore begränsat till högst 3 % av härdinnehållet fås ett stort antal fall av denna skadetyp vid 5 och 20 km-lägena. Detta gäller dock endast vid spridning i marknivâ som enligt tidigare är mycket osannolik vid stora haverier. Vid låg utsläppt jodandel domineras denna effekt i konsekvensbilderna för 40 och 100 km-lägena helt av fall i de två småsamhällena på 5 respektive 15 km avstånd. Endast för 0.15-konsekvenspercentilen och med spridning i marknivå vid 40 km-läget erhålls ett mindre antal fall i storstadens utkanter.

Beräknade maximalkonsekvenser för de olika lägena De maximalt tänkbara konsekvenser som utredningen låtit beräkna gäller ytterst osannolika haveriförlopp och spridningsförhållanden. Det vore därför naturligt om jämförelser gjordes med den tidigare (avsnitt 4.2) nämnda och i liknande sammanhang citerade amerikanska rapporten WASH-7401 , som utkom redan år 1957. I denna rapport behandlades tre olika allvarliga haverifall, varav det mest extrema är det oftast citerade. Man förutsatte att 50 % av bränslets innehåll av klyvningsprodukter skulle komma ut till omgivningen genom en förstörd inneslutning och spridas i luftburen form över stora områden. Ett dylikt antagande leder givetvis till att konsekvenserna av haveriet blir mycket omfattande. Mot bakgrund av dagens kunskapsläge synes ett haveri av denna omfattning innebära flera fysikaliskt orimliga händelser och det kan därför knappast 1 Iheoretical possibilities diskuteras som en praktisk möjlighet. De två övriga i WASH-740 and consequences of diskuterade haverifallen motsvarar ungefär de haverimodeller, som i major accidents in large diskuteras grundad på nuclear power plants. praktiken idag, och de leder med beräkningsteknik WASH-740, USAEC dagens kunskapsläge inte heller till så stora konsekvenser som extrem- Washington D.C. fallet. (mars 1957).

190 Tekniska redogörelser

Utredningen har inte funnit det meningsfyllt att gå fram efter samma linje som WASH-74O vid studiet av närförläggningsfrågan, utan har i stället valt att beskriva haveriförlopp och konsekvenser, vilka fortfarande synes tänkbara även om de har extremt liten sannolikhet. För vart och ett av de antagna lägena på olika avstånd från modellstaden (figur 6: l) har beräknats sex olika konsekvensbilder enligt tabell 6: VIII. Maximalt tänkbara haverikonsekvenser för varje läge har av utredningen bedömts ligga inom variationsområdet för dessa beräkningsfall. Varje beräkningsfall kan illustreras med en punkt i ett diagram av samma typ som visats i figur 6: ll med det beskrivna referenssambandet som bakgrund. När haverikonsekvenserna illustreras på detta sätt bör vissa förhållanden beaktas: - De illustrerade konsekvenserna måste bedömas mot bakgrunden av sina mycket låga sannolikheter. Absolutnivåerna för dessa sannolikheter diskuteras längre fram i detta avsnitt. - Maximalkonsekvenserna i form av antal skador visas som punkter i riskdiagrammet. En fullständig representation av alla tänkbara haverifall i ett sammanhängande stapeldiagram för varje läge skulle kräva orimliga analys- och beräkningsinsatser. - Punkterna som representerar beräkningsfallen, avser såväl dödsfall som andra akuta skador. Stapeldiagrammet över samhällets olycksrisker i övrigt visar däremot endast dösfallen (antalet skadade i trafiken, exempelvis, är ca 20 gånger fler än antalet dödade). Två typer av diagram har tagits fram. Den ena typen, figur 6: 12 - 6: 15, visar antalet skadefall av olika kategorier för vart och ett av de fyra lägena. Den andra typen, figur 6: 16 - 6: 19, visar i ett diagram för varje skadekategori - dödsfall, sjuka i strålningssyndrom, tidig sköldkörtelstörning och ovillkorlig abortindikation - resultaten för samtliga lägen. Före en diskussion av resultaten med avseende på olika skadekategorier bör det framhållas att de konsekvenspercentiler som illustrerats i figurerna utgår från antalet fall med sköldkörtelstöming eftersom sådana förekommer i samtliga beräkningsfall. Detaljer i variationen av övriga skadekategorier kan därför ibland synas Överraskande, exempel härpå är att antalet beräknade dödsfall är noll för tre beräkningsfall vid 20 km-läget, men är noll för fem beräkningsfall vid 5 km-läget. Figur 6: 16 visar hur antalet dödsfall varierar med beräkningsförutsättningarna för de olika lägena. Därvid måste beaktas att inga personer antagits bo inom 5 km avstånd från verket vid lOO och 40 km-lägena. För ett verkligt läge med befolkning innanför 5 km kan dock dödsfall erhållas ut till 2 å 3 km. För 5 km-läget har ett beräkningsfall strax under 400 dödsfall, det stora flertalet härrörande från givit befolkningen inom 0.5 till 2 km avstånd. Om skyddszonen satts till 2 km även här skulle skillnaden ifråga om antal dödsfall mellan samtliga vara liten. . lägesalternativ Antalet fall av strålsjuka varierar på likartat sätt som antalet dödsfall för de olika lägena, figur 6: 17. 5 km-lägets karaktär av extremt

Kárnkraftverkens miljöpåverkan 191

tätortsläge framgår tydligt; en beräkningspunkt ligger här vid storleken 10 000 fall. Övriga punkter skiljer sig dock föga från 20 km-lägets utfall. Med den antagna befolkningsmodellen blir det ingen skillnad mellan 40 och 100 km-lägena. Två beräkningsfall för 5 km-läget, ett för 20 km-läget och fyra vardera för 40 och 100 km-lägena resulterar ej i några skadefall av denna typ. Antalet fall av tidig sköldkörtelstörning, figur 6: 18, är i regel större än motsvarande beräknade antal strålsjuka, varför bedömningen av denna skadekategori blir betydelsefull. Här finns för såväl 5 som 20 km-lägena beräkningspunkter i intervallet 10000 till 100000 fall. För samtliga lägen finns två eller flera punkter i intervallet l 000 till 10000 eller högre. Skillnaden med avseende på denna hälsoeffekt mellan 5 och 20 p km-lägena är endast marginell. När det till slut gäller ovillkorliga abortindikationer, figur 6: 19, är i 5 km klart Skillnaden mellan övriga lägen är läget ogynnsammast. däremot liten.

Kommentarer till beräkningsfallen Konsekvensberäkningarnas resultat är olika starkt beroende av de förutsättningar, som utredningen utgått från. Tidigare i detta avsnitt liksom i kapitel 5 har bl. a. betydelsen av utsläppshöjden och utsläppets tidsförlopp diskuterats. Andra faktorer som kan förmodas påverka resultaten är aggregatstorlek, aggregatantal vid verket samt storleken av eventuella zoner med bebyggelserestriktioner kring de olika lägena. Här nedan skall ges vissa sammanfattande synpunkter rörande inverkan av ändringar i de antagna förhållandena.

a) Effektiv utsläppshöjd

Konsekvenser har som nämnts beräknats för dels höjdutsläpp, dels markutsläpp, representerade av de effektiva utsläppshöjdema 100 respektive 20 m. Markspridning ger avsevärt mycket större konsekvenser än

höjdutsläpp underii övrigt likartade förhållanden. Jämförelser kan göras

mellan beräkningsfallen 1 och 5, respektive 2 och 6 (tabell 6: VlIl). För samtliga lägen och skadekategorier utom möjligen ovillkorlig abortindikation ger en effektiv utsläppshöjd på 100 m i stället för 20 rn drastiska sänkningar av antalet fall. Dödsfall beräknas ej förekomma utanför ca 2,5 km från utsläppspunkten vid höjdutsläpp, ens med den ogynnsammaste konsekvenspercentilen och största utsläppta aktivitetsmängden (beräkningsfall 4). Betydelsen av spridning på hög höjd framstår klarast i samband med läget 5 km från centrum, exempelvis sjunker antalet strålsjukefall från 13 000 till 0 vid övergång från beräkningsfall 6 till beräkningsfall 2.

192 Tekniska redogörelser

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 70 million inhab. of events with consequence in given interva/

10 000* OBS! Iogaritmiska skalor 1 000_IIIIIIIIIIIII

100 «

10-

1 Iuuuuun

0.1 nunn- 0.01_ ä_-

OOO1H / II_n_|-----U---.

IJI-II C§_G_ .lmnñ / // * 10x1- // / m- 77 7

//fç

0-1/4

47,/ 7:72

°-°W zzgá/ 46.4 - E] //ø/Ã 0001 *l å

0 1.144

e

am . I E! 1 10 100 1000 10000 100000 Konsekvens,antal fall per händelse 0005647118008, H0 Bakgru ndsdiagrammets innebörd framgår av fig 6:1 1 o, cases pe, event legend of background histogram, cf fig 6:71

V dödsfall, deaths

O strålsjuka, radiation syndrome

E] tidig sköldkörtelstörning, early thyroid disturbance O abortindikation, abort/an indicated

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:VlIl parameter combination according to table 6: VII /

Figur 6: 12 VARIA TIONSOMRÄDE FÖR MAXIMALT TÃNKBARA HA VERI- KONSEKVENSER VID LÃGE T 100KM FRÅN STORSTADSCENTRUM variation width for maximum accident consequences with the site 100 km from city centre Obs! Bakgrundsbilden avser dödsfall, beräkningsfallen för maximalkonsekvenserna ger även lindrigare skador. Note: background histogram indicates only deaths, the consequence calculations include also less severe effects

SOU 1974: 56 Kärnkraftverkens miljöpåverkan 193

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of events with consequence in given interva/

10 000- OBS! skalor logaritmiska 1 o00_|uu|unul

100-4

10-

1_

0.01 -

7/7

0.001-

1001.1-

1011-

11.1- 7777 0.1u- ////

cs; 77/71

00W zzcá/

E / /x/;q

000m- å

52/

08 lEEl I

I 0 1 10 100 1000 10000 100000 Konsekvens,antal fall per händelse consequence, no Bakgrundsdiagrammets innebörd framgår av fig 6:1 1 of cases per event legend of background histogram, of fig 6:11

V dödsfall, deaths strålsjuka, radiation syndrome

O

D tidig sköldkörtelstörnlng, early thyroid disturbance O abortindikation, abort/on indicated

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:Vlll parameter combination according to tab/e 6: VIII

Figur 6. 13 VARIA TIONQOMRÅDE FÖR M4X7MALT TÄNKBARA HA VERI- KONSEKVENSER VID LA GET 40 KM FRÅN STORSTADSCENTR UM variation width for maximum accident consequences with the site 40 km from city centre Obs! Bakgrundsbilder: avser dödsfall, beräkningsfallen för maximalkonsekvenserna ger även lindrigare skador Note: background histogram indicates only deaths, the consequence calculations include also less severe effects

194 Tekniska redogörelser

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of events with consequence in given interva/

10000 f

1 000 ammmm OBS! logaritmiska skalor

100 -

10-

o.o1-e2r-----_____

°r°°=e .nu « 100:: , -

10a 051071 [7 //r

m_ 7,7 /

i

755g/

0.1”m o V E]

0.001 u - ©9<%Z®®@

_ V?? 99e m La ›

1 10 100 1000 10000 100000 konsekvens, antal

fall per händelse

Bakgru ndsdiagrammets innebörd framgår av fig 6:1 1 âüzâzálzâeáêü,

legend of background histogram, ef fig 6:71 V dödsfall, deaths strålsjuka, radiation syndrome tidig sköldkörtelstörning, early thyroid disturbance E] O abortindlkation, abortian indicated

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:Vlll _ parameter combination according to table 6: VI/l

Figur 6: 14 VARIA TIONSOMRÃDE FÖR MAXIMALT TÄNKBARA HA VERI- KONSEKVENSER VID LÃGET 20 KM FRÅN STORSTADSCENTR UM variation width for maximum accident consequences with the site 20 km from city centre Obs! Bakgrundsbilden avser dödsfall, beräkningsfallen för maximalkonsekvensema ger även lindrigare skador. Note: background histogram indicatcs only deaths, the consequence calculations include also less severe effects

SOU 1974: 56 Kärnkraftverkens miljöpåverkan 195

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of even ts with consequence in given interva/

10000-

1000 _IIIIIIOIIIIII OBS! logaritmiska skalor 100*

10-

1 “ Iunuuun

0.1 _ -un--

0-01d/

_____ Z

0-0017//6///0 nn-n-|------nnu-

I_|§II ----- 100/J*

1014-

me 7777 0.1/x- //// ED Ö /7/7/72 9-0111* zz4á/

/ /x//iq /

“ägg MD 51 00mm

;§22

W s I

1) I E

1 10 100 1000 10000 100000 Konsekvens,antal fall per händelse _ _ u _ consequence, no Bakgrundsduagra mmets lnnebord framgår av fng 6:11 of cases pe, event legend of background histogram, cf fig 6:71

V dödsfall, death: strålsjuka, radiation syndrome E] tidig sköldkörtelstörning, early thyroia disturbance

O abortindikation, abort/on indicated

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:V|II parameter combination according to table 6: V//I

Figur 6:15 VARIATIONSOMRÅDE FÖR MAXIAMLT TÄNKBARA HA VERI- KONSEKVENSER VID LÃGET 5 KM FRÅN STORSTADSCENTR UM variation width for maximum accident consequences with the site 5 km from city centre Obs! Bakgrundsbilden avser dödsfall, beräkningsfallen för maximalkonsekvenserna ger även lindrigare skador. Note: background histogram indicates only deaths, the consequence calculations include also less severe effects

196 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of events with consequence in given in terva/

10 000 - 1 _nnnnuuu Iogaritmiska skalor

100 -

10 -

1 -unuunll

0.1 - Z _ICII /_ 001 - __I_Z XIII_ 0.001 -._._. --u-u n_ u_ I I _ _I_ G _

10a « - // w - 7777 0.1p // / //

á i / x 77/71

O-Olll zzcá/

Zl /x/Vj:

// ////, 0.001/J - JÃÅ ©

“P . 4

1 10 100 1000 10 000 100 000 Konsekvens, antal fall per händelse consequence, no Bakgru ndsdiagrammets innebörd framgår av fig 6:1 1 ;of casesper event legend of background histogram, cf fig 6:1 I Avstånd till stadscentrum distance site city centre O 5km D 20 40

O

W100

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:VIII parameter combination according to table 6: VIII

Figur 6: 16 VARIA TIONSOMRÅDET FÖR MAXIMALT ANTAL DÖDSFALL VID DE OLIKA LÃGESALTERNA TI VEN variation width for maximum number of deaths at different site distances from city centre

SOU 1974: 56 Kärnkrafrverkens miljöpåverkan

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of events with consequence in given interva/

10 000 - OBS! logaritmiska skalor 1 000 _ulnuuuu

100”

10.-

0.1 CZK.: 0.01 -

* 0.001

100p-

100-

nu \J \\I 0.1]J

|\\\\\l |\\\\\\4

7/77/ N 0.011.1- \\\ / 7\|\\\\ / .,/ O

_Jxggå

- Egêm

0.001/J K |\\ A

XY o l©

I 1

1 10 100 1000 10000100 000 Konsekvens, antal

fall per händelse consequence, no Bakgrundsdiagrammets innebörd framgår av fig 6 :11 of cases per event legend of background histogram, cf fig 6:1 7 Avstånd till stadscentrum distance site ci ry centre O 5 km

D 20 40

W100

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:V||I parameter combination according to table 6:V/ /I

Figur 6: I 7 VARI/_jl TIONSOMRÅDE FÖR IVIAXIAML T ANTAL STRÅLSJUKA VID DE OLIKA LAGESALTERNA TIVEN variation width for maximum number of cases of acute radiation syndrome at different site distances from city centre. Obs/ Bakgrundsbilden avser enbart dödsfall. Note: background histogram indicates only death risks

198 Tekniska redogörelser

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of events with consequence in given interva/

10 000 -

1000 _"""" OBS! Iogaritmisk skala

100«

10-

11-

0.01 J77 _____

/4

_l-u

100g- //7 á/x;

/ /, m” ”Vi V / l m_ / V/

7/4/

o.1u- /Ã

00m- g 707

v

000m- ©® Em g i /

i _ . . a 1 10 100 1000 10000 100000 Konsekvenaantal fall per händelse consequence, no Bakgrundsdiagrammets innebörd framgår av fig 6:11 of Casesper event legend of background histogram, cf fig 6:1 1 Avstånd till stadscentrum distance site city centre O 5km n D 20 40 n

O

n

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:VHI parameter combination according to table 6: VIII

Figur 6: 18 VARIA TIONSOMRÅDE FÖR MAXIMALT ANTAL FALL MED TIDI G STÖRNING A V SK ÖLDK ÖR TELF UNK TIONEN VID DE OLIKA LÃGES- ALTERNA TI VEN variation width for maximum number of cases with early disturbance of thyroid function at different site distances from city centre. Obs! Bakgrundsbilden avser enbart dödsfall Note: background histogram indicates only death risks

miljöpåverkan 199 Kärnkrafrverkens

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of events with consequence in given inrerva/

10 000-

_IIIIIIIIIIIII 1 OBS! Iogaritmisk skala 100 -

10 -

1 “ IIIIIIIIIIIII

0.1 Ii › /

7---nn

0.01* i ,, ,r , . _uu-- °.O01,/,,/ .a/ __._I __----- - x /ø /ø 1000

10:4-

/i///t

/ r) m- ,Q ›/ 0.1/J 1 m ® 0.010- .g @ .ll S ® J 000V! §@ 0

. 4

1 10 100 1000 10000 100000 Konsekvens,antal fall per händelse _ _ g consequence, no Bakgrundsdnagrammets mnebord framgår av fig 6:11 ofcases pe, event legend of background histogram, cf fig 6:11 Avstånd till stadscentrum distance site city centre O 5km

G 20::

O

W100

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:Vl1T parameter combination according to table 6: VI I/

6: 19 VARIA TIONSOMRÅDE FÖR MAXIMALT ANTAL FALL A V Figur ABOR TINDIKA TION VID DE OLIKA LÃGESALTERNA TI VEN width for maximum number of cases where abortion is indicated at variation different site distances from city centre Obs! Bakgrundsbilder: avser enbart dödsfall Note: background histogram indicates only death risks

200 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

b j Utsläpp! jodandel Med här antagen reaktoreffekt blir konsekvensbilderna, både med avseende på sköldkörteldoser och helkroppsdoser, starkt beroende av antagen utsläppt jodandel i intervallet 1-30 % av härdinnehållet. Vid höjdutsläppet minskar antalet fall ofta till en hundradel eller ännu mindre då utsläppt jodandel minskar från 30 till 3 %. Framförallt vid konsekvenspercentilen 1,5 kan det lägre jodutsläppet då sägas ge mycket begränsade maximalkonsekvenser för samtliga studerade lägen.

c j Aggregats torlek Alla konsekvenser har beräknats utgående från en reaktorstorlek på l 700 MWt, motsvarande 580 MWe i kondensdrift. Reaktorstorlekar upp till ca 1 300 MWe har diskuterats för kondensverk. Antas denna effektökning ske utan att påverka frigörelsemekanismerna för fissionsprodukterna vid ett haveri, ökar aktivitetsutsläppen proportionellt mot effekten. En fördubbling av utsläppt mängd ädelgaser och framför allt jod kan enligt ovan inte utan vidare anses ointressant. j I Speciellt beaktande kan detta kräva om riskbilden från ett glesbygdsförlagt stort kondensverk skall användas som referensfall vid utvärdering av närlägen för måttligt stora kämkraftvärmeverk. Om ett beräkningsfall ger en viss dos och en därav orsakad hälsoeffekt ut till 10 km för den mindre reaktorstorleken, kan samma effekt uppstå ut till ca 20 km för samma beräkningsfall och samma sannolikhet men utgående från dubbla effekten och därmed dubbla utsläppsmängden.

d j Aggregatantal Antalet aggregat som förläggs till en och samma plats påverkar inte omgivningskonsekvensernas storlek utanför kraftverksområdet vid ett visst haveri. Inom området kan däremot allvarliga skador på ett aggregat få till följd att driften i ett eller flera närliggande aggregat tillfälligt måste inskränkas eller upphöra. Detta kan sammanhänga med nätstörningar eller spridning av radioaktivt material vid olyckan. Vidare kan det antal personer som på ett eller annat sätt berörs av olyckan inom omrâdet vara större ju fler aggregat som finns på platsen. Det bör observeras att dessa synpunkter gäller oberoende av om ett kärnkraftverk är närförlagt eller ej. Aggregatantalet påverkar däremot sannolikheten för att en viss konsekvens skall uppstå i omgivningen. Ökningen har av utredningen bedömts vara ungefär proportionell mot antalet aggregat. Den är dock beroende av haveriförloppets art och det är möjligt att ange såväl positiva som negativa effekter av att ha flera aggregat förlagda till samma plats. Eftersom sannolikheten för en viss konsekvens i omgivningen antagits öka med aggregatantalet kan detta ha betydelse för den totala riskbilden i en given storstad. Det blir framför allt vid jämförelse av maximalkonsekvenser mellan gleslägen och närlägen inte enbart av intresse att jämföra

Kämkraftverkens miljöpåverkan 201

enstaka aggregat i de olika lägena. Den del av riskspektrum för en storstad som avser mycket stora konsekvenser kan bestå dels av överlagrade bidrag från något tiotal aggregat inom 100 - l50 km avstånd, dels av ett bidrag från det närförlagda aggregat vars lokalisering övervägs. För att avgöra om detta senare verk förändrar sannolikheten för en viss maximal konsekvens, verkar det då - om material skall utredningens utnyttjas riktigast att ställa närlägets LS-konsekvenspercentil mot fjärrlägets 0,1 5-percentil. Gäller det däremot jämförelser av totala haveririsker inom alla konsekvensintervall för alternativa förläggningar, skall självklart en sådan jämförelse ske på lika sannolikhetsnivåer.

e) Skyddszonens storlek Utredningen har i sina beräkningsfall antagit att ingen uppehåller sig inom skyddszonen vid 5 och 20 km-lägena. Skyddszonens radie har förutsatts vara 0,5 km vid 5 km-läget och 2 km vid 20 km-läget. För 40 och 100 km-lägena har ingen befolkning antagits finnas närmare än på 5 km avstånd. Slutsatser rörande skyddszonens betydelse under mer normala befolkningsförhållanden vid 40 och 100 km-lägena torde kunna dras ur resultaten av beräkningarna för 20 km-läget. För 5 km-läget skulle en ökning av skyddszonen från 0,5 till 2 km betyda att i stort sett samtliga dödsfall försvann ur den maximala konsekvensbilden. Övriga skadekategorier påverkas dock föga. Tänkbara bebyggelserestriktioner för detta läge ut till ytterligare några km är likaledes av mindre intresse ur maximalkonsekvenssynpunkt. För 20, 40 och 100 km-lägena betyder rimliga ändringar i skyddszonens radie föga för antalet fall inom respektive skadekategorier. Minskning av radien skulle i extrema situationer öka antalet dödsfall vid 20 km-läget endast med ett fåtal, beroende på den låga folktätheten. Fall av strålsjuka skulle inte minska med mer än 30-40 % ens om radien utsträcktes till 5 km, vilket verkar praktiskt orimligt. Än mindre kan antalet fall av tidig sköldkörtelstörning eller abortindikation i de maximala konsekvensbilderna påverkas genom ökning av skyddszonens radie. Skyddszonens betydelse även för mindre omfattande haverier diskuteras vidare iavsnitt 6.6.

Diskussion av haverikonsekvensernas sannolikheter Konsekvensbilderna i figurerna 6: 12-6: 19 har baserats på en total sannolikhet på omkring l per en miljon reaktorår för haverier ledande till stora utsläpp av radioaktivitet. Tidigare i detta avsnitt (tabell 6: VII) har brott på stora rör i primärsystemet - primärhändelsen till ett konstruki moderna lättvattenreaktorer - en tionsstyrande haveriförlopp givits sannolikhet av en per 10 000 år och reaktor, vilket innebär att man kan förvänta 100 sådana rörbrott per miljon reaktorår. Sådana konstruktionsstyrande haverier är anläggningarna förutsedda att klara utan att

202 Tekniska redogörelser

utsläppen ger nâgra akuta skador i omgivningen. Sannolikheten för hälsoeffekter i det lägsta konsekvensintervallet, l till 10 skadefall per olyckstillfälle, måste då vara lägre än det angivna värdet 100 per miljon reaktorår. Svårare konsekvenser än detta skulle därmed kunna uppkomma endast vid haveriförlopp med ännu lägre sannolikhet och förutsätter dessutom spridningsförhållanden som är så ogynnsamma att deras sannolikhet är högst l på 10. Sålunda kan sannolikheten för haverikonsekvenser med storleken l-lO skadefall uppskattas till l per miljon år och reaktor. Anläggningsägarna har ett starkt ekonomiskt incitament att hålla i anläggningen i drift för produktion. Även lindriga haverier stör driften och i den mån lindriga haverier utgör steg i mer komplexa haveriförlopp blir åtgärder som anläggningsägarna vidtar till fromma för driftsäkerheten också till fördel för anläggningens säkerhet mot större haverier. Utred ningen har bedömt detta vara ett viktigt samband även om det ej gäller för alla haverityper. En bedömning av dagens läge inom kärnkrafttekniken pekar således mot att sannolikheten för omgivningskonsekvenser med akuta hälsoeffekter i den lägsta klassen ligger väl under det referenssamband som utredningen använt. De gjorda teoretiska analyserna av haverikonsekvenser som skulle kunna leda till att en stor del av bränslets aktivitet frigöres från reaktorn och därefter också sprides till omgivningen ger till resultat att sannolikheten för en sådan händelse är mindre än l per miljon reaktorår. Det framgår vidare att de konsekvenser en sådan händelse skulle ge upphov till är starkt beroende av de meteorologiska förhållandena vid tillfället. Det är endast vid sällsynta, ogynnsamma spridningssituationer som ett stort antal människor i så fall skulle kunna råka ut för akuta skador. Oberoende av den gynnsamma effekt som mera sannolika väderleksförhållanden har, är ett haveri där reaktorns samtliga skyddsbarriärer satts ur spel en utomordentligt allvarlig händelse. Den angivna sannolikheten som är mindre än l per miljon reaktorår är synnerligen låg. För att illustrera innebörden av denna låga sannolikhet kan vi föreställa oss att vi konstant har 1 000 reaktorer i världen. Vi skulle då inte förvänta oss ett enda sådant haveri under en period på 1000 år. Med vanligt språkbruk torde detta böra tolkas så att händelsen är praktiskt omöjlig. Ett sådant resultat gör det angeläget att noga skärskåda vilka osäkerhetet och eventuella systematiska fel som kan ligga i beräkningen. En generell invändning mot teoretiska analyser av haveriförlopp är att det är omöjligt att förutse den mångfald av störningar och oväntade händelser som kan inträffa i verkligheten. När det gäller de mest allvarliga haveriema är det emellertid endast ett fåtal händelsekedjor som är avgörande och stor omsorg har ägnats att identifiera och behandla dessa. Ny kunskap och kommande praktiska erfarenheter kan självfallet medföra vissa ändringar i beräknade sannolikheter och konsekvenser. När det gäller mera fundamentala kunskaper, om den nukleära processen, material etc., är knappast väsentliga nyheter att förvänta. Industriell kärnkraft har varit föregången av ett intensivt grundforsk-

Kärnkrafrverkens miljöpåverkan 203

ningsarbete, och de nyheter som framkommit under det senaste g decenniet ter sig marginella ur det aktuella perspektivet. ä Kommande tekniskt-industriella erfarenheter av driftstörningar, provning etc. kan emellertid tänkas föra in ny och förändrad information i bilden. De hittillsvarande samlade internationella drifterfarenheterna är begränsade i förhållande till utbyggnadsprogrammet, men en energisk insats görs för att pâ bästa sätt utnyttja dessa erfarenheter. Den begränsade samlade erfarenheten blir trots allt ett viktigt argument för försiktighet vid bedömning av haverisannolikheter. Möjligheten av vissa typer av sabotage mot kärnkraftanläggningar måste särskilt beaktas eftersom man inte alltid kan garantera att då ha det oberoende mellan olika säkerhetssystem som är en viktig förutsättning i det konstruktiva skyddet mot olyckor. Det allvarligaste antagandet är en sabotör som föresatt sig att åstadkomma ett haveri, vars verkningar inte kan hållas under kontroll, genom att systematiskt sätta vitala säkerhetssystem ur funktion. För detta fordras att sabotören har noggrann kännedom om anläggningen, kan fritt röra sig på platsen och har tid på sig att planera och genomföra sabotaget. Förutsättningarna härför är otvivelaktigt osannolika och man kan genom tekniska och andra åtgärder ytterligare minska sannolikheten för ett sådant sabotage. Det är självfallet inte möjligt att uttrycka dessa bedömningar i en kvantitativ form för att korrigera den framräknade sannolikhetssiffran. Detta betyder emellertid inte att denna förlorat sin betydelse. Den är en följd av och återspeglar den långt drivna säkerhetsteknik med ”försvar på djupet som genomförts för kärnkraftanläggningar och de ovan presenterade reservationerna ger ej skäl att ifrågasätta effektiviteten härav. Det finns beträffande bedömda sannolikheter för allvarliga fel en ur säkerhetssynvinkel starkt positiv faktor, nämligen den kontinuerliga uppföljningen av erfarenhetsdata från flertalet kämkraftreaktorer i världen. Information från denna verksamhet som bedrivs under mycket öppna former gör det möjligt att kräva och genomföra förbättringar på sådana punkter där negativa egenskaper eventuellt ger sig till känna. Utredningen bedömer under hänsynstagande till samtliga dessa synpunkter, att det finns skäl för att vid jämförelser med det presenterade referenssambandet och med andra risktyper, beskriva sannolikheten för de allvarligaste haverityperna med ett värde på l å 10 per miljon reaktorår. visasi figurerna 6: 12-6: 19. Fallet med 1 per miljon reaktorår Slutligen bör här understrykas att mindre allvarliga haverier än de som huvudsakligen diskuterats inte saknar betydelse. Erfarenheterna från kärnkraftområdet kommer här snabbare att ge underlag för säkra bedömningar. Även om sådana haverier inte ger några akuta skadefall i omgivningen kan de medföra besvärliga konsekvenser i form av aktivitetsbeläggning på mark och byggnader och otillåtna aktivitetshalter i födoämnen.

204 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Riskjämförelser

Enligt vad som tidigare anförts bedöms kämkraftverkens haveririsker ligga lägre än vad som motsvarar de givna referenssambanden. I det följande diskuteras emellertid individrisker och risker för samhället i sin helhet utgående från referenssambandets risknivåer. Härvid framhålles än en gång att detta samband leder till att sena statistiska effekter såsom leukemi, sköldkörtelcancer och övriga cancerformer samt genetiska skador på sikt blir högst en tiondel av de tillâtliga normaldriftskonsekvenserna vilka i sin tur avses få bidra med högst någon promille till de normala, totala frekvenserna av dessa effekter. I fortsättningen berörs därför endast de akuta effekterna. Med kärnkraftverk av studerad typ och storlek samt med spridningsförhållanden av så ogynnsam art som kunnat beläggas under observationer av över 24 000 enskilda timmar har utredningen icke funnit att någon risk för dödlig exponering från ett haveri föreligger på större avstånd än 2 â 3 km från verket. Sannolikheten för att överhuvudtaget råka ut för akuta skador försvinner under samma förutsättningar utanför avstånd omkring l00 km. Den värst utsatte individens risk kommer att domineras av sannolikheten för att ingåi konsekvensbilden för ett haveri i det lägsta konsekvensintervallet, dvs. med 1-10 skadefall. Referenssambandet anger för det studerade verket inom detta intervall - i genomsnitt tre skadefall - 5 haverier reaktorâr. Tas per haveri högt per 10000 hänsyn till vindriktning och spridningsförhållanden bär ingen enstaka individ större risk än ca en miljondel per år att råka ut för någon akutskada på grund av haveri. Risken för dödsfall av samma orsak synes vid jämförelse med fördelningarna i utredningens beråkningsfall ligga minst 100 gånger lägre, dvs. ca en hundramiljondel per år. Som framgår av figur 6: 20 ligger dessa risknivåer långt under andra dödsrisker. En jämförelse med figur 6: 8 visar att även den beräknade övre gränsen för normaldriftens sena effekter för mest exponerad grupp ligger avsevärt över risken för mest utsatt individ att dö av akuta skador vid ett reaktorhaveri. Bedömning av olika risker i samhället sker utan stöd av några generella riktlinjer. Risker med stora konsekvenser och låg sannolikhet är överhuvudtaget ej beaktade på ett kvantitativt sätt. Detta gör det svårt för utredningen att definiera en övre gräns för tolerabel olyckskonsekvens oberoende av sannolikheten. De referenssamband som använts förutsätter att samhället accepterar en viss statistisk risknivå som är oberoende av den enstaka konsekvensens storlek. Endast produkten av sannolikhet och konsekvens betraktas således som intressant inom de gränser som har studerats. Detta ställningstagande kan naturligtvis ifrågasättas, men den information som finns tillgänglig och till viss del illustreras i figur 6: l l tyder i varje fall inte på motsatsen. Tvärtom skönjes för många olyckstyper en tendens till

att den totala risken för dödsfall domineras av ett fåtal olyckor med stora

konsekvenser. Exempel på detta är utveckligen inom trafikflyget och risker från dammras.

Kärnkraftverkens miljöpåverkan 205

OBS! Iogaritmisk skala

Sannolikhet per år prababi/ity per year

g g H

1-* n

i Ãlla orsaker, Sverige Sweden OJ _H ________”_g› gl

alllcauses,

mörsjukdornar

(enl ICRP) l 0.01 ,. all cancer types (ICRP) J

r_._. Vägtrafnkolyckor, Sverige 1970

Jr / road traffic, Sweden 1970

0,001 7/

LW* 112355 _ _ __ :Leukemi (enl ICRP) 100” _ /eukemia (ICRP) l

V W Medelvärde yrkesolycksfall, Sverige

10 ___N F average, occupational, Sweden

-w 1/.1

-r rm 0.1l.l l Övre gräns för dödsrisk på grund av reaktorhaveri 0 01” upper limit death risk from reactor accidents

l I | I I I I I I 0 20 40 60 80 100 år year Levnadsålder age

FÖR EN DÖ __I SVERIGEA V

Figur 6: 20 SANNOLIKHETEN 1NDIVID__ATT

OLIKA ORSAKER JÄMFÖRDA MED BERÃKNAD OVRE FOR DODS-

GR4NS

RISK PÅ GR UND A VREAKTORHA VERI I EN 580 MWe ANLAGGNING

upper limit for individual death risk from accidents in one 580 MWe nuclear plant compared with death risks from other causes Ju = 1 milliondel = 1 millionth = 0.000 0001

Källor: ICRP pubL no. 14; Statistisk årsbok, Stockholm 1972, 1973

6.6 Skyddsåtgärder i omgivningen

Enligt lagen om skyddsåtgärder vid olyckor i atomanläggningar m. m*

åligger det länstyrelsen i län där ett kärnkraftverk är beläget att upprätta

en beredskapsplan. Länstyrelsen har också det omedelbara ansvaret för

de åtgärder som måste vidtas efter det att en olycka har inträffat. De

befogenheter länsstyrelserna har i ett sådant fall är mycket vidsträckta.

Såväl erforderliga personella som materiella insatser kan rekvireras för

mötande av olyckans verkningar. Beredskapsplaner har gjorts uppi alla

av län med atomanläggningar. Planerna bygger i huvudsak på utnyttjande existerande - etc. - och har organisationer civilförsvar, polis, brandkår närmaste ut till koncentrerats på insatser i anläggningarnas omgivning,

någon mils avstånd. I avsnitt 6.5 har olika haverikonsekvenser redovisats. Samtliga dessa är

beräknade under förutsättning att inga motåtgärder sätts in i omgivning-

en. Sådana åtgärder blir aktuella vid varje reaktorhaveri som leder till så l stora aktivitetsutsläpp att akuta hälsoeffekter utanför verksområdet kan SFS 1960: 331

206 Tekniska redogörelser

befaras. Val av åtgärder beror bland annat pâ de förberedelser som redan vidtagits och på det totala antalet personer som berörs av åtgärderna men också av den aktuella meteorologiska situationen och kunskapsläget beträffande haveriets förlopp. Bristen på tidig information om haveriets tekniska förlopp medger i initialskedet troligen endast grova prognoser om de varseltider som kan tänkas stå till förfogande innan exponeringen börjar, dess intensitet och tidsförlopp. Vid studier av maximala kraftreaktorhaverier har huvudvikten lagts vid utsläppstider av storleksordningen en timme. Det förefaller tämligen sannolikt att i de fall höga doser kan bli aktuella i omgivningen, största delen av dessa kommer att förorsakas av den radioaktivitet som slipper ut under början av haveriförloppet. Motåtgärder av olika slag blir av skäl som redovisas nedan främst aktuella för personer som bor inom de närmaste 5-10 kilometrarna. Transporttiden för aktiviteten från anläggningen till dess exponeringen är ett faktum blir därvid med normala vindhastigheter av storleken 1/2 å l timme. Det är således i allmänhet relativt korta tider som står till förfogande för att sätta in skyddsåtgärderna. Vid externbestrålning från ett passerande moln kan doserna begränsas främst genom skärmning av tunga byggnadsmaterial o. dyl, lnandningsdoser kan begränsas genom utnyttjande av personliga skyddsmasker eller kollektiva filter i skyddsrum. Mot sköldkörteldoser kan tabletter med vanlig (stabil) jod sättas in, vilka, om de tas före eller i direkt anslutning till exponeringen, förhindrar eller begränsar sköldkörtelns möjligheter att ta upp den radioaktiva joden. Evakuering kan vara ett medel för att minska doserna vid såväl intern som extern exponering. Exponering genom förtäring av radioaktiva födoämnen eller radioaktivt dricksvatten kan begränsas på många sätt, och tiderna man har till sitt förfogande är därvid betydligt längre än för de tidigare nämnda exponeringsvägarna. I många fall räcker det med en fördröjning mellan produktionen och utnyttjande av födoämnen så att radioaktiviteten hinner klinga av. Detta kan ske exempelvis genom lagring i form av konserv eller djupfryst produkt. För mjölk kan samma effekt nås genom att den används för framställning av torrmjölk eller ost som sedan lagras. När det gäller dricksvattentäkter kan såväl ersättning med vatten från annat håll som rening av en nedsmutsad dricksvattentäkt komma i fråga. l samråd med civilförsvarsmyndigheterna har utredningen låtit utföra en del studier av de tider som kan erfordras för alarmering och evakuering samt för distribution av jodtabletter i en storstadsbebyggelse. Om man utnyttjar redan existerande resurser på bästa sätt har det därvid bedömts att det torde ta mellan l och 2 timmar från det att ett haveri inträffar och till dess länsstyrelsen har fattat beslut om larmning och eventuella åtgärder. 75 % av befolkningen kan tänkas ha nåtts av larmbesked inom 2 å 2 l/2 timme. De sista 25 procenten av befolkningen är däremot mycket svåra att nå, och det torde ha gått flera timmar, innan larmningen är någorlunda fullständig. Dessa tider liksom de som anföres beträffande evakuering och jodtablettutdelning avser åtgärdens insättande inom en enstaka 60°-sektor och ut till 5 km avstånd från verket. Innan jodtabletter kan ha delats ut till 75 % av befolkningen inom samma

Kdrnkraftverkens miljöpåverkan 207

område dröjer det minst ca 4 timmar efter haveriets inträffande, även om man förutsätter införande av speciella distributionssystem. Innan en lika stor andel av befolkningen kunnat evakueras tar det minst 5 ä 6 timmar. Problemen med att nå gamla och sjuka - speciellt nattetid - samt med att ordna evakueringsresurser för dessa kategorier och andra som ej kan klara sin transport själva är speciellt stora. En fullständig evakuering - av även gamla och sjuka - måste man räkna med tar storleksordningen en vecka. I förutsättningarna för dessa uppgifter ingår antagandet att ca 75 % av befolkningen kan ordna sin uttransport ur zonen med egna fordon, när de nåtts av larm. Skulle åtgärderna utsträckas ännu längre bort än 5 km från kraftstationen ökar svårigheten mycket snabbt. För att ge bästa effekt bör jodtabletter tas så tidigt som möjligt. Tas de senare än 3 timmar efter inandningsexponeringen blir sköldkörteldoserna som bäst ca en fjärdedel av doserna utan tablettintag. Om extern bestrålning inte kan undgås genom evakuering kan dosen minskas genom att man tar skydd innanför skärmande material med tillräcklig tjocklek. Vanlig betong med en tjocklek på ca 30 cm reducerar dosen till l/l0 av den utanför skyddet. 1/2 -1 m betong, jord- eller bergtäckning år därför i de flesta fall tillräcklig för att eliminera alla risker från extern betrålning i samband med tänkbara reaktorhaverier. Skärmningsproblemet i samband med luftburen aktivitet där strålningen kommer från ett moln med stor utbredning är ett helt annat än det som man mest diskuterat i samband med kärnvapenkrig där strålningen kommer från aktivitetsbeläggning på marken. I fallet med det strålande molnet blir minskningen i effektiv skärmning på grund av o. dyl. i vanliga bostadshus av stor betydelse. Även om fönsteröppningar och väggar där ofta kan ha avsevärda tjocklekar så torde det bjälklag sällan finnas platser annat än i fönsterlösa källare där doserna reduceras mer än ned till en tredjedel. En god skärmning nås därför endast i sådana källare, i skyddsrum, bergrum e. dyl. Inandningsdosen kan reduceras med hjälp av skyddsmasker med filter som tar bort jod ur andningsluften. Det är mycket viktigt med personlig inprovning, övning i användandet av masken samt fortlöpande tester av all materiel. Om inte dessa insatser sköts på ett riktigt sätt år troligen förmåga att reducera dosen sämre än ned till l/l0. Väl skyddsmaskens skötta skyddsmaskfilter liksom kollektiva filter till skyddsrum kan reducera från jod ned till l/l0 eller kanske l/lOO. Viss inandningsdosen tveksamhet råder dock här eftersom i vissa fall de jodföreningar det är fråga om redan har passerat filter i kraftverket före utsläppet och kan vara av speciellt svåravskild art (metyljodid t. ex.). För lägen där befolkningen inom det närmaste 10-talet km är relativt är effektiva motåtgärder tänkbara och kan sannolikt insättas begränsad till kostnad. Framförallt gäller detta haverier med utsläpp som rimlig under en längre tid. Varje sådan beredskap förutsätter dock pågår omfattande förberedelser och informationsarbete. Även under sådana förhållanden måste dessutom speciella reservationer göras för kortvariga snabba utsläpp. Tiden mellan haveriets inträffande och fram till dess att

208 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

huvuddelen av doserna redan erhållits kan därvid vara så kort som ett par timmar. För snabba stora utsläpp överhuvudtaget liksom för haveriutsläpp i utpräglade närlägen vid större städer måste säkerheten, enligt utredningens bedömning, huvudsakligen bygga på en tillräckligt låg sannolikhet för stora utsläpp i stället för på en beredskap till insats av skyddsåtgärder i omgivningen.

SOU 1974: 56 209

7 Jämförelse mellan olika

fjärrvärme-

alternativ

l utredningens uppdrag ingår att i ekonomiskt och miljömässigt avseende jämföra kärnkraftverk med andra lösningar för en större tätorts värmeförsörjning. Generella sådana jämförelser måste tas med viss reservation, eftersom speciellt de ekonomiska faktorerna är mycket starkt beroende av lokala förutsättningar. Bland sådana lokala förutsättningar kan nämnas topografi, mark- och bebyggelseförhållanden samt i vilken omfattning fjärrvärmesystemet redan byggts ut liksom takten för fortsatt utbyggnad. ›Tr0ts denna reservation torde en diskussion av tekniska, ekonomiska och miljömässiga karaktäristika för några alternativa lösningar av fjärrvärmeförsörjningen för en schematiserad miljonstad ändå ha sitt värde. Den belyser hur vissa betydelsefulla faktorer påverkar totalbilden ekonomiskt och hur miljöverkningarna i stort varierar mellan alternativen. Använda värden på kapitalkostnader och bränslepriser avsåg att täcka ett intervall som då beräkningsunderlaget fastställdes 1971 bedömdes vara relevant för den närmaste tidens utveckling. Anläggningskostnaderna har dock stigit mycket snabbt så att kostnadsnivån redan 1972 var 30% högre än använda basvärden. Oljepriset har ökat markant. Det framtagna materialet medger emellertid att bedömningen av de inbördes relationerna mellan olika alternativ för fjärrvärmeförsörjning även kan göras för andra kostnadsbilder. Vid beräkningarna för modellstaden har den av kraftvärmeverken producerade elkraften värderats efter ersättningskraft från ett optimalt svenskt kraftsystem. Med användning av denna värdering har en schematisk ekonomisk optimering skett av de olika fjärrvärmealternativen. En särskild diskussion förs om alternativens miljömässiga konsekvenser. För sina bedömningar av dessa frågor har utredningen även haft tillgång till studier av liknande slag gjorda för Stockholms-, Malmö/Lundoch Göteborgsområdena.

7.1 Alternativ till kämkraftvärmesystemet

Allmänt

För att göra det möjligt att utnyttja tillgängligt underlag har befolkningsbilden som använts vid jämförelserna mellan olika fjärrvärmealternativ

210 Tekniska redogörelser

Tusentals invånare pr km 1 thousands of /nhab. per km vl 120*

10° _ nattbefolkning night population

l l arbetstillfällen l 20 e I working population l l 0 l T l l T 5 10 15 20 25 km avstånd från centrum distance from centre Figur 7. 1 FÖRDELNING AV NATTBEFOLKNING OCH ARBETSTILLFÃLLEN I M0- DELLSTADEN population distributions in 1.7 million inhabitants model city Den totala befolkningen inom radien 25 km är 1. 7 miljoner. Exemplet i figuren visar att inom det ringformade området mellan 4.5 och 5.5 km från modellstadens centrum uppgår nattbefolkningen till ca 90 000 och antalet arbetstillfällen till ca 50 000

valts något annorlunda än vad som i avsnitt 5.2 beskrivits för studiet av säkerhetsförhâllandena vid kärnkraftvärmeverk. Befolkningsbilden har valts för att passa till ett fjärrvärmesystem med ett kärnkraftvärmeverk av - motsvarande 580 MWe. referensstorleken Figur 7: 1 visar fördelningen av nattbefolkningen och arbetstillfällenas belägenhet i en schematiserad stad] där totala antalet invånare är l 700 000 inom 25 km radie. Inom 6 km radie från stadens centrum finns 400000 boende och lika många arbetstillfällen. Detta område antages försörjt av ett värmenät med 2 400 MW värmeeffektz bestående av fyra lika stora delnät. Anslutningen till fjärrvärmesystemet har antagits vara 80%. I ytteromrâdena beräknas

värmelasten per enhet markyta vara mindre än 20 MW/kmz, varför

fjärrvärme där ej antagits vara motiverad. Värmeförsörjningen i ytteromrâdena .antages i stället ske med lokal oljeeldning och elvärme. Figur 7:2 visar hur värmelasten i fjärrvärmesystemet antagits variera under året. Utgående härifrån har sedan olika försörjningsalternativ skisserats och analyserats beträffande sina ekonomiska och miljömässiga egenskaper. De jämförda alternativen är:

1 I Enbart oljeeldade hetvattencentraler Expertmpport NÄR_ 185: l, En modell för den ll Oljeeldade kraftvärmeverk och hetvattencentraler III Kärnkraftvärmeverk och oljeeldade hetvattencentraler

ålâüsiäåånbieáçâgiscgâfsir e a

Andra tänkbara alternativ för värmeförsörjningen är kol- eller gaselda-

åtiâiåá reducerad värme

och kraftvärmeverk. Dessa alternativ har

effektåd

dirnensioneran_ de hetvattencentraler ej medde yttertemperatur. tagits i jämförelsen men vissa allmänna synpunkter på dem ges i slutet av detta avsnitt.

SOU 1974: 56 Jämförelse mellan olika fiärrvärmealtemativ 211

Värmelast (månadsmedelvärde) heat load MW 1 500-

1000-«

500- ›l i i 4

Jul Dec Jan JU

Figur VARIATION A V VÃRMELASTEN (MÄNADSMEDEL VÃRDEN) I 7: FJÄRR VÄRMESYSTEME T I MODELLSTADENS INNEROMRÅDE UNDER ÅRET Heat load (monthly averages) in the model city district heating system Den maximala dimensionerande effekten vid -20°C yttertemperatur är 2 400 MW

kan ett storstadsområde av den här studerade också I princip typen tänkas bli försörjt med elvärme. Detta alternativ har dock icke studerats* närmare eftersom de ekonomiska fördelarna vid fjärrvärmeförsörjning med hetvatten normalt överväger vid värmebehov och befolkningstätheter av den här studerade storleken. Kraftvärmeverkens maximalkapacitet och utnyttjningstider för produktion av värme och elkraft har baserats på ekonomiska optimeringsberäkningar.

Oljeeldade hetvattencentraler (Alt. I) Alternativet med enbart oljeeldade hetvattencentraler används som referensfall förjämförelserna. Delnäten antages utformade som separata system, vart och ett försörjt från en central med 5 hetvattenpannor - har antagits (varav en i reserv) â l50 MW figur 7: 3. Skorstenshöjden vara 100 m.

Oljeeldade kraftvärmeverk och hetvattencentraler (Alt. ll) i systemet blir det ekonomiskt motiverat att Med oljekraftvärmeverk sammankoppla delnäten två och två, med ett kraftvärmeverk för varje - 7:4. Kraftvärmeverken har placerats 6 km från delnätpar figur centrum och fjärrvärmen matas från dessa in i varje delnätspar via en 2,5 km lång ledning.

212 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

6 km radie från stadscentrum

wet Figur 7. 3

UPP VÄRMNINGSAL TERNA TI V I MED OLJEELDADE HE TVA TTENCENTRA- LER (HVC). I detta alternativ körs de fyra delnäten som separata system vardera försörjda från en central med 5 hervattenpannor å 150 M W. Fjärrvärmesystemet antas försörja stadens centrala delar inom an radie av 6 km. district heating alternative I (Alt. I) with four oil ñred hot water centrals (HVC) each with five units of 150 MW heat. District heating systems serves central parts of model city within a radius of6 km.

Vardera kraftvärmeverket består av två renodlade mottrycksaggregat med kapaciteten 360 MWv och 230 MWe per aggregat. De hetvattencentraler i delnäten, som skall täcka belastningstoppar och utgöra reserv för kraftvärmeaggregaten, har var och en tre 140 MW pannor, varigenom full reserveffekt för ett kraftvärmeaggregat erhålles inom varje delnätspar.

6 km radie

HVC

5km

OKV

Figur 7: 4 UPP VÄRMNINGSAL TERNA TI V I! MED EN K OMBINA TION A V OLJEELDADE KRAFTVÄRME VERK (OK V) OCH HE TVA TTENCENTRALER (HVC). K raftvärmeverken har förlagts ca 6 km från centrum och består vardera av två renodlade mottrycksaggregat med kapaciteten 360 M Wv och 230 MWe per aggregat. Varje hetvattencentral har tre hetvattenpannor å 140 M W. district heating alternative II (Alt. II) with oilñred back pressure plants (OKV) and hot water centrals (HVC). Two stations each with two back pressure units of 360 MW heat and 230 MW electric power located at 6 km from centre. Each HVC has three units of 140 MW heat

SOU 1974: 56 Jämförelse mellan olika fiärrvärmealternariv 213

6 km radie

10 km

KKV Figur 7: 5 UPP VÄRMNINGSALTERNA TI V Ill MED EN KOMBINA TI ON A V ETT KRAF TVÅRME VERK (KK V) OCH OLJEELDADE HETVA TTENCENTRALER (H VC). Kärnkraftvärmeverket har effekterna 1200 MWv och 390 M We i mottrycksdrift och 550 MWe i kondensdrift. Varje hetvattencentral har fyra 150 MW-pannor för topplast- och reservändamäl. district heating alternative lll (Alt. lll) with a nuclear heat and power station (KKV) and four oil fired hot water centrals (HVC). Nuclear unit 1200 MW heat and 390 MW electric power in back pressure operation, 550 MW electric in condensing operation. Each HVC has four units of 150 MW heat.

Skorstenshöjderna antas vara 150 m vid kraftvärmeverken och som tidigare 100 m vid hetvattencentralerna.

Kärnkraftvärmeverk och olieeldade hetvattencentraler (Alt. III)

Ett kärnkraftvärmeverk måste av ekonomiska skäl byggas med så stor aggregateffekt, att en sammankoppling av alla fyra delnäten krävs - figur 7: 5. Varje delsystem har en hetvattencentral med fyra 150 MW-pannor för topplast och reservändamål. Delnäten är parvis sammankopplade och paren i sin tur sammanbundna med en 5 km lång ledning. Kärnkraftvärmeverket, som kan producera l 200 MWv och 390 MWe i mottrycksdrift (550 MWe i kondensdrift), antages placerat 12,5 km från centrum. Verket anslutes till sammanbindningsledningen mellan delnätsparen med en 10 km lång huvudledning. De sexton hetvattenpannorna ger full reserv för kraftvärmeverkets värmeeffekt. För den grundläggande kostnadsjämförelsen antas verket i det antagna läget ej behöva fördyras av extra säkerhetsanordningar jämfört med ett glesbygdsförlagt verk.

214 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Aktivitetsutsläppen antas ske på 100-150 m höjd och även i detta alternativ antas hetvattencentralernas rökgasutsläpp ske via 100 m höga skorstenar.

Gaseldade och koleldade hetvattencentraler och kraftvärmeverk

Naturgas och kol kan bli aktuella som bränslen för hetvattenpannor och

kraftvärmeverk i svenska fjärrvärmesystem. Befintliga oljeeldade anläggningar kan relativt enkelt omändras för eldning med naturgas eller högvärdig kolgas. Ändring till koleldning kräver större ingrepp och medför ofta att den uttagbara effekten reduceras. Miljömässigt är naturgas bl. a. på grund av lägre svavelhalt överlägsen olja som bränsle. Moderna koleldade verk är i allmänhet försedda med stoftavskiljare och deras miljöpåverkan härrör huvudsakligen liksom vid oljeeldning från utsläpp av det i bränslet bundna svavlet. Koleldade anläggningar kan komma att aktualiseras främst på grund av oljebrist och kraftigt stigande oljepriser. Utredningen har ej analyserat de ekonomiska och miljömässiga konsekvenserna av eldning med naturgas eller kol. Konkret underlag beträffande förutsättningarna för import och distribution av naturgas saknas ännu.

7.2 Luftföroreningsförhållanden

i en storstad beror olika faktorer - Luftföroreningsbilden på många källornas styrka och fördelning, spridningsförhållanden, fysikaliska och kemiska reaktioner i atmosfären m. m. - vars inbördes betydelse varierar från fall till fall. Beskrivningen av en sådan bild försvåras speciellt av att vissa föroreningar kan övergå till från hälsosynpunkt farligare former efter en tids vistelsei atmosfären eller bli farligare i samverkan med andra ämnen. Såsom framhållits i avsnitt 5.2 skapar storstaden delvis sitt eget spridningsklimat vilket inte i detalj kunnat beaktas i de beräkningar som ligger till grund för utredningens bedömningar. l dagens storstad bidrar fordonstrafik och bostadsuppvärmning viktsmässigt med de största föroreningsutsläppen. Punktkällor såsom kraftverk och industrier av olika slag kan dock ge betydelsefulla bidrag till

föroreningsbilden. Tabell 7:1 ger nâgra siffror på utsläppta mängder för

Sverige som helhet. Som framgår av tabellen utgörs de stora kvantiteterna föroreningar av främst koloxid, kväveoxider, svaveloxider och olika slags stoft inklusive sot. Utsläppta mängder kan vid en given bränsleförbrukning, påverkas genom behandling av bränsle och rökgaser eller av förbrännings-

styrning

förhâllandena. Detta gäller såväl de totala utsläppen, som exempelvis de inbördes mängdförhâllandena mellan olika oxider av samma ämne. Andra ämnen som ingår i immissionsbilden och också kan förekomma är diverse tunga metaller och i avgaser från kraft- och värmeanläggningar 1 kolväten. Det är att dessa ämnen kan spela en sou 1972: 25 Natur- mycket möjligt gas i Sverige betydelsefull roll ur omgivningshygienisk synvinkel. På grund av bristan-

SOU 1974: 56 Jämförelse mellan olika fiärrvännealternativ 215

Tabell 7: l Totala emissioner från svenska källor (i 1 000tals ton, resp. viktprocent) Total emissions from Swedish sources (thousands of tons and weight percents,

respectively)

Trafik Industri Lokal- Kraft- Avfall- Summa uppv. prod. forbr. Trans- Heating Power Waste Total Industry produc- incineport tion ration

Kolmonoxid Carbon rmnoxide 850 50 30 12 11 953 42 %

Svaveldioxid 6 430 320 55 0,8 812 Sulfur dioxide 36 %

Kolväten 30 - - 2,2 172 Hydrocarbons 140 8 %

Kväveoxider oxides 40 50 70 20 0,8 180 Nitrogen 8 %

Stof t Dust 20 80a 8 1 2,5 l l 2 5 %

Övrigt 10 - - 1,8 14 Miscellaneous 2 1 %

Summa Total 1058 650 428 88 . 19 2 243 47 29 19 4 1 100 %

3 exklusive diffus damning

excL diffuse dust emission

Natur och Kultur, Stockholm 1972 Källa: Praktisk Miljökunskap, Luftmiljön, Source

de information om förekomst och egenskaper vad beträffar sådana

har emellertid den fortsatta redogörelsen måst koncentreras till ämnen, i de lokala halterna av svaveldioxid samt i någon mån förändringarna kvävedioxid och stoft.

Utsläppsmängder vid de jäm förda alternativen

av de studerade föroreningarna för Tabell 7: II ger beräknade årsutsläpp

de tre studerade fjärrvärmealternativen. Figur 7: 6 illustrerar säsongvaria-

tionen för av svaveldioxid över ett normalår för de olika utsläpp alternativen. Svavelhalten i oljan har antagits vara l %. För kväveoxiderna

och inbördes relationer som är representativa för har förutsatts mängder Stoft- och sotemissionerna har även de dagens förbränningsteknik. från existerande teknik beträffande förbränning och beräknats utgående i välskötta Det är således möjligt att alla dessa rening anläggningar.

utsläppsvärden kan ändras genom ny teknik.

216 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Tabell 7: ll Utsläpp till omgivningen, ton/år, för de tre alternativa fjärrvärmesystemen Emissions, tons per year, from the three alternative district heating systems

Alt. l Alt.I1 Alt. lll

Svaveldioxid, SO, 13 000 18 000 3 000 Sulfur dioxide Kväveoxid, NO 2 600 6 000 600 Nitrogen monoxide Kvävedioxid, NO, 130 660 30 Nitrogen dioxide Sot 260 350 60 Soot

Källa: Närförläggningsutredningen Source

Spridningsberâkningar

Halterna av de olika föroreningarna i marknivå inom modellstaden har beräknats med hjälp av ett datorprogram som SMHI använder för

beräkning av svaveldioxidhalter från skorstensutslâppz. Av figur 7:7

framgår att huvuddelen av de 37 beräkningspunkterna ligger inom 10 km från centrum. Beräkningarna har endast i undantagsfall och i huvudsak kvalitativt beaktat effekterna av kemisk omvandling i atmosfären mellan utsläpp och immisssion. Detsamma gäller fysikalisk adsorption på partiklar, medan deposition - torrt utfall, uttvättning med regn eller snö - helt försummats. För medelsituationen torde avvikelser från den teoretiskt ideala spridningen orsakade av dessa fenomen kunna försummas utan alltför l Sveriges Meteorolo- stora fel. Jämförelse- mellan uppmätta och beräknade svaveldioxidhalter giska och Hydrolo- innerstad på en plats i Stockholms visar således god överensstämmelse vid Institut_

giska av en beräkningsmodell liknande den utredningen använts

HOGSTROM, U. A tillämpning statistical approach of the air pollution problem of chimney emission. Atmospheric Environment 2, Svaveldioxidhalter (1968) 251 fl 3 BRINGFELT, B, Svaveldioxidhalterna i den antagna storstaden har beräknats med WIKSTRÖM, 0: S02halter i Stockholms utnyttjande av meteorologiska observationer vid Ågesta kraftvärmeverk innerstad, Stockholms söder om Stockholm samt från Bromma flygplats. En jämförelse som elverk rapport 1972- 05- 24 skall avse hela året blir svâröverskâdlig eftersom förhållandena varierar 4 starkt under Riktlinjer för emis- eldningssäsongen. Här har valts att i huvudsak låta sionsbegränsade åtgär- förhållandena under januari illustrera immissionsfördelningarna. der vid luftförorenande Naturvårdsverkets riktlinjer för svaveldioxidhalt i utomhusluft“ inneanläggningar. Statens naturvårdsverk. 1970: 2 bär att halten mätt som medelvärde över 1 månad inte bör överstiga 5

SOU 1974: 56 Jämförelse mellan olika fiärrvärmeal ternati v 2 l 7

ton SO2/månad tons of S0 2 per mon th

3000-j

Alt ll (OKV + HVC)

Alt II (OKV + HVC)

2000-« _

Alt l (HVC)

1000-«

Alt III (KKV + HVC) q Alt III (KKV + HVC)

O I I I I I I I l I l I Jan Jun Jul Dec

DE OLIKA Figgr 7: UTSLÄPPSMÄNGDER A V SVA VELDIOX_I_D FRÅN FJARR VARMEALTERNA T1 VEN (MÅNADSMEDEL VARDEN, SVA VELHALT 1 70) monthly S02 releases for the different district heating alternatives (1 % sulfur in oil)

illustrerar med månadsmedelvärden variationen i S02utsIäpp över ett Figuren normalär de olika Här har att svavel

för fänvärmealternaliven för-utsatts .allt

lämnar skorstenen i form av svaveldioxid (S0 2). I verkligheten utgores mindre delar av svaveltrioxid (S0 3) eller svavelsyra (H 2804)

H VC = hetvattencentraler OK V = oljeeldat kraftvärmeverk KK V = kämkraftvärmeverk

218 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

o 100 m HVC skorsten 700m HVC stack I 150 m OKV skorsten 0 5 10 km 150m OKVstack . J_L_j 4 immissionspunkt /mmission point

Figur 7. 7 PUNKTER FÖR VILKA HALTEN SVA VELDIOXID BERÄKNATS geographical points where S02 concentration have been calculated Halten av svaveldioxid i marknivå inom modellstaden har beräknats för 37 punkter med ett längsta avstånd av 20 km från centrum

pphml, medelhalten över 1 dygn inte bör överstiga lO pphm mer än

1 1 pphm S02 = 1 v0- högst l gång per månad och att medelhalten över ett 30-minutersintervall inte bör överstiga 25 pphm mer än högst 15 gånger (l % av tiden) per

åárüiâiglázâgggxfásm_ månad.

delar luft eller i viktsmått ca 26 yg/m3 De beräkningar som gjorts har begränsats till studium av förhållanden

SOU 1974; 56 Jämförelse mellan olika fiärrvärmealternativ 219

i pphmSOZ

i

6 =

___R.+_L__,

SNV ?riktvärde för månad :

5-___._.4__._..___m°_rL/i22_______

I l l I 4 ! I I I I 3 w* I I I I 2 i I .uu-nun -___

.R . 7

1 R+L __m___n--_____u_ _ _ R

0 0 10 20 km avstånd från centrum distance fram centre

Figur 7. 8 MÅNADSHALTER BERÃKNADE PÅ JAN UARIDA TA _ contributions to monthly S02 concentration based on January data for dispersion and emissions R + L visar totalsituationen utan fån-värme; R anger bidraget från källor som ej berörs av ñärrvärmeinförandet R + L = situation without district heating; R = contribution from sources not influenced by the introduction of district heating in the central parts of the city

vid ett fåtal representativa vintermånader. Resultaten har sedan använts såväl för bedömningar av långtidsmedelvärden som korttidsvariationer i svaveldioxidhalterna. för de aktuella månaderna har Spridningsdata därvid kombinerats med relevanta värmelaster på de studerade produk-

tionsenheterna. På basis av observationer av föroreningshalter i Stockholm har utredningen först definierat de föroreningsbidrag, som ej beror av valt eller motsvarande lokala värmekällor i innerstaden. fjärrvärmealternativ Ur samma material kan även erhållas en uppfattning om hur totalsituationen skulle vara utan fjärrvärme iinnerstaden. En schematiserad bild av svaveldioxidhaltens variation med avståndet från centrum visas i figur 7: 8 med månadsmedelvärden för en januarimânad för Stockholm

220 Tekniska redogörelser

pphm S02

R I bidrag från övriga källor i. contribution from other sources I. “ i I. i

- i

å 1.0

i

0.5 . .. 1 i bidrag från fyarrvarmealternativ cantributions from district heating alternatives “ HVC max o›v + HVC max _

enat_ -OKV + HVC med ä_=[ % KKV + HVC med .i __ . _._

_L__._,__Å_ia_e-++..4-+.a

._Q_._._.._

0 0 10 :o km

avstånd från centrum distance from centre Figur 7: 9 MÅNADSHALTER S0 2 BERÃKNADE PÅ DA TA FÖR JANUARI monthly S02 concentration contributions for January Max avser maximal effekt från värmekällorna med avser medeleffekt Halterna har vid beräkningarna antagits vara konstanta inom ringformade områden kring centrum Max = maximum, med = average power from heating system concentrations averaged over annular areas around centre

omkring 1970. I samma figur har lagts in en kurva (R), som avser bidraget till halterna i modellstaden från källor som ej berörs av fjärrvärmealternativen. Figur 7:9 (annan skala!) visar de bidrag till mânadsmedelvärdena som olika fjärrvärmealternativ för innerstaden skulle ge under samma januarimånad. Kurvan (R) är gemensam för båda figurerna. Månadsmedelvärdet med fjärrvärme blir således summan av värdet enligt (R) och någon av de kurvor som avser fjärrvärmealternati-

SOU 1974: 56 mellan olika fiärrvärmealternativ 221 Jämförelse

vens bidrag. Av figurerna framgår den stora förbättring som införandet av fjärrvärme ger i innerstadens luftföroreningssituation. Vidare syns att källorna i fjärrvärmesystemet bidrar med mellan 5 och 20 % av de totala halterna sedan fjärrvärme införts. Av naturliga skäl ger alternativet med kärnkraftvärme de minsta bidragen, medan de andra alternativen skiljer sig obetydligt från varandra. Figur 7: 10 illustrerar för Stockholms del den radikala förbättring av situationen som införande av fjärrvärme skulle ge. Övre kartan visar situationen 1970 med låg fjärrvärmeanslutning, nedre kartan beräknade svaveldioxidhalter med hög fjärrvärmeanslutning i norra innerstaden. Som en illustration till hur korttidsvärdena varierar har utredningen låtit beräkna enpercentilvärdena för vissa timhalter vid olika källkombinationer. Figur 7: ll visar på samma sätt som figurerna 7: 8 och 7: 9 enpercentilvärdena för de olika källkombinationerna. Enpercentilvärdena kan inte adderas utan vidare på samma sätt som månadsmedelvärdena. Genom att bakgrundshalterna inte varierar lika starkt som bidragen från fjärrvärmeenheterna blir dock felet av en sådan summation inte alltför stort. Obeaktat detta visar figuren att alternativ ll med oljeeldat kraftvärmeverk ger en klar förbättring vad det gäller korttidsvärden i innerstaden. Däremot blir det i detta avseende en lika klar försämring för stora områden utanför centrum, framför allt zonen 6-13 km från centrum, men även längre ut. Alternativ l med enbart hetvattencentral ger samma klara förbättring i innerstadens situation och en svag men

tydlig försämring i ytteromrâdenl. Klart förmånligast även i detta

avseende är alternativ III med kärnkraftvärmeverk. Såväl månads- som korttidsmedelvärden ligger efter införande av fjärrvärme väl under naturvårdsverkets riktvärden. Maximala värden på enpercentiler för timhalter kan dock komma att ligga på ca 30 % av riktvärdet för stora områden vid alternativ II med oljekraftvärmeverk.

K väveoxider

Vid förbränning bildas kväveoxider, främst kväveoxid och kvävedioxid. Kvävedioxiden är farligast ur miljösynpunkt, kväveoxid som i regel bildas i större mängd oxideras i atmosfären mer eller mindre snabbt till dioxid. Några svenska normer för tillåtna halter i utomhusluft av kväveoxider finns ännu ej. 1 Värden för zonen 13- Situationen i större omfattning införts kan illustreras av innan fjärrvärme 25 km måste tas med

bilavgasgruppens mätningar i centrala Stockholm där man observerat viss reservation då beräk-

av kvävedioxid - vilka varit i stort sett ningarna för dessa ommedelhalter på 4 6 pphm, råden gjorts mycket konstanta över *hela året. Enpercentilvärdena för halvtimme har, för olika förenklade speciellt vad varierat mellan 8 och 15 pphm. En bedömning har tillskrivit beträffar kurvorna mätställen, värmekällor hälften var av dessa bakgrunds- (R+ L) och (R) i trafik och lokala ungefär figurerna halter. har utgått från att oljekraft- under-

De överslag som gjorts inom utredningen lBilavgasgruppens

sökningar av gatuluft. värmeverk släpper ut. 8 kg kväveoxid och 1,0 kg kvävedioxid per ton AB Atomenergi 1970. bränsle, medan motsvarande siffror för hetvattencentraler har antagits TPM-BlL-ÖO-l, TPMvara 4 resp. 0,2 kg. De extremfall i fråga om krävedioxidhalter som kan BlL-60-ll.

222 Tekniska redogörelser

1 EÖROR§NINGSBILDEN FQRÄNDRING (soz-HAL TER 1 PPHM) VID IN- A V FIARR VARME INNERSTAD (ö VRE FIGU-

FORA1Y_DE r_ STOCKHOLMS

REN FORE, UNDRE EFTER INFORANDET) changes in S02 concentrations due to introduction of district heating. Upper diagram actual values in Stockholm city before, lower calculated values after introduction Källa: Bringfelt, B, Wikström, 0. S0 ?halter i Stockholms innerstad, Stockholms elverk rapport 1972- 05-24

SOU 1974: 56 Jämförelse mellan olika fjärrvärmealternativ 223

SNV riktvärde för halvtimme (1%l ppm S02 30 minute level to be exceded not more than 1% of the time any month

10- »um z_

+ HVC max

ç-?joKV

I I

v -v- v v v °"-°"-'°"--* KKV+HVCmed -l--l-c--AR.R+L

0 10 20 km avstånd från centrum distance from centre

Figur 7:11 ENPERCENTILER FÖR TIMHALTER AV S02 BERÃKNADE PÅ JANUARIDA TA l-percentiles for hourly S02 concentxations (January) (ef. fig. 7: 8, 7: 9) R+L avser läget före fjärrvärmeintroduktion lg enpercentilvärden enbart från källor som ei berörs av fiärrvärmealzemativet Ovriga kurvor enpercentilvärden beräknade på enbart jiänvärmekällornas utsläpp 1 övrigt se figur 7. 8, 7. 9

är att antingen all eller ingen kväveoxid omvandlas till uppkomma kvävedioxid. Bidragen till kväveoxidimmissionerna från de olika fjärrvärmealternativen är försumbara vad det gäller lângtidsmedelvärdena på grund av andra källors dominans. Endast under de ogynnsammaste förutsättningarna beträffande omvandling från kväveoxid till kvävedioxid kan enpercentilvärdena för halvtimme av kvävedioxid öka med storleken tiotal procent. Det gäller i så fall främst alternativ II med något oljekraftvärmeverk.

224 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

Sot och annat stoft

Avgaserna från oljekraftverk och hetvattencentraler får enligt gällande riktlinjer ej innehålla mer stoft än l kg/ton bränsle. I moderna, väl skötta anläggningar kan man hålla sig under detta riktvärde utan speciella åtgärder t. ex. i form av stoftavskiljare. Tillgripes stoftavskiljning bör man i medeltal kunna räkna med högst 0,4 kg stoft/ton bränsle inklusive sotningsperioder. Om för enkelhetens skull spridningen av stoft antages ske på samma sätt som för S02 kan immissionsbidragen från de olika fjärrvärmealternativen enkelt beräknas

ur motsvarande bidrag ifråga om svaveldioxid. Stofthaltsbidragen i ug/m3

luft blir då hälften av de pphm-värden för svaveldioxid som angivits tidigare. Totala stofthalterna i storstadsluft kan uppgå till mellan 100 och 500

lig/ma. Utredningen har bedömt att lokala värmekällor, som kan ersättas med fjärrvärme, bidrar med 10 á 20 lig/ma. Fjärrvärmeverkens bidrag skulle uppgå till 0,2 pg/m3 som medeltal för mest belastad dag, således

mindre än 0,2 % av den normala stofthalten i storstäder. Hälsoeffekterna och andra verkningar av stoftimmissionema är starkt beroende av stoftets sammansättning. För närvarande räknar man med att ungefär hälften av stoftet i storstadsluft utgörs av sot.

U tvecklingsmöjligheter Den här beskrivna föroreningsbilden utgår från nuvarande teknik, såväl vad det gäller fjärrvärmeverken som andra källor till de diskuterade föroreningstypema. Detta är i linje med behandlingen av kärnkraftreaktorerna, där endast i industriell skala etablerad teknik lagts till grund för bedömningarna. l framtiden torde det bli möjligt att i kommersiell skala starkt reducera utsläppen av såväl svavel som kväveoxider från oljeeldade anläggningar. För svavelutsläppen kan detta uppnås genom rökgasrening eller avsvavling av oljan. För kväveoxidema kan man bl. a. reducera utsläppen genom att modifiera förbränningsprocessen. En reduktion av svavelutsläppen fördyrar givetvis anläggningarna och deras drift samt skapar i vissa fall nya miljöproblem. Kostnaden för rökgasavsvavling brukar ofta anges i en ekvivalent merkostnad för oljan, uttryckt i kr/ton eller kr/Gcal. Ekonomiskt hänsynstagande till eventuellt krav på rökgasrening kan därför enkelt göras genom en uppräkning av oljepriserna i motsvarande grad, se vidare avsnitt 7.5. Det kan nämnas att kostnaden för rökgasavsvavling i kommersiell skala f. n. uppskattas till lägst 30 â 60 kr/ton olja Underlag saknas för en säker bedömning av kostnaden för reducering Flue gas desulfurization av kväveoxidutsläppen. Åtgärder i form av tangentiell större förbränning, Bechtel Power Corp. eldstad och rökgasâterföring, torde öka priset för en kraftverkspanna Naturvårdsverkets publ. 1974: 9 E. med minst 20 %.

SOU 1974: 56 Jämförelse mellan olika fiärrvärmealternativ 225

7.3 Miljöverkningar av rökgasutsläpp vid oljeeldning

Beståndsdelama i rökgasutsläppen från oljeeldade anläggningar kan inverka på människors hälsa, på djurliv och vegetation och de kan ge materiella skador. Ut till några 10-tal km avstånd kan det vara möjligt att identifiera verkningarna från varje enskild källa. På större avstånd är det betydligt svårare och ibland omöjligt att fördela observerade effekter på ursprungliga emittenter. Man måste räkna med att effekterna av olika samtidigt uppträdande luftföroreningar inte enbart adderas utan att i vissa fall även en inbördes förstärkning s. k. synergism uppkommer. Det är därför inte helt säkert att sänkta svaveldioxidhalter alltid ger proportionellt minskade miljöeffekter, om inte andra luftföroreningar reduceras samtidigt. Förutom vid svavelföreningar, kväveoxider och stoft måste man räkna med att sådana synergistiska effekter kan förekomma vid ett flertal tungmetaller och kolväten. Environmental Protection Agency i Förenta Staterna presenterade 1973 en beräkning av skadeeffektema från olika luftföroreningar. Tabell 7: III har hämtats ur denna sammanställning. Närförläggningsutredningen har ej haft underlag för en motsvarande detaljerad uppskattning för modellstaden. För uppskattningen av miljöeffekter, vållade av rökgasutsläpp från de olika alternativen för bostadsuppvärmning, har i

Tabell 7: lll Skador av luftföroreningar i Förenta staterna, 1968 (miljarder dollar) National costs of pollution damage, by pollutants, 1968 ($ billion)

Skadekategorier Part. Oxidant NOX Total SOX Effects (loss category) 2.808 2.392 - - 5.200 Byggnader Residential property Material 2.202 0.691 1.127 0.732 4.752 Materials Hälsoeffekter 3.272 2.788 - - 6.060 Health Vegetation 0.013 0.007 0.060 0.040 0.120 Vegetation Summa 8.295 5.878 1.187 0.722 16.132 Total

SOX = svaveloxider (SO, , S03) Part. = stoft Oxidant = oxiderande ämnen såsom ozon NOX = kväveoxider (NO, N02)

Källa: Barrett, L. B., Waddcll, T. E.: Cost of air pollution damage US Environmental Protection Agency (EPA Febr. 1973)

...Mu

226 Tekniska redogörelser

---dum

_._. stället valts att använda svaveldioxid som en indexsubstans för den totala luftföroreningssituationen. Kväveoxider och stoft behandlas endast kvalitativt, och deras verkningar förutsätts vara inräknade i de miljöeffekter som framtagits utgående från svaveldioxidimmissionen.

Hälsoeffekter Svaveldioxid som ensam luftförorening ger en del friska människor vissa inom en timme vid halter - 500 l andningsbesvär på 100 pphm. praktiken förekommer svaveldioxiden ofta bunden till partiklar eller droppar, varvid den lätt oxideras till svaveltrioxid, som i sin tur tar upp fuktighet ur luften och bildar svavelsyra. Svavelsyra som luftförorening ger samma typ av andningsbesvär som svaveldioxiden redan vid tiondelen så höga halter. Eftersom svavelsyraandelen i svaveloxidemissioner kan ligga mellan 2 och 10 %, så kan immissionema ur risksynpunkt domineras av svavelsyran. Detta speglas av de gränsvärden som tillämpas inom industrihygienen. För svaveldioxid gäller där 500 pphm eller 13 000

ug/m3 under en åtta-timmars arbetsdag, medan värdet för svavelsyra är l 000 tig/ma. Förutom att sot och annat stoft underlättar oxidationen av

svaveldioxiden, kan stoftpartiklar också genom att adsorbera gas- eller vätskeformiga ämnen på sin yta bidra till att dessa transporteras djupt ned och deponeras i lungorna i större utsträckning än annars. Utöver problemet med samverkan mellan olika luftföroreningar måste man beakta att data för enstaka ämnens verkan på friska individer inte kan läggas till grund för förutsägelser om de hälsoeffekter som kan uppkomma i en storstadsbefolkning. l en sådan befolkning finns barn och åldringar samt sjuka människor med allmänt nedsatt motståndskraft. Tillståndet hos personer med t.ex. kronisk bronkit eller astma kan förvärras vid sådana försämringar i luftföroreningsläget som lämnar de flesta andra oberörda. Det är därför, liksom vid strålningsexponering, svårt att ange den koncentration under vilken inga hälsoeffekter erhålls. Till skillnad från de radiologiska normerna för befolkningsdoser utgår naturvårdsverkets riktvärden (se föregående avsnitt) - liksom motsvarande utländska normer - för svaveldioxid utomhus inte från någon hypotes om sena verkningar av låga doser och en till hypotesen kopplad bedömning av tillåtliga hälsoeffekter. I stället har man utgått från vetexempelvis till det dubbla av riktvärdet för skapen om att överskridanden dygn kan ge ökad dödlighet hos en känslig befolkningsgrupp, samt att det redan vid lägre halter uppträder försåmringar i tillståndet hos vissa patienter på sjukhus. Kunskapen om vilka andra föroreningar som har samverkat med svaveldioxiden vid de observationer, huvudsakligen engelska och amerikanska, som lagts till grund för riktvärdena, är dessutom ofullständig. Figur 7: 12 återger i kvalitativ form vid vilka svaveldioxidhalter som olika typer av effekter kan väntas uppträda i en större befolkningsgmpp. Vid fastläggandet av normer för strålningsexponering används stora säkerhetsmarginaler och pessimistiska antaganden beträffande sambanden

SOU 1974: 56 Jämförelse mellan olika fjárrvärmealternativ 227

exponeringstid exposure time OBS! logaritmiska skalor 10år

1 år “

1 mån - \ _ klara hälsoeffekter _ signifmant health effects

överdödlighet rapporterad 1 1 dag excess morrality

_misstänkta hälsoeffekter suspected health effects 1 h

\ 1 min

1 10 100 1 000 SO2-koncentration (pphm)

Figur 7. 12 HÃLSOEFFEK TER VID OLIKA FÖRORENINGSNIVÅER health effects from air pollution Källa: Hausknecht, D.F., Approximate mortality risk from SO, and particulates UCLA ENG 7242 Appendix Vl (maj 1972)

mellan stråldoser och, framförallt, sena hälsoeffekter. När miljöverkningar av alternativ till kärnkraften skall diskuteras borde därför även för dessa tillämpas samma försiktiga principer. Kunskapen om sena effekter av luftföroreningar är emellertid ännu sämre än kunskaperna rörande mer eller mindre akuta verkningar. Det är dock icke uteslutet att exempelvis ökas av föroreningar från rökgasutsläpp; bland lungcancerfrekvensen annat ingår en del cancerframkallande kolväten i sådana utsläpp. Det är också känt att vissa emitterade ämnen, ensamma eller i samverkan med andra, kan ge upphov till genetiska skador. För närvarande kan man således endast konstatera att storstädernas med stor sannolikhet orsakar en viss överdödlighet och luftföroreningar översjuklighet. Möjligheterna att formulera enkla och samtidigt korrekta 1 samband mellan föroreningsbild och hälsoeffekter tycks vara små. Många Swedens case study for the United Nations conförsök till överslagsberäkningar har dock gjorts. Ett exempel på sådana ference on the human enförsök återfinnes bland annat i Sveriges specialstudie till FN: s miljövårdsvironment. Air pollution konferensi Stockholm 19721 . Där används svaveldioxidhalten som index across national boundaav ries. The impact onthe på luftföroreningsgraden medan andra studier utgått från produkten environment of sulfur in svaveldio xid- och stofthalt. air and precipitation. UD, Ett försök till kvantitativ bör med hänsyn till dagens JD Stockholm 1971. uppskattning

228 Tekniska redogörelser

Överdödlighet excess death:

ll i

% - jv :

“ i

i

i i k n, w z$ k

I? It 0 1 å I r l I v I | | | 2 0 50 100 pphm so;

Å London dagsmedelvärden / daily mean values O New York 30 min medelvärden / 30 min mean values C New York dagsmedelvärden / dai/y mean values I!? Oslo veckomedelvärden / MIeek/y mean values [j England långtidsmedelvärden / long time exposure Figur 7: 13 UPPSKA TTAD ÖVERDÖDLIGHET I % I LONDON, NEW YORK OCH OSLO SOM FUNKTION A V LUFTENS HALT A V SVA VELDIOXID (S02) estimated excess mortality, in % of normal rate, for London, New York and Oslo, as a function of atmospheric S02 concentration Källa: Swedens case study for the United Nations conference on the human environment. The impact on the environment of sulfur in air and precipitation. UD, JD. Stockholm, 1971.

kunskapsläge ej baseras på specifika, detaljerade överläggningar utan i stället, med starka reservationer beträffande uppgifternas osäkerhet, utgå från enkla okomplicerade antaganden. Figur 7: 13 grundar sig på en sammanställning i nyssnämnda FN-studie. Den kan tolkas så - med en hypotes om linjärt samband mellan dos och effekt - att antalet akuta dödsfall som orsakas av luftföroreningar sannolikt är av storleksordningen 1 % av normalfrekvensen, per pphm svaveldioxid uttryckt som årsmedelvärde. Detta gäller mer eller mindre akuta verkningar. För dessa överväganden kan således, på grund av bristande information, sena hälsoeffekter och genetiska verkningar ej alls beaktas. Det är dock inte möjligt att uttala sig om huruvida vid ett visst långtidsmedelvärde immissionsbilder med höga relativt kortvariga lokala koncentrationer från hälsosynpunkt är att föredra framför både geografiskt och i tiden mer likformiga koncentrationsfördelningar. Det kan mycket väl vara så att den ena fördelningen är att föredra med hänsyn till en del effekter, men är sämre med hänsyn till andra.

SOU 1974: 56 Jämförelse mellan olika fjänvärmealternativ 229

Effekter pa djur- och växtliv

Kunskaperna om de diskuterade luftföroreningamas verkningar på djuroch växtliv är även de bristfälliga. Man vet att vissa örter och träd, framförallt barrträd, är känsliga för kväve- och svaveloxider. Klara effekter kan således ses vid immissionsvärden mellan 10 och 100 pphm svaveldioxid. Ökad lövfällning hos träd har observerats vid så låga doser som 3 pphm. I vissa sammanhang har dock svaveldioxiden i låga halter betydelse såsom växtnäringsämne. Mycket av den grundläggande informationen om hälsoeffektema härstammar från djurförsök. Amerikanska observationer har visat ökad sjuklighet och dödlighet hos många djurarter under smogsituationer. En indirekt verkan skulle också kunna erhållas genom den försurning av nederbörden, som svavel- och kväveoxidutsläpp ger. Sedan början av 1970-talet pågår en intensiv debatt i denna fråga. Sannolikt pågår en ökning av nederbördens surhet, i varje fall i Västsverige, även om denna ökning inte går så snabbt som man först befarade. Oenighet råder om svaveloxidernas inverkan på skogsproduktionen. Med all säkerhet är alla ekologiska verkningar starkt beroende av markbeskaffenhet samt vilka växt- och djurarter det är fråga om. En del sjöar är mycket känsliga för ytterligare försurning som leder till begränsningar i livsbetingelserna för både fisk och andra organismer. Sådana negativa effekter har observerats exempelvis i Bohuslän.

Materialskador Såväl stoft som de sura oxiderna kan orsaka materialskador på bl. a. byggnader och fordon. Skadorna är delvis av en materialförstörande art korrosion, färgförstöring etc. - dels av sådan art att de kräver ökade insatser för rengöring eller resulterar i förfulning. Målning fungerar ofta som skydd mot angrepp av luftföroreningar och man räknar med att stadsatmosfär kräver tjockare färgskikt. Tjärhaltigt sot kan ge kvarstående missfärgningar av målade ytor. Läder och textilier av många slag förstörs av svaveloxider och sot. l vissa fall finns beträffande materialskadoma bättre underlag än för verkan pâ människors hälsa. Det är således klart att svaveloxider i luft ökar korrosionen på stål, speciellt vid hög luftfuktighet. De flesta typer av stoft i luften ökar denna effekt. För oskyddat stål har man funnit att korrosionen sker fyra gånger snabbarei Stockholm än på landsbygden några mil utanför staden. Förhållandenai Stockholm är till och med ogynnsammare än på västkusten, vars klimat anses vara mycket korrosivt. Kalciumkarbonat i form av marmor och kalksten eller i sandsten löses upp av surt regnvatten eller av annan sur fuktighet t. ex. i fuktabsorberande beläggningar. 1 2 3 vilka Ur olika utredningar kan hämtas uppgifter enligt 1 Natur & Bergsman, E B, Liljevall, L M m. fl., Praktisk miljökunskap: Luftmiljön. Kultur, Stockholm, 1972. 2 Swedens case study for the United Nations conference on the human environment. Air pollution across national boundaries. The impact on the. environment of sulfur in air and precipitation. UD, JD, Stockholm, 1971. 3 Barrett, LB, Waddell, T E: Cost of air pollution damage. US Environmental Protection Agency (Febr. 1973)..

230 Tekniska redogörelser

luftföroreningarna i tätorter nu ger kostnader för korrosion och andra materialskador, målning, rengöring och tvätt på sammanlagt 1000 â 3 000 Mkr/åri Sverige. Vilken andel därav som bör tillskrivas immissionsbidrag från oljeeldade hetvattencentraler och mottrycksverk är svårt att ange liksom hur kostnaderna bör fördelas mellan sot, svavel- och kväveoxider m. m. Utredningen har dels studerat de refererade skrifternas metodik i detta avseende, dels låtit utföra egna beräkningar för den modellstad och de spridningsförhållanden som använts. I samtliga dessa fall införes förenklingar vilka kan ifrågasättas och kritiseras. Gör man den mycket grova ansatsen att alla skador av de undersökta typerna härrör från svaveldioxidutsläpp och att ett visst utsläpp ger samma verkan oberoende av utsläppspunktens läge och höjd bleve kostnaden ca 1 000 â 3 000 kr per ton svaveldioxid eller 20 á 60 kr per ton olja med l % svavel. Tar man hänsyn till att det finns andra korrosionsfrämjande luftföroreningar än svaveldioxid och att en viss korrosion sker även i (vad man kallar) ren atmosfär, sjunker skadekostnadssiffroma kanske till 10 â 30 kr per ton förbränd olja. Det är därvid tveksamt - liksom vid hälsoeffektema - om man kan räkna med att skadekostnaderna minskar proportionellt med svavelhalterna i olja och rökgaser. Här har detta förutsätts vara fallet i och med att beräkningarna baserats på en högsta svavelhalt av l %i all olja. Det kan å andra sidan ifrågasättas om inte de relativt låga stoftutsläppen från moderna oljeeldade aggregat borde motivera en reduktion av den uppskattade skadeverkan från de studerade fjärrvärmealternativen. Olika beräkningssätt för att uppskatta materialskadekostnaderna leder alla till ungefär samma värde per ton olja med given svavelhalt. Eftersom utredningen förfogar över beräknade årsmedelvärden för svaveldioxidhalten i modellstaden har det dock varit naturligt att utnyttja dessa vid jämförelsen mellan de olika alternativen. Årsmedelvärdena är viktade efter befolkningsfördelningen. Här har antagits att de värden som utsätts för materialskadorna är fördelade på samma sätt som befolkningen i staden. Vidare antas att skadekostnaderna är proportionella mot varje källas bidrag till årsmedelvärdena. Modellstadens l.7 miljoner invånare motsvarar ungefär en tredjedel av landets nuvarande storstadsbefolkning och antas därför drabbas av en lika stor andel av de totala materialkostna-

derna. En tredjedel av skadekostnaderna skulle vara 300-1 000 Mkr/âr,

varav minst hälften tillskrives källor i staden som släpper ut svavel. Alltså skall 150-500 Mkr/år fördelas på nuvarande källor, vilka (jämför avsnitt 7.4) belastar modellstadens befolkning med ett årsmedelvärde på 1.3 pphm S02. Detta ger isin tur materialkostnader på 120-400 Mkr/pphm S02, år. I de fall en specifik siffra krävs har utredningen använt det geometriska medeltalet för detta intervall, 220 Mkr/pphm S02 , år.

7.4 Miljöverkningar av olika fjäm/ärmealternativ

På basis av uppgifterna i avsnitten 7.1 - 7.3 kan en grov uppfattning erhållas om rniljöverkningarna av rökgasutsläpp i modellstaden vid de tre alternativa fjärrvärmesystemen.

mellan olika fjärrvärmealternativ 231 SOU 1974: 56 Jämförelse

Hälsoeffekter Enligt utredningens beräkning ger de olika alternativen för fjärrvärmeav innerstaden bidrag till långtidsmedelvärdena av försörjning följande svaveldioxid i modellstaden som helhet:

- Alt I Enbart hetvattencentraler 0.1 l pphm - Alt II och hetvattencentraler 0.1 1 pphm Oljekraftvärmeverk - Alt lll Kärnkraftvärmeverk och hetvattencentraler 0.025 pphm

Det bortfallande bidraget från de lokala värmekällor som ersättes med fjärrvärme i stadens centrala delar utgör 0.7 pphm. källor bidrar till långtidsmedelvärdet för modellstaden med ca Övriga 0.6 pphm. Denna bakgrundsnivå härstammar från resterande (20%) i innerstaden, från bostadsuppvärmning i stadens lokaluppvärmning och från industriemissioner. Även långväga spridning av ytterområden luftföroreningar kan bidra till denna nivå. Här antas enligt föregående avsnitt att luftföroreningssituationen kan karaktäriseras av respektive långtidsmedelvärden för svaveldioxidimmissionen och ge en överdödlighet motsvarande l % per pphm S02. För modellstadens ca 1.7 miljoner invånare, med en normal dödsfallsfrekvens på 17 000 fall per år, erhålles då värden enligt tabell 7: IV. Den överdödlighet som kan framräknas till följd av de radioaktiva utsläppen vid alternativ lll med kärnkraftvärmeverk är så liten att den ej påverkar totalsiffran för alternativet, vilken således helt härrör från de kompletterande hetvattencentralernas utsläpp av rökgaser. T abellens värden förutsätter att fjärrvärmens bidrag till luftföroreningsbilden skall belastas med mot bidragen proportionella andelar av de totala verkningarna. Om dessa verkningar är en realitet, drabbar de förmodligen i första hand individer, som är sjuka eller av andra skäl har nedsatt motståndskraft. I medeltal kan man anta att varje dödsfall ej svarar mot mer än 20 förlorade levnadsår. Till de akuta verkningarna av rökgasutsläppen kommer som nämnts vissa fördröjda verkningar t. ex. lungcancer. Möjligheten av genetiska effekter kan inte heller uteslutas.

Försök har också gjorts att beräkna den ökning i sjukfrånvaron som

luftföroreningarna orsakar, varvid enligt utredningens tolkning ett långtidsmedelvärde på 1 pphm kan antas leda till 0.5 extra sjukdagar per har antalet för invånare och år. Baserat på denna uppskattning sjukdagar de olika alternativen beräknats och framgår av tabell 7: IV. Kostnaderna för ett förlorat levnadsår kan uppskattas på många sätt. är att samhället i många fall är berett att satsa 30000 â Otvetydigt 100 000 kronor för att förlänga en människas liv med ett år. Vägplan-

utredningen2 angav för 1968 en kostnad på 750 000 kronor per förlorat 1 __

E t S T

människoliv. Med en antagen återstående livslängd på 35 år imedeltal borilååäårüioåidân!

detta år 1973 ca 30 000 kronor per förlorat levnadsår. En Tekn Tidskr 100: 18 motsvarar bör därför kunna ansättas P22(1970)summa av storleksordningen 50 000 kronor för denna 2 som ett teoretiskt mått på värdet av ett levnadsår typ av Vägplan 70_ är svårare att ge ett fast värde på. Den SOU 1969:57. kalkyler. En dags sjukfrånvaro

232 Tekniska redogörelser

Tabell 7: IV Beräknade miljöverkningar av olika föroreningskällor i modellstaden Estimated environmental damages from different poilution sources in the model city

Föroreningskälla Överdöd- Ökad sjuk- Materiella Source lighet frånvaro skador excess mor- excess ab- property tality sence from damages work fall/år dagar/är Mkr/år cases/yr days /yr M. Sw. cr. /yr

Uppvärmning, 80 % av innerstaden heating, 80% of inner city area

district heating KK V+H VC

Övriga källor Other sources R lnnerstadens resterande uppvärmning, bostäder i ytterområdet, industrier, långväga spridning 100 500 000 130 local heating 20% of inner city, heating of suburban houses, industries, distant sources

HVC = hetvattencentraler hot water centrals OKV = oljekraftvärmeverk oil fired heat and power units KKV = kärnkraftvärmeverk nuclear heat and power station

härnedan använda siffran 300 kronor per dag är avsedd som ett medelvärde under hänsynstagande till såväl individens materiella och hälsomässiga förluster, som samhällets direkta kostnader och produktionsbortfallet.

Skador på djurliv och vegetation

Som nämnts tidigare råder oenighet beträffande luftföroreningarnas inverkan på djurliv och vegetation. Även relativt höga skattningar av exempelvis de ekonomiska effekterna för skogsbruket ligger dock lågt

SOU 1974: 56 Jämförelse mellan olika fiärrvärmealternariv 233

jämfört med landets totala kostnader för korrosionsskador. Med hänsyn härtill har därför valts att ej ange någon kostnad för eventuella skadeeffekter på djur och växter. Detta utesluter icke att sådana skador kan förekomma och för landet innebära såväl en total ekonomisk belastning av betydelse som en fara för ekologiska system både lokalt och regionalt. Den enda slutsats som får dras av att skadorna ej behandlas här är således att de ej spelar en utslagsgivande roll vid val mellan fjärrvärmesystem för storstäder.

Materialskador Enligt avsnitt 7.3 har utredningen för sina beräkningar antagit att luftföroreningshalter motsvarande ett års medelvärde på lpphm svaveldioxid orsakar materialskador för 120-400 Mkr per år i modellstaden. Som genomsnittsvärde har valts 220 Mkr per år och pphm svaveldioxid. Med kunskap om de halter av svaveldioxid som erhålles vid de olika alternativen för värmeförsörjning av modellstaden kan materialskadoma beräknas, tabell 7: IV.

Sammanfattning av skadebilder Alla framräknade kostnader för skador på hälsa och egendom är behäftade med stora osäkerhetsmarginaler och får därför inte användas okritiskt. Med detta i minnet kan en totalbild sammanställas för jämförelse mellan de tre alternativens miljöverkningar. Dessa verkningar bör ses mot bakgrunden av de totala effekterna från de slag av föroreningar som har diskuterats. Om svaveldioxidhalterna används som mått på de totala immissionerna, karaktäriseras situationen i modellstaden utan fjärrvärme av halten 1.3 pphm svaveldioxid som årsmedelvärde. Eliminering av de lokala värmekällor som ersättes av det studerade fjärrvärmesystemet sänker detta genomsnittsvärde med ca 0.7 pphm enligt utredningens beräkningar. De två fjärrvärmealternativen I och ll med enbart oljeeldning bidrar enligt ovan till årsmedelvärdet båda med 0.11 pphm medan kämkraftalternativet [II bidrar med 0.025 pphm. Samtliga studerade former av fjärrvärme ger alltså en klar vinst i förhållande till utgångsläget. Tabell 7: V ger samtliga miljökostnader för de olika uppvärmningsalternativen beräknade enligt ovan angivna förutsättningar. Enligt tabellen skulle övergången till fjärrvärme i modellstaden sänka kostnaderna för miljöskador till ca hälften av de som existerar i utgångsläget. Absolut räknat kan det röra sig om värden på ca 400 Mkr/år, sannolikt icke över 1 000 Mkr/år eller under 200 Mkr/år. Skillnaden mellan de olika fjärrvärmesystemen är en storleksordning mindre. Ingen skillnad erhålles mellan de oljeeldade alternativen. Alternativet med kärnkraftvärmeverk ger den från miljösynpunkt bästa situationen. Uppskattade besparingar på miljösidan vid kämkraftalternativet uppgår till ca 60 Mkr/år relativt de oljeeldade alternativen.

234 Tekniska redogörelser sou 197455

Tabell 7: V Uppskattning av årliga kostnader (Mkr) för miljöverkningar i modellstaden Estimate of annual costs (M. Sw. cr.) for environmental effects in the model city Beträffande underlag och beräkningar, se tabell 7: IV och texten cf table 7: IV and text

Föroreningskällor Totalt utan Övriga Fjärrvärmekällor sources fjärrvärme källor district heating sources total without other district heat sources

Beteckning enl. L + R R Alt. 1 Alt. 11 Alt. 111 tabell 7: 1V

Hälsoeffekter health effects Livstidsreduktion 220 100 20 20 4 life time reduction Sjukfrånvaro 330 150 30 30 6 sick absence Hälsoeffekter totalt 550 250 50 50 10 health effects total . Materiella skador 290 130 24 24 6 property damages

Summa total 840 380 74 74 16

A nmärkn ingar

a) varje dödsfall har antagits motsvara 20 års minskad livslängd eller l Mkr i kostnad each death counted as 20 yrs life time reduction or 1 M. Sw. cr. bsz varje dags sjukfrånvaro har antagits motsvara 300 kr kostnad each day of absence counted as 300 Sw. cr. C y alla verkningar av utsläpp från oljeeldade anläggningar har beräknats utgående från deras respektive bidrag till årsmedelvärdena av svaveldioxidhalterna i luft, viktade efter befolkningsfördelningen. effects of releases from oil fired plants estimated as proportional to annual average of S01 concentrations, weighted after population distribution d§4 hälsoeffekterna av kärnkraftverkets radioaktivitetsutsläpp beräknas enligt kap. 6 kunna hållas mindre än l förlorat levnadsår per år fördelat över hela världens befolkning. health effects of radioactivity releases from nuclear plant estimated as less than 1 lost year of life expectancy distributed over the whole world population

Miljöverkningar från olyckshändelser vid ol/ehantering

Miljöverkningar från oljeeldade anläggningar härrör främst från vid normal drift utsläppta gaser och i någon mån kemikalier. Hantering av de stora oljemängder som erfordras för dessa anläggningar medför också risker för olika miljöstörningar. Oljespill vid transporter och från förrådsanläggningar kan ge upphov till materiella skador och obehag. De mera långsiktiga ekologiska aspekterna är dock mycket ofullständigt kända. Stora insatser görs för begränsning av såväl utsläppens storlek som konsekvenserna av dem. Det är troligt att

mellan olika fiärrvärmealternativ 235 SOU 1974: 56 Jämförelse

förhållandena i framtiden, trots den ökande hanteringsvolymen av olja skall kunna förbättras. Skadekostnadema i samband med oljehantering kan grovt uppskattas till ett par kr/ton konsumerad olja eller storleksord- 3 Mkr/år vid oljeeldad fjärrvärmeförsörjning i en miljonstad. ningen stora oljebränder i en storstad har förutom stora materiella Mycket skador bedömts kunna medföra svåra omgivningsverkningar, inklusive ett antal dödsfall, huvudsakligen på grund av luftföroreningar. Sannolikheten

för dessa händelser uppskattas] vara högre än för de allvarligaste

reaktorhaverierna.

7.5 Ekonomiska jämförelser

en ekonomisk av modellstadens tre Utredningen har genomfört analys enligt föregående avsnitt. Härutöver redovisas vissa fjärrvärmealternativ resultat frân tre studier som gjorts utanför utredningen avseende nukleär

fjärrvärme för Stockholm, Göteborg- respektive Malmö/ Lund-regionen?

karaktäristika är starkt beroende av Allmänt kan sägas att ekonomiska lokala förhållanden - markförhållanden, bebyggelsestruktur topografi, och samt befintliga fjärrvärmesystem. De planmässiga begränsningar som gjorts av anläggnings- och driftkostnaderi modellstaden beräkningar är därför inte direkt tillämpliga på enskilda projekt. Det bör samtidigt betonas att stora förändringar av kostnadsbilden kan ske från ett beräkningstillfälle till ett annat vilket försvårar jämförelser mellan olika beräkningar.

Modellstaden

Ekonomiska beräkningar har utförts för det i figur 7: 4 illustrerade alternativet med två oljemottrycksverk och för det i figur 7: 5 visade alternativet med ett kärnkraftvärmeverk. Kostnaderna har sedan jämförts med dem för alternativet med enbart hetvattencentraler, figur 7: 3. Värdet av den elkraft som produceras i kraftvärmeverken har uppskattats 1 Stan, C, Greenñeld, till kostnaden för ersättningskraft i ett optimalt svenskt kraftsystem. M A_ and Hausknecht, har ett 20-tal kombinationer av olika kostnadsparametrar D F, Public Health Risks Sammanlagt variationsområden parametrar har

afcâlxfâäâlâfåezánünts,

Följande På ingående

studerats.

anvants: (maj 1972)_ 7Bergström, S, Alm- Anläggningskostnader (kostnadsnivå 1971) Qvist, p, Groop, s,

ähâåâtiüeârâäüâ

Hetvattencentraler 100- 140 kr /kWv Oljekondens (2 x 340 MW) 750- 980 kr /kWe heat and power proand Oljekraftvärme (2 x 230 MW) 950-1 240 kr /kWe 1 100_1 300

Kärnkondens (2 x 800 MW) krj/kWe blem Geneåep

Kämkraftvärmeverk (l x 550 MW) 1 300-l 500 krl/kWe Sept 1971.

236 Tekniska redogörelser SOU 1974: 56

MW

1500-

1000-

500 -

OJ jul dec jan jun

= värmeenergi från oljekraftvärmeverk (90 % tillgänglighet) heat from OKV (90 ?áavai/abi/ity) = värmeenergifrån hetvattencentraler heat from H VC Figur 7: 14a FJÄRR VÃRMEPRODUKTION 1 AL TERNA TI V ll. Variation i värmeproduktiorz över året i oljeeldade kraftvärmeverk och hetvattencentraler (månadsmedelvärden) district heat production for Alt. Il, monthly avcruges

Räntefot 8 - 12 % Oljepris 100 - 160 kr./t0n Rörlig kostnad kärnkondens 0,6 - 0,8 öre/kWh Tillgänglighet kraftvärmeverk 80 - 100 % Körtiderna för aggregaten i kraftvärmealtemativen har illustrerats i figur 7: 14 och baserar sig på en strävan efter bästa ekonomi i det totala systemet. Med de kombinationer av kostnadsparametrar som studerats kommer resultaten att ligga inom följande gränser, varvid värdena gäller l förhållande till Alt. l, med enbart hetvattencentraler: Alt ll Alt III Oljemottrycksverk Kärnkraftvärmeverk och hetvatten- och hetvattencentraler centraler Ekonomisk överlägsenhet Mkr/år lO- 35 15- 70 Erforderligt extrakapital Mkr 20- 1 l 5 275-350

mellan olika fjärrvármealternativ 237 SOU 1974: 56 Jämförelse

MW

1500-

1000-

500-

0- . . jul dec jan jun

= värmeenergi från kärnkraftvärmeverk (90%tll u ga g lg e n I h t) hear from KKV (.90 % avaiIabi/ity) = värmeenergi från hetvattencentraler heat from HVC Figur 7. 14b FJÃRR VÃRMEPRODUKTION 1 AL TERNA 77 V m. Variation i värmeproduktion över året i kärnkraftvärmeverk och hetvattencentraler (månadsmedelvärden/ district heat production for Alt. lll, monthly averages

En slutsats som direkt kan dras är att, med de antaganden som gjorts under alla omständigheter bättre ekonomi än ger kraftvärmealternativen alternativet med enbart hetvattencentraler. Figur 7: 15 belyser hur några av de i kostnadsanalysen ingående parametrarna påverkar den totala kostnadsbilden. Här framgår t. ex. klart att variationer i oljepriset ger kraftigast utslag. En ökning av oljepriset 20 % vid i övrigt oförändrade kostnadsnivåer ökar med exempelvis differensen mellan kärnkraft och oljekraft med ca 15 Mkn/år. som har stor betydelse vid jämförelser mellan olika En kostnadspost rörledningar för sammanbindning av lokala fjärrvärmesystem gäller fjärrvärmenät och för överföringen av fjärrvärme från produktionsstället verket värmenätet desto lägre blir till nätet. Ju närmare placeras innebär emellertid en naturligtvis kostnaden för överföringen. Samtidigt oftast att närförläggningsaspekten accentueras. Skulle sådan placering fordras för en viss förläggning har man alltså att extra säkerhetsåtgärder för dessa mot den merkostnad för rörledningar, som det väga kostnaden från tätorten ifråga. I modellstudien har en innebär att fjärma kraftverket utan kärnkraftvärmeverket har schablonsådan optimering ej gjorts

238 Tekniska redogörelser

Mkr/år Alt III (KKV+HVC) överlägset M svt/.cr/yr Alt I/l (KK V+H VC) superior

c

li

i

i

30a

i

20-

1 0-

% Parameter o I ändring 50 96 change fram parameter basic value

1 0 -

:oi

Mkr/år Alt II (0KV+HVC) överlägset M sw.cr/yr A7t /I (OK V+H VC) superior

Figur 7: 15 ÅRSKOSTNADSVARJA TIONER VID FÖRÃNDRING AV OLIKA GR UNDLÃGGANDE PARAME TER VÄRDEN I MODE LLSTUDIEN variation of annual cost differences for the model study with changing basic paramcter values

Basvärde basic value a = anläggningskostnad, olja plant cost oil 750 kr/k We b = anläggningskostnad, kam plant cost nuclear 1 200 kr/k We

1 avser kondenskraft, kraftvärme antaget 200 kr/kWe dyrare oondensing units, heat and power units 200 Sw Cr/kWe more expensive

mellan olika fjarrvärmealternativ 239 SOU 1974: 56 Jämförelse

tusentals inv. per km i thausands of inhab. per km

imo

80 Stock holm

l I I

0 å 10 15 20 zåkm

avstånd från centrum distance from centre

7:16 A V NA TTBEFOLKNINGEN I STOCKHOLM GÖTE- Figur FÖRDE/.NING BORG OCH MALMÖ A VSEENDE ÅR 1985 Fördelningen för Stockholm är ungefär lika med modellstadens (jämför figur 7:1) distribution in the cities of Stockholm, Gothenburg and Malmo night population according to prognoses for 1985 (model city, fig. 7: 1 similar to Stockholm 1985)

ca 10 km från Kostnaden för överfömässigt placerats fjärrvärmenätet. har inklusive kapitaliserade driftkostnader uppskattats till ca ringsledning 6 Mkr per km. Den ekonomiska analysen baserad på 1971 års kostnadsbild tyder på att kärnkraftvärmeverk knappast kan komma ifråga annat än för landets tre största städer, dvs. Stockholm, Göteborg och Malmö. Befolkningsoch total folkmängd i Stockholms-området omkring år 1985 fördelning torde motivera ett större fjärrvärmenät och en större optimal effekt för kraftvärmeverket, än vad som antagits för modellstaden. För Göteborg och Malmö är förhållandena istället sådana, att båda områdena först mot slutet av seklet kan tänkas närma sig modellens data. l Göteborg förutser man således en systemstorlek på l 600 MW år 1980 och 2 400 MW år levererande 500 - 600 2 000. För Malmö torde ett avtappningsaggregat MW vara tidigast under mitten av 1980-talet. Här anförda befogat slutsatser torde dock behöva modifieras med hänsyn till den ändrade kostnadsbild som energimarknaden nu uppvisar. Figur 7: 16 illustrerar befolkningsdata för de tre nämnda områdena jämförda med den använda modellfördelningen.

Storstockholm inom Stockholms Kraftgrupp AB (SKG, vari Stockholms Undersökningar och vattenfallsverket äger lika delar) under 1972 avseende Energiverk nukleär fjärrvärmeproduktion för Storstockholm inriktades bl. a. på jämförelser av olika stationslägen och aggregatstorlekar samt på jämförelse mellan alternativ med och utan kärnkraftvärmeverk. optimerade

240 Tekniska redogörelser

Den sammanbindning av separata värmenät som är ekonomiskt rimlig och praktiskt möjlig samt den framtida efterfrågan på fjärrvärme är starkt beroende av regionens allmänna samt enskilda kommuners utveckling ambitioner. Det har därför varit nödvändigt att räkna med ett brett variationsomrâde för den sammanlagda värmelasten: År 1980 1900 - 2600 MW År 2000 3000 « 8200 MW De stationslägen som undersökts är Bogesund, Nacka, Haninge samt Ågesta och Stäket. De båda sistnämnda lägena har ej tillgång till kylvatten. Alternativ med ett eller två aggregat i stationen har studerats. I Stockholms-utredningen har förutsätts ett normalt aggregatutförande vid Haninge-läget, ca 25 km från centrum. Extra säkerhetsanordningar, motsvarande ca 10 % av anläggningskostnaden, har antagits erforderliga vid övriga lägen, som ligger närmare bebyggelsen. Två olika aggregatstorlekar motsvarande 600 respektive 900 MWe i kondensdrift har studerats. Anläggningskostnadema per MW har därvid bedömts vara ca 10-15 % lägre för det större aggregatet. Världena på ingående parametrar är ungefär desamma som för modellstadens basalternativ. Dock har på grund av kostnadsutvecklingen anläggningskostnaderna i Stockholms-utredningen bedömts vara ca 30 % högre än vad som omvänts för modellstaden. Resultatet innebär att om full frihet råder att ge de olika alternativen optimal stationseffekt blir lägena Bogesund och Nacka bäst vid begränsad sammanbindning av värmenätet. Om restriktioner till ett litet aggregat - 600 MWe - föreskrivs för dessa stationer och dessutom luftkylning krävs i Bogesund blir Haninge med stort aggregat gynnsammast vid oljepriser över ca 120 kr/ton. Ytterligare utvidgning av värmenätet ökar Haninges fördel. Sämsta ekonomi visar lägena Stäket och Ågesta. Den ekonomiska överlägsenheten med ett kämkraftvärmeverk i Haninge jämfört med ett oljebaserat alternativ kan kapitaliserat komma att uppgå till 140 â 400 Mkr vid ett aggregat och oljepriset 160 kr/ton samt motsvarande högre vid högre oljepris. De beräkningar som redovisas i figur 7: 17 har förutsatt en viss begränsning av det sammankopplade värmenätet. Skulle detta komma att omfatta hela Storstockholm ökar kärnkraftalternativets ekonomiska överlägsenhet med ett kapitaliserat belopp på 150 á 200 Mkr. Totala merinvesteringen vid ett aggregat i Haninge jämfört med oljebaserat alternativ beräknas uppgå till l 000 Mkr. De angivna relationerna förutsätter obeskattat bränsle. Beaktas nu gällande beskattning av olja använd för värmeproduktion ökar kärnkraftalternativets kapitaliserade vinst med ca 150 Mkr. Ytterligare fördelar för kärnkraftalternativet kan erhållas om nya billigare metoder för överföring av hetvatten skulle nå praktisk tillämpning. Inom SKG har optimal tidpunkt för idrifttagning av ett första kärnkraftvärmeaggregat i 900 MW-klassen bedömts mest sannolikt infalla 1982-1985.

SOU 1974: 56 Jämförelse mellan olika fiänvärmealtemativ 241 Mkr Kârnkraftvärme överlägset M Sw. cr. Nuclear heat and power super/or 400 -

200-

200 -

400 -

Mkr Oljekraftvärme överlägset M Sw. cr. Oi/ hea t and power superior 7: 1 7 KAPITALISERAD T FÖR Figur EKONQMISK ÖVEREÄ GSENHE KRAF TVÃRME VERK (2000 MW VARME) VID JAMFORELSE MED OLJE- KRAFTVÃRME VERK capita] value of reduction in production costs for a 2000 MW heat nuclear heat and power plant in comparison with the most economical oil fired alternative a) låg anlägningskostnad/hög värmepmgnos low plant cost per kW/high heat load b) hög anüggningskostnad/üg värmeprognos - high plantcost/low heat load Källa: Stockholms Kraftgmpp AB 1 973

Göteborg Den framtida el- och värmeförsörjningen av Göteborg har under lång tid studerats gemensamt av Energiverken i Göteborg och Vattenfall. Värmelasten har därvid för hela Göteborg beräknats uppgå till 2 300 MW år 1980 och 3 200 MW år 2000, varav i ett sammanbundet nät l 600 respektive 2 400 MW. Reultatet av utredningen blev att alternativ med kärnkraftvärmeverk var gynnsammast. Utredningens resultat redovisas här ej i detalj eftersom den utgick från anläggningskostnader och oljepriset som icke längre är representativa. Utredningen visade också att verket borde tas i drift i början av 1980-talet. Något beslut att genomföra projektet har ej fattats.

242 Tekniska redogörelser

Malmö /L und -regionen Med nu planerad markutnyttjningi Malmö skulle mark för ett kärnkraftverk kunna erhållas på ca 3 km avstånd från närmaste bostadbebyggelse. Tillräcklig efterfrågan på värme från .tt sådant verk kommer ej att finnas förrän i mitten eller slutet av 1980-talet varför nâgra mer detaljerade utredningar ännu ej gjorts. Däremot har möjligheten till fjärrvärmeöverföring från Barsebäcksverket till Lund undersökts ingående. En utredning för ett par år sedan visade att lönsamhet skulle uppnås vid oljepriser överstigande 75 kr/ton. Jämförelser gjordes då med såväl hetvattencentraler som med ett oljeeldat kraftvärmeverk på 100 MW. Skulle den 16 km långa ledningen Barsebäck-Lund behöva grävas ner i hela sin sträckning, skulle lönsamheten i stället ligga vid oljepriset 95 kr/ton. Samtidigt konstaterades att värmeavtappningen skulle innebära en icke oväsentlig komplikation av Barsebäcksaggregaten med ökad risk för driftavbrott. ifråga om den långa hetvattenledningen rådde osäkerhet avseende såväl teknik som kostnader. Den fortsatta projekteringen inriktades därför på ett konventionellt oljeeldat kraftvärmeverk i Lund. Av olika -skäl har kraftvärmeverket i Lund försenats och med hänsyn till de oljepriser som nu kan förutses för framtiden har hetvattenledningen åter aktualiserats. En ny utredning inkluderande hetvattenöverföring även till Malmöområdet (25 km) har därför startats. Det preliminära resultatet tyder på att lönsamhetspunkten på grund av kostnadsutvecklingen förskjutits mot högre oljepriser, omkring 140 kr/ton.

Optimal tidpunkt för idrzfttagning av kärnkrafrvdrmeverk Den mest ekonomiska tidpunkten för idrifttagning av ett kärnkraftvärmeaggregat beror bl. a. på fjärrvärmenätets totala utbyggnadstakt samt i vilken takt olika delnät kan sammanbindas och anslutas till verket. Tidpunkten påverkas av att under den period då utbyggnaden och sammanbindningen av lokala nät sker skulle oljeeldade kraftvärmeverk i och för sig vara ekonomiskt motiverade, fram till idrifttagningen av kärnkraftvärmeverket. En oljebaserad utbyggnad i alltför stor omfattning kan eliminera det ekonomiska motivet för en kärnkraftvärmeintroduktion inom överskådlig framtid. Som ett riktvärde har angivits att kämkraftverkets maximala hetvatteneffekt vid idrifttagningen bör vara ca 2/3 av fjärrvärmenätets totala effekt.

SOU 1974: 56

IV Utredningens bedömningar

8 Sammanfattande diskussion

har i kapitel 1 närmare redovisat direktiven Närförläggningsutredningen av utredningsarbetet. Ett stort antal expertutredför och uppläggningen Dessa utgör ett bakningar har genomförts såsom särskilda uppdrag. till detta betänkande och deras titlar har angivits i en grundsmaterial bilageförteckning. en kortfattad översikt över olika typer av l kapitel 2 har givits kärnkraftaggregat samt dessas användningsområden. De senaste prognoserna för den svenska energikonsumtionen och kärnenergiutbyggnaden refereras. diskuteras de energipolitiska och miljömässiga moti- Slutligen ven för tätortsförläggning av kärnkraftvärmeverk. det tekniska är mycket omfattande och Eftersom bakgrundsmaterialet har sammanfattat och delvis mycket specialistbetonat utredningen detta material i en teknisk redogörelse vilken ingår som presenterat III i betänkandet och omfattar kapitlen 3 t. o. m. 7. avdelning av de frågeställningar i det Detta kapitel ägnas åt en diskussion utredningsuppdraget som avser närförlagda kraftvärmeverk. ursprungliga Under arbetets inriktning kommit att få en gång har dock utredningens och täcker även vissa problem utanför den rena mera generell karaktär

närförläggningsproblematiken. 2 har närmare vad som i direktiven avses med I kapitel preciserats diskuterar bl. a. i vilken mån begreppet ”närförläggning”. Utredningen det närförläggningsrisker, dvs. om kärnkraftverk uppträder speciella medför nya eller signifikant ökade förlagda nära eller inne i en storstad risker jämfört med verk förlagda på större avstånd från samma stad. ett antal utvalda typfall där de Utredningen har i detalj analyserat vid närförläggning kombinerats. Sålunda olika faktorer som har betydelse har en schematiserad befolkningsfördelning för en storstad geografisk invånare till vid utvärderingen av med drygt en miljon lagts grund kärnkraftverkens haveririsker. Fyra lägen, 5, 20, 40 och 100 km från centrum av denna storstad har jämförts med avseende på risker i samband

med tänkbara haverier. har utgått från att de reaktorkonstruktioner, som kan bli Utredningen skall vara av väl utprovad typ. Bland de aktuella för närförläggning

244 Utredningens bedömningar och slutsatser SOU 1974: 56

reaktortyper som hittills i kommersiell prövats drift har utredningen valt att redovisa vid de till antalet helt dominerande säkerhetsegenskaperna lättvattenreaktorerna. Förhållandena vid gaskylda reaktorer av lâgtemperaturtyp och tungvattenreaktorer har inte behandlats, då dessa typer av främst ekonomiska skäl inte är aktuella för svensk del. Andra reaktorkonstruktioner, exempelvis gaskylda högtemperaturreaktorer har ej tagits med i analyserna, eftersom drifterfarenheter ännu inte föreligger i tillräcklig omfattning. Kärnreaktorerna i de kraftverk, vilkas och utförande egenskaper sålunda lagts till grund för analyserna, har antagits vara lättvattenreaktorer med en effekt motsvarande 580 MW elkraft i kondensdrift. Såväl en kokarreaktor (BWR) av Asea-Atoms konstruktion som en tryckvattenreaktor (PWR) av Westinghouse konstruktion har studerats. Dessa har inte befunnits skilja sig i väsentlig grad i fråga om säkerhetsegenskaper. Vid jämförelsen av olika alternativ för fjärrvärmeförsörjning i en schematiserad storstad har tre alternativ enbart studerats, nämligen hetvattencentraler, oljekraftvärmeverk kombinerade med hetvattencentraler och kärnkraftvärmeverk kombinerade med hetvattencentraler. De resultat för driftekonomin som erhållits har jämförts med uppgifter från analyser av konkreta fall gällande Stockholms- respektive Malmö/Lundområdena. Utredningen har genomgående eftersträvat att utföra de erforderliga schematiseringarna och begränsningen av analyserna till ett antal typfall på ett sådant sätt att framkomna resultat skall ha så allmän giltighet som möjligt. Beräkningar för verkliga befolkningsbilder och alternativa reaktorstorlekar kan ske med samma metodik som använts i dessa analyser.

8.1 Ekonomiskt motiv för närförläggning av kämkraftvärme-

verk

Användning av kraftvärmeverk ökar väsentligt utnyttjningen av råvarornas energiinnehåll till följd av att överskottsvärmet vid elproduktionen nyttiggöres. Härigenom minskar således utsläppen av spillvärme. Minskningen i importbehovet av fossilt bränsle kan för fjärrvärmesystemet i modellstaden med ett kärnkraftvärmeverk på l 200 MW fjärrvärmeeffekt röra sig om upp till l miljon ton olja per år. De fasta kostnaderna dominerar för kärnkraften, medan oljekraftens kostnader är starkt beroende av oljepriset. Vid ett utbyggnadsbeslut kan därför den framtida produktionskostnaden uppskattas med större noggrannhet för kärnkraften än för oljekraften. Oljeprisets framtida utveckling är ytterst svår att förutse, vilket speciellt understrukits isamband med oljekrisen 1973/74. Sannolikt kommer priset efter en eventuell Stabilisering av läget på oljemarknaden att ligga på en avsevärt högre nivå än före krisen. Utredningens ekonomiska analyser har i huvudsak utförts med kostnadsläget l97l som utgångspunkt. Då ansågs kostnadsintervallet 100-160 kr per ton tjock eldningsolja kunna täcka den tänkbara prisutvecklingen inklusive kostnader för avsvavling eller rökgasrening.

Sammanfattande diskussion 245

Olja kunde då i många fall köpas till priser väl under 100 kr per ton. I mars 1974 bedömdes ett sannolikt framtida minimipris ligga två å tre gånger högre. Tillfälligtvis under den akuta oljekrisen betalades betydligt högre priser. Alternativa fossila bränslen, främst kol, kan vid höga oljepriset få ökad konkurrensförmåga vilket torde medföra en dämpning av prisutvecklingen för olja. Den marknadsmässiga koppling som finns mellan kostnaderna för olika alternativ minskar dock sannolikheten för drastiska förändringar i kostnadsrelationerna mellan kraftslagen. Det ekonomiska utfallet vid val av olika alternativ för fjärrvärmeproduktion har diskuterats i avsnitt 7.5. Uppgifter presenteras där såväl för innerområdet i en schematisk miljonstad som för landets tre största städer. Det bör dock framhållas att ekonomiska slutsatser grundade på en schematiserad modell inte har generell giltighet då lokala förhållanden kraftigt kan påverka det beräknade utfallet. Vissa resultat är dock gemensamma för utredningens modellstudie och den studie av ett antal utbyggnadsalternativ för Storstockholms fjärrvärsom Stockholms Kraftgrupp AB (SKG) avslutade 1973. meförsörjning SKGs studie diskuterar kärnkraftvärmeverk av såväl den storlek som utredningen utgått från som sådana med högre effekt. SKGs beräkningar resulterar i att årskostnaderna för producerad värme och elkraft blir lägre för kärnkraftvärme än för bästa oljeeldade alternativ vid oljepriser över 130 å 140 kr per ton olja, vilket överensstämmer med utredningens modellstudie om dess resultat korrigeras till 1973 års prisnivå. Denna beräkning tar dock ej hänsyn till de beräknade miljöeffekterna av rökgasutsläppen under normaldrift. Sker detta skulle kärnalternativets konkurrenskraft stärkas ytterligare. Kämalternativet kräver dock större investeringar än oljeeldade alternativ. Renodlade kärnkraftvärmeverk där hela kapaciteten för fjärrvärmeproduktion kan utnyttjas, synes ha svårt att hävda sig i mindre fjärrvärmesystem än de som planeras inom landets tre största städer. Detta beror på att anläggningskostnaderna per MW ökar starkt vid de mindre aggregatstorlekar som skulle bli aktuella i sådana mindre system. Kärnkraftverk med ångavtappning för uppvärmning av fjärrvärmevatten där endast en del av den totala överskottsvärmen utnyttjas, kan dock bli ekonomiskt intressanta även i andra större tätortsomrâden.

8.2 Fjärrvärmealternativens miljöverkningar

Vid sin bedömning av de tre valda alternativen till fjärrvärmeförsörjning av modellstaden ur miljösynpunkt har utredningen studerat förhållanden såväl under normal drift som i samband med olika tänkta haverier. Analysen av haveriemas betydelse har dock koncentrerats på det kärnkraftvärmeverk som ingår i ett av alternativen. Haveriverkningar från oljeeldade enheter har i huvudsak berörts endast principiellt. I detta avsnitt behandlas omgivningsverkningarna vid beaktande av enbart normalutsläppen. Frågan om vilken vikt haverier bör tillmätas behandlas närmare i följande avsnitt av kapitlet.

246 Utredningens bedömningar och slutsatser SOU 1974: 56

De beräknade verkningarna av normalutsläppen från kärnkraftverken baseras enligt avsnitt 6.4 på antagandet att utsläppen uppgår till exakt tillåtlig nivå. De verkliga utsläppen är normalt mindre. Verkningarna innefattar även de som kan orsakas av stråldoser som uppkommer indirekt - vid av uranframställning, bränsletillverkning, transporter radioaktivt material, etc. - för att den avfallshantering möjliggöra aktuella kärnkraftproduktionen. Samtidigt måste konstateras att miljöverkningarna på kort och lång sikt av utvinning, raffinering och transport av olja för kraftproduktion endast kunnat behandlas kvalitativt. Detta beror på att kunskap saknas på detta område utöver vad som är känt beträffande de omedelbara verkningarna av oljeutsläpp i hav och andra vattenrecipienter. Utredningens studier av miljöverkningarna har speciellt inriktats på effekter av utsläpp till atmosfären. Vid en jämförelse mellan de olika fjärrvärmealternativen har övrig inverkan på miljön inte bedömts vara av samma betydelse. Såsom framgått av kapitel 7 har jämförelsen baserats på en analysav skillnaderna med avseende på respektive luftföroreningsbilder. Inverkan av radioaktivitetsutsläpp såväl som utsläpp av svavel- och kväveoxider samt stoft har studerats. De radioaktiva normalutsläppen från kärnkraftverk kan erfarenhetsså att hälsoeffekterna mässigt begränsas i omgivningen vilka ej kan påvisas utan endast teoretiskt beräknas - blir mycket små. De radiologiska miljöverkningarna vid kärnkraftalternativet har som nämnts beräknats utgående från att de högsta tillåtna omgivningsdosema uppnås. De beräknade värdena är därför att betrakta som övre gränser. Ytterligare marginaler erhålles dessutom beroende på att även de samband mellan stråldoser och hälsoeffekter som använts har karaktären av övre gränser. De stråldoser som enstaka individer i verkets närmaste omgivning kan utsättas för, begränsas genom tillåtliga värden och kontrolleras mättekniskt på samma sätt vid närlägen som vid gleslägen. Såsom kanske är rätt självklart påverkas inte närförläggningsfrågan av riskförhållanden för enskilda individer. Den totala effekten i omgivningen, även på längre avstånd, har bedömts med hjälp av uppskattade värden på total (global)

befolkningsdosl. Denna befolkningsdos varierar inte mer mellan närlägen

och gleslägen än mellan gleslägen i olika delar av Sverige. Variationema mellan olika lägen bedöms därför vara försumbara. De normala utsläppen av radioaktivitet ger således inte några miljöverkningar som hindrar att kärnkraftvärmeverk placeras i närlägen. Införande av kärnkraftvärmeverk ger definitiva fördelar i fråga om luftföroreningssituation och därmed sammanhängande hälsoverkningani förhållande till de helt oljeeldade alternativen. Det bör emellertid framhållas att oberoende av alternativ av fjärrvärme - i ger införande stället för lokal uppvärmning med olja - i centrala delar av en storstad en kraftig förbättring av luftföroreningsläget. = Befolkningsdos Många föroreningar som släpps ut exempelvis från fordon, oljeeldade summan av alla indivikraftverk och andra industrier kan ge samma typer av hälsoeffekter som duella stråldoser som en viss verksamhet eller joniserande strålning. Bristen på kvantitativ kunskap beträffande de icke ett visst utsläpp orsakar. radioaktiva föroreningarnas miljöverkningar vid låga koncentrationer,

Sammanfattande diskussion 247

SOU 1974: 56

och sena hälsoeffekter samt speciellt i fråga om genetiska på människan skadeeffekter på djur och vegetation är emellertid stor. Detta gör det svårt att på ett rättvisande sätt jämföra och värdera effekterna av de olika alternativens utsläpp till atmosfären. I kapitel 7 har för modellstaden skillnaden mellan alternativen i fråga om miljöeffekter kostnadsmässigt uppskattats till storleksordningen 60 miljoner kronor per år till kärnkraftens fördel. inkluderas dessa miljökostnader i beräkningarna, skulle kärnkraften bli förmånligast vid oljepris över 80 å 90 kr per ton, mot annars över 130- 140 kr per ton. l utredningens analyser har miljöverkningarna från oljeeldade enheter uppskattats på basis av beräknade svaveldioxidhalter i omgivningen. Så om de olika föroreningskomponenternas roller i länge som kunskapen förekommande hälsoeffekter är ofullständig, kan betydelsen av en sänkning av enbart svavelutsläppen lätt överskattas. Detta bör beaktas vid av möjligheterna att genom ökade insatser på avsvavling och bedömning rökgasrening minska miljöeffekterna av oljeeldade alternativ. Erforderligt kylvatten har vid utredningens studier antagits kunna hämtas från en naturlig Vissa värmeutsläpp kommer att vattenrecipient. ske även från kärnkraftvärmeverket som förutsatts användas i blandad kondens- och mottrycksdrift vissa delar av året. Utsläppen blir totalt sett mindre än för rena kondensaggregat, vilka dock normalt kan mycket lokaliseras vid kusten med gynnsamma recipientförhållanden. För vissa närlägen är det tänkbart att kylningsfrâgan kan kräva särskilda åtgärder, eftersom en stor del av värmeutsläppen sannolikt kommer att äga rum under årstider, då recipienten år speciellt känslig för tillskottsvärme. Eventuella åtgärder torde i så fall komma att avse förlängda kylvattenledinförande e. d., vilket leder till höjda anläggnings- och ningar, av kyltorn driftkostnader.

8.3 Omgivningsrisker från haverier

I detta avsnitt av omgivningsriskerna vid haverier göres en bedömning sedda i relation till det av utredningen definierade s. k. referenssamban- Vissa faktorers inverkan på enskilda haveriers det. grundläggande konsekvens och sannolikhet och slutligen diskuteras vad som belyses skulle kunna anses vara en maximalt tänkbar haverikonsekvens. rimligen Särskild uppmärksamhet ägnas åt sådana haverityper som enligt utredskulle kunna ge stora konsekvenser i omgivningen. De ningens bedömning

som ingår i säkerhetsanalysen diskuteras närmare. I

sannolikhetsvärden avsnitt 8.4 diskuteras olika tekniska säkerhetsanordningar och omgivningsförhållanden, där åtgärder kan sättas in för att minska haveririskerna. “ The safety of nuclear analys av häveririskerna från de hanteringar, som följer power reactors (light Någon närmare har water-cooled) and relamed andra energiproducerande system har inte gjorts. Utredningen ted facilities dock noterat att AEC i Förenta staterna i detta avseende presenterat USAEC WASH-l250,

för stora oljebränderl. Risker i betydelsen konsekvens Washington D.C. (juli 1973)

riskuppskattningar

248 Utredningens bedömningar och slutsatser SOU 1974: 56

multiplicerad med sannolikhet, i samband med sådana haverier anges därvid som jämförbara med dem vid kärnkraftverk. De jämförelser mellan haverikonsekvenser för olika förläggningsplatser som utredningen gjort grundar sig på beräknat antal akuta skadefall av olika beräknade slag. Statistiskt sena hälsoeffekter, såsom olika _slags cancer och genetiska verkningar, är dels små jämfört med de från tillåtliga normalutsläpp, dels i stort oberoende av närförläggningsgraden. Eventuella av denna verkningar typ från haveriutsläpp blir liksom sådana från normalutsläppen - att identifiera. Detta omöjliga beror på att verkningarna är små och med stor uppträder spridning både geografiskt och i tiden, samt att samma slags hälsoeffekter normalt förekommer med jämförelsevis höga normala frekvenser inom befolkningen. Tänkbara haverier vid ett kärnkraftverk täcker ett brett spektrum vad det gäller till omgivningen frigjord aktivitet. Haverikonsekvenserna i omgivningen påverkas förutom av det primära haveriförloppet, även av funktionen hos anläggningens säkerhetssystem samt av omgivningsförhållanden. Bland dessa senare är atmosfärisk spridning och aktuell befolkningsbild av störst betydelse. De stråldoseri omgivningen som orsakas av ett visst haveriutsläpp kommer, beroende på vindriktning och spridningssituation, att kunna anta starkt varierande värden. Akuta hälsoeffekter kan endast uppstå i samband med mycket allvarliga haverier, som leder till att stora andelar av aktivitetsinnehållet i härden frigöres, i kombination med att flera säkerhetssystem felfungerar. Dessutom krävs i allmänhet att utsläppet sker under väderlek ogynnsam med avseende på vindriktning och spridningsförhållanden.

Total risk för omgivningen av kämkrafthaverier

Vid bedömning av den totala risken i omgivningen vid haverier i kärnkraftverk har utredningen använt sig av ett referenssamband mellan haverikonsekvensernas storlek - mätt som antal skadefall - och deras sannolikhet. Sambandet ger en riskfördelning i stapeldiagramform som kan jämföras med fördelningarna efter konsekvensstorlek av andra risktyper i samhället, figur 8: l. Sambandet har givits formen av trappstegskurvor dels avseende alla kärnkraftverki Sverige, dels avseende ett enstaka aggregat på 580 MWe. För jämförelse med övriga risktyper är den förstnämnda trappstegskurvan lämpligast att använda. Referenssambandet är så konstruerat att det motsvarar ett högsta antal akutskador ej överskridande en tiondel av det antal fall av sena statistiska som effekter, tillåtliga normalutsläpp beräknats kunna ge upphov till. Faller de sammanlagda haveririskema under denna kurva - dvs. underskrider den sammanlagda sannolikheten för haverier med en viss konsekvensstorlek referenssambandets motsvarande värden - är situationen tillfredsställande och marginalen större ju lägre de verkliga haverifallen ligger. Som framgår av figuren förutsätter referenssambandet att sannolikheten för haverikonsekvenserna skall minska med ökande konsekvensstorlek. Sannolikheter för haverier med små och måttliga konsekvenser kan

SOU 1974: 56 Sammanfattande diskussion 249

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of events with consequence in given interval

10 000 :cancer OBS! Iogaritmiska skalor

1 _IIIIIIIIIIIII

100 -

10 - Övre gräns, all kärnkraft i Sverige år 2000 1 _ upper limit, all nuclear power, Sweden A.D. 2000 Iununuu

0.1 Övre gräns, ett kärnkraftvärmeverk 580 MWe __ upper limit, 580 MWe nuclear plant

001_ ______I__I

////// /x 00O1_// ---- --

/% _I_0_I--

I Z I I I 7

- 101.1 - 11.1 7777 0.1/J - // / // / / / / -r 77.

, i , . °°1““ A42/

?af/j

i 4 // // 000m

12.42 I

1 10 100 1000 10 000 100 000 låonsekveris, antal

fall per händelse Samtliga dödsorsaker, Sverige COHSGGUGHCB, 70 all causes of death, Sweden of cases per event nuuuunn Vägtrafik, Sverige road traffic, Sweden mwwwvm Passagerarflyg commercial aviation III-II Jordbävningar earthquakes I I - I n on Ras dam breaks etc

Figur 8: I REFERENSSAMBAND, ÖVRE GRÃNSER FÖR HA VERIRISKER FRÅN KÄRNKRAFT reference levels, upper permissible limits for nuclear power accidents cf. also ñ g.6:7 Förutsättningar för referenssambandet framgår av text s. 185. Övriga risktyper avser enbart dödsfall, jämför fig. 6: 7

uppskattas relativt väl. Här kommer erfarenhetsdata från drift av kraftreaktorer att kunna ge belägg för uppskattningens riktighet inom en tidrymd av storleksordningen ett decennium, då man nâtt sammanlagda drifttider på 5 000-10 000 reaktorår. Om frekvensen av mindre haverier skulle ha underskattats bedöms dock redan dessförinnan hänsyn till

250 Utredningens bedömningar och slutsatser SOU 1974: 56

, personalens säkerhet och anläggningarnas ekonomi ha tvingat fram

förbättringar för att eliminera störningar av haveriförlopp helt utan 214%

konsekvenser i omgivningen.

_..__...g_

Närförläggningsproblematiken påverkas enligt ovan huvudsakligen av sådana antagna haverier där en avsevärd del av reaktorhärdens aktivitetsinnehåll sprids till omgivningen. För utredningens bedömningar har det därför ej varit nödvändigt att göra någon fullständig genomgång av alla tänkbara haverier. Arbetet har i stället inriktats på analys av ett antal mycket svåra haveriförlopp, som kan ge akuta skador i omgivningen, och som bl. a. belyser vad som kan kallas ”värsta tänkbara haverikonsekvens.

Såsom framgått huvudsakligen av avsnitt 6.5 blir det då fråga om ytterst osannolika förlopp. Sannolikheten för de primära haverihändelserna vid sådana haveriförlopp bedöms ligga lägre än l å 10 per miljon reaktordriftår. Även andra auktoritativa uppskattningar av sannolikheten för mycket stora haverier har givit liknande och lägre resultat. Som

exempel kan nämnas de uppgifter som ges i en tidigare refererad rapport]

från amerikanska AEC. Där anges för olika primära haverihändelser och felfunktioner siffror av samma storleksordning som utredningen använt vid sina bedömningar. Rapporten har dock ej behandlat frågan om extremt stora haverier utförligt. Denna fråga väntas bli belyst i en studie vilken är av liknande typ som närförläggningsutredningens och som väntas bli framlagd av AEC senare under 1974. Det ligger i sakens natur att de mycket låga sannolikheter som förknippas med stora haverikonsekvenser är i det närmaste omöjliga att faktiskt belägga. Möjligheten att svårbedömbara, icke förutsedda eller analyserade haverityper - exempelvis skador orsakade vid sabotagehandlingar, genom sällsynta naturkatastrofer eller eventuellt förbisedda - kan bidra till den totala riskbilden måste också felkedjor väsentligt beaktas. Den ovan angivna sannolikheten för värsta typen av primärhaveri har enligt avsnitt 6.5 angivits under beaktande av dylika förhållanden. Det är ändå rimligt att kräva säkerhetsmarginaler mellan beräknade sannolikheter för studerade enstaka haveriförlopps konsekvenser och referenskurvans värden, eftersom de senare avser summan av alla haverier med en viss konsekvensstorlek. Den grupp av beräkningsfall som valt - från l â 10 per utredningen att analysera utgående sannolikheten reaktorår för - har stora till referensmiljon primärhaveriet marginaler kurvan. Som exempel kan nämnas att om enbart dödsfall beaktas kan haveriema sammanlagt få ha ca 10 000 gånger högre sannolikhet än den beräknade, utan att referenssambandets värden överskrides. Jämför i övrigt figur 8: 2-81 9. Risker för stora fel i beräknade konsekvensbilder föreligger ej om The safety of nuclear utsläppets karaktäristika - mängd, tidsförlopp, utsläppshöjd etc. - är power reactors (light givna. Med gällande höga krav på tekniskt utförande och driftförhållan- ä water-cooled) and reladen samt genom att säkerhetsanalyserna genomgående baserats på ted facilities pessimistiska antaganden om felfrekvenser o. d. bedömer utredningen det WASH-l250, USAEC. Washington D.C. (juli 1973).icke heller troligt att här angivna sannolikheter för haverier skall

Sammanfattande diskussion 25 1

SOU 1974: 56

ha väsentligt underskattats. Detta betyder att de totala haveririskema även från närförlagda kärnkraftverk kommer att ligga under de värden som referenskurvan anger. Därav följer också att riskerna från närförlagda kärnkraftverk skulle vara långt mindre än många andra risker av känt slag. Utredningen har dock bedömt det värdefullt att kunna belysa den värsta tänkbara konsekvens som kan vållas av kraftreaktorer på olika förläggningsplatser. Till grund för en sådan belysning har lagts vissa antaganden, av vilka härnedan betydelsen av atmosfäriska spridningsföraktivitetsfrigörelse ur bränslet och aggregatstorlek skall diskuhällanden, teras närmare.

Spridn ingsförhållanden kan tillämpas vid De av utredningen utnyttjade beräkningsmetoderna spridning i marknivå och på upp till ca 200 m höjd. Konsekvensberäkningar har gjorts för utsläppshöjdema 20 och 100 m, där den lägre höjden i praktiken motsvarar ett kallt markutsläpp och den högre fått representera skorstensutsläpp eller utsläpp nära marken med beaktansvärt värmeinnehåll. Vid mycket stora haverier där avsevärda delar av härdens aktivitetsinnehåll går ut på någon timme ur reaktorinneslutningen bedöms som sprider sig på större höjd - även över 100 m - vara utsläpp sannolikast. Såsom framhållits i avsnitt 6.5 beror detta på att stora måste förutsättas förenade med frigörelse av stora värmehaveriläckage vilka ger en lyfteffekt på den utläckta radioaktiviteten. Det kan mängder då tänkas att utsläpp som fördelas över längre tid och av denna anledning erhåller ett mindre värmelyft skulle kunna ge konsekvenser av liknande omfattning, även om den atmosfäriska spridningen över en längre tid leder till lägre doser. Trots att sådana relativt kalla utsläpp endast torde har utredningen låtit tvâ beräkvara möjliga med längre utsläppstider ningsfall av alternativet med mindre andel utsläppt jod och med den lägre ingå bland de sex illustrerade fallen för att belysa spridningshöjden utsläppshöjdens betydelse. Sannolikheten för den lägre utsläppshöjden har satts till en tiondel av sannolikheten för höghöjdsutsläpp. Dosberäkningarna har skett under antagandet att utsläppet sker i jämn takt under en timme. Skulle utsläppet i stället fördelas jämnt över ett motsvarande doser i omgivningen till ungefär en tiondel av dygn, sjunker Detta beror i huvudsak på pendlingar i vad entimmesutsläppet ger. som sprider utsläppet över en vidare sektor. vindriktningen De atmosfäriska som lagts till grund för spridningsförhållanden konsekvensberäkningarna baserar sig på observationer i Ågesta och Studsvik. Ur detta omfattande meteorologiska material med vädersituationer för 24 000 enskilda timmar har för varje beräknat utsläppsfall valts två sådana vädersituationer att sannolikheten för att konsekvenserna blir mindre än de beräknade är 98,5 % respektive 99,85 %. De begränsningar som av att beräkningarna inte tar hänsyn till vissa speciella följer förhållanden och inom som kan råda vid utpräglade stagnationstillstånd en storstad diskuteras i avsnitt 5.2. Utredningen har dock bedömt de beräknade konsekvensbildema såsom fullt tillräcklig grund för sina överväganden.

252 Utredningens bedömningar och slutsatser SOU 1974: 56

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of even t: with consequence in given interval

10 000 - OBS! logaritmiska skalor 1000-

100-

10-

0.01 -

. E1331

imm-

1mu

1uxl OJM- \\J

l\\\\ l\\\\\l

- 01011.! \ |\\\\\; El 0.001I.l å

e EIS

I ål 10 100 1000 10000 100000 Konsekvens, antal fall per händelse Bakgrundsdiagrammets consequence, no innebörd framgår av fig 6:11 of cases per event legend of background histogram, of fig 6:1 I

V dödsfall, deaths

O strålsjuka, radiation syndrome

D tidig sköldkörtelstörning, early thyroid disturbance

O abortindikation, abortion indicated 1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:VllI Pâfämeter combination according to table 6:VllI

Figur 8: 2 VA RIA TIONSOMRÅDE FÖR MA X7MA L T TÃNK BA RA HA VERI- KONSEKVENSER VID LÃGET I 00 KM FRÅN STORSTADSCENTRUM variation width for maximum accident consequences with the site 100 km from city centre Obs! Bakgrundsbilden avser dödsfall, benikningsfallen för maximalkonsekvenserna ger även lindrigare skador. Note: background histogram indicates only deaths, the consequence calculations include also less severe effects

Sammanfattande diskussion 253

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of events with consequence in given interva/

10 00°- oss: logaritmiska skalor

1 oooqllllllllllll*

10-

0-01* ----------

om11 / / 7

-|§I§I-----U--_l_u_ll --n-u *loolld /

m”- %

m- f

01 . n 3775 //

“

4:5 ”o”

O-OW zzcá/

/x///j/l

E]

000m- ê _/

©©8 EE |

I I 1 10 100 1000 10 000 100 000 Konsekvens, antal fall per händelse consequence, no Bakgrundsdiagrammets innebörd framgår av fig 6:11 of cases pe, event legend of background histogram, ef fig 6:11

V dödsfall, death: strålsjuka, radiation syndrome D tidig sköldkörtelstörning, early thyroid disturbance

O abortindikation, abort/an indicated

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:V|Il parameter combination according to tab/e 6; VIII

Figur 8:3 VARIA TIONSOMRÅDE FÖR MAXIMALT TÃNKBARA HA VERI- KONSEKVENSER VID LÃGET 40 KM FRÅN STORSTADSCENTR UM variation width for maximum accident consequences with the site 40 km from city centre Obs! Bakgrundsbilden avser dödsfall, beräkningsfallen för maximalkonsekvensema ger även Iinct-igare skador Note: background histogram indicates only deaths, the consequence calculations include also less severe effects

254 Utredningens bedömningar och slutsatser

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of events with consequence in given interval

10000 -

1000 oss! logaritmiska skalor

10-

1 “ Illllllllllll

0.1 - - T-F u (1015,

------n-n

0.001-

/w?ái_._,_.-.:T::----- _____

wow

5/

- /J i / / 10 i

,i/

/ m - 7777 0.1/J - //çç m o /x xx / 2777” 99W zzeá/

W / x///ql / /

E 0.001 u -

©@%E®®@ 4522

_ WW 990 El m n

I El 1 10 100 1000 10000 _100 000 Konsekvens, antal fall per händelse

Bakgrundsdiagrammets innebörd framgår avfig 6:1 1

âçüäâgüâeázât

legend of background histogram, of fig 6:1 1

V dödsfall, deaths strålsjuka, radiation syndrome

D tidig sköldkörtelstörning, early thyraid disturbance

O abortindikation, abortion indicated

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:VllI _ parameter combination according to table 6: VII I

Figur 8:4 VARIA TIONSOMRÅDE FÖR MAXIMALT TÄNKBARA HA VERI- KONSEKVENSER VID LÃGE T 20 KM FRÅN STORSTADSCENTR UM variation width for maximum accident consequences with the site 20 km from city centre Obs! Bakgrundsbilden avser dödsfall, beräkningsfallen för maximalkonsekvensema ger även lindrigare skador. Note: background histogram indicates only deaths, the consequence calculations include also less severe effects

i

SOU 1974: 56 Sammanfattande diskussion 25 5

i

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of events with consequence in given inrerva/

| 10 000- IIIIIIIIIIIII 1000 OBS! Iogaritmiska skaior 100*

10-

1_ Iuununu

0.1 /-/- nun-o01_ Inn-u /

0.001_f/ _I§|1I__________

IIIÃII % II_ _ 100p- / 1011-

m-

01 . IJ “ 3775 // m (D 555/ 77/77

°-°1i* zzcá/

/x/j/jl /

®@®® §]@ D] // 000m-

12x2

W I e 1 10 100 1000 10000 100000 Konsekvens,antal fall per händelse _ _ __ _ consequence, no Bakgrundsdiagrammets mnebord framgår av fig 6:11 of cases pe, even: legend of background histogram, cf fig 6:7 7

V dödsfall, death: strålsjuka, radiation syndrome

D tidig sköldkörtelstörning, ear/_y :hyra/d disturbance O abortindikation, abortion indicated

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:VIII _ parameter combination according to table 6: VIII

Figur 8:5 VARIATIONSOMRÃDE FÖR MAXIMALT TÃNKBARA HA VERI- KONSEKVENSER VID LÃ GE T5 KM FRÅN ST ORSTADSCENTRUM variation width for maximum accident consequences with the site 5 km from city centre Obs/ Bakgrundsbilden avser dödsfall, beräkningsfallen för maximalkonsekvensema ger även lindrigare skador. Note: background histogam indicates only deaths, the consequence calculations include also less severe effects

256 Utredningens bedömningar och slutsatser SOIU 1974: 56

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of even rs with consequence in given internal

10 000 - OBS! logaritmiska skalor 1 000 _uununuu

100 -

10*

1 *IIIIIIIIIIII

0.1 31121 _f_ 0.01 -

/ 0.001- _._._.---.. I_I_II ----- 100/J-

min /

U1 v 0.11.1- \\J \\ S: J \| \ 0.01/J k |\\\\\ |\\\\\+ - Q /ø/ 000111 / / _/ BE ©

1 1B 100 1000 10 000 100 000 konsekvens, antal

fall per händelse consequence, no Bakgrundsdiagrammets innebörd framgår av fig 6:1 1 of cases per event legend of background histogram, cf fig 6:7 1 Avstånd till stadscentrum distance site city centre O 5km El 20

04°

V100”

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:VIlI parameter combination according to table 6: VIII

Figur 8. 6 VAR/ål TIONSOMRÅDET FÖR MAXIMALT ANTAL DÖDSFALL VID DE OLIKA LA GESALTERNA T1 VEN variation width for maximum number of deaths at different site distances from city centre

SOU 1974: 56 Sammanfattande diskussion 257

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of events with consequence in given interva/

10 000 r OBS! logaritmiska skalor 1 0Oo_--------nu-

100%

10v-

1 “ luuluuli

0.001- \\

1001.1-

10a 4 1p - /

?ägg

0.111-

zê

“

MW 22: ç/ ä]

@

§22?

0001;»

gg (EE ®

!© r 1:

1 10 100 1000 10 000 100 000 Konsekvens, antal fall per händelse consequence, no Bakgrundsdiagrammets innebörd framgår av fig 6:11 dä”, pe, even, legend of background histogram, cf fig 6:77 Avstånd till stadscentrum distance site city centre O 5km E 20!! 40

o.

W100

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:Vl|| parameter combination according to table 6:VIl/

Figur8t7 VARIA TIONSOMRÅDE FÖR MAXIMALT ANTAL STRÅLSJUKA VID DE OLIKA LÃGESAL TERNA TI VEN variation width for maximum number of cases of acute radiation syndrome at different site distances from city centre. Obs! Bakgrundsbilden avser enbart dödsfall. Note: background histogram indicates only death risks

258 Utredningens bedömningar och slutsatser SOU 1974: 56

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 70 million inhab. of events with consequence in given intervai

10 000 «

1 000 J""" OBS! logaritmisk skala

100-

10-

1 “ IIUIIIIIIIII

0.1 - - -- -- (101- .uu--

0_o01-/,,///// i|_|_|----------

I-I-UI nun-- 100”- z/ ,I ,/ _ // /

n///l

wv- v37» /øtøgp/

/// 7 01,11* / ”/ // _ _, _, i « j 0.011! _ o m 44:, -l

i

v

©l1l M9 g

000m- , y , i * “ “ “i

1 j. 1 10 100 1000 10 000 100 000 Konsekvens, antal fall per händelse consequence, no Bakgrundsdiagrammets innebörd framgår av fig 6:11 o, cases per event legend of background histogram, cf fig 6:1 1 Avstånd till stadscentrum distance site city centre O 5km

D 20 u

40 II

0 Vioo

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:V|II parameter combination according to table 6:Vli/

Figur 8:8 VARIA TIONSOMRÅDE FÖR MAXIMALTANTAL FALL MED TID] G STÖRNING A V SK ÖLDK ÖR TELF UNK TIONEN VID DE OLIKA LÃGES- ALTERNA T1VEN variation width for maximum number of cases with early disturbance of thyroid function at different site distances from city centre. Obs! Bakgrundsbilden avser enbart dödsfall. Note: background histogram indicates only death risks

Sammanfattandediskussion 259

Frekvens per år och 10 miljoner inv av händelser med konsekvens inom givet intervall frequency per year and 10 million inhab. of events with consequence in given interval

10000-

_IIIIIIIIIIIII 1 OBS! logaritmisk skala 100-

10 -

1 Illllllllllll .nnnnn 0.1

_ç-Wy---n-

/V , ./ I _ä I ----- Å/// -|_|_|_-u-u-Ii [j] ----- /« , / 100p- / // . 10,1_ / 11.1- 77 7

//lz/f/

0.111m (D //Ãv/ 777m”

5 E e ® av, t.

000m- mø _,,, .J “l

ä 0 lâE I i 1 10 100 1000 10000 100000 Konsekvens, antal fall per händelse consequence, no Bakgrundsdiagrammets innebörd framgår av fig 6:11 o; cases pe, even, legend of background histogram, cf fig 6:1 1 Avstånd till stadscentrum distance site city centre O 5km [j 20

40 n

1,2,3 etc beräkningsfall enl tab. 6:VIlI parameter combination according to table 6: VIII

VARIA TIONSOMRÅDE MAXIMALT ANTAL FALL A V Figur 8: 9 FêR ABORTINDIKA TION VID DE OLIKA LAGESALTERNA TI VEN variation width for maximum number of cases where abortion is indicated at different site distances from city centre Obs! Bakgrundsbilder: avser enbart dödsfall. Note: background histogram indicates only death risks

260 Utredningens bedömningar och slutsatser SOU 194: 56

Aktivitetsfrigörelse ur reaktorn Utredningen har räknat med två alternativ för maximalt tänkbar andel flyktiga fissionsprodukter som kan frigöras till omgivningen vii ett haveri: 100 % av radioaktiva ädelgaser och 30 % av jodisotoperna, respektive 100 % ädelgaser och 3 % jod. Sådana stora utsläpp förunätter att härdnödkylningens funktion så gott som helt uteblir. Värdena 3 respektive 30 % av härdens jodinnehåll har valts som det intervallinom vilket maximalt utsläppt jodandel enligt tillgänglig experimentell nformation ligger underi övrigt antagna förhållanden vid dessa stora haierier. Sannolikheten för att 30% jod skall frigöras har därvid satts till en tiondel av sannolikheten för 3 % frigörelse. Tidsförloppet för frigörelsen av aktivitet ur härden är av betydelse för konsekvenserna i omgivningen på mer än ett sätt. Vid beräkniig av maximala haverikonsekvenser har utredningen som nämnts föritsatt frigörelse i jämn takt under den timme som utsläppet till atmo:fären pågår. Aktiviteten i reaktorhärden minskar snabbt i början efter ett haveri på grund av radioaktivt sönderfall. Mycket snabba utsläpp ;kulle därför kunna betyda att större mängder radioaktivitet kom ut. Kortare frigörelsetider än en timme är emellertid ytterst osannolika med hinsyn till de fysikaliska begränsningar som finns. Sker frigörelsen på längre tid än en timme minskar däremot u:läckt aktivitetsmängd endast måttligt om inte utsläppet fördelas över ettdygn eller mera. För att illustrera i vilken takt jod- respektive ädelgasaktiviteten avtar har överslagsberäkningar gjorts för ett fall där utsläppet sler på en timme men med en fördröjning av tre timmar. Inandningsdcserna påverkas därvid endast med några få procent, eftersom mängden radioaktiv jod domineras av isotoper med relativt långa halveringstiden De radioaktiva ädelgaserna, som förutom jodisotopema bidrar till externdoserna, utgöres i större omfattning av mera kortlivade isoroper. Samma fördröjning skulle därför, om andelen frigjord jod är 3% av härdinnehållet eller mindre, minska externdoserna i omgivningen till ungefär en tredjedel av de doser som erhålles om utsläppet sker Ander den första timmen efter haveriet. Andra fissionsprodukter än jod och ädelgaser har inte tagits med vid beräkning av konsekvensbilderna. De kan visserligen bli av stor betydelse på längre sikt främst för haveriernas ekonomiska konsekvenser men utomlands och av utredningen gjorda beräkningar visar att ädelgas- och jodaktivitet dominerar vad beträffar akuta hälsoeffekter.

Aggregatstorlek och aggregatantal Mängden radioaktiva fissionsprodukter i härden är proportionell mot den termiska reaktoreffekten som för konsekvensberäkningarna antagits vara 1 700 MW motsvarande ca 580 MW elkraft. Alla doser i omgivningen ökar proportionellt med utsläppets storlek. Drabbar ett givet haveri en reaktor dubbelt så stor effekt som den här antagna, skulle doserna i

med

omgivningen således bli dubbelt så höga. Samtidigt ökar det avstånd inom

SOU 1974: 56 Sammanfattande diskussion

vilket en hälsoeffekt kan - dvs. en viss dosnivå given uppträda överskrides. Varje aggregat vid ett verk bidrar till sannolikheten för att haverier skall uppträda och ge konsekvenser i en viss punkt i omgivningen. Sannolikheten att omgivningen skall drabbas av en olycka Ökar därför i stort sett proportionellt med antalet aggregat.

Maximalt tänkbara haverikonsekvenser Av vad som tidigare sagts i detta avsnitt har framgått att endast mycket stora haverier kombinerade med i övrigt ogynnsamma förhållanden kan ge omgivningskonsekvenser med akuta skador utanför själva anläggningen vid ett kärnkraftverk av den studerade typen. De beräkningsfall utredningen presenterat i avsnitt 6.5 såsom karaktäristiska för de fyra olika lägesalternativens värsta tänkbara haverikonsekvenser utgår sålunda från en rad antaganden om delförlopp med låg sannolikhet. En ogynnsammare - inklusive vindriktning i förhållande till meteorologisk spridningsbild omgivande tätbefolkade områden - inträffar endast i 1,5 å 0,15 % av all tid. Värmeinnehållets lyftande effekt på de stora utsläpp som det är fråga om har endast beaktats kvalitativt och kommer troligen i ett reellt fall att kraftigt reducera doserna i förhållande till de beräknade. Vidare har den andel av härdens flyktiga aktivitetsinnehåll som frigöres antagits vara så stor som praktiskt kan vara möjligt. Aggregat med drygt dubbla effekten skulle dock kunna bli aktuella och därmed skulle aktivitetsinnehåll i härden och stråldoser i omgivningen kunna bli proportionsvis lika mycket större än vad utredningen redovisat i beräkningsfallen. Endast i fråga om synes därför sådana parametervärden rimligen kunna aggregatstorlek antas, som leder till ogynnsammare resultat än de redovisade. De sex beräkningsfall som visas i konsekvens-sannolikhetsdiagrammen figur 8: 2-8: 9 skall inte betraktas fristående från varandra. Tillsammans avser de att illustrera vad som kan kallas värsta tänkbara haverikonsekvens för vart och ett av lägena 5, 20, 40 och 100 km från miljonstadens centrum. Dessa maximalkonsekvenser måste också bedömas mot bakgrund av antagna förutsättningar och konsekvensernas låga sannolikheter. Man kan nämligen inte betrakta en beräknad konsekvens fristående från sannolikheten för dess inträffande med motiveringen att konsekvensen är exceptionellt stor. Ett sådant betraktelsesätt skulle med tillräckligt pessimistiska konsekvensberäkningar leda till krav på att stoppa många verksamheter. Det är sålunda möjligt att specificera osannolika omständigheter - avseende haverisätt, mänskligt felhandlande, befolkningsbild, osv. - vilka ger beräknade olyckskonsekvenser i spridningsförhållanden tiotusentals dödsfall för exempelvis transport och storleksordningen lagring av kemiska produkter, civil och militär flygtrafik, oljelager, gasoch vattenförsörjningssystem. I något stadium av ett beslutsfattande är därför en uppskattning av konsekvensens sannolikhet nödvändig. Risktagandet måste därvid i regel vägas mot ekonomiska eller miljömässiga fördelar. Med beaktande av ovan angivna synpunkter kan maximala konsekvenser diskuteras för olika lägen utgående från figurerna 8: 2-8: 9

262 Utredningens bedömningar och slutsatser SOU 1974: 56

och avsnittet 6.5. Dessa beräknade maximalkonsekvenser är med avseende på dödsfall begränsade till ett fåtal fall för samtliga lägen, 5 km-läget inräknat, om det avstånd inom vilket ingen eller ringa bebyggelse finns, antas vara 2 km. Med 0.5 km avstånd ökar maximiantalet dödsfall vid 5 km-läget till några hundratal. Denna konsekvensstorlek ligger dock på den lägsta sannolikhetsnivån som presenteras, en tiotusendel per miljon reaktorår. l Här kan likaså observeras att allvarliga akuteffekter såsom strålsjuka och tidigt uppträdande störning av sköldkörtelfunktionen helt uteblir i flera av beräkningsfallen för samtliga Kunde av lägen. lyfteffekten utsläppens värmeinnehåll beaktas på ett helt realistiskt och kvantitativt sätt är det sannolikt att än fler beräkningsfall skulle _ge detta resultat. De tre akuta skadekategorier som förutom dödsfall antagits dominera konsekvensbilderna är strålsjuka, tidig sköldkörtelstörning och ovillkorlig abortindikation. Strâlsjuka ger i det akuta skedet en mycket allvarlig sjukdomsbild och kan vid höga doser leda till döden. De skadefall som redovisats i denna kategori för de olika beräkningsfallen gäller så låga doser, att ett fullständigt tillfrisknande förutses. Antalet fall av denna typ i maximalkonsekvenserna ligger mellan 0 och 100 för de två gieslägena, O och 500 för 20 km-läget samt 0 och 10 000 för 5 km-läget. Tidig störning av sköldkörtelfunktionen är en relativt lindrig sjukdom, vars verkningar kan elimineras genom medicinering. Beroende på dosens storlek ger den sig till känna från kort tid efter det personen utsatts för strålning och upp till något år senare. Maximalkonsekvensen ligger här för 40- och 100 km-lägena mellan 0 och 3 000 fall, för 5- och 20 km-lägena mellan ett fåtal fall och upp till flera tiotusental. Det bör här framhållas att störning av sköldkörtelfunktionen inte i någon annan känd säkerhetsanalys bedömts vara så allvarlig att den tagits med i konsekvensbeskrivningen. Vad som här kallats ovillkorlig abortindikation utgör fall där gravida kvinnor fått stråldoser över 10 rad till fostret. Om sådana doser erhållits i samband med medicinsk behandling har man hittills ansett sannolikheten för fosterskador så förhöjd att en abort rekommenderats. Sannolikheten för skada är fortfarande måttlig jämfört med den normala frekvensen av liknande fosterskador, och framför allt när dosen erhållits sent under fosterutvecklingen är denna sannolikhet låg. Maximala antalet fall av denna kategori ligger mellan några tiotal till något tusental för 5 km-läget, mellan ett tiotal och några hundra för 20 km-läget samt mellan noll och ett par hundra för de övriga tvâ lägena. Med här gjorda antaganden präglas maximikonsekvenserna vid 40 och 100 km-lägena helt av effekterna inom de mindre samhällen - 500 invånare på 5 km avstånd och 15 000 invånare på 15 km avstånd - somi de schematiska befolkningsbilderna fått representera nârbefolkningen vid dessa lägen. Inte ens lindriga akutskador uppträder såledesi miljonstaden under gjorda antaganden, men kunde ha blivit aktuella vid exempelvis en dubbelt så stor reaktoreffekt som den studerade. Utredningens beräkningar innefattar inte någon utspridd glesbygdsbefolkning vid 40 och 100

Sammanfattande diskussion 263

km-lägena. För verkliga lägen skulle därför flera skadefall kunna erhållas än vad som redovisats för dessa två lägen. Speciellt kan konsekvensbilderna ändras av tätorter på närmare avstånd än de antagna, medan en utspridd landsbygdsbefolkning inte påverkar antalet fall i sådan utsträckning att här angivna storleksordningar på maximikonsekvenserna ändras. En av konsekvenserna blir vidare sannolikare om given omfattning mindre samhällen inom 2-15 km avstånd finns mera jämnt fördelade runt periferin vid gleslägena. Den absoluta storleken av de beskrivna maximala haverikonsekvenserna ligger vad det gäller antalet dödsfall storleksmässigt under motsvarande maximala konsekvenser av andra av samhället accepterade verksamheter t. ex. trafikflyget (en jumbojet störtar i en stad), transport av på en centralstation) och lagring av gifter (klortankvagn går sönder brandfarliga ämnen (stor brand i lager med svavelhaltig olja ger stora för att få ett visst antal dödsfall eller utsläpp av S02 ). Sannolikheten skadefall av många andra orsaker ligger dessutom mycket högre än för att en reaktorolycka skall få en lika stor konsekvens. Mot teoretiska med sina sannolikheter kan analyser av haveriförloppen alltid invändas att det är omöjligt att helt förutse verklighetens skiftande av störningar och händelseförlopp. Som närmare diskuterats i mångfald avsnitt 6.5 och i detta avsnitt, önskar utredningen i detta tidigare avseende av erfarenheter och verifikation samt på peka på vikten inverkan av den mänskliga faktorn, t. ex. sabotage. Utredningen har dock enligt vad som tidigare sagts sökt ta hänsyn till existerande osäkerheter vid uppskattning av haverisannolikheterna. Dessutom understrykes betydelsen av de stora till referenssambandets värden samt marginalerna framför allt de till samhällets risker i övrigt.

8.4 Anordningar och åtgärder av betydelse för omgivnings-

säkerheten vid haverier

Allmänt av aktivitet tid karaktäriserar haverier, som kan ge Stora utsläpp på kort och därmed bli av betydelse i akuta hälsoeffekter i omgivningen närförläggningsfrågan. Sådana utsläpp kan endast inträffa om kylningen av bränslet form av skada blir otillräcklig samtidigt med genom någon cirkulationssystemet och från reaktorinneläckage både från det primära Skadorna kan tänkas inträffa oberoende av varandra, men slutningen. detta är så osannolikt att riskerna helt bestäms av fall där de på något sätt är kopplade till varandra - dvs. har en gemensam orsak eller där en skada utlöser den andra Härdens kylning säkerställs i första hand genom det normala primärsom är uppbyggt av flera parallella kretsar vid båda reaktorsystemet

264 Utredningens och slutsatser bedömningar SOU 1974: 56

typerna. Skulle denna kylning bli otillräcklig antingen beroende på en stor oavsiktlig förhöjning av reaktoreffekten eller på bortfall i tillförseln av kylvatten pumpstopp, brott på ledning e. d. - träder olika säkerhetssystem in. Reaktom snabbstoppas samt om erforderligt sätter också nödkylning av härden in. Som ett ytterligare skydd finns dessutom olika inneslutningsfunktioner. Snabbstoppssystemet utlöses på många olika typer av signaler - hög reaktoreffekt, högt tryck och hög temperatur i inneslutningen etc. - och fungerar genom att ett stort antal styrstavar snabbt förs in i härden och sänker effekten. Reaktoreffekten sänks snabbt och kraftigt i de flesta situationer även om endast ett fåtal fungerar.

stavar

Härdnödkylningen kan vid både BWR och PWR upprätthållas med ett antal olika system och i många haverifall är inte nödkylning erforderlig. Härdnödkylningen är dimensionerad för ogynnsamt lokaliserade brott på primårsystemets stora cirkulationskrets och på de stora och ångmatarvattenrören. Den är utförd som två eller flera parallella, av varandra oberoende system. Även stora rörbrott, som snabbt tömmer cirkulationssystemets vatten och ånga ut i reaktorinneslutningen skall kunna tas om hand utan att större aktivitetsmängder frigöres ur härden. Reaktorinneslutningar dimensioneras också för att tåla brott på de största rören i primärsystemen, varvid kravet är att endast obetydliga mängder av frigjord aktivitet skall kunna nå omgivningen. En viktig deli

inneslutningens funktion är de avstängningsmöjligheter som finns på alla

ledningar, vilka passerar genom inneslutningsväggen. Sker ett brott utanför inneslutningen, exempelvis på en ångledning för BWR, måste denna ledning stängas med en ventil mellan brott och härd. Dubblerade ventiler installeras därför på alla sådana ledningar och placeras på ömse sidor om inneslutningsväggen. Vid stora rörbrott innanför inneslutningen byggs ett tryck upp av den utströmmande ångan. Detta tryck tas ned genom olika åtgärder, främst strilning av inneslutningsatmosfären och kylning av strilvattnet. För säkerhetssystemen är det av stor vikt att kraftförsörjning till pumpar och manöverorgan alltid kan garanteras och för olika kylfunktioner år det av vikt att trygga försörjningen med kylvatten. El- och Vattenförsörjning måste därför fungera på i princip samma sätt som själva säkerhetssystemen. Dubblerade ledningssystem med flera alternativa kraftkällor 06h kylvattenförråd är därför regel. Kärnkraftverkens uppbyggnad är sådan att stora utsläpp av aktivitet inte kan förekomma utan att vid ett haveri ett eller flera av ovannämnda system skadas, fungerar fel eller inte alls fungerar. Detta i sin tur innebär i allmänhet att en kedja av samtidiga fel har inträffat. stora Mycket tankbrott - men inte alla sådana brott - kan dock tänkas leda till stora aktivitetsutsläpp även om de inte kombineras med andra felfunktioner. Brottet skulle nämligen kunna leda både till att härden inte kan kylas och till att inneslutningen skadas av tryckvågor eller missiler. I motsats till övriga stora haveriutsläpp finns således här ett förlopp, där en enda primär händelse skulle kunna ge stora omgivningskonsekvenser. De olika haveriförlopp som utredningen analyserat i detalj framgår av tabell 6: VI.

SOU 1974: 56 Sammanfattande diskussion 265

Snabbstoppsystem Snabbstoppsystemet är liksom övriga säkerhetssystem uppbyggt med mycket hög tillförlitlighet som målsättning. Framför allt söker konstruktionen förebygga händelser, som leder till helt uteblivet snabbstopp. Sådana händelser skulle kunna vara att ingen av de signaler som utlöser snabbstopp fungerar, eller att något gemensamt mekaniskt hinder stoppar flertalet styrstavar. Analyser visar dock att om ett mindre antal styrstavar inte fungerar vid snabbstopp så behöver inte detta leda till några allvarligare konsekvenser. Det är t. 0. m. möjligt att i många haverifall tåla totalt uteblivet snabbstopp utan att säkerheten för omgivningen påverkas. AECi Förenta staterna har nyligen aviserat att man från 1976 kommer att skärpa kraven på snabbstoppsystemen. Motivet anges vara att den genom drifterfarenhet dokumenterade tillförlitligheten hos nuvarande snabbstoppsystem enligt AEC ej fyller de krav man vill ställa med hänsyn till den förväntade kärnkraftutbyggnaden. De nya kraven återspeglar en strävan att sänka sannolikheten för kopplade fel i snabbstoppsystemen. För reaktorer i drift eller sådana som ges koncession före 1976 kräver AEC sådant utförande att konsekvenserna av totalt felfungerande snabbstopp begränsas på ett tillfredsställande sätt. I närförläggningsutredningens analyser har snabbstoppsystemets funktion och tillförlitlighet ej visat sig vara av utslagsgivande betydelse för de stora haverier som ägnats största uppmärksamheten.

Härdnödkylsystem Nödkylsystemen skall dels förhindra överhettning av bränslet under den första kritiska fasen av ett haveriförlopp, dels på lång sikt - ett antal månader - ta hand om den restvärme som alstras vid fissionsprodukternas sönderfall. Härdnödkylning sker i första hand med härdsprinklingssystem vid BWR- och med injekteringssystem vid PWR-konstruktionen. För både BWR och PWR är dessa system uppbyggda med god redundans - flera parallella kretsar för kylvattenförsörjningen. I många haverisituationer är det dessutom möjligt att bidra till kylningen av härden genom att andra system vilka inte speciellt tillkommit för nödkylningsfunkutnyttja tionen. På detta sätt erhålls en god variation av funktionsprinciperna, vilket gör det möjligt att tillgodoräkna sig mycket höga tillförlitlighetsvärden. Utredningen har utgått från en felfrekvens på 1 per 1 000 á 10 000 anfordringar. Funktionen av lättvattenreaktorernas härdnödkylsystem har de senaste åren varit föremål för ingående studier i Förenta staterna. AEC har vid nyår 1973/74 tagit ställning i frågan om kraven på lättvattenreaktorers härdnödkylsystem och förutsättningarna för deras dimensionering. De nya bestämmelser som utfärdats innebär skärpta krav i flera avseenden. Uppfyllandet av dessa krav synes i realiteten innebära väsentligt ökade säkerhetsmarginaler i de flesta tänkbara nödkylningssituationer. Såväl

in?

266 Utredningens bedömningar och slutsatser SOU 1974: 56

AEC som myndigheteri andra länder och reaktortillverkarna grundar sina bedömningar av härdnödkylningens funktion på teoretiska beräkningari kombination med delförsök i stor skala. Därvid har säkerhetsmarginaler införts både vid formulering av modellerna för förloppen och vid fastläggande av använda fysikaliska och mekaniska data. Tillförlitligheten hos härdnödkylsystem säkerställes på samma sätt som för andra säkerhetssystem, genom ökad redundans och diversifiering. Kraven på härdnödkylning kan göras lättare att uppfylla genom att undvika alltför hög härdbelastning, dvs. effektuttag per meter bränslestav.

Reaktortankar Mycket stora brott på reaktortankar - brott där större öppningsareor erhålls än största rörarean i primärsystemet - kan som ensam primärhändelse tänkas leda till stora aktivitetsutsläpp. Sannolikheten för tankbrott måste därför hållas på extremt låg nivå. Detta sker för dagens reaktorer genom en insats av kvalitetsgaranterande åtgärder, såväl vid specifikation, konstruktion och tillverkning som sedan tanken tagits i drift. Särskild uppmärksamhet ägnas sålunda åt utveckling av förfinad teknik för återkommande inspektioner, liksom metoder för kontinuerlig kontroll av tankens tillstånd även under drift. Utredningen har bedömt att den konstruktiva och driftmässiga säkerheten hos reaktortankar av stål har en lägre reell sannolikhet för mycket stora brott än l per miljon driftår. Denna bedömning stödjes även av utländska bedömare, exempelvis AEC i Förenta staterna Ytterligare säkerhet vid tankbrott skulle på sikt kunna åstadkommas genom en konstruktion där härden under alla omständigheter kan hållas kyld. Tankens delar måste då hållas på plats genom särskilda stödkonstruktioner. Även utveckling av betongtankar för vattenreaktorer pågår för närvarande bl. a. inom Sverige. Det är möjligt att sådana tankar skulle kunna få en sannolikhet för mycket stora brott som understiger ståltankarnas. Båda de beskrivna alternativen med syfte att minska riskerna från tankbrott behöver dock byggas under ytterligare genom praktisk erfarenhet av tillverkning och drift i full skala.

Reaktorinrzeslutningar Normala reaktorinneslutningar släpper enligt ovan endast ut obetydliga mängder aktivitet, även om ett haveri med stort rörbrott skulle resultera i avsevärd aktivitetsfrigörelse inom inneslutningen. Att inneslutningama dimensionerats för ett haveri av denna typ utesluter inte att relativt god inneslutningsfunktion även kan erhållas vid ännu allvarligare olyckor. Skall sannolikheten .för en fullgod funktion vid mycket svåra haverier, Report on the integrity t. ex. av typen stora tankbrott, höjas ytterligare, måste emellertid of reactor vessels for light water power reactors. speciella konstruktiva åtgärder vidtas. Vissa riktlinjer för sådana kon- USAEC advisory com- struktiva åtgärder kan anges. mittee on reactor Främst bör nämnas arrangemang som resulterar i att inneslutningen safeguards, Washington D.C. (jan 1974). även vid ett stort haveri fungerar som ett dubbelt skal, där läckage från

Sammanfattande diskussion 267

den inre volymen till mellanrummet kan hållas under kontroll. Läckaget kan då antingen pumpas åter till den inre volymen eller släppas ut på hög höjd eventuellt via reningsanordningar. Den inneslutning av typen PS (pressure suppression) som används vid den BWR som utredningen studerat fungerar i princip som en sådan dubbel inneslutning. Samma grundidé kan dock även tillämpas på s. k. torra inneslutningar vilka är vanliga vid PWR. Extra säkerhetsvärden erhålles genom att inneslutningen ges ytterligare ökat skydd mot missiler såväl inifrån som utifrån, och genom att dess anordningar för reduktion av mängden luftburen radioaktiv jod utformas så att de kan fungera med hög avskiljningsgrad även under mycket svåra haveriförhållanden. Generella fördelar synes kunna vinnas med en bergrumsinneslutning främst i form av ett överlägset skydd mot yttre missiler av typen störtande flygplan samt krigshandlingar o. d. Bergförläggning torde även ge nya möjligheter att begränsa verkningarna av ett eventuellt tankbrott. Ytterligare en intressant möjlighet vid bergrumsinneslutningar som föreslagits komma till användningi Värtan-projektet gäller förläggning på sådant djup att grundvattentrycket i ett vått berg kan utnyttjas för att hindra aktivitetsläckage genom berget även efter mycket stora haverier. Säkerhetsegenskaperna hos bergrums- och andra underjordsförläggningar har studerats i viss omfattning inom utredningen och en särskild utredning har genomförtsi CDL: s regi under våren 1974.

Bebyggelseförhållanden Schematiserade befolkningsfördelningar har använts vid studierna av haverikonsekvenser från kärnkraftverk liksom vid jämförelse av miljöverkningar från olika fjärrvärmekällor. De konsekvensbilder som därvid räknats fram bedöms dock icke skilja sig från vad som skulle erhållits om olika verkliga befolkningsfördelningar studerats i detalj, i sådan utsträckning att det påverkat utredningens slutsatser. Av figur 8: 10 framgår det att befolkningsbilden kring redan etablerade svenska kärnkraftverkslägen ungefär motsvarar de tre alternativen 20, 40 respektive 100 km avstånd från modellstadens centrum. Barsebäck utgör ett mellanting mellan 20 och 40 km-lägena. Det läge vid Haninge som diskuterats för förläggning av ett kämkraftvärmeverk i Stockholmsregionen har en liknande befolkningsfördelning. Ringhals överensstämmer tämligen väl med 20 km-läget i närzonen men befolkningsfördelningen närmar sig för större avstånd modellens 40 km-läge; Forsmark och Simpevarp har befolkningsbilder som påminner om 100 km-läget, 5 km-läget överensstämmer väl med befolkningsbilden för Värtan-läget, vars aktualisering utgjorde utgångspunkten för utredningsarbetet. Av utländska myndigheter har AEC i Förenta staterna tidigare angivit att befolkningsfördelningarna kring de tre anläggningarna Zion, Indian Point och Newbold Island utgjorde en övre gräns för accepterade maximala folkmängder på olika avstånd från en kämkraftstation. Senare har AEC skärpt sina krav och förklarat sig ej kunna acceptera Newbold

268 Utredningens bedömningar och slutsatser SOU 1974: 56

WåMVG 500m Qivet avstånd OBS! Iogaritmiska skalor inhabi tan ts inside given distance

1 000 000

100 000

o_1 1 10 100 km Avstånd från verket 5, 20, 40, 100 modell distance from site Verkliga lägen B, F, R, S real sites Föreslagna lägen H, V proposed sites

Figur 8: 10 BEFOLKNINGSFÖRDELNINGAR population distributions 5, 20, 40 resp. 100 avser modellbefolkning med verket 5, 20, 40 och 100 km från centrum av miljonstad; B, F, R, S avser kärnkraftstationerna Barsebäck, Forsmark, Ringhals- Värö resp. Oskarshamn-Simpevarp; V, H föreslagna lägen vid Värtan och Haninge 5, 20, 40 and 100 respectively distributions with site 5, 20, 40 and 100 km from model city centre; B, F, R, S indicate established sites Barsebäck, i Forsmark, Ringhals-Värö and Oskarshamn-Sirnpevarp respectively; V, H proposed i sites at Värtan and Haninge in the Stockholm region.

Island, på grund av den stora närbefolkningen inom 8 km avstånd. Som framgår av figur 8: 11, är befolkningen inom de närmaste kilometrarna avsevärt mycket större vid de tre amerikanska lägena än vid samtliga i svenska lägen. l I Västtyskland har myndigheterna ännu ej tagit ställning till BASF-anläggningen vid Ludwigshafen, medan Biblis-läget nära Mannheim accepterats. Som framgår av figur 8: ll är det främst inom avståndsintervallet 2 till 10 km som befolkningsbilden kring Ludwigshafen skiljer sig från de andra här diskuterade amerikanska och svenska i lägena. Befolkningsföri delningen kring Biblis ligger mellan de svenska fördelningarna och fördelningarna vid de tre nämnda amerikanska lägena. Befolkningsbildens betydelse i samband med haveriutsläpp där mindre

än någon enstaka procent av de flyktiga fissionsprodukterna sprids till

Sammanfattande diskussion 269

Antal boende inom givet avstånd no of mhabnants :ns/de g/ven distance skam OBS] logaritmiska 10000000

10 | | I I II I I 1 2 3 4 5 67 8910 20 30 40 50 km Avstånd från stationen distance from plant

Figur 8: 11 BEFOLKNINGSEÖRDELNINGAR KRING SVENSKA OCH UT- LÃNDSKA KÃRNKRAFTLAGEN population distributions around Swedish and foreign sites

= 19 70 Simpevarp

QCOOVQQÅÅVNNN

Newbold Island, Förenta staterna 1980 Ludwigshafen, Västtyskland - Hartlepool, Storbritannien 1931 |I Biblis, Västtyskland u. H Indian Point, Förenta staterna 1980

270 Utredningens bedömningar och slutsatser sou 1974; 56

Utsläpp i % av angivet maximiutsläpp release in percent of assumed maximum re/ase

Maximiutsläpp i procent av hardinnehåll maximum re/ase in percent of core inr/en tory

I = ädelmser 100 noble gases jod 30 iodine Ii = 100 50 ädelgaser noble gases iod 3 /od/ne

-w-Z-á Tidig sköldkörtelstörning early th yra/d disturbance - - - - - Strålsjuka radiation syndrome

0 J l I 0 10 20 30 km

Avstånd från utsläppspunkten distance from release point Figur 8: 12 A VSTÅND FRÅN U TSLÃPPSPUNK TEN INOM VILKA TIDIG SKÖLDKÖR TEL- STÖRNING RESP. AKUT STRÅLSJUKA KAN UPPTRÃDA. (Utsläppstid I timme, utsIäppshö/“d 100 m. Ogynnsam spridningssituation S-percentiler) distances from release point within which early thyroid function disturbance and acute radiation syndrome may occur (release time l h; release height 100 m; unfavourable dispersion conditions = 5 percentiles)

omgivningen kan bedömas mot bakgrund av beräknade effekter från normalutsläppen eftersom inga akuta skador är att förvänta. De omgivningskonsekvenser i form av sena skador som kan uppstå i samband med sådana utsläpp är således ej särskilt beroende av bebyggelsens detaljer och kan endast påverkas i ringa mån av restriktioner i bebyggelseplanema. Konsekvenserna av större haveriutsläpp, där akuta skador kan förekomma i omgivningen, blir mer beroende av bebyggelseförhållandena. De resultat utredningen erhållit vid beräkning av maximalt tänkbara haveri- : konsekvenser, figur 8:2-8:9, kan illustrera arten av detta beroende. _ Även figur 8: 12 är emellertid av intresse i detta sammanhang. Den senare figuren visar att inga allvarliga akuta effekter erhålles utanför 2 km avstånd från verket om inte mer än ca 10% av härdens innehåll av

Sammanfattande diskussion 271

radioaktiva ädelgaser och ca 5 % av dess jodinnehåll snabbt läcker ut till* omgivningen. Av det ovan sagda framgår det att endast befolkningsbilden vid det studerade läget 5 km från modellstadens centrum och med 0,5 km skyddszon klart skiljer sig från hittills godkända lägen i olika länder. Modellstudiens 20 km-läge representerar däremot inte en mer utpräglad nårförläggning än exempelvis tyska Biblis och skiljer sig föga från svenska Barsebäck. Varken 5 eller 20 km-läget synes introducera några så stora risker att de väsentligen ändrar på den totala riskbilden i modellstaden.

Skyddsåtgaider i omgivningen Utredningens studie av tänkbara skyddsåtgärder i omgivningen isamband med haveriutsläpp, visar att effekterna av sådana åtgärder är starkt beroende av olyckans art och förlopp samt väderlekssituationen. Om utsläppet sker under någon timme, har det aktiva molnet passerat kringboende på upp till ca 10 km avstånd inom ett par timmar såvida inte ren vindstagnation råder. Risker för mer än ett fåtal dödsfall kan endast förekomma vid mycket stora och snabba utsläpp och inom några få km. Utredningens slutsatser beträffande den snabbhet med vilken motåtgärder kan sättas in gör det därför osannolikt att sådana åtgärder kan minska risken för dödsfall. Värdet av lokala beredskapsorganisationer torde i huvudsak vara förknippat med avspärrnings- och bevakningsinsatser i inledningsfasen, och bemötande av lindrigare omgivningseffekter på sikt, samt vidare olika typer av motåtgärder vid mindre eller längre långvariga haveriutsläpp.

272 SOU 1974: 56

9 Slutsatser och rekommendationer

Utredningens uppgift har varit att belysa de fördelar och nackdelar som kan följa med närförläggning av kärnkraftverk, främst sådana för kombinerad elkraft- och fjärrvärmeproduktion. Utredningsresultatet avses tjäna som ett underlag för framtida beslut i frågor om lokalisering av kärnkraftverk, speciellt med avseende på förläggningsplatsernas avstånd från större tätorter. Det har således icke varit avsikten att i betänkandet gå in på bedömning av tillåtligheten av någon specifik anläggning. Slutsatsernas bakgrund har i sina väsentliga drag diskuterats i kapitel 8, men för en belysning hänvisas till kapitlen 6 och 7.

detaljerad

Ekonomiska förhållanden vid olika fjärrvärmealtemativ

Kostnadsbilden för kärnkraftvärmeverk är starkt beroende av lokala förhållanden samt av aggregatets och därmed fjärrvärmesystemets storlek. Vid system som kan byggas upp med kärnkraftvärmeverk på l 000 å l 200 MW värme (motsvarande 500 å 600 MW elkraft i kondensdrift) eller större, erhålles vid 1973 års prisnivå på anläggningar bättre ekonomi än för oljeeldade alternativ vid oljepriser över 130 â 140 kr per ton - i mars 1974 låg priset på ca 350 kr per ton. Detta gäller såväl för refererade konkreta fall som för utredningens modellstudie. Kärnkraftalternativet skulle kunna konkurrera med oljealternativen vid ännu lägre oljepriser om miljöverkningarna togs med i den ekonomiska totalbilden. Utredningen finner att kärnkraftvärmeverk är ekonomiskt motiverade i varje fall inom de tre största tätortsregionema i landet.

Miljömässiga förhållanden under normaldrift vid olika fjärrvär-

mealternativ

Förbättring av luftföroreningssituationen vid övergången från lokal oljeeldad uppvärmning till fjärrvärme i en miljonstads innerområde har ha ett värde av storleksordningen några hundra miljoner kr uppskattats per år. Fjärrvärme med kärnkraftvärmeverk ger en ytterligare förbättring relativt oljeeldade fjårrvärmealternativ som uppskattats till ca 60 miljoner kr per år.

SOU 1974: 56 Slutsatser och rekommendationer 273

De radiologiska omgivningsverkningama av kärnkraftverks normalutsläpp är små och helt försumbara i jämförelse med verkningarna från andra luftföroreningar. Någon beaktansvärd skillnad mellan olika svenska kärnkraftlägen härvidlag finns ej. De data som använts för beräkning av övre gränser för strålningens omgivningseffekter i dessa sammanhang är väl underbyggda och innehålleri många fall stora säkerhetsmarginaler.

Kärnkraftverks haverisäkerhet

Utredningen bedömer säkerheten mot haverier i kärnkraftverk vara så hög att omgivningseffekterna av haveriutsläpp i genomsnitt över lång tid blir väsentligt mindre än de ovan berörda små effekterna av tillåtliga normalutsläpp. Akutskador kan endast förekomma i samband med mycket stora aktivitetsutsläpp. Sådana stora utsläpp är endast tänkbara vid haverier, där flera av reaktorns säkerhetssystem satts ur spel. Sannolikheten för ett haveri av detta slag är extremt låg och har av utredningen bedömts till l â 10 per miljon år och reaktor. Endast i kombination med mycket osannolika ogynnsamma atmosfäriska spridningsförhâllanden kan ens sådana stora utsläpp ge några allvarliga akutskador i omgivningen. Sannolikheten för dylika skador är därmed högst 0.1 â l per miljon år och reaktor. De värsta tänkbara omgivningsverkningarna vid haveri i ett närförlagt kärnkraftverk skiljer sig till sin omfattning vad gäller akuta personskador inte från vad som redan ingår i samhällets riskbild. Antalet dödsfall uppgår i ett av de 36 beräkningsfallen till några hundra och i 3 fall till ett tiotal samt är noll i alla övriga beräkningsfall. Vid här studerade kärnkraftaggregat och använda spridningsmodell beräknas inga dödsfall i samband med haverier kunna inträffa på längre avstånd från anläggningen än 2 å 3 km. Även det maximala antal som här nämnts är mindre än vad som förekommer i samband med flera andra verksamheter. Även för de värsta tänkbara haverikonsekvenserna vid närförlagda kärnkraftverk ger således en jämförelse vid handen att sådana verk ej inför konsekvenser av hittills okänd storlek. Detta framstår klarast för dödsfall och allvarliga akuta skador. Skulle ett stort utsläpp av radioaktiv jod äga rum vid ett haveri kan ett stort antal människor råka ut för en överexponering av sköldkörteln genom inandning av joden, vilket resulterar i en efter olika lång tid uppträdande kronisk störning av sköldkörtelfunktionen. Skadan är dock relativt lindrig och har goda behandlingsmöjligheter. Sena effekter, främst i form av cancer, och genetiska skador skulle även vid ett mycket allvarligt reaktorhaveri få så måttlig omfattning att effekterna ej kan urskiljas bland normalt förekommande fall av liknande typ.

Konstruktiva säkerhetsâtgärder

Sannolikheten för stora aktivitetsutsläpp bedöms redan vid nuvarande konstruktiva utformning vara utomordentligt låg. l enlighet med direkti-

274 Utredningens bedömningar och slutsatser SOU 1974: 56

ven anger dock utredningen de åtgärder som i första hand skulle kunna tillämpas vid en ytterligare förhöjd säkerhetsnivå, varvid speciellt tankbrottsrisken beaktats. Konsekvenserna för omgivningen av varje haveri minskar om aktivitetsutsläppet sker på hög höjd. En möjlighet är därvid att använda sig av s. k. dubbel inneslutning som utformas så att utläckande aktivitet leds upp till stor höjd även vid mycket svåra haverier. Förläggning i berg ökar skyddet mot yttre missiler - krigshandlingar, störtande flygplan t. ex. - och ger vissa andra skyddsvärden. Förbättrat skydd mot skador på inneslutningen i samband med stora brott på tank och det primära cirkulationssystemet synes sålunda lättast kunna erhållas vid bergrumsinneslutningar. Förläggning i berg medför dock även vissa nackdelar. Utredningen anser inte dessa problem tillräckligt utredda för att uttala någon rekommendation i frågan om bergrumsförläggning för närförlagda kärnkraftverk. Utredningen har med stöd av utländska uppskattningar bedömt sannolikheten för katastrofalt tankbrott orsakat av konstruktiva och tillverkningstekniska fel vara lägre än l per miljon driftår redan med nuvarande teknik. Sannolikheten för och konsekvenserna av stora tankbrott synes dock ytterligare kunna begränsas. För närvarande studeras sålunda bl. a. de möjligheter till ytterligare förbättringar som erbjuds genom intensifierad kontroll av ståltankars egenskaper under tillverkning och drift samt stödanordningar som begränsar möjliga brottareor vid ståltankar och genom införandet av betongtankar. En åtgärd som generellt förbättrar säkerheten och skulle kunna aktualiseras vid närförläggning, är enligt utredningens mening att konstruera reaktorn med lägre härdbelastning än normalt.

Bebyggelseförhållanden och skyddsåtgärder i omgivningen

i närzonen kring ett kärnkraftverk har störst Bebyggelserestriktioner betydelse för begränsning av de allvarligaste skadetyperna vid stora haverier. Den zon med speciella bebyggelserestriktioner ut till ca 2 km som för närvarande gäller för svenska kärnkraftverk, bedömer utredningen kunna vara värdefull även vid närförläggning. i vid ett haveri - såsom Speciella skyddsåtgärder omgivningen evakuering, skyddsmedicinering o. d. - som kan tillämpas för begränsade befolkningsgrupper är ej genomförbara för större tätorter. Lokaliseringar inom större tätorter måste sålunda baseras på en säkerhetsbedömning där sådana åtgärder ej tillgodoräknats.

Utredningens rekommendationer

Ekonomiska och försörjningspolitiska skäl samt önskemålet att reducera luftföroreningarna motiverar att värmeproduktionen i landets storstadsregioner baseras på kärnkraftvärmeverk.

Slutsatser och rekommendationer 275

Redovisade slutsatser rörande normalutsläpp och omgivningsrisker vid haverier visar att närförläggning av kärnkraftverk inte medför större risker - i betydelse konsekvens multiplicerad med sannolikhet - än vad som accepteras för många andra verksamheter. l det mest utpräglade som studerats av närförläggningsalternativet utredningen förutsättes verket placerat 5 km från storstadens centrum och omgivet av en zon utan bebyggelse på endast 500 m. Konsekvenserna av ett haveri kan emellertid minskas om man liksom för hittills beslutade förläggningar av kärnkraftverk i Sverige har en zon med speciella bebyggelserestriktioner ut till ca 2 km avstånd. Utredningen finner därför ingen anledning föreslå att kravet på en zon av denna storlek för närvarande frångâs. Även vissa extraordinära säkerhetsbefrämjande åtgärder såsom speciellt utformad inneslutning och konservativ dimensionering av reaktorns prestanda kan komma att aktualiseras vid en utpräglad närförläggning. Olika merkostnader vid en utpräglad närförläggning skall vägas mot kostnaderna för förlängning av hetvattenledningarna vid en mer avlägsen förläggning. De ekonomiska motiven för de mest utpräglade närlägena blir därigenom ej särskilt starka. Fördelarna med kämkraftvärmeverk i storstadsregioner är dock stora och förläggningar även på ca 20 km avstånd från stadscentrum är ekonomiskt intressanta. Närförläggningsutredningen rekommenderar med hänsyn till här anförda omständigheter att värmeproduktionen i landets storstadsregioner utnyttjar kärnkraftvärmeverk men att utpräglad närförläggning undvikes tilf dess ytterligare erfarenheter vunnits av anläggningar lokaliserade enligt nuvarande principer.

276 SOU 1974: 56 Summary

Summary

Scope of the investigation

The need for an investigation of safety questions arising in connection with the siting of nuclear power plants in and close to major population centres was brought into focus in 1968. The occasion was the application by the Electricity Supply Authority of Stockholm for permission to erect a nuclear combined power and district heating plant at Värtan which is located only a few kilometres from the central part of Stockholm. At that time, certain other projects involving nuclear combined heat and power plants on urban or near-urban sites were also being discussed. When safety authorities checked over the Värtan project they decided that further information was needed before an evaluation of nuclear sites close to densely-populated residential areas was power plant possible. In 1969 a broad study of the problems involved in urban siting was commenced. It involved collaboration between governmental authorities, the power companies concerned and AB Atomenergi. Plans made for this study included an analysis of the economical and environmental justifications for the urban siting of nuclear combined power and district heating plants. They also included investigations of the safety problems associated with urban siting. The main purpose of this study was to the source material needed by the authorities for reviewing produce specific projects. From early 1970, this study was carried out in the form of a public In 1971, the Committee carrying out this investigation was investigation. task of analyzing certain types of siting other than given the additional pure urban siting for nuclear combined power and district heating plants. The chief of these additional tasks was to provide source purpose material for national planning. The work of the physical-resource Committee was thus Oriented somewhat more generally with regard to the siting of nuclear power plants.

Urban siting and the expansion of nuclear power

The justiñcations for urban siting that are usually employed comprise, for the most part, environmental and energy policy advantages. Conse-

Summary 277 SOU 1974: 56

in Sweden, the possibilities of utilizing urban-sited reactors for quently, the production of district heating have been given special emphasis. Nuclear reactors intended for the production of heat or a combination of power and heat played an important role in the Swedish nuclear of the 19505. However, only one nuclear combined energy programme power and district heating plant-namely the Ågesta plant south of Stockholm-was erected. This plant was experimental in nature and is uneconornical because of, among other things, the low reactor power (80 MW thermal). Operation of this plant will be discontinued during 1974. The expansion of the district heating networks in Swedensthree major densely-populated regions can be expected to create demands large for nuclear combined power and district heating plants of enough economic size. lf district heating production in these regions were to be from oil-fired installations alone in the early l980s, it would provided the consumption of about three million tons of oil during a require normal year, i.e. about 10% of Sweden”s present oil consumption. lf nuclear combined and district heating plants were introduced into power these district heating networks, they would produce most of the thermal

energy needed there, and a large part of this oil could be saved.vThis

indicates that in this connection the utilization of nuclear power plants can be of major importance with regard to overall energy policies. From an environmental point of view, nuclear power plants are expected to provide attractive alternatives to oil-fired plants since they only give rise to insignificant air pollution. By comparison the flue-gases released in connection with the burning of fossil fuels such as coal and oil create problems in urban environments.

Technical background material

The evalution and conclusions of the Committee are based on a very large number of reports prepared by experts and Specialists covering the various associated with the assignment. To a large extent, this questions material has been prepared within the Committee. Basic information has been obtained in many cases from other sources, however, and the results obtained have been checked against information from various foreign sources as far as possible.

Power reactors, their function, design and construction i When nuclear energy is produced, the fuel inside the reactor generates a of radioactivity (fission products). The environmental risks large amount associated with nuclear power plants arise from the uncontrolled of significant portions of this radioactivity outside the plant. disperson The Committee has opted to concentrate its study on light water reactors. These represent an established technique that has already been introduced into Sweden and the Committee has based its considerations on the assumption that any reactor sited in an urban area will, in the first instance, be of time-tested design and construction.

278 Summary SOU 1974: 56

Most of the reactors currently used for generating electric power are light water reactors. 120 such reactors were in operation in 1973 while 275 were on order or under construction. Large light wa ter reactors have accounted for over 200 of the total of about 1000 Operating years attributable to all types of the larger reactors. All nuclear power plants built and planned in Sweden to date are of this type. Among other types of reactor used for generating power, only the older type of gas-cooled reactors, that were built in relatively large numbers in England and other places, have accumulated a total number of Operating hours that is of the same order of magnitude. However, these gas-cooled reactors are now definitely considered to be uneconornical and are no longer being built. The detailed safety analyses that were carried out by the Committee are based on two reference designs, both of which are for reactors of the light water type. One of these reference designs is a somewhat modified form of the boiling water reactor (BWR) of the Asea Atom type which was delivered to serve as unit 2 for Oskarshamnsverket at Simpevarp and as units l and 2 at Barsebäck. The second reference design corresponds to unit 2 of the Ringhals plant at Värö-a pressurized water reactor (PWR) delivered by Westinghouse. Like all reactors now being used to produce electric power, these reference reactors have extensive safety systems intended to prevent the release of radioactivity both during normal operation and in connection with more or less serious disturbances. By way of example, mention might be made of the pressure-tight building-the containment-which surrounds the reactor itself and the different systems that cool the core in the event of postulated accident situations. These containments can be designed in different ways. The Committee report describes the standard containments used for the aforesaid BWR and PWR reference designs, and the structural requirements imposed on such containments. Alternative arrangements are also discussed and these include different forms of contain ments consisting of enclosures blasted out of solid rock and other underground containments. Light water reactors have performed very well from safety and environmental points of view. ”There have been no instances of release of radioactivity resulting in injury to persons in the environment. From a purely technical point of view, operational problems have been encountered, although these were only to be expected in view of the new technology involved in these operations. Certain types of failures and disturbances may directly be attributed to the rapid increase in unit power, which has characterized the development of nuclear as well as coal and oil fired power plants. A large portion of the operational disturbances has been caused by conventional components and by systems other than those specific to nuclear reactors. ln this connection, the turbine with its equipment should be mentioned. However, a nuclear power plant is designed and constructed so that individual components that malfunction do not affect the safety of the installation vis-â-vis the environment. lt is generally considered that the availability of nuclear installations for power delivery is developing along satisfactory lines.

Sum maty 279 SOU 1974: 56

Spectacular innovations or large scale changes are hardly to be expected within light water reactor technology. In the near future, will instead be placed on the consolidation of present emphasis techniques and the utilization of Operating experience which, during the 19703, will be acquired at a rapidly increasing rate.

Siting nuclear power stations of a nuclear station is governed by a number of The siting power technical and environmental factors as well as by the requirements

imposed by community planning. technical factor that affects siting is adaption to The most important used to produce and transmit electrical and thermal existing systems Other factors include future geographical distribution of energy energy. demand, accessibility of cooling water, and various aspects of transport

and supply problems. available and currently applicable dose With currently techniques it does not appear that the release of radioactive matter during standards, normal can be considered a site-determining factor. However, operation in polluted or limited the release of excess heat may create problems water recipients close to large cities. The factor that will dominate environmental considerations associated with nuclear to which accidents may affect the power plants is the extent of those within the environment. Power reactors and their safety to withstand even containment buildings are designed and constructed accidents without any significant consevery serious and improbable quences arising outside the installation. The way in which power reactor with such design basis accident events and the will behave in connection of these events are reported in detail to the expected consequences authorities. ln order to illustrate any change in safety licencing conditions at sites located close to major centres of population, analyses must be made of even more improbable accident events in which one or more systems are put out of action. The Committees analyses safety have been concentrated on such events. The positions taken by governmental authorities on the siting of light

water reactors follow principles that are nearly the same in all countries. to dwell within a distance To date, very few people have been permitted have been made to acquire sites at distances of 1 to 2 km, and efforts large densely-populated areas, ranging up to a few tens of km from whereever such sites have been available. Locations closer to urban areas have been discussed in the United States, Germany and Sweden, but as

Finally, it should be stated that the yet no such sites have been approved. established in Sweden by the Swedish Parliament for the guidelines of land and water, in accordance with national physicalpreservation resource considerable restraint on the utilization of plans, impose undeveloped coastal areas for what is called environmentally-disturbing industry. Planning authorities have, in connection with matters affecting

280 Summary SOU 1974: 56

the siting of nuclear power plants, expressed a desire for urban siting and inland locations.

Source material for safety evaluations

Analyses of environmental effects arising from accidents in nuclear

power plants can be carried out on a relative basis. These results are used only to facilitate comparisons between different sites, different types of installations and different design versions. Such analyses can also be applied to provide comparisons with other risks to which the community is exposed. The analyses conducted by the Committee have been used for both of these purposes. The term risk, as used throughout the Committees report, means probability multiplied by consequence-a term which, in other connections, is also called the ”expectation value”. If, for example, the probability of a particular accident is l per 10 000 years and the consequences of the accident amount to 100 cases of a particular injury, the risk or expectation value will be 0.01 cases of such injury per year or 1 case per 100 years. Safety analysis is thus seen to require information about the probability of different accident events and of the release of radioactive matter attributable to these accidents. The consequences which, with different probabilities, may influence the environment can be calculated from information about the type of radioactive release, the height of release and the time interval throughout which release occurs as well as the population distribution and the atmospheric dispersion conditions. A major accident in a nuclear power plant can lead to consequences causing both personal injury and damage to property. The Committee has, however, limited itself to the study of effects on health. ln order to carry out its analyses, the Committee has estimated the probability of different types of accidents and of the malfunctioning of the systems essential to safety within a power reactor. The consequences of various serious accidents in the form of radioactivity release from the reactor core, the disperson of this radioactivity within the environment and resultant radiation doses and effects on the health of human beings have thus been estimated with regard to both extent and probability. For these calculations, source material has been prepared for atmospheric dispersion, geographical population distribution and the relationships between the radioactive content of the air and the radiation doses and health effects which can be attributed to this radioactivity.

Environmental effects of nuclear power stations

The Committee has concentrated its study on the impact of nuclear power stations upon the environment to effects attributable to the release of radioactive substances. Other types of effect such as those

SOU 1974: 56 Summary 281

caused by the release of heat and Chemicals have only been given marginal attention. For its analyses of the safety aspect of the urban siting problem the Committee has compared nuclear power plants at four different sites relative to a model city of about one million in which the population is distributed within a circle having a radius of 25 km. Distances of 5, 20, 40 and 100 km were postulated between the nuclear power plant and the centre of the model city. At the two latter sites, it was assumed that communities having 500 and 15 000 inhabitants were located at distances of 5 and 15 km respectively from the plant. Any low density population outside the densely-populated areas was not considered to affect the comparisons, and as a result no rural population was included in the model distributions. Comparisons of effects on the environment have been made for the radioactivity released during normal operation and under accident conditions. Giving due regard to the applicable radiation-protection standards and experience gained thus far, the absolute effects of normal release levels can be assumed to be very small. Even calculations incorporating very unfavourable assumptions (e.g. that the plant will constantly discharge the highest permissible amounts) provide a risk as low as one case of sickness per 10 years for a power reactor of the size studied by the Committee. The differences between different sites in the effects of normal release levels which may occur are thus so small that they have no influence upon the choice of location. It should be emphasized that the relationships between dose and health effects at doses as low as those being considered here-l to 10 70 of the normal natural radiation level-are uncertain, due to the fact that the effects are so small that they cannot be observed. All estimates of the effects thus incorporate safety margins that provide upper limit values for what can be expected in reality. The Committee is of the opinion that the environmental effects of accidents calculated as average values throughout long-term intervals are significantly beneath the calculated upper limits for the effects of normal releases. The results of similar foreign studies support this opinion. Safety differences between sites located at different distances from a large city become evident only when the effects of extremely severe accidents are considered, such an accident would have to involve the release of a major portion of the radioactive content of the reactor fuel while, simultaneously, both the main reactor cooling system and its containment were damaged. The Committees analyses have thus been oriented toward calculating the probability of such serious accidents and evaluating the extent of their consequences. For each of the selected sites, the environmental consequenses of very large accidents to the reactor have been calculated for six cases in which different assumptions were made with regard to the radioactivity, the release height and the probability of the atmospheric dispersion conditions. In this connection it is emphasized that the consequence patterns reported are of the nature ”maximum conceivable consequence

282 Summan: SOU 1974: 56

and that their probability is extremely low. The most probable consequences of these major accidents to the nuclear plants are considerably more limited than the ones described in this report. The case which provided the largest number of fatalities, a few hundreds, involves the 5 km site with an exclusion zone having a radius of only 0.5 km. Assurning, instead, that this radius were 2 km, this case, just as all others, would provide fatalities ranging from a few to about ten in connection with these extremely severe accidents. With regard to fatalities, the consequences of the worst conceivable accident are thus of the same order of magnitude as those that could be attributed to a major airplane crash. However, other types of health effects, particularly cases of minor disturbances to the thyroid function might be encountered in considerably greater numbers. lt should be observed that health effects of the type thyroid function disturbance, have never been considered significant enough to be included in the consequence description provided by other reactor accident analyses. The choice of location, however, has no appreciable significance upon the number of cases exhibiting these effects. The more serious types of injury occur only in nearby areas, while the less serious injuries can occur at greater distances.

Alternative district heating sources Three alternative systems for supplying district heating in a large city have been compared with regard to economy and environmental effects. The basic alternative was assumed to be oil-fired hot-water substations. The second and third altematives incorporated an oil-fired back-pressure and a nuclear heat and power plant respectively, both for the plant simultaneous production of electrical power and district heat. In addition to the studies conducted by the Committee, similar material covering specific projects for Sweden°s three major urban regions has also been available. The environmental comparisons were based on the changes in the air-pollution situation that could be attributed to each of the three altematives. The Committee has thus attempted to estimate in monetary values the reduction in damage to human health, materials and real property that would be provided by a reduction in the level of air pollution. The economic comparisons were made on the basis of annual costs for the required production of district heating in the three alternative cases. Since these comparisons were made at an early stage in the Committees work, the capital expenditures and oil prices then selected were within a of variation based on the 1971 price levels. Because of the range subsequent sharp rise in prices the values that are valid today are outside the selected variation range despite the width of the price interval A subsequent study covering the Greater Stockholm region studied. shows, however, that the cost increases only to a minor degree has influenced the value of the oil price above which the nuclear alternative becomes more favourable than the other altematives.

SOU 1974: S6 Summary 283

Safety evaluation dilemma

It is evident from the studies conducted by the Committee that the introduction of a nuclear combined power and district heating plant sited in the immediate vicinity of a large population centre could be environmentally justified by the improvements in the general air-pollution situation thus obtained. Safety is also expected to be such that the environmental consequences of accidents, even for an urban-sited nuclear power plant, are small when averaged over longer periods of time for Sweden as a whole. Two specific questions associated with accident

safety were given careful consideration by the Committee.

- How should that have a very low very large accident consequences probability be evaluated? - What importance should be attached to certain mild health effects which can be suffered by a great many people in the event of such improbable serious accidents? ln both cases, no precedents have been set by previous public decisions on similar matters. This can be attributed in large part to the fact that such improbable events have not been thought of as requiring a response by society as a whole in the form of emergency organizations and the like. It is noteworthy that most other risks have not at all been evaluated in the same way as those associated with nuclear power. The presentation of the accident risks associated with nuclear power is, for this reason, very complicated and can easily result in a rnisunderstanding of the information presented. Neither the general public nor Swedish decision makers have previously faced the problem of weighing definite advantages-better air, lower costs, less dependence on foreign countries-against an extraordinarily small risk which, however, involves the possibility of large consequences. Ordinarily, the large consequences are entirely ignored because of their low probability. Examples of such points of view include: a) the limited protection provided for buildings against improbable high winds and major earthquakes; b) the risk of crashes involving large aircraft in densely-populated areas; c) the limited protection provided by dam and bridge structures against extraordinary stresses; and d) the risks associated with the transportation of dangerous Chemicals through densely-populated areas. With regard to serious, improbable accidents, the Committee emphasizes that all evaluations must take into account that also other types of risk in today°s society certainly can lead to consequences of the same order of magnitude as those provided by some of the calculable situations included in this study. However, analyses of these low levels are not at present available for other spheres of probability activity.

284 Summary

Conclusions

The Committee finds that nuclear combined power and district heating plants are economically justified, at least whithin the three largest densely-populated regions in Sweden. This conclusion applies as long as oil prices lie above 130-140 SwCrs per ton, while other costs are those prevailing in 1973. Moreover, the Committee is of the opinion that a changeover from oil to nuclear fuel will also provide major advantages with regard to supply policies, and that these advantages can be of substantial economic importance. The improvement in the air-pollution situation provided by a changeover from local oil-fired heating to district heating in the central parts of the model city has been estimated to have a value of the order of some hundred millions SwCrs per year. District heating supplied by nuclear combined power and district heating plants provides a further improvement over the oil-tired alternatives, and this improvement is estimated at about 60 million SwCrs per year. The study shows that effects of normal radioactive releases from an urban nuclear power plant are negligible and do not differ significantly from those at other sites. Considerations of normal operation are therefore judged as having no influence on the possibility of siting reactors in or near metropolitan areas. Released radioactivity that causes serious acute injuries in the vicinity of a nuclear power plant is to be expected only in connection with accidents that are so serious that the reactor is almost totally destroyed. Power reactors are designed so that even very serious ruptures in the main cooling system can be tolerated without causing dangerous radiation doses in the environment. The release of large amounts of radioactivity in connection with an accident is therefore highly improbable and is deemed to be inconceivable other than in connection with a catastrophic rupture of the reactor vessel. The probability of an accident of this type is extremely low and has been evaluated by the Committee as lying between l and 10 per million reactor-years. Only in combination with very improbable and unfavourable atmospheric dispersion conditions can even such large amounts of released radioactivity lead to any serious acute injuries within the environment. The probability that an accident will cause such injuries has thus been estimated at 0.1 to l per million reactor-years. Such low probabilities are normally given no consideration in connection with other activities and are difficult to interprete intelligibly. The probability given above for accidents causing serious injuries would mean that if 100 reactors were operated in Sweden for 100 years, the chances of such an accident occurring would be less than l in 100 or 1 in l 000. A comparison indicates that an urban-sited nuclear power plant does not entail consequences of heretofore unknown magnitude. This statement is valid even for the worst conceivable accident consequences that could be attributed to such a power plant. This is particularly evident in connection with fatalities and serious acute injuries. Calculations show

Summan» 285 SOU 1974: 56

that for the nuclear power units studied here, and with the dispersion model applied, no fatalities would occur in connection with accidents at distances beyond 2-3 km from the installation. In the event that large amounts of radioactive iodine were released in connection with an of the accident, a large number of people could suffer over-exposure thyroid caused by the inhalation of iodine; after a relatively long time this could result in the occurence of chronic malfunction of the interval, this injury is relatively mild and the prospects for thyroid. However, successful medical treatment are good. Late effects, mainly in the form of cancer and genetic damage would, even in the event of a very serious reactor accident, occur to such a moderate extent that they may not be distinguished among the relatively frequent, normally-encountered maladies of similar types. The probability of the release of large amounts of radioactive matter, even with present reactor designs and construction, is deemed to be extraordinarily low. If further improvements were introduced in connection with urban siting (if undertaken), these might be oriented toward increasing the functional safety of the containment building, even when to extremely high accident stresses, e.g. stresses occurring in exposed connection with very large pressure vessel breaks. Preparatory measures for protective actions in the environment, that would be specific for urban-sited nuclear power plants do not seem justified.

Recommendations of the Committee

District based on nuclear heat and power stations is heat production motivated in the three main metropolitan areas of Sweden, for reasons of

economy and commercial policy anfd by the wish to reduce air pollution.

The conclusions reached, as regards the normal level of radioactivity release and the environmental hazards associated with accidents indicate that urban siting of nuclear power plants does not introduce greater risks-in the sense of consequence multiplied by probability-than already accepted for many other activities. In the alternative to the most pronounced conditions of corresponding urban localization studied the plant is located 5 km by the Committee, from the centre of the city and is surrounded by an unpopulated zone with a radius of only 500 m. The consequences of an accident may be however, by applying special zoning regulations out to about 2 reduced, km from the The Committee therefore finds no reason for plant. discarding the existing require ment for a zone of this size. Special safety conditions measures may also have to be considered, where pronounced of urban localization exist. These include specially designed containments and the choice of conservative reactor data. Various cost increases associated with pronounced conditions of urban localization must be weighed against the cost of longer hot water distribution lines from more remote sites. The resulting economic motives for a pronounced urban site are accordingly reduced in strength.

286 Summary SOU 1974: 56

Nuclear heat and power plants in metropolitan areas do, however, offer great advantages and sites even at distances of about 20 km from the city centre are thus of economic interest. With regard to the circurnstances cited above, the Urban Siting Committee recommends that district heat production in the metropolitan areas of Sweden should utilize nuclear heat and power plants, but that pronounced urban sites should be avoided until further experience has been acquired with plants whose locations have been selected according to current standards.

8. Concluding discussion

Chapter 1 of the report submitted by the Urban Siting Committee presented the directives that were issued for the Committees investigative Work and the Organization of this work. Numerous subinvestigations were conducted by special experts. These investigations serve as the background material for this report. Their titles are listed in an Appendix. Chapter 2 presented a brief review of different types of nuclear power units and their applications. References were made to the most recent forecasts for Swedish energy consumption and the expansion of nuclear power facilities. Chapter 2 was concluded by a discussion of the motives provided by environmental considerations and energy policies, for the urban siting of nuclear combined power and district heating plants. Since the technical background material is very extensive and, in part, very specialized, the Committee summarized and presented this

has

material in part III of the present report which comprises chapters 3 to 7

inclusive. The following chapter presents a discussion of the questions arisingin connection with the original investigative assignment. This dealt with the siting of combined nuclear power and district heating plants located in or near urban centres. As the work has proceeded, however, the study has grown more general in its character and has also taken up various problems other than those associated with urban siting alone. Chapter 2 described in detail the full meaning of the term urban siting as used in the directives. The Committees report discusses, among other things, the extent to which special urban siting risks are encountered, i.e. whether or not a nuclear power plant sited within or close to a large city entails any new or significantly increased risk as compared with nuclear power plants sited further away from the same city. The committee has analyzed in detail a number of selected typical cases in which the various factors affecting urban siting have been combined. In this connection, a model was prepared of the geographical population distribution in and around a major city having somewhat more than one million inhabitants. This model has been used as the basis

SOU 1974: 56 Summary 287

for evaluating accident risks attributable to nuclear power plants. Four site locations at 5, 20, 40 and 100 km from the centre of this large city, have been compared with regard to risks associated with conceivable accidents. The Committee has assumed that the reactors sited in or near urban centres will be of types having time-tested designs. Among the types of reactor that have thus far proved themselves in commercial operation, the Committee has opted to analyse the safety features of light water reactors, which are predorninant with regard to number. The conditions associated with gas-cooled reactors of the low-temperature type and heavy water reactors have not been discussed since these are not of current interest in Sweden, due primarily to economic considerations. Reactors of other design such as the gas-cooled, high-temperature reactor have not been included in the analyses since sufficient operational experience is not yet available. Analyses were thus based on the features and designs of power plants containing nuclear reactors of the light water type having an electrical output of 580 MW (condensing power). Two types have been studied: an Asea-Atom boiling water reactor (BWR) and a Westinghouse pressurized water reactor (PWR). These were not found to differ significantly as regards environmental safety. Three alternatives were studied in order to compare different ways of providing district heating in the model city of one million: a) hot-water substations alone, b) oil-fired heat and power plants together with hot-water substations and c) a nuclear heat and power plant together with hot-water substations. The Operating econornies of these alternatives were compared with information obtained from analyses of specific projects in the Stockholm region and the Malmö/Lund region. Throughout its investigation, the Committee has made every effort to make the necessary simplifications and to limit the analyses to a number of typical cases in such a way that the results obtained will be as generally applicable as possible. Calculations for real population distributions and alternative reactor sizes can also be performed using the methods employed in these analyses.

8.1 Economic nzotives for nuclear district heat and power plants on

urban sites

The use of combined heat and power plants provides a substantial improvement in the utilization of the energy content of raw materials since the excess heat generated in connection with the production of electricity is put to good use and the amount of waste heat is thus reduced. A district heating system incorporating a nuclear combined heat and power plant that provides 1 200 MW of district heat in the model city studied, can reduce the amount of fossil fuel which must be imported by as much as one million tons of oil per year. Fixed costs dominate the scene for nuclear power, while the cost of oil

288 Summary SOU 1974: 56

power is highly dependent on the price of oil. Consequently, if it is decided to expand power facilities, future production costs can be estimated more accurately for nuclear power than for oil power. Future changes in the price of oil are very difficult to foresee, a fact that was particularly apparent in connection with the oil crisis which occurred in 1973/74. lf and when the situation on the oil market stabilizes it is probable that the price will be considerably higher than it was before the crisis. The Committees economic analyses were carried out, for the most part, using the cost levels of 1971 as the point of departure. At that time, it was thought that a cost span of 100 to 160 SwCrs per ton of heavy fuel oil would cover all conceivable price developments including the cost of desulphurization of flue-gas cleaning. ln many cases, oil could be purchased at prices well below l00 SwCrs per ton. ln March of 1974 it seemed probable that the minimum future price would be greater than this by a factor of two or three. For brief intervals during the acute oil crisis, substantially higher prices were paid. Alternative fossil fuels, particularly coal, can become more competitive as a result of the high oil prices, and this should inhibit the rise in the prise of oil. However, the market interaction between the costs of the different alternatives reduces the probability that drastic changes will be forthcoming in the cost relationships between the different types of power. The economic yields obtained from the different production alternatives for district heating were discussed in section 7.5. Information was presented there for both the central parts of a model city and for Swedens three largest cities. However, it should be pointed out that economic conclusions based on the model city are not generally applicable since local conditions can influence the calculated economic yield very heavily. Certain results are common to the model study conducted by the Committee and a study of a number of alternative expansion schemes for district heating facilities serving Greater Stockholm. This latter study was conducted by Stockholms Kraftgrupp AB (SKG) and was concluded in 1973. The SKG study takes up nuclear heat and power plants of the size on which the Committee based its work and also plants with higher outputs. The calculations made by SKG showed that the annual production costs are lower for nuclear combined power and district heating plants than for the best oil-fired alternatives at oil prices higher than 130 to 140 SwCrs per ton. This agrees with the results of the Committees own study if its results are corrected for the change in price levels. However, these calculations do not take into consideration the expected environmental effects of the flue-gases released during normal operation. If these were to be taken into consideration, the competitive strength of the nuclear alternative would be further enhanced. The nuclear alternative, though, requires a greater investment than do the oil-fired alternatives. Nuclear combined power and district heating plants, in which the entire district heating production capacity can be utilized, appear to encounter difficulties in qualifying for use in district heating systems

SOU 1974: 56 Summmy 289

smaller than those planned within Swedens three largest cities. This is because the initial capital expenditure per MW rises rapidly for smaller nuclear units. Nuclear power plants from which steam can be extracted for heating district-heating water and in which only a portion of the total excess heat is utilized can, however, be of interest from an economic standpoint even in other densely-populated areas.

8.2 Environmental effects of the district heating alternatives

In its evaluation of the environmental effects of the three alternatives selected for supplying the model city with district heat, the Committee has studied the conditions associated with normal operation and with a number of postulated accidents. Analyses of the effects of accidents have been restricted, however, to the nuclear heat and power plant included in one of the alternatives. The effects of accidents occurring in oil-fired units have been presented only in principle. This section discusses effects on the environment attributable only to normal release levels. The importance that should be attached to accidents is treated in greater detail in subsequent sections of this chapter. The calculated effects of normal releases from nuclear power plants are based, in accordance with section 6.4, on the assumption that the amounts involved are exactly equivalent to the permissible levels. The quantities released from actual reactors are normally smaller. The effects also include those attributable to radiation doses indirectly associated with nuclear power production, i.e. doses encountered in connection with the mining of umnium and the manufacture of fuel, the transportation of radioactive material, the handling of waste, etc. In this connection it must be stressed that the short- and long-term environmental effects of obtaining, refining and transporting oil used to produce power could only be studied qualitatively. This is due to the fact that knowledge in this field is lacking beyond what is known about the immediate effects of oil discharged into the ocean and other bodies of water. The Committees studies of environmental effects have been oriented especially toward the effects of releases to the atmosphere. In the comparisons between the different alternatives for district heating, other effects on the environment have not been considered equally important. As indicated in chapter 7, these comparisons have been based on analyses of the differences associated with the individual patterns of air-pollution. The effects of released radioactive substances and released sulphur and

nitrogen oxides as well as particulates have been studied.

The normal release of radioactivity from a nuclear power plant can-judged on the basis of existing experience-be limited so that the effects on the health of the public will be very small. These effects are so small that they cannot be observed, but can only be theoretically calculated. The radiological environmental effects encountered in con-

290 Summary

nection with the nuclear power alternative have, as mentioned previously, been calculated on the assumption that the highest permissible doses will be encountered. The calculated values should therefore be considered to represent the upper limits. Moreover, even further margins are provided due to the fact that the relationships assumed between radiation doses and health effects also possess the character of upper limits. The radiation doses to which individuals in the immediate vicinity of the plant can be exposed are limited by setting permissible values.

Measurements taken to check these limits are carried out in the same way

at urban sites as at rural sites. Although it is perhaps quite obvious, it should be pointed out that urban siting decisions are not affected by considerations of individual risk. The total effect on the environment, even at great distances, has been evaluated using estimated values of the total (global) population dose This population dose does not exhibit any greater variation between urban sites and rural sites than between different rural sites in different parts of Sweden. Variations between the different sites are therefore considered to be negligible. Consequently, normal radioactivity releases do not create environmental effects that would prevent siting a nuclear combined heat and power plant in an urban area. The choice of nuclear heat and power plants provides definite advantages with regard to air pollution and the effects on public health that this entails, as compared with the purely oil-fired alternatives. However, it should be pointed out that, regardless of the alternative selected, the introduction of district heating, as opposed to local heating with oil, in central parts of a large city provides a marked improvement

in the air pollution situation.

Many pollutants that are released from vehicles, oil-fired power plants and other industrial facilities, to quote some examples, can have the same types of effects on health as ionizing radiation. However, there is an obvious lack of quantitative knowledge about the environmental effects of nonradioactive pollutants at low concentrations, particularly with regard to genetic effects and late effects on the health of human beings as well as effects that injure animals and vegetation. This makes it difficult to perform fair comparisons and evaluations of the effects of the substances released to the atmosphere by the different alternatives. ln chapter 7 the costs of the differences between the alternatives with regard to the environmental effects on the model city of one million have been estimated to be on the order of 60 million SwCrs per year, in favour of the nuclear alternative. If these environmental costs are included in the calculations, nuclear power would become the most economical l choice at an oil price above 80 to 90 SwCrs per ton (otherwise at 130 to The population dose equals the total of all 140 SwCrs per ton). individual radiation The environmental effects of oil-fired units have been estimated in the doses attributable to Committees on the basis of calculated analyses atmospheric sulphur a certain type of operadioxide concentrations i.r1 the environment. As long as knowledge is tion or a specific release. lacking about the roles played by the various pollutants with regard to

SOU 1974: 56 Summaty 291

health, the significance of reducing the sulphur release alone may easily be overestimated. This should be taken into consideration when judging the prospects of reducing the environmental effects from the oil-fired alternatives by spending more money for desulphurization and flue-gas Cleaning ln the Committee”s studies, it has been assumed that the required cooling water could be obtained from a natural water recipient. A certain amount of heat will be released, even from a nuclear heat and power plant which is periodically used for mixed condensing and back-pressure operation. The total release will be much less than for units used only for condensing operations. However, the latter can normally be located along the coasts where recipient conditions are favourable. For certain urban sites, it is conceivable that the cooling problem may require application of special measures since it is likely that a large amount of the heat release will occur during periods of the year when the recipient is particularly vulnerable to the influence of additional heat. In such a case, lengthening of cooling water lines, the introduction of cooling to wers or similar measures may have to be considered. Such measures would, in turn, lead to an increase in initial capital expenditures and operating costs.

8.3 Environmental risks attributable to accidents This section presents an evaluation of the environmental risks that can be caused by accidents viewed in the light of the so-called reference relationship defined by the Committee. The effects of certain basic factors on the consequences and probability of individual accidents are presented, followed by a discussion of what can reasonably be considered as representing the worst conceivable consequences of an accident. Special attention thus is given to such types of accident, which, in the opinion of the Committee, might lead to severe consequences to the environment. The probability values included in the safety analysis are discussed in greater detail. Section 8.4 presents a discussion of different technical safety arrangements and environmental conditions which might

reduce the risks associated with a_n accident.

No detailed analyses of the accident risks associated with other energy-producing systems have been made. The Committee has noted, however, that in the United States the AEC has, in this respect, presented estimates of the risks entailed by major oil fires.1 The risks (consequences multiplied by probability) associated with such accidents are reported as being comparable with those associated with nuclear power plants. The comparisons between the consequences of accidents at different sites that were made by the Committee are based on the calculated The safety of nuclear number of acute cases of different types of injury. Statistically calculated power reactors (light effects of cancer and genetic water-cooled) and relate on health, such as different types lated facilities. WASHeffects, are a) minor when compared with those that can be attributed to 1250, USAEC, Washingthe permissible normal release levels and b) largely independent of ton D.C. (July 1973).

292 Summwy

proximity to an urban centre. Any effects of this type attributable to release levels associated with accidents are impossible to identify, as is the case with the effects of normal release levels. This is because these effects are minor and are widely spread, both geographically and in time. Moreover, the same type of health effects are normally encountered at comparatively high normal frequencies within the population. Accidents that conceivably could occur at a nuclear power plant cover a wide spectrum with regard to radioactive matter released to the environment. The environmental consequences of an accident are, save for the primary accident events, affected by the performance of the installed safety systems and by environmental conditions. Among the latter, the at mospheric dispersion and the population pattern in question are most important. The radiation doses to which humans in the environment are exposed by the release of radioactive matter as a result of a given accident will vary widely, depending upon the wind direction and the dispersion situation that prevails. Acute health effects can only occur in connection with very serious accidents leading to situations in which major portions of the radioactive inventory in the core are released, in combination with situations where a number of safety systems malfunction. Moreover, such effects would in general not occur unless the release of radioactive matter takes place under unfavourable meteorological conditions with regard to wind direction and the dispersion conditions.

Overall risk to the environment attributable to accidents When evaluating the overall risk to the environment attributable to accidents in nuclear power plants, the Committee has used a so-called reference This relates the magnitude of the consequences of relationship. an accident-measured as the number of cases of injury-to the of these consequences. This relationship provides us with a probabilities risk breakdown in bar form which can be compared with graph breakdowns based on the magnitudes of consequences to the community of other types of risks. See Fig. 8: 1 (page 249). This relationship forms two stepped curves plotted, one for all nuclear power plants in Sweden and another for an individual 580 MWe unit. The first of these stepped curves is more suitable for comparison with other types of risks. The reference has been formulated so that it corresponds to a relationship total number of cases of acute injury not exceeding one tenth of the number of cases of ”late” statistical effects, which has been calculated to correspond to permissible normal release levels. lf the total of accident risks fall beneath this curve-Le. if the total probability of an accident having a particular magnitude of consequences falls below the correspondrelationship-the situation is satisfactory. The ing value of the reference lower the accident falls, the greater are the margins. It is probability evident from the illustration that the reference relationship presupposes that the of accident consequences will dirninish as their probability magnitude increases.

SOU 1974: 56 Summary 293

The probabilities of accidents having minor and moderate consequences can be estimated relatively accurately. Here, data acquired from experience in operating power reactors can provide a basis for making accurate estimates within a time interval of the order of one decade when the total Operating time is expected to have reached 5 000 to 10 000 reactor-years. lf the frequency of minor accidents were to be underestimated, it is expected that, before this time interval has elapsed, considerations of personnel safety and plant economy will have prompted action to eliminate disturbances caused by accidents entirely without consequences in the environment. The problems associated with urban siting are affected principally as described above, by postulated accidents in which a considerable portion of the radioactive inventory in the core is spread to the environment. Consequently, it has not been necessary, in connection with evaluations made by the Committee, to conduct a complete run-through of all conceivable accidents. lnstead, the Comrnittees work has been oriented towards analysis of a number of very severe accident events which can lead to acute health effects in the environment. These events may also illustrate the extent of the worst conceivable accident consequences. As explained, principally in section 6.5, the accident events in question here are highly improbable. The probability of the occurrence of the primary accident events is considered to be lower than 1 to 10 per million reactor-years. Other authoritative estimates of the probability of major accidents have provided similar and lower results. By way of example, information presented in the United States AEC report referred to should be mentioned. This figures for

previously report presents

different primary accident events and malfunctions .that are of the same order of magnitude as the figures used by the Committee for its evaluations. However, this report has not taken up the question of extremely severe accidents in detail. lt is expected that this question will be discussed in greater detail in a study of a type similar to that being conducted by the Urban Siting Committee, the results of which the AEC is expected to publish later during 1974. The nature of the situation being investigated is such that the very low associated with major accident consequences are almost probabilities impossible to actually verify. The possibility, that accident types which are difficult to evaluate, are unforeseen or left unanalyzed could contribute significantly to the total risk, must be given due consideration. Such accident types could be damage caused by sabotage, very rare natural catastrophes or other highly unlikely sequences of unfavourable events. The probability cited above for the worst type of primary accident has, as set forth in section 6.5, incorporated the consideration of such extraordinary causes of accident. It is nonetheless reasonable to ofthe studied require safety margins between a) calculated probabilities * The safety of nuclear of individual accident events and b) the reference curve power reactors (light consequences the sum-total of all accidents having water-cooled) and relavalues, as the latter cover ted facilities. WASHof The of calculable consequences a particular magnitude. group l250, USAEC. Washingsituations that the Committee opted to analyze-based on a probability ton D.C. (July 1973).

294 Summary SOU 1974: 56

of l to 10 per million reactor years for the primary accident-has wide margins relative to the reference curve. For example, it can be mentioned that if fatalities alone are considered, the total probability of accidents can be about 10 000 times higher than the calculated probability without exceeding the reference-relationship values. See also Fig 8: 2-8: 9 (pages 252-259). There is no risk for serious error in the calculated Consequence patterns if the Characteristics of the released substances-quantity, variation in time, release height, etc.-are given. Nor would the Committee consider it likely that the probabilities set forth here are significantly underestimated. This opinion is based on the existence of current stringent requirements imposed on technical design and construction and operating conditions, and on the fact that all safety analyses are based on pessimistic assumptions of malfunction frequencies and the like. This means that the total risk associated with accidents, even those occurring in nuclear power plants at urban sites, will lie below the values indicated by the reference curve. Accordingly the risks attributable to nuclear power plants at urban sites should be far less than many other risks of recognized types. However, this Committee is of the opinion that an illustration of the worst conceivable consequences that can be attributed to power reactors located at different sites is useful. Such an illustration must be based on certain assumptions. The importance of three of these will be discussed below: atmospheric dispersion conditions, release of radioactivity from the reactor fuel and unit size.

Atmospheric dispersion conditions The calculation methods used by the Committee can be applied to dispersion at ground level and up to a height of about 200 m. Consequence calculations have been made for release heights of 20 and 100 m. The lower of these heights corresponds, in practice, to cold ground-level release; the higher represents stack-level release or release close to the ground with substantial heat content. In connection with very serious accidents where significant portions of the radioactive inventory in the core escape in a few hours from the reactor containment, it seems probable that the dispersion of released substances will occur at appreciable heights, even above 100 m. As pointed out in section 6.5 this can be attributed to the fact that a major accident leakage will be combined with the release of large amounts of heat which, in turn, will exert a lifting effect on the escaped radioactivity. lt is thus conceivable that consequences of a similar magnitude will follow a release over a greater time interval, but lifted less by heat, even if the atmospheric dispersion throughout this time interval leads to lower doses. Although the release of such relatively cold radioactive substances is doubtless only possible throughout longer release intervals, the Committee has included two cases among its six illustrative situations in order to present information about the importance of the release height.

SOU 1974: 56 Summary 295

These two cases involve release of a smaller proportion of iodine and release at the lower dispersion height. The probability of release at the lower height has been set at one tenth of the probability of release at the greater height. Dose calculations have been made on the assumption that release takes place at a uniform rate throughout one hour. If, instead, substances were released throughout 24 hours, the corresponding doses in the environment would drop to about one tenth of the equivalent value for a l-hour release. This depends primarily on Variations in wind direction which leads to dispersion of the released substances over a wider angle. The atmospheric dispersion conditions on which the consequence calculations were based are, themselves, based on observations made at Ågesta and at Studsvik. From this extensive meteorological material (which included weather situations for 24 000 individual hours), two such weather situations have been selected for each calculated release case so that the probability of the consequences being less than those which were calculated would be 98.5% and 99.85% respectively. Section 5.2 discusses the limitations arising from the fact that the calculations pay no attention to certain special conditions which can prevail during very windless periods and within large cities. However, the Committee considers that the calculated consequence patterns afford a fully satisfactory basis for its considerations.

Release of radioactivity The Committee has considered two altematives with regard to the maximum conceivable percentage of volatile fission products that can be released from the core in the event of an accident: 100% of the radioactive noble gases and 30 % of the iodine isotopes; and 100 % of the noble gases and 3% of the iodine. Such large amounts of released material would require that the emergency core cooling system be virtually put out of action. The values of 3 % and 30 % of the core iodine content have been selected to provide an interval within which lies the maximum percentage of released iodine. The interval chosen has been deterrnined in accordance with available experimental information and with to the conditions encountered in connection with these regard major accidents. In this connection, the probability of the release of 30 % of the iodine has been set to one tenth of the probability of the release of 3 % of the iodine. The release rate and its variation in time for radioactivity from the core is important with regard to environmental consequences in more ways than one. In connection with the calculation of maximum accident consequences, the Committee (as mentioned previously) has assumed that release will take place at a uniform rate during the l-hour interval throughout which release to the atmosphere continues. Since, because of decay the radioactivity in the reactor core drops rapidly shortly after an accident, a very rapid release could conversely entail the escape of larger amounts of radioactivity. However, release times shorter than one hour

296 Summary SOU 1974: 56

are highly unlikely with regard to the physical limitations imposed on the system. On the other hand, if substances are released for a time interval longer than one hour, the quantity of radioactivity that escapes decreases only moderately, unless the release interval extends throughout 24 hours or more. In order to illustrate the rate at which iodine and/or noble gas radioactivity dirninishes, rough calculations have been made for situations in which substances are released throughout one hour, but after a delay of three hours. ln such a case, inhalation doses are changed by only a few percent, due to the fact that the quantity of radioactive iodine is dominated by isotopes having relatively long half-lives. The radioactive noble gases which, in addition to the iodine isotopes, cause the external doses, consist mostly of more short-lived isotopes. lf the percentage of released iodine were 3 % of the core content or less, the same delay as discussed above would thus reduce the external dose in the environment to about one third of that produced by release during the first hour after the accident. Fission products other than iodine and noble gases have not been included in the calculation of the consequence patterns. To be sure, they may be of great importance in the long run, particularly with regard to the economic consequences of an accident. Calculations made abroad and those made by the Committee show, however, that noble gas and iodine radioactivity are predominant with regard to acute health effects.

Unit size and number of units The quantity of radioactive fission products in the core is proportional to the thermal reactor output which, for these consequence calculations, was assumed to be l 700 MW (corresponding to an electrical output of 580 MW). All doses in the environment increase in proportion to the amount released. For a specific accident a reactor delivering twice as much power as that assumed above, would double the doses in the environment. Simultaneously, there will be an increase in the distance throughout which a given health effect can be encountered, corresponding to the distance at which a particular dose level has been exceeded. Each unit at a power plant contributes to the probability of accidents entailing consequences at a given point in the environment. The probability that injuries caused by an accident will occur in the environment therefore increases roughly in proportion to the number of units.

Maximum conceivable accident consequences lt is evident from statements made thus far in this section that for a nuclear power unit of the type being studied only very serious accidents combined with other unfavourable conditions can result in environmental consequences involving acute injuries outside the plant itself. The calculable situations presented by the Committee in section 6.5 as

SOU 1974: 56 Summary 297

characteristic of the worst conceivable accident consequences are thus based on assumptions of a number of events and conditions, each having a low probability. A more unfavourable meteorological dispersion pattern-including wind direction in relation to the surrounding denselypopulated areas-occurs throughout only 1.5 % to 0.15 % of the total time. The lifting effect of the heat content of the very large releases in question here has only been evaluated qualitatively. ln an actual situation, it will very probably reduce doses sharply relative to those calculated here. Moreover, the percentage of the volatile radioactive inventory of the core that is released has been assumed to be as high as is practically feasible. Units of slightly more than twice the assumed power may be encountered in the future. In such cases, the radioactive inventory of the core and the radiation doses in the environment could increase proportionally in excess of the figures reported by the Committee. Only with regard to size of unit, therefore, does it seem possible that in practice, the accident parameter values could be less favourable than those applied here. The six calculable situations appearing in the consequence-probability diagrams shown in Figs 8: 2-8: 9 should not be considered independently of each other. Together, they are intended to illustrate what can be called the worst conceivable accident consequences for individual sites located 5, 20, 40 and 100 km from the centre of the model city of one million inhabitants. These maximum consequences must also be evaluated against the background of the assumed conditions and the low probability of the consequences. It is not permissible to consider a calculated consequence independently of the probability of its occurrence, only because the consequences are exceptionally serious. Viewing the situation in this way could, assuming that consequence calculations were made sufficiently pessimistic, lead to a demand to eliminate many human activities in our society. lt is thus possible to specify improbable circumstances-such as the way in which an accident could occur, human actions, population patterns, dispersion conditions, etc-which could lead to calculated accident consequences of the order of tens of thousands of fatalities in connection with many activities. Examples of this are the transportation and storage of chemical products, civil and military aviation, oil depots and supply systems for gas and water. At some point in the decision-making process, the probability of consequences must therefore be estimated. In this connection, risk-taking must usually be weighed against economic or environmental advantages. Given due consideration to the viewpoints set forth above, maximum consequences can be discussed for the different site locations on the basis of 9 (pages 252-259) and section 6.5. Figs 8: 2-8: these calculated maximum are With regard to fatalities, consequences limited to a few cases for all the sites (including the 5 km site location) if the restricted population zone is assumed to be 2 km. With a restricted zone of 0.5 km at the 5 km site, the maximum number of population fatalities increases to some hundreds. However, this maximum value occurs only at the lowest probability level that is presented, one

298 Summan»

ten-thousandth per million reactor-years. It can also be noted here that, for all sites, serious acute effects such as radiation sickness and the early appearance of thyroid malfunctioning do not occur in several of the calculated cases. lf consideration had been given to the lifting effects provided by the heat content of the released substances in a fully realistic and quantitative manner, it is probable that these effects would disappear from still more of the calculated consequence patterns. The three categories of acute injury other than death which were assumed to dominate the consequence patterns were radiation sickness, early thyroid malfunctioning and fetus doses leading to recommendations for abortion. Radiation sickness in the acute stage is a very serious illness that can lead to death following exposure to high doses. The injury cases reported in this category for the different calculated situations refer to lower doses, where complete recovery is expected. The number of cases of this type of maximum consequence lies between 0 and 100 for the two rural sites, between O and 500 for the 20 km site and between 0 and 10 000 for the 5 km site. Early thyroid malfunctioning is a relatively mild malady, and its effects can be eliminated by medication. Depending on the magnitude of the dose, the delay between exposure and the appearance of symptoms may vary up to a year, lower doses being followed by longer delays. The maximum consequence patterns included between 0 and 3 000 cases of this type of malady at the 40 km and 100 km sites. For the 5 km and 20 km sites, such cases ranged from a few up to several tens of thousands. It should be emphasized here that thyroid function disturbances have not in any other known safety analysis been judged sufficiently serious to be reported as part of the consequences. What we have called unconditional indication of abortion involves the exposure of pregnant women where radiation dose to the fetus is higher than 10 rad. When such doses are received in connection with medical treatment, it has hitherto been assumed that the probability of damage to the fetus is so high that an abortion is recommended. The probability for such injury is still moderate compared with the normal frequency of similar fetal injuries, and the probability is particularly reduced when the dose is received late in the pregnancy. The maximum number of cases in this category range from a few tens to several thousand at the 5 km site, from some ten to a few hundred at the 20 km site, and from zero to a few hundred at the other two sites. With the assumptions made here, the maximum consequences at the 40 km and 100 km site locations are entirely dominated by effects encountered within the small communities-500 inhabitants at a distance of 5 km and 15 000 inhabitants at a distance of 15 km-which, in the model population patterns, represent the nearby population at these sites. Consequently, in the model city of one million, not even minor acute injuries occur under the assumptions that have been made, although they might be encountered in connection with, for example, a

SOU 1974: 56 Summary 299

power output twice the magnitude of that whichwas studied. The Committees calculations do not include any spread-out rural population at the 40 km and 100 km sites. For actual sites, therefore, it is possible that the number of cases would be greater than reported here. The consequence pattern might in particular be influenced by denselypopulated communities at closer distances than those that have been assumed, while a normal low-density rural population does not influence the number of injury cases to an extent sufficient to alter the orders of magnitude set forth here. Moreover, consequences of a given extent will be more probable if small communities located within a distance of 2-1 5 km are distributed more uniformly around the periphery of the rural sites. With regard to the number of deaths, the absolute magnitude of the maximum accident consequences described is shown to be less than the corresponding maximum consequences of other activities accepted by the community such as those of commercial aviation (a jumbo jet might crash in a city), transportation of poisonous che rnicals (a railway chlorine tank waggon might become involved in an accident at a city railway station) and the storage of inflammable substances (major fires in storage areas containing sulphurous oil release large amounts of sulphur dioxide to the atmosphere). The probability of encountering a certain number of deaths or other injuries from many other causes is also much higher than the probability of reactor accidents liable to produce similar consequences. Objections can always be made to theoretical analyses of accident events and their probabilities by saying that it is impossible to foresee accurately the wide variety of disturbances and accident events that will be encountered in reality. As discussed in greater detail in section 6.5 and mentioned previously in this section, the Committee wishes to emphasize, in this regard, the importance of experience and verification and the influence of the human factor, sabotage actions being one example. However, the Committee has sought to cover existing uncertainty in its estimate of the accident probabilities. Furthermore, the Committee wants to stress the importance of the large margins between the calculated probabilities, and the corresponding ones for the reference relationship, and above all, for other risk types to which people are exposed.

8.4 Engineered safeguards and other measures of importance to environmental safety in the event 0 f accidents

General The release of large amounts of radioactive matter within a short time interval is characteristic of accidents that can give rise to acute health effects in the environment and thus are of importance in connection with urban siting. Such releases can only occur if the cooling of the fuel becomes inadequate as a result of some malfunction while, simultaneous-

300 Summary SOU 1974: 56

ly, leakage occurs from both the primary circulation system and the reactor containment. These events could conceivably occur independently of each other, but the probability of this is so low that the risks entailed are determined entirely by cases in which they are associated with each other in some way-i.e. cases where they are triggered by a common cause or where onefault triggers the other. The Cooling of the core is ensured by the primary system which is built up of several parallel circuits in both types of reactors under consideration. lf this cooling becomes inadequate owing either to a large undesired increase in the reactor power or to an interruption in the supply of cooling water-pump failure, pipe rupture, or the IikeAa number of safety systems go into action. The reactor is scrammed and, if necessary, emergency cooling is provided for the core. Further protection is provided by a number of different containment functions. The scram system is triggered in response to many different types of signal-high reactor power, high pressure and high temperature in the containment, etc-and when triggered it inserts a large number of control rods rapidly into the core, thus reducing power output. It is worth noting that reactor power would be reduced rapidly and significantly in most situations, even if only a few of these rods functioned. Emergency core cooling can be provided, in both BWRs and PWRs, by a number of different systems. In many accident situations, emergency cooling is not necessary. The emergency core cooling systems are dimensioned to handle unfavourably located ruptures in the large steam lines and in the feedwater lines. Emergency core cooling arrangements are designed and constructed as two or more parallel, mutually independent systems. Even major pipe ruptures which quickly empty the water and steam from the circulation system into the reactor containment can be handled without releasing any large amount of radioactivity from the core. Reactor containments are also dimensioned to withstand ruptures in the largest pipes in the primary system in such a way that only insignificant amounts of released radioactivity will reach the environment. One important aspect of the functioning of the containment is the opportunity it provides for shutting off all lines which pass through the containment wall. lf a rupture should occur outside the containment, as for example in a steam line serving a BWR, this line must be shut off by means of a valve between the point of rupture and the core. Consequently, two valves are installed in all such lines, and located on either side of the containment wall. ln the event of a major pipe rupture inside the containment, pressure is built up by the steam flowing out. This pressure is reduced by a number of different measures, the most important of which is the spraying of water into the atmosphere within the containment and the cooling of the water supplied to this spray-system. With regard to safety systems, it is vital that a continuous power supply be guaranteed for pumps and control devices, and it is also

SOU 1974: 56 Summary 301

important that the different cooling functions be provided with a reliable supply of cooling water. Consequently, the supply of electricity and water must, in principle, function as reliably as the safety systems themselves. Redundant water-line and power-line systems provided with a number of alternative supplies of cooling water and of power are therefore the rule. Nuclear power plants are designed and constructed so that the release of large amounts of radioactivity cannot occur unless, in the event of an accident, one or more of the aforesaid systems is damaged, functions improperly or fails to function. Normally, this means that a chain of simultaneous malfunctions have occurred. However, very serious ruptures in the pressure vesseL-but not all such ruptures-can be expected to lead to the release of large amounts of radioactivity even when such ruptures are not combined with other independent malfunctions. Such a rupture could lead to a situation in which the core cannot be cooled and, at the same time the containment may be damaged by pressure waves or rnissiles. Unlike other major accident-associated release situations, the events that occur here are of such a nature that a single primary event could lead to serious consequences for the environment. The various accident events which the Committee analyzed in detail are presented in Table 6: VI.

Scram system The scram system, just as the other safety systems, is designed and constructed to provide an extraordinarily high degree of reliability. Above all the designs try to provide protection against events that could prevent execution of a scram.

Such events could include situations in which none of the signals that

trigger a scram function properly or in which some common mechanical obstacle stops most of the control rods. However, analyses show that there are no serious consequences of a small number of control rods falling to function properly in connection with a scram. In many accidents, it would even be possible to tolerate the complete absence of a scram operation without the safety of the environment being affected. The AEC in the United States has recently stated that, starting in 1976, the Commission will apply more stringent requirements to the scram systems. The justification for this step is said to be that the reliability of present scram systems, as documented in connection with operational experience, does not fulfil the requirements that should be imposed in view of the expected expansion of nuclear power facilities. The new requirements reflect an effort to reduce the probability of common-mode failures in the scram system. For reactors already in operation and those for which licences have been granted prior to 1976, the AEC requires a design and construction in which the consequences of a totally unsuccessful scram are limited in a satisfactory manner. In the analyses carried out by the Urban Siting Committee, the

302 Summary SOU 1974: 56

function and reliability of the scram system did not prove to be determining parameters in connection with the major accidents that were given the greatest consideration.

Emergency core cooling system The purposes of the emergency cooling system are to a) prevent the overheating of the fuel during the first critical phase of the accident events and b) to handle the residual heat that is generated by the decay of the fission products in the long run-a number of months. Emergency core cooling is carried out primarily by the core spray system in BWRs and by injection systems in PWRs. In both BWRs and PWRs, these systems are designed with ample redundancy, i.e. a number of parallel circuits are_ used to supply the Cooling water. In many accident situations, it is also possible to contribute to the cooling of the core by utilizing other systems not intended exclusively for emergency core cooling. This arrangement provides a broad variation of functional principles, thus making it possible to utilize very high reliability values. The Committee has based its calculations on a malfunction frequency of l per l 000 to l0 000 demands. The functioning of the emergency core cooling system in a light water reactor has been the subject of detailed studies in the United States during recent years. The AEC issued a statement at the end of 1973 setting forth the requirements for emergency core Cooling systems in light water reactors and their dimensioning criteria. The new regulations that were issued impose more stringent requirements in several respects. In reality, compliance with these requirements seems to entail substantially increased safety margins in most conceivable emergency cooling situations. The AEC, authorities in other countries and reactor manufacturers base their evaluations of the emergency core cooling function on theoretical calculations combined with large-scale experiments. Safety margins have thus been established in connection with the formulation of models which represent the events that occur, and in connection with the determination of the physical and mechanical data that are to be used. The reliability of emergency core cooling systems is ensured in the same way as that of other safety systems, i.e. by augmenting redundancy and diversification. Compliance with the requirements for emergency core cooling can be made easier to comply with by avoiding excessive core loading, i.e. power output per metre of fuel rod.

Reactor vessels A very large break in a reactor vessel, a rupture involving an opening in the primary system, taken as a larger than the largest pipe cross-section single primary event, can conceivably lead to the release of large amounts of radioactive matter. The probability of a vessel rupture must thus be kept at an extremely low level. In t0day°s reactors, this is accomplished by taking measures that guarantee the quality of the vessel. These are

SOU 1974: 56 Summary 303

taken in connection with the preparation of specifications, the design work and the manufacture. Such measures are also taken after the vessel has been put into operation. Special efforts have therefore been made to develop sophisticated techniques for regular inspections as well as methods for continuous testing to detect possible changes in the condition of the vessel during operation. The Committee is of the opinion that the structural and operational reliability of reactor steel pressure vessels provide an actual probability of very large breaks that is lower than l per million Operating years. This evaluation is also supported by foreign experts as well- the AEC in the

United States for example*

Further safety in the event of a vessel rupture could be achieved in the long run, by adopting designs in which the cooling of the core can be maintained under all circumstances. This would require that the vessel parts be kept in place by special supporting structures. The development of concrete vessels for water reactors is now in progress in Sweden and other countries. It is possible that such vessels could provide a probability of severe breaks that would be lower than that provided by steel vessels. However, both of the alternatives described for reducing the risks inherent in vessel ruptures require the benefits that can be gained from additional practical experience in connection with both production and operation in full-scale.

Reactor containments Normally, reactor containments prevent the passage of all but a very insignificant amount of radioactivity, even under accident conditions involving a major pipe rupture and the subsequent release of substantial amounts of radioactivity within the containment. The fact that containments are dimensioned for accidents of this type does not preclude relatively satisfactory containment performance even in the event of even more serious accidents. If the probability of fully satisfactory performance in the event of very serious accidents (of the type involving serious vessel ruptures for example) is to be further increased, special design measures must be taken. Certain guidelines for such measures can be set forth. The most important arrangements that should be mentioned enable the containment to function as a double shell, even in the event of a major accident. In such double wall systems, leakage from the inner shell into the closed interspace can be kept under control. The leakage can then either be pumped back inside the inner shell or released at a high level, possibly via decontamination systems. Containments of the pressure suppression (PS) type employed for the BWR which the Committee studied function, in principle, as a double-shell containment. Report on the integrity However, the same basic idea can also be applied to the dry containments of reactor vessels for light_ used for PWRs. water power reactors. ordinarily USAEC advisory committe Extra safety is obtained by providing the containment with additional on reactor safeguards, protection rnissiles (arriving from both inside and outside), and Washington D.C. (Jan, 1974). against

304 SOU 1974: 56 Summaty

by designing the containment systems intended to reduce the quantity of air-borne radioactive iodine so that they can provide a high degree of separation, even under very serious accident conditions. lt appears that a number of general advantages can be gained by using a rock containment, particularly with regard to the superior protection it offers against external missiles such as crashing aircraft, military weapons and the like. Underground rock containments should also provide new possibilities for limiting the effects of any reactor vessel Another interesting possibility offered by underground rock rupture. caverns was proposed in connection with the Värtan project. lt involved locating such a cavern at a depth where the groundwater pressure in the moist rock could be utilized to prevent the leakage of radioactivity through the rock even after a very serious accident. The safety features offered by underground installations (those blasted out of solid rock and others as well) have been given a certain amount of attention by the Committee and a special study on this problem has been performed through the CDL* during spring 1974.

Urbanization conditions

Schematic population distributions have been used in connection with studies of accidents in nuclear and of the consequences power plants, also in connection with the comparison of the environmental effects of different types of district heat sources. However, the pattern of thus obtained does not appear to differ-to an extent that consequences would have affected the conclusions of the Committee-from those obtained had various actual populations distributions been studied in detail. shows that the population patterns around the Fig 8: lO (page 268) sites of already-established Swedish nuclear power stations correspond to the three alternatives located 20 km, 40 km and 100 approximately km from the centre of the model city. The distribution at Barsebäck lies in between those of the 20 km and 40 km model sites. The Haninge site, which has been discussed in connection with the location of nuclear heat and plant in the Stockholm region, has a similar population power well with the 20 km distribution at distribution. Ringhals compares fairly that close distances but at greater distances the distribution approaches of the 40 km model; Forsmark and Simpevarp have population patterns somewhat similar to the 100 km model site. The 5 km site provides good agreement with the population pattern of the Värtan site. (Consideration of the Värtan site was the point of departure for the Committees work). the AEC in the United States has Among foreign authorities, stated that population distributions around the Zion, Indian previously Point and Newbold Island installations represented the upper limit for 1 maximum levels at different distances from a CDL = The central ope- acceptable population rating management. Joint nuclear power plant. Subsequently, the AEC has adopted more stringent organization between the A and has said that it cannot accept Newbold Island because requirements major power producers of the high nearby levels-within a distance of 8 km. As in Sweden. population

SOU 1974: 56 Summary 305

shown in Fig 8: ll (page 269), the population within the adjacent areas (out to some kilometres) is considerably greater at the three American sites than at any of the Swedish sites. In West Germany, the authorities have not yet taken a final position with regard to the BASF installation at Ludwigshafen, but the Biblis site close to Mannhein has been accepted. It is evident from Fig 8: ll that, mainly within a distance of 2 to 10 km, the population pattern around Ludwigshafen differs from the patterns around the American and Swedish sites discussed here. The population distribution around Biblis lies somewhat between the Swedish distributions and the distributions around the three aforesaid American sites. The importance of the population pattern in connection with accidental release and dispersion to the environment of less than a very few percent of the volatile fission products can be evaluated against a background of the calculated effects of normal release levels. This is due to the fact that no acute injuries are to be expected in such cases. The environmental consequences, in the form of late injuries which can result from such accidental releases are thus not particularly dependent upon the detailed population distribution, and can only be affected slightly by restrictions imposed with regard to urbanization plans. The consequences of the release of large amounts of radioactive matter in connection with an accident that is capable of causing acute injuries within the environment are more dependent on urbanization conditions. The results of the Committees calculations of the maximum conceivable consequences of an accident, Figs 8: 2-8: 9, can serve to illustrate the nature of this dependency. However, Fig 8: 12 (page 270) is also of interest in this respect. lt shows that there will be no serious acute effects beyond a radius of 2 km from the plant unless more than about 10 % of the radioactive noble gases in the core and about 5 % of its iodine content escape rapidly to the environment. It is evident from what has been said that the only population pattern providing a marked departure from previously approved sites in different

countries was that of the studied site located 5 km from the centre of the

model city and provided with a 0.5 km restricted population zone. On the other hand, the 20 km site studied in connection with the model city does not represent a more pronounced urban site than, for example the Biblis site in West Germany, and differs very little from the Swedish Barsebäck site. Neither the 5 km nor the 20 km site appears to introduce risks of a sufficiently serious character to significantly change the total risk pattern for the model city.

Safety measures taken within the environment The Committees study of conceivable safety measures to be taken within the environment in connection with the release of radioactive matter after an accident shows that the effects of such measures are highly dependent upon the type of accident and its development, as well as upon the meteorological conditions. lf the release occurs over a few

306 Summary SOU 1974: 56

hours, the radioactive cloud will have passed those living at a distance of up to about 10 km within a couple of hours unless there is complete wind stagnation. Risks that involve more than a few fatalities can only be experienced in the event of the very rapid release of large amounts of radioactive matter, and these risks will be encountered within a very few km. With regard to the speed with which countermeasures can be taken, the Committee concludes that it is improbable that such measures can redl ce the risk of death. The value of local organizations prepared to act in emergencies is, for the most part, associated with efforts to block off and guard certain areas in the early stages, and the taking of long-term countermeasures against minor environmental hazards. Moreover, these organizations will be valuable in connection with all minor and with slow, long-term accidental releases.

9. Conclusions and recommendations

The task assigned the Committee was to compile and present information about the advantages and disadvantages associated with the urban siting of nuclear power plants, particularly nuclear power plants that provide both electric power and district heating. The results of the Committees investigations are supposed to serve as background material for future decisions concerning the siting of nuclear power plants, particularly with regard to the distance of the sites from major centres of population. Consequently, it was not intended that the report of these investigations should include an evaluation of the acceptability of any specific installation. Essential aspects of the background of these conclusions were discussed in chapter 8, but for detailed information the reader is referred to chapters 6 and 7.

Economy of different district heating alternatives The cost patterns for nuclear combined power and district heating plants are highly dependent on local conditions and on the size of the unit or units in question, and thus the size of the district heating system. Systems that can be designed to incorporate nuclear heat and power plants having thermal outputs of l 000 to l 200 MW (corresponding to a condensing unit power of 500 to 600 MW) or more, provide better economy (at 1973 price levels for plant and equipment) than oil-fired alternatives at oil-prices exceeding 130 to 140 SwCrs per ton. (In March of 1974 the oil price was about 350 SwCrs per ton.) This applies to actual projects referred in the report as well as to the model city studied by the Committee. The nuclear power alternative would be able to compete with the oil-fired alternative at even lower oil prices if environmental I effects were included in the overall economic picture. 1 Sw Cr corresponds to US $ 0.22 to 0.24. The Committee finds that nuclear combined power and district

SOU 1974: 56 Summary 307

heating plants are econornically justified at least within the three most densely-populated regions in Sweden.

Environmental conditions during normal operation for the different district heating alternatives

The improvement in the air pollution situation provided by a change-over from local oil-fired heating to district heating in the central parts of the model city has been estimated to have a value on the order of some hundred rnillions SwCrs per year. District heating supplied by nuclear heat and power plants provides a further improvement over the oil-fired altematives, and this improvement is estimated about 60 million SwCrs per year. The radiological environmental effects of the normal release of radioactive matter from a nuclear power plant are small and entirely negligible compared with the effects of the other air pollutants. No significant difference between various Swedish nuclear sites was found in this respect. The data that are used for calculating the upper limits of the environmental effects of radiation under these conditions are wellfounded and in many cases they incorporate wide safety margins.

Nuclear power plant accident safety The Committee is of the opinion that the safeguards against accidents at nuclear power plants are so effective that the environmental effects of accidental radioactivity releases, as a long time average, will be signiñcantly smaller than those corresponding to the perrnissible normal releases. Acute injuries can only be encountered in connection with the release of very large amounts of radioactive matter. Release levels of this magnitude are only conceivable in connection with accidents in which a number of the reactor safety systems are put out of action. The probability of the occurrence of this type of accident is extremely low, and the Committee has evaluated it as from l to 10 per million reactor-years. Only in combination with highly improbable unfavourable atmospheric dispersion conditions of low probability can the release of even such large amounts of radioactivity result in serious acute injuries in the environment. The probability that an accident would cause such injuries has thus been estimated at 0.1 to 1 per million reactor-years. The worst conceivable environmental effects, that could occur in connection with an accident in a nuclear power plant sited in an urban area do not differ in extent (with regard to acute personal injury) from injuries entailed by risks already present within the community. In one of the 36 calculable situations that were studied, the number of fatalities amounted to some hundreds, and in three cases they amounted to about ten and were zero in all the other cases. For the nuclear power units studied here, and with the dispersion model applied, calculations show that no deaths would occur at a distance of more than 2 to 3 km from

308 Summary SOU 1974: 56

the installation in the event of an accident. Even the upper limit for the maximum number of fatalities mentioned here is less than the number occurring in connection with many other activities. Even for the worst conceivable consequences of an accident, occurring in a nuclear power plant sited near an urban centre of population, comparison shows that such plants do not entail consequences of a magnitude heretofore unknown. This applies particularly to deaths and serious acute injuries. lf a large amount of radioactive iodine were to be released in connection with an accident, a large number of people could suffer over-exposure of the thyroid caused by the inhalation of iodine. After varying time periods this could result in chronic thyroid malfunctions. However, this injury is relatively mild and the prospects for successful medical treatment are good. Even in the event of a very serious reactor accident, late effects, mainly in the form of cancer and genetic

effects, would occur to such a moderate extent that they could not be

distinguished among the relatively frequent cases of similar types, normally encountered.

Engineere d safeguards

The probability of the release of large amounts of radioactivity, already with present designs and constructions, is deemed extraordinarily low. However, in accordance with its directives, the Committee has reported the measures which, in the first instance, could be taken to provide an even higher level of safety. In this connection, the risk for pressure vessel

rupture was given special attention.

The environmental consequences of any accident are reduced if the release of radioactive matter occurs at a level high above the ground. One

way of accomplishing this is to use a so-called double containment

designed so that leaking radioactivity is led up to a considerable height, even in the event of very serious accidents. lnstallations in rock caverns provide added protection against external missiles-resulting from military operations or crashing aircraft for example-and also provide certain other safeguards. It thus appears that the use of rock containments is the easiest way to improve protection against damage to the containment in connection with major ruptures in the pressure vessel and in the primary circulation system. However, location in rock also entails certain disadvantages. The Committee does not consider these questions sufficiently investigated to permit any recommendation to be made as to rock containments for urban-sited nuclear power plants. On the basis of foreign information, the Committee has estimated the probability of a catastrophic vessel rupture caused by design and production-engineering faults as being lower than l per million operating years, even with the technology that is available today. It seems possible, however, that both the probability and consequences of major vessel ruptures can be further limitedf At present, the possibilities of further

SOU 1974: 56 Summary 309

improvements offered by intensified testing and inspection of the properties of steel pressure vessels during manufacture and operation are being studied. Among other possible improvements investigated are supporting arrangements which limit possible rupture areas in steel vessels as well as the introduction of Concrete pressure vessels. In the opinion of the Committee, one measure that would provide a general improvement in safety and might therefore be given special consideration for urban sites is the use of a reactor design with a lower core loading than that normally used.

Population conditions and protective measures taken in the environment

Restrictions on urbanization within a limited zone surrounding a nuclear power plant have their greatest importance in connection with the lirnitation of the most serious types of injuries that might occur in the event of major accidents. The zone in which special building restrictions are imposed within a radius of about 2 km, now applicable to all Swedish nuclear power plants would, in the opinion of the Committee, be valuable at urban sites as well. Special safety measures taken within the environment in the event of an accident (such as evacuation, protective medication and the like), and which are suitable for limited population groups, are not feasible for major population centres. Siting within large centres of population must thus be based on safety evaluations that do not presume any consequence reductions due to such measures.

Recommendations of the Committee District heat production based on nuclear heat and power stations is motivated in the three main metropolitan areas of Sweden, for reasons of economy and commercial policy and by the wish to reduce air pollution.

The conclusions reached, as regards the normal level of radioactivity

release and the environmental hazards associated with accidents indicate that urban siting of nuclear power plants does not introduce greater risks-in the sense of consequence multiplied by probability-than already accepted for many other activities. In the alternative corresponding to the most pronounced conditions of urban localization studied by the Committee, the plant is located 5 km from the centre of the city and is surrounded by an unpopulated zone with a radius of only 500 m. The consequences of an accident may be reduced, however, by applying special zoning regulations out to about 2 km from the plant. The Committee therefore finds no reason for discarding the existing requirement for a zone of this size. Special safety measures may also have to be considered, where pronounced conditions of urban localization exist. These include specially designed containments and the choice of conservative reactor data. Various cost increases associated with pronounced conditions of urban

310 Summary SOU 1974: 56

localization must be weighed against the cost of longer hot water distribution lines from more remote sites. The resulting economic motives for a pronounced urban site are accordingly reduced in strength. Nuclear heat and power plants in metropolitan areas do, however, offer great advantages and sites even at distances of about 20 km from the city centre are thus of economic interest. With regard to the circumstances cited above, the Urban Siting Committee recommends that district heat production in the metropolitan areas of Sweden should utiiize nuclear heat and power plants, but that pronounced urban sites should be avoided until further experience has been acquired with plants whose locations have been selected according to current standards.

Bilageförteckning

NÄR-021: l Svensk myndighetssyn på förläggning av kärnkraftanläggningar NÄR-022:l Sammanställning av lagregler som kan bli aktuella vid lokalisering och utformning av kärnkraftverk NÄR-O23: 1 Åtgärder till skydd för befolkningen NÄR-031 : l Utländsk myndighetssyn på förläggning av kärnkraft- NÄR-031: 2 anläggningar NÄR-04l: l Stråldoser och hälsoeffekter NÄR-OS3: 1 Beskrivning av station med kokarreaktor NÄR-063: l Beskrivning av station med tryckvattenreaktor NÄR-071: 2 Specifikation, verifikation och erfarenhetsläge NÄR-081 : l Effekter av normaldriften vid vattenreaktorer NÄR-083: 1 Överskottsvärme NÄR-O83: 2 Kompletterande synpunkter beträffande värmeutsläpp till vattenrecipienter vid närlägen NÄR-092: 1 Inledning till haverianalysen NÄR-092: 2 Haveristudier BWR NÃR-092: 3 Haveristudier PWR NÄR-092: 4 Sammanfattande haverianalys NÄR-096: l Mänsklig felfunktioni kärnkraftverk NÄR-l 12: 1 Aktivitetsfrigörelse och läckage av luftburna klyvningsprodukter till omgivningen vid analyserade BWR-haverier NÄR-ll2z2 Aktivitetsfrigörelse och läckage av luftburna klyvningsprodukter till omgivningen vid analyserade PWR-haverier samt jämförelse med BWR NÄR-131: 1 Standardiserade utsläpp NÄR-151: 1 Reaktorinneslutningar NÄR-181: 1 Förläggningsplatser NÄR-185: 1 En modell för den rumsliga befolkningsfördelningen i vissa svenska städer NÄR-l94: l - beaktande haverier Skadeberäkning NÄR-21 1: 1 Effekter av oljekraftimmissioner NÄR-Z 12: 1 Miljöverkningar av oljekraftverks normaldrift, Del l och NÃR-2 12: 2 Del 2

312 Bilage förteckning SOU 1974: 56

NÄR-22l: l Miljöverkningar av oljekraftverk vid haverier NÄR-221: l Ekologiska effekter av löskommen olja i samband med Bilaga l transport av olja till kraftverk NÃR-30l: 1 Ekonomiska synpunkter på närförläggning av kärnkraftverk

SOU 1974: 56 313

Ordlista

Absolutfilter ett partikelfilter med hög avskiljningsförmåga, 99 % och däröver. AEC även USAEC, United States Atomic Energy Commission. Förenta staternas atomenergimyndighet och dess organisation för forskning och utveckling på kämkraftområdet. Aggregat benämning på samhörande reaktor (eller panna), turbingenerator och hjälputrustning i ett värmekraftverk. Aktiveringsprodukt material (ämne), som blivit radioaktivt genom bestrålning med neutroner. Sålunda aktiveras t. ex. föroreningar (korrosionsprodukter m. m.) i reaktorns kylvatten av dess neutronflöde. Anrikning i samband med reaktorbränsle i första hand ökning av halten av en specifik isotop av uran, uran-235, i förhållande till övriga uranisotoper. Atmosfärisk transport och spridning av t. ex. luftföroreningar spridning med vinden samt utspädning av dem genom luftens turbulens. Atomkärna elektriskt positivt laddad central del av en atom, till vilken praktiskt taget hela atomens massa är koncentrerad. Atomkärnan består av protoner och neutroner. Avblåsningssystem system som skyddar exempelvis en primärkylkrets mot för höga tryck genom avblâsning av ånga t. ex. till reaktorinneslutningen. Avgassystem system för avlägsnande av radioaktiva gaser och gasburna radioaktiva föroreningar främst från en reaktors primärkylkrets. Systemet kan vara försett med såväl fördröjningsanordningar (tankar) som olika filter genom vilka avgaserna passerar innan de släpps ut via mät- och provtagningsanordningar. Avklingning minskning av radioaktivitetsmängd genom radioaktivt sönderfall. Avställning av reaktor minskning av reaktorns effekt till resteffekt

314 Ordlista SOU 1974: 56

genom stoppande av den nukleära kedjeprocessen. Avsvavling borttagande av svavelföreningar i eldningsolja före användning. Avtappnin gs- ångturbinaggregat där en del ånga tappas av för aggregat exempelvis uppvärmning av fjärrvärmevatten.

Barsebäck kärnkraftverk (Sydsvenska Kraftaktiebolaget) ca 20 km norr om Malmö. Baslastaggregat kraftaggregat vars låga rörliga kostnader gör att det lämpligen körs vid jämn hög effekt och med lång utnyttjningstid. även kollektiv dos, summan av stråldosema till Befolkningsdos alla individer i befolkningen i en viss region eller på hela jorden som en följd av användningen av vissa anläggningar eller anordningar som medför bestrålning t. ex. kärnkraftverk. Bergrumsförläggning placering av en reaktor eller en hel reaktoranläggningi bergrum. Biosystem de levande organismerna i ett ekosystem. ett system för tillsättning av vattenlöslig borfö-v Borsystem rening till kylvattnet i en reaktor i avsikt att sänka reaktiviteten. Systemet är ibland utformat _även för att ta bort bor. Bränsleb assäng vattenfylld bassängi ett kärnkraftverk för förvaring av utbrända bränslepatroner. Bränslekuts kropp av kärnbränsle, vanligen i form av en kort cylinder. Ett stort antal kutsar staplade i ett kapslingsrör bildar en bränslestav. Bränslepatron även -element, eller -stavknippez reaktordel som innehåller bränslestavar och hanteras som en enhet när den sätts i eller tas ur reaktorn. CDL centrala driftledningen, numera CDL-företagens samarbetsorgan, en branschsammanslutning mellan de fjorton kraftföretag som överför sin kraft på det svenska stamlinjenätet eller deltar i den riksomfattande samkörningen. Con tainment se inneslutning. curie speciell enhet för radioaktivitet; 1 curie (Ci) = 37 miljarder sönderfall per sekund. Basis Accident, hypotetiska konststruk- DBA Design vid reaktor eller annan tionsstyrande olyckor använda som underlag för kärnenergianläggning dimensionering av reaktoms skyddssystem. för Dfa, den svenska reaktorsäkerhetsmyndigheten. Delegationen Från och med 1974-07-01 statens kärnkraftinatomenergifrågor spektion. reaktor i vilken primärkylmedlet direkt utan Direktcykelreaktor

SOU 1974: 56 Ordlista 31 5

mellankretsar används t. ex. för att driva turbiner. Dos se stråldos. Dosrat dos per tidsenhet. Dubbel inneslutning inneslutning med dubbla väggar som bl. a. gör det möjligt att kontrollera den aktivitet som läckt ut genom den inre väggen. Effekt = tidenhet. Enheten för energiutveckling per effekt är Watt (W). Multipelenheter: kW (kilowatt) = l 000 W, MW (megawatt) = l 000 kW, = 1000 = GW (gigawatt) MW, TW (terawatt) l 000 GW. Effektiv utsläppshöjd den höjd över marknivån på vilken ett utsläpp kan anses ske sedan hänsyn tagits till nedsug av rökplymen i lä av byggnad eller terränghinder, samt till uppdrift på grund av värmeinnehâll (terrniskt lyft) och utströmningshastighet. Ejektor anordning för avsugning och borttransport av luft och andra gaser från en turbinkondensor. Ekologi läran om det ömsesidiga samspelet mellan levande organismer och miljön. Ekosyste m en mer eller mindre avgränsad enhet i naturen innefattande miljön med producerande, konsumerande och nedbrytande organismer vilka är ömsesidigt beroende av varandra. Elektron även betapartiklar, mycket lätta elementärpartiklar. Varje atom innehåller i neutralt tillstånd lika många elektroner som dess kärna har protoner. Elektroner har en negativ elektrisk enhetsladdning. Även positivt laddade betapartiklar förekommer. Emissi on utsläpp t. ex. av luftförorening till atmosfären. Energi kan förekomma som kemisk, mekanisk, och elektrisk energi eller som värme. Enheten för energi är Wattsekund (Ws) = [Joule (J) eller newtonmeter Nm]. Äldre enhet för värmeenergi = kalori. Multipelenheter: KJ (kilojoule) = 1 000 MJ = 1 000 sekundära Ws, (megajoule) KJ; enheter kWh (kilowattimme), GWh (gigâwattimme), TWh (terawattimme), MWd (megawattdygn). Exponering utsättande av levande eller död materia för bestrâlning. Externdos dos erhållen från strålkälla, belägen utanför kroppen. Fail-safe-utförande eg. failure-to-safety-utförande. Innebär att vissa felfunktioner t. ex. i ett övervakningssystem leder till samma konsekvenser som om fel hade uppstått i det övervakade systemet.

316 Ordlista SOU 1974: 56

Fallspalt cirkulär spalt i en reaktor i vilket det cirkulerande kylmedlet strömmar nedåt. Farmer-diagram diagram, ursprungligen uppställt av F. R. Farmer, vilket visar sambandet mellan storleken av ett jod-131-utsläpp från en reaktorstation och sannolikheten för haverier som leder till detta utsläpp. Fissionsreaktor kärnreaktor i vilken tunga atomkärnor sönderdelas under frigörande av energi. Fjärrvärme värme i form av hetvatten, använt för uppvärmning av fastigheter. Fjärrvärme produceras i hetvattencentraler, värmeverk eller kraftvärmeverk. Forskningsreaktor reaktor som används huvudsakligen som hjälpmedel för grundläggande eller tillämpad forskning. Forsmark kärnkraftverk (Forsmarks Kraftgrupp AB) vid Upplandskusten ca l20 km norr-om Stockholm. Fusionsreaktor kärnreaktor i vilken lätta atomkärnor förenas under frigörande av energi. Förlust av ordinarie förlust av det ordinarie sätt på vilket processvärvärmesänka men kylts bort, vanligen turbinkondensorfunktionen. Gaskyld reaktor reaktor i vilken kylmedlet utgörs av gas, t. ex. koldioxid eller helium. G giga = l miljard = l 000 miljoner. Gcal se kalori. GWh se energi. Genetisk strål- ändring i arvsanlag orsakad av bestrålning, kan ge verkan upphov till hälsoeffekter hos den bestrålade individens avkomma. Halogener en°grupp besläktade grundämnen i vilka bl. a. ingår jod och klor. Halveringstid den tid som erfordras för att mängden av ett ämne skall minska till hälften av det ursprungliga värdet. Man skiljer mellan fysikalisk h. där det radioaktiva sönderfallet åstadkommer minskningen och biologisk h. där mängden substans i en organism minskar genom biologiska utsöndringsförlopp. Kombinationen av dessa tvâ kallas effektiv h. Halvvärdestjocklek den tjocklek av ett visst material, exempelvis i en strâlskärm, som minskar strâlningens dosrat till hälften, när materialet placerasi strâlningens väg. Haveri större skada på någon del av anläggningen, som ofta kräver att nödsystemen träderi funktion, och som medför längre driftavbrott. Haveriförlopp sekvens av händelser som en följd av en primär haveriorsak. dos, som erhållits vid relativt jämnt fördelad Helkroppsdos bestrålning av hela kroppen.

SOU 1974: 56 Ordlista 3 l 7

Hetvattencentral panncentral innehållande pannor för produktion av hetvatten för fjärrvärme. Husturbindrift driftfall med en turbinanläggning då ingen effekt levereras till det yttre kraftnätet utan endast till anläggningens hjälpsystem. Huvudångledningar För en kokarreaktor: ångledningarna från reaktorn till turbinerna. För en tryckvattenreaktor: ångledningarna från ånggeneratorerna till turbinerna. Härd här samma som reaktorhärd. Härdbelastning även bränslebelastning, den specifika effekt som tas ut ur ett reaktorbränsle. Kan uttryckasi watt per kvadratmeter av bränslekapslingens yta eller watt per m stavlängd. Härdstrilsystem systern för härdnödkylning medelst vattenstrilning; i vissa reaktorer även använt till borinsprutning. Högte mperaturreaktor grafitmodererad, heliumkyld reaktor som medger höga arbetstemperaturer och därmed förbättrad turbinverkningsgmd. Högtrycksturbin den del av en ångturbin till vilken leds den ånga som har det högsta trycket från ângproduktionssystemet. Höljerör rör omgivande ett bränsleknippe och avsett att styra kylvattenflödet genom knippet.

IAEA International Atomic Energy Agency, FN: s organ för samarbete på kärnkraftomrâde. ICRP förkortning av ”the International Commission on Radiological Protection”, (ett internationellt strâlskyddsorgan) som utarbetar rekommendationer i strâlskyddsfrågor. lmmission effekt i omgivningen av en emission, t. ex. luftföroreningshalter. Inneslutning tät konstruktion för innehållande av radioaktiva produkter i en reaktoranläggning såväl vid missöden som under normal drift. lnneslutningsstril sprinklersystem för kylning av luften och därmed minskning av trycket i inneslutningen efter ett haveri med kylmedelsförlust. En sådan stril kan även bidra till rening av luften från radioaktivitet. Instickspump pump som (helt eller delvis) är instucken i reaktortanken och som är avsedd för cirkulation av kylmedlet. Intern bestrålning bestrålning från radioaktiva ämnen som befinner sig inne i kroppen. Installerad effekt även nominell effekt, den maximala eleffekt som ett kraftverk är avsett att drivas vid.

318 Ordlista SOU 1974: 56

lnversion det förhållandet i atmosfären att lufttemperaturen inom ett visst skikt ökar med höjden över marken. lnom detta skikt försvåras vertikala luftrörelser vilket kan leda till ökad koncentration av föroreningar under skiktet. Isotoper nuklider som är varianter av samma grundämne. lsotoper av ett ämne har lika många protoneri atomkärnan (samma atomnummer) men olika många neutroner (masstalen olika), så att atomkärnans vikt varierar. Jod-l3l och jod-l32 är således isotoper av jod med masstalen 131 resp. 132. J Joule = Ws, se Energi. Joniserande strålning som utgörs av direkt eller indirekt strålning joniserande partiklar eller av elektronmagnetisk vågrörelse. k. kilo = l 000 kW se effekt. kWh se energi. Kalori äldre enhet för energi (förkortas cal) l cal = 4.2 Ws. Kapsel, kapsling slutet hölje, vanligtvis ett rör, kring reaktorbränslet. Kapslingen hindrar kemiska reaktioner mellan bränsle och kylmedel, innesluter radioaktiva produkter bildade under bestrålningen och bär upp bränslet. Kedjeprocess även kedjereaktion, en serie av reaktioner, där den komponent som utlöser reaktionen nyproduceras i tillräcklig omfattning, exempelvis bildas nya neutroner då en urankärna undergâr fission efter att ha träffats av en neutron. Kokarreaktor engelsk förkortning BWR, reaktor vars primärkylmedel och moderator utgörs av vatten som kokar i härdens övre del. Kolfilter filter med aktivt kol (obs ej radioaktivt). Dess vanligaste uppgift i reaktorsammanhang är att kvarhâlla radioaktiv jod och radioaktiva ädelgaser. Kondensationsbassäng vattenbassäng ingående i en PS-inneslutning. Kondenskraftverk anläggning, där ångan alstras med hjälp av nukleärt eller fossilt bränsle för produktion av elektrisk energi medelst turbiner och där ångan kondenserar vid lågt tryck i en vattenkyld kondensor. Kondensor anordning, oftast innehållande vattenkylda rör (tuber), för kondensering av ånga efter passage genom en turbin. Kontamination nedsmutsning, t. ex. ett radioaktivt ämne som spritts till material eller på platser där det icke är önskvärt.

SOU 1974: 56 Ordlista 319

Konsekvenspercentil olika konsekvenspercentiler används för att ange storleken av de miljöverkningar ett visst haveri kan få med olika sannolikheter. Ett visst haveriutsläpp av radioaktivitet ger således endast i 5 % av alla väderlekssituationer större konsekvenser i omgivningen än de som beskrivs av S-konsekvens- Korrosion upplösning (frätning) av metaller och legeringar (järn rostar, koppar ärgar). Kortlivad radioaktiva ämnen, t. ex. fissionsprodukter, med radioaktivitet korta halveringstider. Kra f tvärm everk anläggning som levererar både värme (t. ex. för bostadsuppvärmning) och elektrisk energi. Kyltorn anläggning, ofta tornformad, avsedd för kylning av ett kylmedel, oftast vatten, med hjälp av luft. Vid våta kyltorn i motsats till torra, erhålls en del av kylningen genom avdunstning av kylvatten. Källstyrka utsläppt mängd av material eller aktivitet per tidsenhet. Latenstid den tidrymd som förflyter mellan exponering och orsakad hälsoeffekt t. ex. tiden mellan bestrâlning och symptom på strålsjuka. Leukemi elakartad tumörsjukdom i de blodbildande organen. Luftburen aktivitet aktivitet i luften antingen i form av partiklar eller i gasform.

Luftföroreningshalter, medelhalt i t. ex. ppm (parts per million), g/ms långtids- resp. eller Ci/ma av viss förorening beräknad över

korttidsmedelvärden t. ex. år eller månad resp. dygn, timme eller minut. Lågtrycksturbin del av ångturbin som genomströmmas av ånga med lägst tryck, ofta ansluten till en kondensor. Lânglivad radioaktiva ämnen, t. ex. fissionsprodukter, med radioaktivitet långa halveringstider. Lätta atomkärnor atomkärnor med låga masstal. Lättvattenreaktor termisk fissionsreaktor där moderator och kylmedium utgörs av lätt vatten. De reaktorer som i dagligt tal kallas kokar- (BWR) och tryckvattenreaktorer (PWR) är lättvattenreaktorer. milli = tusendels.

§23

Mega = miljon(er). W se effekt. MWe används som enhet för ett kraftverks utmatade eleffekt i megawatt. MWt används som enhet för den i ett kraftverk totalt utvecklade termiska effekten i megawatt. MWv används som enhet för den av ett kraftvärmeverk utmatade nyttiga värmeeffekten i megawatt.

320 Ordlista SOU 1974: 56

N även mikro, milliondels. Marku tsläpp utsläpp av luftförorening i marknära skikt, upp till några tiotal meter över mark, beroende av byggnadshöjder och topografi. Marviken svensk tungvattenreaktor, belägen 40 km öster om Norrköping. Togs aldrig i drift och används nu för stora reaktorsäkerhetsexperiment. Masstal summan av antalet neutroner och protoner i atomkärnan. Matarvatten (Mava) vatten huvudsakligen i form av kondensat från turbinkondensom vilket tillförs en ângpanna, ånggenerator eller reaktorhärd; kortformen används företrädesvis i sammansättningar, t. ex. mavapump. Miljöstörande viss industriell verksamhet som kan belasta mark, industri luft eller vatten med beaktansvärda mängder föroreningar eller andra störningar såsom buller. Villkor för sådan verksamhet föreskrivs på grundval av miljöskyddslagen. Missil kringslungat föremål, här exempelvis losslitna reaktorkomponenter (inre m.) eller störtande flygplan (yttre m.). Moderator material som bromsar upp de vid klyvningsprocessen bildade snabba neutronerna till termiska. Som moderator kan användas vanligt (lätt) vatten, tungt vatten och grafit. Mottrycks (kraft) anläggning där ångan lämnar turbinen vid ett verk, mottrycks- relativt högt tryck (ofta över atmosfärstryck) och aggregat sedan får avge värme t. ex. till en hetvattenkondensor som i sin tur är kopplad till exempelvis ett fjärrvärmenät. (Jfr kraftvärmeverk). Neutron ingår som byggsten i atomkärnor, tillsammans med protoner. Fria neutroner kan åstadkomma kärnreaktioner, t. ex. ñssion av urankärnor. Neutroner är elektriskt oladdade, neutrala. Neutroner som frigöres vid fission har mycket hög energi (stor hastighet) och kallas snabba neutroner. Neutroner som bromsats ned till en av temperaturen beroende jämvikt med atomer och molekyler i omgivande materia kallas termiska neutroner. Nuklid även nukleid, stabil eller radioaktiv atom som karaktäriseras av atomkämans sammansättning och energitillstând. förläggning av kärnenergianläggxiing i eller i när- Närförläggning heten av ett större befolkningscentrum. även födokedjor eller -nätverk, av varandra be- Näringskedja roende växter och organismer i naturen genom

SOU 1974: 56 Ordlista 321

vilka näringsämnen och gifter vandrar. Vandringen sker från miljö - vatten, luft, sediment - till producenter - främst växter - och konsumenter - växtätare och rovdjur. Nätbortfall felfunktion (härrörande från t. ex. kortslutning eller ledningsbrott) som resulterar i att elnätet utanför en kraftstation ej kan ta emot elkraft från eller leverera elkraft till stationen. Nödsystem system som manuellt eller automatiskt träder i funktion i en haverisituation. Olycka avser vanligen ett haveri som leder till personskador. Oskarshamnsverket kärnkraftverk (Oskarshamnsverkets Kraftgrupp AB) vid Simpevarp ca 20 km nordnordost Oskarshamn. PS-inneslutning (PS = eng. Pressure Suppression). Inneslutning med kondensationsmöjlighet, vanligen en vattenbassäng, för ånga som frigöres vid haveri. Percentil värde för en storhet med viss procentuell sannolikhet. Om man utför regelbundna mätningar av

en storhet i en och samma observationspunkt så

avser t. ex. l-percentilen det värde på storheten som överskrides hos l procent av antalet mätningar. 50-percentilen ger medianvärdet dvs. det värde som överskrides vid hälften av mätningarna. Se även konsekvenspercentil. Planöverväganden bedömningar huruvida en plan är förenlig med gällande lagstiftning byggnadslag, naturvårdslag osv. Plymlyft effekt som gör att exempelvis ett radioaktivitetsutsläpp sprids till högre nivå än utsläppspunktens. Effekten kan bero på att utsläppet har högre temperatur än omgivande luft eller att den har en viss uppâtriktad hastighet. Primärkylkrets kylkrets med vilken värmeenergi bortföres direkt från en energikälla, t. ex. en reaktorhärd. Processånga ånga som används i industriella processer. Proton ingår som byggsten i atomkärnor tillsammans med neutroner. Protoner har en positiv elektrisk enhetsladdning. QA Quality Assurance, kvalitetsstyrning. QA innefattar alla typer av insatser som syftar till att trygga att den färdiga produkten, ett kärnkraftverk t. ex. får de önskade egenskaperna. rad enhet för strâldos (se detta 0rd). En rad motsvarar en absorberad energimängd per viktsenhet materia av 0,01 J/kg (=l 00 erg/g).

322 Ordlista SOU 1974: 56

Radioaktivitet egenskapen hos vissa nuklider att spontant omvandlas frân en nuklidtyp till en annan, eller från ett energitillstånd hos en viss nuklid till ett annat. Vid denna omvandling - radioaktivt sönderfall kan utsändas partiklar och gammastrâlning från atomkäman eller röntgenstrâlning efter banelektroninfângning, kärnan kan även undergå fission. Radioekologi omfattar radioaktiva ämnens transportvägar genom ett ekosystem från utsläpp till människa. Radiologisk exempelvis om verksamhet eller risk, där radioaktivitet eller joniserande strålning förekommer. Reaktivitet mått på en reaktors förmåga att uppehålla en kedjereaktion. I en reaktor som arbetar med konstant effekt är reaktiviteten definitionsmässigt = 0. Om reaktiviteten ges ett positivt värde (överskottsreaktlvitet) genom exempelvis utdragning av styrstavar, så stiger reaktoreffekten. Om reaktiviteten ges ett negativt värde (underskottsreaktivitet), så sjunker reaktoreffekten. Reaktorhärd del av en reaktor i vilken fissionsprocessen äger rum. Reaktortank kärl som omsluter en reaktors härd och med härden samhörande delar. Recipient avser i allmänhet ett vattenområde, som mottar utsläpp av t. ex. kylvatten eller förorenande ämnen. Redundans även tlertalighet, en metod att säkerställa en funktion genom att verkställa densamma med hjälp av flera av varandra oberoende system. Relativ koncentration koncentration av luftförorening relativt utsläppt

mängd per tidsenhet, t. ex. i g/m3 :g/s = s/m3.

rem inom strålskydd speciell enhet för dos anpassad efter verkan på biologiskt material. Resteffekt effektutveckling i en reaktor, sedan reaktorn stängts av, orsakad av fissionsprodukternas radioaktivitet. Kärnkraftverk (Statens vattenfallsverk) vid Värö Ringhals ca 50 km söder om Göteborg. Risk även väntevärde. Risk har i detta betänkande genomgående definierats kvantitativt såsom sannolikheten för en viss händelse gånger händelsens konsekvenser uttryckt i lämpliga mått. Röd benm ärg blodbildande substans i benmärgen. olika produktionsenheter framför allt industrier Samlokalisering placerade tillsammans så att de kan utnyttja samma resurser i fråga om markområde, vatten, avlopp och av samhället ordnade vägar, kommunikationer etc.

SOU 1974: 56 Ordlista 323

Sekundärkylkrets kylkrets med vilken värmeenergi bortförs från en primärkylkrets. Sköldkörtel inresekretorisk körtel, belägen pâ ömse sidor om (Thyreoidea) struphuvudets sköldbrosk SMHI Sveriges meteorologiska och hydrologiska institut. Snabba neu- se neutron troner Snabb reaktor reaktor där kedjeprocessen hålls igång av snabba neutroner. Snabbstopp snabb minskning av en reaktors effekt; kan utlösas manuellt eller genom automatisk funktion. Somatiska effekter strålverkan som ger hälsoeffekter - eller tidigt sent - hos den bestrålade individen. Kan leda t. ex. till strålsjuka eller uppträdande av cancer; jfr genetisk strålverkan. Spridningsbild beskrivning av hur en luftförorening sprids från en viss punkt vid en given vädersituation. Spädmatarvatten vatten som tillförs matarvatten som ersättning för matarvattenförluster, t. ex. p. g. a. läckage. Statens naturvårdsverk SNV, den centrala myndigheten för ärenden rörande miljöskydd och naturvård i Sverige. Statens SSI, den svenska centrala tillsynsmyndigheten för strålskyddsinstitut ärenden rörande skydd mot joniserande strålning. Stråldos eller dos i för joniserad strålning utsatt materia absorberad strålningsenergi per massenhet. Mätes i rad. Se även rem. Strålskyddsnorm norm avseende tillåtlig bestrålning eller avseende strålskyddsåtgärder. Strålskärm konstruktion vid strâlkälla med uppgift att skydda omgivningen från strålning, kan exempelvis ha formen av betongskärm kring reaktortank eller skyddande vägg vid operatörsplats. Studsvik AB Atomenergis forskningsstation belägen 80 km sydväst om Stockholm. Styrstav stavformigt styrelement innehållande neutronabsorberande material och som kan förskjutas inom härden för variation av reaktiviteten. Synergism effektförstärkning genom samverkan. Synergism föreligger om effekten av två samtidigt verkande ämnen är större än de sammanlagda effekterna av samma mängder av ämnen verkande var för sig. Sönderfallskedja serie av nuklider, i vilken varje nuklid genom radioaktivt sönderfall (dock ej spontan klyvning) övergår i nästa, tills en stabil nuklid slutligen bildas. = Tera = biljoner miljoner miljoner.

324 Ordlista SOU 1974: 56

Termisk effekt total värmeeffekt som utvecklas i en reaktorhärd. Termiska neu- se neutron. troner Termisk reaktor reaktor där kedjeprocessen hålls igång av termiska neutroner. TWh se energi. Topplastaggregat kraftaggregat för produktion av toppkraft, dvs. för täckande av de högsta belastningstopparna i ett kraftsystem. även PWR, reaktor vars primärkylmedel och Tryckvattenreaktor moderator utgörs av vatten som hålls vid så högt tryck att kokning ej sker. Tunga metaller allmänt använd samlande beteckning för metaller i det periodiska systemet, med höga masstal fr. 0. m. krom, hit räknas t. ex. kobolt, nickel, koppar, zink, kadmium, bly, kvicksilver. elektrisk generator driven av turbin, ibland även Turbingenerator turbin med generator. Tätort bebyggelse med 200 inv. eller mer och i princip mindre än 200 meter mellan husen. upparbetning av använt reaktorbränsle innebär Upparbetning att icke utnyttjat uran liksom bildat plutonium avskiljs från fissionsprodukterna och tillvaratas. Uran ett i naturen förekommande grundämne som användes till reaktorbränsle. Naturligt uran består av tre isotoper, uran-238 (99,28 %), uran-235 (O,7l5 %) som är klyvbart och uran-234 (0,0058 %). Utsläppshöjd höjd över marknivån för utsläpp till atmosfären av luftförorening. Se även effektiv utsläppshöjd. Uttvättningsförlopp transport av förorening från atmosfären till markytan e. d. genom nederbörd eller strilanordning. W se effekt. Watt se effekt. Ws se energi. Väntevärde se risk. Värmekraftverk anläggning där elkraft alstras med hjälp av en värmekraftprocess (ångprocess, gasturbinprocess etc.). Bränslet för processen kan vara nukleärt eller fossilt. Värmeväxlare apparat för överföring av värme från ett strömmande medium till ett annat. Värtanprojektet förslag 1968 till bergförlagt kärnkraftvärmeaggregat vid Värtans kraftstation i Stockholm. legering vari grundämnet zirkonium ingår som Zirkoniumlegering väsentlig beståndsdel, t. ex. zircaloy. läge för Sveriges första kraftreaktor som är av Ågesta tungvattentyp och belägen ca 3,5 km sydväst om Farsta, en förort till Stockholm.

SOU 1974: 56 Ordlista 325

Ångavskiljare anordning för separering av ånga och vatten i en ångvattenblandning. Ånggenerator apparat för alstring av ånga exempelvis i sekundärkretsen till en PWR. anordning för avskiljning av vattenpartiklar ur en Ångtork ångström. Ädelgaser gemensam beteckning på de gasformiga grundämnena helium, neon, argon, krypton, toron, xenon och radon, som endast undantagsvis ingår kemisk förening med andra ämnen. Överföringskostnader kostnader för överföring av energi (elkraft eller fjärrvärme).

, .. i hu; ngn... laauL..

Statens offentliga utredningar 1974

Kronologisk förteckning

. Orter i regional samverkan. A. Ortsbundna levnadsvillkor. A.

PP* Produktionskostnader och regionala produk-

tionssystem. A. Regionala prognoser i planeringens tjänst. A.

5? Boken. Litteraturutredningens huvudbetänk»

ande. U. . Förenklad konkurs m. m. Ju. Barn- och ungdomsvård. S.

WWF”

. Rättegången i arbetstvister. A. . Samhälle och trossamfund. Sammanställning av remissyttranden över betänkanden av 1968 års beredning om stat och kyrka. U. . Data och näringspolitik. I. . Svensk industri. Delrapport 1. l. . Svensk industri. Delrapport 2. l. . Svensk industri. Delrapport 3. l. . Svensk industri. Delrapport 4. l. . Sänkt pensionsålder m. m. S. . Neutral bostadsbeskattning. Fi. . Solidarisk bostadspolitik. B. Solidarisk bostadspolitik. Bilagor. B. . Högskoleutbildning. Läkarutbildning för sjuksköterskor. U. . Förslag till skatteomlâggning m. m. Fi. . Markanvändning och byggande. B. . Vattenkraft och miljö. B. . Reklam V. Information i reklamen. U. . Förslag till hamnlag. K. . Fri sterilisering. Ju. . Motorredskap. K. . Mindre brott. Ju. . Räntelag. Ju. . Att utvärdera arbetsmarknadspolitik. A. . Jordbruk i samverkan. Jo. . Unga Iagövertrâdare V. Ju. . solidarisk bostadspolitik. Följdfrågor. B. . Att översätta Gamla testamentet. U. . Grafisk industri i omvandling. I. . Spridning av kemiska medel. Jo. . Skolan, staten och kommunerna. U. . Mut- och bestickningsansvaret. Ju. . FFV. Förenade fabriksverken. l. Socialvården. Mål och medel. S. . Socialvården. Mål och medel. Sammanfattning. S . statsbidrag nu kommunal färdtjänst, hamhiälp och familjedaghemsverksamhet. Fi. . Barns fritid. S. . Utställningar. U. . Effekter av förpackningsavgiften. Jo. . Samordnad traktamentsbeskattning. Fi. . Befordringsförfarandet inom krigsmakten. Fö. lnstallationsbranschen. I. lnstallationsbranschen. Bilagor. I. . Bevissäkringslag för skatte- och avgiftsprocessen. Fi. Information och medverkan i kommunal planering. Rapport. Kn. Utbildning i förvaltning inom försvaret. Del 1. Fö. Utbildning i förvaltning inom försvaret. Del 2. Fö . Skolans arbetsmiljö. u. Vidgad vuxenutbildning. U. Utsökningsrätt Xlll. Ju. Närförläggning av kärnkraftverk. I.

Statens offentliga utredningar 1974

Systematisk förteckning

Justitiedepartementet Arbetsmarknadsdepartementet Förenklad konkurs m. m. [6] Expertgruppen för regional utredningsverksamhet. Fri sterilisering. [25] 1. Orter i regional samverkan. [1] 2. Ortsbundna Mindre brott. [27] levnadsvillkor. [2] 3. Produktionskostnader och Häntelag. [28] regionala produktionssystem. [3] 4. Regionala Unga lagöverträdare V. [31] prognoser i planeringens tjänst. [4] Mut- och bestickningsansvaret. [37] Rättegången i arbetstvister, [8] Utsökningsrätt Xlll. [55] Att utvärdera arbetsmarknadspolitik. [29]

Försvarsdepartementet Bostadsdepartementet Befordringsförfarandet inom krigsmakten. [46] Boende- och bostadsfinansieringsutredningarna. 1. Krigsmaktens förvaltningsutbildningsutredning. 1. Solidarisk bostadspolitik. [17] 2. solidarisk bo- Utbildning i förvaltning inom försvaret. Del 1. [51] stadspolitik. Bilagor. [18] 3. solidarisk bostadspolii förvaltning inom försvaret. Del 2. tik. Följdfrågor. [32]

f. llJtbildning 52 Markanvändning och byggande. [21]

Vattenkraft och miljö. [22]

Socialdepartementet Barn och ungdomsvård. [7] I ndustr idepartem entet Sänkt pensionsålder m. m. [15] Data och näringspolitik. [10] Socialutredningen. 1. Socialvården. Mål och medel. lndustristrukturutredningen. 1. Svensk industri. [39] 2. Socialvården. Mål och medel. Sammanfatt- Delrapport 1. [11] 2. Svensk industri. Delrapport ning. [40] 2. [12] 3. Svensk industri. Delrapport 3. [13] 4. Barns fritid. [42] Svensk industri. Delrapport 4. 14 Grafisk industri i omvandling. 34 FFV. Förenade fabriksverken. [38] Kommu nikationsdepartementet Installationsbranschutredningen. 1. Installations- Förslag till hamnlag. [24] branschan. [47] 2. lnstallationsbranschen. Bilagor. Motorredskap. [26] Närförläggning av kärnkraftverk. [56]

Finansdepai ntet Komrnundepartementet Neutral bostadsbeskattning. [16] Förslag till skatteomläggning m. m. [20] information och medverkan i kommunal planering. statsbidrag till kommunal färdtjänst, hemhjälp och Rapport. [50] familjedaghemsverksamhet. [41] Samordnad traktamentsbeskattning. [45] för skatte- och avgiftsprocessen.

Bevlissäkringslag 49

Utbildningsdepartementet Litteraturutredningens huvudbetänkande.

lBolken. 5

Samhälle och trossamfund. Sammanställning av remissyttranden över betänkanden av 1968 års beredning om stat och kyrka. [9] Högskoleutbildning. Läkarutbildning för sjuksköterskor. [19] Reklam V. Information i reklamen. [23] Att översätta Gamla testamentet.

Skolan, staten och kommunerna. 36 33]

Utställningar. [43] Skolans arbetsmiljö. [53] Vidgad vuxenutbildning. [54]

Jordbruksdepartementet Jordbruk i samverkan. [30] Spridning av kemiska medel. [35] Effekter av förpackningsavgiften. [44]

Anm. Siffrorna inom klammer betecknar utredningarnas nummer i den kronologiska förteckningen

Statens offentliga utredningar

1974: 56

Industridepartementet

Närförläggning

av

kärnkraftverk

Betänkande av

Närförläggningsutredningen

Stockholm 1974 “

§7““

-uwå-gr-

56 311

,J sou 1974:

jø-øá-árx I. I

:vw-

raw-w_- Bilageförteckmng

va...,

om «

NÄR-021: l Svensk myndighetssyn på förläggning av kärnkraftanläggningar V NÄR-022:l Sammanställning av lagregler som kan bli aktuella vid lokalisering och utformning av kärnkraftverk NÄR-023: l Åtgärder till skydd för befolkningen NÄR-03l: 1 Utländsk myndighetssyn på förläggning av kärnkraft- NÄR-03l: 2 anläggningar NÄR-OM: l Stråldoser och hälsoeffekter NÄR-053: l Beskrivning av station med kokarreaktor i l av station NÄR-063: Beskrivning med tryckvattenreaktor NÄR-O7 l: 2 Specifikation, verifikation och erfarenhetsläge NÄR-081 : l Effekter av normaldriften vid vattenreaktorer NÄR-OSS: l Överskottsvärme NÄR-083: 2 synpunkter beträffande värmeutsläpp till Kompletterande vattenrecipienter vid närlägen NÄR-092: l Inledning till haverianalysen NÄR-O92: 2 Haveristudier BWR NÄR-092: 3 Haveristudier PWR NÄR-092: 4 Sammanfattande haverianalys .X IJÄR-096: l Mänsklig felfunktioni kärnkraftverk A NÄR-ll2zl Aktivitetsfrigörelse och läckage av luftburna klyvningsprodukter till omgivningen vid analyserade BWR-haverier

2 Aktivitetsfrigörelse och läckage av luftbuma _klyvnings-

X NÄR-MZ: produkter till omgivningen vid analyserade PWR-havener samt jämförelse med BWR .X NÄR-Bl: l Standardiserade utsläpp X NÄR-lsl: l Reaktorinneslutningar X NÄR-l8l: 1 Förläggningsplatser i vissa X NÄR-185: l En modell för den rumsliga befolkningsfördelningen svenska städer NÄR-194: l Skadeberäkning - beaktande haverier NÄR-21 l: l Effekter av oljekraftimmissioner NÄR-2l2: 1 av oljekraftverks normaldrift, Del 1 och Miljöverkningar NÄR-2l2: 2 Del 2

3 12 Bilage förteckning

l av oljekraftverk vid haverier NÄR-22l: Miljöverkningar NÄR-22l: l effekter av löskommen olja i samband .. Ekologiska Bilaga l transport av olja till kraftverk på närförläggrüng av kämk . NÄR-30l: l Ekonomiska synpunkter v verk

:å

NÄRFÖRLÄGGNINGSUTREDNINGEN NÄR-O96:1

Ursprunglig utgåva: november 1972

Rapporten framtagen av en arbetsgrupp bestående av:

Driftchef E Eriksson Statens vattenfallsverk Civ ing G Stensson inst Militärpsykologiska Civ ing P Almqvist Stockholms energiverk Ingenjör B Mandahl Oskarshamnsverkets AB kraftgrupp Reaktorinsp T Nilsson Statens kärnkraftinspektion Civ ing S Skans KTH, Flygteknik 1:e militärpsyk J Wirstad inst Militärpsykologiska

NÄR-09611

MÄNSKLIG FELFUNKTION I KÄRNKRAFTVERK

Innehåll

Sid

INLEDNING 0ooonooøoønoaonncoccoccoooooocøoaoo 000ccJ00nosoooonocøooocnoiaooooro c00000000uotaoccooooniocololclooo

0953444.:

010000nooooocooonoouoolciooco Metod i0000000I0000ouoooloooaoooooooocioi OOQOOIOIOOUIOIIOOOCIOCIOOOOOOOOO

KUNSKAPSLÄGE 00io000000000000000000000000000 0000001001000000000000000 Illtoooooooociouiloooo0000

UCIOOOOOOOOOOOCOIOOOOOOOOIOOIIOUO 18

o00000iooocciooooocoooooconoco 20

Organisation och administrativa rutiner 20

Underhâllsarbete oooloonooococoooouoooøo 21

I kontrollrummet occaclocccnoooooloooooi

»2

I0000looocoooaooolnosoicaooooc ”2 2

0000010oonoucocoocacoonoonoo 23

DISKUSSION 2h

SLUTSATSER ooocooucnocoooono 30

REFERENSER 33

BILAGOR

u» xVyz ,a»äng

NÄR-096:1

INLEDNING

Bakgrund

Haverianalysen (NÄR-092) har utförts med tonvikten lagd på betydelsen av slumpartade fel i olika kombinationer

Reservationer

för tekniska system. har dock begjorts träffande inflytandet av exempelvis fel systematiska och sabotagehandlingar. I av behandlingen verifikationsfrågan (NÄR-071) har vikten av att gardera sig mot mänskligt felhandlande i alla tillkomstfaser för anläggningarna understrukits.

Om de sannolika frekvenserna för beaktade svårare haverier beräknade som resultat av slumpkombinerade konsekvenskedjor konstruktionsmässigt drivits ned

mot och under storleksordningen 10-5 per år och reak-

om felhandlande tor, uppstår frågan mänskligt oaveller - liksom siktligt avsiktligt sällsynta naturfenomen och olyckshändelser resp händelsekedjor signifikant påverkar sannolikheten för svårare haverier.

Uppgift * 2 Då tillgängliga kunskaper om mänsklig felfunktion grundade på direkta undersökningar på personal vid kärnkraftverk ännu är av ringa omfattning, har-det befunnits lämpligt att studera det material som systematiskt insamlats inom inom flygsäkerhetsområdet och det militärpsykologiska arbetsfältet. Uppgiften är att ge en översikt av dagens kunskapsläge inom dessa områden och kritiskt granska materialets relevans för kärnkraftområdet.

Målsättning

Målsättningen är att belysa de möjligheter för och

NÄR-096:1

orsaker till mänsklig felfunktion som kan finnas inom

i man-maskinsystemet.

olika områden Primär: söks svaret redan med nuvarande systemtekniska funk-

på frågan,om

tionssäkerhet mänskligt felhandlande är den dominer-

ande fakt0rn,dâ det gäller risker för stora haverier

i kärnkraftanläggningar. Där så kan ske anvisas tänkbara för att i framtiden och mot-

åtgärder kartlägga

verka risker orsakade av mänskligt felhandlande.

Metod

Grundmaterialet har bestått av tidigare NÄR-rapporter,

från och information som in-

rapporter kärnkraftverk

samlats vid observationer och intervjuer, främst vid

Oskarshamnsverket men även vid Ågesta Kärnkraftverk

och vid Karlshamns Värmekraftverk.

För att kunna ge en överblick av kunskapsläget inom har aktuell information och

man-maskinsystemomrâdet

området insamlats via kontakter inom

litteratur på

och militärpsykologiomrâdet. Littera-

flygsäkerhetsturen studeras och kommenteras under rubriken kunskapsläge.

- - Vid Oskarshamnsverket har under sammanlagt 20 timmar

ett flertal arbetsuppgifter observerats och flera olika

befattningshavare intervjuats. Observationerna har till-

sammans med övrigt material legat till grund för några

iakttagelser av organisation och av

man-maskinsystemets

skiftlagets arbete.

I Slutsatser och förslag redovisas resultatet

kapitlet

av de diskussioner som förts i avsikt att uppfylla målsättningen.

- 3 - NÄR-09631

Kommentar

Mänsklig felfunktion kan vara orsak till skaceverkn H n 5.!” C0 från projekterings- och konstruktionsfaserna till d (I) t att stationen slutligen avvecklats. arbete Föreliggande begränsas till att studera driftfasen och i

någon mån

underhålls- och reparationsfasen samt haveribemötande.

För driftfasen har gruppen förutsatt att konstruk-

tions-, monterings- och tillverkningsfel elimine-

rats vid en noggrann provdrift. Den tekniska förutsätts utrustningen (enligt NÄR- 092) vara sådan att reaktorn kan drivas eller säkert stängas av och hållas vid felfunktion avstängd varje hos en t

gngkilg

komponent, ex orsakad av en felmanöver. För de olika säkerhets- och nödsystemen förutsätts (enligt NÄR-092) att vid ett fel

gnstgkâ på någon

komponent i dessa system en krävd minimifunktion ändock skall

kunna upprätthållas.

En tillfredsställande kvantifiering av risken för mänsklig

felfunktion i ett kärnkraftverk kräver avsevärt större

arbetsinsats än vad som varit avsikten för NÄR-096. Någon

kvantifiering liknande den som gjorts för rent tekniska

har alltså ej kunnat göras. Dock har med utgångs-

system punkt från gjorda iakttagelser, detwstuderade kunskapsoch de samlade erfarenheterna från kärn- och värmeläget kraftverk gjorts vissa bedömningar av storleksordningen risken med felfunktion. Vidare vissa ut-

på mänsklig görs

talanden om vilka i man-maskinsystemet som åtpå punkter

gärder är önskvärda och anges några vägar på vilka en

om kraftverket som ett man-maskinsystem fördjupad kunskap kan samlas.

NÄR-09S:1

KUNSKAPSLÄGET OM MÄNSKLIG FELFUNKTION

av är och har

Genomgången kunskapsläget begränsad bestämts

av den ringa tid som stått till förfogande för arbetsá Litteratursökningen har skett via kongruppen. personlig takt med forskare och specialister som etablerat inom sig

omrâdet och som inledningsvis bedömts ha något att ge med

hänsyn till arbetsgruppens uppgifter.

Således redovisas några studier från det internationella

fältet som har direkt relevans för frågeställningarna.

Vidare görs en genomgång av erfarenheterna från haveri-

analysen inom västvärldens civila trafikflyg. Slutligen

redovisas vissa statistiska uppgifter över fel och felorsaker från ett värmekraftverk.

fel

Oavsiktliga

om mänsklig tillförlitlighet eller

Kunskap oavsiktliga

fel finns i den anglosaxiska litteraturen under beteckningen human reliability. Meister (1966) definierar human reliability som sannolikheten för att ett arbete eller en arbetsuppgift fullföljs under givna systembetingelser inom uppställda tidskrav.

En del forskningsarbeten finns utförda och

publicerade

inom området mänsklig tillförlitlighet, men det är främst

fråga om punktinsatser och en sammafattande bild saknas.

Samband mellan olika studier är svåra att uppfatta och

formulera i fast terminologi. Detta kan troligen till

väsentlig del föras tillbaka på brister i grundläggande kunskaper om mänskligt beteende och mänsklig funktion. Dessa brister innebär bl a att tillämpningar och erfaren-

heter från redan gjorda arbeten på handhavandet av kärn-

kraftverk ej framstår entydigt och klart. Uttalanden om kärnkraftssituationen blir en bedömning som närmast har karaktären av hypotes.

- - 5 : NÄR-096=1

När det gäller metoder för att bestämma

tillförlitlig-

heten i enskilda

mycket begränsade arbe::;;;:if:er, finns

ett arbete som ställts samman från expariáentella data

An Index of Electronic

Equipment Operability

och Altman 1962). I detta har

gjorts en uppdelning på

inputporcesser (t ex medierande

skalavläsning), pro-

cesser (t ex beslut) och

outputprocesser (t ex ratt-

inställning). För varje sådan process finns ett datablad.

Figur 1, nedan, visar ett exempel på ett datablad avseende

cirkulära skalor.

CURCULAR SCALES BASE TIME =

.§0

Time added

Reliability

I. Scale diameter

|.03 .9996 a. I”

0 .9997 b.

l.6-l.75“

.03 -9993 c. 2.75”

2. Scale style a. Quantitative

reading (Determine a specific value.)

1.50 .9966 (I) Moving pointer 1.50 .9967

(2) Moving scale b. Qualitative reading and

checking (Determine whether

indication is within a certain

range.)

.25 .9965

(l) Moving scale .ZS .9975 (2)

Moving pointer 0 -

.9999 (3) Either cr

moving pointer moving scale, if color cc 3. Pointer style 0 .9990 a. Conventional, horizontal bar, 0 at base i.QO .9987 b. Trianglc or vertical bar

at base (Pointer base = short

end of

pointer.)

3.50 .9900 h. Parallax

(Distance the pointer is from the scale face

nesulting in when viewed

misreading from an ang§c.) if

parallax is sufficient to result in an error of One grade

tion mark (For quantitative

read), these data apply.

Figur 1: Sida med data i Index of

Electronic

Equipment

Operability. Data avser tider i sekunder och

tillförlitlighet som sannolikheter för rätt av-

läsning av cirkulära skalor. Base time

representerar vid

avläsningstiden en optimalt utformad

cirkulär dvs med skala, 1,60-1,75 tums diameter som används för

kontrolläsning, med en färgkodad

kritisk zon och med en visare av konventionell

pilform. Time added

anger tilläggstid för be-

skrivna avvikelser från

optimum.

- 6 - NÄR-09631

Som synes innehåller databladet uppgifter om tillförlit-

och Pâ varje dataalia finns också lighet operationstid. angivet effekten av ett antal avvikelser från den optimala tekniska lösningen eller situationen. Avvikelserna redovisas som tidstillskott och/eller ändringar i tillförlitligheten.

Upp emot S00 tillförlitlighetsvärden finns i databanken. På få när är värden

några samtliga

undantag större än

0,9950. Genomsnittsvärdet ligger på 0,9990.

Vid användningen av metoden utgår man ifrån separerbara

meningsfulla kan komma att finnas i ett man-

uppgifter,som

maskinsystem med operatörsuppgifter av processövertyp vakning. En sådan uppgift är som

exempelvis uppstartning

analyseras och i sina som

separeras steg uttryckta input-

processer, medierande processer eller outputprocesser.

Tid och tillförlitlighet för varje steg hämtas därefter

ur databanken. Tider och summeras så

tillförlitligheter

att totalvärden för eller erhålls. Av-

uppgift uppdrag

sikten med metoden är att redan under kunna utvecklingen värdera den mänskliga insatsen. Det gäller t ex att kon-

trollera, huruvida systemkrav ifråga om tid och tillförlit-

lighet uppfylls. Det kan också gälla att

upptäcka svaga punkter i systemkedjan, så att dessa kan rättas till så som

tidigt möjligt.

Hitintills

användbarhet,bl

har metoden haft liten a genom att förutsättningen om statistiskt oberoende mellan opera-

törsuppgifter ej kan gälla,när exempelvis en och samma

operatör genomför en sekvens av uppgifter. Metoden har dock ett värde i detta sammanhang då den till ger underlag en grov uppfattning av vilken som

storleksordning mänsklig

tillförlitlighet har, när det är om relativt enkla fråga

uppgifter som processtyrning och

-övervakning.

Williams (1967) har satt upp en matematisk modell,som

- - 7 NÄR-096=1

anger tillförlitligheten vid beroende

sannolikheter. Meto-

den bör kunna få vid

användning exempelvis det beroende

som ligger i att en och samma

operatör utför flera upp-

gifter. Modellen är knappast praktiskt

användbar ännu,då

den förutsätter att storleken hos beroendet har kunnat

bestämmas. Detta är fallet

ej vare sig ur teoretisk eller

empirisk synvinkel.

Ett av vid

problemen kvantifiering av

mänsklig tillför-

litlighet ligger i beteendets beroende av ett ofantligt

stort antal faktorer såväl inre som yttre.

Mänsklig tillförlitlighet uppvisar avsevärt större variation än

tek-

niska

komponenter. En hel del arbete har därför lagts

ner

på att utveckla modeller för att förutsäga tillförlitlighet med möjlighet att ta till hänsyn många påverk-

ande faktorer. Meister

(1971) har redovisat sådana

modeller och metoder avseende såväl

operatörsuppgifter

som underhållsarbete.

Ett förhållande som medverkar

till den stora variationen

i prestation och

tillförlitlighet är att människan i ett

man-maskinsystem endast går in och deltar med en liten,

mycket begränsad del av

sig själv. Mycket stora delar

ligger utanför och har ingen direkt funktion i

man-maskin-

systemet. Människan som helhet kan emellertid ses som ett

system. De delar som i

ingår ett visst

man-maskinsystem

kommer därför

otvivelaktigt påverkas

att av

övriga delar

av det psyko-sociala system som människan som helhet bildar.

Tillförlitlighet ien viss uppgift blir således i

princip beroende av faktorer som

hänför till

sig människan

som såsom

helhet, begåvning, skicklighet, erfarenhet,

känslotillstând, grad av tidigare

träning, grad av ut-

tröttning, hälsotillstånd, intresse och

personligt enga-

gemang. Personligt engagemang eller aktiv medverkan är

något som uppmärksammats särskilt på senare tid också i

- - 8 NÄR-096:1

tillförlitlighetssammanhang. Det personliga engagemang som av att individen medverkat i valet av medel följer

för att en målsättning kan exempelvis vara av stort

uppnå

värde. Detta har också framförts av Altman (1972).

positivt

Avsiktliga fel

av felhandlingar kan urskiljas, näm-

Två typer avsiktliga

och felhandling på grund av sinnessjukdom.

ligen sabotage Av dessa är felhandling genom sabotage det mest sannolika.

Risken för beror bl a av den

sabotage förhandenrådande

samhällssituationen och kan därför ändra sig starkt från

en till en annan. Som exempel på detta förhål-

tidpunkt lande kan nämnas som förekom

flygplanskapning, knappast

för bara 5-6 år sedan.

kan på faktorer som är bero-

Sabotageriskerna uppdelas

ende â ena sidan av den inre sociala och politiska

situationen, å andra sidan av yttre politiska faktorer. På av t ex ökad rörlighet och kommunikation drabbas grund i det senare fallet inte bara huvudomrádet utan även omomrâden. För Sveriges del torde sabotage-

kringliggande

risker av det senare slaget vara mest näraliggande. Med fortsatt ökad bedöms denna riskfaktor kunna rörlighet växa.

Den sabotagerisk som bottnar i inre politiska konflikter

bedöms i som mycket liten för Sveriges del. dagsläget och förberedelser i kärnkraftverk är inte

För planering

bara utan också ett bedömt framtida läge av dagsläget intresse.

Den historiska erfarenheten under 1900-talet har visat, att drastiska förändringar kan komma relativt

politiska

snabbt. I den utvecklingen i Västeuropa har

politiska

- - 9 NÄR-09631

sedan senare delen av 1960-talet kunnat

urskiljas en

viss ökad

politisk instabilitet. Motsättningarna mellan

befolkningsgrupper och politiska

grupperingar har ten-

derat att öka. Levnadssituationen för

många människor

kan komma att ändras

genom mellanstatliga överenskom-

melser av typen EEC. En viss oro kan förmärkas inför

jordens stigande befolkningstal och därmed följande

samhällsfrågor av

typen försörjning, utbildningstill-

“ och arbetstillfällen.

fällen

Det ovan framförda leder till slutsatsen att

förebyggande åtgärder och åtgärder inriktade

mot att reducera effekterna av

sabotage ej

kan bestämmas av de risker som bedöms aktuella för Det förhållandet dagen. att sådana risker varierar från en tid till en annan och att en

riskökning kan komma relativt snabbt bör istäl-

let vara styrande

på åtgärdssidan.

Den andra av fel

typen avsiktliga hänför sig till ett

tillstånd hos individen av drastiskt ändrad realitets-

uppfattning, dvs Akut

sinnessjukdom. sinnessjukdom under

arbetspasset leder möjligen till ökad risk för felhand-

lande, men det är inte absolut

givet, och hur stora

riskera är kan

ej uppskattas. Händelserna är så säll-

att

synta erfarehetsunderlag saknas.

I

uteblivet

detta sammanhang bör också nämnas

handlande,

som kan bero

på hastig död eller medvetslöshet under

arbetspasset. Felriskerna beroende uteblivet

på hand-

lande eller akut

på sinnessjukdom torde emellertid i

jämförelse med risker för oavsiktligt felhandlande vara

utomordentligt små, gissningsvis minst ett par 10-potenser

mindre. Man måste ändå

givetvis räkna med sådana risker.

Men det blir av underordnad att betydelse bedöma den

absoluta risknivån, om man istället konstaterar

att

- - 10 NÄR-096:1

riskerna finns och att man olika

genom motåtgärder söker

eliminera dem. I detta fall kan det kanske ske genom att undvika enmansbemanning.

Flygsäkerhetsanalys

I förutsättningarna för arbetsgruppens arbete anges,att i tillämpliga delar erfarenheter från flygsäkerhetsarbetet skulle tillvaratas. Detta förefaller rimligt,

enär Kuhlmann (1969) påpekar att vissa på områden,t ex

flygsäkerhetsomrâdet,en speciell metodik för Unfalls-

forschung har utvecklats.

Det faller att en översikt

sig naturligt genomföra över

haverianalys och statistik för den civila luftfarten under en längre period samt att diskutera

tillämpningar

av erfarenheter från denna kärnkraftområdet.

på

Situationen för besättningen på ett större linjeflygplan

kan arbetsmässigt jämställas med motsvarande situation för skiftgruppen i ett (kärn-) kraftverk bl a i så mâtto

att arbetet bedrivs i ett begränsat utrymme,

att informationsunderlaget meddelas via instru-

ment, display och andra tekniska informationskällor,

att arbetet inte kräver stora fysiska resurser och

att procedurerna för arbetet regleras av skrivna instruktioner och checklistor.

i

sammanhanget

Ett intressant statistiskt tal är dödsfallsrisken per person och timme, dvs den risk individen löper att bli dödad genom att utnyttja linjeflyget under

en timme. Det visar sig att detta tal ligger på 10-6.

Denna risk är f ö lika stor som medelrisken för död genom

sjukdom. Detta faktum återspeglas i att försäkringsbolagen

- 11 NÄR-096:1

har samma livförsäkringspremier för

flygplansbesättning

i

linjetrafikflyg som för varje människa i markbundet

yrke.

Internationell

flygstatistik (ICAO) visar att under 10-

ârsperioden 1959-1968 västvärldens

linjeflygföretag

flög ca 29 miljoner jettimmar, varav ca 9 miljoner under

periodens sista år. Under hela perioden inträffade 71

§age§igr_mgd_d§dlig utgång, därav 10-12 under periodens

tre sista år. 1968 var den ackumulerade flygtiden 387 000

jetflygtimmar för varje haveri med dödlig utgång. Intres-

sant är att konstatera att motsvarande tid för USA var

-SMO 000 timmar och för länderna utom USA 300 000 timmar.

För aktuell utredning är det intressant att konstatera

att ovanstående statistiska underlag visar, att effekter

i säkerhetshänseende av storleksordningen en 10-faktor

går att uppnå genom åtgärder på det operativa området

administration, utbildning, föreskrifter, procedurer

åtgärder som beaktas mer i USA än i Europa.

Figur 2 nedan visar t ex att under år 1968 var för US

linjeflygfart flygtiden mellan haverier med utdödlig

gång 2.106 timmar, medan

flygtiden för icke US linjeflyg-

fart var 2.105 timmar. Statistiken är

baserad på opera-

tioner med samma

flygplanstyp, och skillnaden ligger i

åtgärder på det operativa området, vilka för USA:s linje-

flygfart är av stor omfattning.

-12

u N m . :1

3 0 g 6

V-

wzowázwâ ..|I||ll›.|I.

Initial!?

z

x . I /.

axzuxill..z.sl-.-iuz,..

.li 0

m . _. _ u. . u..

pzuanvu...

nulluicltu

-

30 r

45.5_

dns.: a n ..!|..||.| J N

amp.

.-.Fall

.

-a|..|umw -lil

..

lå?!

390.7...

, _ , ,. , __ -...

i os..

. n.: .

Il|lI4

å

nu

,uuáox

6 O ü .c

mm.

V.. u... .A nu

- 2 : mc

ig ÃJEIig glid pc jctixavcrå

. :I .ö n. .. .m s n u.. n u .14 O n.. C n S t ü 1A a n.

nu .ia w. ( M O s S . 1 9 .b 8 )

2 _ .

zum

mr.o_;..:_z.ázuo_uu

§0.:

nano;

452m .

5 3 6 o a 6 2

.IJ 9 . . .

...l

,

F ..3 Å .H Dit n... .-1 .W nu .H d i aJ e. T .IJ c .t »Aim e . .n m Å e d .w .d 1 u ta 2% n .g .

GO

.mp0

. ..

A n d va. my” C r a O v r. .m .1..v e .U ...l /\ M S s 1 O.. 6 mm

S ,w

müñnzüuuex

J._.<u.

.ua FIEZST GENSRÄ liv .

5a

2304...

c. a FO

.u J .

2503 _ ,

6 1 6 ñL /C .J Is. I /.. .O 5 u» . U m

5 3 6 0 . 5 9 V. “J Än än . .. L

F u] n: Anu... v; 1.. 1 .ML gg ü v; .p ›u 1C a. V e. r Il .x .Å .w . .G Ö .c TL ZA ab h LL .3 od n \dln

S_ m. v. 3 D. . O .n D n r t_ Y. .d h.. n. .w 0.4. ...g t v1 O n C n s 1 f. 114 1a) 3 A n.: 7 inc .I n c s

mm

F.. O .a s m C ...c .\i n..

{ a..., 1 O s R. x.

- - 13 NÄR-O96:1

I fig 2 ovan visas för utvecklingen första generationens jetflygplan (DC-8, Boeing 707 m fl), dels får US air-

lines, dels för Non-US airlines. Pig 3 utvisar motsvar-

ande kurvor för andra generationens jetflygplan (Boeing 727, BAC-111, DC 9 m fl). I fig H jämförs kurvorna för första och andra

generationens jetflygplan. Där framgår

klart den s k

inlärningskurvan: ju mer flygerfarenhet

som vunnits, desto större blir säkerheten.

Ur haverianalysen för

linjeflyget, som behandlar

gamtliga

(IATA

Qalegigr 1959-1969), tas här upp två kategorier,

som är av speciellt intresse för

tillförlitligheten på

kärnkraftområdet.

Erêningsglxckor. Träningsolyckorna har främst varit

förknippade med nödträning, t ex av

tvåmotorbortfall

fyrmotoriga

med Sedan flygplan. erfarenheten visat, att detta är en

utomordentligt farlig övningsverksamhet,

har helt

flygföretagen gått över till att träna sådana

moment i simulator. Detta har eliminerat denna olyckstyp. Denna aktualiserar

utveckling också frågan om simulator-

träningens generella övningsvärde.

2ekniska_fgll §ö§lgrad_kgntrgll gcg §abotag_. Renodlade

tekniska fel i av flygplanen typ strukturbrott, motorfel, hydraulikfel etc, svarar för mindre än en sjättedel av

samtliga dödsolyckor inom jetflyget. Det är emellertid

inte osannolikt att instrumentfel eller elektronikfel medverkat i en del av landningsolyckorna. Olyckstypen för-

lorad kontroll innehåller många diffusa

orsakssammanhang, som inte alltid blivit klarlagda. Sabotageolyckorna har fått en ökad aktualitet

genom hi-jacking (kapning), som

nu är föremål för en intensiv aktivitet hos förebyggande flygföretag och myndigheter även i Sverige.

Samtidigt som man enligt ovan kunnat notera en liten andel rena strukturbrott bland olycksorsakerna inom

jetflyget,

har det emellertid konstaterats, att fall av

åtskilliga

- - 1k NÄR-09621

strukturbortt lett till svåra haverier med äldre propellerflygplan (5 dödliga haverier på 20 månader 1968-69). Detta ger anledning till utnoggrann uppföljning på mattningsområdet även ifråga om som måjetflygplanen, hända ännu inte uppnått tillräcklig ålder för att problemen skall ha börjat i ge påtagligt utslag statistiken.

Till och med andra generationens jetflygplan hade i princip förbättringar på säkerhetssidan baserats på drifterfarenhet från operationer med föregående flygplanstyp. Statistik och analys av haveriorsaker låg

förbättringar.

till grund för gjorda

För tredje generationens jetflygplan (Boeing-7u7, Concorde, DC-10) har en helt ny ansats till säkerhetsproblematiken gjorts. Säkerhetsmålsättningen har redan

på projektstadiet satts till 10 miljoner (197) flyg-

timmar/dödligt haveri. Den klassiska haverianalysen duger inte längre som basis för utvecklingsarbetet. I stället introduceras den under 60-talet utvecklade metodiken för tillförlitlighetsanalys för både rent tekniska system och man-maskinsystem. För att uppnå systemmålsättningen använder man bland annat felträdsanalys, orsakslogik, felriskanalys och orsaksanalys. Som exempel visas i bilaga 2 uppbyggnaden av felträd för US- SST (Doil 1968).

Sådan metodik måste uppenbarligen vid faststäl-

användas

landet av den tillförlitlighet som krävs av det mansom kärnkraftverken eftersom

maskinsystem representerar,

erfarenheter från haverier nästan helt saknas och ett kärnkraftverk helt enkelt inte får totalhaverera.

Den mänskliga felfunktionens andel i linjeflygolyckor framgår av den statistik som presenteras i det följande. Materialet omfattar tidsperioden 1959-1969 och gäller .alla olyckor inom västvärldens med linjeflyg jetmaskiner (IATA). Det statistiska materialet anger haveriorsaker för 89 haverier med dödlig utgång 110 totalhaverier (hull loss) 367 haverier alla slag.

-15_ :1

NÄR-096

Tabell 1.

Eââlâåâêâlâåê (IATA 1970)

HULL LOSS ACCIDENTS, FREE WORLD JET FLQET -

1959-1969

4 :mmm o? ACCIDET§TS ====================================================2======B2============:

opzmwzozxnx. ACCIDEITTS ITJIIOPERATIOIL PERCENT HULL Loss CAUSE FACTORS OF HULL LOSSES HULL LOSSES ACCIDEIITS TOTAL WITH FATALITIES 1277330111* FATALITIES 4

wmmn 5.4

4 1

AIRPLAIIE AND _

POWERPLANT 12.9 10

MAINTENAIICE 5.4

5 SABOTAGE 11.8 2 9

AIRCREW ERROR 62.4

44 14

IMPACT BY OTHER

AIRCRAFT 2.1 _ 1 1 ñ 100.0 61 17 15

HTOTAL

üNDETEPlcilNED

_

(AVIAITIIIG BEPORT) 28

êIBJEBELSêEEÅEêEZ-“Qåå (IATA 197W

OPERATIONAL HULL LOSS ACCIDENTS, FREE WORLD JET FLEET -

1959-1969

i:=====:;

:::==== :=======:===========

======== §§°= ápgâ=êgçlâêggêbz==s I===:-.== ======

PERCENT TAIH- - DES- INI- FINAL CLIHB 7 V CRUIS4 LÅNDIMG OF OFF CENT TIAL APRCH

TOTAL APRCH

JUDGMENT AND

TECHNIQUE 24.1 3 1

7 3

VARIANCE FROM ESTABLISHED

PROCEDURES OR REGULATIONS 36.2

7 j 1 7 1

FAILURE TO SEB

AND AVOID 3 .4 2 Q FAILURE T0 OBSERVE 5. WEATHER PRECAUTIOHS 3.4 2

POSITION NAVIGATIOH 10.4 3 ERROR ALTITUDB

17.3 1

EXCEEDED STRESS OR

OPERATIHG LIKITS 5.2 1

TOTAL 100.0 11 5 6 19 4

- - 16 NÄR-096:1

Av tabell 1 ovan orsaksfaktorer (Cause

framgår Factors),

medan tabell 2 visar Som besättningsfaktorer. synes

ligger pilot/besättningsfelen på storleksordningen 60%,

medan de tekniska orsakerna ligger runt 13% och underhållet 5% av orsakerna.

på omkring Olycksorsaken mänsk-

lig felfunktion hos operatören ligger uppenbarligen M å

5 gånger högre än olycksorsaken teknisk felfunktion

(IATA 1970).

För tillämpning på kärnkraftverksområdet kan följande

uppgifter om det komplicerade man-maskinsystem som ett modernt linjeflygsystem utgör vara värda att beakta.

För linjeflygfartsystem med första och andra generationens flygplan gäller att maskindelen i systemet - - (flygplan med totaloperativa kringsystem) säkerligen har samma tekniska tillförlitlighet som moderna 5 kärnkraftverk, dvs omkring 10- per teknisk enhet och fulldriftår. Linjeflygstatistiken visar att införandet av människan i operationen av man-maskinsystemet reducerar den totala funktionssäkerheten till storleks-

ordningen 10-2 per fulldriftår. Speciellt må här observeras

att denna dramatiska nedgång är beroende av samfunk-

tionen mellan det tekniskt högtstående systemet och en

mänsklig systemdel, som varit föremål för noggrant urval, omsorgsfull träning, uppföljning av hälsotillstånd osv.

Bedömningsvis torde den relativa dominansen av fel-

hos i kärnkraftfunktionsbenägenheten driftavdelningen verket vara densamma som i linjeflygfartsituationen.

För tredje generationens jettransportflygplan har, som

ovan sagts, en tillförlitlighetssiffra på 10-7 per fulldrifttimme (motsvarande ung 10-3 per fulldriftâr)

bestämts från början. Detta innebär att

tillförlitlig-

heten i vissa delar av det tekniska emot

systemet går upp

eller är bättre än 10- per drifttimme (10-6 per âr).

- - 17

NÄR-09I6:1

Den inte mänskliga operatören kan fundamentalt förbättras

över en viss nivå. Dessutom är variationen i mänsklig

tillförlitlighet stor. Det

tillförlitlighets-

uppsatta

målet kan däremot uppnås genom att via

man-maskinsystemanalys på projektstadiet identifiera säkerhetsrisker och

eliminera den

mänskliga felfunktionsbenägenhetens dominans.

En form av som -

säkerhetsanalys används inom flyget

såväl militär- som -

civilflyg för kartläggande av kri-

tiska områden inom man-maskinfunktionen är baserad

på

incident- eller

misstagsrapportering. I princip består

rapporteringen i att besättningen rapporterar enstaka

misstag individen själv

gjort sig skyldig till. Karak-

teristiskt är att dessa enstaka

misstag ej leder till

haveri men skulle kunna en del utgöra i en händelse-

kedja som slutar med haveri. Inom har flyget det visat

sig att rapporterade enstaka

misstag har en frekvens

som med en faktor 10a överstiger haverifrekvensen.

Detta ger en bild av

totalsystemets förmåga att fungera

.haverifritt trots enstaka

mänskliga felfunktioner.

Felstatistik vid värmekraftverk

Från Vattenfall har erhållits en sammanställning över

sådana fel vid Stenungsunds värmekraftverk som under

åren 1966-1971 lett till

driftstopp eller reducerad

effekt. Under hela perioden har ackumulerats 14 aggregat-

år med i genomsnitt 3 140 drifttimmar per aggregat och år.

Av totalt 253

driftstörningar har 58 bedömts orsakade av

mänskligt felhandlande hos driftpersonalen. Av dessa

störningar har 28 klassifåceratssom rena manöverfel och

16 som

bristfällig tillsyn eller underhåll.

Av felstatistiken kan också utläsas en tendens till att

felmanövrerna har inträffat snart mycket efter start

(inom 15 min).

- 18 &

Övrigt

På uppdrag av US Atomic Energy Commission har metoder för bedömning av atomreaktoroperatörer framtagits (Fitzpatrick, Dysinger & Hanson, 1968). Som del i detta arbete har insamlats mer än 1 S00 beskrivningar över effektivt eller mindre effektivt operatörshandlande, som observerats av 550 anställda inom 30 anläggningar inom hela USA. Ur beskrivningarna har sedan härletts 20 allmänna funktioner och 32 specialfunktioner. Ett

stort antal arbetsrelaterade krav på operatören har

också formulerats av händelserna. Operatörskraven har utgjort grund vid utvecklingen av checklista avsedd för prestationsvärdering av operatören. Innehållet i

checklistan bygger på konkret handlande i arbetssitua-

tioner som kan observeras av en person t ex i omedelbar förmansställning. Materialet har således använts för utveckling av bedömningsmetoder och kan ej användas som underlag för felstatistik.

Swain (1968) föreslår att åtgärder inriktade att förpå

bättra den mänskliga tillförlitligheten inom kärnkraftverk skall innehålla följande aktiviteter:

1. Mätning av fel i operatörsuppgifter,

2. Identifiering av potentiella felsituationer genom analyser av arbetssituationen,

3. Skattning av

felfrekvenser.

I ett komplext som ett kärnkraftverk måste

system något

beteckningssystem användas för delsystemen och deras olika komponenter. Det är önskvärt med ett sådant beteckningssystem att felrisken blir liten vid användningen i drift- och underhållsinstruktioner, i arbetsorder, vid

rapportskrivning och vid annan kommunikation som före-

kommer inom verket.

NÄR-096 H

Principer för ett beteckningssystem har

exempelvis ut-

vecklats

på uppdrag av Bell Telephone Laboratories i

USA (Jones, & wirstad Munger 1969). Bells intresse

låg

i att ett skapa språk för en så

långt möjligt felfri

kommunikation med de datorer som lagrar information

om Bells telefonnät. För att samla in erfarenheter om

felfrekvenser och feltyper följdes systematiskt de

handlingar i vilket

beteckningssystemet användes. Det

rörde sig om såsom

handlingar från

beställningar all-

mänheten,

konstruktionsritningar och kopplingsanvis-

ningar från ingenjörspersonal, arbetsorder för in-

stallatörer och utskrifter från

skrivmaskinspersonal

etc.

Felaktiga beteckningar, såväl tillrättade som

orättade, registrerades. Det visade sig att felfre-

kvensen varierade med erfarenhet och

arbetsbelastning

hos I 6 operatören. 700 order som uppgjordes efter

kontakter med allmänheten t ex rörande

nybeställning

av

telefonabonnemang, flyttning etc fanns 893 fel-

aktigheter i

beteckningssystemet. Ett relativt klart

mönster kunde bland urskiljas felen. Felfrekvensen var

högre hos numeriska tecken än hos alfatecken. Mycket

bättre var koder, där kodtecknen hade

någon form av

meningsfullhet för minnet, t ex var läs- eller uttal-

bara. Ännu bättre var om det

det, fanns något menings-

fullt samband mellan kodtecknen och kodens innebörd.

Trots att felfrekvensen var relativt hög.visade det

sig, att restfelet var relativt litet, när ordern hade

gått igenom olika kontroller i inlagda arbetskedjan.

Pelfrekvensen kan alltså markant reduceras genom kon-

troller och ett lämpligt utformat kodsystem.

NÄR-096:1

.IAKTTAGELSER

En förutsättning för att man skall kunna göra en verk-

lighetsanknuten bedömning av ett är man-maskinsystem

att observationer kan utföras direkt i systemet. Eventuellt får observationerna begränsas till delar av systemet och till liknande system.

Kärnkraftverksystemet har kunnat studeras i Oskarshamn

och Ågesta. Ett likartat system som studerats är Värme-

kraftverket i Karlshamn. Observationerna har inriktats

på kontaktytan mellan människa och maskin, och de i

inledningskommentaren nämnda förutsättningarna har i

viss mån varit styrande.

En sammanställning av observationerna bifogas i

bilaga

1. Från observationerna här

presenteras några fragmen-

tariska punkter med relevans för den aktuella felrisk-

problematiken.

Organisation och administrativa rutiner

och rutinerna har befunnits vara lik-

Organisationen

artade vid kärn- och värmekraftverk. I de studerade

fallen konstaterades en ökad användning av instruk-

tioner i kärnkraftverken;

Det totala informationsflödet är varierande,

stort.och

och kan vara långa och

informationslänkarna komplexa.

För att beskriva komponenter och anläggningsdelar an-

vänds t ex ett kodsystem,som på grund av kärnkraft-

verkets komplexitet blir omfattande. I samband med

skriftlig eller muntlig överföring av koderna t ex i

arbetsorder finns risker för feltolkning med åtfölj-

ande risk för oavsiktlig felhandling.

På samtliga verk konstaterades att kan

skifttjänst

NÄR-OSB :l

orsaka problem t ex på grund av sömnsvårigheter under

Vidare konstaterades att

viloperioderna. riktig sam-

mansättning och sammanhâllning av skiftgruppen är

väsentlig för trivseln på arbetsplatsen. Sammansättning av sker i nuvarande läge av

grupper på grundval

individernas olika kunskaper, medan individernas möjligheter till samarbete inte beaktas i större

någon

utsträckning. Omplaceringar som stundtals sker upplevs ibland som omotiverade.

Den årliga hälsokontrollen av personalen innebär endast

en uppföljning av vissa fysiska variabler, som bedömts vara viktiga vid radiologiskt arbete, medan andra för individens fysiska och psykiska hälsa viktiga områden

ej berörs.

Utbildning och träning av bedöms

personal inte vara

något problem under ett drifttagningsskede,dâ det

därvid finns goda möjligheter att träna olika driftmanövrar och studera flertalet system ute i anläggningen. Vid kontinuerlig drift är antalet manövrer av olika slag mycket

lâgt,och möjligheterna för

träning direkt i arbetet blir därigenom små. Likaså är anläggningens olika delsystem i stor utsträckning

oåtkomliga,vilket försvårar förvärvandet av miljökun-

skap och praktiska erfarenheter av delsystemens kompo-

nenter. Utbildnings- och träningsproblem kan därför

förväntas växa.

Underhåll och

provning

Underhållsarbetet, som alltid sker via arbetsbesked, kan delas upp i två olika typer, driftunderhâll, som är begränsat till sin omfattning, och revisionsunderhåll, som berör stora delar av verket. Driftunderhâllet sköts mestadels av verkets egen eller till-

NÄR-096:1

verkarens personal. Revisionsunderhållet leds och kontrolleras av verkets personal men utförs ofta av specialister och utifrân rekryterad personal.

i kombination Stråldosbelastningen med uppställda normer för maximaldoser gör att den mest erfarna

personalen eventuellt inte kan användas i allt under-

hållsarbete.

Under och efter underhållsarbeten sker normalt en noggrann kontroll och provkörning av berörda system för att undvika senare driftstopp av att på grund någon felaktighet byggt in i systemet.

Förutom direkta fel i underhållsarbetet kan vid underhåll och provning av olika system felaktigheter införas att återställning av genom förbikopplade och/eller

provade system göres felaktigt eller underlåtes.

I

kontrollrummet

Kontrollrummet inrymmer ett flertal informationsgivare, larmtablåer, manöverställare och kommunikationsorgan. Utformningen har baserats erfarenheter och på praxis från konventionella kraftverk. Någon systematisk genomarbetning av informationsflöde, panelplanering, utformning av presentations- och m m kontrollorgan med hänsyn till informationsergonomiska principer har arbetsgruppen ej kunnat finna.

Personalen i kontrollrummet ska övervaka driften men har även andra uppgifter, såsom utlämning av arbetsbesked och nycklar etc.

På ronden

Ett kärnkraftverks storlek, komplexitet och krav på

f

NÄR-Oåsáil

strålskärmning gör att tillgängliga utrymmen för personalen blir svåra att överblicka. Detta kan leda till orienteringssvårigheter. Möjligheten till kommunikation med kontrollrummet är vissa ställen på begränsad.

Sabotage

Möjligheterna att otillbörligen skaffa sig tillträde till stationen och att avsiktligt driften förestoppa faller vara stora.

Flertalet av personalen saknar medvetande om risken för avsiktliga förstörelsehandlingar och har ej någon för en sådan situation. Utarbetade utbildning planer saknas för handlande under dessa förhållanden.

24 - NÄR-096:1

DISKUSSION

Den tekniska har

utvecklingen frambringat alltmer

kompli-

cerade man-maskinsystem.

Tillförlitligheten hos tekniska

delar har dessutom kunnat ökas hos stora system beroende

dels

på höjd tillförlitlighet hos k0mponenter,dels på

användning av redundanta

jämför

kretsar. Om man tillför-

litligheterna för manöver mänsklig och för automatisk

manöver vid utförandet av en enstaka uppgift, visar det

sig att ett väl utfört tekniskt är

system överlägset.

Detta beror dels att det tekniska

på systemet enklare

kan konstrueras med aktiv redundans, dels på att varia-

tionen i

tillförlitligheten för mänskligt handlande är

avsevärd.

I ett stort system skall krävas en kedja av felhand-

lingar och felfunktioner för att

systemet skall have-

rera. Varje länk i en sådan blir kedja en potentiell

risk för haveri. Det är emellertid förenat med stora

svårigheter att kvantifiera risken för

mänsklig fel-

funktion i ett sådant bland system, annat

på grund av

bristen

på metoder att bestämma beroendet mellan länk-

arna i en kedja av mänskligt handlande. Dock tyder

statistik från

linjeflygsystemen på att den mänskliga

komponenten i det totala systemet ger systemet en avse-

värt lägre

tillförlitlighet jämfört med den tillförlit-

lighet som enbart den tekniska delen av

systemet repre-

senterar.

Ovanstående skulle tala för en strävan att helt eliminera

den mänskliga komponenten. Detta är emellertid

svårt, då

det finns funktioner i som systemet människan måste ha

hand om. Det är istället

lämpligt att ta vara på män-

niskans -

speciella förmåga att vara flexibel, att fatta

beslut

på dåligt eller motstridigt underlag, att

väga

samman olika information och utforma arbetsuppgifterna

och arbetsmiljö så att hon har möjlighet att använda sina

NÄR-096:1

egenskaper på bästa sätt. Maskinen tilldelas de funktioner som ej lämpar sig för människan.

Vid konstruktion och av utveckling avancerade system krävs givetvis tekniska noggranna studier. Innan de tekniska lösningarna blir är fastslagna, det önskvärt att en grundlig man-maskinsystemanalys görs för att belysa målsättningarna för och kraven på systemet ur felfunktionssynpunkt.

Insatser och i åtgärder fråga om urval av personal, utbildning, arbetsuppgiftsutformning, hjälpmedel i arbetet samt av utformning kontaktytan mellan människan och maskinen kan delvis ses som alternativa, delvis som kompletterande vägar för att närma sig

målsättningar

och krav i om fråga prestation och/eller tillförlitlighet.

Den i dessa utformning hänseenden som olika system fått har bestämts från varierande högst utgångspunkter. Vanligt är att man låter tradition och vana bestämma. I de fall man satsat på specialiserade tillvägagångssätt, har det oftast rört om sig punktinsatser, t ex rörande urval av någon eller personalkategori någon form av systematiserad utbildning. Mera sällan har man gjort systematiska avvägningar och konsekvensresonemang mellan de ovan nämnda insatstyperna.

Man kan inom exempelvis ett företag ha valt en personalpolitik som innebär, att man rekryterar välutbildad personal av i övrigt allmänkvalitet. Man god anser sig härigenom kunna minimera vissa negativa effekter, såsom hög omsättning på arbetskraft, hög frânvarofrekvens etc. En sådan för satsning med sig en del konsekvenser för andra personalinsatser. kan Exempelvis och bör utbildningens innehåll inriktas mera på överblick och allmänna I principer. fördelningen av funktioner mellan människa och maskin bör människan utföra de mera kvalificerade

- - “ 26 NÄR-096:1

uppgifterna såsom

beslutsfattning. Övervakning med

enklare upptäckts- och

identifieringsmoment kan med

fördel automatiseras.

Inom kärnkraftverket skulle en sådan kunna avvägning innebära, att övervakningen av säkerhet läggs

på maskinen,

under det att driftpersonalen får åt ägna sig att styra processerna med inriktning på stabil drift och gynnsammaste effekt/kostnadsförhållande,

något som kräver kon-

tinuerlig överblick över hela processen. En sådan upp-

gift också information tillbaka ger ständig om resultatet, vilket

utveckling

skapar tillfälle för av personlig

skicklighet och kunnande. Större förutsättningar för

intresse och personligt engagemang skapas likaså.

Om man â andra sidan väljer att

rekrytera driftpersonal

med lägre kommer detta allmänutbildning, att få en rad konsekvenser, som innebär att systemets personalfunk-

tioner bör se ut på ett annat sätt. in- Utbildningen

riktas mot att ge operatören specifika färdigheter. Arbetsuppgifterna blir mera av typen enklare övervakning. Anläggningen blir i högre grad automatiserad. Detta ger en konsekvens som bör uppmärksammas. I ett

automatiserat system kommer kraven underhållet på att

öka, vilket i sin tur kan innebära att krav kan höga komma att ställas

på underhållspersonalen. Rekryteringen,

urvalet och utbildningen av sådan personal behöver där-

vid penetreras noggrant.

Det är

mycket viktigt att man håller balans inom ett

mellan krav

system på personalen och uppgifternas

svårighetsgrad. Att använda alltför kvalificerad

personal för okvalificerade uppgifter är lika exempelvis

olämpligt som att låta okvalificerad svara för

personal kvalificerade uppgifter.

En intressant är att studera hur uppgift stor den upplevda är hos

arbetsbelastningen driftpersonalen. Speciellt

- - 27 NÄR-098:1

intressant är att utröna huruvida driftpersonal eller

underhållspersonal i kärnkraftverk upplever sig mera

belastade än motsvarande i t ex ett konvenpsykiskt tionellt värmekraftverk.

Det har erfarenhetsmässigt visat sig att människor blir

som

- belastade stressade av som ett

sådant upplevs

direkt hot mot det Vid psykisk stress i motegna jaget. sats till t ex tungt arbete eller hög temperatur är det inte den fysiska faktorn som utlöser stressreaktionen i första hand, utan upplevelsen av den. Denna upplevelse kan ibland skilja sig kraftigt från den fysiska verklig-

heten, på så sätt att man överdriver ett objektivt hot

eller så att man förringar det eller förnekar dess existens.

Det faktum att ett extremt totalhaveri i en kärnkraftkan medföra död och skada för ett stort antal

anläggning

människor utanför anläggningen torde i allmänhet inte

utgöra någon stressfaktor för personalen i kärnkraft-

verket. En sådan händelse upplevs sannolikt som alltför avlägsen och abstrakt för att verka hotande.

De mera verksamma stressfaktorerna torde i stället ligga i personalens upplevda risker för radioaktivt utsläpp inom anläggningen, buller, risk för ventil- och ledningsbrott etc. I händelse av kraftig driftstörning kan där-

för personalens handlingsförmåga bli avsevärt försämrad.

I viss mån motverkas detta genom den s k 30-minuters

regeln (alla åtgärder som är oundgängliga inom 30 minuter

efter kraftig driftstörning skall klaras av den inbyggda automatiken), vilken ger operatören tid att planera tänk-

bara åtgärder.

Dessutom finns stressfaktorer som kan ligga i själva arbetet. Snabbt och handlande i sekvenriktigt upprepade ser ofta stressfaktorer, liksom konflikter i arbetsutgör

- - 28 NÄR-096:1

grupp eller med Den arbetsledning. ekonomiska förlusten av ett

onödigt driftstopp drabbar givetvis inte opera-

tören eller den befattningshavare som beslutat stoppet

(vhi, driftledning) personligen, men vetskapen om dessa

förluster kan vara frustrerande.

Frånsett att de ekonomiska

förlusterna i allmänhet är

större i ett kärnkraftverk än i ett värmekraftverk, så finns det ingen anta

anledning att_stresspåverkan under

normaldrift skulle skilja sig åt mellan verken. Visser-

ligen saknas risken för radiakutfall i ett

konventionellt kraftverk, men det är högst troligt att den rigorösa

kontroll av radioaktivt partikelutfall som sker vid kärn-

kraftverk har en

kraftigt stressreducerande effekt.

I detta sammanhang bör också uppmärksammas en annan . som i

operatörseffekt, princip bör ha relevans för

kraftverk. Det är motsatsen till I

hög belastning. t ex

övervakningsuppgifter, där händelsefrekvensen är låg

och

belastningen på operatören därigenom blir mycket

liten, kan felriskerna öka relativt sett

ganska pá-

tagligt i jämförelse med normal I belastning. allmänhet detta

motverkas genom en vettig fördelning av funk-

tioner mellan människa och maskin i systemet, lämpligt utformade arbetsuppgifter etc.

Som framkommit kan riskerna

tidigare, för oavsiktligt

felhandlande variera med en mängd

situationsfaktorer.

Det är vanligt man sökt reducera

att riskerna bl a genom

att strukturera arbetssituationen för Genom operatörerna.

att på binda till ett

förhand operatören

handlande genom instruktioner, regler och/eller checklistor försäkrar man sig om att inget moment utelämnas eller görs felaktigt.

Struktureringen innebär i princip att operatörens hand-

lande är och bundet. givet

Det har också framförts att ett och medvetet engagerat

NÄR-eggen

handlande verkar reducerande på felrisker. Ett engagerat handlande erhålls genom att operatören upplever att han kan situationen påverka genom sitt handlande.

Vi har i detta fall två åtgärdstyper som har samma mål att reducera felriskerna men som verkar i motsatt riktning. En ökad leder oftast strukturering till minskad uppmärksamhet och därmed ökad felrisk.

Det är i detta intressant sammanhang att peka på att avsteg från fastställda och procedurer regler är den största inom orsaksgruppen mänskliga fel vid flyghave-

rier. Inte mindre än 36 procent av pilotfelen tillhör

denna kategori.

Konsekvenserna av detta är att inte strukturering kan drivas hur långt som helst. Vid en viss punkt förlorar struktureringen sin effekt och övergår kanske till att ha en negativ effekt. Det är en intressant fråga i det framtida säkerhetsarbetet att finna en lämplig avvägning mellan å ena sidan å frihet strukturering, andra att situationen påverka som bas för ett personligt engagemang.

Arbetstillfredsställelsen, det personliga engagemanget och därmed i allmänhet också tillförlitligheten påverkas av hur skiftlaget fungerar som grupp. Sammansättningen av skiftet spelar en viss roll för

undvikandet

av allvarliga konflikter och friktioner mellan medlemmarna.

Skiftingenjörens förmåga att leda gruppen spelar stor roll.

Ledarskapet får betraktas som en viktig frâga,i

synnerhet som ett effektivt förutsätter också ledarskap andra personliga färdigheter än ett gott sakkunnande. Skicklighet i kan relativt sakfrågor lätt följas upp i det ordinarie drifts- och underhållsarbetet. Lämpligheten för är svårare få ledarskap att grepp om. Omfattande arbete har ner lagts på denna fråga från personaladministratörer.

- - 30 NÄR-096:1

SLUTSATSER OCH FÖRSLAG

Någon kvantifiering liknande den som gjorts för rent

tekniska har inte varit De

system möjlig. uttalanden

som görs om man-maskinsystemet grundar bedöm-

sig på

ningar gjorda på underlag som presenterats i rapporten.

Arbetsgruppens primärfrågeställning har varit, huruvida

mänskligt felhandlande är den dominerande felfaktorn, när det gäller risker för stora haverier. Därom framföres följande huvudpunkter:

För enstaka fel och vid smärre störningar är

mänsklig felfunktion av stor betydelse. För stora haverier är läget svårbedömt. I dessa situationer har människan genom konstruktiva

åtgärder givits ett mindre inflytande på

händelsekedjan än vid enstaka fel. Det negativa bidrag till den totala systemtillförlitligheten som människan utgör är därför i detta fall mindre och bör vara relativt litet. I en händelsekedja, som kan leda till haveri, kan människan emellertid ställas inför situationer som är henne obekanta. I ett sådant läge utgör människan i en stor risk sid princip (jfr 16). Denna risk kan dock minskas med systematiska

åtgärder, t ex genom upprepad träning i haveri-

bemötande. riskfaktor

Som är människan således

i hög dynamisk.

grad

Det förhållandet att människan ej är statisk utan varierar med ett stort antal inre och yttre faktorer leder natur-

in på slutsatsens andra rörande ligt del, nämligen möjlig-

heter och metoder att kartlägga och motverka risker orsakade av mänskligt felhandlande. Erfarenhetsunderlaget visar, att det finns metoder för att reducera mänskliga felrisker,

metoder som med framgång utnyttjats inom andra områden av

- - NÄR-ossu 31

tekniken. En mera fullständig genomarbetning av problemställningen med mänsklig felfunktion vid kärnkraftverk därför vara både möjlig och önskvärd. I första synes kunde man därvid inrikta sig mot en total analys steget av man-maskinsystemet, varvid bl a följande metoder kan vara användbara.

ger

Pelträdsanalys som klarhet i kritiska systempunkter.

Incidentrapportering som anger situationer och omständigheter vid händelser som kunde ha lett till missöde.

Funktions- och som informationsflödesanalys ger en detaljerad bild av systemets processer över tid.

Härledning av krav avseende rekrytering, urval och utbildning av arbetsuppgiftsutformpersonal,

ning och arbetsorganisation med utgångspunkt från

systemergonomiska principer.

Andra kan vara mera till inriktning

åtgärder begränsade

eller och avse tex enstaka eller delomfattning problem system. Punktinsatser bör utväljas mot bakgrund av en överblick av totalsystemet. Generella rekommendationer kan

inte ges om sådana punktinsatser, men det kan exempelvis

röra sig om följande:

Instruktioners utformning och antal.

Utbildning

av med hjälp av form av

personal någon

simulatorer.

av metoder för av

Utformning uppföljning kunskaper

och i arbetet.

färdigheter

- - 5 32 NÄR-096:1

Utformning av och presentations- manöverorgan.

Utformning av kommunikationsmetoder inkluderande beteckningssystem för tekniska komponenter.

Utformning av kontroller och rutiner vid underhållsarbeten.

Tidsintervall mellan av olika

provning komponenter

och system så att felrisker ökar ej p g a mänskligt felhandlande vid provning.

av

Uppföljning sabotageproblematiken.

Arbetsgruppen vill starkt rekommendera, att en man-maskin- Systemanalys utförs i enlighet med vad som presenterats i denna rapport och att arbetet

igångsätts senast under

specifikationsstadiet. Sådant arbete bör inriktas mot ett väldefinierat och kvantifierat mål för den totala säkerheten. För att skaffa erfarenhet inför en sådan verksamhet bör såsom en första av

uppgift någon de befintliga

anläggningarna studeras och med nämnda kartläggas metoder.

- - 33 NÄR-095:1

REFERENSER

Altman J. W. - (1972) Personlig kommunikation.

Doil G. D. (1968) The SST System

Safety Program.

- - The Performance of Fitzpatrik R. (1968) nuclear.Reactor Dysinger D. W. Operators. Hanson V. L. American Institutes for Research, NYD-3288-10, USA.

Pittsburgh,

IATA (Internationell Air Haveristatistik 1959-69. Transport Association)

ICAO (International Civil_ Haveristatistik 1959-68.

Aviation

Organization)

E. M. - The of Jones, (1969) Development Performance based Munger S. J. Coding Principles: Field Studies and Wirstad J. Experimentation. American Institutes for Research, Pittsburgh, USA.

- - Kuhlmann A. (1969) Prognose der Gefahr. Technische

Verlag: ünterwachungs

Verein. Reinland e.V.

- - in Meister D. (1966) Human Factors Reliability, Section 12 i Ireson, W. G. Reliabilit McGraw-Hill, New York.

Handbook,

-

Meister (1971) Comparative Analysis of Human

D._- Reliability Models. Bunker-Ramo, L007u-1U7, westlake Village, California.

- -

Moss, William W. (1968) Special aspects of jet statistics.

x

_314_ &

- - Payne D. (1962) An Index of Electronic Equipment Altman J. W. Operability. American Institute for Research. AIR-C-H3-1/62-FR. USA. Pittsburgh,

Swain A. D. - - (1968) Human Reliability Assessment in Nuclear Reactor Plants, bidrag vid Symposium operator Reliability and Man-Machine Problems in Nuclear Reactor Plants. Risö Danmark, okt 1968.

Williams - - H. L. (1967) Dependent Models for Estimating Human Performance Reliability. Bidrag vid Man-Machine symposium Effectivenes Analysis, Human Factors Society. Juni 1967.

Närförläggningsutredningen NÄR-rapport NÄR-071 NÄR-rapport NÄR-092

Organisationsplan för Oskarshamnsverket.

GS/ALB

NÄR-O96:1 1

Bilaga

Sid 1 (8)

OBSERVATIONER

1. Organisationen

Högste ansvarig för driften av ett kärnkraftverk är verkets driftchef. Under driftchefen och driftavdelningen finns fyra sektioner för drift, underhåll, säkerhet och kemi etc samt kamerala uppgifter. Driftsektionen, som leds av driftingenjören, svarar för planerandet och verkställigheten av de av driftchefen fastställda körprogrammen. Driftingenjören ansvarar för att av driften övervakning sker enligt gällande regler och med föreskriven bemanning, att driften dokumenteras på föreskrivet sätt, atterforderliga driftinstruktioner och

anläggningsbeskrivningar och

i förekommande fall driftorder finns i kontrollrummet, att instruktioner och beskrivningar hålls aktuella och att personalen genom utbildning och erhåller övning och bibehåller tillfredsställande kunskaper.

Verkställandet av driften sker i kontrollrummet, där en leder skiftingenjör ett skiftlag bestående av en kontrollrumsingenjör, en kontrollrumstekniker och tvâ till tre stationstekniker.

Skiftingenjören har det omedelbara ansvaret för kraftverkets drift och för skiftpersonalens rutinmässiga av bevakning anläggningen, verkställandet av givna driftinstruktioner och driftorder samt driftjournalföring. Han ska kontrollera

given driftorder och in-

hämta besked från driftingenjören eller vakthavande ingenjör (vhi) beträffande eventuella oklarheter innan ordern verkställes. Skiftingenjören ska utfärda arbetsbesked för arbeten ute i kraftverket enligt gällande regler och det därvid,då gäller arbeten inom utrymmen med begränsat tillträde, inhämta arbetstillstånd från p

NÄR-096d Sid 2

ansvarig personal inom skyddssektionen.

Skiftingenjören

svarar även för de nycklar som ska förvaras i centrala kontrollrummet.

Vid störningar i driften ska skiftingenjören rapportera till eller vhi i

driftingenjören och förekommande fall

till gruppchefen för berörd

underhållsgrupp. Skiftingen-

jören behåller även vid störningar det direkta ansvaret

för reaktorns manövrering,medan driftingenjören eller

vhi ska fatta ekonomiska beslut, tillkalla nödvändig

expertis och vidtaga eventuella andra administrativa

åtgärder.

Kontrollrumsingenjören är skiftingenjörens ställföre-

trädare och har, liksom kontrollrumsteknikern, att avlasta den

skiftingenjören rutinmässiga Övervakningen,

registreringen och manövreringen i kontrollrummet. Minst en erfaren skiftmedlem måste vid reaktordrift befinna sig i omedelbar närhet av huvudkontrollbordet, och ytterligare en skall i

uppehålla sig kontrollrummet.

Stationsteknikernas är att huvuduppgift utföra de

manövrar och justeringar som måste ske ute i verket.

Regelmässigt går stationsteknikerna inspektionsronder

i verket, och därvid görs avläsningar och noteringar

av värdet på vissa mätinstrument.

Arbetet i kontrollrummet är

uppdelat på tre skift per

dygn, ett förmiddags-, ett

eftermiddags- och ett natt-

skift. också

Skiftpersonalen går ett dagskift där arbets-

uppgifterna ej behöver vara knutna till kontrollrummet.

I Oskarshamn sker klockan skiftbyten 0700, 1500 och 2300. En skiftperiod kan bestå av: sju nätter, en fri, sju fm, fyra fri, sju em, en fri, tre dag, tvâ fri, tvâ dag och

en fridag. Vid vakanser i kontrollrumsskiftet kan

dag-

skiftpersonal få tjänstgöra som reserv. I nödfall kan

avgående skiftpersonal bli tvungen att förlänga sin

NÄR-096:1 Sid 3

för att i kontro 77h

tjänstgöring bemanningen ..;- ummet ska

bli fulltalig.

Förmiddagsskiftet ansågs vara arbetsamt, då det förekom

mycket aktivitet i stationen. Eftermiddagen och kvälls-

skiftet ansågs bra att arbeta på, men de sociala rela-

tionerna med familj och vänner blir störda. Nattskiftet

var för många besvärligt p g a sömnsvårigheter. Enligt

är risken för störst de sista

skiftpersonal felgrepp

timmarna under de sista nattskiftet.

dagarna på

2. Administrativa rutiner

Underlaget för driftverksamheten utgörs av skilda drift-

instruktioner, vilka reglerar rutiner för

driftåtgärder

vid olika tillfällen inom olika områden.

Driftinstruktionerna anger det normala förfarandet för

handhavande av reaktorsystemen och övriga system även

vad avser delar som styrs av automatik. I instruktionerna anges även olika administrativa förbud eller åt-

gärder, som styr reaktordriften vid speciella tillfällen.

Vid genomförande av vissa för reaktorsystemen centrala

âtgärdssekvenser kvitteras varje manöver i driftinstruk-

tionen.

Driftinstruktioner kan kompletteras med driftmeddelanden.

Varje planerad förändring av kraftverkets

driftläge styrs

en driftorder. Driftordern vilken

av anger, förändring

som skall ske, när denna skall genomföras, vilka instruk-

tioner som skall utnyttjas samt för det speciella till-

fället eventuellt nödvändiga kompletterande korta sekven-

ser av åtgärder.

Driftinstruktioner, driftorder och viktigare driftmeddel-

NÄR-096:1 Sid 4

anden skall granskas av annan person än den. som utarbetat desamma, och skall fastställas av driftchefen eller dennes ställföreträdare.

driftinstruktioner, driftmeddelanden och drift- Samtliga order förvaras i centrala kontrollrummet direkt tillför i kontrollrummet tjänstgörande personal.

gängliga

Erforderliga ritningar och beskrivningar förvaras på

samma sätt.

Dokumentering av väsentliga drifthändelser sker genom i en Komplement till loggboken ernotering loggbok. hålles genom de journaler, som föres över väsentliga mätvärden, och eljest automatiska mätvärdesutskrifter. svarar för att och

Skiftingenjören loggbok journal

föres.

Utarbetandet av driftinstruktioner påbörjas under upp-

och instruktionerna och justeras byggnadsskedet provas

under intrimnings- och provdrift. Kompletteringar och

modifieringar förekommer under drifttiden.

3.

Bemanning

Anställning av till

Rekrxtering. personal skifttjänst-

sker enligt för kraftindustrin gängse mönster. göring Vid urvalet bland de sökande till en anställning spelar erfarenhet och tidigare skiftvana stor roll. utbildning, Då så kan ske anställs personalen från början i lägre befattningar för att sedan efter intern utbildning och visad lämplighet befordras till mera ansvarsfulla poster. Urvalet vid en sådan befordran sker efter samråd mellan överordnade befattningshavare. Vid rekryteringen sker

hälsokontroll enligt reglerna för statlig anställning.

Dessutom då och en om året en

görs gång läkarundersökning

enligt föreskrifterna för radiologiskt arbete.

& Sid 5

Varje kärnkraftverk är delvis unikt

Utbildning. som

för

arbetsplats personalen. En intern utbildning om

process-, lokal- och komponentkännedom måste alltid ske. För de flesta nyanställda krävs också en grunduti bildning reaktorteknik, reaktorkemi, strâlskydd, ellära och En del av schemaläsning. viktig utbildningen utgör genomgång av driftinstruktioner, där de föregående kunskaperna ska kunna exemplifieras och tillämpas. Vid denna senare del av har utbildningen kärnkraftverkets provdriftskede visat en sig utgöra värdefull möjlighet till att praktiskt få olika följa driftlägen.

Vid vissa kurser anordnas prov och utfärdas om intyg genomgången kurs. till Någon motsvarighet den amerikanska typen av förekommer licensgivning dock ej.

av

Uppföljning utbildningen sker under dagskiftperiod-

erna och ger möjlighet till och återkunskapskontroll inlärning av regler och instruktioner för sällan förekommande driftfall.

M. Kontrollrummet (främst Oskarshamn)

Mitt i centrala kontrollrummet är huvudkontrollbordet placerat och strax bakom detta ett arbetsbord med telefoner, snabbtelefoner, TV-övervakning och driftinstruktionspärmar. Runt väggarna är analoga kontrollpaneler för reaktordelen, turbindelen och eldelen av verket placerade. Bakom panelerna finns över olika ritningar de systemen uppsatta. Dessa ansågs vara en viktig informationskälla. Vid sidan av själva kontrollrummet finns ytterligare kontrollpaneler, skiftingenjörens kontor, arbetsrummet för arbetsbesked och ett Det pentry. ansågs vara bra med en speciell plats för av behandling arbetsbesked, så att detta arbete störde vid ej operatören kontrollbordet.

NÄR-096:1 Sid 5

till kontrollrummet är mitt Ingången placerad för mellanrummet mellan huvudkontrollbordet och arbetsbordet, vilket gjorde att besökande ofta gick rakt på operatören, som kunde bli störd.

De kontrollrum som saknar fönster upplevdes som tråk-

iga av personalen. Kontrollrummen har kontrollerat klimat. Dessutom påpekades värdet av en genomtänkt färgsättning på rummets olika delar och inventarier.

Huvudkontrollbordet innehåller ett stort antal larmtablåer. Dessa ska vid helt ostörd drift vara släckta, s k mörk indikering, och tändas med ett blinkande sken samtidigt med larmsignal, då indikator nått sitt någon gränsvärde. Under provdrift och inkörning förekommer larm frekvent, då kan vara för snävt ganska gränsvärden satta. I huvudkontrollbordet finns också manöverställare och instrument, bl a för de system som behövs vid allvarliga störningar och haverier. Flera av manöverställarna säkrade mot ofrivillig utlösning.

är

Det pågående skiftets första uppgift är att informera driftläget. Skiftingenjörerna går tillsammans sig_om igenom driftorder m m inne på kontoret och går därefter en runda i kontrollrummet och inspekterar mätgemensam värden, automatiska och förda journaler.

registreringar

Kontrollrumsingenjörerna, som har huvudansvar för reaktordelen, och kontrollrumsteknikerna, som ansvarar för turbindelen, samlas vid respektive kontrollpaneler för inspektion och går ävenledes gemensamt igenom journalanteckningar och utbyter information.

Då överlämningen är klar, fortsätter det nya skiftet att via dokumentation och mätinstrument informera sig om driftläget samt förbereda kommande aktiviteter.

NÄR-USGA

Sid 7

Aktiviteten efter överlämningen är olika och

dagtid natt-

tid. På kvälls- och nattskift är arbetet begränsat till

övervakning av verket och notering av

rutinmässiga av-

läsningar. Något enstaka telefonsamtal, en beräkning av

härdmarginal och tre larm från ett alltför känsligt mät-

instrument noterades under en timme.

Under dagtid försiggår flera aktiviteter ute i verket

som kontrollrummet måste ha vetskap om eller i. deltaga

Femton telefonsamtal, två manövrar, ca 15 larm, ett

antal besök och nâgra diskussioner observerades under

en dagtimme. (Noteras bör att observationerna gjordes

omedelbart efter det att stationen körts upp efter som-

maravställningen.)

Under denna timme utförde en stationstekniker en manöver

ute i verket och höll därvid ofta kontakt med kontroll-

rummet.

Åtgärden tog ca 25 minuter. Manövern diskuterades

i kontrollrummet med hjälp av de uppsatta ritningarna.

Kommunikationen stördes av att kontrollrumspersonalen

som var placerad vid huvudkontrollbordet fick luta sig

bakåt över arbetsbordet för att nå snabbtelefonen. Därvid

blev avstånd och riktning till telefonens mikrofon ogynn-

samma. Vidare fick teknikern

förflytta sig en avsevärd

sträcka från den direkta

arbetsplatsen till sin telefon.

5. Ronden

Den inspektionsrond som görs ute i anläggningen tar om-

kring en timme att Olika genomföra. mätare ska avläsas

och värdet noteras en på driftjournal. Under nattskiftet

går ronden tämligen ostört, medan den under dagen ofta

avbryts genom meddelanden från kontrollrummet om åt-

gärder som ska utföras med anledning av pågående repara-

tions- och underhållsarbeten.

Rondrutinen är så utformad att ett avbrott inte ska

minska inspektionens värde.

NÄR-096:1 Sid 8

Vid nâgra få inspektionsplatser utsätts teknikern för

obehaglig värme buller.

respektive högt Telefonplatser

finns utplacerade med jämna mellanrum men ibland saknas

telefonapparat.

Verkets inre består av ett stort antal trappor_och kor-

ridorer med få möjligheter till orientering. Det sades

ta lång tid innan orienteringsbesvären försvann. Samt-

mät- och manöverställen är försedda med en kod

liga

som ger god hjälp vid identifiering av olika komponen-

ter, i den mån den blir rätt avläst.

6.

Sabotagerisk

När väl grinden (eller stängslet) passerats, syntes

att till kontrollrummet

inga svårigheter förflytta sig

eller andra öppna delar av verket.

Det ansågs ganska enkelt att med ytliga kunskaper stoppa

driften av verket. För svårare störningar krävs mer in-

om och systemuppbyggnaden.

gående vetskap systemet

NÄR-09631 2

Bilaga

Sid 1 (2)

på felträd använt inom Exempel flygindustrin. Det som

skall beräknas är risken för

Major Airplane Flight

Accident. En första har i

orsaksuppdelning gjorts sju

kategorier av felfunktioner, t ex Loss of

speed control, unsuccessful approach touchdown,

collision, structural

failure etc. Varje sådan kategori kan i sin tur under-

indelas i flera steg, till dess man nått fram till be-

räkningsbara riskelement. Dessa beräknas då för varje

flygfas och delriskerna summeras, så att man till slut

får fram sannolikheten för Major

Airplane Flight

Accident. Resultatet av denna brukar kallas process “felträdet (fault tree). Är den resulterande sannolikheten för i förhållande till får

hög målsättningen, man

gå tillbaka och göra förbättringar i olika delsystem,

till dess Av

målsättningen uppfylls. naturliga skäl in-

riktar man i första hand de som

sig på system ger de

största till felsannolikheten.

bidragen

NÄR-OSS. 1

Sid 2

D

w

53.625»

H12.:

...§52 rd.:

T

nås_

... ..

.

.E0236

.

_nUw êcnzau...,

så

558..

.o_8:xn:

u

azöâöoå

0A

Szväbur:

1! MR:

. ... z.

.czuasmmo

Q

82:

sås

...

Um

. . . ..

-

55:8

.

, .. . . . .

. . . .

E

amma:

. .. .

:s:

. . .

L

.

...nu

§43

hum

.

..

.3

Män:

.vwnåow

.

_üeunäcaê

. .

.E535

,

EIS: oxå...) :§0 . .

.

§3”

..

C

. .

uzåâ..

. .x

nU 5:2:

\

. .m_

...

: w

:.25:

n

5358!:

. .. m.

Eguws_

.ä . . .

. 3::

vmcmånamb

. ..

.

.. . .

S:

Dw@

åta ..

u ..

qHHHHl

3 .

33 553

.

o_

:så 23:8 .Haha St»

.

Du

._:

ayøhwünn

.o

..a__uå:_..=aå=8

3 So_

h

33 känna

...:Es: så 9528

32 Z PTS

-I 3 960-837251

AEzs Iêonrorsrrycrzg.: Nvlliininn 107A

NÄR-Illrl

NÄRFÖRLÄGGNINGSUTREDNINGEN

Expertgruppen

Ursprunglig utgåva: mars 1972

Översedd september 1974

AKTIVITETSFRIGÖRELSE OCH LÄCKAGE AV LUFTBURNA KLYVNINGSPRODUKTER TILL OMGIVNINGEN VID ANALYSERADE BWR-HAVERIER

NÄRFÖRLÄGGNINGSUTREDNINGEN NÄR-11221

Ursprunglig utgåva: mars 1972 Översedd september 1974

sid 3, 3:e stycket nerifrån, rad l Haverifall med risker för akutskador i omgivningen förutsätter inneslutningsotäthet ... fig 6. Sorten på y-axeln är m Hg fig 7. hänför sig till texten överst på sid 8. Underlaget för denna figur har sammanställts i ett arbetspapper från AB Atomenergi (TPM-DS-94) fig 8. hänför sig till texten i 3:e stycket på sid 9.

- 2 - NÄR-112:l

AKTIVITETSFRIGÖRELSE OCH LÄCKAGE AV LUFTBURNA KLYVNINGSPRODUKTER TILL OMGIVNINGEN VID ANALYSERADE BWR-HAVERIER

Sammanfattning och slutsatser

med utgångspunkt från de som

haverianalyser gjorts inom deluppdrag 092 för ett av med termiska

kärnkraftverk BWR-typ effekten

1700 MW har läckaget av till klyvningsprodukter följd av eventuella, främst mycket svårartade haverier uppskattats.

Följande huvudtyper av haverier har inom 092: analyserats uppdrag

A. Ängledningsbrott innanför

inneslutningen B. Förlust av ordinarie värmesänka C. Matarvattenledningsbrott innanför inneslutningen

D. Ångledningsbrott utanför

inneslutningen E_ H. Tankbrott

Läckageuppskattningar ges i rapporten för tiotal

några enskilda

haverifall inom huvudtyp A. För övriga haverityper hänvisas till likartade A-fall.

haverifallen har grovt katalogiserats med till av hänsyn läckaget Xe-133, kortlivade ädelgaser, I 131, Cs 137 och Sr 90. De nämnda enskilda nukliderna har valts som modeller för av riskgrupper intressanta klyvningsprodukter med olika frigörelse- och läckageegenskaper och är själva typiska och/eller dominanta inom gruppen.

De faktorer som främst bestämmer läckaget till efter ett omgivningen haveri bedöms vara - Härdskadans storlek (graden av och härdsmältkapslingspunktering ning) - Uttvättningen och deponeringen inom inneslutningen - Läckaget genom inneslutningen och filterfunktionens

Ventilation

7 effektivitet (inkl uppkomst av diffust1äckage genom reaktorbyggnaden)

Eftersom härdsmältning kan ske inom loppet av en och att vätimme, sentlig trycknedtagning normalt sker inom denna motiverar detperiod ta indelning av läckaget till i tre efter omgivningen tidsperioder haveri, nämligen

- 3 - NÄR-ll2:l

- under första timmen - resterande tid av första under dygnet - eventuellt brott som i vissa fall in-

efter på inneslutningen

träffar 3-24 timar efter initialhaveri.

under den första timmen, om inneslutningen förblir in-

Läckaget är av relativt sett större betydelse än läckaget under restetakt, rande tid av första dygnet för den akuta individuella dosbelast-

Följande skäl för detta kan anges: ningen,

- och är under

varnings- evakueringsmöjligheterna begränsade denna

tid (behandlas i deluppdrag 023) - det av och under första

integrala läckaget ädelgaser jod timmen är relativt betydande och torde för typiska haverifall kunna bli

10-25 Z av första dygnets läckage - av som t ex Cs 137 reduceras läckage lättkondenserbara produkter

med tiden till följd av deponering inom anläggningen

kraftigt

- sämre atmosfärisk bl a

kortvariga utsläpp ger spridning (behandlas

i delrapport 173)

Vid stort brott på inneslutningen förutsättes huvuddelen av total-

läckaget kunna ske inom en timme. Är brottet fördröjt i förhållande

till frigörelsen från bränslet kan en väsentlig reducering av fri-

görelsen till omgivningen ske till följd av deponering inom inneslut-

ningen.

För omgivningen akut allvarliga haverifall förutsätter inneslutnings-

otäthet utöver ett läckage av l Z per dygn i kombination med svårartade

härdskador motsvarande åtminstone fullständig kapslingspunktering.

av för härdkylning och inneslutning Betydelsen tillförlitliga system

klart vid av mellan olika haverifall.

framgår jämförelse läckaget

I haverifall erhålles en reduktion av läckaget av jod och i samtliga

ännu av andra lättare kondenserbara ämnen i förhållande högre grad till av Reduktionsfaktorerna är olika för olika läckaget ädelgaser.

haverifall men beräknas falla inom följande intervall

Läckagereduktion jämfört med Xe-133

-

›105

-

Sr 90 100 10“ 100

- 4 - NÄR-ll2:1

Innehållsförteckning

l. Utredningsuppdrag

2. Haverityper

3. från -

Frigörelseförlopp härden allmän beskrivning BWR

4 o Transport av klyvningsprodukter från inneslutningen ut ur reak-

-

torbyggnaden allmän beskrivning för BWR

Läckage till omgivningen

-

Haverityp A Ängledningsbrott innanför inneslutningen

-

Haverityp B Förlust av ordinarie värmesänka

-

Haverityp C Brott på matarvattenledning innanför inneslutning

-

Haverityp D Ångledningsbrott utanför

inneslutningen

-

Haverityp E-H Tankbrott

Referenser

Tabeller

Härdkällstyrkor

Frigörelse, avskiljning, läckage och utsläpp av klyvningspro-

dukter i olika haverifall

Figurer

Haverityp A

B c D E - H

Ångtryck för viktiga klyvningsprodukter som funktion av tempera-

turen

Läckagetillgänglig andel Xe 133 och I 131 i hela härden vid olika belastningar

Frigörelse av I 131 ur bränsle vid kylmedelsbortfall

- 5 - NÄR-ll2:l

l. Utredningsuppdrag

Denna delutredning avser att analysera det läckage av radioaktiva

klyvningsprodukter till omgivningen, som kan bli av följden de haverifall, som behandlas i deluppdrag 092 inom närförläggningsutredningen /l-2/. Av särskild betydelse i är sammanhanget behandling-

sane

en av mycket stora som å andra haverier, sidan har extremt låg nolikhet att inträffa. Sannolikheten för dessa läckage belyses närmare inom 092. deluppdrag

Denna analys skiljer således sig från normala haverianalys- och säkerhetsredovisningar, bl a därigenom att här i extrem utsträckning förutsättes felfunktion på de och som system processer, normalt skall bidra till av från dämpning frigörelsen bränsleelementen och läckaget till omgivningen. Huvudintresset är således inriktat mot att analysera konsekvenserna av mycket ogynnsamma haverisekvenser, även om viss belysning sker av

några lindrigare haverifall. Vid be-

handlingen har en koncentration skett till sådana klyvningsprodukter,

som är av väsentlig betydelse för omgivningen.

Uppskattningar av hur sto-

ra läckage, som blir av eventuella följden reaktorhaverier är naturligtvis mycket vanskliga att göra och är behäftade med stor osäkerhet, vilket bl a också av DiNunno

påpekas och medförfattare /3/.

Inte desto mindre synes det att möjligt grovt katalogisera tänkbara haverityper med till hänsyn belastningen på omgivningen. Försök i denna har bl a i UK och riktning gjorts USA /4, 5/. De i UK av Farmer framförda tidiga

tankegångarna och beräkningarna har

utvecklats vidare under senare år. Det i sakens natur ligger att man har att vänta stor variationsbredd de

sig på många processer

av frigörelse-, eller som tilltransport- avskiljningskaraktär sammans bestämmer läckaget till omgivningen. I de följande analyserna har en möjligast realistisk skett med

bedömning utgångspunkt

från de extrema som haveriförutsättningar, givits. Knappast några sifferangivelser har dock bättre precision än att tiopotensen möjligen är signifikant. Mindre differenser än en skall tiopotens tolkas som markeringar av relativa skillnader mellan olika haverityper. I flera fall har osäkerheten beträffande härdskada och läckage lett till ett antagande beträffande detta, som således i sig självt definierar haveriet.

- 6 - NÄR-l12:1

2. Haverityper Ueluppdrag 092 anger och beskriver följande huvudtyper av haverier för EWR.

A. Ångledningsbrott innanför inneslutningen

B. Förlust av ordinarie värmesänka C. Matarvattenledningsbrott innanför inneslutningen D. Ãngledningsbrott utanför inneslutningen E-H. Tankbrott

Huvudtyperna innehåller var för sig en rad olika tänkbara haverifall. Dessa s k felträd återges som orientering i figur 1-5, men behandlas närmare inom uppdrag 092. Samtliga huvudtyper av haverier kan leda till sådan överhettning av bränslet i härden att frigörelse av sker därifrån. Därefter kan en transport ske klyvningsprodukter till reaktorinneslutningen varifrån en viss mängd av de luftburna radioaktiva ämnena kan läcka ut via reaktorbyggnad och filtersystem till omgivningen. Felfunktion på ventilationssystemet medför diffust läckage från reaktorbyggnaden. Vid höga vindstyrkor kan visst diffust läckage uppträda även vid helt fungerande ventilationssystem. Nedan först en allmän beskrivning av de aktuella förlopp, som bestämges mer frigörelsen från själva bränslet. Därefter följer en allmän beskrivning av de aktuella processer, som påverkar transporten från reaktorinneslutningen till omgivningen. I deluppdrag 053 ges en beskrivning av reaktorstation med kokarreaktor och här hänvisas till denna beskrivning och det illustrationsmaterial som finns där. Vidare hänvisas till ansökan om koncession för Barsebäcksverket (1968). - allmän BWR 3. Frigörelseförlopp från härden beskrivning av klyvningsprodukter från härden och primärsystemet i Frigörelse samband med sådan som leder ända till härdsmältkylmedelsförlust ning förväntas ske i följande steg: - Inventariet av i vid klyvningsprodukter primärsystemet frigöres förlusten av kylmedlet. - av mindre och sker till av Frigörelse mängder ädelgaser jod följd snabba tryck- och temperaturtransienter från redan punkterade element och från element som brister vid kylmedelsförförsvagade lusten.

- 7 - NÄR-ll2:l

- Vid fortsatt i samband

kapslingspunktering med överhettning av

elementen frigöres sådana som under drift

produkter ansamlats

i sprickor och spalter utanför

urandioxidgittret. (Läckagtillgänglig andel.)

- O När bränslet når temperaturer i området -

1600 2000 C börjar en mycket omfattande frigörelse ske till av snabbt följd ökande diffusionshastighet i urandioxidmatrisen vid

högre temperaturer.

De två första kan innebära en

stegen frigörelse av sannolikt

högst

0.1 Z av härdens innehåll av och

ädelgaser j0d.Frigörelsen av klyv-

ningsprodukter från själva bränsleelementen i händelse av

kylmedels-

förlust blir mer som en

betydande följd av plötsligt läckage i sam-

band med den omfattande som

kapslingspunktering erhålles om bränsle-

elementen når av 750 temperaturer 900 OC. I ett senare skede av

haveriet kan, om bränslet i -

uppnår temperaturer området 1600 2000 OC

eller däröver,

ytterligare frigörelse av betydelse ske från själva urandioxidmatrisen och då även av mer

svårflyktiga ämnen som t ex

barium och strontium. I

figur 6 anges ångtrycket (mm för Hg)

några viktigare klyvningsprodukter vid olika för

temperaturer att be-

lysa flyktigheten /6/. Han observerar att vissa oxider

(t ex BaO och

Sr0) är mindre än

flyktiga elementen själva. Motsatsen för

gäller

t ex Ru som har en

mycket flyktig oxid. Hur mycket av härdens inne-

nåll av eller

gasformiga lättflyktiga som

klyvningsprodukter, omedel-

bart är

tillgängligt för läckage i samband med kapslingspunktering

beror främst av

bränsleelementbelastningen under drift. En hög be-

lastning innebär att en större del är direkt tillgänglig. Varje en-

skild nuklid uppvisar vid

given belastning ett visst värde på denna

andel som, för ur

flyktighetssynpunkt likartade ämnen, är avhängig

av halveringstiden. Ju kortare halveringstid ju mindre finns till-

gängligt för läckage. Vissa andra betingelser påverkar också. En låg

densitet på bränslematerialet medför

större frigörelse. Uppgifterna om

andelen ädelgaser och jod som är

läckagetillgängligt baserar sig på

experimentellt underlag /6.- 8/. Metoder för att beräkna frigörel-

sen från hela eller hela

bränsleelement härden har angivits /bl a 9/,

och resultaten torde kunna tillämpas för haverianalys. Som ett

genomsnitt för hela härden med de relevanta

förutsättningar vad gäl-

ler dvs

belastningen, maximalt 450 W/cm vid nominell torde

effekt,

i detta fall gälla att

högst omkring l Z av härdens innehåll av

Xe-133

- 8 - NÄR-ll2:1

och I-131 kan vara tillgängligt för fortsatt omedelbar transport om kapslingspunktering erhålles /10/. För lågbelastade element kan andelen vara mindre än en tiondel av medan för de

genomsnittet,

mest andelen kan vara flera

belastade elementen, gånger högre än

Xe 133 och I 131 har valts som basnuklider genomsnittet. för beräkning av respektive Det

ädelgasfrigörelse jodfrigörelse.

x) finns flera skäl för detta. Det plötsliga läckagets storlek beror vidare av hur många bränsleelement som punkterar men mindre av punkteringshålens storlek utöver en viss mycket liten defektstorlek. Från en del experimentella av undersökningar kapslingspunktering till följd av överhettning och inre övertryck /se ref 11/ och från beräkningar med ledning av materialdata, finner man att uppenbar risk för punktering föreligger om zirkalloykapslingen når temperaturer i området - OC 750 900 /11/. Den lägre delen av temperatur-

intervallet gäller närmast för element med hög belastning och högt

fissionsgastryck, och den högre delen gäller vid lägre internt gastryck. En del av den från urandioxiden frigjorda kan vara bunjoden den till kapslingsmaterialet vid lägre temperaturer än de nämnda, men kan frigöras därifrån vid temperaturer strax däröver. Vid kapslingspunktering kan även andra mindre lättflyktiga ämnen som t ex cesium frigöras. Detta sker sannolikt i en omfattning som främst beror av vilka temperaturer kapslingen når under haveriet.

En fortsatt stark temperaturstegring från området under 1000 OC och

uppåt leder till att kapslingen till slut helt mister sin hållfast-

het, och man får räkna med att urandioxidkutsarna ramlar ur sina härdpositioner, och att detta kan ske innan kapslingens smälttemperatur (N 1800 OC) nåtts. Flera oklara punkter finns dock här, och förloppet har även beskrivits annorlunda.

X) Riskerna från radiojod domineras ensamt av I-l3l, varför övriga jodisotoper endast i mindre grad påverkar riskbilden. Xe 133 har valts därför att dess halveringstid (5.3 dagar) nära ansluter till halveringstiden för I 131 (8.l dagar) och att därmed skillnader i frigörelse- och läckageangivelser helt speglar skillnader i egenskaper mellan radiojod å ena sidan och radioaktiva ädelgaser å andra sidan. Denna

skillnad kommer därmed till uttryck på ett klart sätt. Läckage av

andra, för omgivningen allvarligare ädelgasisotoper kan beräknas med

utgångspunkt från Xe 133-läckaget bl a genom applicering av aktuell

avklingning. Det bör understrykas att jämförelsen mellan ädelgaser och jod vad beträffar måste baseras

omgivningspåverkan även på övriga

ädelgasnuklider.

- 9 - NÄR-ll2:l

Det friläggande av urandioxidkutsar som det skisserade förloppet

innebär, kommer naturligtvis att ett visst tillskott ge till den

redan

frigjorda_åktivitetsmängden. Det väsentliga att notera är

dock, att tillskottet av eller gasformiga flyktiga ämnen, såsom

xenon, krypton och jod inte beräknas vara av en större storleksord-

ning än frigörelsen i samband med

kapslingspunkteringen. Av interme-

diärt flyktiga ämnen sker dock som sannolikt, tidigare antytts, en

desorption från kapslingen i samband med upphettningen.

En Väsentligt större än den som frigörelse skett vid kapslings-

punkteringen startar först sedan urandioxidkutsarna nått temperatu-

rer av 1600 OC, men är vid denna

temperatur ännu en mycket långsam

process. Man får räkna med att det tar storleksordningen dygn att

vid denna temperatur l Z uppnå frigörelse av Xe 133 och I 131 från

sintrade kutsar.

Eftersom temperaturtransienten kan vara snabb

(1-4 OC/sek) i för-

hållande till frigörelsen innebär detta att temperaturen i bränslet

måste ha nått väsentligt högre temperaturer än 1600 OC innan, säg

10 Z av ädelgas- och jodinnehållet frigjorts. En beräkning för det

aktuella fallet visar att för de

W/cm3)x)

högst belastade elementen (512

ligger dessa högre i området temperaturer 2000 2500 OC /12/. Området be-

räknas uppnås efter de första 1000 sekunderna efter fullständig kyl-

medelsförlust. Inträffar visar bränslesmältning experimentresultat

att praktiskt taget hela innehållet av såväl flyktiga ämnen som xenon,

krypton och jod, som mindre såsom cesium flyktiga kan frigöras inom

några minuter /6/.

Experimentella resultat visar att frigörelsen av

svårflyktiga ämnen som t ex strontium och barium vid smält-

kortvarig

ning är två tiopotenser lägre /6/. En utdragen temperaturtransient

med bränsletemperaturer 2000 OC på eller högre kan dock medföra betyd-

ligt större frigörelse än l Z från själva bränslet /6, 13/. Dessa

svårflyktiga ämnen kondenseras dock snabbt vid avkylning och fortsatt

spridning reduceras väsentligt.

x) 512 W/cm3 bränslevolym motsvarar en linjär av 450

W per

cm bränslestav belasâning

eller en av ll7 . ytbelastning W/cm

“ m NÄR-ll2zl

Om syre kommer i kontakt med upphettat urandioxidbränsle sker en snabb uppbrytning av sinterstrukturen med en mycket stark ökning av frigörelsegraden som följd /6/-

4. Transport av klyvningsprodukter från inneslutningen ut ur reak- torbyggnaden allmän beskrivning för BWR Den aktuella typen av reaktorinneslutning konstrueras för täthög het. Här förutsättes en specifikation av läckaget till högst l Z

per dygn vid 4.5 bar absolut dvs 4 l0_4 per timme vid det angivna

trycket och att läckaget är proportionellt mot övertrycket. Vid täthetsmätningar på inneslutningen i Marvikenstationen erhölls en läckagetakt som var nära proportionell mot övertrycket till omupp kring 2 bars absolut tryck. Över detta tryck avtog tryckberoendet något. Efter tätningsarbeten blev 0.5 läckaget Z per dygn vid 0.5 bars övertryck /14/. Vid Oskarshamnsverket mätningar på observerades ett läckage av endast 0.2 Z per dygn vid absoluttrycket 2 bar /15/. Haveriet eller andra kan medföra Större läckage omständigheter än som motsvarar specifikationsvärdet. Funktionen hos och PS-poolen inneslutningssprinklingen är ägnade att sänka trycket efter ett haveri, och därmed erhålles en successivt sänkt läckagetakt. Det integrala därmed. till av läckaget begränsas Vätgasbildning följd metall vattenreaktioner eller radiolys innebär dock att trycksänkningsförloppet, särskilt i sitt senare kan komma att bli

skede, långsammare. Kraftiga

reduktioner i kyleffekt (t ex pumpbortfall) kan få likartad effekt. Vid ett läckage enligt konstruktionsförutsättningen och det förväntade trycknedtagningsförloppet efter ett ångledningsbrott utan vätgas-

utveckling beräknas läckaget under den första timmen bli 10-4 dvs 4

gånger lägre än vad läckaget skulle blivit med kvarstående tryck (se

trycknedtagningskurvor i uppdrag 092). Det fortsatta trycknedtagningsförloppet utan Vätgasbildning innebär att läckaget från inneslutningen

kanberäknas bli nära 2 - lO_4 integralt under nästföljande 12 timar

-

och l 10_ integralt under ytterligare 12 timmar. För läckage som

är större än konstruktionsförutsättningen men som är mindre än att trycknedtagningsförloppet påverkas, kan som en approximation enkel proportionering tillämpas vid beräkning av läckaget med ledning av uppgifter om läcktakten. När läckaget når en nivå som är 40 Z/tim vid 4.5 bar påverkas trycknedtagningen snabbt av läckaget självt. Man

- ll NÄR-ll2:l

finner inom deluppdrag 092 att vid ett läckage av 40 Z/tim tryckutjämning ner till 1 bar sker inom loppet av l vilket omkring timme, innebär att det fortsatta läckaget av luftburna radioaktiva ämnen blir relativt svagt efter denna tidpunkt under att förutsättning frigörelsen från bränslet i huvudsak skett inom denna Vid tidsrymd. svårartat kylmedelsbortfall beräknas härdsmältning kunna starta

inom

mindre än en 1/2 timme Och ha utbrett över hela härden inom l sig tim-, me. Om härdsmältning däremot sker sedan tryckutjämning nåtts kan läckaget bli mindre än vad som svarar mot snabb vid härdsmältning visst kvarstående övertryck. Detta relativt sett haverilindrigare fall för omgivningen analyseras dock närmare. Vid ett ej mycket stort brott på inneslutningen kommer trycket att falla snabbt. mycket Eftersom frigörelsen av huvudparten av de flyktiga klyvningsprodukterna för vissa haverifall väntas bli till av fördröjd följd temperatureftersläpning i bränslet kan härvid ett läckageförlopp erhållas som inte skiljer sig väsentligt från det nominellt sett fallet gynnsammare med 40 Z läckage per timme vid 4.5 bar innebärande integralt omkring 10 Z första timen vid aktuellt trycknedtagningsförlopp. Långsammare läckage gynnar naturligtvis plate-out av kondenserbara produkter i inneslutning och reaktorbyggnad. En fungerande inneslutningssprinkling kan vidare reducera jod och partikelburen aktivitet. Under extremt ogynnsamma omständigheter t ex vid tankbrott kan inte uteslutas att allvarlig skada uppstår på inneslutningen, innebärande att en direktströmning av luftburna klyvningsprodukter kan ske ut ur inneslutningen via reaktorbyggnaden till omgivningen.

Läckaget av jod till omgivningen är beroende av hur mycket svåravskiljbara organiska jodföreningar (framförallt metyljodid) som bildas i samband med haveriet. Den andel av den frigjorda joden som man i brist

på närmare kunskap tvingas anta kommer att överföras till metyljodid

vid ett eventuellt haveri inom intervallet 0.5 ligger lO Z /17-19/. Vid ett nyligen genomfört in-pile-experiment vid ORNL med kylmedelsbortfall och kapslingspunktering, dvs med förhållandevis realistiska förutsättningar, erhölls 7 Z av den frigjorda joden i organisk form /18/. Det bör dock samtidigt påpekas att den totalt frigjorda mängden jod vid detta försök var betydligt lägre än väntat. Antages en bildning

av metyljodid på endast l eller någon enstaka procent av den

frigjorda

_ 12 _ NÄR-ll2:l

joden innebär detta att avskiljningen av elementär jod som förväntas ske till följd av uppfångning i vattensystem eller deponering på ytor inte direkt kan betraktas som så snabb att den elementära joden helt förlorar i betydelse som källstyrka ens vid mycket små läckage. Antages en bildning av 10 Z metyljodid däremot kan detta pessimistiska antagande få inkludera en viss restmängd elementär En redukjod. tion ned till 10 Z av den frigjorda jodmängden till följd av sprinkling, kondensation och deponering synes motiverad att som ett antaga minimum för ett stort haveri i en BWR, såvida inte stort brott uppstått på inneslutningen. AEC anger 20 Z /16/. Vid mindre jodfrigörelse och därmed lägre jodkoncentrationer, är reduktionen av elementär jod till följd av vattensprinkling snabb med ned mot enhalveringstider staka minuter [20/ men hänsynen till möjligheten av av bildning

hmetvljodidygör, att även i detta fall endast en reduktion ned till

10 Z kan tillgodoräknas. Om inneslutningssprinklingen ej fungerar,

blir reduktionen av luftburen jod långsammare, och en reduktion ned

till 25 Z synes rimlig att anta under en timmes tid. Visst experimentellt stöd finns för detta. mellan 2-20 minuter obser- Halveringstider verades till av

följd konvektionstyrd deponering vid försök i BNWL

/21/. Luftburen aktivitet i partikulär form t ex cesium avskiljes också med spraysystem. Typiska halveringstider var i storleksordningen 5 - 15 minuter /22/. Man kan därför konstatera att läckaget av partikelburen aktivitet efter första timmen starkt minskar i betydelse.

Filtren i nödventilationssystemet skall möta vissa krav med avseende på avskiljningsgrad vid vissa typer av haverier. Här räknas med att en avskiljning av 90 Z metyljodid och 99 Z partiklar erhålles vid måttligt allvarliga haverier. Vid extrema haverier föreligger uppenbar risk för lägre filtereffektivitet eller andra strömningsvägar än via nödventilationssystemet och därför antages filterfunk-

tionen gå förlorad vid kraftigt ångläckage från PS och detsamma

gäller om en stor del av härdens klyvningsprodukter samlas i filtren.

- 13 - NÄR:ll2:l

3. Läckage till omgivningen

A

gaverityp Ånglséeingsbsett i“äa2åä:_i22e§l222á2ss2

Haveritypen karakteriseras av att brott sker på in-

huvudångledningen

nanför PS-skalet och att skalventilerna sker stänger. Frigörelsen därmed helt inom en tät som emellertid inneslutning, kan skadas vid haveriet.

§§YEEi§êll_ê:llll;_9§EEZ§li3ê_EêB§liE姧Eâé9E

Fallet karakteriseras av helt fungerande härdnödkylsystem. Trycksänkningen i tanken i kombination med i bränslet sprickbildning vid temperatursänkningen medför ett visst extra ur redan under utläckage drift eventuellt skadade bränslestavar. kan också löjligen försvagade kapslingar brista. För fortsatta här att beräkningar antages det totala läckaget för detta haverifall motsvarar plötslig frigörelse av l Z av

läckagetillgängligt material dvs 10-4 av härdens totala innehåll av

I 131 och Xe 133. i viss mån Härdsprinklingen antages reducera jodfrigörelsen till inneslutningen. Tellur och cesium och andra mer svårflyktiga ämnen antas praktiskt helt kvarstanna i tanken. taget

§s§lä22§§§ll-é:llll;llll

Inneslutningssprinkling Ja Inneslutning Läckaget 0.04 Z/h Nödventilation Ja Filter Ja

Inneslutningssprinklingen tillsammans med härdsprinklingen avantages skilja 90 Z av joden. Resten, dvs 10 Z, som består av är metyljodid tillgängligt för läckage till reaktorbyggnaden. Filtren 90 Z avskiljer

därav. Under första timmen är läckaget ut ur inneslutningen l - 10-4

av frigjord mängd. Läckagetakten reduceras efter den första timmen och

är under nästföljande 23 timmar 3 - 10-4. För svåravskiljbara ämnen med

* 14 NÄR-ll2:1

lång halveringstid såsom vissa xenon- och kryptonisotoper kvarstår ett visst läckage under längre tid.

Under den första timmen frigöres således till omgivningen l0_4 (fri-

görelsegrad) - 10-4 (läckagefaktor) = 10 av Xe 133 och 10-4 (frigörelsegrad) - 0.1 (sprinkling) - 10-4 (läckagefaktor) - 0.1 (filter)

= 101° av I 131.

Haverifall A-1110. 10 Z kapslingsskadad härd Vid detta haverifall kommer under en period från 50 till 300 sekunder

efter brott överhettning att drabba stavarna på grund av otillfreds-

ställande kylning. Temperaturen på kapslingen kommer att nå området

- OC. Man får då räkna med en del 500 750 kapslingspunkteringar, varvid i första hand ädelgaser och jod kommer att frigöras till ånga och vattenfas, men att även vissa mängder av en del andra klyvningsprodukter som bl a tellur och cesium frigöres. Den övre gränsen för frigörelse vid totalt kapslingsbrott bestämmes av hur mycket som frigjorts ur urandioxidmatrisen under drift. Detta har berörs tidigare. Med från en läckagetillgänglighet av l Z I 131 och Xe 133

utgångpunkt

i tabell 1 andelen av mer kortlivade ädelgas- och jodisotoper som anges är tillgängliga för läckage vid kapslingsbrott. Här antages som typiskt för detta haverifall att kapslingsskador erhålles som motsvarar lO Z av läckagetillgängliga ädelgaser och jod, dvs 0.1 Z av härdens innehåll av I 131 för att nämna ett exempel. Frigörelsen av cesium och tellur antages vara 0.01 Z av härdinnehållet vilket innebär en

tiofaldig retention av dessa ämnen på bl a kapslingen. De frigjorda

ämnena antas transporteras till inneslutningen.

Utsläppsfall A-l1lO.l11l Ja Inneslutningssprinkling Inneslutning Läckage 0.04 Z/h Nödventilation Ja Filter Ja

med A-lll1.llll men läckaget av jod och ädelgaser är större Analogt till följd av fler kapslingsskador. Under första timmen frigöres -4 -7 -3 -4

10 = 10 och 10 -10 - 0.1- 0.1 = till omgivningen

.1_.

- - 15 NÄR-112:1

9 = 10 av härdens innehåll av Xe 133 I 131. resp Kortlivade ädclgas-

resp jodisotoper reduceras relativt Xe 133 och I 131 dels till följd

av dels till följd av att en mindre andel är

avklingning läckagetill-

gänglig. Cesium antas frigöras till omgivningen med en andel som är

10-4 (frigörelsegrad) - 0.1 (sprinkling) - 10-4 (läckagefaktor)

10-11.

- 0.01 = reduceras med tiden i med

(filter) Läckaget enlighet

A-l111.1111.

Utsläppsfall A-lll0.0lll

Inneslutningssprinkling Nej

Inneslutning PS skadas efter l

dygn Nödventilation Ur funktion efter l dygn H H H H Il

m . . u . . . -3 -4 -7 Under forsta - = timmen frigores till omgivningen 10 10 10

och 10-3 - 10-4 - 0.1 = 10-8 av härdens innehåll av Xe 133 resp

I 131. Resterande tid under första dygnet antages utsläppet bli

3 - 10-7 resp 3 › 10-9. Efter 1 dygn antages ett kraftigare ut-

släpp ske till reaktorbyggnaden till följd av brott på PS och

kvarvarande luftburna produkter läcker under några timar ut på olika

nivåer över mark. Under denna tid frigöres till omgivningen 10-3 av Xe 133 och 10-3 (frigörelsegradj - 0.1 (plate-out av jod) - 0.5

10-5

av = 5 - av I 131.

(reduktion metyljodid)

Haverifall A-1102. Fullständiga kapslingsskador. 10 Z härdsmältning

Härdsprinklingen förutsättes bli fördröjd 30 min. Härdsmältning kan

eventuellt begränsas, och inneslutningen kan eventuellt hållas ganska

intakt. Här antages 10 Z smält härd och olika fall av läckage från

inneslutningen.

Utsläppsfall A-l102.lll1

lnneslutningssprinkling Ja

Inneslutning Läckage 0.04 Z/h

Nödventilation Ja Filter Ja

- - 16 NÄR-11221

Under första timmen frigöres till omgivningen 0.1 10-4 = 10-

-

av Xe 133 och 0.1 - 0.1 - 10-4 0.1 = 107 av I 131. Till följd

av vätgasutveckling reduceras inte läckaget med tiden lika snabbt som för lindrigare haverifall.

Utsläppsfall A-1102.lll0 Inneslutningssprinkling Ja Inneslutning Läckage 0.04 Z/h Nödventilation Ja Filter Nej

Analogt med föregående med avseende på ädelgaser. Läckaget av I 131 och Cs 137 blir 10 resp 100 ggr större eftersom filter ej förutsättes fungera.

Utsläppsfall A-1102.110O Inneslutningssprinkling Ja Inneslutning Läckage 0.04 Z/h Nödventilation Nej Filter Nej

Utsläppet till omgivningen kan ske som diffust läckage, eftersom

nödventilation ej fungerar. I övrigt likartat med A-1l02.1110.

Utsläppsfall A-1102;1400 Inneslutningssprinkling Ja Inneslutning Läckage 40 Z/h Nödventilation Nej Filter Nej

Under första timmen frigöres till omgivningen 0.1 (frigörelsegrad) - 0.1 - -

0.1 (läckagefaktor) = 102 av Xe 133 och 0.1 0.1 = 103

av I 131. Läckaget reduceras kraftigt efter första timmen till följd av att trycket inom inneslutningen då är nära atmosfärtryck.

- - 17 NÄR-112:1

Utsläppsfall A-1l02.011l Inneslutningssprinkling Nej Inneslutning PS skadas efter 1 dygn Nödventilation Ur funktion efter l dygn Filter Ur funktion efter l dygn

Fallet är ur transportsynpunkt likartat med A-lll0.0lll men på grund av väsentligt större härdskada mycket mer svårartat.

Haverifall A-1100. Smält härd. Skadad inneslutning Haverifallet innebär att härden torrlägges med början efter 50 sekunder. sker av stavarna och efter 200 - 400

överhettning sekun-

der frigöres lättflyktiga läckagetillgängliga klyvningsprodukter. Restvärmet leder till stegring av bränsletemperaturerna, och man får räkna med lokal kraftig frigörelse efter 500 sekunder. Inom en timme kan härden bli så starkt överhettad att hela innehållet av ädelgaser, jod och Cesium har frigjorts ur bränslet. Även betydande

delar av innehållet av mer svårflyktiga ämnen som strontium kan ha

frigjorts ur bränslet.

Utsläppsfall A-1lO0.l411 Inneslutningssprinkling Ja Inneslutning Läckage 40 Z/h Nödventilation Ja Filter Ja

För att upprätthålla filterfunktionen för detta svåra haverifall

krävs särskilda åtgärder vid filterkonstruktionen med tanke på risken för nedfuktning, overloading och brand. Endast med en för ändamålet konstruerad och provad filteranläggning kan man tillgodoräkna sig adekvat filterfunktion i detta svårartade haverifall.

Tills vidare antas filterfunktionen gå förlorad. Under första

timmen frigöres till omgivningen 1.0 (frigörelsegrad) 0.1 = 0.1 av härdens innehåll av Xe 133 och 1.0 (läckagefaktor) -

(frigörelsegrad) 0.1 (uttvättning) 0.1 (läckagefaktor) = 10-2

av I 131. Risk för läckage av Cs 137 och Sr 90 finns. betydande Läckaget reduceras kraftigt efter första timmen.

- - NÄR-ll2:l 18

Utsläppsfall A-ll00.l00O Inneslutningssprinkling Ja Inneslutning Nej Nödventilation Nej Filter Nej

Under första timmen efter brott kan hela härdinnehållet av Xe 133 till reaktorbyggnaden medan motsvarande för I 131 inte frigöras bedömes överstiga 10 Z. Läckaget antages ske diffust. Innesluthar sannolikt en mycket positiv effekt för reduningssprinklingen av de luftburna radioaktiva produkterna. Likaså kommer en cering särskilt av kondenserbara ämnen att ske såväl inom inneplate-out som inom reaktorbyggnaden. Underlaget för att bedöma slutningen av t ex Cs 137 och Sr 90 är mycket knapphändigt och utläckage

bestäms i större utsträckning av svåranalyserbara depo-

läckaget och kondensationseffekter än vad fallet är med gasformiga neringsämnen. till dock ej komma att över» Utsläppet omgivningen antages skrida 1 Z och 0.1 Z för Cs 137 resp Sr 90.

Utsläppsfall A-ll00.04ll

Inneslutningssprinkling Nej Läckage 40 Z/h Inneslutning Nödventilation Nej Filter Nej

har även vid det antagna stora läckaget en betydande Inneslutningen återhållande effekt till omgivningen. Under första

på frigörelsen

timmen beräknas läckaget med det aktuella trycknedtagningsförloppet blir 10 Z. Under första timmen kan och det antagna läckaget omkring därför 10 Z av härdens innehåll av Xe 133 komma att frigöras till Reduktionen av förväntas bli lägre än om inneslutomgivningen. jod är i funktion. I 131 antas frigöras till 2.5 Z av ningssprinklingen härdinnehållet. av Cs 137 och även mer svårflyktiga Betydande mängder ämnen kan också komma att frigöras.

- - 19 NÄR-112:l

Utsläppsfall A-1100.0000

Inneslutningssprinkling Nej Inneslutning Nej Nödventilation Nej Filter Nej

Detta utsläppsfall är det allvarligast tänkbara. De radioaktiva ädelgaserna antages helt frigöras till omgivningen inom en timme. Jod beräknas dock reduceras till åtminstone 25 Z till av följd deponering inom anläggningen. Mängden kortlivade klyvningsprodukter kommer att reduceras till följd av under friavklingning görelseförloppet. Till följd av värmeutvecklingen kan frigörelsen till omgivningen komma att ske under inverkan av och dynamiskt termiskt plymlyft vilket medför reduktion av dosbelastningen. Liksom i fall A-1100.0411 kommer sannolikt betydande av mängder Cs 137 och även andra produkter att frigöras.

Haverifall A-1210. Omfattande kapslingsskador Total frigörelse antas ske av

läckagetillgängligt jod- och

inom 50 - 300 sekunder. ädelgasinnehåll Cesium antages frigöras med 0.1 Z av härdens innehåll.

A-1210.1l11

Utsläppsfall

Inneslutningssprinkling Ja Inneslutning Läckage 1 Z/h i Nödventilation Ja Filter Ja

Under första timmen frigöres till omgivningen 0.01 10-4 = 10-6

- °

10-4

av °

Xe-133 och 0.01 0.1 0.1 = 10-6 av I-131 och av Cs-137

°

högst 0.001 - 0.1 104 - 0.01 = 101°.

UEsläppsfa11 A-12l0.01ll

Inneslutningssprinkling Nej

Inneslutning Skadas efter 1 dygn Nödventilation Ur funktion efter 1 dygn Filter n u n n n

“ 20 “ . NÄR-l12:1

Under första timmen blir frigörelsen till omgivningen densamma

som för A-l2l0.llll. Efter 1 dygn antas brott ske på PS och läck-

(diffust) blir då 0.01 av Xe-133 och 0.01 - 0.1 av aget I-131 och - =

av Cs 137 högst 0.001 0.01 105.

Haverifall A-1000 Läckagen för detta haverifall torde bli likartade med motsvarande under haverifall A-1100.

Haverifall A-0111. Skadad inneslutning. Kapslingsskador

Detta och nästföljande haverifall förutsätter att snabbstopp ej

erhålles. Reaktoreffekten antages dock gå ned till 100 MW. Inne-

slutningen antages skadas efter 3 timmar. 10 Z kapslingsskador

-

antages uppstå 50 300 sekunder efter tanktömningen.

Utsläppsfall A-0lll.lll1

Inneslutningssprinkling Ja

Inneslutning Skadas efter 3 h

Nödventilation Ur funktion efter 3 h Il H II II

Under första timmarna före PS-brott blir utsläppet lågt. Därefter

10-3

sker ett av 0.01 0.l = av Xe133 och 0.01 0.1 0.1 = läckage

= 10°4 av 1131.

Utsläppsfall A-Olll.Olll Likartat med A-0lll.l1l1.

Haverifall A-0110. Skadad inneslutning. Fördröjd smältning av härd

Härdkylningen bortfaller efter 3.5 h. Därefter ökar bränsletempera-

turen och når 1600 OC i hela härden en timme därefter. Smälttemperatur

på bränslet erhålles efter ytterligare en timme i stora delar av härden. I

inledningsskedet har de läckagetillgängliga produkterna frigjorts

i samband med kapslingsbrott. När smältning sker antages klyvnings-

direkt till Kraftig reduktion produkterna frigöras reaktorbyggnaden.

erhålles av kortlivade till av reaktoreffekt och

produkter följd låg

avklingning före utsläpp.

_21_ NÄR-112:1

Utsläppsfall AfOl10.1l11

Inneslutningssprinkling Ja

Inneslutning Skadas efter 3 h

Nödventilation Ur funktion efter 3 h H I| H II II

Under de första timarna före PS-brott blir utsläppet relativt sett

obetydligt. I samband med som härdsmältningen kan börja någon timme

efter PS-brott och kan ta en

storleksordningen timme kommer däremot

stort utläckage att ske. Hela härdinnehållet av Xe 133, 10 Z av I 131, l Z av Cs 137 och 0.1 Z av Sr 90

antages frigöras diffust

till omgivningen under en timme. Därefter

reduceras utsläppet kraf-

tigt.

Utsläppsfall A-0ll0.0lll

Inneslutningssprinkling Nej

Inneslutning Skadas efter 3 h

i Nödventilation Ur funktion efter 3 h Filter

Likartat med A-Oll0.llll men av I 131 läckaget antages bli 25 Z.

haverityp B. Förlust av ordinarie värmesänka

Haveritypen karakteriseras ur utsläppssynpunkt av att initialt inga

brott skett, utan att av

blåsning säkerhetsventiler sker till i

första hand

kondensationsbassängen. För små och intermediära have-

rier innebär detta sannolikt större retention av reaktiva och kon-

denserbara ämnen som I 131 och Cs 137 i tank och kondensationsbas-

säng.

Haverifall B-1211. Härden kyld

Frigörelsen till omgivningen blir eller så härobetydlig låg länge

den kan hållas kyld, vilket har bedömts vara fallet.

Haverifall B-l2l0. 10 Z härd

kapslingsskadad

Se motsvarande A-fall.

Haverifall B-1201. Härden men

kyld kapslingsskadad

Se motsvarande A-fall.

_22_ NÄR-ll2:1

Haverifall B-1202. 10 Z härdsmältning Se motsvarande A-fall.

Haverifall B-1200. Smält härd Se motsvarande A-fall.

Haverifall B-1000. Smält härd. Skadad inneslutning har bedömts vara av särskilt intresse att närmare Detta haverifall andra fall till av kombination av studera relativt följd ogynnsam sannolikhet och konsekvens.

Utsläppsfall B-l000.0400 förväntas bli storleksordningen en halv Härdsmältningen fördröjd timme i med motsvarande A-fall. jämförelse

ur förutsättes bli kraftigt. Frigörelsen Läckaget inneslutningen kan koma att motsvara utsläppsfall A-ll00.04l1 till omgivningen eller A-l100.0000.

Haverifall B-0211. härd. Skadad inneslutning Kapslingsskadad Om härden kan hållas kyld blir frigörelsen måttlig.

Haverifall B-0210. Smält härd. Skadad inneslutning kunna skadas inom 500 sek och ogynnsamma Inneslutningen antages kan leda till härdsmältning inom en timme. förhållanden

Utsläppsfall B-O2l0.1lll Ja

Inneslutningssprinkling

Skadas efter 500 sek Inneslutning Ur funktion efter 500 sek Nödventilation Filter

till motsvaras av fall A-ll00.l000. Utsläppet omgivningen

- 23 - NÄR-112:l

Haverityp C. Brott på matarvattenledning innanför inneslutning

Ur utsläppssynpunkt bedömes vid ekvivalenta haverifall av A- och

C-typ inga väsentliga skillnader erhållas.

Haverifall C-llll. Obetydliga kapslingsskador

Se motsvarande A-fall.

Haverifall C-1110. Fördröjd smältning av härd

Se motsvarande A-fall.

Haverifall C-1101. Obetydliga kapslingsskador

Nära ekvivalent med C-llll.

Haverifall C-1102. Fullständig kapslingspunktering, 10 Z smält härd

Se motsvarande A-fall. Haverifall C-1100. Smält härd Se motsvarande A-fall. Haverifall C-1211. Kyld härd

Obetydligt eller lågt läckage.

Haverifall C-1210. Fördröjd smältning av härd

Se motsvarande A-fall.

Haverifall C-Olll. Skadad inneslutning. Kapslingsskador

Motsvaras av A-0111.

Haverifall C-0110. Skadad inneslutning. Fördröjd smältning av härd

Nära ekvivalent med motsvarande A-fall.

Haverityp D. Ångledningsbrott utanför inneslutningen

karakteriseras ur utsläppssynpunkt av att en utebliven Huvudtypen efter brott kan direkt läckage till turbin-

skalventilstängning ge

- - 24 NÄR7l12:l

byggnaden. Mindre och intermediära härdskador leder i detta fall

till kraftigare läckage än vid ångledningsbrott innanför inneslut-

ningen. Sker härdsmältning får man räkna med att utsläppet blir

likartat med motsvarande vid ångledningshrott och skadad inneslut-

ning utan sprinkling. Erhålles skalventilstängning kan mindre och intermediära härdskador i stället leda till mindre än vid läckage inre brott.

Haverityp E-H. Tankbrott. Smält härd Tankbrotten har inom deluppdrag 092 grupperats i fyra typfall nämligen stutsbrott över härden Haverityp E stutsbrott under härden Haverityp F stort brott under härden Haverityp G fullständigt brott Haverityp H

För varje typ av primärhaveri har angivits en rimlig sekvens av följdhändelser (se fig 5). För haverityp E och F innebär detta i huvudsak ett skorstensutsläpp och att utsläppsförhållandena inbördes

blir lika. Haverityp G och H, inbördes lika, innebär brott på inne-

slutning och icke fungerande nödventilation och ger markutsläpp.

Utsläppsfall E-llO0.l4lO Inneslutningssprinkling Ja Inneslutning Läckage 40 Z/h Nödventilation Ja Filter Nej överensstämmer med A-llO0.l4ll.

Utsläppsfall F-ll00.14l0 överensstämmer med E-1lO0.l4l0

Utsläppsfall G-ll0O.lO0O Ja

Inneslutningssprinkling

Inneslutning Nej Nödventilation Nej Filter Nej Fallet motsvaras av A-ll00.l000

- 25 NÄR-1l2:l

Referenser

1. Närförläggningsutredningen NÄR-O92:l Inledning till haverianalysen

Närförläggningsutredningen NÄR-092:2

Haveristudier BWR

DiNUNNO J J, et al, Calculation of distance factors for power and test reactor sites. 6 - (1962) TID-14844

FARMER F R, - a new

Siting criteria approach. (1967) Paper SM/89/34 Conference on containment and siting of nuclear

power plants. IAEA, Vienna

OTWAY H J et al,

A risk analysis of the Omega West Reactor (1970)

LA-4449

PARKER G W, et al,

Out-of-pile studies of fission products release from overheated

reactor fuel at ORNL 1955-1965 (1967) ORNL-3981

LEWIS w B,

Engineering for the fission gas in uranium dioxide fuel (1966) Nuclear Applications

g_171-181

DEVELL L, CARLSSON F, HESBÖL R, JANSSON L, SVENSSON P,

Experiences on the release of iodine from uranium dioxide fuel.

Diffusion des Produits de Fission. (1969) Saclay, 4 - 6 nov 1969

ALLEN G, The release of iodine from uranium dioxide fuel (1967)

Journal British Nuclear Energy Society 127-133, 1967.

6,

10. DEVELL L, GEBERT G,

Beräkningar (ej rapporterade/dec 1971)

11. LJUNG T,

Haveriberäkning av stavkapsling för Barsebäck och Ringhals II vid utebliven kylning (1971)

AE-TPM-RV-201

12. HESBÖL R,

Beräkningar (ej 1971)

rapporteradeldec

13. FREEBY W A, LAKEY L T, BLACK D E, Fission product behavior under simulated loss-of coolant accident

conditions in the contamination-decontamination experiment. (1969)

IN-1172

- - 26 NÄR-112:1

14. ANDERMO L, Marvikens kraftstation -

Referenstäthetsprovning av reaktorinneslutningen (1970)

Statens Vattenfallsverk PM Ev-35/70

15. PIND c,

Föredrag. Svenska Teknologföreningen 1971-12-07

16! AEC Federal Register V01 36 No 231 p 22853. 1971-12-01

17. IAEA Panel on the control of iodine and other constituents of airborne Vienna - 23 wastes. 19 October, 1970

18. LORENZ R A, HOBSON D 0, PARKER G w, Final report on the first fuel rod failure transient test of

a zircaloy-clad fuel rod cluster in treat (1971)

ORNL-4635

19. KIRCHER J F, BARNES R H, Methyl iodide formation under postulated nuclear reactor accident conditions

Symposium on Treatment of Airborne Radioactive Wastes

New York - tillhörande allmän 26 30 August, 1968 (och diskussion)

20. DEVELL L, HESBÖL R, BACHOFNER E,

Studies on iodine trapping by water systems at Studsvik (1971) Nuclear Technology Vol 10, p 466-471, April 1971

21. POSTMA A K, JOHNSON B M,

Containment systems experiment. Final program summary (1971)

BNWL-1592

22. HILLIARD R K, POSTMA A K, MCCORMACK J D, COLEMAN L F,

Removal of iodine and particles by sprays in the containment

systems experiment (1970)

BNWL-SA-3175

23. DEVELL L et al,

Närfötläggningautredningen NÄR-l31:l

Standardiserade utsläpp

-27 NÄR-ll2:l

Tabell 1 Härdkällstyrkor

X) Enligt deluppdrag NÄR-131 Tabell 2 drifttiden 3 107 sek /23/ För skrivteknisk förenkling anges t.ex. 8.3 103 som 8.3 03

_28... NÄR-112 :1

-4 .. g

umswaaw

N

muuow muuow mupow muuoa mupow muuow mupom muuom

av

qN^ mna min ona

muavv

.I.

..

cmwcacawao

anna oanm maum Naim

Am

wnm

.o

ann mnm anm mnm cam cum mum cum osm

c

mumv

min

wsmvv Hnmvv Hnmvv qumvv qamvv

øvmv

Haag

cmumuoxm cwumuoxm mcmuwpoxm

,

:mumuoxw :mumuoxm

.

- k

ammamu:

.- J

ma ma ma ma ma

awo maa caua una mra aana una wna oaua maa maa maa muav

0 0

muav

mia mia ola

»nav m|av møav muav utav

.

aamwaumm:

uuuaaw

ønHaxm

o+om o+mm

N

mxaao

om om om om mm mm 0 o 0

a

p.«m»a cum qum Asqum min min

uampwmuca Aoowmxuma

pouMnudummwøHømax

ano q-a ena ana ana ena

, 5 N

qmna

om om om om mm om om om

.øaaaxm .axcaumm

I .

om om om | 1 om om om om om

Hwo. om.

mmmmamu:

N

:oo

mumam omucm

uno

poum uoum uoum om uoum uoum

ommxuma

An

wmamumwaum

:mmm

...EE Awauav

A00

qza qaa mua mna ana ana

o

mia

muav

mia

muav

qra

o

qla ala Nta

:av

.wcacmaaxmm

cuamem

N | | n

ca ca

mumxmmumm

:ma

:eg

.wmauuwwauw

oa oa oøa ooa

uxøam

N a

Am mma mma om mma Hma om mma mma om mma Hma om mma mma om N ama ama ana ama ana

aamHaummm aaaa.aaaa| aaaa.oaaaa aaao.oaaa| aaaa.moaa| oaaa.Noaa|

m

HM H mo um mx HM H mo um ox mm H mo um ox NM H wo pm mx NM H mo pm

aamnmw

waaxøz

29 NÄR-112 :1

Tabell 2/2

L

.Hx Y

Hu qNA Hmm

um=HuHw

cmmcHcHwEo

wummH mpwmH

L

mumm« Z

qN|H sme

maH

H|Hv H:Hv N|Hv

Hmu Hou

uH›Hs›Hm uwmHE›Ha

Hmm

v

HHHu

mcmumuoxm cmumuoxm

.I

oHHH.NoHH|

. | I

ammHmuD

umammww

umsw

L

umsuwg

H

N-m.

N N N w c H

ummH

0 N m

Hlo m|H

«|H MIH |H mH

H I Hi

H|Hv

HI

NIHV

u

N|H

H H H

v v

cHHHxm

umuHHw

o+om o+mm o+mm

N

S

Au

qN|H

uHmuwmucw mmmxumH

H10

S

N|H om

:mHmxm HxcHuam

N 2

om om om

Hlo

om om

wumHm omuom

N

uøo

om uoum »cum

Ha

wmHmuwmHum

CWHW

®MmCWH©

|mømwm cuHmEm

N

oH

|wH

OH OH

ooH

mwmxmupmm

OCH COH coH

ooH ooH

uxcsm

OCH ocH

Hmmmz

N oo_ ooH ooH

mmH

.

Am NMH om MMH mmH om mmH mmH MMH mma

mmH mmH

om NMH

HmH

cm NMH om

HmH

om

HHHo.NcHHI

HMH HmH HmH HmH

HamWHHONE oøHH.NcHH| oovH.NoHH| HHqH.ooHH| oooH.ooHH| HHqc.ooHH- ococ.ocHH-

mn mm H mo um ox Hz H mo um ax xx mo um mx mm wo um H H mx mm H mo pm mx xx H mo gm

vHHx=z

_. % “N

M _%M H.u who; «;mu

umamman mwmxoma

s . . ,,

mua

.

Nta

uuavv

mig

Av

QNA .

umswwmn

cmmcHcHmEo

. 5

uwma

umnumau

umøwuww umøwwwv

c

qN-H ona .mia ana Hom.N

: : =

mna ana mua Hua

u r

wuvswe

I

n-N m-N

o

mlmvv ClävV

mA

M-wvv

Hou

.

Haau

cmumuoxm

umm«

.

mmmamub

umwa UODO

s L

musa

.: : = : = : =

w-H cH-H

o

gud Huo

ouñv uwmq

H-o

amy

:

mM

. : $ :

äUH

_

umusammus

L

swe

L

cm m

\ _

uamquwcg

cme

cmHHxm

§5 pwuwm pouwu

&

om om

ømumuoxm

wøm:wc«Hxm

s

uuomnumm uuounumm uuopnumm

An Au

vana

min

mw

uHmHwmuGH wmmxoma

s

Am Am An AM Ax

gud

Hus

Ax Ax

s .

qN-H om om

cjwxmxød Hxcwuam

qnoa

N s

om om om om om mn

Mao

.

M

m

cmuom

mumam

uoum uoum

o

mzwauuoxuww

UM.. om om om

mmaoummmuh

“ämmp

maa Nta maa maa ana mus ana ena oua ola Nua

ummmwamwm

m-H

o 0 O

o-H

Nuav

N-H

Numv

mlavv GIHVV

uwHumucmc«vumz

cmwcwcusammccauwm

&

amcmum ,än

N 1.

ooa

|. u

am

33.38-... HHHH.oaHc|

mvmmauuox

Nvdvembhä

waanmumno

m

_

og

ooa ooa ooa

um.xw

ammmz

N

:sa

u

umamv

u

0oaH|

_ u

n

u

mma Nma om mma »ma om mma “ma mma mms om “ma MM w|H :www

M o

a

Hma amd

u

Hma “ma

HHHH.cHmHn HHHo.caNHa aHaH.HHHo| :Sáäoé HHaH.cHHo| HHHo.oaHo|

H

HHmw«ummm

mm xx H wo gm mx nu H wo um ax KM H mo .Hm mx KM. H mo pm Am An Ao Av Am

“Jag ocoH- sou:

_31_ NÄR-112:l

Figur 1. HAVERITYP A. ÅNGLEDNINGSBROTT INNANFÖR

INNESLUTNINGEN ENL NÄR-092

Snabb- E1- Matar- Hlrd- Innell . - Inne- Nöd- Jod- Knnsekvens Brott Fall atopp kraft vatten sprinkl. aprinkl. alutn. vent. filter (Härdskada,utläçkage; a b cdz. ex f; h ij k 1

Ja Obetydl. kapshskadcr a nu Ringa utläckage

J N

Ja a Ja a a Ja Delvis skadadhärd nu ag Ringa utläckage Ja ;a “g a ag Ja Ja a ag

_EL_ as Nej Ja-Nej Ja-Nej Ja-Ngj D:o 0111 agh agh agh agh SkadadPSefter l dygn

Ja

Ja Fullständig kapsLpkt. . Un “f 10 Z smältning Ja Måttlig! utläckage Ja aef a 0.041 Ne D:o aef aef H10 Inget jndfilter

e -Ne H00 D:o aefk aefk Ingen nödventilation

Ja aef

4 Ja -Ne .N10 D:o eefi ng SkadadFS

40 Z Nej aefi ae Fördröid aef

_ Nej Nej D:o LHC” aefik aefik N00 Ingen nödventilation

Nej .Ia-Nej Ja-Nej Ja-Nej 01l 1 D:o aefh aefh aefh aefh Ja SkadadPSefter l dygn

_ja_

J* Nej .1410 Smält härd Ja 401/31 agg “s Läckagegonon.PS aeg seg

Nej Ne -Ne -Ne D:o 1000 aeg aegx aegx aegx SkadadPS

f

|A-1100| Ngj Aoz-Nej .Ia-Nej Nej .0410 D:o aegh 598 SkadadPS

Ne sNe INe D:o D000 aeghx aeghx aeg x SkadadPS

Omfattandekapsl .skada- Litet ucläckage

Ja . l ac D:o SkadadPS

& Nej _ GUI-Nej Nej Nej acdz acdz acdz acdz acdz acdz acdz .G400 Sanälthärd Lâckage- skadadPS

155m D:o acdzx acdzx acdzx G000 SkadadPS

V Ja .Ia-Nej Ja-Ngj Ja-Ngj nu Ev kupt?ngsskador A-Olll ab ab ab ab Skada.:PSefter 3 h

ü? Nej .Ia-Nej .Ia-Nej Ja-Nej 0111 D:o abh abh abh abh Ingen cvättn. skadadF5

4;.. ab

. Ja Ja-Nej .Ja-Nej .la-Nej .b nu Fördröjd smältning .b abg aBg abg abg SkadadPS, stort ut . _JLL.__ läckage ab;

ä Nej Ja-Nej .Ia-Nej Jn-Nej D:o om abgh abgh abgh a g SkadadPS, stort utläckage betecknar felsannolikheter. a. b, c, x -å-

_ ._ 2 ag 2 .N W W : 1

. m .m u r L M V E Y . F O m m w.. O m .m W E W. % A N

M L mm 1 “m

»ovmxmm

.

w

wa n v

3.0_

›

E?

cum: a_Hm

mm um mm mm wm

m:m

x

:s :L

x m u

aowumm umumxm umumxm umumxm

ax

uamam

ua:

wmco

58mm sånna Hmsm m vmvm%m

z m

---H Haag ooqo aaaa aaaa .

. . . .

coca

oamoum

Hama Hama

Ha

331m SNTm NoNTm ooNH-m

m

m u | m m m

mmzumh \Huz|mn

uouamw mmznmh

:wow ons

wuzn

s., c na nvø

mmznww mwznmn

uuounmwøqøumamam

wuznmw

uwmz

op:

mmzu

uu:

.uco

å a nu

mozawoqu

|oøCH mozumw mmzumw _mz|mw

ons

.cuøam

mn c sa uu:

Sweü,

|.HmwøøH .axcwumm

Huz uwa ond

%Hmzn

c

å. a se ma na mn

uvumm

.axcwumm

omm mos nun mmz ons

mhummz

mmzn

mn HH mn nu

_

aumumz ebäåm

wwzn

›mh *oz uvø

ø0uum

m c wc nu

uwmux

:Hm ?á a mwz avd o+ø nu

NUU

amoum

n. mm a AC

|nnmøm,mvømuomuwøH

.

How

a

n mc

._33 u NÄR-112 c 1

Figur 3. HAVERITYP C. BROTT PÅ MATARVATTENLEDNING INNANFÖR

INNESLUTNING

ENL NÄR-O9 2

m m m

mcmcuamam

wc«nmux:sa.Hmmmx.umaHsm

mcmcuamam

unna

wcwøuamam

mcwauñmsmuums

uovmxmmwøwamamx

uovmxmmmcmamamx uovmxmmwcwamamx

An An

mcmxmmøoM

A:

HHHH-o

man;

m.qV

mmmaumumno

m.qv

vmwuwumm mmqavauopo wmwuvuwm uHH›m:muum

NV

vwwuvuwm

N

zum; mxwa ca åmam namn m anwa

oaua

aaaanu Hoaauo oamauo aaaolo oaaouo

“Hmm

NoHH-o 00310

- 0

oHHH»o.||||||u||||4

umnuuuwm

nllllllmdllu Inmlzl.

axcauaw

.

MM

mom man

vwmm

ma om nu om .oz mh aa az man

m .

1 :

iumumz

:muum

X0 mn m “oz om mh a mw Am

-

N.ÖH.UZ_

.nuaummo

N

mh m mn om ma pa

u

w

gumman mwunuz

m v mn a \um ua mh nu

u

M

A

m

.

pm

0 mh Q z om mm nu

.wuo

m%

unnmøm amoum

n. _mz am

nl

ma a

uu

m

ou

m

- 34 _

NÄR-112:1

Figur 4. HAVDRITYP D. ÃNGLEDNINGSBROTT UTANFÖR INNESLUTNINGRN ENL NÄR-092

Snabb- E1- Skalvent. Hjälp- Härd-

Brott F a 11 Konsekvens

Stopp kraft Stangn_ mava Sprinkl_ q b cdz r s fg Å

Ja

kyld

ia

D-11101 B-120 Härden kyld .,.å§___..

Nej Fördr. _ H Fullst kaps1.pkt

D 11102 _ A 1102

qs qsf 10 Z smältning

Zzä

D-11100 A-1100 Smält härd

Ja

q Ja Härden kyld. D_11011 qr Obet.kaps1.skad0

Ja Fördr.

D _ Fu11st.kaps1.pkt

qr qrf 10 z härdsmältn.

Nej

Q” Ne3 D-11010 Smält härd J a qrg Direkt utsläpp q .:EL____. D-11001 Smält härd qrs Ne J a Direkt utsläpp

qrs

äådz äååz

0-10100

qäåå

jfr B-1000 Smält härd

Nej

Ja qcdz

ä" Nej Nej Nej härd

D_10000 Sgält

qcdz: qcdzr qcdzr Direkt utläckage

Ja _ . Ev kaps1.skad0r D 01111 A _ 0111 jfr qb skadad Ps

Ja

qb

äs :gå

D-01110 Härden kyld

Ne=Ja Ja Ja _ Ev kaps1.skad0r qb D 01011

qbr Härden kyld

Ja

qbr Nej Nej härd

D_01010 Sgält u

Nej qbr q5rg Direkt utslapp

qb Ja _ Ev kaps1.skador D °1°°1

q5rs Härden kyld

_ Nej qbrs

Nej D-01000 Smält härd

Nej *q5rsg Direkt utläckage

A gbcdz D-0O--- Lika D-10---

_ _ u. N A R 1.. 1 2 1

amwamuzmcmumuoxm mmmamudmcmumuoxm

mcmxmmøoM

cum:

mmmamusxums mmmamuzxums

uamsm ouv

ouw ouv

oaqa

oooa oooa

.

oaH.ooaa|m

aamm

. .

ooaaum ooaauu ooaaam

.mz ms wwz m nmz

n%%un

uouamw

›

wow

u n u

www ma md nwz wmz

uvwz

m

.uøw

›

u u

_ .

N N

mmu moz mmz

|0CdH

oc Oc wa

wøwøusam

m› ›

n H u n

Nmosmnz

wou

|.ammøcH

mh NW mn mh m ma

.axcqumw

m

qzm

_

eaommzza

vumm

.axømumm

wwu

“oz

m

nmz

›

ms w

u

.E

I

umumz =ouum

M02 mmz woz

m › m H u u

mwaHmmm uwmux

mn ma

Nvu

mä mh z Hm

.m

MDUHM

nnmøm mmoum

n

ømvums uuoua autumn

:vunna

umavdmumaasm

uuoupmusum

u

uuounmuøum

3 a

uwm umvaa uuoum umvd: uuoun

- - 36 NÄR-ll2zl

FIGUR 6. ÅNGTRYCK FÖR VIKTIGA KLYVNINGSPRODUKTER SOM FUNKTION AV

TEMPERATUREN /Enl G W Parker ORNL 1967/

ORNL-DWG 63-6452 TEMPERATURE (°C) 20001000 500 200 100 50 20 0

\ 1 1 1 1 1 1

\

3 $gi$ 4-

\4.$ i

\4\

\\ \\\\

(mm) \ X

\ \

PRESSURE

\I\

\\

VAPOR

1 \\

Te\ \

MOP? 1\ \

4 8 12 16 20 24 28 32 36 40 _V 5000 3000 2200 1600 1200 1000 800

l H

| 1

(mm)

PRESSURE

VAPOR

“

37 NÄR-112:1

FIGUR 7. LÄCKAGETILLGÄNGLIG ANDEL Xe 133 OCH I 131 I HELA HÄRDEN

VID OLIKA NOMINELLA MAXTMALA BELASTNINGAR. Variationsbredden beror hl H av formfaktorer, bränsle-

densitet etc. Schemnciskt efter beräkningar av Devell och Gebert

I I I 1 1 /10/ p

| i

^*\-_ t

\\\ \ \

.\4\\

xx

\\\

-O

\)E

u å \ \_

.2 3

k*

3 .u

23 \J F* t V :y

S JHOc-

m ärr-J

E3

Q E

ln _ -\

0:” Lu :ç t

å å ,J 2

2 Ȁ

*T I

2 ZZ

- C) Q\

C) *n :§W

1 U1

sn

OVäUEVSWåEIQBIäj

Ö

- - 38 NÄR-11221

FIGUR 8. FRIGÖRELSE AV I 131 UR BRÄNSLE VID KYLMDELSBORTFALL FÖR

MAXIMALT BELASTADE STAVAR

Variationsbredden beror bl a

på bränsledensitet, burn up

etc. Schematiskt efter av Hesböl

beräkningar /12/

//00

0023 De j

resüxwsawrvszaa

k

e

/Ozro

I s

(

900 J

OTT

I? B

å

.400 2

*Or

1 H-

å X n nu

Q3

?i

ä 2? å

C n.: 9

KS F.

3 .J ,- Lu \\\ äå

._.,

Ci w

.2 \ Q

b

i.:

(y s?

CD

\

| I

3 \

e 3

(4

0/0 jcl//aâasvâågeâlgjj

NÄR-112:2

NÄRFÖRLÄGGNINGSUTREDNINGEN

Expertgruppen

Ursprunglig utgåva: juni 1972

Översedd september 1974

AKTIVITETSFRIGÖRELSE OCH LÄCKAGE AV LUFTBURNA KLYVNINGSPRODUKTER TILL OMGIVNINGEN VID ANALYSERADE PWR-HAVERIER SAMT JÄMFÖRELSE MED BWR

NÄRFÖRLÄGGNINGSUTREDNINGEN NÄR-ll2:2

Ursprunglig utgåva: juni 1972

Översedd september 1974

sid 2, sista stycket:

För PWR-stationen beräknas vid haveri med trycksatt intakt det

inneslutning integrala läckaget av ädel-

gaser och jod under första timmen bli åtminstone

- 15 30 Z av första dygnets läckage.

sid 6, första raden skall läsas:

redovisningen här blir mer summarisk och inriktad på det som är speciellt för PWR.

sid 6, stycke 2 från slutet, sista raden:

... med elementbelastningen. för denna har Underlaget figur sammanställts i ett arbetspapper från AB Atomenergi (TPM-DS-94).

fig l

Felträd avseende haverifall för PWR återfinnes i NÄR-09223 resp för BWR, NÄR-092:2, liksom förklaringar till haveribeteckningarna.

Utgående från denna rapport och NÄR-1l2:l samt övrig tillgänglig information har utredningen ansatt två olika alternativ för maximalt tänkbara andelar av flyktiga fissionsprodukter som kan frigöras till vid ett omgivningen haveri:

Ädelgaser Jodisotoper

100 Z 30 Z

100 Z 3 Z

Andelen jodisotoper har valts som det intervall inom vilket maximalt utsläppt jodandel enligt tillgänglig experimentell information kan ligga under de i förhållandena övrigt antagna vid dessa stora haverier. Sannolikheten för att 30 Z av härdens jodinnehåll skall frigöras har vara en antagits tiondel av sannolikheten för att 3 Z av skall jodinnehållet frigöras. Detta antagande motiveras av att huvuddelen av joden förekommer i sådana kemiska former som har stor benägenhet att reagera med och bindas vid andra material.

Andelen svåravskiljbara och mindre

reaktionsbenägna organiska jodföreningar blir i storleksordningen 3 Z av den jodaktivitet som frigörs ur bränslet.

NÄR-ll2:2

AKTIVITETSFRIGÖRELSE OCH LÄCKAGE AV LUFTBURNA KLYVNINGSPRODUKTERf

TILL OMGIVNINGEN VID ANALYSERADE PWR-HAVERIER SAMT JÄMFÖRELSE MED BWR

Innehåll

Sammanfattning och slutsatser

Inledning

Haverityper

J-\L›)I\r-

Frigörelseförlopp från härden

Transport av klyvningsprodukter från inneslutningen till

- allmän PWR

omgivningen beskrivning

Läckage till omgivningen vid olika haverier

Jämförelser BWR - PWR

\O®\IO\U1

Tabeller

Figur

Referenser

- 2 - NÄR-ll2:2

Sammanfattning och slutsatser för PWR

Med utgångspunkt från de som

haverianalyser gjorts inom deluppdrag 092 för en station av redovisas i PWR-typ rapporten uppskattningar av läckaget av luftburna till klyvningsprodukter följd av dessa främst mycket svårartade haverier.

Följande huvudtyper av haverier har beaktats

A Stort brott på primärsystemet

B Brott på

ångledning

C Brott på matarvattenledning D Förlust av ordinarie värmesänka E-H Tankbrott

Liksom för BWR-stationen har läckaget angivits endast för ett mindre antal nuklider som dock var och en för har en sig nyckelroll i sammanhanget. Dessa nuklider är Xe 133, I Cs 137 och Sr 131, 90. De representerar i tur och inventariet av ordning ädelgaser, jod, medel-

flyktiga och svårflyktiga ämnen.

De faktorer som främst bestämmer till läckaget omgivningen efter ett haveri bedöms vara - Härdskadans storlek (graden av och

kapslingspunktering härdsmältning)

- Uttvättningen och deponeringen inom

inneslutningen

- Läckaget genom inneslutningen

Liksom för BWR och med samma har motiveringar läckageangivelser skett dels för den första timmen efter haveri dels för resterande tid av första dygnet. För vissa haverifall är läckaget fördröjt 2.5 4 timar i förhållande till primärhändelsen.

Av samma skäl som angivits för BWR är under den första timmen läckaget av relativt sett större än under betydelse läckaget resterande tid av första dygnet för den akuta dosbelastningen;

För PWR-stationen beräknas det av integrala läckaget ädelgaser och under första timmen bli jod åtminstone 15 30 Z av första dygnets läckage bortsett från fall med fördröjda läckage.

NÄR-1l2:2

För omgivningen akut allvarliga haverior förutsätter innoslutningsotäthet utöver konstruktionsvärdet i kombination med svårnrtade l härdskador åtminstone motsvarande

fullständig kapslingspunktering.

Betydelsen av tillförlitliga system för härdnödkylning och inneslutning är lika uppenbar som för BWR.

En reduktion av läckaget av jod förväntas ske i förhållande till läckaget av ädelgaser. Detta gäller i ännu högre grad andra lättare kondenserbara ämnen. Reduktionerna förväntas bli olika för olika haverifall men har uppskattats falla inom följande intervall.

Läckagereduktion jämfört med Xe 133

- 4 - NÄR-ll2:2

1. Inledning

I denna rapport analyseras de läckage av luftburna radioaktiva klyvningsprodukter som kan bli följden av de haverifall som behandlas i deluppdrag 092 och gällande en tryckvattenreaktor (PWR). Motsvarande analys för BWR har redovisats i 112:1. I ett rapport avslutande kapitel sker en jämförelse av från de läckage: analyserade PWR- och BWR-stationerna. Sannolikheten för olika haverifall och därmed samanhängande läckage diskuteras inom 092. deluppdrag

Såsom påpekats i rapporten för BWR är huvudintresset inriktat mot att analysera konsekvenserna av mycket haverisekvenser. ogynnsama De uppskattningar som görs av och är behäftade frigörelse läckage med stor osäkerhet men inte desto mindre det vara att synes möjligt grovt gruppera olika haverityper med hänsyn till belastningen på omgivningen. Reservationerna beträffande osäkerheterna i uppskattningarna anges närmare i den motsvarande för BWR rapporten (1l2:1)

- 5 - NÄR-ll2:2

2. Haverityper Deluppdrag 092 anger och beskriver ett flertal huvudtyper av haverier för PWR. För följande huvudtyper har haveriträd gjorts upp och möjliggör därmed analys av frigörelse och läckage.

A. Stort brott på primärsystemet B. Brott på ångledningen _ C. Brott på matarvattenledningen D. Förlust av ordinarie värmesänka E-H Tankbrott

En hel rad andra tänkbara haverifall som diskuteras i 092:3 har bedömts vara mindre betydelsefulla att analysera närmare. Ur frigörelse och läckagesynpunkt kan vidare de flesta återföras på standardfall inom typ A. I föreliggande rapport analyseras därför endast typ A närmare.

Samtliga huvudtyper (A-H) av haverier kan leda till sådan överhettning av bränslet i härden att frigörelse av klyvningsprodukter sker därifrån. I svårartade fall kan härdsmältning inträffa. Från härden och reaktortanken förutsättes att en transport av klyvningsprodukterna sker till inneslutningen. Denna transport antages endast i undantagsfall ske med någon retention inom tanken.

Sprinklingen i inneslutningen kommer att reducera koncentrationen av luftburna kraftigt och minskar därmed läckaget klyvningsprodukter ut ur inneslutningen till omgivningen. Referensanläggningen förutsättes ej vara försedd med Sådana recirkulationsfilter inom inneslutningen, som aktivt skulle kunna reducera läckaget av jod och partikelburna klyvningsprodukter efter ett haveri. Som påpekats inom 092:3 kommer läckaget från PWRstationen att ske diffust på förhållandevis nivå över mark.

låg

Fortsättningsvis diskuteras först rent allmänt frigörelseförloppet från härden och därefter behandlas avskiljningsprocesserna inom inneslutningen och läckaget därifrån. För de grundläggande mekanismerna redogjordes närmare i den tidigare rapporten gällande BWR

- - 6 NÄR-ll2:2

varför redovisningen här blir mer summarisk och inriktad särskilt på PWR.

I 063:l en beskrivning och rapporten ges av referensanläggningen här hänvisas till det illustrationsmaterial och de datatabeller som finns där.

- 3. Frigörelseförlopp från härden allmän beskrivning PWR I samband med kylmedelsförlust sker en frigörelse av de radioaktiva ämnen som under drift finns i primärsystemets vattenfas. Dessutom frigöres mindre mängder av främst ädelgaser och jod från punkterade och punkterande element till följd av de snabba tryck- och temperaturtransienter som uppstår vid kylmedelsförlusten. Antages att 1 Z av härden är eller blir kapslingsskadad i samband med själva kylmedelsförlusten blir frigörelsen härav i varje fall inte väsentligt högre än 0.1 Z av härdens innehåll av ädelgaser och jod.

av från bränsleelementen blir mer Frigörelsen klyvningsprodukter först i samband med sådan överhettning att ett stort antal betydande element punkterar. Detta har för PWR-bränslet beräknats /1, 2/ ske vid i området 540 - OC. Vid temperaturer 930 punkteringen den del av gasformiga och lättflyktiga ämnen som under frigöres drift diffunderat ut ur urandioxidmatrisen. På grund av högre

temperaturer i PWR-bränslet än i BWR är denna andel genomgående

Som ett för hela härden torde man kunna räkna högre. genomsnitt

med att upp emot 10 Z av långlivade ädelgaser och I 131 är till-

för vid kapslingspunktering. Andelen är väsentligt gängligt läckage för perifera stavar. Den angivna siffran innebär

lägre lågbelastade

således att andelen som är tillgänglig för läckage i PWR är en

än för BWR. Av figur l framgår hur denna andel

tiopotens högre grovt sett varierar med elementbelastningen.

Ett tillskott i frigörelse av dessa ämnen utöver den väsentligt nivån förväntas inte ske förrän temperaturen på bränslet angivna

kommit upp över 2000 °c.

- 7 - NÄR-11222

För mindre ämnen, t ex Cs 137, som endast flykciga frigöres i ringa grad vid punkteringstemperaturen kan uppgången från inter- ° OC till OC innebära vallet 540 930 2000 ganska kraftig frigörelse särskilt som man får räkna med att den höga förmått

drifttemperaturen

dessa ämnen att i väsentlig grad diffundera ht ur urandioxidgittret.

Vid helt utebliven härdnödkylning kan smälttemperaturen på kapslingen (1800 OC) komma att nås efter 250 sek på de mest belastade stavarna och efter 900 sek på medelbelastade stavar. Temperaturprofilen i bränslekutsarna är därvid praktiskt taget helt utjämnad. Härden demoleras och risk för total härdsmältning föreligger inom 1 time. Någon speciell beräkning av takten för frigörelse av klyvningsprodukter under detta förlopp har inte skett för PWR men med hänvisning till

de angivna temperaturnivåerna och en beräkning som gjorts för BWR

har konstaterats att praktiskt taget total frigörelse av ädelgaser och jod kan ha skett gott och väl inom en timme.

- 8 - NÄR-ll2:2

4. Avskiljning av

klyvningsprodukter och läckage från inne-

slutningen allmän beskrivning för PWR

Inneslutningen för PWR har specificerats för ett av läckage högst 0.1 Z vid bar konstruktionstrycket (4.5 absolut), vilket innebär

ett läckage av 4 v l0_5 per timme vid det angivna Haveriet

trycket. eller andra omständigheter kan dock medföra att blir läckaget större än vad specifikationsvärdet anger. Trycknedtagningen vid

fungerande inneslutningssprinkling medför att läckaget successivt

minskar. Inom uppdrag 092 har de för integrala läckagen inert gas beräknats för olika haverifall dels under en timme dels under ett dygn. För stort primärsystembrott och med fungerande inneslutnings- -

och typiskt trycknedtagningsförlopp blir integrala läckaget 0.6 10-5

-

och 3 10-5 för en timme respektive ett dygn. Läckaget blir således

5 ä 10 gånger lägre första timmen med vad som skulle varit

jämfört fallet vid kvarstående tryck.

Förutom trycknedtagning en ger inneslutningssprinklingen betydelse-

partikelburna

full reduktion av koncentrationen av och jod klyvningsprodukter. PWR-anläggningar brukar förses med sprinklingssystem som är särskilt effektiva att avskilja elementär Man torde utan jod. vidare kunna tillgodoräkna sig snabb av åtminstone 90 Z av uttvättning inneslutningsatmosfärens halt av jod och partiklar. Det innebär en reduktion av läckaget av jod och partiklar under första timmen till omgivningen med en tiopotens. Under resten av det första dygnet antages partikelhalten minska ytterligare en medan tiopotens, joden

ej antas reduceras i förhållande till första timmens läckage, efter-

som kvarvarande jod beräknas bestå av Det är dock känt metyljodid. att en viss reduktion ändå sker av metyljodid /3/, men det tillgodoräknas ej här.

Som nämnts ovan kan haveriet eller andra omständigheter leda till större otäthet hos inneslutningen och därmed högre läckage. För BWR analyserades mera detaljerat dels en otäthetsnivå som väsentligt började påverka trycknedtagningsförloppet dels en icke alls verksam inneslutning.

- 9 - NÄR-1l2:2

Inom deluppdrag O92:3 har för PWR närmare analyserats den otäthetsnivå som motsvarar samma absoluta som genombrottsarea för BWR, vilket innebär ett relativt av 8 läckage Z per timme för PWR jämfört med 40 Z per timme för BWR. Det integrala läckaget under första timmen blir då 2 Z resp 10 Z. under resten av första Läckaget dygnet för BWR antogs bli obetydligt på grund av den kraftiga tryckreduktionen till följd av otätheten. För PWR kvarstår dock ett integralt läckage av 7 Z under första dygnet.

För vissa haverifall ett stort brott sker antages på inneslutningen.

Om brottet är en av starkt följd övertryck kan ett plötsligt läckage ske till omgivningen följd av snabb Brott av denna trycksänkning. karaktär har beräknats ske 2.5 -“4 h efter innebär rörbr0tt,vilket att frigörelsen av klyvningsprodukter redan kan ha skett och medför således allvarlig belastning på omgivningen. En tiofaldig reduktion av jod och partikelburen aktivitet förutsättes dock. Man kan också tänka sig fall då läckaget är och

långsamare styrs av frigörelsen

från bränslet.

I finnas filter referensanläggningen antages ej som reducerar jodoch partikelaktivitet vid haveri.

- - 10 NÄR-ll2:2

5. Läckage till omgivningen Haverityp A Stort brott på primärsystemet

Haveritypen karakteriseras primärt av nästan total kylmedelsförlust

inom 10-sekunder. av bränsleelementen

omkring Överhettning medför

frigörelse av klyvningsprodukter via från tanken rörledning till

inneslutningen. Graden av frigörelse blir beroende av hur väl nöd-

kylningen lyckas.

Haverifall A-lllll Obetydliga kapslingsskador Snabb tanktömning sker, men ackumulatorerna återfyller så att härden åter är kyld efter 25 sekunder. håller Injekteringssystemen härden kyld därefter. Om man tar till vätande och hänsyn jäsningens kylande effekt beräknas temperaturen på de belastade stavarna högst nå 500 OC. Fallet karakteriseras således av helt härdfungerande nödkylsystem. Vid temperatursänkningen sker en från frigörelse eventuellt tidigare punkterat bränsle och från stavar som kan punktera under transienten. l Z av

läckagetillgängliga flyktiga

klyvningsprodukter beräknas frigöras till inneslutningen, vilket

innebär att frigörelsen av I 131 och Xe 133 antas bli 10-3 av

härdens totala innehåll av dessa nuklider. Endast ädelgaser och jod förutses frigöras till inneslutningen i beaktansvärd grad.

Övriga ämnen antas kvarstanna i bränslet eller inom tanken.

Utsläppsfall A-lllll.ll

Inneslutningssprinkling Ja Inneslutning Läckaget 0.004 Z/h

Inneslutningssprinklingen antas snabbt avskilja 90 Z av joden. Resten av joden och hela den frigjorda är tillädelgasmängden gänglig för läckage till omgivningen. Det integrala gasläckaget

under första timmen är som närmare diskuterats 0.6 - 10-5

tidigare -

och motsvarande för resten av första dygnet är 2 10-5. Under den

första timmen frigöres således till omgivningen 10-3 (frigörelse-

°

grad) 0.6 10-5 (läckagefaktor) = 0.6 lO_8 av Xe 133 och

10-3

° °

(frigörelsegrad) 0.1 (sprinkling) 0.6 10-5 (läckage-

faktor) = 0.6 10-9 av I 131.

- 11 - NÄR-1l2:2

Haverifall A-ll1lO. Obetydliga kapslingsskador Endast lågtrycksinjekteringssystemet fungerar, vilket medför mindre Vattentillförsel, men härden beräknas kunna hållas kyld även om viss risk föreligger att vattenförråden ej räcker. Skadeomfattningen i härden antas bli lika fallet A-lllll, om Vattenförsörj-

tryggas

ningen kan med manuella

åtgärder?

Utsläppsfall A-1l110.11 Läckaget till omgivningen förväntas bli detsamma som i fallet A-lllll.1l.

Haverifall A-lll0l. Obetydliga kapslingsskador Härdskadorna förväntas motsvara dem som anges för fall A-lllll.

Utsläppsfall A-l1lOl.1l Läckaget till omgivningen förväntas bli detsamma som i fallet A-lllll.ll.

Haverifall A-lll03. Fullständiga kapslingsskador. 10 Z härdsmältning Karakteristiskt för detta haverifall är att härdnödkylnigen antas fördröjd. Fullständig kapslingspunktering förväntas ha skett och som ett typfall antas att 10 Z av bränslet smält. En omfattande vätgasbildning förväntas ske och vätgasexplosioner kan inte uteslutas. I detta fall förväntas en frigörelse även av mindre flyktiga och även svårflyktiga ämnen.

Utsläppsfall A-11103.ll Inneslutningssprinkling Ja Inneslutning Läckage 0.004 Z /h

förväntas reducera läckaget av luftburen Inneslutningssprinklingen ned till 10 Z. Motsvarande gäller för partikelburen aktivitet, jod dvs bl a Cesium och strontium, under första timmen efter nedsmältning. Reduktionen av partikelburen aktivitet förväntas öka med tiden och bli 99 Z under resterande tid av första dygnet. Läckaget av mindre flyktiga ämnen som frigöres starkt först i samband med kommer att bli tidsförskjutet storleksordningen en bränslesmältning halv timme efter brott.

- 12 - NÄR-ll2:2

Utsläppsfall A-l1lO3.l5 Inneslutningssprinkling Ja Inneslutning Läckage 8 Z/h

Skillnaden gentemot föregående utsläppsfall är det högre läckaget.

Utsläppsfall A-1llO3.0l Inneslutningssprinkling Nej Inneslutning Läckage 0.004 Z/h

Den uteblivna leder till något högre tryck och därmed sprinklingen ett större under första jämfört med fall integralt läckage dygnet A-lll03.ll. Utebliven joduttvättning beräknas ej heller helt kompenseras av plate-out.

Haverifall A-lll00. Smält härd Fallet karakteriseras av att härdnödkylning uteblir, vilket innebär fullständig och härdsmältning, vilket kan

kapslingspunktering

ske inom av en timme. Den smälta härden beräknas skada inneloppet slutningen efter 4 h.

Utsläppsfall A-lll00.l5 Inneslutningssprinkling Ja Läckage 8 Z/h Inneslutning

innan skada inneslutningen är jämförelsevis

Läckaget uppstår på

till med kan obetydligt. Möjligheter evakuering gynnsamt_resultat av jod under första timmen efter inneslutningsföreligga. Läckaget skada antas reduceras tio relativt långlivade ädelgaser. Kortgånger livade ädelgaser har avklingat kraftigt. Partikelburen aktivitet har reducerats mer än tio gånger, vilket som

antagligen antagits

standardvärde för första timmens läckage, men denna siffra bibehålles trots att läckaget är fördröjt.

13 ° NÄR-112:2

Utsläppsfall A-lllO0.lO

Inneslutningssprinkling Ja

Inneslutning Nej

Inneslutningen antas i detta fall komma att

skadas så svårt att betydande läckage sker i samband därmed.

Läckaget kan vara tidsför-

dröjt några timmar, vilket är gynnsammare ur flera

synpunkter. I ett ogynnsamt fall med missilskada strax efter rörbrott förväntas och läckaget bli koncentrerat i tiden till första timmen efter brott. Därefter blir relativt

läckaget obetydligt.

Utsläppsfall A-1ll00.05

Inneslutningssprinkling Nej

Inneslutning Läckage 8 Z/h

Fallet resulterar i brott

på inneslutningen efter omkring 2.5 h till

följd av övertryck. Mängden utläckta klyvningsprodukter förväntas

i stort överensstäma med vad som gällde för fall A-ll100.l5 även

om fördröjningen är något kortare.

Utsläppsfall A-l1100.00

Inneslutningssprinkling Nej

Inneslutning Nej

Läckage kan ske direkt från den smälta härden till

omgivningen.

Jodläckaget antas bli 25 Z av härdens innehåll och

cesiumläckaget

10 Z. Av strontium antas 0.1 Z läcka ut. Läckaget efter första tim-

men förväntas bli jämförelsevis obetydligt.

Haverifall A-11311. Omfattande

kapslingsskador

Fallet innebär att stavarna blir överhettade och praktiskt taget

samtliga förväntas bli punkterade. Mindre cesium

mängder och andra

ur flyktighetssynpunkt likartade ämnen väntas kunna frigöras för-

utom de lättflyktiga eller gasformiga ämnena, som frigöres i stor

omfattning.

“ 14 NÄR-1l2:2

Utsläppsfall A-1l3ll.l1

Inneslutningssprinkling Ja

Inneslutning Läckage 0.0004 Z/h

Läckagen redovisas i tabell l.

Haverifall A-ll3l0.

Fullständig kapslingspunktering

Fallet innebär sämre tillförsel av nödkylvatten och därmed

högre

kapslingstemperaturer än fall A-11311. blir om- Vätgasbildningen

fattande och härden förväntas bli demolerad än i det

kraftigare

nämnda jämförelsefallet. Vidare risk för föreligger härdsmältning

när förrådstanken är tömd.

Utsläppsfall A-1l310.l1

Inneslutningssprinkling Ja

Inneslutning Läckage 0.0004 Z/h

Om härdsmältning förutsättes ej ske, överensstämmer fallet med

A-ll3ll.ll.

Haverifall A-ll30l. Omfattande

kapslingsskador

Fallet är något mer svårartat än fall A-ll3ll men

behandlas kvantitativt som detta.

Utsläppsfall A-ll30l.ll

Inneslutningssprinkling Ja

Inneslutning Läckage 0.0004 Z/h

Läckaget antas bli detsamma som för fall A-1l3ll.ll.

Haverifall A-11303. Smält härd

Haverifallet antages leda till inom en halv timme för

härdsmältning

halva härden och innebär omfattande även av mindre

frigörelse flyk-

tiga ämnen. Cesium antages frigöras helt från bränslet och själva

strontium till l Z.

- - 15 NÄR-l12:2

Utsläppsfall A-ll303.15 Inneslutningssprinkling Ja V Inneslutning Läckage 8 Z/h Läckagen redovisas i tabell 1. Haverifall A-11300. Smält härd

förväntas ske ännu något snabbare änii fall A-11303

Härdsmältningen

men behandlas som detta.

Utsläppsfall A-ll300.15 Fallet behandlas som A-l1303.l5.

Haverifall A-ll0ll. Fullständig

kapslingspunktering Haverifallet innebär att man får räkna med fullständig kapslingspunktering och risk för ännu mer omfattande härdskador. Frigörelse av icke obetydliga mängder cesium och likartade produkter förväntas ske.

Utsläppsfall A-ll0ll.ll Inneslutningssprinkling Ja Inneslutning Läckage 0.0004 Z/h Läckagen redovisas i tabell 1 varvid ingen härdsmältning förutsatts ske.

Haverifall A-11010. Smält härd

Haverifallet väntas medföra att härden smälter.

\ Utsläppsfall A-ll0lO.l5 Inneslutningssprinkling Ja Inneslutning Läckage 8 Z/h Läckaget förväntas bli likartat motsvarande fall, t ex A-ll303.15.

Haverifall A-11001. Fullständig kapslingspunktering

Fallet överensstämmer i stort med A-11011 men är något mer svår-

artat. Det behandlas kvantitativt som det nämnda jämförelsefallet.

15 NÄR-112:2

Utsläppsfall A-11001.11 Inneslutningssprinkling Ja Inneslutning Läckage 0.0004 Z/h

Behandlas lika som fall A-ll0l1.1l

Haverifall A-11003. Smält härd överensstämmer med fall A-11303.

Utsläppsfall A-ll003.l5 överensstämmer med fall A-11303.15.

Haverifall A-10100. Smält härd överensstämmer konsekvensmässigt med fall A-11100.

Utsläppsfall A-10100.05 Läckaget förväntas bli detsama som i fall A-11100.05

Haverityp B Brott på ångledning

I extremt ogynnsamma fall (se 09223) kan leda till haveritypen fördröjd härdsmältning, vilket eventuellt kan leda till genomsmältning av tanken efter några timmar. Dessförinnan sker avblåsning av främst gasformiga och lättflyktiga klyvningsprodukter genom säkerhetsventilerna. Under denna period antas inneslutningen vara intakt. Efter tankgenombrott förutsättes skadas inneslutningen och få nominellt av 8 Z/h vid 4.5 bar. läckage Inneslutningssprinklingen antas fungera. Den första timmen efter det att inneslutningsskada uppstått förutses att blir 8 Z Xe 133 och läckaget högst 0.8 Z I 131 av

trycknedtag-

härdinventariet. Tas hänsyn till att ning sker bli läckaget lägre.

Haverityp C Brott och på matarvattenledning Haverityp D Förlust av ordinarie värmesänka Ogynnsamma fall av dessa typer kan också leda till härdfördröjd smältning med konsekvenser i analogi med fallet under B. haverityp

- 17 - NÄR-112:2

Haverityp E - H Tankbrott Vid tankbrott och felsekvenser enligt haverityp E - G kan man i förvänta sig härdsmältning och konsekvenser även här i analogi med fallet under B. Vid det mest katastrofala tankbrottet (typ H) antas att man får kraftigt läckage genom inneslutningen. Konse-

A-11100.0b.

kvenserna torde bli likartade med vad som gäller i fall

- - 18 NÄR-l12:2

6. Jämförelser BWR - PWR

I flera avseenden är för förloppen frigörelse och läckage av klyvningsprodukter likartade för BWR och PWR. På följande punkter finns skillnader som är värda att notera i samband med en jämförelse.

§.1 _______-_Eä2Eêg22illsä2slig_§2é§l

De högre elementbelastningarna och de därmed sammanhängande högre centrumtemperaturerna bränslet i PWR medför att den s k läckage-

tillgängliga andelen av gasformiga och lättflyktiga ämnen är

omkring tio gånger högre än för BWR. Detta medför större

frigörelse vid

kapslingspunktering.

?__.__..___ Överhgttningshastighet på_bräns1et vid utebliveg_nödkylgigg

Vid helt utebliven härdnödkylning stiger bränsletemperaturen snabbare i PWR än i BWR till av de

följd högre bränslebelastningarna.

I de mest belastade bränsledelarna nås

smälttemperaturen 2850 OC

på 10 resp 20 minuter. Om ackumulatorerna i

PWR fungerar erhålles en fördröjande effekt av samma som storleksordning den nämnda tidsskillnaden.

6-3 & Vid i

inneslutningssprinkling PWR tillföres sprinklingsvattnet en

natriumhydroxidlösning som snabbt och effektivt binder all ele-

mentär jod som frigöres. för vid

Uttvättningsförloppet jod mycket

stora haverier förväntas bli snabbare än om inga tillsatser göres.

Möjligheter att introducera motsvarande för BWR om system finns,

det skulle Visa sig önskvärt.

För BWR räknas med att effektiv filterfunktion finns tillgänglig för avskiljning av och vid

jod partiklar svårighetsgrad åtminstone

upp till DBA. I utredningen har då antagits 90 Z avskiljningsgrad för jod och 99 Z för Filterfunktionerna partiklar. och nöd-

även

ventilationen antas gå förlorad vid extremt stora haverier.

För PWR antas att filter finns inga tillgängliga för avskiljning av jod och partiklar vid haveri som innebär vattenkraftig

eller ångtillförsel till inneslutningen. Inneslutningssprinklingen

- - 19 NÄR-ll2:2

avskiljer dock effektivt luftburen elementär jod och partikelbunden aktivitet. Möjligheten att använda interna recirkulationsfilter inom inneslutningen finns naturligtvis men det är tveksamt om man i dagens läge kan tillgodoräkna sig någon extra avskiljningseffektivitet för metyljodid hos dessa med tanke på den rådande miljön efter ett stort rörbrott. Som reserv för inneslutningssprinklingen skulle interna recirkulationsfilter eventuellt vara värdefulla, allra helst som icke fungerande sprinkling kan ge brott på inneslutningen.

För mycket stora haverier har skillnaderna avseende filter mellan referensstationerna för BWR och PWR ingen betydelse eftersom någon filterfunktion ej förutsättes i någon av stationstyperna.

6.5 Täthet på inneslutningen konstruktionsförutsättningarna skall läckagen kunna hållas Enligt begränsade till 0.1 Z/d och l Z/d för PWR resp BWR vid 4.5 bar om inneslutningen är intakt. Eftersom inneslutningsvolymerna för

referensstationerna är 40 000 m3 resp 10 000 m3 innebär detta ed

knappt hälften så stor läckarea för PWR jämfört med BWR. Att

specifikationsvärdena har uppnåtts för BWR i Sverige har tidigare

nämnts (ll2:l). I USA finns motsvarande dokumenterat för PWR /4 /.

Upprepade i Ågesta har givit 0.1 Z/d vid 1.3 bar

läckageprov absolut /5 /. Man kan dock allmänt konstatera att speciella åtgärder ofta kräves för att nå dessa resultat för såväl BWR som PWR. eller av hur täthetsläget skulle Undersökningar analyser utfalla slumpvis efter ett antaget haveri har såvitt känt ej utförts.

6.6 över mark

__ Utsläppshöjd

Vid mycket svårartade haverier i såväl BWR som PWR måste man

förutsätta att utsläpp även kan ske på nivåer nära mark. Vid

mindre haverifall i BWR torde under förutsättning att allvarliga reaktorbyggnaden håller tillfredsställande täthet utsläppet komma att ske via hög skorsten. Problematiken har närmare behandlats i NÄR-l51:l.

_ 20 _ NÄR-112 :2

s

maaoa muaow

Au cm

A

cmwc«camEo anmumno

s : : :

m-mN mnmm msma m-ma oumq muma

o-ma w-mm m-mm m-aa m-mm 01mm m-mq a-mN w-mN o-ma

o o

a-ma a-ma

qa-a

aawu

amp

: = :

s

mumo wumo

mmmamub

o-mN aumu a-ma mama mumq q-mN mlmN onmm aumm mumm mama ouma muma

anwa anwa

aao q-mq

o-mo N-mN m-mN

o o

w-mm

aamm«wmmL

g

amouma

mumm

mxaao

m-mN Numm q-mN

qN-a

o

^%HmuwmucH wwmxoma

w s

oumo

mumm ^ao-ma

ago m-ma Numm N-mN

umux:vouammcwc›ax

N

Om om om om om om om - a - - om om om om mm mm

qN-a

cmHwxm

.

axøwuam

a

om om om om om om

auo

Om - - - - om om om om om om

m

mumam

uno

N

ummamud

om+ma mm+om mm+om

:oo

am

mmamammaam

wwmxoma

dmuw

mamsmaa

muma mmma a›mN muma aamm a-mN auma aumm aumm auma

a-mm Nima Numa muma ouma

ajma Nima

o o

o-ma o-ma o-ma o-ma o-ma

.wcwGmHqxwm

nmamcmum

N 1

øaamsw

oa oa oa

ooa ooa

mvmxmvumm

amamm passa aa.aaaaa- aa.aaaaa›

a

ooa ooa

N

ooa ooa ooa

.mwawumwmum

u u

.H

mma ama mma ama mma

HHmwMummm

om om ama mma ama om mma “ma mma ana

aa.aaaaa-

ama

Om om om

aa.oaaaa- aa.aoaaa-

ama ama

aa.moaaa- ma.moaaa-

Hm. ama

ao.moaaa- ma.ooaaa- oa.ooaaa-

ana

aawnms uaaasz

:oo mx H mo am ax a mo um mx a mo .Hm ox a mo am mx a mo am mx H mo am

_ _ @ :2 2 1

mmumeew

uweem

n

L H