Säker kärnkraft?

Ur KB:s samlingar

Digitaliserad år 2013

Säker ärn a t.

98=6L6L ietänkande av Reaktorsäkerhetsutredningen

Statens offentliga utredningar 1979:86 Industridepartementet

Säker kärnkraft?

Betänkande av

ieaktorsäkerhetsutredningen

Stockholm 1979

Typografi och omslag: LiberForm sättning: Delta Reprosätteri Tryckning av inlaga samt bokbinderi: LiberTryck Tryckning av omslag: Jernström Offset AB Teckningar: Kurt Simons Omslagsfoto: BEWE-bild AB ISBN 91-3805237-7 ISSN O375-25OX

Till

industridepartementet

Genom beslut den 26 1979 statsrådetTham april bemyndigade regeringen att tillkalla en kommitté med 12 ledamöter, med att högst uppdrag på grundval av bl.a. reaktorsäkerhetsstudier och vid kärngjorda olyckan kraftverketThree Mile Island, block 2, dels om det finns anledöverväga ning att omvärdera kärnkraftens dels utreda vilka väsentligt risker, åtgärder som bör för att stärka säkerheten vid de svenska kärnkraftvidtagas verken.

Med stöd av tillkallades den 9 1979 i häl-

bemyndigandet maj professorn

sovårdslära vid karolinska institutet, chefen för omgivningshygieniska avdelningen vid statens naturvårdsverk Lars dåvarande före- Friberg, ståndaren för statens numera i reaktor-

kärnkraftinspektion, professorn

säkerhet vid tekniska i Stockholm Arne i högskolan Hedgran, professorn kärnfysik vid universitetet i Lund Sven Johansson, i professorn zoofysiologi vid universitetet i Kerstin överdirektören

Uppsala Lindahl-Kiessling,

vid statens Bo Lindell, strålskyddsinstitut professorn universitetskanslern Hans Löwbeer, dåvarande professorn vid högskolan i Luleå numera föreståndaren för statens Lars Nordström, kärnkraftinspektion professorn i psykologi vid universitetet i Lennart docenten Göteborg Sjöberg, Evelyn Sokolowski vid Studsvik AB, vid Energiteknik generaldirektören statens haverikommission Göran Steen, vid arbe-

forskningspsykologen

tarskyddsstyrelsens arbetsmedicinska avdelning Carin Sundström-Frisk och professorn i kärnkemi vid tekniska i Stockholm högskolan Torbjörn Westermark. Till ordförande Löwbeer. utsågs

Som den 14 1979

sakkunnig utsågs maj departementssekreteraren vid

industridepartementet Gösta Lindh och som experter den 1 1979 juni byråingenjören vid statens den

kärnkraftinspektion Ambjörn Lindskog,

25 juni 1979 vid för Per överingenjören delegationen energiforskning Strangert och den 1 1979 docenten vid institutionen vid juli fysiska universitetet i Lund samt forskaren vid försvarets Ingvar Bergqvist, forskningsanstalt Gunilla Bergström.

Till sekreterare förordnades den 28 1979 vid försvamaj överingenjören rets forskningsanstalt Lars den 11 1979 Högberg (huvudsekreterare), juni f sjöfartsrådet Gustaf Lindencrona samt den 25 1979 juni överingenjören vid försvarets Nils

forskningsanstalt Gyldén.

- som vid sitt första sammanträde den 22 maj 1979 antog Utredningen - får härmed överlämna sitt benämningen reaktorsäkerhetsutredningen Säker kärnkraft?. överlämnas en bilagedel, inbetänkande Samtidigt nehållande av konsulter m.fl. som anlitats av utredningen bl.a. rapporter och är

för särskilda utredningar undersökningar. Utredningsuppdraget

därmed slutfört.

Stockholm den 19 november 1979

Hans Löwbeer

Lars Friberg Arne Hedgran Sven johansson

Kerstin Bo Lindell Lars Nordström Lindahl-Kiessling

Lennart Sokolowski Göran Steen Sjöberg Evelyn

Carin Sundström-Frisk Torbjörn Westermark

/Lars Högberg

Nils Gyldén

Lindencrona

Gustaf

Innehåll

Förord 8

Läsanvisning 8

1 Säker kärnkraft? 9

Sammanfattande analys, överväganden och förslag i huvudfrågoma

1.1 Teknisk 9

bakgrund

1.2 och 17

Haveriförlopp säkerhetssystem

1.3 vid kärnkraftblocketThree Mile Island

Haveriförloppet

nr 2 (TMI-2) 22 1.4 Teoretiska

sannolikhetsanalyser 32

1.5 Kan ett haveri liknande det vid TMI-2 hända i 34

Sverige?

1.6 av svensk kärnkraftsäkerhet?

Omvärdering 36

1.7 Säkerhetshöjande och 45 åtgärder forskning

2 Bakgrund - Direktiv - Arbetssätt 51

Tidigare utredningar 51

2.2 1979 års beslut och förarbetena härtill 54

energipolitiska

2.3 direktiv m.m. 55

Reaktorsäkerhetsutredningens

2.4 bedrivande 57

Utredningsarbetets

3 - och funktion

Kämkraftaggregat uppbyggnad 63

3.1 Kärnkraftens i och i världen i 63

utbyggnad Sverige övrigt

3.2 Hur kämreaktorer?

fungerar 64

4 och 71

Säkerhetsprinciper säkerhetssystem

4.1 Hälsorisker från 71

joniserande strålning

4.2 Reaktorhärdens innehåll av radioaktiva ämnen 78 4.3 Radioaktiva vid normaldrift

utsläpp 78

4.4 Säkerhetsfilosofi 80 4.5 säkerhetskrav 82 4.6 och funktion 85

Säkerhetssystemens uppbyggnad

Operatörsutbildning 93

4.8 Drifterfarenheter och tillbud 95

Händelseförloppet vid TMI-2 99

Översiktlig beskrivning av kärnkraftblocket Three Mile

Island nr 2 (TMI-2) 99 5.2 Det tekniska 102

händelseförloppet

5.3 Radiologiskt 119

händelseförlopp

Orsaksanalys 122

5.5 Vad hade hänt om. . . ? 128

Säkerhetsanalys

6.1 haverier m.m. 131

Konstruktionsstyrande

6.2 av 132

Analys riskbidrag

i till TMI-2 153

Säkerhetshöjande åtgärder anslutning

7.1 153

Bakgrund

7.2 Amerikanska krav som avTMI 153

på åtgärder följd

7.3 De svenska reaktorinnehavarnas samt tillverkarnas 154

synpunkter

7.4 SKI:s kommentarer 156 7.5 Icke 156

avgjorda säkerhetsfrågor

Svensk reaktorsäkerhet 159

8.1 Inträffade tillbud 159 8.2 Kan ett liknande det vid TMI-2 hända i

haveriförlopp

Sverige?

8.3 Säkerheten vid svenska kokarreaktorer. Jämförelser med och med amerikanska konstruktioner 168

tryckvattenreaktorer

8.4 av icke-tekniska säkerhetsfaktorer 171 Jämförelse 8.5 Sammanfattande av sannolikheten för

bedömningar

haverier i svenska kärnkraftverk 173

8.6 Risker vid ett svenskt Skade-

kärnkraftprogram.

vid 174

verkningar olyckor

Såkerhetshöjande åtgärder

9.1 179

Utgångspunkter

9.2 och 182

Rollfördelning organisation

9.3 Konstruktion och utförande 184 9.4 188

Utsläppsbegränsande åtgärder

9.5 193

Människa-maskin-frågor

9.6 Personal- och 195

rekrytering utbildning

9.7 Normaldrift 198 9.8 200

Haveriberedskap

9.9 och 203

Händelseuppföljning, felanalys erfarenhetsåterföring

9.10 Tids- och 206

åtgärdsplan

10 207

Forskning

Appendix 213

A1 direktiv

Utredningens 213

A2 Gällande svenska och amerikanska bestämmelser och deras

tillämpning 216

A3 över kontakter med

Förteckning myndigheter, företag,

organisationer och enskilda 226

experter A4

Förteckning över rapporter m. m. ingående i bilaga

(Ds I 1979:22) 228

A5

Litteraturförteckning 229

A6 Kemenykommissionens sammanfattande överväganden

(Overview) i svensk

översättning 233

Förord

Enligt direktiven har reaktorsäkerhetsutredningens uppdrag avgränsats till två dels att om det finns anledhuvuduppgifter, nämligen överväga till ändrade av säkerheten i samband med produktion ning bedömningar av elektrisk i kärnkraftverk, dels att ge förslag om säkerhetshöjanenergi de vid de svenska kärnkraftverken och om kring sååtgärder forskning dana åtgärder.

Utredningen vill framhålla, att härav följer,

att inte har behandlat kärnkraftens totala riskbild utan utredningen endast reaktorsäkerhetsfrågor,

att inte har haft att bedöma om kärnkraftens risker är godutredningen eller med till de alternativ som står till buds och tagbara ej hänsyn verksamhetens sociala nytta, och

att inte heller har haft att ta till om kärnkraft i fortutredningen ställning sättningen skall användas för elenergiproduktion eller ej.

Läsanvisning

1 redovisar i avsnitt 1.6 överväganden i huvudfrå- Kapitel utredningens om det finns att omvärdera kärngan, nämligen anledning väsentligt kraftens risker mot av vad som har hänt vid TMl-2 och en bakgrund av Kapitlet inleds med en fyllig

genomgång tidigare säkerhetsanalyser.

av det för överväganden, som sammanfattning underlag utredningens redovisas i 2-8. 1 avslutas med en översikt över utredkapitel Kapitel till och Dessa förningens förslag säkerhetshöjande åtgärder forskning. redovisas och motiveras mer utförligt i kapitel 9 och 10. slag

I 1 har vi så undvikit att använda ord och begrepp kapitel långt möjligt som förutsätter särskilda Detta har inte helt kunnat undfackkunskaper. vikas i 4-10, där den diskussionen med nödvändigkapitel fackmässiga och annan het blir mer ingående. Kapitel 2 och 3 ger därför teknisk Använda och samband förklaras bakgrundsinformation. fackbegrepp i särskilda faktarutor, med blått.

vanligen avgränsade

1 Säker kärnkraft?

Sammanfattande

analys, överväganden och i förslag huvudfrågoma

1.1 Teknisk

bakgrund

För att kunna föra en diskussion om kärnkraftsäkerhet och förstå vad som hände vid reaktorn Three Mile Island nr 2 (TMI-2) utanför Harrisburg i USA är det nödvändigt med ett visst kunnande om översiktligt kämkraftverks tekniska uppbyggnad och funktion. Därför inleds även detta sammanfattande med en kort av den tekniska kapitel presentation bakgrunden. En utförligare återfinns i 3 och 4. beskrivning kapitel

Tryckvattenaggregat och kokaraggregat

I ett får man elektrisk att

kärnkraftaggregat energi genom utnyttja energi

som frigörs när uranatomer klyvs (se faktaruta 1.1). Kärnkraftaggregatet består av en reaktor, där av uranatomerna åstadkommer klyvningen höga temperaturer. Värmen används för att omvandla vatten till som får ånga driva en turbin, kopplad till en elgenerator.

Det finns en rad olika av reaktorer som används i

typer kärnkraftaggre-

gat. I Sverige förekommer numera endast s.k. lättvattenreaktorer. De kännetecknas av att reaktorhärden, där kärnreaktionerna och därmed

värrnealstringen sker, befinner sig under vatten i en stor reak-

trycktank, torkärlet. Detta är helt eller delvis med vatten, beroende reaktorfyllt på typen. Vattnet omvandlas till som driver en turbin. konden-

ånga, Ångan

seras sedan med vatten och vattnet tillbaka genom avkylning går till ny uppvärmning i reaktorhärden. Kondensorn kan med havs-, kylas sjöeller flodvatten eller med vatten som runt stora pumpas genom kyltorn och där kyls med luft. Sådana används vid

kyltorn kärnkraftanläggningen

på Three Mile Island och ger dess nu välbekanta silhuett. anläggningen

I den av reaktor som kallas kokarreaktor är reaktorkärlet med en typ fyllt

blandning av ånga och vatten. Vattnet kokar vid 285°C och vid ett

tryck som är ca 70 gånger det driver sedan direkt en

vanliga lufttrycket. Ångan

turbin. och kondenseras till vatten Därpå kyls ångan i en kondensor, där kallt kylvatten, t.ex. havsvatten, förs in och ut i ett rörledningssystem. Kylvattnet genom kondensorn kommer dock i direkt kontakt med aldrig ånga och vatten som passerar reaktorhärd och turbin. igenom

I är reaktorkärlet helt med tryckvattenreaktorn fyllt vatten, trycket höjt till cirka 155 det gånger vanliga lufttrycket och temperaturen till 3l5°C. Det heta vattnet, som vid detta inte till leds i ett slutet tryck övergår ånga, till en Där system (primärkretsen) ånggenerator. förångas vatten i en yttre ångkrets driver en turbin och

(sekundärkretsen). Ångan avkyls på

Atomer och

kämklyvning

All materia är av atomer av olika grundämnen såsom väte, uppbyggd etc. Atomema består av en kärna av ett hölje av syre, kol, kväve omgiven elektroner. Elektronen är en sk elementarpartikel med negativ elektrisk är och neutroner. Protoladdning. Atomkärnan uppbyggd av protoner nen är en med elektrisk laddning och en massa elementarpartikel positiv närmare 2000 elektronens. Den kärnan i den enklaste gånger utgör atomen, väteatomen. Neutronen är en elektriskt neutral (oladdad) elementarpartikel med praktiskt taget samma massa som protonen.

består antal neu- Uranatomer av 92 protoner och ett varierande (135-148) troner. Olika uranatomer kan således ha olika massa beroende på hur neutroner som Alla atomer av samma grundämne har sammånga ingår. i kärnan. Antalet bestämmer kärnans elekma antal protoner protoner triska och därmed, via kemiska

laddning elektronhöljet, grundämnets

egenskaper. Atomer av samma grundämne men med olika massa genom olika antal neutroner kallas Den i naturen uranisotoper. vanligaste isotopen är uran-238 (92 protoner och 146 neutroner).

uran-235 och 143 neutroner) har den viktiga egen- Isotopen (92 protoner att kunna i två lättare atomkärnor (t ex krypton och baskapen klyvas träffas av en neutron. Vid klyvningen bildas också rium) när urankärnan som i sin tur kan På 2 å 3 nya neutroner (se figur), klyva nya uranatomer. så sätt kan en och vidmakthållas. Vid kämklyv-

kedjereaktion uppstå

bunden i urankärnan. Huvuddelen ningen frigörs energi, ursprungligen av denna omvandlas så till värmeenergi. De lättare energi småningom atomer som bildas vid av urankärnan kallas klyvningsklyvningen

produkter.

Av att en neutron också kan in av en atom av isofiguren framgår fångas Denna omvandlas då till en atomkäma

topen uran-238. plutonium-239,

som också är i en Detta sker i viss omfattning i alla klyvbar kedjereaktion. kämreaktorer. Särskilt detta fenomen i den särskilda reaktortyp utnyttjas som kallas bridreaktor (av engelskan breed = avla). Där tillvaratas neu-

tronerna så effektivt att man får fler klyvbara plutoniumatomer genom av uran-238 än man förbrukar klyvning av den urbestrålning genom kan man den mycket sprungliga bränsleladdningen. Härigenom utnyttja förekommande uran-238 för av reaktorvanligare isotopen framställning bränsle trots att som sådan inte är direkt användbar för detta isotopen ändamål.

lá

JEUTRON

AK

URAN-235

® KLYVNINGS- PRODUKT

Kärnklyvningsprocessen

Källa: AKA-utredningen

samma sätt som i kokarreaktorn. I kommer således

tryckvattenreaktorn

vattnet och i turbinkretsen i direkt kontakt med

vattenångan aldrig

reaktorhärden.

1.1 och 1.2 visar den principiella uppbyggnaden av de båda Figurerna reaktortyperna.

Från är de båda reaktortyperna likvärdiga.

energiutvinningssynpunkt

två av förs bort med kylvattnet. Ett Omkring tredjedelar värmeenergin

elektrisk effekt klarar att för-

kämkraftaggregat om cirka 1000 megawatt en stor stad som t.ex. med elektrisk energi. Den spillvärsörja Göteborg me som bort med under ett års full drift motsvarar ungefär går kylvattnet

vad som åt till i samma stadsområde under ett år.

går lokaluppvärmning

Figur 1.1

Principskiss av ett kürnkraftaggregat med kokarreaktor (B WR). Ånga som avkøkas från

reaktorn lämnar en del av sin energi i turbinen. Resten av energin lämnas ikondensorn där ångan kyls ned och kondenserar till vatten. Kondensorn kyls isin tur med vatten utifrån, t.ex. havsvatten.

Kondensor

Styrstavar

cirkulationspumpar

Både och i det svenska käm-

tryckvattenaggregat kokaraggregat ingår

kraftprogrammet. Tryckvattenreaktorn (PWR) tillverkas av det amerikan-

ska kokarreaktom tillverkas av Asea-

företaget Westinghouse, (BWR)

Atom. Tabell

1.1 upptar dels aggregat som tagits i drift, dels aggregat för vilka koncession beviljats och Av de senare byggnadsarbeten påbörjats. är Ringhals 3 och 4 samt Forsmark 1 och 2 i stort sett färdigställda.

Utsläpp av radioaktiva ämnen under normal drift

Reaktorhärden är en oerhört intensiv källa till av

joniserande strålning alla slag (se faktaruta 1.2). Vattnet i reaktortanken, den 15-25 cm tjocka

av stål samt i

tankväggen betongväggar reaktorbyggnaden på tillsam-

Fi ur1.2

Påncijøskiss av ett kärnkraftaggregat med tryckvattenreaktor (PWR). En tryckvattenreak-

tor arbetar med två skilda värmetranspørtsystem. Själva reaktorn ingår iett primärsysterrz som arbetar med vatten under trögt tryck. 1en ânggenerator alstrar det heta vattnet i pri-

märsystemet ånga i ett sekundärsystem. Ångan isekzzndärsystemet driver sedan en tarbin, varefter den kyls ned i en kondensor på samma sätt som iett kokaraggregat.

Avblásningsventiler

Ånggenerator Ånggenerator

i

Blockeringsventiler U

... U...

Tryckhállningstank Generator

Pump Ö

Kondensor Styrstavar

Huvudcirkulationspump

Avblåsningstank Reaktor

joniserande strålning

joniserande är ett samlande namn som kan orsaka strålning på strålning att elektroner slits loss från de atomer och molekyler som all (jfr nedan) materia är av. Man då att atomerna eller molekylema uppbyggd säger Sker detta i levande materia, tex i en cell, kan detta innebära att joniseras. de kemiska livsprocesserna påverkas.

joniserande utsänds av radioaktiva ämnen. Den kan också strålning alstras annat sätt, tex i Ibland används den fysikaliskt sett på röntgenrör. radioaktiv strålning i stället för joniserande felaktiga benämningen strålning.

Olika typer av joniserande strålning

av är främst av intresse i detta Följande typer joniserande strålning betänkande:

och Detta är sk elektromagnetisk strålning med mycket gammakort våglängd - tusentals till miljonen gånger röntgenstrålning: kortare än tex hos synligt ljus som också är elektro-

magnetisk strålning. består av elektroner. Elektroner är de betastrålning: Betastrålning som är bärare av den negativa elementarpartiklar elektriska Elektroner ingår bla i enhetsladdningen. de atomer och molekyler varav all ytterhöljet på

materia är uppbyggd.

Alfastrålning består av alfapartiklar, dvs atomalfastrålning: kämor av helium. Alfapartiklarna är grundämnet positivt elektriskt laddade. neutronstrålning: Denna består av neutroner, dvs elementarpartiklar med i stort sett samma massa som väteatomens kärna men utan elektrisk laddning.

Genomträngningsförmågan för a1fa-, beta- och gammastrålning belyses i intill. räckvidd är bara några centimeter i luft figuren Alfastrålningens och hundradels till tiondels millimeter i kroppens någon någon vävnader.

räckvidd i luft är av meter och i Betastrålningens storleksordningen beroende av betapartiklarnas kroppsvävnaderna upp mot en centimeter, rörelseenergi.

1:2

Gammastrålningen, som är av samma natur som dvs

röntgenstrålning, en har till skillnad mot alfa- och betastrål-

elektromagnetisk vågrörelse,

ningen stor liksom genomträngningsförmåga, neutronstrålningen.

Genomträngningsförmågan för

alfa; beta- och gammastrålning.

a: rv é” 8

än #050 ö; å? å? §8

zzzzzzzzzzzzzzzzzzn

Papper Aluminiumplåt Tegelsten

Naturligt förekommande strålning

Allt omkring oss och även vår egen kropp innehåller naturligt radioaktiva ämnen som utsätter oss för Därtill

ständigt joniserande strålning. kom-

mer från solen och

joniserande strålning världsrymden (kosmisk strål-

ning). Av de stråldoser vi detta sätt får kommer i på genomsnitt omkring en femtedel från radioaktiva ämnen i en

naturligt kroppen. Omkring

tredjedel kommer från kosmisk dvs hälften av strålning. Resten, omkring den årliga stråldosen, kommer från radioaktiva ämnen i mark naturligt och Stråldosen från mark och byggnader. byggnader kan dock variera starkt beroende på var i landet man bor, vad husen där man vistas är byggda av och till och med var i husen man vistas. Olika

huvudsakligen

personer kan därför väl skillnader mycket uppvisa på 20 procent eller i en del fall ändå mer i den totala årliga stråldosen från radioaktiva naturligt amnen.

Tabell 1.1 Svenska kämkraftaggregat I Netto-

Anläggning Ägare drift Typ

Ringhals 2 Vattenfall 1975 PWR 800 Ringhals Barsebäck 1 1975 BWR 580 Sydkraft 3 Vattenfall PWR 915 Ringhals Barsebäck 2 1977 BWR 580 Sydkraft Forsmark 1 FKA” BWR 900 4 Vattenfall PWR 915 Ringhals Forsmark 2 FKA BWR 900 Oskarshamn 3 OKG BWR 1.050 3 FKA BWR 1.050 Forsmark

9.480 Summa

3 Oskarshamns kraftgrupp AB, i vilket företag Sydkraft AB är största intressent. b Forsmarks kraftgrupp AB, som ägs till ca 75% av statens vattenfallsverk (Vattenfall).

mans meters svarar för att den direkta strålningen från några tjocklek reaktorhärden stoppas upp.

Bränslestavarna i reaktorhärden skall i princip vara fullständigt täta, men det inte att undvika ett visst under normal drift. Det som går läckage främst läcker ut är ämnen, såsom isotoper av ädelgasema gasformiga xenon och av i samt tritium, en radioaktiv krypton, isotoper jod ångforrn (se faktaruta 1.3). Därför innehåller det vatten som passerar väteisotop reaktorhärden vissa radioaktiva En del av dem genom föroreningar. bildas vattnet och i detta lösta också genom den intensiva bestrålning föroreningar utsätts för i reaktorn.

De i reaktorvattnet får i en s.k. gasformiga föroreningarna avklinga De fortfarande något radioaktiva släpps fördröjningskammare. gaserna Små radioaktiva därefter ut genom anläggningens skorsten. mängder ämnen också ut med det havsvattnet i det yttre kylsläpps utgående

systemet.

radioaktiva ämnen mäts Gränserna för Mängden utsläppta fortlöpande. tillåtna utsläpp Sverige av strålskyddsinstitutet. Utsläppshögsta anges i bestäms med hänsyn till hälsoriskema, dels för dem som bor gränserna nära reaktorn, dels för i stort och på lång sikt. befolkningen

Det har rått en utbredd om att hälso- och från länge enighet miljöriskema de radioaktiva vid normal drift av kärnkraftverk är små jämfört utsläppen med motsvarande hälso- och vid de flesta andra energislag. miljörisker

Diskussionerna kring kämkraftens risker har därför senare år främst på ägnats riskerna för att någon del av den stora radioaktiva ämmängden nen i reaktorhärden skulle kunna till Detta skulle spridas omgivningen. kunna ske dels i samband med av utbränt kärnbränsomhändertagandet le för slutförvaring - med eller utan upparbetning - dels i samband med

reaktorhaverier. Därtill har kommit de mer betonade säkerhetspolitiskt diskussionerna kring möjliga samband mellan kärnkraft och av spridning kärnvapen.

1.2 och

Haveriförlopp säkerhetssystem

Barriärer mot av radioaktiva ämnen utsläpp

För att stora radioaktiva ämnen skall kunna från reakmängder frigöras torhärden och slippa ut till måsie en rad olika barriärer omgivningen genombrytas.

Radioaktivt sönderfall.

Halveringstid 1:3

Atomkärnorna i ett radioaktivt ämne är instabila. Det innebär att de omvandlas till andra, stabila atomkärnor radioaktivt sönderfall. genom Därvid utsänds joniserande (Faktaruta strålning. 1.2).

Sönderfallet går med en bestämd för hastighet varje typ av radioaktivt ämne (radioaktiv Hur snabbt ett radioaktivt ämne sönderfaller isotop). anges ofta med halveringstiden. Halveringstiden är den tid det tar för hälften av antalet närvarande atomkärnor att sönderfalla. Om ursprungligen man från har 1 000 atomkärnor återstår det efter en början halveringstid i genomsnitt bara 500, efter två halveringstider 250 och efter tre halveringstider 125 osv.

Med aktiviteten hos ett radioaktivt ämne avses antalet sönderfall per sekund. Aktiviteten beror dels hur stor man har av ämnet, på mängd dels på hur snabbt det sönderfaller, dvs halveringstiden.

Aktiviteten har hittills mätts i curie (Ci). En curie är 37 söndermiljarder fall per sekund. När det gäller radioaktiva ämnen i miljön talar man ofta om så låga aktiviteter som En är en milpicocurie. picocurie miljondels jondels curie eller 2,22 sönderfall per minut.

Enligt SI-systemet för olika måttenheter skall i användas fortsättningen enheten 1 som är ett sönderfall becquerel (Bq), per sekund. 1 Ci = 3,7 10° Bq

Den första barriären består av bränslekutsarna av urandioxid (se själva är ett keramiskt material med att figur 1.3). Urandioxiden god förmåga binda en stor del av Det har vidare hög smältklyvningsprodukterna. punkt, ca 2850°C.

Den andra barriären rör av zirkoniumlegering utgörs av de helt tillslutna som urankutsarna är inneslutna i. De företrädesvis gasformiga radioaktiva som under normal drift slipper ut från urankutklyvningsprodukter kutsarna och sarna stannar således i utrymmet mellan kapslingsrören.

Den barriären (reaktorkärlet) med antredje utgörs av reaktortanken slutande Dessa har vid normal drift förbindelse till den rörsystem. ingen annat än via noggrannt kontrollerade avklingningsyttre omgivningen tankar och filter. Vid skall automatiska systern se till att de haveriförlopp radioaktiva ämnena isoleras fullständigt gentemot omgivningen.

Den barriären d.v.s. den fjärde utgörs av den s.k. reaktorinneslutningen reaktortanken och vissa delar av de därtill byggnad som omger själva

Figur 1.3 Bränslckzztsar av zirandioxid (fam: Lennart Olsson, Västerås)

Figur 1.4 Knippø av bränslestavar till kokarreaktorn. De 4 m långa rören av zirkoniunzløgering innehåller zlrazzdioxidkzztsar av den typ som visas ifigur 1.3. (foto: Lennart Olsson, Västerås)

anslutna systemen för cirkulation av och Vid haveriför-

kylvatten ånga. lopp får man normalt räkna med vissa av radioaktiva ämnen från utsläpp

reaktortanken och de delar av som inom inneslut-

rörsystemet ligger ningen, t.ex. genom att säkerhetsventiler öppnar eller genom att själva

haveriet utgörs av ett rörbrott. är för att

Reaktorinneslutningen byggd

klara stora vid ett haveri utan att radioaktiva

påkänningar ämnen läcker

ut till

omgivningen.

Fysikaliskt möjliga haveriförlopp som kan leda till stora radioaktiva utsläpp

De svåraste som är i en lättvattenreaktor

haveriförlopp fysikaliskt möjliga

leder till förlust av det

kylvatten som omger reaktorhärden. I lättvatten-

reaktorn som moderator,

fungerar kylvattnet samtidigt d.v.s. vattnet

bromsar neutronerna till för att uranatomerna skall kun-

lagom hastighet na klyvas i en kedjereaktion (se faktaruta 1.1). Om kylvattnet försvinner

stoppas således och därmed huvuddelen av

kärnklyvningen energi-

utvecklingen i reaktorhärden. En lättvattenreaktor kan bl.a. därför aldrig explodera som en d.v.s. att

kärnladdning, genom mycket stora mängder kärnenergi plötsligt frigörs. Brott på själva reaktortanken skulle troligen ge de svåraste haveriförloppen. De framstår som de mest osan-

samtidigt

nolika senare

haveriförloppen enligt redovisade riskanalyser.

Tankbrott leder även till omfattande skador på reaktorinnesluttroligtvis och till att stora delar av härdens innehåll av radioaktiva ämnen ningen ut till kort tid. Vid mindre plötsliga och våldsamslipper omgivningen på ma hinner snabbstoppa kärnhaveriförlopp säkerhetssystemen i reaktorhärden. Fortfarande utvecklar då sönderfallet av klyvningen i härden så mycket värme (den s.k. resteffekten) klyvningsprodukterna att utebliven medför att kärnbränslet överhettas och i värsta fall kylning smälter ned. Om når 800-900°C (mot normala ca kapslingstemperaturen Genom läcker i första hand 350°C) spricker kapslingsrören. sprickorna som och jod uti reaktortanken

gasformiga klyvningsprodukter ädelgaser

och anslutna rörsystem.

Vid ännu över ca 1.200-1.400°C förstörs zirkoniumhögre temperaturer, helt och hela härden kan rasa och så småningom smälta kapslingen ihop ned. Om härden av vilket är troligt, pågenomströmmas vattenånga, vid dessa av att zirkoniet förenar skyndas förloppet höga temperaturer varvid stora värme Vidare bildas sig med syret i vattnet, mängder frigörs.

stora mängder vätgas.

Smälter härden alla som funnits

frigörs gasformiga klyvningsprodukter

bundna i bränslekutsarna. Därutöver räknar man med att även andra

däribland och metaller som Cesium, till stora klyvningsprodukter, jod delar från smältan som når en temperatur på 2.900°C eller högre. frigörs Man räknar också i av sådana haveriförlopp med att härdanalyserna smältan reaktortankens botten och i vissa fall även reaktränger igenom och vidare ett antal meter ner i marken torinneslutningens betonggolv

under reaktorbyggnaden (det s.k. Kinasyndromet).

av beskriven art kan också ge upphov till så stora Ett härdsmälteförlopp eller i att

ång- gasutveckling reaktorinneslutningen

tryckökningar genom denna skadas och stora delar av härdens innehåll av radioaktiva klyv-

ut till Om kylningen av reaktorhärningsprodukter släpps omgivningen. den förlorad först flera timmar efter det att reaktorn (d.v.s. kedjereakgår hunnit ned avsevärt - till en

tionen) stoppats har resteffekten gå fjärdedel

minuterna efter reaktorstopp. Säreller mindre av vad den är de första fall är det att man får mindre våldsamma härdskilt i sådana möjligt av radioaktiva ämnen kan fortfarande bli omsmälteförlopp. Utsläppen fattande men ändå avsevärt mindre än vid de svåraste haveriförloppen.

om vad som händer vid olika typer av härdskade- Kunskaperna troligen

är fortfarande men en omfattande forskning pågår

förlopp ofullständiga, olika håll i världen. De av skadeverkningar från svåra på uppskattningar

haverier som redovisas i det från pessimistiska antagan-

följande utgår den om att en huvuddel av härdens innehåll av radioaktiva klyvnings-

produkter slipper ut till omgivningen.

Möjliga skadeverkningar vid olyckor

Ett reaktorhaveri av som det vid TMI-2, är inte begränsad omfattning, osannolikt inom ett reaktorprogram. Å andra sidan blir skadeverkningarna i inte av nämnvärd omgivningen omfattning.

För att ett haveri skall kunna måste haveriet ge skador på befolkningen innefatta såväl härdskador som skador så att radioakpå inneslutningen tiva ämnen i större kan komma ut. I sådana fall beror skadeverkmängd ningarna mycket på väderförhållandena, d.v.s. vindstyrka, vindriktning och nederbörd.

Det mest troliga efter svårt haveri med brott är skadepå inneslutningen verkningar med några hundra akut strålskadade och så småningom några hundra cancerfall årligen under årtionden. Till detta kommer några en radioaktiv kanske tusentals kvadratkilometer. markbeläggning på

Man kan emellertid också tänka extremt omfattande sig skadeverkningar om från ett haveri förs med vinden till ett tättbefolkat utsläppen allvarligt område och faller ned där t.ex. i samband med regn. Då kan skadorna omfatta tusentals döda och strålskadade. En annan form av extremt stora konsekvenser skulle vara att utsläppen i stället för att falla ned inom ett begränsat område förs långt bort med vinden och ut över stora sprids områden. Detta kan ge en liten i den individuella cancerrisken. ökning Den drabbade kan emellertid vara stor och antalet befolkningen mycket fall av cancer kan öka med tusentals fall om året under sammanlagt några årtionden framöver.

Såkerhetssystem

För att förhindra att reaktorhaverier inträffar och leder till av utsläpp radioaktiva ämnen är kärnkraftverken utrustade med omfattande säkerhetssystem, som bl.a. av bygger på följande grupper åtgärder:

o och att avvikel-

Haveriförebyggande haveribekämpande system, som hindrar

ser från normala driftförhållanden leder till skador reakallvarliga på torn och då främst reaktorhärden. själva Hit hör bl.a. system som automatiskt snabbstoppar reaktorn när driftvärdena avviker från de normala i kritisk samt s.k. som skall för-

omfattning, nödkylsystem

hindra allvarligare skador härden, även om det normala på kylvattenflödet skulle gå förlorat, t.ex. genom brott på någon av de stora

rörledningarna, som är anslutna till reaktortanken.

o Konsekvenslindrande system som skall förhindra eller begränsa utsläpp av radioaktiva ämnen om ett haveri som leder till härdskador allvarligt skulle inträffa. Hit hör främst som skall klara

reaktorinneslutningen

stora påkänningar vid ett haveri utan att radioaktiva ämnen läcker ut till samt olika och omgivningen isolerings- filtersystem.

l största förser man en reaktor med flera av varandmöjliga utsträckning ra oberoende som skall kunna ta hand om säkerhetssystem, uppkom-

mande fel. En skall kunna förhindras eller begränsas även om inte olycka Det skall t.ex. räcka om ett av tre eller två av av alla system fungerar. fyra de oberoende träder i funktion om det uppstår ett fel. säkerhetssystemen Man att är med redundans. För att säger säkerhetssystemen uppbyggda öka säkerheten i flera fall på skilda tekniska ytterligare bygger systemen En del kan exempelvis manövreras med elektriska motorer, principer. andra med Man talar då om diversifiering. Man eftersträvar hydraulik. även att i skilda t.ex. för att de inte samplacera systemen utrymmen, skall slås ut av bränder. Man talar då om separering. tidigt

Även det normala är delvis liknande sätt. Det driftsystemet uppbyggt på att driften kan normalt även om någon del av kontrollutrustgör fortgå inte fungerar. ningen

I att en hos har man en

syfte uppnå hög tillförlitlighet säkerhetssystemen

kvalitetssäkring (QualityAssurance) i alla led, vad gäller konstruktion, drift och underhåll av ett kärnkraftverk. Kontrollen utövas byggnad, i förhållande till dem som och vanligen av organ som är fristående bygger driver kärnkraftverket. Till denna av kan även räknas urgrupp åtgärder val och utbildning av drifts- och underhållspersonal.

För att man skall få ett reaktorhaveri med stora utsläpp av radioaktiva ämnen måste sålunda flera av de redundanta samtisäkerhetssystemen sättas ur funktion. Riskerna för att detta inträffar kan undersökas digt att närmare studera olika tänkbara med s.k. felgenom händelseförlopp och händelseträdsanalys (se vidare avsnitt 1.4). trädsanalys

1.3 vid kämkraftblocket Three Mile

Haveriförloppet

Island nr 2 (T MI-2)

av haveriförloppet vid TMI-2 blir med nödvän- Följande sammanfattning dighet mycket starkt förenklad och tar bara upp ett fåtal av de väsentli- I verket var naturligtvis haveriförloppet ett gaste delhändelserna. själva invecklat nätverk av delhändelser av varierande betydelse för mycket den slutliga utgången. För utförligare redovisningar av händelseförloptill 5, till och till olika i litteraturpet hänvisas kapitel bilagorna rapporter förteckningen.

Läget före haveriet

KärnkraftverketThree Mile lsland en ö med samma namn i Susligger på i delstaten omkring 15 km sydväst om delquehannafloden Pennsylvania statshuvudstaden Kraftverket drivs av Edison Harrisburg. Metropolitan Co (Met-Ed) i Met-Ed som ingår i elkraftkoncer- Reading, Pennsylvania. nen General Public Utilities (GPU) är också huvuddelägare i kraftstationen med andra kraftbolag som minoritetsdelägare.

l: Primärvatten

ZAvbIásningsventil i Sekundäwanen

Blockeringsventil l: Ånga Varmt ben

Ånggenerator Ånggenefalm

Reaktorkärl

Kallt ben Avblåsningstank Krets Å Krets B

Figur 1.5 Primärkretsen i TMI-2 (källa: NSAC-l)

Kraftverket består av två av fabrikat Babcock S:

tryckvattenaggregat Wilcox. Dessa bygger på samma som de tre grundprincip tryckvatten-

reaktorer av som finns i men det tek-

Westinghouse-fabrikat, Ringhals,

niska utförandet är i flera avseenden annorlunda.

Figur 1.5 visar upp-

byggnaden av det s.k. vid TMI-2, d.v.s.

primärsystemet reaktortank,

tryckhållningstank och ånggeneratorer med tillhörande och rör-

pumpar

system. Figur 5.1 i kapitel 5 ger en mer detaljerad bild av anläggningen.

Reaktorn i TMI-2 är konstruerad för en värmeeffekt maximalt 2.700

på

MW, vilket effekt ca 880 MW. Reaktorn är alltså av

ger en elektrisk på ungefär samma storlek som vart och ett av de tre tryckvattenaggregaten i Ringhals.

TMI-2 togs i provdrift den 28 mars 1978. På av olika grund driftstömingar

under

inkörningen korn man inte upp i nämnvärda effektuttag förrän

mot slutet av år 1978. Fram till haveriet den 28 mars 1979 hade TMI-2 leve-

rerat elenergi, motsvarande drift vid full effekt under 60-70 dagar.

Det tekniska

händelseförloppet

Natten till den 28 mars 1979 drevs TMI-2 vid 97% av full effekt. Den amerikanska har i sin

kärnkraftinspektionen (NRC) analys pekat på att aggre-

gatet då drevs med brister i tillsyn och underhåll. Sålunda hade man ett onormalt stort läckage av vatten och ånga från primärkretsen, bl.a. genom att den s.k. avblåsningsventilen på tryckhållningstankens topp läckte. Vidare var ventiler felställda och s.k. sprängbleck på några avloppstankar var Sedan (den 27 mars) hade man vissa trasiga. föregående dag med det system som renar det s.k. matarvattnet från turbinkonproblem densorn till sekundärsida (se 1.5). Det senare är ånggeneratorernas figur en driftstörning av en typ som är utan förutsedd betydelse för säkerheten, även om den i detta fall råkade upphov till den utlösande händelge sen i det förlopp som utvecklade sig till ett allvarligt reaktorhaveri.

Klockan 04.00 den 28 mars ledde ett missöde vid arbetet på på morgonen reningssystemet till stopp i de matarvattenpumpar som förser ånggeneratorerna med matarvatten. Detta utlöste inom loppet av några sekunder och sedan av reaktorn. Som ett först stopp av ångturbinen snabbstopp led i denna händelsekedja öppnade avblåsningsventilen på tryckhållövertryck i primärsystemet ningstankens topp för att blåsa av ett tillfälligt (se 1.5). Så alla normalt på den utfigur långt reagerade säkerhetssystem lösande händelsen. fick också, som normalt, en Avblåsningsventilen efter ca 10 sekunder när trycket i primärsystemet åter stängningssignal nått normala värden. Ventilen fastnade emellertid i öppet läge. Genom den ventilen strömmade vatten, i form av vattenånga, ut ur priöppna Detta flöde fortsatte oavbrutet under ca 2 timmar och 20 märsystemet. minuter efter då en en blockeringsventil i snabbstoppet, operatör stängde serie med den fastnade.

På kunde inte avläsas om ventilen var öppen eller manöverpanelen från en ventilen saknades. På manstängd. Signal lägesgivare på själva visade endast en att för gått ut. Inte överpanelen lampa signal stängning heller i och lättillgänglig informaövrigt gav instrumenten någon entydig tion om att ventilen fastnat i öppet läge. Så länge operatörerna inte upptäckt detta sökte de efter andra till att reaktorn betedde sig förklaringar onormalt. På av att ventilen förblev råkade reaktorn in i ett grund öppen för onormalt koktillstånd. Detta kännetecknas av att tryckvattenreaktorer reaktorkärl och alltmer fylls av en blandning av ånga och ånggeneratorer vatten. är vattennivån i att Samtidigt tryckhållningstanken hög, genom vatten av Eftersom tryckpå grund ångbildningen pressas upp i tanken. än reaktorhärden drog operatörerna den hållningstanken ligger högre felaktiga men nära till hands liggande slutsatsen att en full tryckhållockså innebar att härden var väl täckt med vatten. För att ej ningstank tillflödet av vatten de s.k. överfylla systemet ströp operatörerna genom högtryckspumparna. Dessa ingår i nödkylsystemet och hade automatiskt startat ca två minuter efter kom primärsystesnabbstoppet. Härigenom met att tillföras mindre vatten än vad som gick bort genom den öppna ventilen och annat sätt. Under detta skede av bildades alltpå förloppet

mer ånga i primärsystemets nedre delar. Ångan bubblade upp genom

den vattenfyllda tryckhållartanken och vidare ut genom den öppna ventilen på toppen.

Omkring klockan 05.40, d.v.s. ca 100 minuter efter hade snabbstoppet man förlorat så mycket vatten från nedre delar att man primärsystemets inte längre kunde hålla en cirkulation av

igång blandningen av ånga och

vatten. Man hade då av

stängt samtliga huvudcirkulationspumpar. Här-

den började nu koka torrt, d.v.s. vattennivån började sjunka under härdtoppen. Sannolikt avtäcktes under de närmaste 40-45 minuterna stora

delar av härden. Klockan 06.22, 142 minuter efter snabbstoppet upptäckte man den fastnade ventilen och denna stoppade ångflödet genom genom att en senare

stänga blockeringsventil. Något ökade man tillflödet

av vatten genom Detta ledde

högtrycksinsprutningen. förmodligen till

att vattennivån i reaktorkärlet åter började stiga.

Den under

bristfälliga kylningen detta, och möjligen även senare skeden,

ledde dock till att stora delar av härden tidvis nådde temperaturer kring 1.900°C eller möjligen mer, d.v.s. härden blev Detta ledde vitglödande. troligen redan omkring 120-150 minuter efter d.v.s. mellan snabbstoppet, klockan 06.00-06.30, till omfattande skador bränslestavarnas zirpå

koniumkapsling. Gasformiga radioaktiva ämnen, främst och

ädelgaser jod, frigjordes från bränslet och kom ut i och så småreaktorsystemet ningom i Genom kemisk

reaktorinneslutningen. reaktion mellan zir-

konium och vattenånga alstrades vidare stora som mängder vätgas, gick samma vag.

De över vad härden angivna temperaturema ligger långt är konstruerad för att tåla. talar också för att delar av härden Mycket rasat ihop till en grushög, bestående av uranbränslekutsar samt rester av

kapslingsma-

terial och styrstavar. Detta inträffade timmar efter snabbtroligen 2,5-4,0 stoppet, d.v.s. mellan klockan halv och åtta sju på morgonen, b1.a. genom att den vitglödande härden utsattes för kallchocker av inströmmande kallt vatten. Den under detta och senare skeden tidvis

bristfälliga kyl-

ningen var dock för att förhindra att tillräcklig förloppet utvecklades till en omfattande härdsmälta. Det kan dock helt uteslutas ej att temperaturen lokalt i mindre delar av den skadade härden nått uranoxidens smält-

punkt, d.v.s. över ca 2.850°C. Ett tecken att härden var skapå allvarligt dad var det stora antal larm om som utlöstes mycket höga strålnivåer, med 142 minuter efter början snabbstoppet, d.v.s. vid samma tidpunkt som man hittade den fastnade ventilen.

När man hittat den fastnade ventilen och deras nu började operatörerna allt talrikare och mer kvalificerade rådgivare att pröva olika handlingsvä-

gar för att återupprätta en stabil kylning av härden. Stor osäkerhet rådde om läget i reaktorn. av de visade Ingen prövade vägarna sig framgångsrik under de närmaste 13 timmarna, d.v.s. fram till klockan 19.50 kvälpå len. Orsaken var främst att stora delar av var med primärsystemet fyllt vätgas och radioaktiva ädelgaser. Därigenom misslyckades man att få igång kylvattencirkulationen. Försöken ledde istället till möjligen förnyad avtäckning och av härden. bristfällig kylning

En av de var att söka sänka trycket i_ reaktorprövade handlingsvägarna från så att man kunde

systemet genom avblåsning tryckhållningstanken

det s.k. Detta kan bara kopplas in vid lågt utnyttja resteffektkylsystemet. Försöket men gjorde att stora mängder tryck. misslyckades avblåsningen ut till radioaktiva ädelgaser och vätgas släpptes reaktorinneslutningen. Detta ledde till en kort men i inneslutningen omkring

häftig vätgasbrand

efter Branden medförde att trycket i inneslut- 9,5 timmar snabbstoppet. ungefär tredubbla atmosfärtrycket. ningen tillfälligt gick upp till

Klockan 13 timmar efter beslöt man att åter 17.00, d.v.s. snabbstoppet och försöka det med vatten med hjälp av trycksätta reaktorsystemet fylla Sannolikt att man i ett skede högtrycksinsprutningen. genom tidigare vatten att blåst av en hel del ädelgaser och vätgas fick man in så mycket man kunde återstarta en hade man huvudcirkulationspump. Därigenom också återställt en stabil av härden. Detta skedde strax före klockylning ca 16 timmar efter Efter denna tidpunkt kan 20.00, d.v.s. snabbstoppet. var Man hade de första dagarhärdkylningen aldrig allvarligt äventyrad. med att bli av med kvarvarande i reakna problem vätgas och ädelgaser s.k. så att trycket i reaktorsys-

torsystemet (den ryktbara vätgasbubblan)

temet kunde sänkas. Efter var detta problem löst, bl.a. några dagar från och andra

genom återkommande avblåsningar tryckhållningstanken

Efter en vecka kunde i minskas och efter en åtgärder. trycket systemet månad kunde man över till s.k. cirkulation, d.v.s. man lät kylgå naturlig vattnet cirkulera genom härden utan hjälp av pumpar.

reaktorn fortfarande. i är I detta läge befinner sig Trycket reaktorsystemet ca 20 Vattentemperaturen är ca 70°C. Reaktoringånger atmosfärtrycket. är med ca 2.400 kubikmeter vatten, förorenat av neslutningen fylld stora radioaktiva ämnen. är så hög att mycket mängder strålningen kan in i 1.440 kubikmeter radioaktivt vatten ingen gå inneslutningen.

finns i tankar i hjälpsystembyggnaden.

Vattennivån i sakta av vissa mindre läckor

inneslutningen stiger på grund

i Nivån kan inte tillåtas eftersom man reaktorsystemet. stiga obegränsat då riskerar skada som behövs i det fortsatta arbetet med reaktorn. system

vattnet i inneslut- Anordningar för att pumpa ut och rena det radioaktiva har Alla berörda hälsovårds- och strålskyddsmynningen byggts upp. samt domstolar har dock ännu att ta hand digheter ej gett tillstånd börja om vattnet i Arbetet med att rena vattnet i hjälpsysteminneslutningen. byggnaden har påbörjats.

och utförande av Mycket höga krav har ställts på noggrann planering till undviks och stråldosema till detta arbete så att utsläpp omgivningen tillåtna vården. Det är för närvarande, både av arbetarna inte överskrider om reaktorn komtekniska och skäl, en öppen fråga någonsin

politiska

även om detta är mål för uppröjmer att tas i drift igen, kraftbolagets

ningsarbetet.

Den s.k. Kemenykommissionen som av USA:s på uppdrag president utrett haveriet vid TMI-2 kostnaderna för haveriet uppskattar till mellan 4 och 9 miljarder kronor. hälften härav är kostnader Drygt för att ersätta bortfallet i elproduktion.

Utsläpp av radioaktiva ämnen

I och med att reaktorhärden överhettas vid sex-tiden började på morgonen den 28 mars i första hand stora frigjordes mängder radioaktiva ädelgaser och jod i reaktorsystemet och vidare till spreds inneslutningen. Med början klockan 06.22, d.v.s. 142 minuter efter

snabbstopp, kom en

stor larm om i

mängd höga strålningsnivåer inneslutningen. Nivåerna

fortsatte att och stiga strålningslarm kom efter hand även från andra delar av På härav

anläggningen. grundval gavs anläggningsalarrn

(site emergency) klockan 06.55 och allmänt alarm (general emergency) klockan 07.24. Dessa larm innebar att delstaten Pennsylvanias beredskaps- och alarmerades. utrymningsorganisation

Reaktorinneslutningen isolerades automatiskt på signal om förhöjt tryck

klockan 07.56, d.v.s. först ca 1,5 timmar efter det att

allvarliga skador på

bränslet Innan börjat uppträda. inneslutningen isolerades fanns flera

möjliga läckagevägar för framförallt radioaktiva hand

gaser till i första

hjälpsystembyggnaden och vidare till atmosfären. av

Analysen utsläpps-

förloppen visar att detta trots allt var av mindre

betydelse. Operatörerna bröt omedelbart isoleringen för vissa som befann i uthjälpsystem sig rymmen utanför Detta var

inneslutningen. nödvändigt för att kunna

kontrollera det fortsatta Genom att förloppet. hjälpsystemen ej kunde isoleras kvarstod ett mindre antal för radioaktiva

utsläppsvägar ämnen

via läckor i ventiler o.s.v.

packningar, Enligt Kemenykommissionens

analyser har större delen av via sådana utsläppen gått vägar. Det gäller även de som senare i

utsläpp gjordes haveriförloppet (under den 29 och

30 mars).

Läckage av radioaktiva ämnen till framför allt

hjälpsystembyggnaden,

via reningssystemet för reaktorvattnet, gav problem även inom anläggningen. Från främst

hjälpsystembyggnaden spreds radioaktiva gaser till

andra delar av inklusive kontrollrummet.

anläggningen, Personalen där

utsattes för större fara. Genom aldrig någon att de tidvis måste bära skyddsmasker fick de dock bl.a. svårt att tala med varandra. Det var vidare nödvändigt att personal vid olika tillfällen gick in i hjälpsystembyggnaden. Dessa personer, som var strålskyddsutbildade, utsatte sig

frivilligt för relativt stråldoser - i

höga några fall upp till eller möjligen något över tillåten årsdos. Det var också brist

på lämpliga strålningsmätare.

Större delen av de radioaktiva stannade

klyvningsprodukterna kvar i den

delvis havererade härden, i och i

primärsystemet inneslutningen. Vad

som kom ut i var främst en del av de vid haveriet frigjorda

omgivningen och en liten del av joden. Huvuddelen radioaktiva ädelgasema mycket skedde de första av men vissa utav utsläppen dygnen haveriförloppet även rum de följande veckorna. släpp ägde

torde av den amerikanska kärnkraftinspektionen (NRC) utsläppen Enligt fr.o.m. haveriet och en månad framåt sammanlagt radioaktiva ädelgaser tillåtna från 10-15 års normal drift. 2-9% ha uppgått till maximalt utsläpp totala innehåll av vid haveritillfället korn totalt ut av härdens ädelgaser av radioaktiv och andra radioaktiva till omgivningen. Utsläppen jod NRC under maximalt tillåtna från ett års ämnen har enligt legat utsläpp radioaktiva ämnen som normal drift. Det gäller även de mindre mängder i av till Två tiomiljon-

funnits utsläpp avloppsvatten Susquehannafloden.

delar av härdens innehåll av kom ut till Att utsläppen jod omgivningen. bekräftas Prover på radioav jod var låga av prover tagna i omgivningen. i visade sålunda halter under de tillåtna. aktiv jod mjölk långt

till enskilda individer utanför var De högsta stråldosema anläggningen

mindre än deras årsdos från naturlig bakgrundsstrålning. Utsläppen

cancerfall totalt bland befolktorde på sin höjd leda till ett par ytterligare i från kärnkraftverket. För en närmare redovisningen vindriktningen av hur dessa cancerrisker beräknats hänvisas till kapitel 5, avsnitt ning 5.3.

var utrustat för att säkert mäta omfattningen av Kämkraftverket dåligt över normala Detta att de radioaktiva utsläpp långt driftutsläpp. gjorde

av befolkningsdosema som amerikanska myndigheter gjorberäkningar de omedelbart efter haveriet var något osäkra. Kemenykommissionens har dock i allt bekräftat att doserna i alla noggrannare analyser väsentligt

fall inte var för lågt beräknade.

1979 fick mellan 200 och 300 anställda vid Under perioden mars till juni över det normala för arbete i kärnkraftverk. Tre fick hel- TMI stråldoser över tillåten årsdos. Hittills under kroppsdoser nära eller möjligen något fått hud- och extremitetsdoser över har fem anställda

uppröjningsarbetet det tillåtna - dock ej helkroppsdos. Ingen av dem har emellertid uppvisat

strålskador.

Annan inverkan på befolkningen

de första av fördes intensiva diskussioner Under dagarna haveriförloppet mellan och NRC om det var motiverat att utrym-

delstatsmyndigheterna

med till risken att haveriet skulle leda till avsema stora områden hänsyn värt större av radioaktiva ämnen. Evakueringsplaner togs också utsläpp fram för områden ut till ett avstånd av 32 km från TMI. Inom detta av-

stånd från TMI bodde cirka 650.000 människor.

beslutade dock att inte beordra Däremot Delstatens guvernör utrymning. rekommenderade han den 30 mars en utrymning för i första hand frivillig

barn och havande kvinnor från de närmaste områdena. Studier har visat att över 140.000 människor lämnade sina hem för kortare eller tid. längre Studier av andra sociala och av haveriet har också

psykiska verkningar

gjorts. Kemenykommissionen drar härav slutsatsen att den allvarligaste hälsoeffekten av haveriet var svår stress. De som drabbades mest psykisk var de som bodde inom ca 8 km från kraftverket samt

barnfamiljer.

Eftersom är till

utredningsuppdraget begränsat haveriförloppet vid själva kärnkraftanläggningen och dess orsaker, har vi i övrigt inte funnit anled-

ning att ta upp haveriets verkningar i stort till en närmare diskussion.

Orsaksanalys

Att ett normalt

inledningsvis snabbstopp utvecklades till ett allvarligt

härdhaveri berodde en invecklad av delorsaker. Denna på kedja kedja sträcker alltifrån reaktor- och kontrollrumskonstruktionen sig samt

säkerhetsgranskningen av denna till underhållsoperatörsutbildning,

rutiner och uppföljning av inträffade tillbud. l följande sammanfattning pekar vi endast ett antal centrala länkar i denna på händelsekedja. För en utförligare diskussion hänvisas till 5, avsnitt 5.4. kapitel

Av störst den tekniska sidan var sannolikt

betydelse på att avblåsnings-

ventilen fastande i Att så kunde ske var väl känt av tillverkare öppet läge. och bl.a. mot

tillsynsmyndigheter, bakgrund av tidigare erfarenheter av

dessa ventiltyper. Ändå var ventilen inte försedd med själva givare som i kontrollrummet direkt visade I stället instrument ventilläget. gav olika information om ett eventuellt från ventilen. Denna information

ångflöde var klar och om - som i detta fall-

ej entydig dels ventilen hade småläckt en tid, dels nyligen hade öppnat som ett led i ett normalt händelseför-

lopp.

Av stor var vidare att reaktorn betydelse inte var försedd med instrument som gav entydig information om kylvattennivån i själva reaktortanken.

Hög vattennivå i är vid denna

tryckhållningstanken typ av förlopp inte nödvändigtvis detsamma som att reaktortanken är med vatten.

fylld

När det gäller operatörernas handlande bör främst framhållas. följande

Det tog 2 timmar och 20 minuter innan operatörerna och tillkallade högre chefer vid TMI den fastnade ventilen. Detta upptäckte hängde samman med att man på grund av i ventilen, bristande och svårtidigare läckage överskådlig instrumentering samt låste vid en otillräcklig utbildning sig

felaktig uppfattning om systemets tillstånd.

Operatörerna ströp eller av den av

stängde högtrycksinsprutning kylvat-

ten som utlösts automatiskt fallande som nivån på tryck, samtidigt i

tryckhållningstanken steg. Därvid bröt mot instruktioner operatörerna

som att sådana är tillåtna endast när såväl säger åtgärder tryck som nivå återgått till normala värden. Vid normala

snabbstoppsförlopp följs tryck

och nivå åt. I fästs stor vikt vid att nivån i tryckhållutbildningen följa för att inte den, vilket skulle kunna onödiga ningstanken toppfylla ge och dess säkerhetsventiler. Däremot påfrestningar på reaktorsystemet hade inte utbildning i hur tryck och nivå i tryckhållningsoperatörerna tanken läckor i uppträdde vid vissa typer av mindre reaktorsystemet, ventil Inte heller hade speciellt av typen öppen på tryckhållningstanken. de utbildats i de som i sådana fall kan uppträda om rätt kokningsförlopp inte ställs inom ca 15 minuter och i hur dessa kokningstillstånd diagnos skulle behärskas. under de första timmarna Operatörernas felhandlingar av kan sålunda återföras brister i instrumentering och haveriförloppet på Under de kan man förvänutbildning. givna förutsättningarna knappast ta sig ett mera riktigt handlande.

Under senare skeden av om olika handhaveriförloppet togs besluten av med stöd av en med tiden ökande stab lingsvägar kraftverksledningen från i första hand industrin. 70-80 befann sig av experter Uppåt personer tidvis i kontrollrummet, mot normalt 5. De handlingsvägar som valdes brister i om hur man snabbt återför en skadad tyder på kunskaperna med stora till ett tilltryckvattenreaktor mängder gas i primärsystemet stånd av stabil av härden. Man var också osäker om i vilket tillkylning stånd reaktorn befann Man fick fram. I sammanhanget sig. pröva sig kom NRC att farhågor om att den s.k. vätgasbubblan sprida oberättigade i reaktortanken kunde Detta skapade stor oro både bland explodera. och allmänhet inom ett stort område. Någon civilförsvarsmyndigheter i reaktortanken kunde inte ske på grund av grundlägvätgasexplosion kemiska förhållanden. Detta var väl känt inom reaktorindustrin. gande Däremot tidvis risk för vätgasbränder i inneslut-

förelåg explosionsartade

och åtminstone en sådan inträffade som tidigare nämnts. ningen,

kan att de första timmarna Sammanfattningsvis sägas operatörerna sitt handlande en bild av vad som hände i reaktorn.

grundade på felaktig

De kom att låsa vid denna bild, bl.a. av brister i instrumen-

sig på grund

och I denna bild att de trodde att härtering utbildning. felaktiga ingick den var väl täckt med vatten. I verket kokade härden efter cirka 2 själva timmar överhettades och fick svåra skador. Även under de närmast torrt, hade man i kontrollrummet en ofullständig förståelse av följande dygnen vad som skedde och hade skett i reaktorn.

Det har inte i vårt att närmare studera hur informationen ingått uppdrag till lokala, och federala myndigheter och till massfungerade delstatliga media. har funnit stora brister inom detta områ- Kemenykommissionen de. De fram hur ansvariga för beredskapsplanlägger många exempel på och fick missvisande eller motsägande läggning utrymning ofullständig, information.

och andra pekar på att vad som Kemenykommissionen undersökningar hände vid TMI-2 i får återföras brister vad gälväsentlig grad på allvarliga ler kvalitetskontroll organisation, kontrollrumsutformning, utbildning,

och annan Dessa brister får tillskrivas såväl tillsyn. kraftföretaget som leverantörerna av och den amerikanska

utrustningen kämkraftinspektio-

nen (NRC). Till det särskilt anmärkningsvärda hör brister i uppföljning av tidigare tillbud av liknande reaktorer. typ vid andra Kraftiga varningar från tekniker som dessa tillbud fastnade eller i analyserat fördröjdes organisationen hos Babcock 6: Wilcox, NRC och Edison. Metropolitan Därigenom trängde informationen inte alls fram till och fick operatörerna i deras inget genomslag utbildning.

Det onormala hos nivån i om avblås-

uppträdandet tryckhållningstanken

ningsventilen fastnat i öppet läge var även förutsett i teoretiska säkerhetsanalyser. Detta hade bl.a. motiverat den tekniska av utformningen den automatiska av Det hade

utlösningen högtrycksinsprutningen. tydli-

gen inte ansetts motivera direkt ventilen i kontroll-

lägesindikering på

rummet- heller särskilda i ej några inslag operatörsutbildningen. Enligt vår detta att man för koncentrerat teknimening tyder på mycket sig på ken och försummat människans roll i systemet.

Vad hade hänt om . . . ?

Vid analyser av ett som det vid TMI-2 anmäler ett antal

haveriförlopp sig

hypotetiska frågor av typen vad hade hänt om . . . 7 som kan besvaras mer eller mindre säkert.

En sådan fråga är: vad hade hänt om operatörerna inom rimlig tid ställt rätt Denna

diagnos på händelseförloppet? fråga kan besvaras säkert. De

tekniska som analyser gjorts visar att operatörerna under den första timmen eller något mer kunde mellan flera för att återställa välja vägar normal av härden utan skador

kylning allvarliga på reaktorn. Befintliga

kylsystem var samtliga tekniskt och för detta tillgängliga tillräckliga ändamål under denna tid.

En annan är: hade haveriet kunnat

fråga utvecklas till en omfattande

härdsmälta med stora av radioaktiva ämnen om en låt vara bristutsläpp fällig kylning av härden inte återställts 2,5-3,5 timmar efter händelseför-

loppets början?

Denna är svårare att besvara bl.a. därför att fråga säkert, kunskaperna om olika fortfarande är

härdsmälteförlopp ofullständiga. Kemenykom-

missionen har dock sökt För en

analysera frågan ingående. utförligare

redovisning av deras resultat hänvisas till 5, avsnitt 5.5. kapitel Några intressanta slutsatser är - fortfarande med betonande av osäkerheterna:

o Om operatörerna hade dröjt ytterligare med att återställa en låt vara

bristfällig kylning kunde en mer omfattande av härden nedsmältning

ha inträffat. Man hade då kunnat Vänta ett relativt sig långsamt förlopp utdraget över tiotals timmar eller mer.

o Om härden smält ned hade den reaktortanmöjligen trängt igenom kens botten och fallit ned i vattnet på botten av inneslutningen. Den hade sannolikt inte lett till skador på inneåtföljande ångutvecklingen hade härdsmältan, trots vattenkylningen, smält slutningen. Möjligen betonggolvet och ner i berggrunden under. Enligt igenom trängt Kemenykommissionen är det stor sannolikhet att inneslutningen och tillsammans förhindrat stora utsläpp av radioaktiva berggrunden ämnen till vid sådana härdsmälteförlopp. omgivningen 0 Om all som kunnat bildas vid en härdsmälta komvätgas fullständig mit ut i inneslutningen och exploderat på en gång hade inneslutningen sannolikt motstått detta.

o Mycket tyder på att operatörerna inte hade kunnat dröja mycket längre - en timma - med att återställa en av härden högst ofullständig kylning för att undvika en utbredd nedsmältning. Enligt våra egna expertanalyser kan tidsmarginalerna ha varit så små att det inte helt kan uteslutas att skillnaderna i resteffekt mellanTMI-2 och en härd, som hade varit i drift vid full effekt under en längre tid, kan ha varit av betydelse för att undvika en mer utbredd nedsmältning.

1.4 Teoretiska

säkerhetsanalyser

Händelsekedj or och riskuppskattningar

För att man skall få ett reaktorhaveri, som leder till en olycka med ett stort antal offer, måste följande kedja av händelser inträffa:

o Reaktorn råkar ut för ett tekniskt fel eller ett mänskligt felgrepp som skapar en onormal driftsituation.

o Alla berörda haveriförebyggande och haveribekämpande system funså att härden skadas och i värsta fall smälter gerar bristfälligt allvarligt ner.

o Alla berörda fungerar bristfälligt så att utsläppsbegränsande systern stora mängder radioaktiva ämnen släpps ut till omgivningen.

o Väderförhållandena vid haveritillfället är sådana att de radioaktiva ämnena når tättbefolkade områden.

I olika studerar man sådana tänkbara händeltyper av säkerhetsanalyser och söker dela upp dem i ett stort antal delhändelser. Sanseutvecklingar nolikheten för vissa av dessa delhändelser kan ofta uppskattas förhållandevis väl. Det gäller t.ex. felfunktion hos ventiler, reläer etc. Också risken för ogynnsamma väder- och vindförhållanden kan uppskattas ur meteorologiska data. I åtskilliga fall måste dock bedömningar göras av sanno-

likheterna. Med hjälp av de på olika sätt uppskattade sannolikheterna för olika delhändelser gör man en uppskattning av den totala sannolikheten för olyckor av olika när det stråldoser till allmänheten. omfattning gäller

Viktigt är också att man genom dessa s.k. händelseträd får en uppfattning om vilka driftstörningar och felfunktioner som ger stora bidrag till olycksriskerna och därför främst bör uppmärksammas i säkerhetsarbetet.

Den mest kända säkerhetsstudien är den s.k. Rasmussen-studien från 1975. Den angav sannolikheten för härdsmälta i en amerikansk tryckvattenreaktor till en på 17.000 per driftår och för en kokarreaktor till en på 33.000. Flera gånger högre sannolikheter beräknades för mindre olyckor som leder till mycket begränsade utsläpp. Studiens resultat gavs tillsammans med en bedömning av osäkerheten i siffrorna. Värden som är upp till fem eller tio eller skulle också vara tänkbara. gånger högre lägre

Energikommissionens expertgrupp för säkerhet och miljö (EK-A) refererade och lät utföra av kärnkraft- Rasmussen-rapporten säkerhetsanalyser verken Forsmark 3 och Barsebäck 2. Resultaten visade sig bli jämförbara inom det relativt breda osäkerhetsområde som måste godtas.

Nya studier som den västtyska Birkhoferstudien har kommit fram till ungefär samma sannnolikheter för haverier av olika svårighetsgrad som Rasmussen-studien inom de osäkerhetsgränser som gäller. Detta skänker ökad trovärdighet åt metoder och resultat. Birkhoferstudien har bl.a. ägnat speciell uppmärksamhet åt mänskligt felhandlande och s.k. common mode failures. Birkhoferstudien har i och för sig något högre sannolikheter än Rasmussen-studien för härdhaverier och härdsmälta, men har i flertalet sannolikhet för att detta också leder haverityper något lägre till tidigt brott på inneslutningen och stora utsläpp av radioaktiva ämnen. Det har på den tid som stått till förfogande ej varit möjligt för oss att i detalj granska den tekniska och vetenskapliga bakgrunden till dessa skillnader, t.ex. om de beror på skillnader mellan amerikanska och tyska reaktor- och inneslutningskonstruktioner.

Det material som kommit fram efter EK-A har i stort bekräftat den bild som då gavs av metodikens styrka och svagheter såsom:

o Metodiken ger den bästa ledning vi har om vad som är viktigt för reaktorsäkerheten, om man är medveten om de brister som finns i modeller och dataunderlag.

o De upplysningar metodiken ger om den inbördes betydelsen av olika händelseträd och orsakskedjor är en utomordentlig grund för inriktningen av säkerhetshöjande åtgärder och forskning. o De absoluta värden metoden på sannolikheten för haverier av olika ger omfattning skall inte användas okritiskt som politiskt beslutsunderlag utan att samtidigt osäkerheterna i uppskattningarna beaktas.

har framkommit som tyder på att svenska reaktorkonstruktioner är Inget avsevärt osäkrare än de amerikanska typreaktorer som ingick i Rasmussen-studien. Däremot visade redan EK-Azs studie att de modernare svenska reaktorerna är säkrare i vissa avseenden, bl.a. vad gäller brandskydd och säker elförsörjning från yttre nät.

De tekniska grunddragen i haveriförloppet vid TMl-2 fanns påvisade i olika säkerhetsanalyser. Däremot har man uppenbarligen varken i eller i USA i använt dessa analyser i det Sverige tillräcklig utsträckning säkerhetsarbetet för att på ett målmedvetet sätt införa förbättlöpande i komponentkonstruktioner, underhåll och operatörsutbildning. ringar Antalet reaktordriftår hittills samt det faktum attTMl-2-haveriet har inträffat säger från rent matematisk-statistisk synpunkt mycket litet om tillhos de teoretiska utöver redan kända förlitligheten säkerhetsanalyserna osäkerhetsgränser.

1.5 Kan ett haveri liknande det vid TMI-2 hända i

Sverige?

Svenska tryckvattenreaktorer

Med ettTMl-2-liknande haveri vid tryckvattenreaktorer avser vi i det en läcka i som leder till ett onormalt kokningsföljande primärsystemet förlopp med ett minskande kylvatteninnehåll i primärsystemet. Detta minskande kylvatteninnehåll upptäcks inte i tid av operatörerna för att förhindra ett haveri med omfattande frigörelse av radioaktiva klyvningsprodukter, i första hand till reaktorns och till inneslutprimärsystem ningen. Som nämnts har vi i Sverige tre reaktorer av tryckvattentyp: Ringhals 2, 3 och 4. Dessa är av annat fabrikat (Westinghouse) änTMI-2. Endast Ringhals 2 har hittills i drift. tagits En närmare analys (se kapitel 8, avsnitt 8.2) visar att ett härdhaveri liknande TMI-2 kan inträffa i Ringhals 2. I första hand gäller detta om man ser till före den 28 mars 1979. Sannolikheten för en sådan hänläget delse var dock än vid TMl-Z, främst på grund av väsentligt bättre lägre till hjälp för att snabbt hitta en felfungeinstrumentering operatörerna rande Andra skillnader mellan Ringhals 2 och TMl-2 avblåsningsventil. är troligen av mindre betydelse. Tillbud i form av mindre läcka i andra delar av hade inträffat och klarats av utan att kylningen primärsystemet av härden var äventyrad. Det är en mer öppen fråga om operatörerna klarat ett tillbud med en liten läcka i form av packnings- eller rörbrott på tryckhållningstankens topp. Sannolikheten för en sådan läcka just på detta ställe i reaktorsystemet är erfarenhetsmässigt avsevärt lägre än för ett ventilfel. Vi vill dock i detta erinra om att brister i kvalisammanhang

tetssäkringsfunktionen för underhållsarbeten vid Ringhals orsakat tillbud i form av i packningsbrott primärsystemet. Idag har sannolikheten för ettTMI-Z-liknande haveriförlopp vid Ringhals-reaktorerna avsevärt minskat jämfört med läget före den 28 mars. Detta är en följd dels av ytterligare förbättrad instrumentering bl.a. TVövervakning i inneslutningen, dels av förbättrad utbildning av operatörerna bl.a. efter tillbudet den 16 juni 1979 (se vidare kapitel 8). Denna utbildning torde ha en allmänt ökad förståelse för givit tryckvattenreaktorers uppträdande i olika situationer, vilket kan förväntas ha en säkerhetshöjande effekt även vid andra tillbud. Samtidigt vill vi framhålla att det fortfarande ställs krav på när det snabba höga operatörerna gäller och korrekta vid tillbud åtgärder av typen läckor i primärsystemet.

Svenska kokarreaktorer

Säkerhetsanalyserna visar att det även vid kokarreaktorer kan uppträda händelsekedjor, som leder fram till ett härdhaveri av liknande typ som vid TMI-2. För kokarreaktorer är det dock svårt att hitta händelseförlopp som är direkt jämförbara med det vid TMl-2, eftersom kokarreaktorerna är konstruerade och fungerar efter andra tekniska I kapitel 8, principer. avsnitt 8.3, diskuteras dock mer allmänt de svenska kokarreaktorernas känslighet för några av de viktigare tekniska och mänskliga felfunktionerna, som ingick i TMI-2-förloppet. Resultaten visar att sannolikheten för att dessa felfunktioner skall uppträda, eller få allvarliga följdverkningar vid svenska kokarreaktorer måste betecknas som utomordentligt liten. Det sagda innebär inte i och för att kokarreaktorerna allmänt sett sig är säkrare än tryckvattenreaktorerna.

Följder av ett TMI-2-liknande av radioaktiva ämnen vid utsläpp svenska reaktorlågen

Säkerhetsanalyserna visar att som leder till större eller haveriförlopp mindre skador på reaktorhärden kan helt uteslutas, även om sannolikej heten härför är liten. TMI-2-haveriet visar att ett sådant förlopp - även om det inte leder till en omfattande härdsmälta - kan ge vissa läckage från inneslutningen, framför allt av ädelgaser. Det är för närvarande att om av från omöjligt säga läckaget ädelgaser svenska reaktorinneslutningar vid en motsvarande härdskada skulle bli större eller mindre än vid TMl-2, d.v.s. omkring 2-9°/o av de mängder som finns i härden vid ett snabbstopp. av detta problem pågår Analyser genom de svenska reaktorinnehavarnas försorg i syfte att i möjligaste mån eliminera läckageriskerna.

För svenska reaktorlägen har utredningen låtit strålskyddsinstitutet beräkna stråldoser till befolkningen för antagna ädelgasutsläpp av samma storlek som från TMI-2. Därvid har för varje reaktorläge antagits maxi-

malt ogynnsamma vindriktningar. Befolkningsdoserna har beräknats under att hela befinner utomhus. antagande befolkningen sig Ganska oberoende av visar doserna motsvara en risk reaktorlägena sig för 0,5-3 extra cancerfall. Barsebäck svarar för det högsta värdet.

1.6 av svensk kämkraftsäkerhet?

Omvärdering

Utgångspunkter för värderingarna

En av direktiven är reaktorsäkerhetsutredningens huvuduppgifter enligt att om det finns att omvärdera kärnkraföverväga anledning väsentligt tens risker mot bakgrund av vad som har hänt vid TMI-2 och en genomgång av tidigare säkerhetsanalyser. Den baslinje som vi då har att utgå från är energikommissionens arbete.

Det i kärnkraftens som låg till grund för enersakunderlag säkerhetsfrågor finns redovisat i energi- och miljögikommissionens ställningstagande kommitténs betänkande (SOU 1977:67) och i rapporten från energikommissionens expertgrupp för säkerhet och miljö (Ds l 1978:27).

Det underlag som redovisades i dessa rapporter rörande risken för stora olyckor vid kärnkraftverk kan enligt vår mening sammanfattas enligt följande: o l-Iaveriförhindrande och skadebegränsande system beskrivs med kända eller förmodade svagheter (förmodade i frånvaro av experimentella fullskaleprov). o Beträffande sannolikheten för en härdsmälta citerades Rasmussenstudiens siffra om en sannolikhet om en på tjugotusen driftår. Osäkerheterna i sannolikhetsuppskattningarna betonades. Dessa osäkerheter hänfördes främst till bristande empiriskt underlag och de inneboende i den mer teoretiska särskilt när det svagheterna riskanalysmetodiken, gäller att ange absoluta sannolikhetstal. Enligt pessimistiska uppskattav dessa osäkerheter skulle sannolikheten kunna vara upp mot ningar en på tusen driftår. Det innebär att sannolikheten för att en härdsmälta skulle inträffa under ett svenskt reaktorprogram om exemnågon gång 12 25 driftår enligt Rasmussen-studien skulle ligga kring en på pelvis

sextio och med ett osäkerhetsintervall som enligt de pessimistiska

uppskattningama skulle kunna sträcka sig upp mot en på fyra.

o En härdsmälta leder till mer eller mindre omfattandefinitionsmässigt de av radioaktiva ämnen. I mindre allvarliga fall rör det sig i utsläpp första hand om ädelgaser och eventuellt även jod. I de allvarliga fallen tillkommer aerosoler av metaller som cesium och strontium.

o Sannolikheten för väderförhållanden som leder eventuella utsläpp mot större tätbefolkade områden ligger i genomsnitt för svenska reaktorlägen på ett fåtal procent.

o För ett svenskt om exempelvis 12 25 driftår blir då på reaktorprogram grundval av Rasmussen-studien sannolikheten av storleksordningen en tio tusen för en Därmed förstås en olycka som på allvarlig olycka. leder till akuta dödsfall och något tusental cancerfall fördelade några över en trettioårsperiod genom en kombination av allvarliga utsläpp väder i förhållande till tätorter. Osäkerheten i dessa och ogynnsamt är sådan att sannolikheten för en sådan olycka under uppskattningar kan sträcka på hundra, för pessimistiska antaganden sig upp mot en ett reaktorprogram om 12 25 driftår.

o De fallen (olycka i Barsebäck med mycket stora utsläpp, allvarligaste inklusive aerosoler under ogynnsamma väderförhållanden) kan ge tusen dödsfall företrädesvis i form av sena cancerfall. En snabb många av eventuellt berörda storstadsområden bedömdes ej som evakuering realistisk.

o I de räknar man med svårsanerade bemycket allvarliga utsläppsfallen läggningar av radioaktiva ämnen som cesium-137 över stora områden (tiotals till tusentals kvadratkilometer). Detta kan begränsa utnyttjandet av berörda områden under längre tid.

o Man vet om de sociala av en olycka åtföljd av längre eller föga följderna kortare tids evakuering.

Energikommissionens bedömningar och ställningstaganden till säkerhetsfråvid kärnkraft och andra återfinns i dess slutbetänkande gorna energislag (SOU 1978:49). från kommissionens för säkerhet Underlaget expertgrupp och miljö (EK-A) om kämkraftens olycksrisker sammanfattas där på fölsätt i 5 Kommissionens bedömningar och ställningstaganjande kapitlet den (sid 189-190).

Vid kärnkraftverk finns risker för haveri som leder till nedsmältning av reaktorhärden, vilket kan leda till stora av radioaktivitet. Detta utsläpp förutsätter i allmänhet liksom om en LNG-olycka, en kombinaifråga tion av en lång rad olyckliga omständigheter.

utförs med flera oberoende säkerhetssystem så Reaktoranläggningar att man tar hänsyn till även sådana mycket ovanliga händelseförlopp som inte kan uteslutas även om sannolikheten bedöms vara mycket Kommissionen har låtit utföra studier av riskerna för olyckor och låg. konsekvenserna av dessa avseende händelseförlopp på en mer osannolik nivå. Bedömningen av dessa risker måste ske på grundval av teoretiska utredningar. De syftar bl.a. till att finna metoder för att än mer begränsa riskerna.

De utredningar som kommissionen har låtit utföra rör dels sannolikheten för en härdsmältningsolycka, dels konsekvenserna därav.

Vad sannolikheten för en olycka kan man sammanfattningsvis gäller konstatera att de olika kommit till ungefär likartade utredningarna resultat som den s.k. WASl-I-1400, som publi- Rasmussen-rapporten, cerats i en slutversion i USA år 1975. I denna beräknas att en rapport härdsmälta för de studerade av lättvattenreaktorer kan inträffa typerna i en 20.000 reaktorår. En sådan beräkning utesluter genomsnitt gång på inte att ett haveri kan inträffa när som helst. De hittillsgivetvis dylikt varande erfarenheterna av drift med kommersiella reaktorer är att 600 reaktorår utan att någon härdsmälta inträffat. ungefär uppnåtts

Det bör observeras att Rasmussen-utredningen uppskattar att sannolikheten för en härdsmälta är lägre för kokarreaktorer än för tryckvattenreaktorer. Rasmussen räknar även med en lägre sannolikhet för att en härdsmälta skall inträffa i de nyare reaktortyperna jämfört med de tidigast byggda. Detta beror bl.a. på utvecklingen mot allt bättre säkerhetssystem.

Vid en härdsmältning finns en stor risk för att såväl reaktortanken som inneslutningsbyggnaden kommer att genombrytas och att ett stort utav radioaktivitet kommer att ske. Dessa förlopp är emellertid släpp svåra att förutsäga bl.a. därför att något erfarenhetsunderlag inte föreligger.

Även beträffande konsekvenserna av en eventuell reaktorolycka råder stor osäkerhet. Konsekvenserna är beroende av en rad faktorer bl.a. anläggningens lokalisering, rådande värderleksförhållanden, befolkningsfördelning och frågan om befolkningen evakueras eller inte m.m. När det t.ex. flera alternativa beräkgäller meteorologin föreligger ningsmodeller som ger skilda utslag beträffande väderlekens inverkan på spridningen av det radioaktiva materialet.

Det kan emellertid konstateras att även vid ogynnsamt lokaliserade anläggningar är de mest troliga konsekvenserna för av en omgivningen härdsmälta begränsade. En sådan kan likväl medföra olycka allvarliga problem.

Vid ett stort haveri i en anläggning lokaliserad nära ett storstadsområde och mycket ogynnsamma omständigheter, t.ex. vindriktning mot befolkningscentra och ogynnsamma meteorologiska spridningsförhållanden, skulle människor kunna dödas eller skadas av radioaktiv strålning eller riskera cancer långt efter olyckan. Vid ett stort haveri skulle vidare markområden, vars storlek beror på omständigheterna, kunna bli belagda med radioaktivitet, vilket skulle innebära vissa begränsningar för områdets framtida användning. Ett omfattande och dyrbart saneringsarbete skulle bli nödvändigt.

De svåra konsekvenser som en i och för osannolik reaktorsig ytterst olycka kan medföra under ogynnsamma omständigheter motiverar studier av vilka olika för evakufördjupade slags beredskapsåtgärder och av områden etc. som bör vidtas. ering, avskärrnningar sanering Det är härvid att bedöma vilka olika typer av haverier och konviktigt sekvensbilder som kan vara så pass sannolika att det finns någon anledning att befara att de kan inträffa. för att

Åtgärderna förebygga

sådana olyckor bör intensifieras i samband med att kunskaperna förbättras. Sannolikheten för olyckor är mindre i nya anläggningar genom deras förbättrade konstruktion. Fortsatt utvecklingsarbete är likväl angeläget för att än mer förstärka säkerheten. l detta arbete ingår även studier av insatser för att förbättra säkerheten hos redan befintliga reaktorer. Konsekvenserna av härdsmältningar kan minskas genom att införa ytterligare barriärer mot utsläpp och genom förbättrad beredskap.

Kommissionens ställningstagande till kärnkraftens risker återslutliga finns på sid 200 och följande i slutbetänkandet. Inledningsvis diskuteras där riskerna vid normaldrift, uranbrytning och bränsleframställning. Därefter kommer kommissionen in på olycksriskerna: Risken för en stor - - och dess effekter har stuolycka härdsmältning derats ingående. Metodiken i dessa undersökningar är i princip uppbyggd analogt med kämkraftssäkerhetssystem, d.v.s. man söker utröna vad som kan inträffa om extremt ogynnsamma omständigheter samverkar. Det finns av reaktorsäkerheten skiljaktliga bedömningar såväl inom kommissionens expertgrupp som i andra studier.

Bedömningen av sannolikheten för en härdsmältning faller i stort sett inom samma osäkerhetsintervall i de gjorda utredningarna. Konsekvensstudierna har däremot lett till mer skiljaktliga resultat, främst vad avser markbeläggning.

Sannolikheten för en härdsmälta med de mycket allvarliga konsekvenser som kärnkraftskritiska granskare räknat fram är utomordentligt liten. Det bör också framhållas att säkerhetskraven successivt har skärpts och att teknisk utveckling har skapat förbättrad säkerhet. Sannolikheten för en härdsmälta i den typ av kokarreaktorer som nu byggs torde därför vara mindre än i en tidigare generation.

Därefter berör kommissionen bl.a. avfallsproblemen innan kommissionen ger sitt slutliga ställningstagande:

Den avgörande frågan som således måste besvaras är om de risker som är förenade med kärnkraften är godtagbara med hänotvivelaktigt som står till buds och verksamhetens sociala nytta. syn till de alternativ Kommissionens svar på denna fråga är ja.

Detta var ett av kommissionens majoritet. En minoritet ställningstagande

av ledamöterna har anmält avvikande i reservationer och särskilmening da yttranden. Dessa går i stark ut att man anser att sammanfattning på kärnkraftens risker i stort är redovisade på ett rättvisande sätt i sakunderlaget från kommissionens expertgrupp för säkerhet och miljö (EK-A) men att kommissionens majoritet på ett missvisande och sätt ofullständigt beaktat detta sakunderlag vid sina överväganden och slutliga ställningstaganden.

Till detsakunderlag från och och EK-A som ovan energi- miljökommittén redovisades i sammanfattning vill reaktorsäkerhetsutredningen foga följande kommentarer:

o Oron inför möjligheten av ett reaktorhaveri kan gälla antingen risken för den enskilda individen som bor nära ett kärnkraftverk att drabbas av skada eller för tidig död, eller de totala en stor skadeverkningar olycka skulle kunna förorsaka.

o Risken för att den enskilda individen skall drabbas av och för sjukdom tidig död till följd av en reaktorolycka kan visas vara mycket liten, jämfört med andra risker individen möter i vardagslivet. Detta kan sägas oavsett de osäkerheter som vidlåder uppskattningarna av sannolikheten för allvarliga reaktorhaverier. För att en individ skall drabbas given krävs nämligen - utöver ett inträffat haveri - även för den individen ofördelaktiga väder- och vindförhållanden samt att den erhållna stråldosen verkligen leder till en skada. Sannolikheten för detta kan uppskattas med större säkerhet än sannolikheten för reaktorallvarliga haverier.

o Den totala skadeverkan i form av akuta och sena skador och dödsfall kan ändå bli stor om utsläppet driver mot tätbebyggda områden. Dessutom kan sannolikheten för väderförhållanden som leder till omfattande radioaktiv markbeläggning vara betydligt större än sannolikheten för att utsläppta radioaktiva ämnen skall träffa tätbefolkade områden. Från exempelvis Barsebäck kan utsläpp av radioaktivt cesium leda till långvarig markbeläggning av stads- eller jordbruksområden i Sverige eller Danmark i de flesta Ur samhällets utsläppsriktningar. synpunkt kan det vara av intresse att veta något om sannolikheten för ett större kärnkrafthaveri under ett helt kärnkraftprogram om t.ex. 12 25 reaktorår, även om detta är av mindre intresse när det gäller risken till enskilda individer. Man bör emellertid hålla i minnet att den tekniska utvecklingen och vunna drifterfarenheter kan leda till säkerhetshöjande åtgärder som minskar sannolikheten för haverier under programmets löptid. Förebud till stora olyckor är avsevärt mer sannolika än den fullbordade katastrofen och bör leda till som åtgärder höjer säkerheten.

Till av redovisningen energikommissionens bedömningar och ställn in gstaganden vill vi för att motivera vårt val av foga följande påpekande baslinje:

De som sin om kärnkraftens risker grundat uppfattning på vad som sägs på sid 189-190 och 200-201 i slutbetänkande utan energikommissionens att tränga in i bakgrundsmaterialet har fått en och otillräckligt nyanserad delvis ofullständig bild av kärnkraftens framför allt av säkerhetsfrågor, osäkerheterna när det gäller att uppskatta sannolikheten för sådana reaktorhaverier som får omfattande t.ex. i form av radioföljdverkningar, aktiva markbeläggningar. Vi vill att detta inte innebär understryka något

ställningstagande från vår sida till hur energikommissionen utifrån det

underlag som stod till dess samman riskerna vid olika förfogande vägde energislag i förhållande till nyttan. Sådana faller utanför överväganden vårt uppdrag.

Förändringar i sakunderlaget efter energikommissionens bedömningar av svensk kämkraftsäkerhet.

Haveriet vid TMI-2 Från haveriet vid TMI-2 kan ett antal lärdomar dras. De vår meenligt ning viktigaste sammanfattas i det följande tillsammans med våra kommentarer beträffande motsvarande förhållanden i Därvid har Sverige. jämförelsen med svenska förhållanden fått till sådana säkerbegränsas hetsfrågor som har belysts av haveriet vid TMI-Z.

1. Härdhaveriet vid TMI-2 utvecklade inte till en härdsig fullständig smälta. I har man att härdskadeförtidigare säkerhetsanalyser antagit lopp som går så långt att härden helt eller delvis rasar samman leder till en fullständig härdsmälta. Haveriet vid TMI-2 har visat att det i alla fall inte är helt omöjligt att en svårt skadad och delvis sammankyla rasad härd. Hur stora man har i förhållande till marginaler tidigare, mer pessimistiska i Rasmussenstudien är det antaganden exempelvis ännu för att uttala om. Bättre i detta avseende har tidigt sig kunskaper stor Kan man i större än man

säkerhetsmässig betydelse. utsträckning

hittills antagit förhindra att omfattande härdhaverier utvecklas till härdsmältor är det väsentligt mindre risk för att härdhaveriet leder till omfattande radioaktiva utsläpp.

2. förblev trots vät-

Reaktorinneslutningen oskadad, explosionsartade

gasbränder. Utsläppen av radioaktiva ämnen var små och begränsade till radioaktiva Dessa läckte ut från utanför ädelgaser. hjälpsystem inneslutningen. Speciellt bör noteras att sådana ämnen som skulle ha kunnat förorsaka radioaktiv och markbeläggningar, exempelvis jod Cesium, effektivt kvarhölls, lösta i de stora som fanns vattenmängder inom byggnaderna. De som skedde beräknas kunna medföra utsläpp ett par extra cancerfall.

3. Det fanns vid TMI påtagliga brister i av utformningen störningsinstruktioner och i operatörernas i att hantera och utbildning störningar tillbud som avvek från de vanligaste förloppen.

Förhållandena i dessa avseenden torde på många punkter inte vara bättre i än i USA. av i hantering Sverige Simulatorträning operatörer av olika onormala har hittills hunnits med i tillbudsförlopp exempelvis relativt begränsad omfattning.

4. Det fanns vid TMI brister i utformningen av instrumentering påtagliga och kontrollrum. mötte därför stora svårigheter när det Operatörerna att ställa rätt förhållandena i reaktorn och välja rätt gällde diagnos på för att undvika ett haveri. Det kunskapsunderhandlingsväg allvarligt som hade funnits i rapporterade säkerhetsanalag tillgängligt tidigare av kritiska i olika hade inte utnyttjats vid lyser punkter tillbudsförlopp av instrument och kontrollrum. utformningen

Förhållandena är i de anförda avseendena bättre i på många punkter än i USA. Främst vill bättre instrumente- Sverige utredningen peka på och manöverrum vid svenska kärnkraftverk, även ring överskådligare om det fortfarande finns brister i med avseende på utformningen människa-maskin. Den svenska s.k. 30-minutersregeln har samspelet också mer och automatisering av åtgärframtvingat ingående analyser der som behöver vidtagas vid olika tillbudsförlopp.

5. Haveriet vid TMI-2 visade brister i säkerhetsarbetet när på påtagliga det av erfarenheter av driftstörningar och inträffade gäller återföring tillbud. Inte minst gäller detta störningar som man tidigare inte uppfattat som säkerhetsrelaterade. Erfarenheterna hade inte fått genomi tekniska och av Om man i slag förbättringar utbildning operatörerna. dessa avseenden bara ser till det formella samspelet mellan tillverkare, och finns det skillnakraftföretag tillsynsmyndighet inga avgörande der mellan USA och Sverige. Däremot finns det vissa tecken som tyder att det informella bättre i Sverige. Det sätt på samspelet fungerat

vilket en del åtgärder initierats och genomförts

på säkerhetshöjande talar härför.

6. vid TMI visar på betydelsen av en väl fungerande Händelseförloppet kvalitetskontroll underhållssidan. Förhållandena i i detta på Sverige avseende diskuteras fram i detta i anslutning till diskuslängre kapitel sionen av inträffade tillbud.

säkerhetsbedöm- Punkterna 1 och 2 ger inte anledning att frångå tidigare Erfarenheterna beträffande punkt 1 visar dock att tidigare beningar. dömningar kan ha varit för pessimistiska.

När det 3-6 är det att man såväl hos kraftgäller punkterna uppenbart och reaktortillverkare som hos tillsynsmyndighetema levt med företag att säkerhetsarbetet bedrivits mer tillfredsställande än vad uppfattningen haveriet vid TMI-2 uppenbarade.

Teoretiska säkerlzetsanalyser Utredningen har inte funnit att omvärdera resultaanledning väsentligt ten av olika teoretiska sådana de redovisades och besäkerhetsanalyser, dömdes i från EK-A. Den kritik, som i den s.k. underlaget Lewisrapporten riktades mot Rasmussenstudien var i allt redan känd och väsentligt redovisad i underlagsrapporterna till EK-A.

Den Birkhoferstudien kommer nyligen publicerade tyska fram till ungefär samma resultat som Rasmussenstudien. De av EK-A diskuterade osäkerheterna i av sannolikheter för härdhaverier uppskattningen kvarstår i stort sett oförändrade. Bl.a. varnade man för osäkerheter i uppskattningarna av mänskligt felhandlande. I de teoretiska saksäkerhetsanalysema nar man idag metoder att när och hur en människa handlar i förutsäga strid mot givna instruktioner, eller hur han eller hon handlar i avsaknad av instruktioner. vid TMI-2 detta.

Händelseförloppet belyser

inträffade tillbud i Sverige Inträffade tillbud vid svenska kärnkraftverk fanns redovisade i underlaget till EK-A. av de tillbud som senare inträffat visar kärn- Inga enligt

kraftinspektionen (SKI) på tidigare ej uppmärksammade brister i de

tekniska säkerhetssystemens utöver vad som aktualiserats av utformning haveriet vid TMI-2.

Ett par tillbud under 1979 pekar dock på tidigare ej tillräckligt uppmärksammade brister i kvalitetssäkringsfunktionen underhållssidan vid på Ringhalsverket. Detta bekräftas av den studie som låtit Det utredningen Norske Veritas utföra. I Veritas studie att bristerna också kan påpekas sammanhänga med svagheter i SKI:s tillsyn av kvalitetskraftföretagens säkring på underhållssidan. Av tidsskäl har Veritas studie kunnat utej sträckas till övriga kraftföretag. har därför att Utredningen ej underlag uttala sig om förhållandena vid dessa.

Hittills - icke genomförda säkerhetshöjande åtgärder avgjorda säkerhetsfrågor SKI har liksom den amerikanska en lista icke kärnkraftinspektionen på avgjorda säkerhetsfrågor. SKI:s lista överensstämmer i stort med den amerikanska. Utöver TMI-2-anknutna har problem inget nytt framkom-

mit som gett reaktorsäkerhetsutredningen anledning att komplettera el-

ler ändra innehållet i listan - åtminstone inte i mot att säkerheten riktning skulle ha minskat.

SKI och har redovisat en rad kraftföretagen säkerhetshöjande åtgärder som under senare tid eller är vid reaktorer. En vidtagits på gång befintliga del åtgärder som man i USA krävt till av haveriet vid TMI-2, t.ex. följd

lägesindikering på avblåsningsventilerna var redan införda svenska

på reaktorer.

Sammanfattande bedömningar av svensk kämkraftsäkerhet

Den centrala frågan i utredningsuppdraget är om det kommit fram nytt att omvärdera riskerna försakunderlag som ger anledning väsentligt med av elektrisk i svenska kärnkraftblock. knippade produktion energi

Låt oss då med ett konstaterande som vid första anblicken kan låta börja som en Den säkerheten vid svenska kärnkraftverk motsägelse. verkliga är sannolikt än den var för ett och ett halvt år sedan, då EK-A idag högre lämnade det som låg till grund för energikommissionens sakunderlag De inte säker-

ställningstaganden. tidigare tillräckligt uppmärksammade

hetsriskerna som ledde till TMI-2-haveriet är nu väl kända och avsevärt minskade olika Flera andra säkerhetsgenom säkerhetshöjande åtgärder. har de senaste åren de svenska kärnkrafthöjande åtgärder vidtagits på block som är i drift. att andra åtgärder vidtagits som välnget tyder på försämrat säkerheten. Man måste därför den bedömningen sentligt göra att den sannolikheten för härdhaverier och härdsmältor har minverkliga skat under det senaste året- hur stor eller liten denna verkliga sannolik-

het än är med resultaten av de teoretiska säkerhetsanalysema. jämfört

En sådan som den här är inte unik för kärnkraftindubedömning gjorda strin. Även Lex. har säkerheten ökat när en tidigare på flygsidan givetvis obeaktad risk och åtgärdats till följd av inträffade uppmärksammats olyckor eller tillbud.

Ur det som fram i detta betänkande kan vidare enligt vår underlag lagts slutsatser dras: mening följande viktiga

Den slutsatsen är att det inte finns anledning att på vetenskaplig första och grund väsentligt omvärdera den bild som gavs av energi- miljökommittén och för säkerhet och miljö energikommissionens expertgrupp om sannolikheten för reaktorhaverier, därmed samman- (EK-A) ifråga av radioaktiva ämnen och följdverkningarna av dessa hängande utsläpp (se sidan 36 ovan).

Haveriet vid TMI-2 har visat brister i tidigare säkerhetsanavisserligen på framför allt när det felhandlande. Å andra sidan lyser, gäller mänskligt visar att särskilt de svenska kokarreaktorerna är mindre känsunderlaget för den typ av felhandlande som gav upphov till TMI-2-haveriet, liga att en felaktig bild av reaktorhärdens nämligen operatörerna skapade sig bl.a. av brister i instrumentering och utbildning. kylning, på grund Erfarenheterna frånTMl-Z visar också att de radioaktiva utsläppen till blev i förhållande till de mycket svåra omgivningen mycket begränsade skadorna reaktorhärden. På denna punkt bekräftas säkerhetsanalypå sernas resultat. av radioaktiv blev t.o.m. mindre än Utsläppen jod befarat.

Den andra slutsatsen är att man - mot av såväl haveriet vid bakgrund TMI-2 som de teoretiska -i det fortsatta säkerhetssäkerhetsanalysema arbetet måste ?från att det faktiskt kan inträffa ett allvarligt härdutgå

haveri med omfattande frigörelse av radioaktiva ämnen från härden och åtföljande påfrestningar på reaktorinneslutningen. Det osannolika har faktiskt inträffat och kan inträffa Denna om kärnkraftens ris-

igen. insikt

ker måste få fullt i säkerhetsarbetet. Aven om sannolikheten genomslag för sådana händelser är och även om den säkerheten har låg, verkliga förbättrats under det senaste året, visar likväl TMI-2-haveriet och andra tillbud att man såväl inom som utom kärnkraftindustrin uppenbarligen ansett att kvaliteten på vissa delar av säkerhetsarbetet varit än vad högre som visat vara fallet. Den rad av olika som faktiskt sig åtgärder vidtagits till följd avTMI-Z-haveriet kan ses som en bekräftelse denna förändrapå de I innebär detta att säkerhets-

uppfattning. praktiken inriktningen på

arbetet förändrats i avseenden. Andå står det klart att det många viktiga inträffade negativt påverkat trovärdigheten i en del alltför långtgående uttalanden om säkerheten som förekommit på sina håll.

De nu redovisade slutsatserna vår meger vid en samlad bedömning enligt ning inte anledning att väsentligt omvärdera den bild som och energimiljökommittén och energikommissionens expertgrupp för säkerhet och miljö (EK-A) tidigare gett av kärnkraftens risker. Men både denna riskbild och erfarenheterna av haveriet vid TMI-2 visar vår att enligt uppfattning väsentligt högre krav måste ställas på säkerhetsarbetet i samband med produktion av elektrisk i kärnkraftverk. Detta både i förhålenergi gäller lande till hur det hittills bedrivits och i förhållande till de relativt allmänt hållna lade fram i denna förslag energikommissionen fråga (SOU 1978:49, sid 190 och 202). Det gäller också alla led, alltifrån konstruktionen av reaktorerna och deras via säkerhetssystem, tillsynsmyndighetemas verksamhet till det säkerhetsarbetet vid drift och löpande, vardagliga underhåll av

kärnkraftanläggningarna.

Särskilt viktig är av erfarenheter av och inträfåterföring driftstörningar fade tillbud i syfte att Ökande föreförebygga olyckor. satsningar på

byggande åtgärder ger dock till slut minskande utbyte. Härdhaverier

kommer att kunna inträffa även i framtiden. De konsekvenslindrande åtgärderna måste därför ägnas väsentligt ökad uppmärksamhet.

Våra överväganden och förslag när det gäller säkerhetshöjande åtgärder och forskning utvecklas närmare i 9 och 10. De slutsatkapitel viktigaste serna och förslagen redovisas i sammanfattning i avsnitt. följande

1.7 och

Säkerhetshöjande åtgärder forskning

Utredningen anser att den yttersta ambitionen för alla säkerhetsåtgärder bör vara att helt riskerna för omfattande förluster av liv eller undanröja egendom. Detta även för kärnkraftverk. Det gäller åtgärder på befintliga

står är för att helt och visserligen klart att ingen nu känd åtgärd tillräcklig hållet nå detta anser emellertid att det existerar åtgärsyfte. Utredningen der, tekniska och andra, som kan föra säkerhetsnivån avsevärt närmare detta mål. Möjligheterna härtill bör tillvaratas.

anser att hittills i praktiken fått en allt- Utredningen säkerhetsbegreppet för snäv innebörd såväl i som utomlands. Vi menar att den Sverige faktiska säkerheten bestäms inte bara av utformningen av härdnödkyloch andra tekniska utrustningar, utan system, reservkraftförsörjningar också av faktorer som i säkerhetsfrågor, kraftproducenternas kompetens dessa i respektive organisation och utbildningen frågors genomslagskraft av personal av olika kategorier.

har kunnat konstatera att ett arbete i syfte att Utredningen betydande säkerheten redan vid de svenska kraftföretagen, vid SKI samt höja pågår vid andra institutioner. anser emellertid att denna verksam- Utredningen het bör breddas, förstärkas och systematiseras. ytterligare

l om och anser utredningen att en hög amfråga rollfärdelning organisation bition för säkerhetsarbetet måste känneteckna all kärnkraftverksamhet. Det direkta säkerhetsansvaret bör liksom tidigare åvila kraftföretagen, medan bör vara att granska säkerheten i tillsynsmyndigheternas uppgift stort. Mot denna bakgrund föreslår utredningen

att huvuduppgift inom detta område, liksom tillsynsmyndigheternas skall vara att ange mål för säkerhetsarbetet hos kraftföretidigare, deras och arbetsformer för att uppnå tagen och granska organisation dessa mål samt noga verksamheten, allt under en långtgående följa offentlig insyn,

att SKI tillförs ökade resurser för konstruktions- och utrustningsgranskning, för tillsyn av drift av kärnkraftverk samt för systernoch på den sidan är det därvid nödanalys systemkontroll; operativa vändigt att SKI i väsentligt ökad utsträckning följer upp utbildning och träning av drift- och underhållspersonal,

att SKI ges att personal med erfarenhet från möjlighet rekrytera industriellt säkerhetsarbete,

@att

formerna för samverkan mellan SKI och SSI klarläggs,

att inriktar och arbetsformer på att kraftföretagen policy, organisation till fullo förverkliga den mycket höga säkerhetsambitionen,

att reaktortillverkarnas i full säkerhetskompetens utnyttjas utsträckning.

Beträffande konstruktion och av kärnkraftverk konstaterar utredutförande att viss oklarhet kan ha rått beträffande de formella säkerhetsningen kraven, vid av de första svenska kärnkraftverken.

speciellt tillkomsten

Utredningen har funnit att kraftindustrin visat förutseende och initiativ,

då det gällt att successivt vidta tekniska säkerhetshöjande åtgärder på befintliga verk. Dessa har i huvudsak varit inriktade att på förebygga olyckor, medan åtgärder för att lindra konsekvenserna om en trots olycka allt inträffar mindre föreslår ägnats uppmärksamhet. Utredningen

att

Câ

tillsynsmyndigheternas principiella krav i tekniskt hänseende preciseras ytterligare,

att även probabilistiska metoder för i säkerhetsriskanalys utnyttjas granskningen,

att säkerhetsanalyser dessa metoder efter hand utförs för alla enligt de enskilda reaktoranläggningarna,

att tyngdpunkten i säkerhetsarbetet även skall vara fortsättningsvis att förebygga haverier,

att de konsekvenslindrande likväl ökad åtgärderna ägnas väsentligt uppmärksamhet.

Då det konsekvenslindrande eller speciellt gäller zltslägøiøsbegrünsande åtgärder konstaterar utredningen att befintliga reaktorinneslutningar ger ett betydande skydd även mot omfattande haverier. Risken för omfattande omgivningskonsekvenser kan dock minskas ytterligare. Därför föreslås

att ett principbeslut fattas att vidta ytterligare utsläppsbegränsande åtgärder,

att dessa inriktas främst på att ytterligare minska riskerna för utsläpp som kan leda till höga stråldoser genom bl.a. omfattande radioaktiv markbeläggning,

att åtgärderna vidtas i första hand för de reaktorer som är i förlagda närheten av omfattande bebyggelse,

att en kompletterande säkerhetsgranskning omgående genomförs beträffande riskerna i samband med i vätgasexplosioner tryckvattenreaktorernas inneslutningar,

att kompletterande i detta avseende vid behov säkerhetsåtgärder vidtas.

Utredningen konstaterar att människa-maskin- frågor tidigare varit ofullständigt beaktade. anser att det är att successivt Utredningen möjligt vidta åtgärder för att minska riskerna för och konsekvenserna av mänskligt felhandlande. Utredningen föreslår

att människa-maskin-frågor ökad uppmärksamhet i samband ägnas med säkerhetshöjande åtgärder,

att särskild vikt läggs vid att underlätta mänskligt handlande i stresssituationer,

och utveckla om mänatt SKI ges resurser för att bearbeta frågor niska-maskin.

Personalens och är avgörande faktorer för kärnkrafrekrytering utbildning tens säkerhet. anser att i säkerhetsfrågor skall Utredningen utbildningen breddas till att omfatta flera än driftpersonalen och att personalkategorier den skall fördjupas. Speciellt föreslås

att får en utbildning rörande de grundlägdriftpersonalen fördjupad och tekniska i reaktorer, gande fysikaliska processerna att och haverisituationer utrymme i utbilddriftstörningar ges större ningen,

att underhållspersonalen omfattas av säkerhetsutbildning, ® att mellan säkerhetsspecialisterna främjas genom kunskapsutbytet olika och genom samverkan med de tekniska samarbetsarrangemang högskolorna och Studsvik,

att ett ökat av gemensam utbildning för olika personalkategoinslag rier, exempelvis drift- och underhållspersonal, eftersträvas,

att SKI:s resurser för att följa kraftföretagens utbildningsverksamhet förstärks.

Utredningen konstaterar att kärnkraftverkens normaldrift är reglerad på

ett sätt i säkerhetstekniska bestämmelser (STF). För den faktiska lämpligt säkerheten är kvaliteten i underhåll och av avgörande betydelprovning se. Av stor vikt är också kompetensen hos vissa centrala befattningshavare. Utredningen föreslår

att en intas i STF med innebörd att kärnkraftverk generalklausul skall bringas till säkert avställt tillstånd vid felsituationer under driften vilka inte täcks av instruktioner eller inte kan diagnostiseras omgående,

att SKI formulerar krav i stort för kraftföretagens kvalitetssäkringséâ arbete och för uppföljning av genomförandet,

att SKI:s resurser för ändamålet förstärks kvalitets- och kvantitetsmässigt,

att kompetenskraven för skiftpersonalen preciseras,

att ett system med namngivna, av tillsynsmyndigheterna godkända föreståndare för säkerhetsarbetet övervägs,

att mellan skift sker i striktare former än nu, på bas av överlämningen principkrav från tillsynsmyndigheten.

Kraftföretagens haveriberedskap kan ställas inför krav snabba höga på långtgående beslut. Detta alldeles särskilt för gäller tryckvattenreaktorerna. Haveriplaneringen måste innefatta snabb entydig ansvarsfördelning,

förstärkning av personalresurserna och av

övning beredskapsorganisationen. Utredningen föreslår

att inställelsetiden för vakthavande avkortas till att med ingenjörer säkerhet inte 30 minuter (redan i Barsebäck), överstiga genomfört

att vakthavande skall ha för ingenjör tillräcklig kompetens långtgående drifttekniska beslut,

att inom verken övas även beträffande

beredskapsorganisationen

förlopp med omfattande reaktorskador,

att att i haverisituatio-

tillsynsmyndigheternas befogenheter ingripa

ner och deras för sådana situationer

beredskapsplanering granskas,

att uppbyggnad av en teknisk för av

specialistgrupp förstärkning

kraftverkets kompetens i haverisituationer och att en konövervägs taktman från kärnkraftverket stationeras vid berörd i länsstyrelse samband med ett haveri.

En väl fungerande från driften av kärnkraftverken är

erfarenhetsåterföring

mycket viktig för upprätthållande och av säkerheten.

vidareutveckling

Nuvarande system för är

erfarenhetsåterföring otillräckligt. Utredningen

föreslår därför

att en särskild för och av allvarordning övervägs utredning analys liga tillbud och av särskilt intresse från driftstörningar säkerhetssynpunkt, och att frågan om den formen härför aktualiseras lämpligaste genom SKl:s försorg,

att ett förbättrat i för

system övrigt händelseuppföljning, felanalys

och mellan kraftföre-

erfarenhetsåterföring byggs upp i samverkan tag, tillsynsmyndighet och tillverkare,

att resurserna för kvalificerad av händelser analys rapporterade beaktas särskilt,

att resurser för av probabilistisk riskanalys Rasmussentyp ingår,

att internationellt av utbyte fördjupade analyser stimuleras,

att i verksamheten säkerställs.

offentlig insyn

Utredningen har det svenska

översiktligt granskat forskningsprogrammet

för och dess till internationell säkerhetshöjande åtgärder anknytning verksamhet. konstaterar att den nuvarande till Utredningen forskningen stor del berör tekniska och föreslår bl.a. frågor

att och

forskning kring policy, rollfördelning organisation som säker-

hetsfaktorer tas upp,

att den faktorn beaktas i väsentligt större utsträckning, mänskliga av i teknisk dels genom inrättande ytterligare professurer psykologi vid de tekniska dels genom utvidgning av SKl:s högskolorna, resurser inom området,

att en långsiktig forskning kring utsläppsbegränsande åtgärder

etableras,

att i det internationella förstärks deltagandet forskningssamarbetet och att särskilt den drift- och undervästtyska forskningen kring hållsfunktionen följs uppmärksamt,

att SKI:s för forskning förstärks, planeringsfunktion

att av både svenska och utländska forskningsresultat spridningen stor uppmärksamhet. ägnas

Initiativ, och eller bevakning i annan form av här förberedelse gcmmqiirandc, ankommer på statens kärnkraftinspektion, SKI, föreslagna åtgärder ensam eller i samverkan med andra Utredningen föreslår parter.

att

SKI utan en tids- och åtgärdsplan för av dröjsmål upprättar utredningen här framlagda förslag.

2 Direktiv

- -

Arbetssätt

Bakgrund

Tidigare utredningar på kärnenergiområdet

Redan år 1945 tillkallades den första offentliga utredningen - atomkommittén - med uppgift att för planlägga forskningsarbetet atomenergins utveckling. Atomkommitténs förslag godtogs av statsmakterna (prop. 1947:131, SU 217, rskr 403).

I 1955 anordnade FN en första konferens i Geneve om atomaugusti energins fredliga utnyttjande.

Som följd av den tillkallade handelsministern i december 1955 en utredmed att fram om atomning uppdrag lägga förslag arbetsuppgifterna på energiområdet.

1955 års lade redan efter tre månader fram sitt beatomenergiutredning tänkande (SOU 1956:11). Utredningen angav riktlinjer för ett brett upplagt svenskt utvecklingsprogram, innefattande såväl reaktorer som bränsle, och för organisationen av arbetet. Dessa riktlinjer kom att bli bestämmande för det svenska under år. atomenergiprogrammet åtski-lliga

Våren 1956 lades en i fram för proposition fråga riksdagen (prop. 1956:176). Den energipolitiska för att satsa undermotiveringen på atomenergin ströks starkt. Departementschefen framhöll bl.a. att det är väsentligen genom denna som vi kan undvika att vår energikälla energiförsörjning blir beroende av en alltmer ökad måste därför bränsleimport. Sverige med all kraft göra en självständig insats för en efter våra förhållanden anpassad utveckling på atomenergiområdet. Mot denna bakgrund tillstyrktes utredningens reaktor- och

bränsleprogram.

Propositionen godkändes av riksdagen utan debatt (3 LU 22, rskr 344).

l enlighet med inrättades ett särskilt utredningens förslag rådgivande organ till för regeringen, delegationen atomenergifrågor. Delegationen hade även till uppgift att underlätta samråd mellan handelsdepartementet och andra berörda och fick departement myndigheter. Delegationen senare som

ställning tillsynsmyndighet enligt den nya atomenergilagen (1956:306). Granskningen av atomenergianläggningar m.m. från säkerhetssynpunkt handhades av en särskild reaktorförläggningskommitté

inom delegationen.

I samband med Suezkrisen i mitten 1950-talet framstod det som ett på nationellt intresse att minska beroendet av omvärlden på energiområdet. Sådana tankegångar starka i det betänkande, som tog sig mycket uttryck den statliga i december 1956 (SOU 1956:46).

bränsleutredningen avgav

Utredningen ansåg att bränsleimporten och handelspolitiskt beredskapsmässigt hotade att växa oss över huvudet. En aktiv framenergipolitik stod som en för fortsatt

ovillkorlig förutsättning välståndsutveckling.

framhöll att den enda aktuella inhemska källa, som förmår Utredningen att uthålligt tillgodose nytillkommande behov, utgörs av våra uranhaltiga förutsatte därför först och främst, oljeskiffrar. Bränsleproblemets lösning att den aktiva inriktades ett snabbt av energipolitiken på tillgodogörande att man snabbt skulle kunna uppnå atomenergin. Utredningen ansåg den önskvärda av bränsleimporten att använda avlastningen genom atomreaktorer för värmealstring.

Redan i 1957 års statsverksproposition åberopades bränsleutredningens som motiv för en ny av anslaget till atomsynpunkter kraftig höjning energiverksamhet.

Under slutet av 1960-talet genomfördes en organisatorisk översyn på som även berörde atom-

energiområdet myndighetsuppgifterna på

om och dess reaktorförläggenergiområdet. Frågan atomdelegationens i de direktiven till 1966 års ningskommittés ställning ingick ursprungliga och i av år 1969 fick utredningen tilläggsatomenergiutredning, början direktiv som bl.a. till att omfatta även avgiftsfinanutvidgade uppdraget av verksamhet. I december lade utredningen fram siering myndighetens ett betänkande med till en av de resurser för förslag väsentlig ökning och tillsyn som stod till reaktorförläggningskomsäkerhetsgranskning mitténs (Ds l 1969:7). Dessa resurser borde administrativt förfogande till statens varvid kommittén skulle bestå i knytas strålskyddsinstitut, form av en nämnd till institutets styrelse. Vidare föreslogs att rådgivande skulle och dess allmänt beredande och rådgivande delegationen upphöra fördelas vederbörande departement och AB Atomenergi. uppgifter på

I en som lades fram i mars 1970, förordades utredningens proposition, beträffande ökade resurser för det tekniska säkerhetsarbetet hos förslag I var emellertid departementstillsynsmyndigheten. anknytningsfrågan chefen inte beredd att ta ställning förrän förslagen från två utredningar energikommittén och kommerskollegieutredningen prövats. Delegationen och fick därför bestå till dess en

reaktorförläggningskommittén

samlad av och samordningsproblemen på anprövning organisationsområden kunde beslöt i härmed gränsande äga rum. Riksdagen enlighet (prop. 1970:83, SU 94, rskr 220).

I avvaktan en av olika

på slutlig lösning organisationsfrågan vidtogs

för att ställning som självständig åtgärder understryka delegationens och den tekniska expertisen inom delegationen säkerhetsmyndighet förstärktes. Vidare den nära anknytningen till upphörde tidigare vederbörande departement.

för ombildades 1974 till en självständig Delegationen atomenergifrågor myndighet, statens kärnkraftinspektion.

Under senare hälften av 1960-talet ökade medvetenheten om de risker för

stora som är med kärnkraften. Stockholms elverk olyckor förknippade ansökte 1968 om tillstånd att ett kärnkraftvärmeverk vid Värtan uppföra

endast några km från Stockholms centrum. Detta reaktorföravstyrkte läggningskommittén. Därefter tillsattes närförläggningskommittén. Dess betänkande (SOU 1974:56), Närförläggning av kärnkraftverk presenterades i juni 1974.

rekommenderade Närförläggningsutredningen slutligen att värrneproduktionen i landets kärnkraftvärmeverk men storstadsregioner utnyttjar att utpräglad närförläggning undviks till dess erfarenheter ytterligare vunnits av anläggningar lokaliserade enligt dittillsvarande principer.

Delegationen för forskning rörande kärnkraftens säkerhets- och miljöfrågor (Kärnsäkforsk) tillsattes år 1972 för att planera och administrera ett med sådan som är av

forskningsprogram inriktning på forskning bety-

delse för myndigheternas av kraftreaktorers, främst lättvatbedömning tenreaktorers, säkerhet och inverkan på miljön såvitt avser radioaktivt utsläpp.

Verksamheten omfattade i huvudsak följande huvudområden:

0 haveriförebyggande system och åtgärder, 0 konsekvenslindrande och inkl. och haverisystem åtgärder störningsanalys, 0 radioaktivt avfall och reningssystem, o och samt

strålskyddsfrågor miljöeffekter

o säkerhetskriterier.

Kärnsäkforskzs verksamhet bekostades av kärnkraftproducenterna. Verksamheten överfördes år 1976 till statens och statens kärnkraftinspektion strålskyddsinstitut.

I samband med att försvarsstaben år l972 över av statens vatyttrade sig tenfallsverk föreslagna kraftstationslägen vid Tunaberg, Brodalen och Lyse aktualiserade den frågan om bergförläggning av kärnkraftverk. Med anledning härav beslöt Centrala driftledningen (CDL) i 1973 att april utreda bl.a. de anläggningstekniska möjligheterna att från krigsskyddssynpunkt förlägga kärnkraftverk i berg.

I 1974 tillsatte CDL en vars arbete till att maj utredning, syftade klarlägga för- och nackdelar från med en reaktorsäkerhetssynpunkt bergförlagd kärnkraftstation jämfört med en station ovan jord. Utredningen redovisade i betänkandet av kärnkraftstationer ur reaktor- Bergförläggning säkerhetssynpunkt principer och principlösningar för en bergförlagd kärnkraftstation samt frågor rörande mot Även skydd sabotage. frågor rörande nedläggning av en kärnkraftanläggning efter brukbarhetsperiodens slut behandlades. Utredningsarbetet avsåg i huvudsak

enkärn-

kraftstation med aggregat av kokartyp med 1.000 MW eleffekt. Aven ett alternativ med en reaktor av tryckvattentyp behandlades.

och de av CDL utförda ut-

Närförläggningsutredningen utredningarna

bl.a. för det som regeringen gjorde underlag energipolitiska program

1975 lade fram i propositionen Energihushållning (prop. 1975:30).

I denna att det svenska kärnkraftproproposition föreslog regeringen t.o.m. år 1985 borde till 13 block. Regeringen föreslog grammet begränsas även att förstärka resurserna kärnsäkerhetsområdet. Riksdakraftigt på förslag (NU 1975:30, rskr 1975:202). gen tillstyrkte regeringens

2.2 1979 års beslut och förarbetena härtill

energipolitiska

I 1975 fick i av att utföra juli kärnkraftinspektionen uppdrag regeringen en studie över vissa Uppdraget avsåg i huvudsak reaktorsäkerhetsfrågor. säkerheten hos lättvattenreaktorer och var avsett att ingå i underlaget för det beslut som avsågs att fattas år 1978. Kärnkraftinspekenergipolitiska tionen redovisade arbetet i rapporten Reaktorsäkerhetsstudie som presenterades i juni 1977.

Hälso- och vid av olika energikällor, bl.a. miljöeffekterna användning kärnkraft, har studerats av och miljökommittén som tillsattes av energii februari 1976. redovisades i bejordbruksministern Utredningsarbetet tänkandet Hälsa, vilket överlämnades till (SOU 1977:67) Energi, Miljö, energikommissionen för att ingå i dess arbete.

tillkallades i december 1976 för att utarbeta alterna- Energikommissionen tiva till utformning för tiden fram till år 1990. förslag energipolitikens Kommissionens arbete så att fem expertgrupper med an-

organiserades

svar för var sitt område underlag för komtog fram och sammanställde missionens inom Dessa ställningstagande resp. verksamhetsområde. områden var säkerhet och miljö, energitillförsel, energihushållning, styrmedel samt och Kommissionens arbete forskning utveckling. presenterades i två betänkanden (SOU 1978:17) Energi och (SOU 1978:49) Energi, hälso; och säkerhetsrisker. Beträffande kärnkraften fann kommiljömissionen att de effekterna under normaldrift är tolerabla, att negativa riskerna för stora inom med hänsyn till olyckor ligger godtagbara gränser de alternativ som står till buds och verksamhetens sociala nytta samt att tillfredsställande tekniska för förvaring av högaktivt avfall lösningar finns. Mot denna fann kommissionen att man varken bör avbakgrund veckla kärnkraften eller binda vid den som en oundgänglig del av vårt sig en större av kärnenergiverksamheten i Sveenergisystem genom ökning anslöt i Riktlinjer för energipolitiken rige. Regeringen sig propositionen (prop. 1978/ 791115), som beslutades den 1 mars 1979, till energikommissionens och att det svenska kärnenergibedömningar föreslog riksdagen skulle till 12 kärnkraftblock. I propositionen framprogrammet begränsas lades även till för att höja säkerförslag kraftiga satsningar på åtgärder heten vid drift av kärnkraftreaktorer.

Inverkan av haveriet vid Three Mile Island nr 2

Den 28 mars 1979, ungefär en månad efter det att regeringen lagt fram sin proposition om den framtida energipolitiken för riksdagen, inträffade haveriet i kärnkraftblocketThree Mile Island nr 2. från Rapporteringen haveriet i svenska massmedia upphov till en mycket omfattande disgav kussion om säkerheten vid produktionen av elektrisk i kärnkraftenergi verk. Bl.a. ifrågasattes om de av dessa risker som beskrivningar tidigare redovisats i statliga utredningar och av kraftindustrin varit korrekta. Diskussionen ledde så småningom till att de politiska partierna enades om att inte under våren 1979 behandla de i prop. 1978/791115 framlagda förslagen med anknytning till kärnenergin. I stället kom man överens om att i en folkomröstning, i början av år 1980, låta väljarna ta ställning till kärnkraftens framtida roll i den svenska energiförsörjningen och först därefter fastställa de slutliga riktlinjerna för energipolitiken.

2.3 direktiv m.m.

Reaktorsäkerhetsutredningens

Internationell bakgrund

Onsdagen den 28 mars 1979, klockan 04.00 på morgonen, inträffade vid kärnkraftverketThree Mile Island, block 2 (TMI-2) i USA en driftstörning, som kom att utvecklas till ett komplicerat, oförutsett händelseförlopp med bl.a. betydande skador på blockets reaktorhärd som följd. Stora delar av härdens innehåll av radioaktiva ämnen ut i släpptes reaktorbyggnaden och i viss mån i anslutande utrymmen. Utsläppen till omgivningen blev Haveriet betraktas som den svåraste och begränsade. allvarligaste olycka som inträffat vid ett kommersiellt kärnkraftverk i USA. Händelseförloppet har gett anledning till analyser av och intensiva diskussioner om olycksorsakerna, och säkerheten vid fortsatt uthändelseförloppet nyttjande av kärnkraft, inte bara i USA utan världen över.

I USA tillsatte landets en kommission under av dr. president ledning Iohn G. Kemeny med uppdrag att undersöka orsakerna till olyckan och att utfärda rekommendationer för att förhindra liknande händelser i framtiden. Kommissionen överlämnade sin rapport till Carter president den 30 oktober 1979. Mer eller mindre omfattande eller speciella utredningar och undersökningar har eller i ett flertal andra företagits påbörjats former i USA, däribland av särskilda kommissioner eller arbetsgrupper, tillsatta av senaten och av kongressen. Den amerikanska kärnkraftinspektionen (NRC) har i flera rapporter redovisat och analyserat haveriförloppet och de lärdomar som bör dras därav för det fortsatta säkerhetsarbetet. NRC har även tillsatt en särskild utredning under ledning av juristen Mitchell som skall hela Rogovin, gå igenom haveriförloppet, inklusive NRC:s eget handlande under förloppet.

Flera andra amerikanska myndigheter och forskningscentra har också med analyser av haveriet och dess följdverkningar. bidragit

länder, däribland Danmarkfrankrike, Japan och Förbundsre- Många publiken Tyskland, samt den europeiska gemenskapen, EG, har sänt detill NRC och Three Mile Island för att få direkta informationer legationer om och dess orsaker. Delegationerna har avlämnat mer olycksförloppet eller mindre omfattande rapporter.

I fick statens kämkraftinspektion (SKI), som en första åtgärd av Sverige den 5 1979, i uppdrag att redovisa vad som inträffat vid regeringen april haveriet och vilka detta föranledde beträffande svenska kärnåtgärder kraftblock. redovisade resultaten av sin undersökning i en Inspektionen daterad den 3 1979. rapport, maj

En särskild avseende strålskydds- och beredskapsaspekter, rapport, överlämnades den 7 1979 av statens strålskyddsinstitut till SKI. juni

Reaktorsäkerhetsutredningens direktiv

Vid den 26 april 1979 bemyndigades statsrådet regeringssammanträde Tham att tillkalla en kommitté med högst 12 ledamöter, med uppdrag att av bl.a. reaktorsäkerhetsstudier och olyckan vid på grundval gjorda kärnkraftverketThree Mile Island, block 2, dels överväga om det finns att omvärdera kärnkraftens risker, dels utreda vilka anledning väsentligt som bör för att stärka säkerheten vid de svenska kärnåtgärder vidtagas kraftverken.

I sitt anförande till utvecklade statsrådet Tham närmare inneprotokollet börden av det och anförde härom bl.a. angivna utredningsuppdraget följande.

Kommittén bör insamla och utvärdera det material, både svenskt och utländskt, som finns rörande såväl olyckan vid Three Mile tillgängligt Island, block 2, som anläggningen i övrigt. Speciellt bör kommittén utreda om det haveri som inträffade i på den 28 anläggningen morgonen mars 1979 har berörts eller i nämnts i de säkerhetsanalyser som övrigt rörande Three Mile Islands kärnkraftverk eller andra anläggninggjorts ar av liknande konstruktion. Om så har skett bör kommittén utreda om det inträffade haveriet, med till antalet ackumulerade reaktorår hänsyn etc., väsentligt avviker från vad som kan förväntas. Kommittén bör även utreda huruvida ett haveri liknande det som inträffat vid Three Mile Island, block 2, kan inträffa i svenska kärnkraftverk samt hur stor sannolikheten i så fall är att detta kan inträffa.

Kommittén bör vidare redovisa för uppbyggnaden av principerna i svenska och utländska kärnkraftverk och hur säkerhetssystemen säkerhetsanalysen av kärnkraftverken har utförts.

Kommittén bör särskilt redovisa hur riskerna har beräknats för haverier som orsakats av flera av varandra oberoende felfunktioner i reaktorsystemen. Betydelsen av reaktoroperatörernas över drifinflytande ten av kärnkraftverk vid uppskattning av riskerna för haverier bör analyseras och redovisas.

Med anledning av resultat som erhålles vid utredningen av dels haveriet vid Three Mile Island, block 2, dels de riskbedömningar och säkerhetsanalyser som har genomförts och genomförs rörande kärnkraftverk bör kommittén ta ställning till om de erfarenheter som härvid erhållits föranleder ändrade bedömningar av säkerheten i samband med produktion av elektrisk i kärnkraftverk. Kommittén bör energi vidare studera de svenska kärnkraftblocken och i samverkan med kärnkraftinspektionen dra upp de närmare riktlinjerna för hur arbetet med att minska riskerna för och konsekvenserna av stora olyckori kärnkraftverk skall bedrivas. Kommittén bör lämna till dels förslag inom vilken eller vilka av de tre åtgärdskategorierna haveriförebyggande, haveribekämpande och konsekvenslindrande åtgärder - som de primära insatserna bör dels vilka dessa insatser bör vara. En göras, utgångspunkt bör härvid vara att kommitténs arbete bör leda fram till en åtgärdsmodell som inte är bunden till ett speciellt kärnkraftverk utan kan tillämpas generellt.

Kommittén bör även lämna förslag till inriktning och utformning av kärnkraftinspektionens forskningsprogram kring säkerhetshöjande åtgärder i befintliga kärnkraftverk. Kommittén bör särskilt studera de utländska forskningsprojekt som berör säkerhetshöjande åtgärder och ange vilka av dessa som är av intresse för svenskt vidkommande.

Kommittén bör, när det gäller säkerhetshöjande i de svenska åtgärder kärnkraftblocken, liksom vid kämsäkerhetsrelaterade överövriga väganden, beakta den kompetens som finns vid statens kärnkraftinspektion och de utredningar som inom området. tidigare gjorts Arbetet bör bedrivas så att det kan redovisas senast i november slutligt 1979.

Utredningsdirektiven återfinns i sin helhet i appendix 1.

2.4 bedrivande

Utredningsarbetets

Kommittén antog vid sitt första sammanträde den 22 1979 namnet maj

Reaktorsäkerhetsutredningen. Sammanlagt har kommittén hållit 12 sam-

manträden.

Särskilda utredningar och sammanställningar

På av kommittén har följande särskilda utredningar och samuppdrag utförts av nedan eller företag: manställningar angivna personer o till för förbättring av inneslutningsfunk- Förslag forskningsprogram tionen i kärnkraftverk av Kjell Johansson vid Studsviks Energiteknik AB,

0 Beräkning av individ- och kollektivdoser från atmosfäriska utsläpp vid TMI av Kay Edvarson, statens strålskyddsinstitut,

0 Radiologisk analys avTMI av Lars Malmqvist, statens strålskyddsinstitut, 0 Utsläppsbegränsande anläggningar vid kontrollerat utsläpp av gas och ånga från reaktorinneslutningar av Gunnar Svedberg, Kungl. Tekniska Högskolan,

o under olycksförloppet vid TMI-2 av Bo Rydnert, Operatörsåtgärder LUTAB,

o Review of the Three Mile Island Nuclear Power Station Accident av Det Norske Veritas,

0 of Assurance for a Swedish PWR Safety Study Quality Programme Plan av Det Norske Veritas,

0 av vattennivån i TMI-2-reaktorn vid haveriet den 28 mars Bedömning 1979 av Kurt M Becker, Kungl. Tekniska Högskolan,

0 TMI-2, av radiolys och till gasbubblan Uppskattning övriga bidrag av H.Christensen, Studsvik, T. E. Eriksen, KTH, K. Pettersson, Studsvik, och E. Rosén, Umeå Universitet,

0 metodik vid reaktorsäkerhetsstudier med avseende på Riskanalytisk funktionsförmåga och bedömningsproblem av Bo Rydnert, mänsklig LUTAB, o av av Göran Lilja, Rapporteringsverksamhet flygsäkerhetsbetydelse FFA, 0 av vid haveriet i Three Termohydraulisk analys händelseförloppet Mile Island 2, USA, för de första 16 timmar- Harrisburg, Pennsylvania, na av Bo Braun.

Dessa och sammanställningar har, jämte särskilda specialutredningar utarbetade av enskilda utredningsledamöter, samlats i en promemorior särskild l 1979:22) till kommitténs betänkande. Pershabilaga (Ds Bengt gen, Studsvik Projektadministration AB, har vidare på utredningens utarbetat en sammanställning för reaktorsäkerhet. uppdrag Principer Materialet i denna har inarbetats i olika kapitel i betänkanpromemoria det, främst kapitel 3 och 4.

Studiebesök

Kommittén har studiebesök vid kärnkraftverk och vid företagit Ringhals AB Kärnkraftutbildnings i Studsvik. Därvid har anläggning utredningen haft diskussioner med företrädare för vid ledningen respektive anläggningar och med företrädare för olika såsom personalgrupper reaktoroperatörer.

Därutöver har enskilda ledamöter besökt Barsebäcks kärnkraftverk och den norska i Halden. I Halden studerades

kärnforskningsanläggningen

speciellt kontrollrumsfrågor.

Kommitténs samtliga ledamöter och sekretariatet under veckan företog den 20-25 1979 en studieresa till USA. augusti På programmet stod bl.a.

0 och diskussioner med olika enheter och

överläggningar projekt-

grupper inom den amerikanska rörande kärnkraftinspektionen (NRC), säkerhetsfrågor som aktualiserats av haveriet vid TMI-2.

o Bevistande av förhör Kemeny-kommissionens med bl.a. personer i ledande ställning inom NRC.

o Diskussioner med chefen för den projektgrupp (NSAC) som på uppdrag av den amerikanska kraftindustrins forskningsinstitut (EPRI) gjort en omfattande teknisk analys av vid TMI-2. haveriförloppet

0 Besök vid kärnkraftverketThree Mile Island. Tre av kommitténs ledamöter hade därvid tillfälle att även besöka kontrollrummet för block 2.

0 Diskussioner med företrädare för Pennsylvania Emergency Management Agency, dvs den som är för bered-

delstatsmyndighet ansvarig skapsplanläggning och utrymning.

Därutöver hade i USA ett antal samtal med enskilda forskautredningen re och företrädare för olika organisationer (se vidare appendix 3).

Den 29-31 oktober besökte två ledamöter och huvudsekreteraren ånyo USA i samband med att Kemeny-kommissionen överlämnade sin rapport. Härvid gavs tillfälle till diskussioner såväl med ledamöter av kommissionen som med experter ur dess stab. Vidare besöktes NRC, bl.a. för diskussion med företrädare för den arbetsgrupp inom NRC som nyligen lagt fram sina rekommendationer om säkerhetshöjande åtgärder på läng- re sikt (NUREG 0585).

Kontakter med myndigheter och företag

Vid besöket i USA i 1979 erhöll de rekommendatioaugusti utredningen ner om säkerhetshöjande kort sikt som då åtgärder på just framlagts inom NRC (NUREG-0578, Denton 1979).

Reaktorsäkerhetsutredningen

överlämnade dessa rekommendationer till Oskarshamns AB, Kraftgrupp statens vattenfallsverk och AB samt till statens Sydkraft kärnkraftinspektion med anhållan om kommentarer till rekommendationerna samt om

vilka de påkallade för svenskt vidkommande. Dessa frååtgärder ansåg skriftliga svaren diskuterades med företrädare för kraftföretagor och de den 20 september 1979. Utredgen och SKI vid utredningssammanträde anhöll även om synpunkter från reaktortillverkarna (Asea-Atom ningen och i hithörande frågor. Svaren diskuterades med företrä- Westinghouse) dare för nämnda vid sammanträde den 10 oktober 1979. företag

Vidare har kommittén i haft diskussioner med ett antal forskare Sverige inom olika områden. Kommitténs ordförande har också och experter kontakt med olika i kärnkraftfrågan, närmast i syfte tagit intressegrupper att informera sig om i vad mån genom dessa gruppers försorg företagits eller initierats vetenskapliga undersökningar av intresse för kommitténs arbete. En över dessa kontakter återfinns i appendix 3. förteckning

Underlag från andra länder

Genom av vetenskapsattachén vid svenska ambassaden i förmedling Lars Gunnar Larsson, har kommittén fått del av det mycket Washington, omfattande i reaktorsäkerhetsfrågor, som tagits fram utredningsmaterial i USA före och efter haveriet vid TMI-Z.

Detta finns förtecknat i i appendix 5. Vetenskapslitteraturförteckningen attachén i Washington medverkade även vid uppläggning och genomförande av de i ett tidigare avsnitt nämnda besöken.

Av det omfattande amerikanska materialet kan, förutom de i direktiven nämnda s.k. Rasmussen- och Lewisrapporterna (WASH-1400, NUREG/CR-0400) nämnas följande:

o NRC:s inspektionsenhets redogörelse för och analyser avTMI-2haveriet (NUREG-0600).

0 NRC:s om lärdomar av haveriet vid TMI-2 med rapporter dragna rekommendationer om säkerhetshöjande åtgärder (NUREG-0578, NUREG-0585).

0 avTMl-2-haveriet av the Nuclear Safety Analysis Center (en Analysen projektgrupp inom den amerikanska kraftindustrins forskningsinstitut, EPRI (NSAC-l).

o En rapport om säkerhetshöjande åtgärder utarbetad av en arbetsgrupp inom Tennessee Valley Authority, ett av USA:s största kraftföretag (TVA 1979).

o Kemeny-kommissionens rapport till USA:s president om haveriet vid TMI-2 med förslag till säkehetshöjande åtgärder (Kemeny 1979), samt kommissionens utskrifter av bandinspelningar av stabsrapporter,

kommissionens förhör med företrädare för NRC, leverantörer och innehavare avTMI-2, operatörer och andra befattningshavare vid kärnkraftverket m.fl.

Genom utrikesdepartementets försorg har vidare utredningen fått ta del av ett omfattande från en rad andra länder. Av särskilt rapportmaterial intresse har därvid varit material från Förbundsrepubliken Tyskland. Kommitténs rapportmaterial kommer efter avslutat arbete att deponeras vid statens kärnkraftinspektion. Vid SKI finns även tillgänglig en detaljerad förteckning över erhållet material.

Antal idrifttag na

kärnkraftverk

A

1960 -65 -70 -75 -80 År

Figur 3.1 Antal idrifttagrza kärnkraftverk i världen med en elektrisk nettocjfukt större än 200 MW. 62

-

3 Kämkraftaggregat

och funktion

uppbyggnad

3.1 Kärnkraftens i och i världen i

utbyggnad Sverige Övrigt

Den första kärnreaktorn, som var en forskningsreaktor, togs i drift i december 1942 i Chicago, USA. Denna reaktor utgjorde det första experimentella beviset för att det att frigöra kärnenergi ur uran i en reaktor. gick Efter en trevande inledning startade under slutet av 1940-talet utvecklingen av kärnreaktorer för ubåtsdrift och produktion av elkraft. Utvecklingen av kommersiella reaktorer ledde till att ett antal olika reaktortyper såg dagens ljus. Utvecklingen av gaskylda reaktorer gick snabbast. I slutet av 1950-talet startades ett flertal anläggningar av denna typ för kraftproduktion. Den mest kända är Calder Hall-anläggningen i England som togs i drift år 1956. [Canada och Skandinavien satsade man inledningsvis på utveckling av tungvattenkylda reaktorer. Tungvattenlinjen övergavs i Sverige i början av 1970-talet, medan Canada fortsatte och utvecklingen har utvecklat den s.k. Candu-reaktorn. Utvecklingen av lättvattenreaktorer började i USA under senare delen av 1940-talet. Först utvecklades tryckvattenreaktorer för Litbåtsdrift. Den första tryckvattenreaktorn för demonstration av kommersiell kärnkraft var den s.k. Shippingportanläggningen. Den togs i drift 1957. Den första demonstrationsanläggningen med kokarreaktor togs i drift år 1960.

Utvecklingen av olika reaktorer har i hög grad varit av det kapiavhängig tal som lagts ner på utveckling av de olika typerna. Det försprång som lättvattenreaktorerna har erhållit beror i hög grad på de insatser USA gjorde för utveckling av reaktorer för ubåtsdrift. Lättvattenreaktorernas kommersiella genombrott kom i mitten av 1960-talet då beställningar av stora tryckvatten- och kokarreaktorer gjordes.

Den helt dominerande delen av världens kärnkraftutbyggnad baseras idag på lättvattenreaktorer. Dessa reaktorer har genomgått en omfattande teknisk utveckling under de Senaste åren. För närvarande går utvecklingen emellertid mot mera standardiserade konstruktioner.

Den första reaktorn i Sverige, forskningsreaktorn R 1, togs i drift år 1954. R 1 var förlagd underTekniska Högskolan i Stockholm och konstruerad för drift med naturligt uran som bränsle och tungt vatten som moderator. Den första reaktorn för värme- och i var

kraftproduktion Sverige Ågesta-

var av och hade tungt vatten

reaktorn.Ågestareaktorn tryckvattentyp

som kylmedel och moderator. Reaktorn togs i drift 1963. Den första lätt- Vattenreaktorn för elkraftproduktion i var Oskarshamn 1. Sverige

Oskarshamn 1 beställdes av Oskarshamnsverkets kraftgrupp AB (OKG)

ijuli 1965. Reaktorn togs i drift 1974. Omfattningen av det svenska kärnkraftprogrammet framgår av tabell 1.1, kapitel 1.

Antalet kärnkraftverk i drift i världen framgår av figur 3.1. Sammanlagt är

det cirka 40 länder som har kärnkraftverk i bruk för produktion av tagit elkraft eller som har för avsikt att det. Utbyggnadstakten för kärngöra kraft har under senare år mattats något bl.a. beroende på att ökningstakten i elektrisk kraft mattats av. Även för efterfrågan på prognoserna den framtida av kärnkraften har modifierats av denna anutbyggnaden ledning.

3.2 Hur kämreaktorer

fungerar

Grundprinciper Kärnkraftverk är -liksom kol- och oljeeldade kraftverk - värmekraftdär värme omvandlas till elektricitet. De består av ett ånganläggningar och en turbinanläggning med tillhörande elektrogenererande system teknisk Arbetsmediet är vatten som cirkulerar i form av ånga utrustning. från det till turbinanläggningen där en del av ånggenererande systemet dess omvandlas till och därefter vidare till elenergi. energi rörelseenergi sedan och kondenseras till vatten som återmatas till det

Ångan avkyls

För krävs att energi bortförs ånggenererande systemet. kondenseringen vilket innebär att kylvattnet uppvärms.

och

Tryck temperatur

Tryck betecknar kraft per ytenhet. lnom tekniken används ofta enheterna bar och Psi är en av inch. Normalt psi. förkortning pounds per square lufttryck är ungefär 1 bar eller 14,5 psi. Trycket i ett bildäck är två till tre gånger så högt som lufttrycket. Enligt det internationella måttenhetsskall enheten Pascal, Pa, användas fr.o.m. 1978. Fortfarande systemet används dock bar och i stor utsträckning. 1 miljon Pascal (1 MPa) = psi 10 bar. Sambandet mellan bar, Pascal och psi är exemplifierat i tabell l.

Temperaturen mäts vanligen i grader Fahrenheit eller grader Celsius. Sambandet mellan båda dessa temperaturskalor är

_ i

c _ (F-32) 9 där C är celsiusskalans avläsning och F är fahrenheitskalans. Sambandet mellan dessa båda skalor är exemplifierat i tabell 2.

I ett kärnkraftverk alstras den kärnreaktioner primära energin genom

klyvningar -i uranbränsle i reaktorn, se faktaruta 1.1, 1. I ett fos-

kapitel sileldat kraftverk frigörs kemisk i

energi genom förbränningsprocesser

organiskt bränsle i en ångpanna. Reaktorns härd motsvarar ångpannans eldstad. I båda fallen den som värme. uppträder primära energin Detta överförs till arbetsmediet som uppvärms och bringas till kokning vid hög temperatur och högt tryck.

En viktig skillnad mellan ett kärnkraftverk och ett fossileldat kraftverk är att i kärnreaktorn inte helt kan energiutvecklingen stängas av genom yttre åtgärder. Detta fenomen kallas resteffekt. Resteffekten alstras av den energi som de radioaktiva i form av klyvningsprodukterna avger strålning.

I resteffekten avstängningsögonblicket uppgår till ca 5-7 procent av

effektutvecklingen vid fulleffektdrift. Den avtar dock snabbt och är efter

ett dygn endast ca 5 av effekten vid fulleffektdrift. promille

Det finns två typer av lättvattenreaktorer: kokarreaktorer och tryckvattenreaktorer. l kokarreaktorn direkt i härden att genereras ånga genom kylvattnet till

uppvärms kokning.I tryckvattenreaktorn alstras ångan i

värmeväxlare där reaktorkylvattnet värmer upp vattnet i en yttre krets, sekundärkretsen, till l båda fallen har

kokning. ångan ungefär 285°C

temperatur och 7 MPa (70 bar) tryck, vilket innebär att likadana turbiner kan användas.

3:1

Tabell 1 Tabell 2

bar MPa psi °C °F

1 14,5 0,1 0 32

4532 180 2610 18 200 2900 20

Vattnets 3:2

ångtryckskurva

När det av värmetekniska förlopp, Lex. i kärnkraftgäller beskrivningar verk, är hos vatten och vattenånga vid olika tryck och temuppträdandet av central Termen används ofta peraturer betydelse. mättnadstemiøerafzir vid vilken vatten över till vid och anger den temperatur går ånga givet Detta kallas för en För vattryck. tryck mättnadstrycket given temperatur. ten är vid atmosfärstryck 100°C och exempelvis mättnadstemperaturen omvänt är mättnadstrycket vid 100°C ca 1 bar. Vid 70 bar är mättnadstem- 286°C. Genom att rita in sådana punkter i ett diagram med peraturen och fås för vatten (se ne-

tryck- vattentemperaturaxlar ångtryckskurvan

danstående figur).

har kurvan i kallas När vattnet tryck och temperatur enligt figuren vattnet mättat. Om vattnet vid ett har än givet tryck lägre temperatur mättnadskurvan kallas det Om vid ett vattnets underkylt. givet tryck över för detta vattnet temperatur höjs mättnadstemperaturen tryck börjar koka. Omvänt så kommer också vattnet att koka om trycket vid en given

temperatur underskrider mättnadstrycket.

och för PWR och BWR har inlagts i Typiska drifttryck drifttemperaturer För PWR är inlagt drifttrycket 155 bar och in- och utloppstempefiguren. raturerna 290 och 325°C. För BWR är motsvarande värden 70 bar samt 275

resp 285°C.

Tryck (MP3) Arbetsomrâde PWR

we=-_«,i

| |

Icke kokning Kokning

I

- 10 | | Arbetsområde BWR

l

I

5 - il

l

|

I I

||

0 _ l II_ l I ,

100 200 300 400 Temp (°C)

Kokarreaktorns uppbyggnad framgår av 1.1, 1. Det figur kapitel ånggenererande systemet består av reaktortanken och väsentligen (reaktorkärlet) utrustning innanför tanken.l tanken finns härden med uranbränsle.

Ånga bildas i härden, avskiljs i tankens övre del och leds direkt till turbi-

nen. För att förbättra cirkulationen och i härden värmeöverföringen pumpas reaktorvattnet runt i ett antal huvudcirkulationskretsar.

Ång-

och i härden kan ändras värmeutvecklingen med styrstavar, som reglerar

klyvningshastigheten, och genom reglering av varvtalet hos huvudcirkulationspumparna.

Hur en tryckvattenreaktor är visas schematiskt i uppbyggd figur 1.2, kapitel 1. Reaktortanken är fylld med vatten under så att det högt tryck inte kokar.

Ångproduktionen sker i ett antal separata värmeväxlare,

benämnda ånggeneratorer. Man har således två helt skilda kretsar huvudcirkulationskretsen som omfattar reaktorn och ånggeneratorernas primärsida samt sekundärkretsen som omfattar turbinen och ånggeneratorernas sekundärsida. i härden

Värmeutvecklingen regleras med styr-

stavar eller genom av halten bor i reaktorvattnet. Bor - ett ändring neutronabsorberande ämne -

påverkar klyvningshastigheten.

Tvåkretssystemet i tryckvattenreaktorn medför att reaktorns drifttryck blir högre än i kokarreaktorn. I är 15 praktiken reaktortrycket ungefär MPa i tryckvattenreaktorer och 7 MPa i kokarreaktorer. De båda reaktor-

arbetsområden vad typemas gäller tryck och temperatur visas i faktaruta 3.2.

l är turbinen isolerad från tryckvattenreaktorn primärsystemet och från de radioaktiva ämnen som bildas där av reaktorhärdens strålning. I kokarreaktorn är turbinen en del av Det innebär att primärsystemet. radioaktiva ämnen i under drift primärsystemet (framförallt kväve-16) transporteras genom turbinsystemet.

Bränsle

Bränslet består av små av urandioxid som är ett keracylindrar (kutsar) miskt material med Kutsarna är varandra i hög smältpunkt. staplade på

långa kapslingsrör av en som har hållfasthet och zirkonium-legering, hög korrosionsbeständighet. Bränslestavarna är sammansatta i knippen till

bränsleelement (faktaruta 3.3, se även 1.3 och 1.4 i figur kapitel 1).

Vid normal drift råder balans mellan det värme som av produceras klyvningarna i bränslet och det värme som bortförs av kylmediet. Klyvningsprodukterna kvarhålls i bränslet och hindras av att komma ut kapslingen i kylmediet. Bränslet och således en första barriär mot kapslingen utgör spridning av radioaktiva ämnen.

Vid bristande balans mellan och kan bränslet värmeproduktion kylning överhettas och kapslingen sönder. l extrema fall kan bränslet smälta. gå Kapslingsskador kan även korrosion i kombination med uppstå genom mekaniska

påkänningar.

håHarstav

Bränslestav Bränslebox

g J Bottenplatta

Figur 3.2 B ränsleelcnzen t för vn knkarreaktur, 68

Kåmbränsle 3:3

l lättvattenreaktorer är det U-235 som huvudsakligen uranisotopen klyvs och ger upphov till energi. Sannolikheten för att en neutron skall initiera en kärnklyvning ökar med ökande halt av uran-235. Uranet anrikas därför med avseende U-235 innan bränsle tillverkas. För de på isotopen svenska reaktorerna anrikas U-235 från en halt av 0,7% i uran naturligt till mellan 2 och 3%.

Vid uranet i form av urandioxid vilket år

bränsletillverkningen föreligger

ett svart pulver. Den urandioxiden till kutsar, små pulverformiga pressas cylindrar med en längd av 9-15 mm. Diametern varierar beroende vilpå ken typ av reaktor det är fråga om. För BWR är diametern ca 10 mm medan den för PWR är någon eller mm mindre. Skillnaden i diameter några motiveras av att bränslet i PWR har effekt bränsle. högre per volymenhet Bränslet måste därför fördelas på ett större antal bränslestavar. Härigenom minskas belastningen per längdenhet (W/ cm) för den enskilda bränslestaven och därmed också temperaturen i centrum av bränslekutsen. Vid tillåtna effekt högsta skall centrumtemperaturen på den högst belastade bränslekutsen med underskrida god marginal smältpunkten för urandioxid.

Sedan kutsarna till exakt diameter de in i ca 4 m rör slipats stoppas långa av en zirkoniumlegering, Rören med kutsarna kallas bränslezirkaloy. stavar. Zirkaloy har använts som för bränsle i lättkapslingsmaterial vattenreaktorer sedan 1950-talet. I PWR används företrädesvis zirkaloy-4 och i BWR zirkaloy-2.

Legeringarna är zirkoniumbaserade, ca 98%, med tillsatser av tenn, järn och krom. I zirkaloy-2 dessutom nickel. En bränslestav för ingår något BWR innehåller ca 3 urandioxid mot ca 2 för PWR. kg kg

Bränslestavarna sammanhålls med av konstruktionselement i hjälp knippen med kvadratisk tvärsnittsform, bränslestavknippen. I BWR omges dessutom bränslestavknippena av kvadratiska bränsleboxar, för höljerör, att förhindra av reaktorvatten i härden. En bränslebox och tvärströmning ett stavknippe för en kokarreaktor visar i 3.2. fig. Bränslestavknippena omgivna av bränsleboxarna kallas bränsleelement. Bränsleelementen för PWR innehåller ca 250 bränslestavar mot ca 60 för BWR. I PWR är antalet bränslepatroner ca 160 medan det i BWR varierar från 400 till 600. Reaktortankar med bränslehärd för BWR PWR visas i 3.3. respektive fig.

Kokvattenreaktorn (BWR)

Fuktavskiliare Taromhanddesista fukfresternahos ångan.

Ångseparalor r I ångseparatorernabefriasånganfrån g_ vatten, j Utloppför ånga Detfinns fyraelier fler utI0pp,Over1000 g kgångapersekundiämnarreaktorn. _ Änganstemperaturär ca 280°C,

Li

Inloppför matarvatten Varjesekund strömmar det in likamycket ,. a: vatteni reaktornsom det strömmarut ångatill turbinen. Reaktortank ii* Tankenär ca20rn hög och6 rnbred. Tankväggenär ca13cm tjock. Brânsleelement / -. i en kokvattenreaktorkandet finnas400- \ i s-.s “x 600bränsleeielIUlIl.

l . Styrstav N i: I] I en kokvattenreaktorkandetfinnas100» 150styrstavar.

Huvudcirkulationspum.. Vanentasfrånden sk fallspaltenoch / pumpas in i reaktornsbottenigen. Reaktornseffektreglerasmedhjäip av dessapumpar).

Tryckvattenreaktorn (PWR)

Reaktortank Tankenär ca11 m hög och5 m bred. Tankväggenär ca 20cm tjock,

Utloppför kylvatten Detkanfinnas4 utlopp för kylvalfen. Temperaturenhos det kylvattensom F lämnartankenär ca 320°C.

Styrstav len tryckvattenreaktorfinns detca50 styrstavar.(Reaktornreglerasgenom ändringari vanenkemin).

” Inloppför kvlvatten Bränsleeleme.. ü . i enfryckvattenreaktorfinnsdet ca160bränsleeiement.

Figur 3.3 Reaktortank för kokarreaktor och tryckvatteizrøaktor.

4 och

Säkerhetsprinciper säkerhetssystem

Riskerna med kärnkraft är framför allt med de skador som förknippade kan vållas av joniserande strålning från utsläpp av radioaktiva ämnen. Att i alla lägen, inklusive haverisituationer, hålla dem så låga som möjligt är en utgångspunkt för reaktorsäkerhetsarbetet.

I detta behandlas först de hälsorisker som är kapitel översiktligt förknippade med joniserande strålning. Därefter redovisas innehållet av radioaktiva ämnen i härden i en stor lättvattenreaktor. Vidare redovisas översiktligt de utsläpp som sker vid normal drift. Därefter behandlas de grundläggande principerna för säkerhetsarbetet, varefter följer en fyllig teknisk av de tekniska och beskrivning säkerhetssystemens uppbyggnad funktion. beskrivs Avslutningsvis operatörsutbildningen.

4.1 Hälsorisker från

joniserande strålning

Radioaktiva ämnen ger upphov till joniserande strålning (se faktaruta 1:2, kapitel 1) som kan skada levande vävnader.

Man skiljer mellan extern (yttre) och intern (inre) bestrålning. Vid extern

bestrålning befinner sig strålkällan utanför kroppen och vid intern be-

finns den i form av radioaktiva ämnen inom Gammastrålning kroppen. strålningens stora genomträngningsförmåga gör att den har större betydelse som extern strålkälla än vad alfa- och betastrålning har. De två sistnämnda har vid intern eftersom den de betydelse bestrålning strålenergi avger stannar koncentrerat i den vävnad där det radioaktiva ämnet befinner sig.

Cancerrisker

Man vet att kan ge till cancer. De cancertyjoniserande strålning upphov per det framför allt är om är leukemi, sköldkörtelcancer, fråga lungcancer, skelettcancer och bröstkörtelcancer.

Den tid som förflyter från det man utsätts för cancerframkallande påverkan till den tidpunkt då cancersjukdomen uppträder kallas latenstid. Denna är hos människan flera år, ibland flera decennier.

Stråldosen är ett mått på hur mycket strålning t.ex. en vävnad utsätts för (faktaruta 4:1). Det finns ett visst samband mellan stråldos och risken att få cancer. Om 10.000 människor utsätts för en liten stråldos finns risken att ett fåtal individer får cancer Om dosen fördubblas kan man vänta någon gång. sig dubbelt så många cancerfall.

Stråldoser 4:1

Stråldosen är den strålenergi som kilogram av den bestråtagits upp per lade vävnaden. Stråldoser anges vanligen i rad. En rad betyder att vävnaden strålenergi av en hundradels joule kilogram. En ny tagit upp en per enhet för stråldos enligt SI-systemet är 1 gray = 1 joule per kilogram.

Olika av joniserande strålning, tex gammastrålning och neutroner typer (se faktaruta 1:2) ger olika stor biologisk effekt även om den upptagna energin är lika. För biologiskt likvärdiga stråldoser har man därför infört begreppet dosekvivalent som anges i rem. En dosekvivalent om en rem ger i huvudsak samma biologiska skadeverkan oberoende av vad slags joniserande strålning det är fråga om. Man talar ofta om dos när man egentligen menar dosekvivalent. Vilket begrepp som avses får då i stället framgå av sorten rad eller rem.

Om hela kroppen vid ett tillfälle utsätts för stråldoser på mer än några hundra rem leder det till svåra sjukdomssymtom. Den bestrålade kan dö efter kort tid (se faktaruta 4:5). Så stora helkroppsdoser kan uppträda bara vid olyckor och kärnvapenkrig.

Den naturligt förekommande joniserande strålningen (se faktaruta 1:2) ger människa i en dos 100 millirem (0,1 rem) per år, med varje genomsnitt på variationer mellan olika individer flera tiotal millirem på per år eller mer.

Den internationella strålskyddskommittén (ICRP) och FN:s vetenskaplistrålningskommitté (UNSCEAR) har sammanställt siffror från olika ga undersökningar av verkningar av större stråldoser. Mortalitetsrisken, d.v.s. risken att dö i cancer orsakad av dessa stråldoser, uppskattas till 1-2 på 10.000 per rem. Morbiditetsrisken, d.v.s. risken att insjukna i cancer till följd av strålningen, uppskattas vara ungefär dubbelt så stor, men varierar mellan olika cancertyper. att bedöma risken att få mycket Svårigheten cancer då man utsätts för låga stråldoser behandlas i faktaruta 4:2. Cancerrisken för människor har kunnat bestämmas genom direkta iakttagelser bara vid förhållandevis höga stråldoser. Ett exempel är erfarenheter från de överlevande efter bombningarna i Hiroshima och Nagasaki (faktaruta 4:3). Vid riskbedömningar räknar vi i detta betänkande med ett s.k. linjärt samband mellan stråldos och cancerrisk även vid låga stråldoser (se vidare faktaruta 4:4).

De man anger är ett medelvärde

risksiffror för samtliga cancertyper hos e.

större människor med normal ålders- och Man grupp könsfördelning. mäste dock vara medveten om att risksiffrorna varierar med olika cancertyper. För en del cancertyper förekommer också en viss variation beroende på individens ålder och kön. För t.ex. leukemi är risken för vuxna 2 på 100.000 per rem, för barn 5 100.000 25 100.000 på per rem och för foster på per rem. Det genomsnittliga riskvärdet i en med normal befolkning

åldersfördelning blir 2,5 på 100.000 per rem.

Vid använder man ofta

riskberäkningar begreppet kollektivdos. Kollektiv-

dosen är lika med den stråldosen antalet männigenomsnittliga gånger skor. Om t.ex. den stråldosen är 1 rem och antalet undergenomsnittliga sökta människor 5.000 är kollektivdosen 5.000 manrern. Kollektivdosbegreppet är framför allt användbart vid samband mellan dos och linjärt risk.

att fastställa cancerrisk vid doser

Svårigheter små 4:2

Svårigheterna att fastställa sambandet mellan stråldos och hälsorisk beror på statistiska och kan inte Det också för olika lagar kringgås. gäller ärftliga skador från och för av kemiska ämnen -i det strålning påverkan senare fallet tillkommer dessutom andra grundläggande svårigheter.

I

Sverige insjuknar drygt 30 000 personer i cancer varje år. Det är omkring

36 fall per 10000 innevånare. I en befolkningsgrupp på 5000 personer kan

man alltså normalt förvänta 18 cancerfall sig omkring per år. Om dessa 5000 personer utsätts för 1 rem joniserande strålning per år, tex i arbetet, beräknar man att man kan vänta eller extra fall av cancer. sig något några Det tillskottet går inte att till av de variatio-

upptäcka följd slumpmässiga

nema kring det förväntade värdet 18 fall per år. Variationer eller uppåt nedåt på, i detta ca 3-6 fall om året är vad man måste exempel, nämligen vänta sig.

Om den stråldosen till var och en i genomsnittliga Sveriges befolkning ökade med 1 millirem att per år kan man vänta sig några fler personer troligen ett par tre stycken - så i cancer. per år småningom insjunknar Mot bakgrund av den slumpmässiga variationen 150400 fall per år på bland åtta miljoner skulle en sådan inte kunna iakttas. personer ökning

I fall har vi räknat med doser utöver den normala samtliga bakgrundsstrålningen.

Ärftliga skador

Om den förorsakar skador på arvsmassan i könsjoniserande strålningen cellernas kromosomer förs skadan vid befruktningen vidare till nästa individ. Skadan är ärftlig. Man har genom överslagsmässiga beräkningar kommit fram till att risken för en genetisk skada är 1 på 10.000 per rem. Dessa värden och av barn grundar sig på djurförsök på undersökningar för från atombomberna i till personer som utsatts strålning Japan.

När det skador bör man lägga märke till att de kvinnliga gäller ärftliga könscellerna de skador som de utsätts för under kvinnans hela liv. lagrar Kvinnor föds med en anlag till äggceller. Dessa ligkomplett uppsättning tills och eventuell befruktning sker. Detta är ger i vilstadium ägglossning inte fallet med könsceller, där det sker en omsättning av celler. manliga

Cancerfrekvensen bland överlevande efter 4:3

atombomberna över Hiroshima och

Nagasaki

Bland de överlevande efter i Hiroshima och Nagasaki atombombningarna märktes först en av leukemi (blodcancer). I en undersökt grupp ökning ha fått en stråldos mer än 10 rem om 20000 personer som beräknades på från atombomberna förekom fram till 1972 84 leukemifall. Antalet fall utan skulle normalt ha varit ca 14. Allt tyder på att leukemibestrålning risken var år 1955, 10 år efter bestrålningen. Därefter avtog risken högst Detta stämmer med vad som är känt från andra fall av bestrålade gradvis. människor, bland annat en engelsk grupp av patienter som röntgenbestrålats mot ledsmärtor och ryggåkommor.

Ökningen av antalet leukemifall börjar märkas ett par tre år efter bestrål-

Den Ökade risken kvarstår i ett antal år. Sedan avtar den för att ningen. bli normal efter 20-25 år. För andra cancerformer med ungefär igen latenstid har man inte kunnat om risken minskar med längre avgöra tiden.

För den undersökta 20000 som hade fått mer än 10 rem gruppen japaner från atombomberna finns siffror även för andra cancerformer från tiden 1950-1972. Antalet dödsfall i alla andra former av cancer än leukemi var under denna 1075 med väntade 918. Mellanskillnaden, 157 period jämfört fall, kan ha orsakats av Det finns säkra tecken på att den strålningen. inga cancerrisken ännu skulle ha avta inom denna Medelårliga börjat grupp. åldern emellertid bli Det verkar därför osannolikt i gruppen börjar hög. att det totala överskottet kan bli mer än 250 cancerfall även om den årliga risken för de bestrålade aldrig sjunker.

Det s.k. sambandet vid Sannolikheten

linjära låga doser 4:4

artfácancer L

C C O Som vid risken att dö i O

tidigare sagt bedöms _ _ _ _ _ __

AR(::::_:___.__ | cancer som l-2 10.000 för en dos en

på på l I rem. När det gäller relativt stråldoser I | höga

I I har man kunnat iaktta en ökad fö- I |

verkligen

I I rekomst av cancer av den ^ * R

storleksordning- I I

en. Därifrån l I

är steget långt till att uppskatta

hur /V U :Stråldos

många cancerfall man kan vänta efsig Do AD AD ter en dos på bara någon millirem

per år ut- FigurA. Det linjära sambandet mellan stråldos och sannolikheten över den

naturliga bakgrundsstrålningen (risken) attfå cancer. Risken ökar rdtlinjigtfrån mycketldga strål-

(cirka 100 millirem per år). Som av doser till de observerande värdena vid höga stråldoser. Okningen

framgår

av sannolikheten vid ett givet dostillskott är alltid densamma. faktaruta 4:2 kan man inte så små

belägga Do = Bakgrundsstrålningens nivå AD = Dostillskott

av cancerrisken ur statistiken. AR = Risktillskott

ökningar

Sannolikheten Vid stråldoser ökar risken att få cancer an få cancer

höga rätlinjigt med stråldosens styrka. Hittills har

man att detta s.k. samband

antagit linjära råder även vid låga stråldoser. Man drar ut

(extrapolerar) kurvan ner mot

rätlinjigt mycket låga värden stråldosen. I

på figurA

visas det linjära sambandet ner till lägsta

bakgrundsdos. (Stråldosen är aldrig lika

med noll eftersom det överallt finns en viss

Stråldos

naturlig bakgrundsstrålning).

Numera anser en stor del forskare att kurl-igur B. Sannolikheten attfå cancer vid låga stråldoser är lägre van för sambandet mellan dos-risk (dos-re- än vid linjärt samband. Kurvan är konkav. Okningen av sannolikheten vid ett litet dostillskott är liten.

sponskurvan) är konkav vid stråldoser. låga

Risken att få cancer skulle alltså vara

något Sannolikheten lägre än vad den attfácancer rätlinjigt extrapolerade

kurvan visar, men framför allt innebär ett li- . Z

tet dostillskott ett lägre risktillskott. (Figur B)

yà O

Några forskare anser att risken är

stegrad /

vid doser. I stället för en rät skulle /

låga linje

/

dos-responskurvan vara konvex. Då ger ett

litet dostillskott ett större risktillskott. // An{ /

(Figur C) //

Det v ^ Stråldos

föreligger alltså fortfarande vissa osä-

Do AD kerheter i av effekter vid

bedömningen låga

doser. Figur C. Sannolikheten attfå cancer vid lågasträldoser är högre än vid linjärt samband. Kuruan är konvex. Okningen av sannolikheten vid ett litet dostillskott är stor.

Fosterskador

Risken för individuella fosterskador av joniserande strålning anses vara liten då stråldoserna är mindre än en rem. Är dosen över 10 rem mycket är risken däremot för bestrålningen är av avgöbetydande. Tidpunkten rande Vissa data att fostret år som känsligast ur der betydelse. tyder på första månader. Då skulle stråldoser mellan 1 och 10 rem havandeskapets kunna innebära påtagliga skaderisker.

Akuta strålskador

Vid stråldoser 200 rad eller mer till hela finns risk för på omkring kroppen att den bestrålade dör till följd av skador på benmärgens blodbildande funktion. Vid en dos ca 200 rad når antalet ett på livsviktiga blodkroppar minimum efter 30 Vid stråldoser är skadorna på de bloddygn. lägre bildande inte livshotande. Den som fortfarande lever sex veckor organen efter att ha fått en har utsikter att klara sig helt. hög helkroppsdos goda Med medicinsk en strålgod vård har man 50 procent chans att överleva dos på 300 rad till hela kroppen.

Om stråldosen 500 rad har man inte stora möjligheter att överöverstiger leva. Vid doser mellan 500 och 2000 rad är det framför allt skador på som leder till döden. Delar av tarmvävnaden matsmältningsorganen förstörs och kan inte ta upp vätska och näring. Vid doser över kroppen 1 000 rad leder skadorna till döden inom tre till fjorton dygn. Om stråldosen är mycket hög - större än 2000 rad - skadas det centrala nervsystemet. Stråldoser över 5000 rad leder med visshet till dessa skador. Döden

inträffar i så fall inom ett dygn.

risken för olika skador och död till följd av Stråldoser som Figuren belyser drabbar hela kroppen inom en kort tidsrymd.

Om bara träffar delar av blir skadorna annorlunda. strålningen kroppen Vid av huden med doser från 300 till 1 000 rad uppstår alltbestrålning ifrån rodnader och håravfall till svårläkta sår, beroende på stråldosens storlek. Vid 2000 rad läker hälften av skadorna inom ett par månader.

Om man delar flera bestrålningstillfällen blir skadorna upp en stråldos på mindre än om personen i utsätts för samma dos på en enda gång. fråga Fördelas dosen över tio dygn krävs exempelvis dubbelt så stor sammanstråldos som vid ett för att åstadkomma samma lagd bestrålningstillfälle skada. Fördelas över flera månader, behövs ca tre gånger bestrålningen så stor dos. Det beror att hinner nybilda en del sammanlagd på kroppen celler och ersätta de skadade mellan Trots det varje bestrålningstillfälle. kan skador kvarstå att ett antal förhållansom inte syns utåt. Det betyder

Akuta strålskador

Akuta strålskador uppträder vid doser på omkring 200 rad eller mer till hela kroppen. De beskrivs närmare i faktaruta 4:5.

4:5

devis höga stråldoser som var för sig inte åstadkommer någon synlig skada, tillsammans kan förstöra ett tillräckligt antal celler för att ge en strålskada av samma slag som vid en kraftig engångsbestrålning.

Risk för skada eller död

Foster- Benmärgs- Skada på 0 /o skada skada mag-tarmkanalen 100

50 4

O Uverlevnadstid 500 1 000 1 500 rad

dygn

i

I . Sanno- Sannolik Sannohk | 50- lik över- död till tidig död | Ievnad följd av ti fölid | benmärgs- av skada I skada På mag- | tarmkana- | l len | l I I | I | o i I | I 0 500 1 000 1 500 rad

Övre diagrammet: Risken för skada och död Ljfter akut Izelkriyzrpshestrålning med olika stråldoser. u

Undra diagrammet: Overlezvrzadsfid efter akut lzelkroppsbestrål›zing.

4.2 Reaktorhärdens innehåll av radioaktiva ämnen

Reaktorhärden är den del av reaktorn som innehåller den största mängden radioaktiva ämnen. delar av kärnkraftverket, t.ex.

Övriga lagrings-

bassängerna för använt kärnbränsle innehåller betydligt mindre mängder radioaktiva ämnen.

Antalet kärnklyvningar och därmed mängden klyvningsprodukter i reaktorhärden beror på den energi som produceras i reaktorn. Hur mängden klyvningsprodukter ökar i reaktorhärden under drift beror på de olika ämnenas halveringstider. Allmänt kan man säga att om reaktorn körs med konstant effekt ökar de kortlivade klyvningsproduktema snabbt till en nivå som sedan förblir oförändrad. Mängden långlivade ämnen uppnår aldrig en jämviktsnivå. De ökar så länge det produceras energi. Eftersom en del av bränslet byts ut årligen kommer reaktorhärden att bestå av flera olika delar vilka har producerat mycket olika energimängder och följaktligen innehåller olika mängder klyvningsprodukter.

Tabell 4.1 visar reaktorhärdens innehåll av radioaktiva klyvningsprodukter omedelbart efter ett snabbstopp från drift med full effekt för en reaktor med en termisk effekt av 3.200 MW. I tabellen har med de klyvtagits ningsprodukter som skulle upphov till de största strålriskema vid ett ge haveri. Härden, vilken antas uppdelad på tre regioner beroende på bränslebyten, har en utbränning av ungefär 8.800, 17.600 resp 26.400 Det att reaktorn antas vara megawattdygn per ton uranbränsle. betyder vid slutet av en bränslecykel varför innehållet av klyvningsprodukter är som högst.

4.3 Radioaktiva vid normaldrift

utsläpp

Bränslestavarna i reaktorhärden skall i vara fullständigt täta. princip Under normal drift det ändå inte att helt undvika mindre Det går läckage. som främst läcker ut är ämnen, såsom isotoper av ädelgaser-

gasformiga

na xenon och av i samt tritium, en radiokrypton, isotoper jod ångform aktiv Därför innehåller det kylvatten som passerar genom väteisotop. reaktorhärden vissa radioaktiva En del av dem bildas också föroreningar. genom den intensiva bestrålning kylvattnet utsätts för i reaktorn.

De i reaktorvattnet avskiljes i olika filter. gasformiga föroreningarna Radioaktiviteten i de ämnena får sedan avklinga i en s.k. föravskiljda De fortfarande något radioaktiva släpps dröjningskammare. gaserna sedan ut genom skorsten. Små mängder radioaktiva anläggningens ämnen släpps också ut med det utgående havsvattnet i det yttre kyl-

systemet.

Tabell 4.1 Reaktorhärdens aktivitetsinnehåll efter snabbstopp från full effekt (3.200 MW termisk effekt, slutet av bränslecykel).

Aktivitets-

Antaget innehåll Halveringslsotop- kemiskt (millioner tid grupper tillstånd lsotoper Ci) (dagar)

Ädelgaser Grund- 0,56 3.950

Krypt0n-85

tillstånd 24 0,183

Krypt0n-85m

47 0,0528

Krypt0n-87 Krypton-88 68 0,117

Xen0n-133 170 5,28 Xenon-135 34 0,384

Halogener jod J0d-131 85 8,05 metyljodid ]0d-132 120 0,0958 jodider ]0d-133 170 0,875 jodater ]0d-134 190 0,0366

]0d-135 150 0,280 Alkali- oxider Rubidium-86 0,026 18,7

metaller hydroxider Cesium-134 7,5 750

Cesium-136 3,0 13,0 Cesium-137 4,7 11.000

Kalkogener oxider Tellur-127 5,9 0,391

m.m. Tellur-127m 1,1 109 Tellur-129 31 0,048 Te1lur-129m 5,3 34 Tellur-131m 13 1,25 Tellur-132 120 3,25 Antim0n-127 6, 1 3,88 Antim0n-129 33 0,179

Jordalkali- oxider Strontium-89 94 52,1 metaller Strontium-90 3, 7 11.030

Källa: NOU 1978:35 79

Mängden utsläppta radioaktiva ämnen mäts fortlöpande. Gränserna för högsta tillåtna utsläpp anges av strålskyddsinstitutet. Utsläppsgränserna bestäms med hänsyn till hälsoriskerna dels för dem som bor nära reaktorn, dels för jordens befolkning i stort och på lång sikt. Tabell 4.2 ger en av och utsläpp under sammanställning utsläppsgränser 1976 vid Ringhals 1 och Ringhals 2.

4.4 Säkerhetsfilosofi

De radioaktiva ämnena i reaktorhärden hindras normalt att komma ut i omgivningen av ett antal barriärer: bränslets egen kristallstruktur, kapslingen, det tryckbärande primärsystemet och den gastäta inneslutningen. Målet för reaktorsäkerheten är att bevara dessa barriärer även vid onormala händelser. Det sker genom tillämpning av en konstruktionssom präglats av amerikanska säkerhetsmyndigheter och som kalprincip

Tabell 4.2 Utsläppsgränser och under 1976 vid 1 och 2 utsläpp Ringhals

Ringhals 1 (BWR, 750 MWe) Ringhals 2 (PWR, 820 MWe)

Utsläpps- Högsta mätta Utsläpps- Högsta mätta gränser utsläppshas- gränser utsläppshastighet 1976 tighet 1976

Utsläpp till luft:

Ädelgaser (mCi/sek) 100 5b) 1 0,02“

b) “l Halogener (mCi/ sek) 0,001 00000074 0,0001 0,00000018 Alfa- och beta- a) Totalt för a) Totalt för aktivitet i aerosoler året: året: beta: 560 mCi beta: 6,5 mCi alfa: 8,2 mCi alfa 0,0 mCi Utsläpp till vatten:

a) Registrering och värdering av utsläpp, ingen utsläppsgräns. bl Utsläppshastigheten varierar under året. Genomsnittsutsläppet för hela året ligger en faktor 10 lägre. “l Utsläpp från fördröjni ngstankarna sker diskontinuerligt. Mellan dessa utsläpp är utsläppet via ventilationsluften negligerbart.

Källa: Strålskyddsinstitutet

las om

principen djupförsvar. Djupförsvarsprincipen ger riktlinjer för

reaktorkonstruktion på tre nivåer.

Den första nivån innebär konstruktion för maximal säkerhet vid normal drift och maximal tolerans för felfunktion hos komponenter och system. Det sker t.ex. genom att i största möjliga utsträckning bygga in naturligt stabila egenskaper i konstruktionen, att dimensionera med

lämpliga säkerhetsmarginaler mot kritiska för gränsvärden materialegenskaper,

att systematiskt försäkra om kvalitet hos material och sig hög komponenter. Vid fel i säkerhetsanknutna komponenter och system skall konstruktionen vara så utförd att felet inte leder till ett okontrollerbart tillstånd.

Den andra nivån från att tillbud och kan inträffa utgår störningar trots omsorgsfull konstruktion och Därför skall säkerhets-

driftövervakning.

system finnas som förhindrar skador vid sådana tillbud. skall Systemen vara så utförda att ett fel i en inte får innebära komponent att sytemets funktion Detta så kallade enkelfelskriterium äventyras. leder till krav på redundans (övertalighet), d.v.s. måste minst dubbleras. viktiga system

Som exempel på kan nämnas:

erforderliga säkerhetssystem

0 som utlöses via redundanta och oberoende

Snabbstoppsystem, vill-

korskedjor och mätgivare.

o i flera Nödkylsystem, uppdelade parallella delsystem som fungerar oberoende av varandra.

o Hjälpkraftsystem, bestående av två eller flera spänningsmatningssystem som är oberoende av yttre nät och redundanta uppdelade på delsystem.

Vid konstruktion av söker man

säkerhetssystem uppnå diversifiering,

d.v.s. man eftersträvar att en och samma säkerhetsfunktion kan utföras

av två eller flera system baserade på olika konstruktionsprinciper. Där-

med reduceras sannolikheten för fel. Som systematiska exempel på

tillämpning av kan nämnas: diversifieringsprincipen

o kan ske

Reaktoravställning dels med styrstavar dels genom insprut-

ning av borvatten i reaktorn. Aven kan införas med styrstavarna redundanta och diversifierade t.ex. dels med ett system, hydrauliskt

system (snabbstopp), dels genom elmotordriven inskruvning.

o Elektroniska kretsar för säkerhetsrelaterad

kontrollutrustning styrs till vissa delar av system baserade på viloströmskoppling (strömlöshet

ger funktion) och till vissa delar av

arbetsströmskoppling (ström ger funk-

tion).

o i en Nödkylsystemen tryckvattenreaktor består dels av gasdrivna

ackumulatorsystem, dels av och

pumpdrivna högtrycks- lågtryckssystem.

o dels med tryckluft.

Tryckavsäkringsventilerna styrs dels elektriskt,

Detta även skalventiler, där de inre ventilerna i gäller inneslutningens allmänhet är utförda som backventiler.

Den nivån i baseras på utvärdering av händeltredje djupförsvarsstrategin där funktionen hos vissa säkerhetssystem antas utebli. Analyseförlopp sen av sådana bildar för dimensioneringen av vissa förlopp underlag händelsesekvenser kallas därför konsäkerhetssystem. Dessa antagna struktionsstyrande haverier (se vidare kapitel 6, avsnitt 6.1).

innebär att säkerhetsarbetet Sammanfattningsvis djupförsvarsprincipen inriktas på att

0 förebygga haverier genom ändamålsenlig konstruktion och noggrann kvalitetskontroll av komponenter och system,

o motverka haverier redundanta och diversifierade säkerhetsgenom system,

0 lindra av haverier för att miniverkningarna genom dimensionering mera även vid osannolika händelser. utsläpp mycket

4.5 säkerhetskrav

Mot av har den amerikanska tillsynsbakgrund djupförsvarsprincipen föreskrivit och villkor för konstruktion, uppmyndigheten (NRC) regler förande och drift av som vunnit efterföljd i de flesta reaktoranläggningar, andra länder. Dessa säkerhetskrav har formen av dels normer och standels och Normerna i Code of darder, riktlinjer anvisningar. publiceras Federal (CFR) och har status av lag. De har varit av stor betydel- Register se för lättvattenreaktorernas konstruktion och utveckling.

En av amerikansk och svensk på reaktor-

utförlig redovisning lagstiftning

säkerhetsområdet återfinns i 2. appendix

Amerikanska såkerhetsbestämmelser

Säkerhetsbestämmelserna omfattar bl.a. konstruktionskriterier och

driftföreskrifter.

Konstruktionskriterierna är dels allmänna och grundläggande, dels spe-

ciella som de kraven på ett mera detaljerat sätt.

uttrycker grundläggande

De allmänna kraven inte skillnad på kokarreaktorer och tryckgör någon vattenreaktorer. De tre nivåer: återspeglar djupförsvarsprincipens

1. Reaktorn skall ha inbyggd stabilitet och ha mot tillräckliga marginaler överbelastning av bränslet vid normala och onormala driftsituationer. Komponenter och systern skall ha hög och jämn kvalitet. Det krävs särskild kontroll av att kvaliteten hålls en nivå under alla faser på hög av tillkomst och drift. reaktoranläggningens

2. Reaktorn skall ha både ett och ett för kontrollsystem skyddssystem reglering och avställning. ReaktornNskall ha särskilda säkerhetssystem för kylning av reaktorn och för och av kylning rening inneslutningen. Varje säkerhetssystem skall utformas så att den avsedda systemfunktionen kan utföras även om ett fel inträffar i en enstaka komponent som ingår i systemet.

3. Reaktorn och dess primärsystem skall omges av en inneslutning för att minimera av radioaktiva ämnen till i händelutsläpp omgivningen se av ett haveri. Det största haveri för vilket reaktorns nödkylsystem och inneslutning konstrueras skall antas vara ett brott i

fullständigt

det grövsta rör som ingår i primärsystemet.

Driftföreskrifterna gäller bland annat tillåtna i bränsle och

belastningar

tryckbärande system, villkor för hos viss säkerhets-

funktionsberedskap

relaterad utrustning, och inspektion av och provning komponenter system, procedurer som skall följas vid normal drift, och driftstömingar underhållsarbeten samt av

behörighetsprövning reaktoroperatörer.

Svenska säkerhetsbeståmmelser

Sverige har i stor utsträckning tillämpat de amerikanska konstruktionskriterierna med vissa tillägg och skärpningar. Av svenska säkerspecifikt hetskrav kan nämnas den så kallade 30-minuters Denna regeln. regel som uppställdes redan under arbetet med innebär att

Ågesta-reaktorn

alla åtgärder som måste vidtas inom 30 minuter i samband med ett tillbud som kan ge risk för radioaktiva utsläpp måste kunna utföras automatiskt. Denna har tillkommit regel för att ge operatörerna tid att överblicka situationen och därefter kunna SO-minuters vidtaga nödvändiga åtgärder. regeln och dess beskrivs i avsnitt 8.3. tillämpning utförligt

Ett område där svenska bestämmelser än de amerikanska går längre gäller krav och av säkerhetsrelaterad på brandskydd separation utrustning. Det ovannämnda enkelfelskriteriet innebär i att säkerhetspraktiken systemen måste minst dubbleras. Emellertid finns risk att dubblerade system kan slås ut av fel. Denna risk samtidigt på grund systematiska kan minskas genom separation av systemen.

För de svenska kokarreaktorerna från och med Forsmark 1 att en gäller av vissa i i

uppdelning säkerhetssystem gjorts fyra delsystem förlagda

separata så kallade stråk och i allmänhet i skilda brandceller. Om två av delsystemen är tillräckliga för den avsedda säkerhetsfunktionen att gäller

enkelfelskriteriet är även om en av i något av uppfyllt komponenterna är avställd av underhålls- eller reparationsarbete. delsystemen på grund

av mot och terroraktioner har under Skydd reaktoranläggningar sabotage senare år stor i och utomlands. Anvis-

ägnats uppmärksamhet Sverige

för hur sådant skall utformas har fastställts av statens kärnningar skydd kraftinspektion under 1979.

Ansvarsförhållanden

Verksamheten vid lagar. I Sverikämenergianläggningar regleras genom tillstånd av för och drift av kämenergi-

ge krävs regeringen uppförande

Tillståndsinnehavaren har det ansvaret för anläggningar. primära säkerhet. Statens kärnkraftinspektion är tillsynsmyndiganläggningens het och svarar för av säkerhetsbestämmelser och utformning erforderliga att dessa fastställs av statens strålskydds-

följs. Strålskyddsföreskrifter

institut som även tillser att föreskrifterna efterlevs.

Tillståndsprövning

Innan en ansökan om tillstånd för uppförande

enligt atomenergilagen och drift av ett kärnkraftverk måste sökanden erhålla tillstånd till inges

av kärnkraftverket enligt och miljöskyddslagen. lokalisering byggnads-

av tillstånd inleds med en ansökan till Prövning enligt atomenergilagen vari en av

kärnkraftinspektionen, ingår beskrivning förläggningsplatsen

och av anläggningen och dess påverkan på omgivningen.Med yttrande

från remissinstanser överlämnar kärnkraftinspektionen ärendet till regesom i fall av innehåller till ringen med eget yttrande tillstyrkan förslag villkor för tillståndet.

lämnar koncession och de villkor som kärnkraft- Regeringen fastlägger inspektionen och remissinstanserna ställt upp. Kärnkraftinspektionen lämnar efter av säkerhet med-

ytterligare granskning anläggningens

om varefter kan påbörjas. Under

givande uppförande byggandet upp-

förandeskedet kontrollerar utförandet mot kärnkraftinspektionen gällande säkerhetskrav. Om kraven uppfylls godkänner inspektionen anläggningens slutliga utförande.

Efter hand som anläggningen färdigställs provas komponenter och sysoch temperatur. Innan tem dels med kalla system, dels upp till fullt tryck bränsle får tillföras reaktorn krävs tillstånd enligt villkorslaregeringens tillstånd erhållits har att ansöka

gen. Om sådant anläggningsinnehavaren

hos om tillstånd för tillförsel av bränsle och kärnkraftinspektionen nukleär provdrift.

Den nukleära och resultaten av varje

provdriften genomförs etappvis

redovisas till för granskning innan tillstånd etapp kärnkraftinspektionen för När fastställda genomförts tillpåföljande etapp kan erhållas. prov

fredsställande lämnas myndighetens tillstånd för drift och rutinmässig fastställer de villkor och föreskrifter som skall Däri gälla. ingår regelbunden av driften till och rapportering kärnkraftinspektionen strålskyddsinstitutet inklusive av onormala händelser av säkerhetsmäsrapportering

sig betydelse. Tillståndsprövningen behandlas utförligt i appendix 2.

Återkommande säkerhetsgranskning

Drifterfarenheter och forskningsresultat kan leda till förändrade säkerhetskrav och av

säkerhetshöjande åtgärder. Säkerhetsgranskningen

kärnkraftverken är en från

kontinuerlig process tillsynsmyndigheternas

och sida.

anläggningsägamas

Förändrade säkerhetskrav kan föranleda modifieringar av äldre aggregat. Som exempel kan nämnas att det äldsta svenska Oskarsaggregatet, hamn 1, byggdes innan nu säkerhetskriterier för och gällande separation redundans mellan olika fastställdes. Reaktorblocket har säkerhetssystem därför försetts med ett nytt kompletterande elektriskt matningssystem som placerats i en särskild helt skild från den Detta byggnad, gamla. höjer säkerheten eftersom man fått två från varandra separerade system för avställning.

Vid efter rörbrott innanför

nedblåsning reaktorinneslutningen uppstår höga dynamiska laster. Utförda försök har visat att dessa laster kan vara

större än vad som förutsatts vid av i

dimensioneringen inneslutningarna

de svenska kokarreaktorerna. de interna delar- Förstärkningsarbeten på na i har därför utförts i

inneslutningen samtliga kokarreaktorer.

I Oskarshamn 2, 1 och Barsebäck 1 ändrades 1974 härdstrilen i Ringhals reaktorernas så att det totala antalet nödkylsystem, strildysor blev ungefär det fyra gånger ursprungliga. Modifieringen genomfördes därför att experiment hade visat på behovet av en bättre av

fördelning kylvattnet

över härden vid

nödkylning.

En av det svenska säkerhetsarbetet olika områden sammanställning på finns i kapitel 9.

4.6 och funktion

Säkerhetssystemens uppbyggnad

hos kärnreaktorerna

Säkerhetssystemen år av två typer: passiva och

aktiva. Passiva är sådana som utan att de sätt systern fungerar på något behöver anropas eller annat sätt aktiveras. De aktiva på säkerhetssystemen måste erhålla signaler utifrån för att träda i funktion. Till de passiva säkerhetssystemen räknas t.ex. och

bränslekapsling reaktorinneslutning-

en. Aktiva är t.ex. snabbstoppsfunktionen och nödkylsäkerhetssystem ningen.

brukar, beroende sin funktion, indelas i haveri-

Säkerhetssystemen på haveribekämpande och konsekvenslindrande system. förebyggande,

Kokarreaktoremas säkerhetssystem

Bränslet och dess är den första barriären mot radioaktiva

kapsling

Reaktorinneslutningar

har en funktion vid

Reaktorinneslutningen viktig skadebegränsande ett eventuellt reaktorhaveri. Den skall förhindra omfattande läckage av radioaktiva ämnen till Reaktorinneslutningen är en tryckomgivningen. bärande och Den är dimensionerad för tryck upp till gastät byggnad. omkring fem gånger det vanliga lufttrycket.

i en kokarreaktor omfattar bara reaktorn och hu-

Inneslutningen (BWR)

vudcirkulationskretsarna. Den som vid ett rörbrott leds

ånga frigörs

Reaktorinneslutnung hos BWR (kokarreaktor)

Reaktorinneslutningens betongvägg

DryweH

lngjuten stálkonstruktion

Wetwell

Reaktorbyggnad

Kondensationsbassäng

Iiá-zo-nme

utsläpp (se kapitel 3, avsnitt 3.2). Den andra barriären är reaktortanken (reaktorkärlet) och primärsystemet (se 3, kapitel figur 3.3).

För att förhindra att en läcka i skulle kunna leda till primärsystemet utsläpp i finns en barriär i form av en omgivningen tredje inneslutnings-

byggnad.

lnneslutningen för kokarreaktorer baseras om

på principen tryckdämpning med hjälp av en

kondensationsbassäng (se faktaruta 4.6).

4:6

genom nedblåsningsrör till en vattenbassäng. Där kondenseras ångan. lnneslutningen är fylld med för att förhindra kvävgas knallgasexplosion från eventuell som kan bildas vid ett haveri. vätgas

i en omfattar hela

Reaktorinneslutningen tryckvattenreaktor (PWR) pri-

märsystemet, d.v.s. reaktorn, cirkulationskretsar och ånggeneratorer. Denna inneslutning är fylld med luft.

Reaktorinneslutning hos PWR (tryckvattenreaktor)

Servicekran :s:

Fleaktorinneslutning

Ånggeneratorer

40m l

J

dimensioneras för att kunna motstå den tryckstegring lnneslutningen som vid brott den rörledningen i primäruppstår fullständigt på grövsta för och matarvatten, som inneslutsystemet. Ledningar ånga går igenom är försedda med dubbla snabbstängande ventiler, så kallade ningen, skalventiler.

Även vissa kan en form av passivt säkerdriftegenskaper sägas utgöra Lättvattenreaktorer har den att sträva

hetssystem. egenskapen själva

efter att minska effekten vid leder nämligen effektökning. Effektökning till av och av kylmediets täthet. höjning bränsletemperaturen minskning Därmed minskar termiska neutroner, vilket medmängden (långsamma) för att och därmed i bränslet mins-

kärnklyvningen energiutvecklingen

kar. Denna är av stor vikt för reaktorns stabila drift. egenskap

Bland de aktiva kan nämnas De ansäkerhetssystemen styrstavarna. vänds normalt i reaktorn men även för att styra effektutvecklingen utgör ett säkerhetssystem.

För att snabbt av reaktorn och hålla den avstängd används styrstänga stavar, som i kokarreaktorer sätts in i härden underifrån (se figur 3.3, ka- 3). Den verksamma delen består av korsformade stålplattor, innepitel hållande neutronabsorberande material, som förs in mellan fyra angränsande I Forsmark 1 finns 161 styrstavar. bränslepatroner.

drivdon består i Asea-Atoms reaktorer av ett hydrauliskt Styrstavarnas för snabb och ett elektromekaniskt för normal system inskjutning system Dessutom finns ett oberoende för reakmanövrering. ytterligare system toravställning av borhaltigt vatten. genom insprutning

initieras automatiskt via mätgivare och villkors- Reaktoravstängning kretsar.

Viss fortsätter i bränslet sedan klyvningsprocesserna värmeproduktion förts in i reaktorn. Denna så kallade reststoppats genom att styrstavarna effekt härrör från sönderfall. Resteffekten uppgår

fissionsprodukternas

minut efter det att styrstavarna förts in till cirka 5% av den urnågon reaktoreffekten. Den avtar med tiden men kräver fortlöpande sprungliga kylning för att bränslet inte skall överhettas. Tabell 5.1 i kapitel 5 ger mer i

detalj resteffektens beroende av tiden.

Normalt sker att leds från reaktorn till resteffektkylningen genom ånga turbinens kondensor, där värme bortförs genom huvudkylvattensystemet. Kondensatet återförs till reaktorn matarvattensystemet. När genom så att kondensorns funktion inte längre kan reaktortrycket sjunkit långt skalventiler, och resteffekten bortupprätthållas, stängs ångledningarnas anslutet till reaktorn. Reaktorn då förs genom ett särskilt kylsystem sägs d.v.s. i vara kallt avställd, tryck och temperatur reaktorsystemet ligger inte långt från omgivningens.

Om trycket i reaktorn blir för automatiskt avblåsningsventihögt öppnas ler på ángledninggarna och ångan leds via särskilda rör till inneslutningens kondensationslnassäng. Ökar trycket ytterligare öppnas säkerhetsventiler. Dessa har också till att vid vissa haverier snabbt sänka uppgift reaktortrycket.

Huvudventilerna kan öppnas med hjälp av styrventiler på elektrisk väg eller genom tryckaktivering. Avblåsningsventilerna återstänger automatiskt när under ett visst värde. ventiler reaktortrycket sjunkit Samtliga kan tvångsstangas manuell manöver från kontrollrummet. genom

Vid normal drift råder balans mellan avledd ånga och tillfört mängden matarvatten. Om balansen rubbas kan vattennivån i reaktortanken sjunka. I denna situation in. har till kopplas spädmatningen Spädmatningen Lippgift att upprätthålla vattennivån så att reaktorhärden kan kylas tillfredsställande.

Vid stora rörbrott i räcker spädmatningen inte för att hålprimärsystemet la vattennivån i reaktortanken. Därför finns ett lågtryckshärdkylsystem bestående av oberoende delsystem med vilka vatten kan tillföras reaktorn vid under cirka 1.5 MPa (15 bar). Vatten tas från kondensatryck tionsbassängen.

Figur 4.l visar nödkylningssystemen i en kokarreaktor av Forsmark-typ. Varje system har fyra kretsar A-D. är tillräcklig för att med Kapaciteten enbart två kretsar i drift klara systemets funktion.

Surinklersystem tor reaktonnneslutuungen spnnklmsystem fö! reaktorinneslutningen Lagtrycks- : _

hardkylsvstem hgaârügsløm

Hiáivmotar - Hjälpmalarvanensvstem vattensyslem Lágtrycks- L l k_

hardkylsvstem hêágdrllçlsâstem

Hjälprnatar- Hiä|pfna|ap vanensystem vanensysçem

Sprinklersystem , V _ Sprinklersystem var reaktonnneslutnlngen för reaktorinneslulningen

Figur 4.1 Nfidki/Isi/shnrict för en kokarrøaktor av Forsmark-typ.

Om rörbrott inträffar innanför inneslutningen snabbstoppas reaktorn och inneslutningen isoleras genom att skalventilema stänger. Nödkylningen har till dels att reaktorhärden, dels att bortföra resteffekten. uppgift kyla av reaktorhärden åstadkoms vid små brott av hjälpmatar- Kylningen och vid stora brott av lågtryckshärdkylsystemet. Två av vattensystemet kretsar tillför vatten till reaktorns fallspalt och de övriga två till systemets över härden. kyls av inneslutstrildysor Kondensationsbassängvattnet som via värmeväxlare bortför resteffekten till ningssprinklingssystemet havet. Genom de dieselmatade hjälpkraftsystemen säkras elförsörjningen även vid bortfall av yttre nät.

Tryckvattenreaktom

I likhet med kokarreaktom bränslet och dess kapsling den första utgör säkerhetsbarriären i tryckvattenreaktom. Tryckvattenreaktorns annorlunda konstruktion i förhållande till kokarreaktom att även säkergör hetssystemen blir annorlunda.

Svenska har tre huvudcirkulationskretsar, som är tryckvattenreaktorer anslutna till reaktorn. Varje krets innehåller en ånggenerator parallellt och en huvudcirkulationspump. Dessutom finns en tryckhållningstank med tillhörande avblåsningstank. 1.2 i kapitel 1 år en principskiss Figur av en tryckvattenreaktor av fabrikat Westinghouse.

Tryckvattenreaktorer har en mera kompakt härd och ett högre reaktortryck än kokarreaktorer. Eftersom vattnet inte kokar i reaktorn saknas för ångavskiljning i reaktortanken. Reaktortanken får därför utrustning lägre höjd, mindre diameter och tjockare vägg än motsvarande kokarreaktor (se figur 3.3, kapitel 3).

för är en byggnad av Reaktorinneslutningen tryckvattenreaktorer gastät förspänd betong som omsluter reaktortank och huvudcirkulationskretsar (faktaruta 4.6).

För att minska tryckstegringen vid rörbrott i finns ett primärsystemet sprinklingssystem bestående av två oberoende kretsar, som vardera har tillräcklig kapacitet att hålla trycket under det högsta tillåtna. Sprinklingssystemet tar vatten först från en förrådstank, sedan från en sump i botten av inneslutningskårlet. lnneslutningssprinklingen har även till uppgift att rena inneslutningsatmosfären från luftburna radioaktiva klyvningsprodukter.

är i svenska av så kallad U-rörs-

Ånggeneratorerna tryckvattenreaktorer

typ. Det innebär att det varma reaktorvattnet har sitt inlopp nära botten, passerar genom_flera tusen U-formade rör och lämnar ånggeneratorn på ungefär samma nivå som inloppet. bildas i matarvattnet från turbi-

Ånga

nen som strömmar utsidan av U-rören. l ånggeneratorns övre uppåt på del finns och fuktavskiljare. En ånggenerator är ång/vattenseparatorer 21 rn hög och har en diameter av 4.5 m. är i de svenska

Ånggeneratorerna

§3

Till turbin ää :sä

År ggenerator Tryckhållningstank

Huvudcirku- Iations- DUmP

Reaktorkärl

r_ Nödkylsystemets for

Pumpar högtryckspumpar

reaktorsnne- . T|||krets1 shnningens ._ Sprinklersystem .FH l i

V

- -_ - 4- T|II krets 3 -P

-p Avblåsnings- _ tank Ackumulatortankar

...p Tankarna innehåller borerat vatten som under högt tryck kan tillföras primärsystemet. -° Ti “E1 Till krets 3 __TiII krets 2 - - Tull k ets1 __ T “m5 2 --TiII krets 3 r _›

1 ._

Nödkyisystemets lågtryckspumpar

Figur 4.2 N(›r2l_1/Is_1/5fem?! ;för en try/ckvaftenreaktor med tre kylkretsar.

av fabrikat Westinghouse belägna högre än reaktryckvattenreaktorema torhärden. Andra reaktorkonstruktioner, som Babcock 8: Wilcox har annan av Detta kan i vissa lägen ha betyutformning ånggeneratorerna. delse för reaktoms (se vidare analyserna i passiva säkerhetsegenskaper kapitlen 5 och 8).

Om det ordinarie matarvattensystemet inte är tillgängligt träder hjälpmatarvattensystemet i funktion. Systemet levererar kallt vatten från en förrådstank till ånggeneratorernas sekundärsida. Ofta finns två oberoende det ena med en och det andra med pumpsystem, ångturbindriven pump två elmotordrivna, dieselsäkrade pumpar. Förlust av ordinarie matarvattensystem innebär att snabbstopp utlöses.

i av består av Nödkylsystemen tryckvattenreaktorer Westinghousetyp system för insprutning av borhaltigt vatten i reaktorn och system för sprinkling av inneslutningen (se figur 4.2). Borvatteninsprutningen ombesörjes av tre delsystem: ett gasdrivet ackumulatorsystem, ett pumpdrivet högtryckssystem och ett pumpdrivet lågtryckssystem.

Ackumulatorsystemet består av tre ackumulatorer, vardera med 28 m3 volym, som automatiskt träder i funktion när reaktortrycket sjunkit under ackumulatortrycket.

Högtrycks- och lågtryckssystemen har motordrivna pumpar med säkrad De kan leverera med borvatten under tid

elförsörjning. tillräckligt lång

genom återcirkulation av vatten från inneslutningssumpen.

Sprinklingssystemet för inneslutningen kyls via en mellankylkrets till kylvattenkanalerna för havsvatten som utgör den slutliga värmesänkan för resteffekten.

En innehåller elektriska med typisk tryckhållningstank värmepatroner 1.4 MW effekt, strildysor samt avblåsnings- och säkerhetsventiler. Undre delen av tryckhållaren är fylld med vatten och den övre med ånga. Tryckhållaren är ansluten till det s.k. varma benet på en av huvudcirkulationskretsarna.

När effektuttaget från turbinen minskar ökar reaktorvattnets temperatur och tryck, vilket automatiskt utlöser strilsystemet i tryckhållarens topp. kondenseras en del ånga vilket sänker trycket. På motsvaran- Härigenom de sätt kommer vid ökning av effektuttaget trycket att sjunka i primärsystemet. Då slås värmaren på, varvid ånga produceras och trycket ökar.

Om trycket i primärsystemet blir för högt öppnar först avblåsningsventilema, och sedan - om trycket fortsätter att stiga - säkerhetsventiler. Ventilerna är placerade på tryckhållningskärlet och blåser ånga till en avblåsningstank. Avblåsningstanken skyddas mot överbelastning genom sprängbleck som blåser till inneslutningen.

Om trycket i blir för en säkerhetsventil

sekundärsystemet högt öppnar på

och blåser ut i fria luften.

huvudångledningen ångan

För resteffektkylning efter reaktoravställning används till en början det ordinarie sekundärsystemet. Om turbinens yttre belastning fallit bort, dumpas ånga direkt till kondensorn. När kondensorns vakuum inte länge kan upprätthållas, inkopplas kylsystemet för kall avställd reaktor som är anslutet direkt till primärsystemet.

Operatörsutbildning

Operatörsutbildningens struktur och längd påverkas av flera faktorer t.ex.: o anläggningens status, d.v.s. om anläggningen i drift eller är tagits under uppbyggnad, o den teoretiska och erfarenhetsmässiga bakgrunden hos den nyanställda personalen.

Målet för utbildningen är att operatören skall uppnå en sådan kunskapsnivå, att han säkert och effektivt kan utföra sina arbetsuppgifter. I USA har de olika reaktortillverkarna egna utbildningsprogram som erbjuds kraftföretagen. Utbildningen varierar något och består för kärnkraftverk under uppbyggnad i stort sett av:

o om kärnkraft; om eleven inte har grundläggande undervisning tidigare kunskap inom området kan kursen utökas, 0 vistelse på ett kärnkraftverk (ej det där och rutiner egna), procedurer studeras; i denna fas ingår också konventionella lektioner i klassrum, o eleverna arbetar simulatorträning; i grupper om tre och roterar inbördes så att var och en får erfarenhet av arbetet som skiftingenjör, reaktor- respektive turbinoperatör, o lektioner, där avsikten är att i detalj behandla det kärnkraftverk, där kommer att arbeta, operatören o träning på det egna kärnkraftverket; i denna del ingår lektioner, teoretiska prov och praktisk träning av arbetsuppgifter under kämkraftverkets uppstartningsfas.

Detta också i för nyanställd utbildningsprogram tillämpas princip personal på kärnkraftverk som är i drift. Den totala tidsåtgången för en person utan bakgrundskunskaper om kärnkraft är cirka två år, medan den är ungefär 15 månader för personer med kunskap inom området.

I utbildas vid AB Kärnkraftutbildning (AKU), Sverige reaktoroperatörer av som gemensamt ägs kraftbolagen.

AKU:s för kokarreaktorer i Studsvik träningssimulator togs i bruk 1974. vid Barsebäck 1 var de första, som hade tillgång till denna Operatörerna som Det kan också nämnas att denna simulator utbildningshjälpmedel. var den första i sitt i i Sverige liknar den som slag Europa. Utbildningen finns i USA. Reaktortillverkaren Asea-Atom erbjuder på liknande sätt som amerikanska tillverkare kurser inom sitt område med undantag av simulatorträning, som handhas av AKU.

2 var till en början hänvi- Operatörerna på tryckvattenreaktorn Ringhals sade till Westinghouse anläggningar i USA för simulatortänin g. Numera AKU även över en simulator för de svenska tryckvattenblocken. förfogar

Nuvarande utbildningsgång för svenska reaktoroperatörer är följande:

o på kärnkraftverket som omfattar grundläggande befattningsutbildning såväl teori som praktik,

o grundkurs vid AKU-simulator,

0 fortsatt utbildning på kärnkraftverket.

Även i Sverige är tidsåtgången omkring två år, innan kontrollrumspcersonalen tillägnat sig de kunskaper som krävs av såväl kärnkraftproducenten som den inspekterande myndigheten.

I sker en och utvärdering av utbildningsresultatet Sverige uppföljning inom Vidare sker genom ett av kraftföretagen inrättat varje kraftföretag. samarbetsforum en nära av utbildningsprogrammen liksom samordning av kraven på eleverna och utvärderingen av deras utbildningsresirltat. Driftchefen är myndigheterna för att kraftverkspersoansvarig gentemot nalen redovisade utbildningsplaner med genomgått utbildning enligt godkänt resultat.

Det ordinarie arbetet i ett kontrollrum ett kärnkraftverk består till stor på del av där jämförelsevis få manuella aktiviteter inövervakningsarbete, går. Detta får till följd, att de färdigheter för att ta hand om driftstömingar som övas i simulator snart faller i glömska, om inte träningsmöjligheter och skäl är det inte

ges. Av driftsäkerhetsskäl produktionsekonomiska

möjligt att träna driftstömingar i det egna kontrollrummet utan man är hänvisad till Det antalet simulatorer träningssimulatorn. begränsade medför, att det inte är att sända till simulatorn mer än möjligt operatören vartannat år. ungefär

I inkluderas en två-veckorskurs vid AKU träningssimulator i Sverige Behovet av återträning har sammanfattats på följande sätt: återträningen.

o teoretiska och måste genomföras, för att praktiska repetitionskurser hålla personalens specifika kunskaper aktuella,

o med hjälp av kan driftstörningar och ononnala träningssimulatorn driftsituationer simuleras, och deras riktiga omhändertagande tränas.

I Sverige och en del andra länder har tillsynsmyndigheten inte tagit ställning till frågan om en formell licensiering av personal i kärnkraftverk, vilket krävs i bl.a. USA. Detta utreds f.n. av statens kärnkraftinspektion. De blivande emellertid även här

operatörerna undergår omfattande prov,

innan de tillåts att arbeta i kontrollrummet. Okande driftsjälvständigt erfarenheter och ändringar i kan leda till behov av modiorganisationen fiering av nu gällande utbildnings- och träningsprogram för operatörerna i kärnkraftverk och därmed av kraven på och motiven för eventuell licensiering.

I motsvaras kraven för av licens i USA av det återträ- Sverige förnyelse ningsprogram som läggs upp av driftchefen vid kärnkraftverket i samråd med myndigheten.

4.8 Drifterfarenheter och tillbud

Drifterfarenheter och tillbud vid svenska kämkraftblock behandlas i kapitel 8. I Statens kärnkraftinspektions reaktorsäkerhetsstudie från 1977 (SKI 1977) redovisas även drifterfarenheter från utlandet. I detta avsnitt tas enbart upp tre utvalda utländska tillbud av särskilt säkerhetsmässigt intresse. Två av dessa kan vara förebud till haveriet vid TMI-2. sägas

Browns Ferry

Det allvarligaste reaktorhaveriet före Three Mile Island var branden i Browns Ferry som inträffade i mars 1975. Anläggningen har tre kokarreaktorer av vilka två var i drift när olyckan hände. Den direkta orsaken till branden var av som användes för av antändning polyuretanskum tätning luftläckor vid kabelgenomföringar. Materialet antändes när flamman från ett ljus som användes för att prova tätheten in i skummet drogs genom luftdraget i den läckande genomföringen. Elden fortplantade sig till ett kabelfördelningsrum innan den bragtes under kontroll och slâcktes.

Skador uppstod genom kortslutning och jordkontakt sedan isoleringen bränts bort på ett stort antal elektriska kablar för väsentlig utrustning.

Tillräckligt mycket av utrustningen förblev dock manöverduglig för att

reaktorerna kunde hållas under säker kylning och ställas av. Under två skeden av händelseförloppet var nödkylsystemen satta ur funktion. Inget utsläpp av radioaktiva ämnen utöver de nivåer som hörde samman med normal drift ägde rum.

Davis-Besse

I 1977 inträffade ett missöde under den nukleära september provdriften av aggregat 1 i Davis-Besse stationen. Reaktorsystemet är av samma konstruktion och fabrikat som Three Mile Island. Reaktorn kördes vid tillfället vid 263 MW termisk effekt (= 9% av full effekt) med turbinen avstängd. Händelsen började med att systemet för kontroll av läckage i sekundärkretsen av okänd anledning utlöste av en ventil i stängning matarvattenledningen till den ena av reaktorns två Därânggeneratorer. med sjönk vattennivån sekundärsida, vilket initierade på ånggeneratorns stängning av båda ångledningsventilerna och start av hjälpmatarvattensystemet. Den ena av hjälpmatarvattenpumparna kom emellertid inte upp i fullt varv och gav otillräcklig mängd matarvatten till den ena ånggeneratorn.

Den minskade kylningen förorsakade ökad temperatur och ökat tryck i avblåsningsventil öppnade som primärkretsen. Tryckhållningskärlets beräknat men fastnade i läge. Utströmning skedde kontinuerligt öppet till avblåsningstanken och vattennivån i tryckhållaren steg. Operatören då av reaktorn 1 min och 47 sek efter incidentens början. stängde

På grund av den avblåsningsventilen minskade trycket i primäröppna snabbt. startade automatiskt och vissystemet Högtrycksnödkylsystemet sa av inneslutningens skalventiler stängde. Avblåsningstanken överfylldes och dess utlöstes cirka 40 m3 vatten i form av sprängbleck varigenom ånga strömmade ut i inneslutningen.

Efter ungefär 6 min stoppade operatörerna pumparna i högtrycksnödkylsystemet. Reaktortrycket fortsatte att sjunka till dess att mättnadstrycket nåtts och bildas. Tryckhållningskärlets nivåmätare gick ånga började utanför skalan, och en av huvudcirkulationspumparna i varje krets stoppades för att minska bidraget från pumparnas egen värmeutveckling.

Efter 21 min blev det klart att avblåsningsventilen stod öppen. En blockventil stängdes då från kontrollrummet, varigenom utströmningen från primärsystemet till avblåsningstanken stoppades. Genom högtrycksnödkylsystemet kunde stabilisera reaktortrycket och vattennioperatörerna vån i tryckbehållningskärlet och ta ner reaktorn till kallt avställt tillstånd.

Händelseförloppet i Davis-Besse 1 företer slående likheter med det i Three Mile Island 2. En viktig skillnad var dock att Davis-Besse reaktorn ännu inte hade körts vid full effekt. Härdens utbränning motsvarade endast cirka 1 effektiv fulleffektdag, varför resteffekten var obetydlig i jämförelse med Three Mile Island.

Beznau

I 1974 inträffade ett haveri i den schweiziska augusti reaktorn Beznau 1, som är en 350 MW(el) tryckvattenreaktor av Westinghouse tillverkning med två turbiner. Händelsen inleddes med att en av turbinerna snabbstängde på grund av vibrationer i lager och Normalt skulle då hölje. ånga ha letts förbi turbinen direkt till kondensom, men av fel i turbipå grund nens tryckregulator inte Detta ledde till att öppnade dumpventilerna. temperatur och tryck snabbt och att nivån i steg i primärsystemet tryck-

hållningskärlet ökade. Vid 16 MPa (160 bar)

tryck öppnade avblåsningsventilerna vilket på tryckhållningskärlet, medförde snabb tryckminskning i primärsystemet.

Ungefär 10 sekunder efter hade så ventilöppningen reaktortrycket sjunkit

långt att signal utlöstes för av ventilerna. En av ventilerna återstängning

fastnade i vilket att fortsatte att öppet läge, gjorde reaktortrycket sjunka. Reaktorn snabbstoppades om för Efter cirka 1 på signal lågt reaktortryck. minut var trycket 10 MPa (100 bar). Det fortsatte att minska och vid 7 MPa

(70 bar) nåddes mättnadstemperaturen för reaktorvattnet som började koka. i

Ångan pressade upp vatten tryckhållningskärlet som fylldes

ungefär 3 minuter efter snabbstoppet.

2 á 3 minuter efter att snabbstoppet upptäckte operatören avblåsningsventilen inte och isolerade den med av en

återstängt hjälp blockerings-

ventil. Vattennivån i då och 11 minutryckhållningskärlet började sjunka, ter efter utlöstes automatiskt

snabbstoppet injektion av nödkylnings-

vatten på signal om för och nivå i lågt tryck låg tryckhållaren. Nödkylsystemet fungerade normalt och åstadkom av och nivå i ökning tryck tryckhållaren till 11 MPa (110 bar) respektive 70°/o, då nödkylsystemets pumpar stängdes av. Därefter togs reaktorn normalt sätt ner till kallt på avställt tillstånd.

Ungefär 3 minuter efter erhölls om för snabbstoppet larmsignal högt tryck i och 1 minut senare aktivitetslarm. inneslutningen Operatören startade då Eftersom flera indiinneslutningens kylsystem. larmsignaler kerade fel på avblåsningstanken, drog operatörerna snabbt slutsatsen att avblåsningstankens sprängbleck hade blåst och att var avblåsningsröret skadat.

Tillbudet i Beznau är ett ett TMI-liknande exempel på förlopp, där två onormala händelser (utebliven av och utebliöppning dumpventilerna ven av en

återstängning avblåsningsventil) åstadkom en potentiellt farlig

situation. Tack vare normal funktion hos och korrekt säkerhetssystemen handlande från operatörernas sida undveks konsekvenser. allvarliga

Karnkraftverket Three Mile Island zitanför Harrisburg, Pennsylvania, USA. Den hitre

högra av de runda byggnaderna i mitten är inneslutningen till den havererade reaktorn TMI-2. (Foto Reportagebild)

5 vid TMI-2

Händelseförloppet

Kapitlet inleds med en teknisk av kärnkraftöversiktlig beskrivning blocket Three Mile Island nr 2 (TMI-Z). Därefter följer en relativt fyllig redovisning i för det tekniska vid haveriet

tidsföljd händelseförloppet

med kommentarer till vid olika redovisas läget tidpunkter. Därpå viktigare punkter i det d.v.s. radiologiska händelseförloppet, frigörandet av radioaktiva ämnen från härden, deras inom och utom spridning anläggningen samt stråldoser till anställda och allmänhet. av Beskrivningarna de tekniska och avslutas med korta redoradiologiska händelseförloppen visningar av nuvarande beträffande m.m. läge uppröjningsarbete,

Efter detta redovisas och analyseras olika typer av felfunktioner som tekniska fel, operatörernas m.m. avslutas med en åtgärder, Kapitlet analys av frågor av typen Vilka möjligheter fanns att förhindra härdhaveriet? och Vad hade hänt om haveriet fått ett allvarligare förlopp?

För utförligare och av

beskrivningar analyser händelseförloppet hänvisas

dels till de amerikanska rapporterna i dels till

litteraturförteckningen,

bilagorna.

5.1.

Översiktlig

av kämkraftblocket

beskrivning

Three Mile Island nr 2 (TMI-2)

Allmänt

KärnkraftverketThree Mile Island en ö med samma namn i ligger på Susquehannafloden i delstaten 15 km om Pennsylvania, omkring sydväst delstatshuvudstaden Kraftverket har och drivs av Harrisburg. byggts Metropolitan Edison C0 (Met-Ed) i Kraftverkets Reading, Pennsylvania. ägare är Metropolitan Edison Co (50%), Central Power and Jersey Light Co (25%) och Pennsylvania Electric C0 (25°/o). Metropolitan Edison ingår i sin tur i elkraftkoncernen General Public Utilities (GPU).

Kraftverket består av två av fabrikat Babcock 8:

tryckvattenaggregat

Wilcox . TMI-l om 790 MW elektrisk effekt 1974. togs i drift i september Den är sedan haveriet i TMI-2, bl.a. därför att den har vissa avstängd hjälpsystem gemensamma med den havererade reaktorn. TMI-2 började byggas 1970. Reaktorleverantör var som nämnts Babcock & Wilcox, medan Westinghouse har levererat den elektriska Huvudutrustningen. konstruktör för hela var firman Burns & Roe. Licens att anläggningen börja ladda aggregatet lämnades av USA:s US kärnkraftinspektion, Nuclear Regulary Commission den 8 februari 1978. (NRC), Aggregatet togs i provdrift den 28 mars 1978. På av olika under

grund driftstörningar inkörningen kom man inte upp i nämnvärda effektuttag förrän mot slutet

av år 1978. Fram till haveriet den 28 mars 1979 hade TMI-2 levererat

elenergi, motsvarande drift vid full effekt under 60-70 dagar.

Teknisk beskrivning avTMI-2

Reaktorn i är konstruerad för en värmeeffekt på TMl-Z-anläggningen effekt 880 MW. Reaktom är maximalt 2700 MW, vilket ger en elektrisk på storlek som de tre i Ringalltså av ungefär samma tryckvattenaggregaten utförandet är i flera avseenden annorlunda. hals, men det tekniska i den tekniska av figur 5.1.

Huvuddragen uppbyggnaden framgår

leds från reaktortanken till två ånggenera-

Det uppvärmda primärvattnet

och tillbaka samman-

torer av s.k. genomströmningstyp (OTSG) genom

i primärkret-

lagt fyra huvudcirkulationspumpar. Tryckhållningstanken

med en likale-

sen är försedd med en fjärrmanövrerad avblåsningsventil

des i serie samt två säkerhetsventiler.

fjärrmanövrerad blockeringsventil

i inneslutningen.

Från dessa ventiler leder ett rör till en avblåsningstank

via det s.k. Let-down-systemet. Vatten kan tappas ur primärsystemet delen av A. kan tillfö- Detta är anslutet till nedre ånggenerator Kylvatten ett Detta är

ras primärsystemet genom högtrycksinsprutningssystem.

är an-

ett av nödkylsystemen. Högtrycksinsprutningssystemet

samtidigt slutet till (se figur trycksidan på samtliga fyra huvudcirkulationspumpar med hjälp av en 5.1.). Under normal drift sker spädmatning (make-up) krets i Dessutom kan primär-

särskild högtrycksinsprutningssystemet.

är tillföras vatten det andra systemet om trycket tillräckligt lågt genom det s.k. Det är anslutet

nödkylsystemet, lågtrycksinsprutningssystemet.

direkt till reaktortanken.

deras och inbördes nivå-

De här nämnda systemen, anslutningspunkter

de av 5.1 är av stor betydelse för förhållanden, sådana framgår figur

haveriförloppet.

finns ett stort antal mätinstrument och reglage för alla I kontrollrummet såväl som sekundärsidan. viktigare systern på primär-

och driftdata för olika övervakas vi- Ett stort antal mätvärden delsystem av en dator. Denna är försedd med en larmskrivare som dare automatiskt om tex olika mätvärden faller utanför i förskriver ut larmmeddelanden normala intervall. Datorn är vidare försedd med

väg inprogrammerade,

där kan fram aktuella värden på

en frågeterminal operatörerna begära

mätdata som datorn övervakar. Larmskrivaren är långden stora mängd som vid större tillbud, blir den överbelastad sam. Vid ett stort antal larm, lätt 1-2 timmar eller mer efter, d.v.s. den skriver ut larm som och halkar Hela larrnlistan finns dock lagrad i inträffade mer än en timme tidigare. datorns minne. Via kan också alltid begära

frågeterminalen operatörerna

fram aktuella värden. Larrnen markeras också i kontrollrummet genom

signallampor och genom ljudsignaler.

var också försedd med en s.k. reaktimeter. Det är en databand- TMI-2 sekund in viktigare mätvärden spelare som var tredje spelar tjugofyra som beskriver tillståndet i olika delar av reaktorsystemet.

woctm.mumê.o.

...az

;oimmr

uñfoimw.

.wczm›

EoñåzwEca

...Q

9.22:

...S

uwE

aEaqmcozmäxtuuzåx

EEwñm§c3ou

.S

.mmc_cua._amc_mv_u›zmox

_oztmcommc/x xcåmmczzäcxuå... _zcmmmc_cmm_a> _zcgmmczmxunzm _=cm›m.wc..mxmm xcmuwm:_:mm_n› Emuøm._w_v_c_.aw cmmEcäiwcc_ Emummmmc_com EmummmmEcmm

râxöimom

mcöuxmo_

59.:.. .Smöcoo _omcmncox 50:3_

,p .w .m .v .m .o .n .w .m _o_ .S .mr .mr .3 m.. _m_ .C

|.

n!

êmuuåñEta

_

...näxwtoä

i

.mc__.=:_wøc:_._oe_mw.

.

ä :EEE

smått,

.mncmzws

. .mo :ua

.Näää

m t.

3:53

§3

anti

“mäsâxâxåux

m ®

30.5_ ©

Al rv li E. § _

mmwc

..m.mEa_m_I :wzmñåmå

mmtaamuirxw

E

ämm_

5.2 Det tekniska händelseförloppet

Före haveriet

Natten till den 28 mars 1979 drevs TMI-Z vid 97% av full effekt. Den amerikanska kärnkraftinspektionen (NRC) har i sin analys pekat på att aggremed brister i och underhåll. Sålunda hade man ett gatet då drevs tillsyn onormalt stort av vatten och från primärkretsen, bl.a. läckage ånga

genom att den s.k. avblåsningsventilen på tryckhållningstankens topp

läckte. Vidare var ventiler felställda och s.k. sprängbleck på några var trasiga. avloppstankar Sedan problem med det föregående dag (den 27 mars) hade man vissa som renar matarvattnet från turbinkondensorn till ånggeneratosystem rernas sekundärsida 5.1). Det senare är en driftstörning av en (se figur för säkerheten, även om den i detta typ som är utan förutsedd betydelse fall råkade till den utlösande händelsen. Denna inträffade ge upphov kl. 04.00 på morgonen den 28 mars. I kontrollrummet fanns då två operatörer och en förman medan befann sig ute i anläggskiftingenjören ningen.

De första 15 minutema

Tid O Under arbetet för matarvattnet i på reningssystemet sekundärkretsen kommer vatten ett missöde in i (0400:236) genom ett Som följd vissa trycklufttryckluftsystem. stänger manövrerade ventiler i matarvattensystemet.

Inom de första sekunderna händer följande: Samtliga ordinarie matarvattenpumpar stoppar. Turbin och generator löser ut. Reaktorns börjar drivas in i styrstavar härden och reaktoreffekten minskar.

Tryckhållningstankens nivå börjar stiga snabbt, ångblåsan i i dess övre del pressas samman och trycket stiger primärsystemet. 3-8 sek vid Avblåsningsventilen på tryckhållningstanken öppnar förutsett Reaktorn automatiskt. tryck. snabbstoppas Värmeutvecklingen i härden går snabbt ned till resteffekt.

9-13 sek Sekundärsidans ångtryck når sitt högsta värde liksom primärsidans. Let down-flödet Operatörerna stänger för att parera ett väntat snabbt fall i tryckhållningstankens niva.

Kommentar: Operatörerna är beredda på stora svängningar i nivå vid en s.k. transient av tryckhållningstankens denna (reaktorsnabbstopp efter turbinutlösning). De typ

har varit med om liknande transienter tidigare. Förloppet har även tränats i simulator.

Operatörerna återstartar också Make up-pumparna samt förbereder start av av högtrycksinsprutningen samma skäl som ovan. Tidigare erfarenheter har visat att tryckhållningstankens nivå sjunker mycket långt ner. I sammanhanget skall påpekas att Makeup-pumparna är svårstartade vilket ökar stressen på operatörerna.

13-15 sek i är Trycket primärsystemet på väg nedåt och passerar det värde där avblåsningsventilen får signal att stänga. Ventilen fastnar dock i Flödet ventilen öppet läge. genom fortsätter oavbrutet under cirka 2 timmar och 20 minuter framåt. Nivån i når sitt värde och tryckhållningstanken högsta vänder. startar. Hjälpmatarvattenpumparna Kommentar: Hittills har till synes allt förlöpt normalt. Operatörerna har inga tecken på att något är fel. På manöverpanelen kan ej avläsas att ventilen har fastnat i öppet läge. Där visar endast en lampa att normal för signal stängning gått ut. ca 30 sek matarventiler till

Ånggeneratorernas börjar öppna följd

av låg nivå på sekundärsidan.

1 min Larmskrivaren 145°C i anger temperaturen avblåsnings- (04.01) ledningen. Instrumenten visar mycket låg vattennivå i båda ånggeneratorernas sekundärsida. Nivån i tryckhållningstanken börjar att stiga snabbt. Reaktortrycket är nu nere i omkring 125 bar (12,5 MPa) mot normalt omkring 150 bar (15 MPa).

Kommentar: Här instrumenten visa en rad börjar på onormala tillstånd. Det är nu tydligt att operatörerna främst inriktar den nivån i sig på stigande tryckhållningstanken. skulle nivån

Erfarenhetsmässigt sjunkit betydligt

djupare. Om nivån får för snabbt kan en stiga toppfyllning av systemet befaras med risk för vissa skador på reaktorkärlet. Vad som i Verket inträffar själva är att trycket nu så att man fått en koksjunkit lågt begynnande ning i härdens centrala delar. kondenserar

Ångbubblorna

när de kommer ut i härdens med det topp och blandas kalla vattnet från härdens delar. i

yttre Ångvolymen

centrum trycker dock vattnet i reaktorsystemet upp i tryckhållningstanken. Operatörerna har inte utbildats i att kokning kan uppträda på detta sätt. Deras att man nu riskerar tolkning att toppfylla systemet är mot den bakgrunden naturlig.

1 min 45 sek torde nu i stort sett ha kokat torrt

Ånggeneratorerna på

sekundärsidan.

Kommentar: Från denna tid är alltså ånggeneratorerna borta som värmesänka, d.v.s. för att transportera bort värme från primärsystemet. De får på nytt Vatten vid tiden 8 minuter.

2 min 4 sek Högtrycksinsprutningen startar automatiskt på grund av lågt tryck i primärsystemet, cirka 110 bar (11 MPa).

3 min 14 sek Operatörema ställer om högtrycksinsprutningen på manuell kontroll. Detta är en invand beredskapsåtgärd. Operatörema koncentrerar sig fortfarande på den stigande nivån i tryckhållningstanken.

4 min 38 sek De bryter Operatörema stryper högtrycksinsprutningen. därvid mot den instruktion som att en automatiskt säger utlöst högtrycksinsprutning endast får strypas om både och nivån i tryckhållningstanken I verkligtrycket stiger. heten fortsätter trycket att falla. Temperaturen i reaktorsystemet ligger still.

Kommentar: Ångbildningen i härdens centrala delar ökar

men ångblåsorna slås ned när de blandas med kallare vatten i andra delar av Vatten fortsätter primärsystemet. att pressas upp i tryckhållningstanken.

5 min Operatörema försöker nu hejda den snabbt stigande (04.05) nivån i tryckhållningstanken genom att släppa ut vatten genom Let d0wn-systemet.

6 min Nivån i utanför mätområdet. tryckhållningstanken går Operatörema anser därmed att systemet är toppfyllt.

Kommentar: Kokningen breder nu ut sig i hela härden. Trycket är 95 bar och och temperaturen kring stigande 307°C. (Jämför figur 5.2)

8 min att hjälpmatarvattenflödet är Operatörema upptäcker blockerat. Man öppnar de stängda ventilerna.

Ånggene-

ratorerna börjar arbeta, värmesänkan i primärsystemet är återställd och trycket i börjar falla reaktorsystemet igen.

10 min Nivån i tryckhållningstanken kommer tillbaka inom mät- (04.10) området. Operatörema tolkar detta som att ångblåsan i tryckhållningstankens topp håller på att återställas. Operatörema startar på nytt inmatning genom högtrycksinsprutningen.

roa. 00.0 -. . t=“8min Primärvatten P 5 10:4 MP3 *l

°ZAvbIåsningsventiI

6.0;

Sekundärvatten

EDID

Blockeringsventil Ånga Varmt ben o M O o: Ånga/Vätgas a

O-“o

Ånggenerator

›°°.°° O .O

oc

Från reaktor- v Åter till

anno-var*

kärl O reaktorkärl

a

;We

0,00.

no °o Reaktorkärl ,

_ Kallt ben Avblåsnnngstank Krets A Krets B

Figur 5.2

Tillståndet i YULIklOYSl/SMNILW 6-8 minuter efter snabbstoppet. Primärsystemet är topp-

fyllt. Kokningen breder ut sig ihärden. (Källa: NSAC-1)

12-17 min Larm fås om minskat

något flöde genom huvudcirkulationspumparna. Någon gång vid denna tid också börjar

troligen avblåsningstanken att svämma över. Detta

uppmärksammas inte bland det antal stora larm som nu

erhålls. Larmskrivaren har sackat efter och instru-

långt menten som ger detaljinformation om förhållandena i avblåsningstanken finns på en sidopanel bak i konlångt

trollrummet.

Kommentar till de 15 minuterna:

första

En transient av denna normalt ett stort antal och kon-

typ kräver ingrepp

troller av operatörerna de första 10-15 minuterna. Detta är de också väl

tränade i. I detta fall fick de också tid och åt

ägna uppmärksamhet proble-

met med de De har

stängda hjälpmatarvattenventilerna. inga entydiga

och i kontrollrummet

lättillgängliga signaler som visar att avblåsnings-

ventilen fastnat i

öppet läge. För operatörerna avviker förloppet från det

normala främst vad och nivå i

gäller tryck tryckhållningstanken. Opera-

törema koncentrerar i med sin och i

sig enlighet utbildning enlighet med handlingsmönstret för normala transienter främst nivån i

på tryckhållningstanken.

I verket har man

För operatörerna förefaller läget nu stabiliserat. själva dock ingen kontroll över hur mycket vatten och ånga som finns i syste-

met och som pumpas runt.

Kokningen i reaktorhärden är nu starkt utbredd. En emulsion bestående av en av och vatten strömmar från härden över till ångblandning ånga generatorerna där ångan i emulsionen kondenseras delvis till vatten. Huvudcirkulationspumparna pumpar emulsionen tillbaka till härden.

Man kan att primärsystemet fungerar som ett slags kokarreaktor, säga där ånggeneratorerna utgör kondensorerna och huvudcirkulationspumparna fungerar som kondensatpumpar.

Den totala mängden ånga och vatten i systemet minskar dock genom utflödet genom avblåsningsventilen och genom Let down-systemet vilket är större än det strypta inflödet via högtrycksinsprutningen.

Flödet genom reaktorhärden minskar genom att huvudcirkulationspumparna arbetar med en emulsion av ånga och vatten. De analyser som i efterhand visar dock att härdens kylning ännu inte är i fara. gjorts

Figur 5.3 Några :viktigare nzätzvärziørz på tillståndet iprimärkrøtsøn vid TMl-Z dc första 16 timmar-

na efter snabbsloppcf. (Källa: NRC)

Avblásningsventil I I I H _ _ isolerad I Hjälpmatarvatten- _ j pumpar på 1 I

l I I_ l I II - Nödkylsystemets j å l högtryckspumpar på 1 A _

2 B j I Huvudcirkulations- 1 B j pumpar på 2A _ 1 A _ l I Ä TRYCK NIVÅ bar MPa crn 150 -y-15 “- I I l I | I I I I | I l l I l I | l I Niváitryck- 1000 - __,., v-- - hállningstank 4 z 130 --13 - ›_ ___ Mättnadstryck för temp 900 i varma benet, Krets B H0-›-|1 300- Trycketi 700- primärkretsen 50-- 9 600 - 70-- 7 .\4 50a .._ Männadstryck för 400- temp i varma benet, 50 -- 5 KretsA _ .4 Mättnadstryck för 300i max temp i kalla benet. “HQ 200 _ il ,i -.| 1 l | | l 012345678910111213141516171819 Tid efter snabbstopp (timmar)

Tiden 15 minuter - 100 minuter (04.15-05.40)

lngångsläget är att väsentliga data som tryck, temperatur, tryckhållningstankens nivå, osv är någorlunda konstanta. De förblir också så under den kommande timmen (figur 5.3). Man är dock medveten om att transienten ej förlöpt normalt. Trycket är onormalt lågt och vissa mätvärden är oroliga, t.ex. flödet genom Den nivån i huvudcirkulationspumparna. höga tryckhållningstanken tas dock troligen som ett tecken att härden är väl på täckt.

Man samråder flera om vad som kan vara fel och vad som skall gånger göras. Efter omkring en timme kallar man på de högre cheferna vid

anläggningen.

Under denna tid ett antal kontroller, bl.a. att det inte är fel mätgörs på ningen av nivån i tryckhållningstanken. Vidare vid två går operatörerna olika tillfällen till datortenninalen och frågar efter temperaturen i ledningen från avblåsningsventilen. Man förefaller sålunda ha misstänkt att ventilen står öppen.

Temperaturen i är vid båda tillfällena 140°C. Detta

avblåsningsledningen

förefaller alarmerande med tanke ej högt på att temperaturen i tryckhållningstanken är 280-290°C och med tanke att man vet att ventilen på nyligen öppnat och dessutom under en tid läckt 20 liter vatten i längre drygt minuten även i Av skäl kan nu de stängt läge. ångtekniska uppmätta temperaturerna inte bli särskilt även när ventilen är högre öppen. Ingen har dock lärt operatörerna detta.

Operatörerna förkastar därför troligen antagandet att ventilen läcker. I stället söker de efter i och isolerar

läckage ånggeneratorerna -troligen

fullt riktigt- ånggenerator B med till misstänkt läcka. Man hänsyn stänger då också av huvudcirkulationspumparna i krets B cirka 74 minuter efter förloppets början (kl. 05.14).

Vid samma tidpunkt i larmskrivaren som strejkar pappersmatningen därmed är ur funktion nära tre timmar framåt. Det innebär att en hel del alarmutskrifter för de närmaste timmarna inte finns bevarade. Eftersom alarmskrivaren i detta läge ändå arbetar med torde lång eftersläpning detta ha mindre för informationen till betydelse operatörerna.

Under detta skede - fram till 100 minuter -förlorar man kylmedium genom avblåsningen och genom att högtrycksinsprutningen eller Make up-flödet är mindre än Let down-flödet, som tas från krets A. Systemet fylls därför av en emulsion som innehåller allt större del och allt ånga mindre del vatten 5.4). Vid tiden 100 minuter kan man (figur uppskatta att proportionerna är 60% och 40% vatten men det kan ocksâröra ånga om 80% och 20% vatten. Flödet sig ånga genom de två pumpar i A-kretsen som fortfarande är i drift faller snabbt. kaviterar och Pumparna börjar vibrera allt kraftigare. Så kan man dock räkna med länge pumparna går att härden blir av emulsionen. Efter 100 minuter, kl. 05.41, tillräckligt kyld

t E 1,5t. Primärvatten p E 7,3MPa

Avblâsningsventil Sekundärvatten k A B lockeringsventil Ånga Varmt ben . ,›.

[m] a Ånga/vätgas

00100000 o:) D» O Ånggenerator Ånggenerator

o 0:5 0

NV o v 0%; o s.

?°,0° :.03

oc»

0 .q o .go

S-OGOQQCGO

_ g .

Qfø? o\

§30 °-°o°

u. .u ”o , °°§° °°

;oeow

A990 J. ø°o°åü

› c K.

O» g . 0a k?? Reaktorkärl

0 6 o i» 0,0, 0.9.9 y Kalltben Avblåsningstank Krets A Krets B

Figur 5.4

Tillståndet i reaktorsystemet Ca90 minuter efter snabbstopjzet. Inget flöde genom krets B

sedan pumparna i denna krets stoppats. Krets B är vidare isolerad (har ingen kylning) på sekunddrsidan. En emulsion bestående av allt mer ånga och allt mindre ziatten pumpas genom reaktorhärden och krets A.

Avblåsningsventilen iir fortfarande öppen (Källa NSAC-l)

blir dock att även i A-kretsen för

operatörerna tvungna stoppa pumparna

att undvika skador dem. Därmed inleds ett nytt skede i händelseför-

på loppet.

Tiden 100-140 minuter (0540-0620)

tror

När operatörerna nu stoppat samtliga huvudcirkulationspumpar man att krets A skall med s.k. cirkulation och att kylfungera naturlig av härden skall behöva äventyras. De stöder sig därvid förningen ej

den nivån i Vad man inte vet är

modligen på höga tryckhållningstanken.

att vatten i delar av nu är nere i40°/o

mängden övriga primärsystemet

eller t.0.m. 20%. som visar detta - man är blind i De har inget instrument

detta avseende.

Genom de som företas nu all cirkulation i primärsysteåtgärder stoppas

met. Krets B redan förut med stillastående vatten i kretsens nedre

ligger del. På samma sätt blir vattnet stående i krets Azs nedre del. Hur mycket

vatten som står inne i reaktorkärlet är osäkert. Det är tänkbart att härden

till att med är täckt med vatten men det är också möjligt att vattnet börja

t 5 21, E] Primärvatten p E 5,3 MPa Avblâsningsventil 2 Sekundäwanen Z é Blockeringsventil |:] Ånga Varmt ben

Ånga/Vätgas

Ånggenerator Ånggenerator

Reaktorkärl

4 Kallt ben Avblásnnngstank Kmts A Krets B

Fi var 5.5

Tillståndet i _reaktorsystemet ca 2 timmar efter snabbstopgøet. Härdøn börjar koka torrt och

överhettas. Overhettad ånga strömmar dels till trjvcklzållrzirzgstanken, dels till änggenerator A. Ångan kondenserar där till vatten som samlas ikalla benet (under härdniziån) och förs delvis bort genom Let dozun-s_i/5temct (jämför figur 5.1). Avblåsningsvcrztiløn är fortfarande öppen. (Källa NSAC-l) bara räcker till att täcka en del av härden. Vattnet kokar gradvis av från härden. strömmar härden och denna i viss ut-

Ångan upp genom kyler

överhettas Den överhettade ångan strömsträckning. Samtidigt ångan. mar över i A-kretsen - den enda som har kylning på huvudsakligen sekundärsidan. kondenseras där i viss utsträckning och vatten

Ångan

fylls på i de nedre delarna av krets A. Där kan det pumpas ut genom Let från härden bubblar också upp genom tryck-

down-ledningen. Ånga

eftersom man fortfarande inte den hållningstanken uppmärksammat ventilen (figur 5.5). öppna rören Vad operatörerna observerar är att temperaturerna i de utgående från reaktorn (varma benen) snabbt. Detta är ett tecken på att överstiger hettad har bildats. Försöket att få igång naturlig cirkulation har ånga således och man samlas till ett som pågår i nästan misslyckats rådslag 40 minuter. I detta deltar flera chefer vid kärnkraftverket samt Babcock & Wilcox Man anser att cirkulation med huvudcirkulaplatsrepresentanter. måste Vidare bör man in i reaktorinnesluttionspumparna igång igen. gå och manuellt på av ånggeneningen öppna avluftningsventilerna toppen ratorerna. Alarm om radioaktivitet i hindrar dock hög inneslutningen detta.

KEZBL Primärvatten p 2 3,4MP3 [Avblåsnnngsventnl _ sekuadäwanen

e Blockeringsventii :j Ånga Varmt ben

Ånga/Vátgas

Pump av

Ätertill reaktorkärl

Reaktorkärl Kalltben Avblásningstank Krets A Krets B

Fi ur 5.6

Tiålstândet i reaktorsystemet ca 2 timmar och 50 minuter efter snabbstopjzet. Stora delar

av hürden har kokat torrt och äverhettats. Vatgas har bildats genom kemisk reaktion mellan bränslestaziarrzas zirkoniumkapsling och zwattenåizgan.Flyktiga kIi/ziningsjirødukter som ädelgaser och jod har frigjorts från Izärden. Blockeringszrentilerz i serie med avblåsningszieøztileiz har stängts. (Källa: NSAC-l)

Innan rådslaget är slut en av att blockeringsprövar operatörerna stänga ventilen före avblåsningsventilen. Möjligen sker detta på inrådan av Babcock & Wilcox platsrepresentant. Detta blir inledningen till nästa skede i händelseförloppet. I själva verket har härden nu varit utan kylning i 40 minuter och är starkt överhettad, troligen vitglödande i sina övre delar. Zirkoniumkapslingen kan nu ha oxiderat i vissa delar av härden, försprödats och spruckit upp så att radioaktiva ädelgaser och jod kommit ut i primärsystemet. Vätgas har bildats i takt med oxidationen. Under detta skede skadas alltså härden allvarligt och oåterkalleligt (figur 5.6).

Skedet 140-226 minuter (06.20-07.46)

Detta skede inledes således med att flödet den fastnade avblåsgenom

ningsventilen har blockerats. Detta märks omedelbart. Trycket i systemet slutar att falla och börjar i stället Tryckhållningstankens nivå, som stiga. sakta sjunkit, hejdar sig, liksom den sjunkande temperaturen i kalla benet. Trycket i Man kan lämna teorin att inneslutningen sjunker. ångge-

nerator B skulle ha läckt. Man att in båda

överväger på nytt koppla ång-

generatorerna för att försöka få cirkulation i båda kretsarigång naturlig na. i systemet ökar nu. bor Mängden kylmedium möjligtvis Ytterligare matas också in då man befarar att man kan ha liten till återstart marginal av i härden kedjereaktionerna (kriticitet).

Temperaturerna i härden och över härden visar nu värden, i flera höga fall över instrumentens mätområde, d.v.s. instrumenten bottnar. Larm om hög radioaktivitet erhålls flera ställen i På på anläggningen. grundval härav utlöses anläggningsalarm klockan 06.55.

När trycket i systemet till cirka 120 bar (12 MPa) beslutar man för stigit sig att starta en i krets B. startar och

huvudcirkulationspump Pumpen släng-

er i väg en mindre mängd vatten från krets B. Sedan släpper pumpen omedelbart. Vattnet tas från en kall del i krets B med lågt lägre temperatur och in i reaktortankens nedre del och når slängs bakvägen tydligen även in i krets A.

Det innebär att kallt vatten in i härden underifrån slängs och upp i en torr och delvis härd. Härden får en Avsevärda glödande temperaturchock. skador bör ha uppstått. Det är att man nu har en delvis troligt kompakterad härd med sammanrasade delar som i inte tillåter fortsättningen samma som förut. vattengenomströmning

Pumpen i krets B stannas nu eftersom den tom. når går Reaktortrycket sitt högsta tillåtna värde och måste blockeringsventilen öppnas igen. Trycket faller då liksom nivån i tryckhållningstanken. Högtrycksinsprutningen startas också manuellt, vilket dels till bidrager trycksänkningen, dels ökar i systemet. mediemängden

I första hand fylls kalla benen och i reaktortanken. Hade härfallspalten den varit i normalt skick skulle även de övre delarna av reaktortanken ha fyllts. Så sker inte - den delvis sammanrasade och heta härden att gör tryckfallet genom härden blir onormalt stort. Härdens översida avger överhettad

ånga och gas ut till varma benen. Ånggeneratorerna fylls upp

underifrån och även tryckhållningstanken med kallt vatten via fylls sprayledningen som är ansluten till ett av de kalla benen.

Under detta skede ökar i i strålningsnivåerna kraftigt inneslutningen,

hjälpsystembyggnaden och i olika Klockan 07.24 ut-

ventilationssystem. löses allmänt larm med av de och ökande anledning höga strålningsnivåerna inom anläggningen. Denna larmnivå innebär föreenligt gällande skrifter att lokala och liksom NRC underrättas delstatliga myndigheter om att man befinner sig i ett som kan leda till all-

tillbudsförlopp möjligen

varliga radiologiska följdverkningar för allmänhetens hälsa och säkerhet. Det innebär vidare att ett antal sänds ut för att mäta mätlag strålningsnivåerna utanför anläggningen.

Klockan 07.46 iakttas en av med 20 bar (2 hastig ökning trycket omkring MPa), en lika av i kalla benen hastig ökning temperaturen och en stegring av neutronflödet utanför tanken. Aven nivån i tryckhållningstanken

ökar snabbt. Denna kombination av snabba förändringar i ett antal mätvärden har endast iakttagits vid just detta tillfälle. Någon entydig förklaännu diskuteras i expertbilagorna. ring föreligger ej, men olika alternativ Ett alternativ är att heta delar av den svårt skadade härden rasar ner i det vatten som nu underifrån. Detta häftig ångstöt. Eftersom fylls på ger en den sammanrasade härden i stort sett blockerar flödet uppåt slängs hett vatten bakåt fallspalten och ut i kalla benen. När fallspalten upp genom fylls med en ångemulsion i stället för vatten får man ett ökat neutronflöde utanför tanken.

Ett annat alternativ som inte kan uteslutas är att en kedjereaktion startar i någon del av härden när vatten fylls på underifrån. Vid denna tidpunkt är styrstavarna svårt skadade och borkoncentrationen i det vatten som går in i härden är ej känd med någon större säkerhet. Kedjereaktionen ger en häftig värmeutveckling. Detta ger en ångstöt med i stort sett samma verkningar som ovan.

Även andra förklaringar kan finnas. Klart är att själva häftigheten i förloppet tyder på att härden ytterligare skadas och rasar samman vid denna tidpunkt.

Tiden 3 timmar 46 minuter - 7 timmar 30 minuter (07.46-11.30)

Efter den häftiga tryck- och temperaturstöten klockan 07.46 går systemet in i ett mycket lugnt skede. De kalla benen svalnar ner. De varma benen lägger sig vid en nästan kostant temperatur kring 400°C. Härden ger tydifrån het och gas utan tecken bidrar ligen sig ånga på svalning. Möjligen värmen från det radioaktiva sönderfallet av de fissionsgaser som samlats i varma benen till de höga temperaturer som uppmäts där.

Under detta skede och tidigare ligger temperaturerna från ett antal mätpunkter omedelbart över härden över för vad instrumenten i gränsen kontrollrummet kan visa (max 370°C). Datorskrivaren skriver då ut frågetecken för dessa värden. Mellan klockan åtta och halv tio mäter dock en tekniker med hjälp av voltrneter direkt de erhållna spänningarna från ett antal termoelement ovanför härden och beräknar därav temperaturerna. Dessa liggeri flera punkter mellan 900 och 1400°C. Det förefaller dock som om man i kontrollrummet vid detta tillfälle fäster föga tilltro till dessa värden.

Operatörerna prövar under detta skede olika vägar för att få igång kylmedelscirkulationen i systemet. Fram till omkring klockan 9.20 prövar man att köra med låga tryck i systemet. Därefter trycksätter man och fram till omkring klockan 11.30 kör man med högt tryck i systemet (se 5.3). av detta nämnvärt. Man har en mycket figur Inget påverkar systemet oklar uppfattning om hur mycket kylmedel man har i systemet. Man tror omväxlande i att systemet är fullt och att man har ång- och gasblåsor

systemet. Även i efterhand har det visat svårt att fastställa sig mängden kylmedium i systemet under detta skede.

Systemets uppträdande kan förklaras av att det är i två delar uppdelat åtskilda av den sammanrasade, härden. Den ena delen kompakterade består av utrymmet över härden inne i reaktorkärlet samt de två varma benen. Den andra delen består av utrymmet under härden och fallspalten kring härden i reaktorkärlet samt de kalla benen. De kalla benen inklusive ånggeneratorernas en stor mellan primärsidor utgör buffertvolym de två Denna

systemdelarna. volym kan ta upp betydande förändringari

mängden kylmedel.

Trycket i systemet byggs upp av överhettad ånga och vätgas, som avgår från härdens alstras att vatten

topp. Ångan genom tillförs i härdens bot-

ten och i den långsamt trängei upp genom porema kompakterade härden. Detta innebär att trycket i systemet byggs upp från reaktorkärlet och ej som normalt från Den senare är med rela-

tryckhållningstanken. fylld

tivt kallt vatten och värmarna är mer eller mindre ur funktion under detta

skede. Genom att trycket inte utan i byggs upp i tryckhållningstanken reaktorkärlet kan vattnet i tömmas ner i reaktortryckhållningstanken ej kärlet. mellan

Anslutningsledningen tryckhållningstanken och heta

benet bildar ett vattenlås som förhindrar detta.

Tiden 7 timmar 30 minuter -10 timmar 30 minuter (11.30-14.30)

Klockan 11.30 finner man att de inte leder vidtagna åtgärderna någon vart. Man bestämmer sig nu för att sänka i systemet så att man trycket kan kyla ned det s.k. som endast

resteffektkylsystemet, kan arbeta vid

lågt tryck. Sänks kan också de s.k. ackumulatortankartrycket tillräckligt na gå in och översvämma härden om den nu är vilket man är blottlagd, osäker om.

Blockeringsventilen öppnas och en två timmar lång trycksänkning följer (se figur 5.3). Högtrycksinsprutningen blockeras och det är att

möjligt man nu härden helt eller delvis. ånyo torrlägger Totalt sett bör mängden kylmedium ha minskat under detta skede.

Ackumulatortankarna automatiskt in mitt under kopplas någon gång perioden men relativt litet vatten flödar in i reaktorn. Detta kan förklaras med att dessa tankar står i nivå med och med en härdtoppen kompakterad härd är det bara några kubikmeter som behövs för nivåutjämning. Vattnet kan inte härden eller reaktorkärlets nedre delar. kyla Inflödet leder dock till en viss och en sakta tryckstegring sänkning av temperaturerna i varma benen. Man kommer dock inte i för att tillräckligt lågt tryck kunna koppla in Mot slutet av skedet resteffektkylsystemet. återupptas

högtrycksinsprutningen.

Försöket att sänka har lett till att stora trycket genom avblåsning mängder vätgas som alstrats under från

härdskadeförloppet frigörs primärkretsen

till Klockan 13.50 hör man en dov smäll i kontrollreaktorinneslutningen. rummet och observerar instrumenten en snabb tryckstegring på ompå (Det är hälften av vad kring 2 bar (0,2 MPa) i inneslutningen. ungefär är konstruerad för att tåla under lång tid. För kortvariga inneslutningen är än beror på en explosionsartryckstötar tåligheten högre). Tryckstöten tad i Denna slutsats drar man dock i konvätgasbrand inneslutningen. trollrummet först ett senare. Vid denna tidpunkt tror man omkring dygn att härden är skadad så att kapslingen brustit och de radioakvisserligen tiva ädelgaserna kommit ut, men man anser fortfarande inte att temperabli så bildas en zirkoniumturen kunnat hög att vätgas kunnat genom vattenreaktion.

Tiden 10 timmar 30 minuter -13 timmar 30 minuter (14.30-17.30)

inte avsett resultat men det tidigare förhål- Trycksänkningen ger sålunda låsta i varma benen landevis läget löses nu upp. Temperaturerna sjunker och sannolikt värmas vid ingång-

börjar tryckhållningstanken upp redan

en till skedet. Tanken övertar nu och det leder i sin tur till trycksättningen att töms ner i De omkring 20

tryckhållningstanken reaktorsystemet.

kubikmeter som töms ner är för att fylla ovanför tillräckligt utrymmet härden, delar av varma benen och även de delar av kalla benen som är

tomma för tillfället.

är numera normalt, med av den kompakterade här- Systemet undantag står i de övre delarna de den och den ånga och gas som fortfarande på varma benen. vatten tillförs också genom Make up-pum- Ytterligare

parna.

Tiden 13 timmar 30 minuter - 16 timmar (17.30-20.00)

Man beslutar nu för att fullt med vatten för att senare sig trycka systemet starta en Det tar timma att komma huvudcirkulationspump. någon upp i och sedan väntar man timma vid fullt tryck arbetstryck ytterligare någon innan man Klockan 19.30 stöter man igång en huvudprövar pumpstart. i krets A för ett kort och klockan 19.50 startar cirkulationspump ögonblick alla temperaturer i varma och kalla man den för gott. Med detta löper benen samman. Alla hindrande gas- och ångblåsor har svepts bort.

har lyckats (figur 5.7). Operationen

Vilken cirkulationen kan dock inte fastställas. Huvuddelen av väg går krets A för att sedan fortsätta bakflödet går dock troligen rätt väg genom krets B medan litet behöver härden. Den länges genom mycket gå genom kan fortfarande vara eller hopsintrad av smälta hoprasad, kompakterad delar med endast som släpper igenom vatten och avger gas. Temporer inne ibränslet i härden kan fortfarande vara höga. Från och peraturerna med den då ackumulatorerna och flödat

tidpunkt tryckhållningstanken

in vatten bör dock bor finnas inne i härden som kan hindra kedjeigen reaktionerna från att starta igen.

1215:. = e I: Primarvatten psai MPa

ZAvblåsmngsvenuI g Sekundäwanen

á é Blockenngsventil [:] Ånge Varmt ben Ånga/Vätgas ,I ll

Ånggenerator Ånggenerator

Pump av

Åter till reaktorkarl

Reaktorkärl Kallt ben Avblasningstank Kmts A Krets B

Figur 5. 7

Tillståndet i røaklorst/stvme! ca 16 timmar efter snabbstoppet. C irkulation och kylning

genom krets A har återslällls. Härden iir täckt med vatten men i toppen på reaktorkârlet

finns en sammanprcssad gasbubbla. (Källa: NSAC-l)

En månad senare man över från till

lyckas gå pumpcirkulation naturlig

cirkulation. Eftersom den senare förutsätter härden är

strömning genom

det därför mest att starten av en

troligt huvudcirkulationspump bryter

upp några passager i den sammanrasade härden.

Tiden efter 16 timmar (Klockan 20.00 den 28 mars)

Efter starten av en i

huvudcirkulationspump pendlar temperaturema

såväl varma som kalla benen 140°C och faller

kring långsamt. Trycket går ner till cirka 100 bar (10 MPa) och faller långsamt mot cirka 70 bar (7 MPa).

i härden är varierande

Temperaturen med toppar på 300°C och vissa vär-

den utanför instrumentens mätområde som vid max 370°C.

ligger

Den gas som blockerat cirkulationen i kretsarna har svepts bort av pumpflödet. Man kan förutsätta att av denna runt som en

mycket gas går

emulsion i systemet. Gas som kan ha stått inne i reaktorkärlet i dess topp

bör också ha svepts bort åtminstone till i höjd med röranslutningama.

Även denna som små bubblor i emulsionen. Allra överst i gas bör finnas reaktorkärlet kan en obruten finnas kvar. Med den tem-

gasbubbla låga peraturen och det höga tryck som råder löses också en stor mängd gas i

vattnet.

är nu varm och normal trycksättning sker med

Tryckhållningstanken

av i Detta tillstånd varar i

hjälp ångvolymen tryckhållningstankens topp.

flera dygn.

finner man att I samband med inmatningen av nytt vatten i systemet i i den grad man

ångvolymen tryckhållningstanken ej pressas samman

väntat som väntat. Härav drar man slutsatsen sig. Ej heller stiger trycket vilken att det finns gasbubblor i systemet. Beräkningar görs på volym dessa skulle motsvara. Man kommer till resultat kring 35 kubikmeter. Andra beräkningar ger lägre värden. Man bedömer att gasen främst är Efter ett har man nu fått fram så mycket analyser vätgas. omkring dygn och mätvärden att man inser att härden blivit så överhettad att en zirkonium-vattenreaktion Man erinrar sig i detta sammanhang ägt rum. också i klockan 13.50 och inser tryckstöten inneslutningen på onsdagen att en vätgasbrand ägt rum i inneslutningen.

Under blir man inom NRC:s huvudkontor i Washington orolig fredagen att gasbubblan i reaktorkärlet kunde innehålla både vätgas och syrgas, att man kunde få en skulle i så fall

d.v.s. explosiv knallgasblanding. Syret

komma från av vatten vid den höga strålnivå sönderdelning (radiolys) i Man räknar denna under fredasom rådde reaktorsystemet. på radiolys och kommer fram till oroande höga knallgashalter. gen och lördagen Man därvid det felet att inte ta till att det råder överskott på gör hänsyn

Under rådande förhållanden med gammastrål-

vätgas i systemet. hög återförenas omedelbart ningsnivå det syre som bildas genom radiolys

om vätgasproblemed väte och ger vatten igen (jämför expertutredning

met i Lättvattenreaktorer körs alltid med överskott på vätgas i

bilagorna).

så sätt förhindrar korrosion. Det fökylvattnet för att få bort syret och på alltså i reaktorkärlet. Såväl kämkrafts-

relåg aldrig någon explosionsrisk

inom NRC inser snabbt detta. Disindustrins experter som vissa experter varar dock till

pyten mellan olika expertgrupper kring explosionsrisken

då man blir allmänt övertygad om att någon explosöndag eftermiddag inte Under får såväl lokala

sionsrisk föreligger. perioden fredag-söndag

och som massmedia uppgifter om delstatliga myndigheter motstridiga från olika vid NRC och från industrin. Detta

explosionsrisken tjänstemän bidrar till att stor inte minst i evakueringsfrågan.

skapa förvirring,

Under de närmaste dygnen efter olyckan avgår vätgasen i systemet sakta från läckage i pumptät-

genom avblåsning tryckhållningstanken, genom

där lättas av. Avningarna samt genom Let down-systemet, trycket att man blåsningen och läckaget av vätgas till reaktorinneslutningen gör där mäter 1-1,7°/o. Detta är under antändningsgränsen, vätgashalter på om att halter kan innebära risker. Man sätmen man är medveten högre ter därför in rekombinatorer (anordningar för att återförena vätet och synere. Rekombinatorerna måste ret till vatten) för att hålla vätgashalterna dock förses med extra och det tar innan de kan tas strålskydd några dygn i drift.

Ett nytt problem kommer upp när operatörerna vill sänka trycket och gå över till annan Man ställer då vad som händer kylning. frågan om gasen i systemet utvidgas - kan en i reaktorns nedåt och gasblåsa topp utvidgas på nytt avtäcka härdens topp?

Denna fråga blir föremål för hårda diskussioner tills man efter någon vecka finner att man blivit av med så mycket gas att kvarvarande volym ej längre kan nå härdtoppen.

Efteråt kan man se att för farhågorna härdavtäckning troligen grundat sig på en felaktig tankemodell - en modell med absolut åtskillnad mellan gas och vatten. Rätt modell är antagligen att gas som expanderar ner från reaktorns övre del mot bort av det vathärdtoppen svepts mycket häftiga tenflödet från och återfinns i den emulsion

huvudcirkulationspumpen

som pumpas runt. En expanderande gasblåsa kan därför inte ha utgjort någon fara för kylningen.

Efter en vecka kan i systemet sänkas och efter en månad kan man trycket gå över till cirkulation. Det sistnämnda att naturlig tyder på strömningshärden brutits sannolikt då redan vägar genom upp, vid pumpstarten

kring klockan 20.00 den 28

april.

Härdskadorna

Den verkliga av skadorna härden i TMI-2

omfattningen på kan inte fast-

ställas förrän reaktorkärlet har Detta kan ske öppnats. troligen tidigast om något eller år. Man kan dock dra ett antal slutsatser om skadornågra nas av av det värme- och

omfattning på grundval analyser ångtekniska

(termohydrauliska) förloppet, analyser av det radioaktiva innehållet i vattnet i reaktorsystemet och etc. inneslutningen, Kemenykommissionens tekniska kommer sådana fram till expertstab på grunder följande

bedömning av härdskadorna:

o 90% eller mer av kapslingsrören har troligen spruckit upp.

o 44-63°/o av har oxiderats. De övre 60-70°/o av

zirkoniumkapslingen

härden har förlorat sin mekaniska hållfasthet.

0 Bränsletemperaturerna 1900°C i 40-50°/o av härden. översteg Temperaturerna kan ha överskridit 2200°C i 30-40°/o av härdvolymen.

0 En del av urandioxiden kan ha i form övergått flytande vid temperaturer klart under urandioxidens att en delvis smältpunkt (2 850°C) genom oxiderad zirkoniumsmälta har bildats vid cirka 1 900°C. Urandioxiden kan lösas i en sådan smälta vid direkt kontakt. Den bränsle som mängd smält på detta sätt dock vara liten. uppskattas

o En fortgående av radioaktiva ämnen till urlakning kylvattnet tyder på att en del av bränslet kan vara i finfördelad form.

0 En del av härden rasade troligen ihop efter 226 minuter (se beskrivningen av händelseförloppet).

men deras beståndsdelar finns 0 Delar av styrstavarna har troligen smält troligen kvar i härden.

o kan starta i härden (d.v.s. den kan bli kritisk igen) Kedjereaktioner ej ej oberoende tillstånd så borhalten i vattnet överav styrstavarnas länge För närvarande en borhalt stiger 3200 ppm (miljondelar). upprätthålls om 3500 ppm.

De svenska som det amerikanska materialet har komexperter granskat

mit fram till i stort sett samma slutsatser (se expertbilagorna).

Nuvarande läge. Uppröjningsarbetet

Trycket i reaktorsystemet var i augusti 1979 cirka 20 bar (2 MPa). Vattenvar cirka 70°C. Vattnet i totalt cirka 340 temperaturen primärsystemet, kubikmeter, är starkt förorenat med radioaktiva ämnen. I reaktorinnefinns radioaktiva främst krypton-85, samt cirka 2400 slutningen gaser, kubikmeter vatten, även det förorenat av stora mängder radioaktiva ämnen. är så att kan in i inneslutningen. På Strålningsnivån hög ingen gå av diverse småläckor vattnet i inneslutningen sakta. Enligt grund stiger från NRC räknar man dock med att det kan ta närmare ett år uppgifter eller mer innan vattennivån når så att den kan skada utrustning av högt

betydelse för det fortsatta uppröjningsarbetet.

I i finns 1440 kubikme-

förvaringstankar hjälpsystembyggnaden omkring

ter radioaktivt förorenat vatten. (s.k. jonbytarfilter) har Anordningar

ut och rena vattnet i hjälpsystembyggnaden.

byggts upp för att pumpa NRC tillfredsstäl- De togs i drift i oktober. Enligt fungerar utrustningen lande och man räknar med att det kommer att ta två till tre månader att behandla vattnet i NCR ser för närvarande inga

hjälpsystembyggnaden.

med den totala vid TMI-anläggningen. Det problem tankkapaciteten innebär dock att man måste använda TMI-1:s tankar som reserv. Det är bl.a. därför som detta block tills vidare inte kan tas i drift igen.

Man räknar med att använda liknande teknik för att ta hand om vattneti

Alla berörda hälsovårds- och strålskyddsmyndigheter

inneslutningen.

samt domstolar har dock ännu att börja uppröjningsarbe-

ej gett tillstånd tet i inneslutningen.

Kostnaderna

framhåller att efter haveriet i

Kemenykommissionen uppröjningsarbetet

TMI-2 innebär av hittills unik omfattning och komplexiarbetsuppgifter tet för kärnkraftsindustrin, även om man i huvudsak kan bygga på väl känd teknik, t.ex. från Kemenykommissio-

upparbetningsanläggningar.

nen har kostnaderna för till mellan 400 uppskattat uppröjningsarbetet och 900 miljoner kronor och räknar med att arbetet tar åtminstone två år. Totalt räknar med att haveriet kommer att kosta Kemenykommissionen mellan 4 och 9 kronor varav hälften är kostnaderna för att miljarder drygt ersätta bortfallet i elkraftproduktion. Denna förutsätter att uppskattning TMI-2 kan repareras och tas i drift inom några år. Annars kan kostnaderna, speciellt för ersättningskraften, bli avsevärt högre.

Radiologiskt händelseförlopp

Utsläpp av radioaktiva ämnen

Inom de två första timmarna efter d.v.s. före klockan snabbstoppet, 06.00, erhölls flera från Det berod-

strålningslarm reaktorinneslutningen.

de på att mindre radioaktiva som även under mängder ämnen, normal drift förekommer i reaktorvattnet, strömmade ut genom den öppna av-

blåsningsventilen. Cirka 30 kubikmeter av det vatten

som kom ut genom ventilen pumpades under den första halvtimmen ut ur inneslutningen och över till en tank i den s.k. Tanken svämma-

hjälpsystembyggnaden.

de över och vattnet kom ut på golvet i Detta vathjälpsystembyggnaden. ten var särskilt radioaktivt. ej Det gav enligt mätningar ej nämnvärt förhöjda strålningsnivåer i

hjälpsystembyggnaden. Utpumpningen upp-

hörde klockan 04.38 och inte.

återupptogs

I och med att reaktorhärden började överhettas vid sextiden i frigjordes första hand stora mängder radioaktiva och i ädelgaser jod reaktorsystemet och spreds vidare till Med klockan inneslutningen. början 06.22, d.v.s. 142 minuter efter kom en stor larm om snabbstoppet, mängd höga

strålningsnivåer i inneslutningen. Nivåerna fortsatte att och strål-

stiga ningslarm kom efter hand även från andra delar av anläggningen.

Reaktorinneslutningen isolerades automatiskt på signal om

förhöjt tryck klockan 07.56, d.v.s. cirka 1,5 timmar efter det att skador allvarliga på bränslet Innan isolerades börjat uppträda. inneslutningen fanns flera

möjliga läckagevägar för framför allt radioaktiva hand

gaser till i första

hjälpsystembyggnaden och vidare till atmosfären. bröt

Operatörerna omedelbart isoleringen för de system som renar och borerar kylvattnet i reaktorn. Detta var bl.a. eftersom en fortsatt tillförsel av nödvändigt, borerat vatten till reaktorn för att säkerställa att ansågs nödvändig kedjereaktionen ej startade på Genom att kunde isolenytt. reningssystemet ej ras helt kvarstod ett mindre antal för radioaktiva ämnen

utsläppsvägar

via läckor i ventiler etc. anapackningar, Enligt Kemenykommissionens lyser har större delen av via sådana Att automatisk utsläppen gått vägar. isolering av inträffade rätt sent i

reaktorinneslutningen haveriförloppet

har enligt Kemenykommissionen haft för de faktiska ringa betydelse utsläppen.

Senare i haveriförloppet (under den 29 och 30 mars) hade så mycket härden samlats tankar att gaser från den skadade upp i reningssystemets man fick den 30 mars fann operatörerna problem. Tidigt på morgonen det att lufta av en tank i via ventiler och lednödvändigt reningssystemet som man visste läckte till ledde till att ningar omgivningen. Utsläppen man i en omedelbart ovanför kraftverket mätte strålnivåer på helikopter 1200 millirem per timme. Enligt Kemenykommissionens undersökningar kom detta värde att blandas samman med en vid samma tiduppmätta relativt beräknad strålnivå vid markytan omedelbart punkt pessimistiskt utanför kraftverksområdet. Detta, om risjämte ofullständiga kunskaper ken för framtida till att NRC m.fl. myndigheter föreslog utsläpp, bidrog delstaten en På middagen Pennsylvanias guvernör partiell evakuering. den 30 mars utfärdade också en rekommendation om frivillig guvernören av havande kvinnor och barn inom 8 kilometers avstånd från evakuering TMI. Under de minskade utsläppen snabbt. följande dagarna

av radioaktiva ämnen till framför allt

Läckaget hjälpsystembyggnaden,

via för reaktorvattnet, problem även inom anläggreningssystemet gav Från spreds främst radioaktiva

ningen. hjälpsystembyggnaden gaser till

andra delar av inklusie kontrollrummet. Personalen där anläggningen, utsattes för större fara. Genom att de tidvis måste bära aldrig någon fick de dock bl.a. svårt att tala med varandra. Det var skyddsmasker vidare att vid olika tillfällen gick in i hjälpsystemnödvändigt personal byggnaden, bl.a. för att kontrollera vissa system och ta vissa prov. Dessa som var utsatte sig frivilligt och delvis personer, strålskyddsutbildade, slarv för stråldoser - över tillgenom höga upp till eller möjligen något låten årsdos. Det var också brist på lämpliga strålningsmätare.

För att minska till prövade man att stänga ventiutsläppen omgivningen lationen i Detta problem med hjälpsystembyggnaden. gav dock sådana ökade strålnivåer inom att man fick slå på ventilationen anläggningen igen.

Kärnkraftverket var utrustat för att säkert mäta omfattningen av dåligt radioaktiva över normala driftsutsläpp. Detta gjorde att de utsläpp långt av radioaktiva utsläpp och stråldoser som amerikanska beräkningar lade fram kort tid efter olyckan kritiserades för vissa osäkermyndigheter heter. De mera som bl.a. låtit ingående analyser Kemenykommissionen utföra visar dock att dessa beräkningar i allt väsentligt var riktiga.

under tiden 28 mars - 27 april ut Enligt Kemenykommissionen släpptes 2,4-13 curie xenon-133) och 13-17 miljoner ädelgaser (huvudsakligen curie NRC torde dessa av jod (huvudsakligen jod-131). Enligt utsläpp radioaktiva uppgå till maximalt tillåtna utsläpp ädelgaser sammanlagt från 10-15 års normal drift. av radioaktiv jod och andra radio- Utsläppen aktiva ämnen (i den mån de senare överhuvud taget varit mätbara) har NRC under maximalt tillåtna från ett års normal drift. enligt legat utsläpp Det även de mindre radioaktiva ämnen som funnits i utgäller mängder av till Susquehannafloden. släpp avloppsvatten

Enligt Kemenykommissionens analyser innehöll reaktorhärden vid TMI-2 omkring 150 miljoner curie xenon-133 vid haveriet. Den utsläppta mängden motsvarar således 2-9°/o av härdens totala innehåll. Innehållet av jod-131 i härden uppskattas enligt Kemenykommissionen till cirka 60 miljoner curie. Omkring hälften härav frigjordes troligen vid härdhaveriet. Bara två tiomiljondelar av det totala härdinnehållet av jod kom således ut till omgivningen. Till helt övervägande del fångades joden upp av vattnet i och l reaktorsystemet inneslutningen. ventilationssystemet på TMI-2 fanns även filter med aktivt kol för att begränsa jodutsläppen. Dessa filter visade sig dåligt underhållna. Hade de varit i fullgott skick hade jodutsläppen blivit drygt tio gånger lägre än som nu blev fallet.

Nuvarande läge

Enligt Kemenykommissionen innehåller vattnet i TMI-2:s primärsystem, reaktorinneslutning och olika cirka 850 000 curie uppsamlingstankar långlivade klyvningsprodukter, framför allt cesium-137 30 (halveringstid år) strontium-89 (halveringstid 51 dygn) och strontium-90 (halveringstid 29 år). Atmosfären i inneslutningen innehåller cirka 51 000 curie av den radioaktiva ädelgasen krypton-85 (halveringstid 10,7 år). De jod- och xenon-isotoper som dominerade strålningsbilden de första veckorna har så korta halveringstider att de nu helt av. Av de hundratals klingat miljoner curie av dessa ämnen som fanns i härden vid haveritillfället återstår nu långt under en curie.

Hur det radioaktivt förorenade vattnet avses tas om hand har redan beskrivits. Kryptongasen kan bli ett problem. I och för kan man ventilesig ra den till atmosfären över en period av något år utan att därigenom överskrida av NRC tillåtna normaldriftsutsläpp från andra reaktorer. Det är dock osäkert i vad mån lokala kommer att tillåta detta. myndigheter Flera metoder att isolera och aktiv finns dock. långtidsförvara kryptongas

Stråldoser till de anställda

Under perioden mars till juni 1979 fick de anställda vid TMI en kollektivdos om cirka 1 000 manrem. Normal kollektivdos per år vid svenska kärnkraftverk ligger i området 100-200 manrem. Mellan 200 och 300 anställda fick under denna tid stråldoser i området 0,5-3 rem. Normalt utsätts mindre än en anställd per månad för doser i detta område. Tre anställda fick doser i området 3-5 rem. Det skedde under själva haveriveckan.

Hittillsvarande erfarenheter från efter 1979 uppröjningsarbetet juni pekar enligt Kemenykommissionen på årsmedeldoser till de anställda av storleksordningen 0,5-0,6 rem. Det torde ligga nära genomsnittet för anställda vid amerikanska kärnkraftverk, men är cirka två till tre gånger mer än genomsnittlig årsdos till personal vid svenska kärnkraftverk. Hittills under uppröjningsarbetet vid TMI har vid ett tillfälle fem anställda fått hud- och extremitetsdoser över det tillåtna - dock ej helkroppsdoser.

Stråldoser till allmänheten

av har olika amerikanska studier givit kollektiv- Utsläppen ädelgas enligt doser på mellan 2000 och 5000 manrem till den befolkning om cirka 2 miljoner som bor inom 80 kilometers avstånd från TMl. Kemenykommissionen stannar för sin del vid siffran 2000 manrem. Då har man tagit häninomhus när den radioaktiva luftmassan syn till att de som befinner sig passerar i viss mån är skärmade från strålningen.

De amerikanska har kritiserats för att de myndigheternas dosberäkningar utstråckts från TMl. Reaktorsäkerhetsutredningen har låtit ej längre utföra sådana beräkningar. Resultaten visar att kolstrålskyddsinstitutet lektivdostillskottet för övriga delar av Nordamerika uppgår till omkring 2500 manrem för om 12-13 curie, d.v.s. den ädelgasutsläpp miljoner heller till troliga övre gränsen för utsläppen. Då har ej hänsyn tagits nedsatt stråldos inomhus.

Med av EK-Azs för användning (energikommissionens expertgrupp säkerhet och om cancerriskens storlek vid låga stråldomiljö) antaganden ser skulle det av de värdena på kollektivdosen kunna högsta angivna i leda till totalt ett par extra cancerfall bland befolkningen vindriktningen frånTMI. Med dosuppskattning blir det förvän- Kemenykommissionens tade antalet cancerfall lägre. Antalet allvarliga ärftliga skador kan över all framtid förväntas bli lika stort som antalet tillkommande cancerfall. högst

Kemenykommissionen uppskattar den maximala dosen som någon enskild individ bland allmänheten fått till cirka 70 millirem. Omkring 260 individer beräknas ha fått doser mellan 20 och 70 millirem. Alla övriga fick doser under 20 millirem. Den årliga naturliga bakgrundstroligen dosen i området uppskattas till 120 millirem. 760 personer som bodde inom 5 kilometers avstånd frånTMl mättes under första hälften av april 1979 i s.k. för att bestämma eventuellt onormalt helkroppsräknare upptag av radioaktiva ämnen. visade värden över det normala. Ingen

från getter och kor i området analyserades med avseende på Mjölkprov radioaktiv och cesium. De - 41 jod högsta jodhalterna picocurie (biljondels curie) per liter -ligger 300 gånger lägre än av amerikanska myndigheter tillåtna halter. Ingen förhöjning av cesiumhalten uppmättes.

Orsaksanalys

Att ett normalt utvecklades till ett allvarligt inledningsvis snabbstopp härdhaveri berodde en invecklad av delorsaker. I det följande på kedja diskuterar vi vissa länkar i denna kedja. Vi tar också upp några viktigare mindre länkar eftersom de ansetts betydelsefulla. Orsaksviktiga tidigare analysen är uppdelad i tekniska fel och operatörsfel även om det i många fall år svårt att dra en klar Det år också klart att flertalet tekniska fel gräns. beror på slumpartade komponent- och materialfel utan fastmer på ej

mänskligt felhandlande vid konstruktion, säkerhetsgranskning, kvalitetskontroll, utbildning och underhåll.

Tekniska fel

Stopp i matarvattnet på sekundärsidan: Det är osäkert om detta skall betecknas som ett tekniskt fel eller ett mänskligt felhandlande. Anläggningen är dock konstruerad för att klara driftstörningar av denna typ. Att just detta blev den utlösande händelsen bör därför ej tillmätas någon större vikt.

U tlösningen av snabbstopp: Turbinstopp utlöser inte direkt reaktorsnabbstopp utan först indirekt med cirka 8 sekunders fördröjning. En direkt utlösning skulle ha minskat sannolikheten för att avblåsningsventilen behöver vid denna öppna typ av snabbstoppsförlopp. Därmed skulle sannolikheten för ett haveri av denna typ ha minskat men ej bortfallit.

Avblåsningsventilen: Att avblåsningsventilen hängde sig i läge var av avgörande betyöppet delse för haveriförloppet. Det var känt av Babcock 8: Wilcox och NRC att detta ej var någon ovanlig händelse. Vid nio tillfällen hade ventilen fastnat på Babcock & Wilcox-reaktorer och vid åtminstone två tillfällen på tryckvattenreaktorer av andra fabrikat. Ändå var själva ventilen ej försedd med som i kontrollrummet direkt visade ventilläget. I stället givare gav olika instrument information om ett eventuellt ångflöde från ventilen. Denna information var klar och om - som i detta fall- dels ej entydig ventilen hade småläckt en tid, dels nyligen hade blåst som ett led i ett normalt händelseförlopp.

Ånggeneratorernas konstruktion:

De ånggeneratorer av som Babcock S: Wilcox angenomströmningstyp vänder har relativt liten vattenvolym på sekundärsidan. Vid bortfall av matarvattnet som vid TMI kokar de snabbt torrt. Denna egenskap hos konstruktionen har till i de första möjligen bidragit häftigheten förloppet minuterna. Analysen visar dock att detta haft nämnvärd betydelse för ej det fortsatta förloppet. Att ånggeneratoremas kalla ben i Babcock 8: Wilcox-konstruktionen ligger under härdnivån bidrog möjligen i vissa skeden till en snabbare kylvattenförlust från härden än i andra konstruktioner.

Anslutningsledningen till tryckhållningstanken: Denna är på Babcock 8: Wilcox-reaktorn så utformad att den under vissa förhållanden bildar ett vattenlås som förhindrar att tryckhållningstanken töms ner i reaktorsystemet. Analyser visar att detta hade ej någon betydelse så länge avblåsningsventilen stod Däremot kan det ha haft öppen.

en viss senare i men då var härden redan allvarligt betydelse förloppet, skadad.

Utlösning av isolering av inneslutningen: Att av utlöstes är i och för en isoleringen inneslutningen ej tidigare sig brist vid denna visar dock i detta fall att förhåltyp av tillbud. Analysen landet var av för de faktiska utsläppen av radioaktiva ringa betydelse amnen.

Läckor i primärkretsens reningssystem: Läckor i de delar av primärsystemet som går ut i hjälpsystembyggnaden visade vara av för de utsläpp av radioaktiva ämsig avgörande betydelse nen som skedde. Bättre möjligheter att isolera de utrymmen där dessa finns och att ventilera åter till inneslutningsystem möjligheter systemen en hade förhindrat huvuddelen av de radioaktiva utsläppen. troligen

Utformning av instrument och kontrollrum: Här fanns en rad brister som starkt bidrog till haveriets omfattning. Några av dessa är:

o Bristande lägesindikering på avblåsningsventilen (har redan berörts).

0 Bristande i av olika larm. Inom de första överskådlighet presentationen minuterna efter utlöstes över 100 olika larm. Operatörersnabbstoppet na hade av för att sålla ut vilka larm som föga hjälp instrumenteringen var när det att ställa rätt tillståndet i reaktorn. viktiga gällde diagnos på

o Brist på instrument som ger enkel information om att härdens kylning kan vara i fara, t.ex. nivåmätare i reaktortanken eller instrument som direkt visar förekomst av ånga eller gas i primärsystemet. Några sådana instrument fanns utvecklade för tryckvattenreaktorer. Flera viktiej i kontrollrummet, t.ex. för temperaturmätning, hade ga instrument mätområde för att ge en klar bild av hur långt otillräckligt operatörerna från normala driftförhållanden man befann sig.

0 Avsaknad av ventiler som skulle det möjligt att fjärrmanövrerade gjort senare i blåsa av vätgas och ädelgaser från reaktortank haveriförloppet och för att underlätta återställning av kylvattencirkulaånggeneratorer tionen.

Brister i den ledde i senare skede till svåradiologiska instrumenteringen att få en klar bild av härdskador och utsläpp. Dels fanns ej righeter instrument med stort mätområde, t.ex. i skorstenen och andra tillräckligt ventilationsöppningar, dels var många instrument ej tillräckligt skyddade för den som uppstod när radioaktiva ädelhöga strålningsbakgrund gaser spreds i hjälpsystembyggnaden.

Mänskligt felhandlande

Felställda hjälpmatarvattenventiler: Att man ej upptäckte att dessa ventiler var stängda -troligen under flera dygn - får anses bero på brister i rutinerna för provning av hjälpmatarvattenpumpar och i rutinerna vid skiftbyte. Dessutom gjorde kontrollrummets utformning att hade svårt att snabbt upptäcka avoperatörerna vikelser från normala driftlägen för olika ventiler. Analysen visar dock att det kortvariga bortfallet av hjälpmatarvattenflödet var av ringa betydelse för det fortsatta haveriförloppet.

Dröjsmål med att den

upptäcka fastnade avblåsningsventilen:

Att det tog operatörerna 2 timmar och 20 minuter att upptäcka att avblåsningsventilen fastnat i öppet läge blev av avgörande betydelse för haveriförloppet. Operatöremas svårigheter att hitta detta fel torde i hög grad hänga samman med brister i instrumenteringen (se ovan), med att ventilen läckt under längre tid samt med brister i störningsinstruktioner och utbildning.

Stängning/strypning av högtrycksinsjørutningen: Det blev av avgörande betydelse för haveriförloppet att operatörerna och tidvis helt av den av ströp stängde högtrycksinsprutning kylvatten som utlösts automatiskt på fallande tryck, samtidigt som nivån i tryckhållningstanken bröt mot instruktioner som steg. Därvid operatörerna att sådana åtgärder endast är tillåtna när såväl tryck som nivå återsäger till normala värden. Vid normala snabbstoppsförlopp följs tryck och gått nivå åt. I utbildningen fästs stor vikt vid att följa nivån i tryckhållningstanken för att ej toppfylla den, vilket skulle kunna ge onödiga påfrestoch dess säkerhetsventiler. Vidare var operaningar på reaktorsystemet törerna medvetna om att om högtrycksinsprutningen kördes för fullt under tid kom vatten in i systemet, vilket krävde längre natronluthaltigt driftavbrott under längre tid för Däremot hade ej rengöring. operatörerna utbildning i hur tryck och nivå i tryckhållningstanken uppträdde i vissa typer av mindre läckor i reaktorsystemet, speciellt då av typen Öppen ventil på tryckhållningstanken.

Det kan nämnas i detta sammanhang att Kemenykommissionen vid sina undersökningar hos andra kraftföretag med Babcock & Wilcox-reaktorer hittat betydligt bättre utformade störningsinstruktioner för operatörerna. Bl.a. i dessa instruktioner att nivån i tryckhållningstanken kan stiga sägs samtidigt som trycket sjunker om man har tillbud av typen liten läcka i primärsystemet. I samband med sådana tillbud uppmanas också operatörerna i dessa instruktioner att kontrollera tryck och temperatur så att marginalen till kokning är tillräcklig.

Feldiagnos av kokning och kylmedelsförlust: Att att man hade i operatörerna ej uppmärksammade kraftig ångbildning blev av för haveriförloppet, bl.a. primärsystemet avgörande betydelse att man då fick en bild av mängden kylmedel i primärsysgenom felaktig temet. En relativt enkel jämförande analys av tre centrala mätvärden: och flöde huvudcirkulationspumparna skulle tryck, temperatur genom ha visat att Varken stömingsinstruktioner eller utångbildning förelåg. vägledning om en sådan analys. bildning gav dock operatörerna

Osäkerhet om skadornas omfattning och handlingsvagar för att återställa säker kylning av reaktorn: Under senare skeden av haveriförloppet togs besluten om olika handav kraftverksledningen med stöd av en med tiden ökande stab lingsvägar av experter från i första hand industrin. Uppåt 70-80 personer befann sig tidvis i kontollrummet mot normalt 5. De handlingsvägar som valdes brister i om hur man snabbt återför en tyder på förhandskunskaperna skadad med stora mängder primärsystemet till tryckvattenreaktor gas i ett tillstånd av stabil kylning av härden. Man fick pröva sig fram. Det tog också tid - ett - att komma fram till en någorlunda lång omkring dygn bild av skadornas omfattning. Delvis berodde detta på att man inte riktig vissa mätdata från det första dygnet eller ansåg dem uppmärksammade missvisande, t.ex. i härden och tryckstöten från temperaturmätningarna vätgasbranden i inneslutningen. Delvis berodde det på att det tog lång tid att få fram radiokemiska vattnet i bl.a. på analyser på primärsystemet, av brister i och hög allmän strålningsnivå. De felgrund mätutrustningen bedömningar som gjordes av vissa experter när det gäller risken för en explosion i reaktortanken har tidigare berörts.

Ovrigt: I finns ett antal andra fall av mänskligt felhandlande expertbilagorna belysta, som inte var av betydelse för händelseförloppet, t.ex. avstängav dieslarna för reservkraftförsöj Det sistnämnda innebar ning ningen. dock en överträdelse av gällande instruktioner.

Information till myndigheter och massmedia

Det har ej ingått i vårt uppdrag att närmare studera hur informationen fungerade till lokala, delstatliga och federala myndigheter samt massmedia. Vi får här hänvisa till Kemenykommissionen och andra undersök- Dessa visar att det stora brister inom detta område. Det ningar. förelåg finns hur för beredskapsuppenbarligen många exempel på ansvariga och fick ofullständig, missvisande eller motsäplanläggning utrymning gande information. Några av dessa fall har berörts i tidigare beskrivning av händelseförloppet.

Brister i organisation, tillsyn och utbildning, m.m. Kemenykommissionen och andra undersökningar pekar på åtskilliga allvarliga brister vad gäller organisation, utbildning, kvalitetskontroll och annan tillsyn, bl.a. av den löpande driften. l-lär kan nämnas o Brister i löpande tillsyn och underhåll vid TMI, vilket bl.a. yttrade sig i längre tids drift med läckande avblåsningsventil, felställda hjälpmatarvattenventiler, diverse läckor i olika rör och tanksystem i hjälpsystembyggnaden samt i att diverse strålskyddsutrustning var i bristande skick, bl.a. strålningsmätare för höga strålnivåer och jodfiltren i ventilationssystemet. 0 Brister i uppföljning av tidigare tillbud av liknande typ vid andra reaktorer. Kraftiga varningar från tekniker som analyserat dessa tillbud fastnade eller fördröjdes i organisationen hos Babcock & Wilcox, NRC och Metropolitan Edison. Därigenom trängde informationen ej igenom till operatörerna. 0 Bristande framför allt i att hantera och operatörsutbildning, störningar tillbud av olika slag. Särskilt allvarligt var att det brast i utbildning i de kokningsförlopp som kan uppträda vid vissa typer av störningar samt att inträffade tillbud enligt föregående punkt ej fått genomslag i operatörsutbildningen. De störningsinstruktioner som fanns vid TMI för denna typ av tillbud var svårtolkade och kunde därigenom leda operatörerna in på felaktiga handlingsvägar.

Sammanfattning av orsaksanalysema Sammanfattningsvis kan konstateras att det allvarliga reaktorhaveriet vid TMI-2 berodde på en invecklad kedja av delorsaker som sträcker sig allt ifrån reaktorkonstruktionen, inklusive kontrollrumsutformningen, och säkerhetsgranskningen av denna till operatörsutbildning, underhållsrutiner och uppföljning av inträffade tillbud. Därigenom kom de första timmarna av händelseförloppet att grunda operatörerna sitt handlande på en felaktig bild av vad som hände i reaktorn. De kom att låsa vid denna bild, bl.a. av brister i instrusig felaktiga på grund och utbildning. I den felaktiga bilden ingick att de trodde att mentering härden var väl täckt med vatten. I själva verket kokade härden efter cirka två timmar torrt, överhettades och fick svåra skador. Även under de närmast följande dygnen hade man i kontrollrummet en ofullständig förståelse av vad som skedde och hade skett i reaktorn, trots att man då hade god tillgång till utifrån. expertis Det kan i detta sammanhang också vara värt att citera Kemenykommissionens sammanfattning av sin orsaksanalys: Slutsatsen blir att medan huvudorsaken till att detta tillbud utvecklades till en allvarlig olycka var olämpliga operatörsåtgärder, så bidrog många faktorer till handlande, såsom brister i utbildoperatörernas

oklara driftinstruktioner, oförmåga hos olika organisationer att ningen, dra rätta lärdomar av tillbud och brister i utformningen av tidigare kontrollrummet. Dessa brister får tillskrivas kraftföretaget, leverantörerna av utrustningen och den statliga tillsynsmyndigheten. Vare sig förklarar vad som inträffade i detta fall eller ej är vi operatörsfelen därför -i av alla ovan brister - om att en ljuset påtalade övertygade olycka som den vid TMI förr eller senare var oundviklig.

5.5 Vad hade hänt om. . . ?

Vid analyser av ett haveriförlopp som det vid TMI-2 anmäler sig ett antal hypotetiska frågor av typen Vad hade hänt om . . . ? som kan besvaras mer eller mindre säkert.

En sådan fråga är: Vad hade hänt om operatörerna inom rimlig tid hade ställt rätt diagnos på händelseförloppet? Denna fråga kan besvaras säkert. De tekniska analyser som visar att operatörerna under den första gjorts timmen eller något mer kunde välja mellan flera vägar för att återställa normal kylning av härden utan allvarliga skador på reaktorn. Befintliga kylsystem var samtliga tekniskt tillgängliga och tillräckliga för detta ändamål under denna tid.

En annan är: Hade haveriet kunnat leda till en omfattande härdfråga smälta med stora av radioaktiva ämnen om en låt vara bristfällig utsläpp av härden inte återställts cirka 2,5-3,5 timmar efter händelseförkylning loppets början? För att besvara denna fråga har Kemenykommissionen låtit analysera ett antal hypotetiska händelseförlopp. För en utförlig beskrivning hänvisas till Kemenyrapportens tekniska bilagor. Några intressanta resultat av dessa analyser är

o Under tidsperioden 2-3,5 timmar efter snabbstoppet var ett antal åtgärder av kritisk betydelse såsom stängningen av avblåsningsventilen vid tiden 2 timmar 22 minuter och fullständigt påsläpp av högtrycksinsprutningen vid tiden 3 timmar 20 minuter. Hade operatörerna dröjt med att vidta dessa åtgärder kunde en mer omfattande nersmältning av härden ha inträffat. Kemenykommissionen är försiktig med uttalanden om hur stora var men det mesta tyder på att de tidsmarginalerna var mindre än en timme. Vissa av våra egna expertanalyser antyder att tidsmarginalerna kan ha varit så små som något eller några tiotal minuter. Detta belyses översiktligt i figur 5.8 som visar hur vattennivån i härden avtog under det kritiska skedet. Ju lägre vattnet sjunker desto sämre blir ångkylningen av härdens övre delar eftersom allt mindre vatten kommer i med härden och därmed kokar bort. beröring 0 Om all zirkonium i härden reagerat med vatten och bildat vätgas och vidare all denna kommit ut på en gång i inneslutningen och där vätgas brunnit eller detonerat hade inneslutningen sannolikt klarat påkänningarna.

Kylmediumnivå (fot över hä rdens botten)

A Härdtopp 12

10-

8-

_ /xx

I \ , / \ 6 / / \\/ _ / / / / / 4- ,/ / / - / z

2, _ Blockerlngs- Huvudcirk. Högtrycksventil pump 2 B insprutning _ stängs startas startas

O, l I I I 1 I I I l 100 110 120 130 140 150 160 170 180 efter 190 200 snabb- 4 4 4 0600 0630 stopp 0700 Absolut tid

Fi ur 5.8

Hårdazvtäckningsjfirloppct

tiden 100-200 minuter

efter snabbstuppet. Den skuggade

delen antyder skillnader mellan två beräkningar. [Källan NSAC-I, Becker 1979

(i bilagormül

o Om härden smält ner hade den

möjligen trängt igenom reaktortankens

botten och fallit ned i vattnet bottnen av

på inneslutningen. Kemeny-

kommissionens experter bedömer det osannolikt att den

åtföljande

ångutvecklingen lett till skador hade på inneslutningen. Möjligen

härdsmältan trots smält

vattenkylningen igenom betonggolvet i inneslutningen och ner i under. trängt berggrunden Enligt Kemenykom-

missionen är det stor sannolikhet att och

inneslutningen berggrunden

tillsammans förhindrat stora av radioaktiva ämnen till

utsläpp omgivningen vid sådana

härdsmälteförlopp.

o Om reaktorhärden vid TMI-2 hade varit mer utbränd, d.v.s. körd med

full effekt under

längre tid, hade resteffekten under den mest kritiska perioden 1-5 timmar varit 3-11 °/o högre (tabell 5.1). Enligt Kemeny-

kommissionens skulle detta ha det faktiska

analyser föga påverkat

haveriförloppet. Inte heller påverkas de härdsmälteför-

hypotetiska lopp som ovan diskuterats. Våra egna expertanalyser pekar på att tidsmarginalerna för de som förhindrade en omfatoperatörsingripanden

tande härdsmälta (se ovan) kan ha varit mindre vid en mer

möjligen

utbränd härd. Det kan inte helt uteslutas att var så

tidsmarginalerna

små att en inte kunnat

begynnande nedsmältning hejdas om det hade

varit fråga om en fullt utbränd härd.

5.1 Resteffekten i TMI-2:s härd med fullt utbränd härd

Tabell jämförd

TMI-2 Utbränd härd Tid efter resteffekt resteffekt Utbränd MW MW härd/ TMI-2

snabbstopp

Alternative Event Sequences

hade blivit svårare vid en fullt utbränd härd till

Uppröjningsarbetet

av innehåll av radioaktiva ämnen. Av följd väsentligt högre långlivade samma skäl hade blivit om haveriet lett följdverkningarna allvarligare

till brott på inneslutningen.

framhåller att även om deras analyser är mycket Kemenykommissionen är om olika fortfaomsorgsfullt gjorda kunskaperna härdsmälteförlopp rande Man kan därför vara helt säker på resultaten av de ofullständiga. ej studerade, antagna svårare händelseförloppen.

6 Säkerhetsanalys

6.1 haverier rn m

Konstruktionsstyrande

Säkerhetsmyndighetema föreskriver en som redovisas i

säkerhetsanalys samband med tillståndsansökan. skall dels bestämma de sä- Analysen

kerhetsmarginaler som råder vid normal drift och vid sådana driftstör-

ningar som inträffar relativt ofta, dels vissa sk konstruktionsanalysera styrande haverier med potentiellt stora konsekvenser.

Denna föreskrivna omfattar bland annat: haverianalys

o olika fall som kan leda till snabb såsom effektstegring, felaktig styrstavsutdragning eller utrusande styrstav, av kallt plötsligt intrång vatten i härden eller otillåten av forcering kylvattenflödet

o som till

felaktig bränslebytesoperation, exempel kan innebära att en

bränslepatron fastnar eller tappas

o brott eller utanför

på ångledning vattenledning inneslutningen

o brott på ett från reaktorn innanför trycksatt system inneslutningen.

Stor uppmärksamhet åt de

ägnas konstruktionsstyrande haverierna. Av

särskilt stor är sådana haverier som medför betydelse förlust av kylmedel i reaktorhärden. De kallas med en amerikansk Loss Of

benämning

Coolant Accidents (LOCA). En LOCA kännetecknas av att ett sådant

läckage uppstår i reaktorns primärsystem att lâckflödet överskrider

kapaciteten på reaktorns normala För att motverka

spädmatningssystem.

konsekvenserna av sådana händelser träder i funktion. nödkylsystem Om nödkylningen som avsett förhindras fungerar överhettning av bränslet. Om nödkylningen inte är effektiv kan bränslet smälta.

För av LOCA har den amerikanska

analys säkerhetsmyndigheten före-

skrivit regler som även i andra länder tillämpas inklusive Sverige. Syftet är att genom pessimistiska antaganden åstadkomma stora säkerhetsmar-

ginaler mot av bränslet.

överhettning Nödkylningens effektivitet bedöms

mot kriterier som bland annat definierar den tillåtna

högsta kapslings-

temperaturen. Härden får inte deformeras så att för-

kylningen allvarligt

svaras.

För en kan en tryckvattenreaktor LOCA-analys bygga på följande antaganden (exemplet gäller Ringhals 3) 1 Reaktorn körs vid nominell effekt med av jämviktskoncentration

klyvningsprodukter i bränslet.

2 Ett momentant, dubbelsidigt brott (s.k. giljotinbrott) inträffar en ut-

på

loppsledning intill i en huvudcirkulationskrets. reaktortankväggen

3 Ett totalt bortfall av yttre nät inträffar. Två (av

fyra) dieselgeneratorer

startar och levererar hjälpkraft. 4 utlöses. Nödkylsystemen

l en kokarreaktor med extern cirkulation är brott på en cirkulationsledning

omedelbart intill reaktortanken det konstruktionsstyrande haveriet.

6.2 av riskbidrag Analys

Syfte och grundproblem

Säkerhetsstudier för kärnkraftverk kan efter läggas upp så att man söker tänkbara förlopp som leder till haveri och jämför bidragen dessa ger till

en Av sådana undersökningar är den s.k. Rassammanlagd olycksrisk. mussenstudien den mest omtalade. Efter dess mönster har flera studier är dels kan studien utför olika reaktorer. Användningen tvåfaldig: gjorts för att var säkerhetshöjande åtgärder kan sättas in för att ge nyttjas säga dels har man velat in sannolikheten för en största riskminskning, ringa tex under ett års drift. reaktorolycka

för kärnkraftverk behandlar riskerna för haverier som Säkerhetsanalyser beror felfunktion eller felhandlande och leder till stora radioaktiva på som orsak till haveri har inte tagits upp i utsläpp. Sabotagehandlingar än sådana som är för kärn-

dem, inte heller andra olyckstyper speciella

kraftverk främst Riskerna beskrivs genom att man genom strålningen. tänkbara konsekvenser av haverier tillsammans med sannolikhetsuppanger skattningar för att de skall inträffa.

beskrivs till sin natur och och uttrycks i t.ex. Konsekvenserna omfattning antalet strålskadade och akuta dödsfall, sena cancerfall, aborter, ärftliga och den som blir med radioaktivt nedfall. förändringar landyta belagd Olika säkerhetsstudier har kommit till olika resultat för konsekvenserna

av samma tänkta i reaktorn. Konsekvenserna kan därtill olycksförlopp vara svåra att föreställa dels därför att de i en del fall kan vara mycket sig, dels därför att man inte har erfarenhet av omfattande, någon tidigare

dem.

för en är på flera sätt. För det Att ange en sannolikhet olycka vanskligt av sannolikheterna inte klar. De sannolikheter som första är tolkningen fram har ett stort av och grundas bara till har räknats inslag bedömningar statistik. Detta medför att det inte att i en del på observerad går pröva om är - annat än vetenskaplig mening riskuppskattningarna riktiga med de drifterfarenheter som successivt växer fram. genom jämförelse

är sannolikheterna som beräknas och med var- För det andra jämförs ofta av en - och så andra mycket små tal- storleksordningen på miljonen en föreställning små sannolikheter är det svårt att göra sig meningsfull om. För det är osäkerheten stor. I Rasmussen-studien t.ex. angavs tredje att värdena vara 5 eller lägre än det den genom sägs kunna gånger högre värde en ännu större som ges i första hand. Senare har man velat ange

osäkerhet. Det är f.ö. oklart vilken som i ordet osäkerhet i mening läggs sammanhanget.

Ibland beskriver man risker det s.k. väntevärdet för konsekvensergenom na. Med det menas de av sannolikheterna för sammanlagda produkterna olika typer av olyckor och något mått på deras konsekvenser, t.ex. antalet dödsfall. Med det blir det lättare redovisningssättet att göra jämförelser med mera alldagliga man miste om en väsentolycksrisker. Samtidigt går lig dimension vid riskbedömningen, att stora katastrofer i flera nämligen avseenden är annorlunda än samma viktiga skada genom flera mindre olycksfall, t.ex. de som inträffar trafikolyckor dagligen. Kärnkraftsolyckor kan få mycket stor omfattning, och det är inte hur detta skall självklart mot den mycket lilla sannolikheten att de faktiskt inträffar. Riskvägas studier bör därför redovisa både konsekvenser och sannouppskattade likheter.

Sannolikheter i säkerhetsanalyserna

När man talar om sannolikheten för en händelse, måste man också mena att händelsen är slumpmässig. Vår har genomgång avTMI-2-förloppet visat att bl.a. brister i kunskap och var starkt instrumentering bidragande orsaker till haveriet, förhållanden som inte är Ändå ju slumphändelser. vill man, för att bedöma risker för olyckor i framtiden, tala om sannolikhet och mäta den i siffror.

Denna är en fundamental men inte unik för kärnmotsägelse svårighet kraften. Haveriutredningar i flyg- eller till att trafiksammanhang syftar fastställa en eller flera orsaker och ofta med det. lyckas Slumpen accepteras inte som förklaring annat än för t.ex. mekanisk felfunktion. Å andra sidan visar olycksstatistiken en viss stabilitet över tiden, och detta det gör möjligt att tala om olyckssannolikheter, t.ex. för ett valt fordon. slumpvis Detta ger bl.a. en meningsfull grund för verksamförsäkringsbolagens het.

En säker grund för att beräkna kan bara fås ur erfaolyckssannolikheter renheten, d.v.s. från olycksstatistiken. För och finns flyg- trafikolyckor statistik så att man kan ange sannolikheter för olika typer av och olyckor hänföra dem till år eller kilometer.

Ännu har man inte driftserfarenhet från kärnkraftverk för tillräckligt lång att man den skulle kunna skatta kan

vägen olyckssannolikheterna.Man

bara ge en grov övre gräns för riskerna. Även om det inom en inte alltför avlägsen framtid kommer att finnas driftserfarenheter från tillräckliga världens reaktorer, är det vanskligt att härifrån dra slutsatser om en speciell reaktorkonstruktion.

Det alternativ som står till buds är att söka beräkna olyckssannolikheten, och den har både nackdelar och fördelar. Rasmussen-studiens utvägen metod är att dela upp ett haveriskeende i en följd av felfunktioner och felhandlande som man sätter sannolikheter på var för sig.

En haverisannolikhet som är beräknad har klara Man kan aldsvagheter. vara säker att fantasin har räckt till att förutse alla händelseutveckrig på som kan leda till Inte heller det att få erfarenhetssiffror lingar olycka. går alla sannolikheter för felfunktion eller felhandlande. Frampå ingående för allt är det svårt att mäta sannolikheten för mänskligt felhandlande trots att man har stor åt denna faktor i säkerhetsägnat uppmärksamhet studierna. sannolikhetssiffror som sätts in är subjektiva skatt- Många ningar.

Olika av sannolikhet 6:1

betydelse

En tändsticksask kastas på ett bord. Vad är sannolikheten att den hamnar på en kortsida?

Först bör vi tala om vad vi menar med sannolikhet. Om man kastar asken flera och successivt beräknar kvoten mellan antalet fall på höggånger kant och hela antalet kast, visar andelen närma sig ett tal- det talet är sig lika med sannolikheten. Om vi känner det talet, är det samtidigt ett mått våra att vi skall få högkant när vi kastar bara en gång. på förväntningar Detta kallas sannolikhet i eller sannolikhet.

frekvensmening frekventistisk

Man kan i en del fall beräkna sannolikheter. En sådan beräkning är svår för tändsticksasken, betydligt lättare för en tärning med sex lika sidor. Om man räknar rätt, bör resultatet stå när man prövar det praktiskt. sig

Ibland kan man inte för att få fram en sannolikhet. En göra experiment är att i stället bedöma - mer eller mindre välinformerat - vad utväg sannolikheten är. En sådan kallas en subjektiv sannolikhet. uppskattning Här finns att kontrollera en uppskattning annat än att ingen möjlighet förkasta uppenbart orimliga gissningar.

Ett problem med subjektiva sannolikheter är att man inte vet vilken kunskap som ligger bakom uppskattningen - och hur den utnyttjats. Ett annat är att sannolikhetslärans satser och metoder inte utam problem vidare får användas på subjektiva uppskattningar - även om så sker

många gånger.

De statistiska riskanalysema för kärnkraftverk innebär att man beräknar haverisannolikheter. Viktiga reservationer måste clock göras. Till grund för räkningarna ligger sannolikhetsdata som i en del fall är frekventistiska, men i fall måste man använda subjektiva skattningar eller många erfarenhetsvärden som modifierats och anpassats ett subjektivt sätt.

Några viktiga säkerhetsanalyser

I det följande ges en översikt av av intresse för några säkerhetsanalyser svenskt vidkommande. för Redovisningen ger en metodikbeskrivning den s.k. Rasmussenstudien och de resultaten från den och viktigaste några andra redovisas direkt analyser. Sannolikhetsuppskattningarna från källorna och bör läsas mot bakgrund av den diskussionen. tidigare

Rasmussenstudien Rasmussenstudien (Wash-1400) av U.S. genomfördes på uppdrag Atomic Energy Commission och redovisades till Nuclear Regulatory Commission i oktober 1975. var att studera vid ameri- Syftet olycksrisker kanska kommersiella kämkraftsreaktorer. haveririsken studerades Själva för en kokarreaktor (Peach Bottom 2) och en tryckvattenreaktor (Surry 1). Spridning och konsekvenser av studerades och beräknades för utsläpp

befolkningsförhållanden som var representativa för 100 större ameri-

kanska reaktorer som var i drift eller vid denna planerade tidpunkt.

Rasmussenstudien anses allmänt ha varit en pionjärinsats för statistiskt upplagda säkerhetsanalyser. Man har med vissa modifikationer utnyttjat metodiken för säkerhetsanalyser på andra reaktorer, t.ex. de svenska för Barsebäck 2 och Forsmark 3 och den reaktorsäkerhetsstudie som tyska redovisats hösten 1979. Rasmussenstudiens metodik beskrivs i det följande och gäller i stora drag för de riskstudierna. övriga

Reaktorhärden är den enda källa varifrån stora mängder radioaktiva ämnen kan spridas ut via atmosfären. Riskanalysen fokuserades därför på haverifall som kan leda till härdsmältning eller andra skador på härden.

I kan man tänka ett stort antal inledande händelser och förprincip sig lopp som leder till haven och utsläpp. Det visar att ett ansig begränsat tal av dessa dominerar riskbilden. kan avföras därför att

Övriga tidigt

händelsekedjan som helhet har bedömts få extremt liten sannolikhet. I praktiken räcker det därför att analysera ett urval betydelsefulla fall, men problemet är att identifiera så som av dessa. Härför krävs många möjligt ett betydande mått av fantasi, liksom stor erfarenhet och systemkännedom. Det ligger dock i sakens natur att denna metodik kan aldrig göra

anspråk på fullständighet.

Händelseträd För att identifiera händelseförlopp som kan leda till härdskada man utgår från en inledande händelse och studerar hur reaktoranläggningens olika delar fungerar. Händelseutvecklingarna ett sätt med följs på systematiskt hjälp av händelsetrüd. En inledande händelse bildar händelseträdets stam, och grenarna återger säkerhetssystemens funktion eller felfunktion. Se faktaruta 6.2.

Två grupper av inledande händelser dominerar riskbilden. Den ena gruppen representeras av LOCA-händelser genom brott på reaktoms huvudkylsystem. I den andra gruppen sammanfattas störningar i effekt, tryck, temperatur etc under benämningen transien ter. Från olika källor - driftdata, subjektiva bedömningar, felträdsanalys (se nedan) - hämtade Rasmussenstudien sannolikheter för händelserna i varje träd och beräknade därur sannolikheter för olika slutresultat med eller utan härdskador. Det betyder att olika händelseföljder ger olika riskbidrag i form av en uppskattad sannolikhet för härdskada och utsläpp.

håndelseträd

Exempel på

Som illustration till händelseträdsmetodiken väljer vi ett exempel på en transient, som leder till otillräcklig spädmatning av kylvatten till reaktorhärden. Det är hämtat från en studie på Forsmark 3.

Den initierande händelsen är att yttre kraftnätet faller bort. Det finns två yttre matningskällor. Den ena (400 kV) är kopplad via generatorskenan, vilket betyder att reaktorn kan hållas kvar i husturbindrift även om yttre nätet bortfaller. Inledningsvis antas att såväl 400 kV nätet som husturbindriften strejkar. Det andra (70 kV) är säkrat genom matning från gasturbinaggregat. Vid bortfall av 400 kV-nätet (och husturbindriften) sker omkoppling till 70-kV-nätet. Gasturbinema skall då starta och ge tillräcklig hjälpkraft. Den första förgreningen i diagrammet symboliserar huruvida gasturbinema startar (gren uppåt) eller ej (gren nedåt). Tillräcklig hjälpkraft kan också fås, om gasturbinerna ej startar, från dieselgeneratorer som automatiskt skall starta. Om även dessa missar (två av de fyra dieslarna behövs för full hjälpkraft), kan varken hjälpmatarvattensystemet (327) eller lågtryckshärdkylsystemet (323) fungera med otillräcklig spädmatning som följd (understa grenen). Samma slutresultat inträffar vid samtidigt fel på systemen 327 och 323 oavsett om gasturbinema eller dieslarna levererar hjälpkraften. Sannolikheten för felfunktion i varje förgrening uppskattas med felträdsmetodiken och totalsannolikheten för otillräcklig spädmatning p. g.a. bortfall av yttre nätet kan beräknas.

De som ger de största riskbidragen är angelägnast att händelseföljder förebygga tillkommande säkerhetssystem.

genom

Fel trädsanalys Sannolikheterna för hur komponenter i reaktorn och dess säkerhetssystem fungerar beräknades i Rasmussen-studien genom s.k. felträdsanalys. Det är en systematisk metod att undersöka komponentfel och andra händelser som kan leda till systemfel, och den påminner en del om händelseträdstekniken. Metoden introducerades i början av 1960-talet

6:2

T(O)* Bi B2 V2 Otillräcklig Nätbort- Gas- Diesiar 327 323 spädmatning? fall turbiner

Föreligger

Funktion

Uteblir

1 Nätbortfall under längre tid än 25 minuter samt misslyckad övergång till husturbindrift. 7 Inklusive manuell trycknedtagning. Källa: Ds i 1978:3

inom flygindustrin och har sedan dess i ökande utsträckning använts för att studera systemkonstruktioners tillförlitlighet.

Ett felträd byggs från verkan till orsaker. Utgångspunkten är en felfunktion. Därifrån identifieras händelser som kan leda till felfunktionen. Uppdelningen drivs så långt att man får med enstaka komponenters funktion att göra.

Felsannolikheterna kombineras sedan enligt felträdets mönster logiska till en resulterande sannolikhet för topphändelsen. Även där mänskligt felhandlande påverkar funktionen, beskrivs detta med sannolikheter. Man försöker också uppskatta osäkerheten i den beräknade felsannolikheten.

Fel med gemensam orsak En felträdsanalys som utgår från att de slumpmässiga är komponentfelen oberoende av varandra kan ge för låga systemfelsannolikheter. Rasmussenstudien tar hänsyn till det.

En och samma företeelse kan förorsaka flera fel. En brand i samtidiga kärnkraftverket Browns i USA 1975 satte till flera av säker- Feny exempel hetssystemen ur funktion på en gång. Sannolikheten för att flera system samtidigt fungerar fel var då större än om man förutsatt att felen skulle uppträda oberoende av varandra. Den gemensamma orsaken kan också vara t.ex. konstruktionsfel, tillverkningsfel, miljöpåverkan eller yttre händelser. Den risk för underskattning av haveririsk som dessa s.k. common cause failures särskilt för dubblerager är naturligtvis betydelsefull de, redundanta säkerhetssystem.

Det är viktigt att möjligheterna till fel med gemensam orsak identifieras och beaktas vid felanalysen. Den verkliga resulterande felsannolikheten är svår att uppskatta eftersom i stor erfarenhetsunderlag utsträckning saknas. Rasmussen-studien använde ganska godtyckliga metoder och olika antaganden kan ge resultat. På denna mycket skiljaktiga punkt uppstår ett betydande bidrag till osäkerheten i den beräknade haverisannolikheten.

Mänskligt felhandlande

Mänskligt felhandlande kan påverka reaktorsäkerheten via alla faser av en anläggnings konstruktion, uppförande, drift och underhåll. Driften är visserligen i hög grad automatiserad, men kan som operatörsingrepp regel ta över automatiken och måste det i vissa situationer. I säkergöra hetsanalyserna sätts sannolikheter för felhandlande från drift- och underhållspersonalens sida, så att detta kan tas med i felträden. Det är främst två typer av felhandlande som har mänskligt uppmärki samband med reaktorsäkerheten, av

sammats nämligen felkalibrering

elektrisk kontrollutrustning och felaktiga åtgärder i kontrollrummet. Fel-

i f*

i

kan leda till att automatiska funktioner uteblir exempelvis vid kalibrering eller vid LOCA. Den andra av reaktoravställning trycknedtagning typen felhandlande kan uppträda i den stressituation som uppstår mänskligt vid en serie onormala händelser. Operatören kan då förbise viktiga manuella och säkerhetsfunktioner eller utföra dem fel. ingripanden I Rasmussenstudien har försök att analysera operatörsbeteende i gjorts kontrollrummet. Ett operatörsingripande uppdelades i tre steg:

0 av en onormal situation via utslag på instrument eller varseblivning larrnsignaler 0 övervägande och beslut 0 åtgärder

Felsannolikheten därefter kombination av

uppskattades genom bidrag

från de olika stegen. Härvid beaktades bl.a. följande faktorer:

av instrument, signaler och skyltar utformningen stressnivån skrivna instruktioner och arbetsrutiner utbildning och erfarenhet kopplingsberoende mellan ingrepp av olika slag o typ av signalåterföring 0 bemanningen

Att sätta sannolikheter på mänskligt felhandlande ger problem i säkerhetsanalysen. Felfrekvensen måste ofta baseras på bedömningar och blir därför osäker. I Rasmussenstudien tog man bara hänsyn till planerade ingrepp, förutsedda i driftsinstruktionerna. Oplanerade ingrepp, som kan inverka såväl negativt som positivt, är inte beaktade.

Konsekvenser i omgivningen Om en härdskada inträffat kan radioaktiva ämnen komma ut i atrnosfäi I en ren genom brott eller läckage inneslutningen. fullständig riskanalys beräknas hur ämnena sprids med vinden och hur en del av dem faller

ned på marken. Vindar, nederbörd och temperaturförhållanden spelar

en stor roll för l Rasmussenstudien valde man ut sex typisspridningen. ka reaktorförläggningar och mätte där under ett års tid vindriktning, Man valde vindstyrka och temperatur på olika höjder samt nederbörden. sedan ut 90 tidpunkter och beräknade för dessa radioaktivitetens spridmed hjälp av insamlade meteorologiska data. ning Skadeverkningarna bestäms naturligtvis också av befolkningsfördelningen och därför studerade man hur den ser ut vid de 68 förläggningsorter som var aktuella i USA vid studiens genomförande. Den dos av strålning som utsätts för från luft, mark och livsmedel leder, om den befolkningen är stor, till strålskador samband som är relativt säkert känmycket enligt da. Små doser - som kan drabba ett stort antal individer - kan leda till sena effekter, bl.a. cancer. Vid riskstudier antar man ett proportionellt samband mellan de sammanlagda stråldosema för individerna (kollek-

tivdosen) och antalet cancerfall. I Rasmussenstudien har man reducerat sannolikheten för cancer hos de individer som får mindre än 10 rem per dag till en femtedel av det värde som annars antas.

Rasmussenstudiens resultat För säkerhctsarbetet är det av intresse att se vilka initierande händelser och fortsatta händelseföljder som ger stora till risken. Det visade i bidrag sig Rasmussenstudien att det är transienter och små LOCA som var för sig och tillsammans bidragen, medan stora LOCA och framför ger de största allt tankbrott gav mindre bidrag för såväl tryckvatten- som kokarreaktorer.

De initierande händelserna för de dominerande haveriförloppen i tryckvattenreaktorn är av tre slag:

o små brott i primärsystemet 0 transient vid nätbortfall o ventilfel mellan lågtryckshärdkylsystemet och huvudcirkulationssystemet

Förlopp som initieras av stora rörbrott och där nödkylningen inte fungerar leder till härdsmältning, men de ger mindre bidrag till den totala utsläppssannolikheten eftersom de är ovanliga.

Små brott i primärsystemet beräknades vara ungefär tio gånger sannolikare än stora brott. De ger det största bidraget till utsläppssannolikheten.

Som tidigare nämnts innefattar bereppet transient en rad onormala händelser som kräver snabb reaktoravställning. Vid en transient måste reaktorn av och resteffekten kylas bort. Det dominerande transtängas sientförloppet i tryckvattenreaktorn visade sig vara nätbortfall kombinerat med utebliven funktion hos hjälpmatarsystemet.

Mellan huvudcirkulationssystemet och lågtryckshärdkylsystemet finns backventiler som skall förhindra intrång av reaktorvatten under högt tryck i nödkylsystemet. Vid fel i dessa ventiler på grund av att de kärvar, läcker eller brister åstadkoms en LOCA-händelse som med stor sannolikhet förstör och en utsläppsväg direkt lågtryckssystemet samtidigt öppnar ut ur inneslutningen.

Transienthändelser med utebliven reaktoravställning och otillräcklig resteffektkylning dominerade utsläppsbilden för kokarreaktorn. Sådana händelser ledde till och med stor sannolikhet till bristning härdsmältning av inneslutningen på grund av övertryck.

Bortfall inträffa i av matarvattensystemet antogs genomsnitt någon gång och år. I sådana situationer träder normalt hjälpsystem i funkper reaktor

tion för och Reaktorn ställs av och trycket spädmatning resteffektkylning. avlastas att Om är genom avblåsningsventiler öppnas. spädmatningen kan härden så friläggas och överhettas. otillräcklig småningom

är den av haveri som en kämkraftreak- Trjx/cktanksbrott allvarligaste typen tor kan utsättas för. Ett tankbrott innebär med stor sannolikhet att kylav kärnbränslet vilket kan leda till en härdsmälta. Sanningen äventyras nolikheten bedömes dock vara mycket låg.

av sannolikheten för kan i princip ske nå Uppskattningen trycktanksbrott tre olika sätt, baserade på:

- driftserfarenheter från reaktortryckkärl - haveristatistik för konventionella tryckkärl - brottmekaniska beräkningar

Drifterfarenheterna från är ännu otillräckliga för en mereaktortryckkärl av brottsannolikheten. Brottmekaniska beräkningar ningsfull bedömning för av indikerar en övre gräns för brottsannolikheten reaktortryckkärl 5 - 107 per tryckkärl och år.

Det är mera osäkert vilka slutsatser som kan dras från annan tryckkärlseftersom extra tillkommer i en reaktor, b1.a. på erfarenhet, påfrestningar av Å andra sidan är kontrollen av reaktorkärl under grund strålningen. såväl som driftsskedet särskilt noggrann. tillverknings-

För är man mest intresserad av storlek och riskbedömningen utsläppens Olika haverisekvenser som ledde till jämförbara sammansättning. därför samman. För valdes

utsläpp grupperades tryckvattenreaktorer

av varav de svåraste typiska utsläpp för nio grupper haveriförlopp, sju med härdsmälta. För kokarreaktorer valdes fem utsammanhängde varav de efter härdsmälta. Resultat släppskategorier, fyra allvarligaste från Rasmussenstudiens redovisas i sannolikhetsuppskattningar tabell 6.1.

De beräknade konsekvenserna redovisas för och gemensamt tryckvattenkokarreaktorer som ett för de aktuella reaktorlägena. I tabell genomsnitt 6.2 konsekvensbilden för successivt svårare och samtidigt osanåterges nolikare olyckor.

Tabellen över beräknade konsekvenser hänför till med härdsig olyckor smälta. Sannolikheten för haverier med är enligt Ras-

kapslingsskador

mussenstudien flera (ca 1/ 2.000 för en tryckvatten- och gånger högre 1/10.000 för en kokarreaktor Dessa olyckstyper leder för per driftår). till som är mindre än eller jämförbara med tryckvattenreaktorer utsläpp de minsta efter härdsmälta. Från kokarreaktorer blir utsläppen utsläppen i dessa fall mycket mindre.

Tabell 6.1

Sannolikheter för radioaktiva av olika för utsläpp omfattning tryckvatten- och kokarreaktorer Rasmussen-studien. enligt

Utslapps- Sannolikhet Andel av härdinnehåll som frigörs

= PWR tryckvattenreaktor, BWR = kokarreaktor Källa: Main sid 78 Rasmussen-rapporten, Report,

Tabell 6.2 Konsekvenser och uppskattade sannolikheter Rasmussen-studien. enligt

) Motsvarande normala antal fall är ca 17.000. 3) Talen är vägda medelvärden av de härdsmältesannolikheter som uppskattats för Rasmussenstudiens tryckvatten- och kokarreaktorer.

Angivna värden avser en tryckvatten- eller kokareaktor.

Källa: Rasmussenstudien, Main sid 83.

Report,

Diskussion och kritik av Rasmussen-studien

Lezuisraiøporten (Lewis 1978) avgavs i september 1978 av en arbetsgrupp Lewisrapporten som hade tillsätts av Nuclear Commission. Den är en gransk- Regulatory av och diskuterar även allmänt hur riskanalyning Rasmussenrapporten Sema borde kunna utnyttjas i säkerhetsarbeet.

konstaterar att Rasmussenstudien varit ett betydande Lewisrapporten i för kärnkraftreaktorer. Händelseträdsmetoden framsteg riskanalysen är allmänt användbar för att studera och kvantitatiolyckssekvenser göra va avfärdar inte Rasmussenstudiens sannoriskbedömningar. Rapporten av haveririskerna, men osäkerheten i sannolikheten likhetsskattningar anses vara avsevärt större än vad studien angav. Lewisgruppen pekar på de faktorer som kan leda till eller till av den underskattning överskattning risken. T.ex. anses av fel med gemensam orsak verkliga behandlingen kunna leda till av haverisannolikheterna medan bl.a. den underskattning i en hotande hándelseutveckling inte

mänskliga improvisationsförmågan

räknats säkerheten tillgodo.

att NRC inte hade de möjligheter Rasmus- Lewisgruppen ansåg utnyttjat senstudien av säkerhetsarbetet. Studien beger för inriktning pekade på av transienter och små LOCA som inledande händelser. Dessa, tydelsen liksom riskbidrag som NRC inte mänskliga felhandlingar, ger betydande stor vikt vid med de mera dramatiska förloppen efter stor lagt jämfört LOCA.

lämnar av Rasmussen-

Överlag enligt Lewisgruppen presentationen

studien i att önska. Den inledande sammanfattningen mycket övrigt är så kortfattad att den har blivit direkt missledan- (Executive Summary) de. av sena effekter, dvs. främst cancer, blev inte redovisade Betydelsen

där, trots att beräkningar hade gjorts i huvudrapporten. Överhuvudtaget

vara svår att eftersom metodik och ansågs Rasmussenrapporten granska, data blivit ofullständigt redovisade.

varnar för användande av de uppskattade Lewisrapporten oförsiktigt NRC deklarerade med anledning av detta att den olyckssannolikheterna. inte betraktade som och att siffrorna inte uppskattningarna tillförlitliga skulle användas okritiskt vid

policyöverväganden.

EK-Ar underlag för bedömning av Rasm ussenstudien för säkerhet och miljö lät som under- Energikommissionens expertgrupp för sina i genomföra bl.a. en studie av meto-

lag bedömningar riskfrågor

dik och i data i Rasmussenstudien. (Bergqvist et al 1978)

om och Rapporten tar upp grundläggande frågor sannolikhetsbegreppet

att med statistiska metoder analysera risker i komplicerade

möjligheterna tekniska Därefter förs en relativt ingående diskussion av metoproblem.

diken. Flera typer av felkällor tenderar att leda till av underskattning olyckssannolikheter. Det gäller t.ex. borttappade och en händelseföljder del brister i behandlingen av fel med gemensam orsak. Samma gäller även behandlingen av mänskligt felhandlande.

Vad gäller de undersökta händelseträden att sk. påpekas driftstömingar, transienter, kan ha varit en försummad kategori av inledande händelser i jämförelse med förlust av kylmedel. Det även att små transienter påpekas kan övergå i förlust av kylmedel.

I sin sammanfattande bedömning författarna Rasmussenstudiens godtar metodik och resultatet i stora men också att det drag påpekar angivna osäkerhetsområdet torde vara avsevärt underskattat. Man kan inte utesluta haverisannolikheter som är ca tio gånger högre än Rasmussenrapportens i första hand skattade värde, d.v.s. 1/2000.

Riskstudier av svenska kokarreaktorer Forsmark 3

På initiativ av Asea-Atom Energikommissionen genomförde (1977) en studie av säkerheten mot i Forsmark 3. Studien

härdsmältning gjordes

med händelseträdsmetodik. Utredningen kom till slutsatsen att sannolikheten för var i Forsmark 3 än i Rasmus-

härdsmältning väsentligt lägre

senstudiens kokarreaktor Peach Bottom 2.

Den bättre säkerheten i Forsmark 3 tillskrevs studien bl.a. enligt följande orsaker:

o större redundans hos vilket radikalt reducerar säkerhetssystemen, sannolikheten för utebliven

resteffektkylning

o tillförlitligare yttre nät, beroende att 70 kV nätet i Forsmark är anslupå tet till gasturbindrivna elgeneratorer

o säkerhetssystemen i Forsmark 3 har att i de inga uppgifter fylla övriga aggregaten (Forsmark 1 och 2). I Peach Bottom delas vissa utrymmen mellan aggregat 2 och 3.

o den svenska minskar sannolikheten för mänsktrettiominutersregeln ligt felhandlande främst vid LOCA-händelser i kokarreaktorn.

På många punker, t.ex. vid av sannolikheten för reaktortankberäkning brott övertogs metodik och vissa data direkt från Rasmussenstudien. Den sannolikheten för sammanlagda härdsmältning blev 3.1 - 10°° per år, vilket är ungefär en faktor 8 än för Peach Bottom 2. Forsmark 3-stulägre dien syftade dock inte i första hand till en absolut säkerhetsbedömning utan till en jämförelse med Rasmussenstudiens resultat.

Barsebäck 2

På uppdrag av kärnkraftinspektionen genomförde Studsvik Energiteknik AB under 1977/78 en riskstudie för Barsebäck 2 (Studsvik 1978). En parallell studie av samma kraftverk gjordes av den amerikanska konsultfirman MHB Technical Associates på initiativ av Energikommissionens expertgrupp för säkerhet och miljö (MHB 1978). Vidare har konsekvenser av olyckor vid Barsebäck studerats den danska Risö på forskningsanstalten (Risö 1977). Studsviksstudien byggde på metodik och databas Rasmussenstuenligt dien. MHB-studien använde samma händelseträdsmetodik och samma indelning av utsläpp efter deras omfattning. Däremot användes en modifierad databas och ett annat sätt att uppskatta sannolikheter för utsläpp.

En sammanställning av de båda studiernas resultat visas i figur 6.1. MHB-studien uppskattade en betydligt högre sannolikhet för härdsmältning till följd av stort rörbrott än Studsvik. är delvis att Anledningen Studsvik valt samma värde för frekvensen av rörbrott som inledande händelse som Rasmussenstudien medan MHB antog ett åtta gånger högre tal.

I kan noteras att MHB en frekvens för transienter övrigt antagit högre som inledande händelse än Studsvik, 20

mot 10 per år. Att trots detta den

förväntade frekvensen för härdsmältning på grund av transienthändelser inte blev större i MHB-studien beror på att MHB antog en bättre tillgänglighet hos säkerhetssystemen än Studsvik.

Konsekvenserna av reaktorolyckor vid Barsebäck som leder till stora utsläpp har studerats dels av Beyea för EK-A (Beyea 1978), dels av Studsvik. Resultaten varierar mycket mellan olika studier. Som uppskattningar av maximala konsekvenser av en olycka anges t.ex. 10.000 eller mindre än 100 akuta dödsfall, 25.000 eller högst 1.000 sena dödsfall och 24.000 eller 5.600 kmz yta med radioaktiv beläggning. När man försöker ta hänsyn till alla faktorer av betydelse för utsläppets skadeverkningar, som molnets stigning, vindförhållanden, nedfallshastighet och med urtvättning nederbörden, utrymning m.m. blir resultatet beroende av Vilka antaganden som görs och som delvis måste grundas på bedömningar. De beräknade strålskadorna m.m. kan skilja 10 till 20 gånger mellan olika studier, utan att man kan säga att det ena är rätt och det andra fel.

EK av säkerhetsstudierna sammanfattning och egen bedömning Energilommissionen (EK) i sitt slutbetänkande om hälso-, miljö- och gör säkerhetsrisker (SOU 1978:49) en sammanfattande bedömning av de svenska säkerhetsstudiema och av genomgången av Rasmussenrapporten. Vad den senare beträffar konstaterar EK att resultaten visserligen hänför sig till två speciella reaktortyper, men att dessa i huvudsak torde vara representativa. Däremot påpekar EK, liksom Rasmussenrapporten själv, att studien får anses endast vid tiden för tillämpbar på anläggningar

Studsvik

Perår

10”-

10-6-

10--

10-

s c §6 S. En :ä :05 ?E - EE Sá

:n- êg L

§3 §2 EP 4- 3 .- w .-4g_ 3 L D $ O en

Figuröl Förväntade härdsmältningsfrekvenser i Barsebäck 2 enligt olika uppskattningar. Källa: Pershagen (1979).

Stort Medelstort Nätbonfa” Tomt

Händehe [litet

rörb rott rörbrott rorb rott

Bidrag till 1% 3% 72% 24% 100% frekvensen för E El E I | härdsmältning

Feltyper i UA UA+CMA

i CMA

CMA+MF UA+MF » i MF

UA = slumpmässiga, oberoende fel CMA= fel med gemensam orsak MF = mänskligt felhandlande

Figur 6.2

Bidrag från olika feltyper till frekvensen för härdsmältning i den tyska riskstudien. Källa: Birkhofer (1979).

studiens genomförande och för ytterligare kanske fem år framåt. Såväl i tillkommande anläggningar som i kan säkerheten antas bli tidigare högre med tiden på grund av tillkommande säkerhetssystem och erfarenhets-

återföringen.

EK bedömer att osäkerheten i Rasmussenstudiens resultat måste anses

vara större än vad studien själv Därtiñ kommer att konsekvenser-

anger. na kan vara underskattade i studien.

EK sammanfattar också sin bedömning av de båda studierna för Barsebäck 2 och konstaterar att skillnaderna i riskuppskattning får betraktas

som liten och i Dock bör även här ett bredare

sammanhanget oväsentlig.

osäkerhetsintervall anges.

Den tyska riskstudien (Birkhoferstudien) Den s.k. Birkhoferstudien (Birkhofer 1979) genomfördes på uppdrag av förbundsministeriet för forskning och teknologi i Västtyskland. Den

redovisades i 1979. Studien avser förhållanden

augusti tyska (tryckvattenreaktorn Biblis-B) och bygger på händelseträdsmetodiken.

De dominerande riskbidragen kommer från två typer av fel, nämligen dels en liten läcka i primärkylsystemet, dels bortfall av strömförsörjningen. I det förra fallet leder till att viktiga funktioner sätts ur operatörsfel i det senare stora sannolikheten för den initierande spel, ger den relativt händelsen ett avsevärt till totalrisken. Det är intressant att notera bidrag att det största till den totala sannolikheten för ett haveri bidraget ges av felhandlande, varefter kommer Fel med mänskligt komponentfel. orsak ett mindre bidrag. jämför figur 6.2. gemensam ger endast

l studien den roll som inneslutningen spelar för begränspåpekas viktiga av konsekvensema. Om den är intakt, dröjer det omkring ett ningen efter en härdsmälta innan tryckstegringen går så långt att inneslutdygn sönder. Då hinner man företa Det är endast när ningen går utrymning. en inträffar eller en stor läcka uppträder som man får ett ångexplosion Detta att endast 0,7% av alla härdsmältor leder till tidigt utsläpp. gör akuta strålskador.

av konsekvenserna för den omgivande befolkningen har Beräkningen i huvudsak samma sätt som Rasmussenstudien. Dock finns visgjorts på sa skillnader. Så har exempelvis de lokala förhållandena betydelsefulla vid var och en av de 19 beaktats. Olika konsekvensförläggningsorterna lindrande åtgärder, främst uppsökande av skydd, evakuering, omflyttoch dekontaminering har behandlats i detalj. ning

Av intresse är att resultaten från den tyska studien med speciellt jämföra motsvarande resultat i Sannolikheten för härd- Rasmussenrapporten. smälta 10* 5 per år mot 5 - 10* i Rasmussenrapporten. De anges till 9 studerade reaktorerna är relativt likartade till sin konstruktion, och denna relativt överensstämmelse kan ses som ett stöd för möjligheten att goda en Trots att metodiken skiljer sig i många detaljer genomföra riskanalys. och trots olika databaser har de beräknade sannolikheterna blivit av samma storleksordning.

i belysning avTMI-Z-händelsen och övrig Säkerhetsanalysema drifterfarenhet

Kvalitativ jämförelse TMI-2-händelsen möjlighet att pröva om säkerhetsanalyserna är ger en Man kan ställa om händelseutveckligen vid haveriet fullständiga. frågan varit förutsedd i något händelseträd. Svaret i så fall något om hur säger kunde Det är också av intresse att studera hur fullständig analysen göras. långt överensstämmelsen sträcker sig.

l finns en sekvens som motsvarar TMl-Z-haveriet Rasmussenrapporten och som betecknasTMLQU-B, där har följande betydelbeteckningarna se:

lnitierande transient Huvudmatarvattnet ej tillgängligt

äçprga

Hjälpmatarvattnet ej tillgängligt Avblåsningsventilen stänger ej efter tryckavlastning Högtrycksinjektionen fungerar ej Inneslutningen ofullständigt isolerad

Vid TMl-2 började förloppet med att kondensmatarpumparna stannade, vilket ledde till förlust av vatten i ånggeneratorerna. Som en följd av detta kopplades turbinen ur och signal gavs att dra ner reaktoreffekten. I det motsvarande händelseträdet i Rasmussenrapporten är den initierande händelsen förlust av kondensvatten.

Förloppet fortsatte med att det ökade trycket ledde till öppning av avblås- Vidare skedde snabbstopp av reakningsventilen på tryckhållarkärlet. torn i avvaktan på att hjälpmatarvattensystemet skulle träda i funktion. I Rasmussenstudien finns exakt motsvarande händelser.

Haveriet i TMI-2 fortsatte med att hjälpmatarvattensystemet inte trädde i funktion beroende på att ventiler, som stängts vid provning av systemet, hade lämnats i tillstånd. Därigenom kom inget vatten fram och stängt ånggeneratorernas sekundärsida kokade torrt. I Rasmussenstudien fortsätter händelseträdet med denna händelse. Även den angivna just orsaken (mänskligt felhandlande i samband med översyn) stämmer med verkligheten. Den händelsen i haveriet kom i och med att avblåsningsventiavgörande len inte stängde när trycket gick ner. I Rasmussenrapporten finns detta fel medtaget med en sannolikhet av 0.01 per anrop.

Vid det fortsatta förloppet i TMl-2 sattes högtrycksinjektionen igång automatiskt. När den efter en kort stund stängdes av manuellt, ledde detta till de allvarliga härdskadorna. I Rasmussenrapporten antas att inte Här således verklighet och högtrycksinjektionen fungerar. skiljer sig riskanalys. Iden senare finns ingen möjlighet att få med det komplicerade operatörsbeteende, som i hög grad bidrog till haveriets allvarliga förlopp, men som å andra sidan ledde till att situationen kom under kontroll innan härden smält.

Denna jämförelse visar alltså attTMl-haveriet var förutsett i Rasmussenrapporten i avsevärd detalj men understryker också betydelsen av det mänskliga felhandlandet när det gäller operationer, som går utöver enkla, programmerade ingrepp. En intressant fråga är naturligtvis om en riskanalys utförd på TMI-2skulle ha lett till att man i anläggningen uppmärksammat svagheter konstruktion och Denna är svår att besvara med instrumentering. fråga hänsyn till risken för efterhandskonstruktioner. På en punkt vågar man dock påstå att en riskanalys borde gett anledning till eftertanke. Det gäller avblåsningsventilen som fastnade i öppet läge. I Rasmussenrap-

för detta 0.01 per anrop. Speciellt vid porten anges en sannolikhet på av en ny reaktor kan man vänta så många öppningar att inkömingen sig ventilen sannolikt kan fastna en siffra borde gång per år. En så hög gett till eftertanke. anledning

I detta kan det noteras att sekvensen ifråga tas upp i Birksammanhang hoferstudien. Det framgår där att risken med en hängande avblåsningsventil under diskussioner av studien och att detta uppmärksammades ledde till konstruktionsändringar på de tyska reaktorerna för att undvika haverier av denna typ. Det visar att riskanalys kan vara ett viktigt hjälpmedel för att upptäcka svagheter i reaktorkonstruktioner.

Statistiska jämförelser De samlade driftserfarenheterna från kärnkraftverken, inklusive TMI-2, kan ställas mot säkerhetsanalysernas sannolikhetsuppskattningar för Driftserfarenheterna inkluderar alla haveririsker, även jämförelse. ju sådana som förbisetts i händelseträdsanalyserna och blir på så vis även kontroll på dessas fullständighet.

Driftserfarenheterna från västvärldens större kommersiella vattenkylda för närvarande till ca 1.100 driftår. till reaktorer uppgår Enligt en rapport Kemenykommissionen uppgick drifttiden för amerikanska tryckvattenreaktorer vid tiden förTMI-2 till 223 och för kokarreaktorer till 187 år.

TMI-2-händelsen själv innebar ett härdhaveri men inte härdsmälta. Utsläppen blev avsevärt mindre än vad som beräknats för motsvarande händelseföljd i Rasmussenrapporten, där man inte förutsett det operasom förebyggde en härdsmälta. törsingripande

En statistisk skattning av den verkliga haverisannolikheten utifrån dessa driftserfarenheter på den verkliga haveriger bara svaga indikationer risken. av tänkbara värden. Den ger ett brett konfidensintervall

I den nämnda till Kemenykommissionen härleds sannolikherapporten terna för några händelser med härdhaveri och radioaktiva utsläpp utifrån värden. Sannolikheten för ett sådant haveri i USA Rasmussenrapportens under tiden fram till TMI-2 övre osäkervar 13 procent med en angiven Om ett sådant haveri inträffat skulle sannolikhetsgräns på 80 procent. heten att den inte omfattade härdsmältning vara 90 procent och sannolikheten att den inträffade i en tryckvattenreaktor 80 procent.

I finns bara utsläppskategorier efter härdsmältning Rasmussenrapporten eller utsläpp till följd av läckage från måttligt skadade bränsleelement. TMI-2-händelsen kan klassas med häni rapportens kategorier antingen eller med hänsyn till händelseföljden. syn till utsläppens omfattning av alternativen lösning. I förra fallet har Inget ger en tillfredsställande man att sätta sannolikhetsskattningarna i fråga. Det är ingen anledning den som den nämnda till Kemenykommissionen ståndpunkt rapporten intar, men den är inte fri invändningar. I det senare alternativet leds

från

man till en att sannolikheten för felfunktioner m.m. kan vara bedömning underskattade men att samtidigt möjligheterna att hejda förloppets utveckling mot härdsmälta och stora utsläpp har underskattats.

Vad konsekvenserna för av den svenska reaktorsäkergäller bedömning heten mot av drifterfarenheterna möter en grundläggande osäbakgrund kerhet i av haverisannolikheter från internationella förhållanöverföring den till svenska. för svenska reaktorer talar dock Säkerhetsanalyserna inte för att sannolikhetema skulle vara högre i svenska reaktorer.

Allteftersom drifterfarenheterna från världens kärnkraftverk växer, blir den riskbedömning som grundas på dem istället för på teoretiska säkerhetsanalyser allt tillförlitligare - detta oavsett om någon ytterligare olycka inträffar eller ej. Det har redovisats (Apostolakis och Mosleh 1979) ett försök att med s.k. Bayesiansk revision av sannolikheter väga samman säkerhetsanalysernas information med drifterfarenheterna. Resultatet blev en av haverisannolikheten som är ca två gånger högre än skattning Rasmussenstudiens, vilket indikerar att drifterfarenheterna är tillräckligt omfattande för att en av säkerhetskorrigera pessimistisk bedömning analysernas tillförlitlighet.

Sammanfattning och slutsatser

Utredningen vill sammanfattningsvis konstatera att:

- konstruktionsbestämmande haverier och säkerhetsanalyserna (genom genom händelseträdsmetodik) kan och bör utnyttjas i säkerhetsarbetet;

- lärdomar från händelseträdsanalyserna inte tillfullo utnyttjats i säker-

hetsarbetet; - vid TMl-2 varit förutsedd i händelseutvecklingen säkerhetsanalyserna vad det men att de händelser som korn att gäller fysikaliska förloppet, förloppet var andra än de som antagits; avgöra - och av de skattade haverisannolikhetema som tolkning användning mått på den absoluta olycksrisken medför principiella och praktiska problem; - de angivna skattningama inte motsägs av erfarenheterna från ca 1.000 driftår med större kommersiella kärnkraftverk;

- visar en stor mellan olika studier konsekvensberäkningama spännvidd men att detta främst beror på olika, redovisade antaganden.

Utredningen bedömer därför att studier med händelseträdsmetodik är ett värdefullt i säkerhetsarbetet att de pekar på de mycket hjälpmedel genom angelägnaste målen för insatser. Att använda studiernas sannolikhetsuppskattningar för att beskriva haveririskema stöter på principiella problem, bla. av av De sannolikpå grund inslaget subjektiva bedömningar.

heter som har dock inte av driftserfarenhetema. Men angivits motsägs studiernas sannolikhetsuppskattningar bör enligt utredningens mening inte ensamma användas som i riskfrågor. Andra politiskt beslutsunderlag resultat av särskilt den systematiska genomgången säkerhetsanalysema, av möjliga händelseförlopp, bör kunna ge en väl så säker förståelse för kämkraftens som risker beskrivna i några enstaka siffror. säkerhetsfrågor

7 Säkerhetshöjande åtgärder

i till TMI-2

anslutning

Bakgrund

har i svenska och utländska kärn- Säkerhetshöjande åtgärder vidtagits kraftverk alltsedan deras tillkomst. Sådana åtgärder utan direkt sammanmed TMI diskuteras i avsnitt 9.1. hang

Som en avTMl tillsatte den amerikanska tillsynsmyndigheten NRC följd en Lessons learned som skulle komma med förslag utredningsgrupp till säkerhetsåtgärder på kort och lång sikt utöver de redan ytterligare Alla civila reaktorer i USA åsyftades. Eftersom genomförda. vattenkylda samma i de svenska reaktorerna har förslagen funktionspriciper utnyttjas stort intresse även här.

om kort sikt (N UREG 0578) föreligger och har Rapporten åtgärder på vidarebehandlats formellt inom NRC (Denton 1979). Den är uppställd i ett 20-tal med relativt tekniska och driftmässiga krav. punkter detaljerade Reaktorsäkerhetsutredningen har inte funnit anledning till en detaljdiskussion av de olika punkterna. Syftet med redovisningen nedan är enbart att ge en grov föreställning om de svenska kärnkraftverkens åtgärdsläge samt kraftföretagens, tillverkarnas och tillsynsmyndighetens bedömningar. Redovisningen nedan utgör därför en mycket långtgående av de tekniska kommentarer som lämnats. förenkling detaljerade

Vid sidan härav finns sedan tidigare en amerikansk sammanställning

över Icke för Iättvattenreaktorer (Unresolved

avgjorda säkerhetsfrågor Issues) som NRC förtjänar en ytterligare analys och even- Safety enligt tuella och dess svenska motsvarighet komåtgärder. Sammanställningen menteras kortfattat i avslutningen av detta kapitel.

7.2 Amerikanska krav som avTMI

på åtgärder följd

l USA beslöt tillsynsmyndigheten NRC omgående efter reaktorhaveriet vid TMI av Babcock 8: Wilcox att stänga fem tryckvattenreaktorer fabrikat. Reaktorerna fick inte återstartas förrän vissa åtgärder vidtagits.

Vid sidan härom igångsatte NRC alltså en omfattande utredningsverksamhet som på kort sikt gav som resultat en förteckning i drygt 20 punk-

ter över tekniska och driftmässiga åtgärder. Åtgärderna kan indelas i

tretton grupper, varav tio avser konstruktionsåtgärder och tre regler för driften.

I stark omfattar de sammanfattning

beträffande konstruktion

1.1 ytterligare reservkraft för värmare i tryckvattenreaktorernas tryckhållningskärl m.m., 1.2 kompletterande test av alla säkerhets- och inkl. avlastningsventiler, test med ång/vattenblandningar, 1.3 förbättrad för att underlätta av instrumentering diagnos olyckor avser direkt indikering av ventillägen samt förbättrade anordningar för att mäta vattennivå och kylning, 1.4 förbättrade regler för inneslutningsisolering, 1.5 förbättring av för i samband med anordningar vätgaskontroll olyckor - avser bl.a. kvävgas- eller koldioxidfyllning av vissa kokarreaktorinneslutningar samt möjlighet att ansluta vätgasrekombinatorer, 1.6 åtgärder för att minska för radioaktiva ämnen från läckagerisken pumpar, ventiler etc. i samband med haverier, 1.7 förbättrad tillgänglighet för hjälpmatarvattensystem - avser bl.a. automatisk start av systemen samt av vattenflödet, mätning 1.8 instrumentering för att följa haveriförlopp - avser förbättrade möjligheter att mäta strålningsnivåer och att mäta tryck, vattennivå och vätekoncentration i inneslutningen, 1.9 förbättrad instruktioner och för och analys, träning störningar haverier, 1.10 fjärrmanövrerade ventiler på höga punkter i reaktorkylsystemet (i praktiken tillämpbart på tryckvattenreaktorer),

och beträffande regler för driften

2.1 klargörande av för förbättrad ansvarsfördelning driftpersonalen, kunskap i kontrollrummet om haveriförhållanden och striktare överlämnanderutiner mellan skift, 2.2 förbättrad haveriberedskap inom kärnkraftverken - avser bl.a. tillträdesbestämmelser, sambandssystem m.m., 2.3 vid bortfall av säkerskärpta driftbegränsningar fullständigt någon hetsfunktion.

Ovanstående punkter krav vid konstruktion. På befintliga anläggutgör ningar utgör de i allmänhet krav på åtgärder senast 1981.

7.3 De svenska reaktorinnehavamas samt tillverkarnas

synpunkter

De svenska reaktorinnehavarna redovisade i september detta år på reaktorsäkerhetsutredningens anmodan läget vid de svenska reaktorerna och behovet av ytterligare åtgärder, jämfört med NRC:s krav.

OKG och Sydkraft konstaterar i starkt förenklad sammanfattning följande.

1.2, 1.3 (del), 1.4, 1.5,1.6,1.9, 2.1 är i huvudsak redan

Åtgärder enligt

genomförda eller under genomförande. Punkterna 1.3 (del), 1.8 och 2.2 anses i huvudsak önskvärda, men åtgärder är inte påbörjade. Vad gäller 1.1, 1. 7 och 1.10 bedöms dessa inte tillämpliga på kokarreaktorer.

likartade OKG:s och Syd-

Vattenfall ger för kokarreaktorer synpunkter

krafts. Man menar dock att även 2.2 i huvudsak finns redan i grundkonstruktionen, medan är önskvärda bl.a. beträfytterligare åtgärder fande 1.6.

Beträffande anför Vattenfall, att reservkraft för tryckvattenreaktorerna 1.1) kan manuellt 2. tryckhållarvärmarna (punkt inkopplas på Ringhals Punkterna 1.3,l.4,1.5,1.7,1.9, 1.10, 2.1 och 2.2 fanns i huvudsak redan i eller är redan i huvudsak åtgärdade eller är under grundkonstruktionen arbete. Då det 1.2 (test av ventiler) avvaktar man amerikanska gäller 1.6 och 1.8 anses önskvärda men är inte undersökningar. Åtgärder enligt genomförda eller påbörjade.

Ovanstående bild, med de nödvändiga skillnaderger i stort en enhetlig na mellan kokar- och Man kan konstatera att entryckvattenreaktorer. dast två frågor framkallat invändningar eller tveksamhet i sak, nämligen under 2.1 om särskilda haverirådgivare i skifttjänst - shift delförslaget technical advisors - och åtgärd 2.3 om driftbegränsningar. Utredning-

ens om shift technical advisors redovisas nännare i kapitel uppfattning 9, avsnitt 9.8. Utredningen avvisar där inrättandet av sådana befattningar och förordar i stället en fördjupad utbildning för skiftpersonalen.

l om vid fel säkerhetsfunktioner anför Vat-

fråga driftbegränsningar på

tenfall att detta förslag är oklart men att det i praktiken troligen ligger nära de som redan finns inskrivna i Sverige i de säkerhetstekniska regler föreskrifterna (STF) för de olika reaktorerna. STF kommenteras av utredningen i kapitel 9, avsnitt 9.7.

har också inhämtat reaktortillverkarnas kommentarer till de Utredningen amerikanska initiativen. Asea-Atom liksom reaktorinnehavarna i bejakar huvudsak kraven. Man att dessa tre innebär revision påpekar på punkter av nuvarande amerikanska formella bestämmelser och kommenterar det svenska för två av dessa som rör konstruktionsmässiga förhållanläget den. Som en del av den amerikanska punkt 1.5 krävs att kokarreaktorers skall vara med eller koldioxid under drift inneslutningar fyllda kvävgas för att i samband med haverier med härdskaförebygga explosionsrisker dor. Asea-Atom att alla svenska kokarreaktorer som nu är i drift påpekar redan har 3 har dock få drivas med

kvävgasfyllning (Forsmark föreslagits

inneslutning). Vidare krävs nu i USA (del av punkt 1.5) förbereluftfylld delser för att ansluta Asea-Atom påpekar att vätgasrekombinatorer. svenska kokarreaktorer redan har fast anslutna rekombinatorer. samtliga

anför kortfattat att de amerikanska åtgärderna förefaller Westinghouse Man reserverar dock för vissa samt för tidtabellen för skäliga. sig detaljer genomförandet.

7.4 SKI:s kommentarer

SKI har (SKI lämnat kommentarer till de amerikanska åt-

1979) utförliga

gärdskraven. Aven SKI konstaterar att flera av dessa redan är tillgodosedda i Sverige.

Bland övriga frågor bedömer SKI främst ytterligare störningsanalyser, sammanhängande med bl.a. punkt 1.9, som viktiga. Beträffande 1.8 (instrumentering för att följa en olycka) sägs för strålningsmätande instrument att SSI bevakar frågorna. För avser SKI övrig instrumentering att själv genomföra utredningar.

SKI ställer i fall direkta krav inom de områden som inget på åtgärder ännu inte åtgärdats av I ett fall- av skiftkraftföretagen. beskrivningen ingenjörens ansvarsområde i säkerhetsredovisningen från verken (punkt 2.1) - avser man att komma med ett krav I ett annat på förtydligande. (minskning av i samband med haverier, möjligt läckage punkt 1.6) kommer man att kräva ett förslag till åtgärdsprogram från kraftföretagen. SKI har följaktligen inte ställt direkta krav på ytterligare störningsanalyser trots att man bedömt dessa frågor som viktiga.

En samlad jämförelse mellan kraftföretagens och SKI:s ställningstaganden till NRC:s Lessons learned visar sålunda att de svenska kraftföretagen vidtagit åtgärder och har ambitioner som i flera avseenden går längre än de krav som SKI hittills ställt. Man kan å andra sidan fråga sig om SKI dragit de fulla slutsatserna i form av krav på åtgärder och genomförandetider i de fall där man själv bedömt vissa som problem viktiga. Utredningen utgår här från att SKI i ökad utsträckning följer upp kraftföoch

retagens åtgärdsförslag genomförandeplaner.

7.5 Icke

avgjorda säkerhetsfrågor

Det amerikanska NRC inlämnar till årligen kongressen en rapport över icke avgjorda säkerhetsfrågor (Unresolved Safety Issues).

Bakgrunden är följande enligt den senaste (NUREG 0510). rapporten NRC utvärderar sina säkerhetskrav fortlöpande mot ny information när sådan blir tillgänglig. Information erhålls från ett flertal källor: drift av kärnkraftverk, forskning, NRC-undersökningar, granskningar hos tillverkare etc. Denna information för beslut om evengranskas omgående tuella åtgärder.

I några fall krävs omedelbara I andra kan lössäkerhetsâtgärder. tillfälliga ningar vara tillräckliga medan ytterligare studier som undergenomförs lag för definitiva beslut. Oftast emellertid en första pekar utvärdering på att omedelbara åtgärder eller tillfälliga inte krävs. I sådana fall lösningar kan ytterligare studier krävas för att bedöma behovet av framtida åtgärder. Ärendet förs då upp på förteckningen över icke avgjorda säkerhetsnågon

De frågor som åsatts högsta prioritet (med flera olika bedömningsgrunder) av NRC är

vattenslag, nedblåsningsbelastningar, hållbarhet hos rör i ånggeneratorer (tryckvattenreaktorer),

\1O\U1›J0Jf\)›-4

vissa frågor rörande kokarreaktorinneslutningar, förutsedda transienter utan snabbstopp, i stutsar sprickor motståndsförmåga hos reaktortankmaterial, 8 hos för och brottmotståndsförmåga infästningar ånggeneratorer pumpar, 9 systemväxelverkan, 10 miljökvalifikation för säkerhetsutrustning, 11 skydd mot trycktransienter i reaktortankar, 12 krav på restvärmekylning, 13 tunga lyft nära bränslelagringsbassänger, 14 motståndsförmåga mot jordbävningar, 15 rörsprickor i kokarreaktorer, 16 tillförlitlighet hos nödkylsystem i inneslutning, 17 totalt bortfall av elektricitet.

I bevakas dessa frågor inom ramen för det s.k. SKISOS-samarbe- Sverige tet mellan SKI och jämför kapitel 8, avsnitt 8.4 och kapitel kraftföretagen, 9, avsnitt 9.1. SKISOS har också punkter till förfogat några ytterligare teckningen nämligen 0 brandskydd, 0 läckagedetektering, o översvämning, o tunga lyft.

Det framgår av SKISOS dokumentation att flera, dock ej alla av NRC:s redan eller håller på att åtgärdas vid svenska viktigaste punkter åtgärdats reaktorer. l de flesta övriga fall bevakas frågorna.

bör SKI i samarbete med övriga be- Enligt reaktorsäkerhetsutredningen rörda se till att det föreligger en klar åtgärds- och tidsplan för beparter handling av de för svensk del aktuella, icke avgjorda säkerhetsfrågoma.

Km1t›0IIrzz»zmct 1Ring/tals 2. TV-nnmifnrerna i förgrundm zvisarfräzz vänster till lmgcr: Dränagctank för primänuzthvz ibottøn på rcaktorinnøsltlmingen, ef! av sprängblcckcøz på trvtk/zållningsfzznkcns nzvhläsrtiugslnøzk, rvaktnrkiirlcts IOUÅmed skx/ddslzöl/ut till styrshzvsnzckaznismøn. (foto: Vntfønfáll)

8 Svensk reaktorsäkerhet

I 6 diskuterade vi allmänt risken för reaktorhaverier utifrån olika kapitel teoretiska l detta tar vi upp säkerheten vid säkerhetsanalyser. kapitel svenska kärnkraftverk utifrån inträffade tillbud och andra driftserfarenheter, samt tekniska och andra jämförelser mellan svenska och i första hand amerikanska kärnkraftverk. Den korta tid som stått till förfogande har inte mer djupgående jämförelser. Frågan om ett medgivit några haveri liknande det vid TMI-2 kan hända i dock för- Sverige analyseras hållandevis ingående. Avslutningsvis i kapitlet diskuteras översiktligt riskerna vid antagna svenska reaktorprogram av olika storlek.

8.1 Inträffade tillbud

Tillbud före den 1 juli 1977

I de flesta länder som har kommersiella kärnkraftverk sker en systematisk till av alla händelser, som anses rapportering tillsynsmyndigheterna ha direkt eller indirekt för hur densäkerhetsmässig betydelse. Reglerna na skall ske finns för del angivna i de säkerhetstekrapportering Sveriges niska föreskrifterna för varje verk.

Händelser av säkerhetsmässig betydelse publiceras löpande i rapporter från statens I den reaktorsäkerhetsstudie i två kärnkraftinspektion (SKI). av hittills delar som SKI publicerade i juni 1977 finns sammanställningar inträffade tillbud. Av dessa tillbud var ett trettiotal av sådan säkerhetsde säkerhetstekniska föreskrifterna att de föranmässig betydelse enligt ledde att reaktorn stoppades. l det stora flertalet fall var orsaken kompoframför allt i ventiler, m.m. l fall rörde det om nentfel, pumpar, några sig brott och mindre rör i Utöver dessa tillbud sprickor på reaktorsystemet. har fel i bl.a. turbin- föranlett ett stort antal reakoch generatorsystem För en närmare av dessa tillbud hänvisas till SKl:s torstopp. redovisning reaktorsäkerhetsstudie.

Ett tillbud i dock uppmärksammas som exem-

Ågestareaktorn förtjänar

en som är svår att i felträdsanalyser. En pel på orsakskedja förutsäga inte var av för säkerläcka uppstod i ett vattensystem, som i sig betydelse och vattnet elektrisk Detta heten, kom att spruta på manöverutrustning. utlöste en förutsedd som i slutfasen innebar att en ej händelsekedja mindre vatten från reaktorns kom ut till olika bemängd primärsystem hållare i stationen. Detta innebar fara för Men det ingen omgivningen. inträffade visar hur en i och för godartad händelse kan leda till allvarsig liga skador på kärnkraftanläggningen och äventyra säkerheten.

I SKl:s reaktorsäkerhetsstudie av år 1977 återfinns också analyser av hittillsvarande drifterfarenheter. Där man bl.a. på ventilfel som den pekar dominerande orsaken till i svenska kärnkraftverk. Probledriftstörningar

men med säkerhetsventilerna (avblåsningsventilerna) uppmärksammades särskilt.

Utöver av man också störningar säkerhetsmässig betydelse pekade på det stora antal driftstömingar som föranletts av med turbiner problem och generatorer. Detta hängde samman med att dessa systern i flera fall var vad storlek och tekniskt

förstagångsexemplar gäller utförande, och

att man därmed kunde vänta sig vissa barnsjukdomar.

Tiden 1 juli 1977 _ 1 juli 1979

l tabell 8.1 finns en av tillbud av sådan sammanställning säkerhetsmässig betydelse att de enligt de säkerhetstekniska föreskrifterna föranlett att reaktorn Linder l 1977 --l 1979. Generatorhavestoppats perioden juli juli riet med åtföljande brand i Barsebäck innebar omfattande skador givetvis men faller formellt inte i samma kategori eftersom reaktoms säkersjälva hetssystem ej påverkades.

Bl.a. mot bakgrund av vid TMl-2 är de två händelseförloppet packningsbrotten i 2 den 2 februari Ringhals och den 16 juni 1979 av särskilt intresse.

Tillbud den 2 februari 1979 i 2

Ringhals Vid för tillbudet var reaktorn i drift men med endast tidpunkten en procent effekt. En i en fläns i en huvudcirkulationspackning mätledningi kretsl brast, d.v.s. man fick ett tillbud i form av en liten läcka i primärsystemet (liten LOCA). Operatörerna ställde rätt diagnos, kompenserade läckan med och sedan till rutin för kall

högtrycksinsprutningen övergick

avställning av reaktorn instruktionen. 55 kubikmeter enligt Omkring vatten läckte ut till inneslutningen och vidare till uppsamlingstankar.

Orsaken till befanns vara att ett hade läckaget felaktigt packningsmaterial använts. Vidare var flänsarna helt En av ej parallella. packning godkänd typ monterades in och blocket återstartades.

Den lokala säkerhetskommittén vid Ringhals behandlade tillbudet vid sitt sammanträde den 23 februari och beslöt då kräva att packningen skulle bytas ut mot en av ännu kvalitet samt att flänsen skulle rikhögre tas upp. Detta skulle ske vid den årliga översynen försommaren 1979.

Tillbud den 16 juni 1979 :Ringhals 2 Reaktorn var under efter den 1979. uppvärmning årliga översynen Uppvärmningen skedde väsentligen med huvudcirkulationspiimpama. Härden hade ej kritisk och resteffekten var efter den avställgjorts långa ningen för översyn och bränslebyte i var låg. Trycket primärsystemet uppe i 154 bar (l5,4 MPa) och temperaturen i 270°C.

Tabell 8.1 Tillbud i svenska kärnkraftverk perioden 77-07-01-79-06-30 som föranlett reaktorstopp enligt de säkerhetstekniska föreskrifterna. Verk Datum Händelse 1 77-11-16 För att kunna utföra ett test av reaktorns Ringhals snabbstoppsystem urkopplades tre vakter i ett Efter testet ingående snabbstoppsvillkor. man att koppla in vakterna och de glömde förblev urkopplade i två veckor. Oskarshamn 2 78-05-26 Ett läckage spricka uppstod i ett rör p. g.a. med diametern 200 mm i reaktorns reningssystem. som var belägen intill Sprickan, rörets påstick på kylsystemet för avställd reaktor, uppstod p.g.a. att ett litet kallvattenflöde blandades med ett varmvattenflöde vilket gav upphov till termisk utmattning. Barsebäck 1 78-06-20 Efter läckaget i Oskarshamn 2 undersöktes motsvarande rör i Barsebäck 1 och man fann även där en spricka, dock ej genomgående. Ringhals 1 78-11-12 P. g.a. att en transformator var överbelastad löste en säkring vilket medförde att vissa indikeringar samt datorn i kontrollrummet att upphörde fungera. Ringhals 2 79-02-02 Vid effektuppgång upptäckte man att både nivån och trycket i tryckhållartanken sjönk och att fukthalten i inneslutningen steg. Orsaken till detta var ett flänsläckage (blåst packning) i en temperaturmätningsloop i reaktorns primärsystem. Barsebäck 1 79-02-09 Ökad fukthalt i registrerades i inneslutningen kontrollrummet. Efter nedgång till kall avställd reaktor kunde man konstatera ett brott på ett rör i reaktordelens dränagesystem. Ringhals 2 79-06-16 Vid effektuppgång erhölls återigen läckage i samma fläns som omnämns ovan. Läckaget berodde denna gång på att en felaktig packning satts in samt en dåligt utförd reparation. För att minimera mängden utläckt vatten försökte man ta ned trycket i reaktorn så fort som möjligt. Under trycksänkningsförloppet blockerades säkerhetsinsprutningen vilket strider mot säkerhetstekniska föreskrifter. Källa: SKI

Samma packning brast som den 2 februari. Operatörerna konstaterade snabbt, bl.a. via tv-kameror i inneslutningen, att man hade en läcka i primärsystemet. Med till den låga resteffekten och önskemål om hänvisning att snabbt få ner trycket för att minska läckaget blockerade operatörerna automatisk start av på signal om lågt tryck. Samhögtrycksinsprutning tidigt kontrollerade man fortlöpande tryck och temperatur med avseende till Som extra kontroll av vätskenivån och evenpå marginalen kokning. tuell flödet den enda huångblåsbildning följde man noggrannt genom vudcirkulationspump som hölls kvar i drift. Den uppmärksamhet man dessa mätvärden var mot bakgrund av att operatörerna ägnade naturlig kände till vid TMI-2. Koncentrationen på dessa mäthändelseförloppet värden förefaller dock ha lett till ett tunnelseende, eftersom man att även hålla kontroll på nivån i tryckuppenbarligen glömde samtidigt Detta ledde till att nivån under 20 till 25 minuter låg hållningstanken. under nollnivån i tanken och även något under reaktortanförmodligen var dock liten med till den kens topp. Risken för härdavtäckning hänsyn resteffekten och ovan redovisad kontroll av nivån via humycket låga När den låga nivån i tryckhållningstanken vudcirkulationspumpen. uppmärksammades ökades Make-up-flödet varvid nivån snart återkom inom mätområdet. Nerkylning och avställning av reaktorn fortlöpte sedan normalt. Omkring 57 kubikmeter vatten läckte ut från primärkretsen.

Blockeringen av högtrycksinsprutningen stod i strid mot gällande stör- Den eftersträvade snabba trycksänkningen hade ningsinstruktioner. kunnat åstadkommas på annat sätt.

Orsaken till tillbudet visade vara att man ej och riktat sig bytt packning i med säkerhetskommitténs beslut efter tillbudet upp flänsen enlighet den 2 februari. Tillbudet den 16 omedelbart till SKI i juni rapporterades SKI krävde en detaljerad analys av tillbudet vanlig ordning. omgående samt en av vidtagna åtgärder. Statens vattenfallsverk medredovisning delade att man efter tillbudet ändrat vissa Vidare störningsinstruktioner. hade man tillbudet och störningsinstruktionerna med samtgått igenom liga operatörer samt sett över vissa underhållsrutiner.

kommentarer till tillbuden Utredningens

De två tillbuden vår mening brister i rutinerna tyder enligt på uppenbara för kvalitetskontroll av underhållsarbeten vid Ringhals 2. Tillbuden bekräftar de i kvalitetssäkringsfunktionen vid Ringhals som svagheter diskuteras närmare i ett följande avsnitt (8.4).

Trots sin kännedom om haveriförloppet vid TMl-2 blockerade operatören högtrycksinsprutningen i strid mot gällande instruktioner. Enligt operatörernas i efterhand lämnade redogörelse tyder dock en rad övriga åtgärder som och deras härför på en förhållanoperatörerna vidtog motiveringar devis förståelse av kritiska drag i det termohydrauliska förloppet. god

Skiftingenjörens egen redogörelse för sitt arbete under tillbudet den 16 juni understryker behovet av att skiftingenjören kan koncentrera sig på att analysera tillbudsförloppet och mot bakgrund härav leda och övervaka åtgärder i kontrollrummet i syfte att åstadkomma en operatörernas snabb och säker avställning av reaktorn. Skiftingenjören måste kunna överlämna ansvaret för av alla yttre kontakter och genomförande åtgärder, t.ex. tillkallande av strålskyddspersonal, till annan befattningshavare. Detta aktualiserar kravet på att exempelvis vakthavande ingenjör eller annan kvalificerad kraft skall finnas på plats och vara beredd att sköta sådana uppgifter inom högst 30 minuter efter tillbudets början.

8.2 Kan ett liknande det vid TMI-2 hända i

haveriförlopp Sverige?

Enligt våra direktiv skall vi utreda huruvida ett haveri, liknande det som inträffat vid TMI-2 kan inträffa i svenska kärnkraftverk samt hur stor sannolikheten i så fall är att detta kan inträffa.

Denna fråga kan i första hand ställas vad gäller de tre svenska tryckvattenreaktorerna Ringhals 2, 3 och 4. Dessa är av samma typ men av något annorlunda konstruktion än reaktorn i TMI-2. De är också av annat fabrikat (Westinghouse). Av de tre tryckvattenblocken i Ringhals har endast Ringhals 2 hittills tagits i drift.

I avsnitt vi först de tekniska och andra skillnader som följande analyserar föreligger mellan TMI-2 och de svenska tryckvattenblocken i Ringhals. Därefter diskuterar vi sannolikheten för att ettTMI-Z-liknande haveri skulle ha kunnat inträffa i Ringhals 2 före den 28 mars 1979 och för att det kan inträffa idag. Avsnittet avslutas med våra sammanfattande slutsatser rörande den i direktiven ställda frågan.

Teknisk analys Tidigare redovisade säkerhetsanalyser visar att det i och för sig finns flera tänkbara händelsekedjor som kan leda till härdhaverier av samma omfattning som vid TMI-Z. Med ett händelseförlopp liknandeTMI-2 avser vi dock i det följande en läcka i primärsystemet som leder till ett onormalt kokningsförlopp med ett minskande kylvatteninnehåll i systemet. Detta minskande kylvatteninnehåll upptäcks inte i tid av för att operatörerna förhindra ett haveri med omfattande frigörelse av radioaktiva klyvningsprodukter, i första hand till reaktorns och inneslutning. I primärsystem det följande diskuterar vi några skillnader mellan Ringhals 2 och TMI-2 av betydelse för utvecklingen av ett sådant händelseförlopp.

Avblâsningsventilens konstruktion. TMI-2 och 2 har av olika konstruktion och Ringhals avblåsningsventiler Skillnader i tillförlitlighet mellan olika ventiltyper har ej närmare fabrikat. analyserats. Allmänt har dock tillförlitligheten för denna typ av ventiler länge varit ett problem (se t.ex. SKI:s reaktorsäkerhetsstudie från 1977). till nio tillbud med fastnade avblåsningsventiler är rapporterade för Upp Babcock år Wilcoxreaktorer och ett tillbud för Westinghousereaktorer (Beznau). Detta kan ha samband med skillnaderna i anropsfrekvens (se nedan). Skillnaderna i tillförlitlighet får därför enligt vår mening tillmätas någon större betydelse vid en jämförande riskanalys. ej

Anropsfrekvens för avblåsningsventiler driftstatistik i Enligt tillgänglig anropas avblåsningsventilerna Westinghousereaktorerna i mer sällan (en gång på fyra reaktorår) än genomsnitt för Babcock 8: Wilcox-reaktorer (sex gånger per reaktorår). Detta torde främst bero skillnader i vid snabbstopp. Ringhals 2 på reglersystemet har dock en för Westinghousereaktorer onormalt hög uppvisat anropsfrekvens, främst på grund av driftstömingar i tryckregleringssystemet. Sålunda skedde under de två första driftåren ett tjugotal anrop. Under den senaste har avblåsningsventilen endast anropats vid treårsperioden två tillfällen. De driftstömingar som var orsaken till den höga anropsfrekvensen synes sålunda i stort sett eliminerats. Skillnader i anropsfrekvens mellan 2 och TMI-2 kan dock enligt vår mening ej Ringhals tillmätas vid en särskilt inte om någon betydelse jämförande riskanalys, man år tillbaka i tiden. går några

Ånggeneratorernas utformning.

avTMI-2-haveriet visar att det kortvariga bortfallet av matar- Analysen vatten och den snabba torrkokningen av ånggeneratorerna omedelbart efter haft för det fortsatta händelseförsnabbstoppet ringa betydelse loppet. Det faktum att ånggeneratorerna i Westinghousekonstruktionen befinner helt ovan härdnivån torde bidra till att tiden fram till härdavsig täckning förlängs vid läckor och kokningsförlopp som det vid TMI-Z. Operatörerna får sålunda längre tid på sig att hitta felen innan härden skadas. vår bör detta tillmätas en viss betydelse vid en Enligt mening jämförande riskanalys.

Förbindelseröret mellan tryckhållningstanken och varma benet. Detta förbindelserör är i Babcock & Wilcoxreaktorn utformat så att det kan bildas ett vattenlås mellan tryckhållningstanken och reaktorsystemet i övrigt. Detta kan ej ske i Westinghousekonstruktionen. Westinghouse egna analyser visar dock att vid läckor på tryckhållningstankens topp gör detta skillnad. Det röret förhindrar ingen uppstigande ångflödet genom att töms ned i reaktorkärlet såvida läckan ej är tryckhållningstanken mycket liten. Som framgår av analysen avTMI-2-haveriet var härden redan allvarligt skadad när denna skillnad i konstruktionen kunde påverka förloppet.

® Instrument för tryck, och ® Manöverdon för blockeringsventiler (3 st) temperatur nivå i tryckhållningstanken för C5) Temperaturmätare avblåsningsrör ® Lägesindikering för säkerhetsventilcr från avblåsningsventiler med tillhöran- (3 st) och indikering av temperatur i av- de blockeringsventiler blåsningsrör @ Instrument för nivå, tryck och tempera- ® Manöverdon för avblåsningsventiler tur i avblåsningstank jämte indikering (3 st) med lägesindikering på utlösta sprängbleck.

Figur 8.1 Kontrollrummet i Ringhals 2: Knrztrnllpaiicljäir hjuckliållnirzgstarzken

Utlösning av isolering av inneslutning. 2 har en bättre utlösningslogik för automatisk Ringhals säkerhetsmässigt av inneslutningen än TMl-2. inneslutningen hade sålunda isoleisolering rats tidigare i förloppet. Som framgår av analysen avTMl-2-haveriet skedde dock huvuddelen av de radioaktiva via för utsläppen hjälpsystem vilka till medvetet brutits. Vid en försiktig isoleringen inneslutningen bedömning bör man utgå från att motsvarande problem hade uppträtt även vid 2. Ringhals

Instrumentering. I motsats till TMI-2 har Ringhals 2 givare som direkt visar avblåsningsventilens i kontrollrummet. Instrument som visar tillståndet i tryckläge avblåsningsventilens läge och tillståndet i avblåsningshållningstanken, tanken är och samlat på central plats i kontrollplacerade överskådligt rummet. i 2 har sålunda väsentligt bättre möjlig- Operatörerna Ringhals heter att upptäcka en ventil som fastnat i öppet läge (se figur 8.1).

2 har sedan sommaren 1979 även tv-övervakning i inneslut- Ringhals bl.a. som för att och lokalisera läckor. TV-installaningen, hjälp upptäcka tionen krävdes av SKI efter haveriet i TMl-Z. Skillnaden i instrumenteär vår av avgörande betydelse vid en jämförande ring enligt mening riskanalys.

Operatörsutbildning och störningsinstruktioner. Betydelsen av skillnader i operatörsutbildning år svår att bedöma, särskilt när det före den 28 mars 1979. Det finns anledning anta gäller läget att av vid Ringhals 2 uppvisade liknande brisutbildningen operatörerna ter som vid TMI-2. för Ringhals 2 är tydligare Störningsinstruktionerna utformade, men det brast i träning i hantering av läckor på tryckhållningstankens topp.

Att en läcka t.ex. i form av en ventil som på tryckhållningstankens topp, fastnat i ledde till en kombination av lågt tryck och hög nivå i öppet läge, var sedan känt av Westinghouse och statens tryckhållningstanken länge vattenfallsverk. Detta anfördes som ett huvudmotiv från verket när det 1977 hos SKI att få ändra för automatisk utlösning av begärde logiken och högtrycksinsprutningen på Ringhals 2. SKI gav sitt godkännande under den av Ringhals 2 ändringen genomfördes årliga avställningen sommaren 1977. Vid en riskanalys bör dock enligt vår mejämförande ning ovannämnda skillnader inte tillmätas någon större betydelse.

Sannolikheten ett haveri liknande TMI-Z i och den 28 mars

för Ringhals före efter

1979 av sannolikheten för att ett haveri liknande TMI-2 skulle Bedömningen inträffa i blir vår olika för perioden före respekti- Ringhals enligt mening ve efter den 28 mars 1979.

Redan före den 28 mars var sannolikheten lägre än vid TMI-Z, främst på grund av väsentligt bättre instrumentering till hjälp för operatörerna att snabbt hitta en Tillbud i form av läcka i felfungerande avblåsningsventil. andra delar av hade inträffat men klarats av utan att kylprimärsystemet av härden Reaktorn var vid tillfället i drifttemningen äventyrades. uppe peratur och drifttryck men under effektdrift. Detta torde dock haft ej mindre betydelse för händelseförloppet, t.ex. vad gäller krav på säkerfunktion Det är en mer hetssystemens och operatörernas handlande. öppen om klarat ett tillbud med en läcka i form av fråga operatörerna packnings- eller rörbrott på tryckhållningstankens topp. Sannolikheten för ett sådant brott på detta ställe i reaktorsystemet är erfarenhetsjust avsevärt lägre än för ett ventilfel. Vi vill emellertid i detta sammässigt manhang erinra om att brister i underhållsarbeten vid Ringhals orsakat tillbud i form av i packningsbrott primärsystemet.

I TMI-Z var det underhållsarbeten som utlöste händelseförloppet, samt uteblivna underhållsarbeten som bidrog till svårigheterna att ställa rätt dvs hitta den eftersom den läckt en diagnos, öppna avblåsningsventilen, tid. Detta visar samma av försummelser i kvalitetssäklängre på typer ringsarbetet i TMl-2 och i Ringhals.

I är på avblåsningsventilerna ytterligare förnuläget lägesindikeringen bättrad och av införd. Sannolikheten för tv-övervakning inneslutningen som leder till anrop av avblåsningsventilerna har minsdriftstörningar kats, särskilt om man med förhållandena år tillbaka. Efter jämför några haveriet i TMI-2 blev mer medvetna om riskerna för feloperatörerna handlande vid vissa tillbudsförlopp. Ändå fanns vid tillbudet den 16 juni avTMl-2-liknande felhandlande av operatörerna vid Ringhals 2. inslag har dock väsentligt bättre utbildning i att hantera Idag operatörerna läckor i primärsystemet av olika slag. Inom något år kan förväntas ytterförbättrad för att kontrollera kylvattennivån i ligare instrumentering reaktortanken. Redan den ventil som efter haveriet vid TMI-2 installeraav reaktorkärlet 2 utformades så att den kan ge des i toppen på Ringhals indikation på att vattennivån når till toppen av reaktorkärlet.

Vi kan därför konstatera att sannolikheten för ett TMI-2-liknande haveriförlopp vid Ringhals 2 har minskat avsevärt jämfört med läget före den 28 mars. Detta får dels tillskrivas förbättrad instrumentering, dels ytterligare torde de ha fått en allvidgad utbildning av operatörerna. Härigenom mänt ökad förståelse för tryckvattenreaktorers termohydrauliska uppträdande och hur man diagnosticerar kritiska drag i detta, vilket kan förväntas ha en säkerhetshöjande effekt även vid andra tillbud än de som orsakas av en fastnad avblåsningsventil.

Sammanfattande riskbedömning

Vår sammanfattande slutsats av analyserna ovan och av de tillbud som

inträffat vid Ringhals 2, vilka diskuterats i föregående avsnitt, blir att ett haveri liknande det vid TMI-2 skulle ha kunnat inträffa vid Ringhals 2 och kan inträffa idag. Sannolikheten för en sådan händelse var dock lägre än den var vid TMI-2, främst p.g.a. väsentligt bättre instrumentering. Sannolikheten är också lägre idag än vad den var före den 28 mars 1979. Även om det tillbudet i 2 i 1979 i viss mån skulle allvarliga Ringhals juni kunna tala i motsatt riktning har dock utredningen den samlade begjort dömningen att i dagsläget sannolikheten för ett TMI-2-liknande haveriförlopp vid Ringhalsreaktorerna avsevärt har minskat jämfört med läget före den 28 mars. Trots ytterligare förbättrad och utbildinstrumentering ning av operatörerna vill utredningen dock framhålla att det fortfarande ställs krav på operatörerna när det snabba och korrekta åthöga gäller gärder vid tillbud av typen läckor i primärsystemet.

8.3 Säkerheten vid svenska kokarreaktorer. Jämförelser

med och med amerikanska

tryckvattenreaktorer

konstruktioner

Svenska kokarreaktorers känslighet förTMI-2-liknande felfunktioner

De tidigare redovisade säkerhetsanalyserna visar att det även vid kokarreaktorer kan uppträda händelsekedjor som leder fram till härdhaverier av liknande typ som vid TMI-2. För kokarreaktorer är det dock svårt att hitta händelseförlopp som är direkt jämförbara med det vid TMl-Z, eftersom kokarreaktorema är konstruerade och fungerar efter andra tekniska Det kan dock vara av intresse att allmänt diskutera svenska principer. kokarreaktorers känslighet för några av de viktigare tekniska och mänskliga felfunktioner som ingick i TMI-2-förloppet. Till dessa felfunktioner hörde: o Liten läcka i reaktorsystemet, i detta fall i form av en avblåsningsventil som fastnat i läge. öppet o En onormal avkokning av kylvatten som ej uppmärksammades av operatörerna av brister i och och på grund instrumentering utbildning, som ledde till att härden frilades, överhettades och rasade samman. 0 Utsläpp av radioaktiva ämnen, framför allt via läckor i olika hjälpsystem utanför inneslutningen. Beträffande svenska kokarreaktorers känslighet för sådana felfunktioner vill vi framhålla följande: o Även kokarreaktorer har avblåsningsventiler. I de svenska reaktorerna visas ventilernas faktiska läge i kontrollrummet. Därifrån kan man även manövrera blockeringsventiler i serie med avblåsningsventilerna.

För kokarreaktorer kan anropsfrekvensen erfarenhetsmässigt uppskattas till svensk och tre-fyra gånger per år. Enligt provningsstatistik 100 drifterfarenheter fastnar ventilen i öppet läge cirka en gång på har i samtliga fall de behövt tas i anrop. Blockeringsventilen fungerat vid svenska reaktorer. Säkerhetsanalyserna visar att om samtanspråk matarvatten- och nödkylsystem strejkar samtidigt som såväl liga avblåsningsventilen som dess blockeringsventil hängt sig i öppet läge leder detta till torrkokning, överhettning av härden och ytterst troligen härdsmälta i ett relativt utdraget förlopp liknande det vid TMI-2.

I kokarreaktorn är, som av namnet, i reaktorkärlet det framgår kokning normala drifttillståndet. Reaktorkärlet är försett med flera oberoende för att mäta och reglera vattennivån. Instrumenten gör det system för att vattennivån även om den skulle sjunka möjligt operatören följa under härdens topp.

är i inriktad på att kontrollera kok- Operatörernas utbildning hög grad och vattenmängden i härden. ningsförloppet

Svenska kokarreaktorer är från konstruerade med utgångsbörjan från den s.k. Den innebär att vid tillbud av punkt 30-minutersregeln. olika som medför av t.ex. snabbslag, utlösning säkerhetssystemen, så skall normalt inte behöva ingripa de första 30 stopp, operatörerna minuterna för att säkerställa kylningen av reaktorhärden. Naturligtvis kan man vara helt säker att alla förutsetts vid aldrig på tillbudsförlopp konstruktionen av automatiken. Därför skall alltid överoperatören vaka automatiken och kunna vid behov. Det väsentliga är att ingripa fram en av vilka åtgärder som snabbt regeln tvingar ingående analys behöver vidtas i av en rad tillbud som ingår i de av tillinledningskedet krävda t.ex. läckor av olika synsmyndigheterna säkerhetsanalyserna, storlek och olika i reaktorns Som exempel på på platser rörsystem. resultatet av denna kan nämnas att 30-minutersautomatiken analys svenska kokarreaktorer automatiskt eventuellt felställda på öppnar matarvattenventiler.

I de svenska kokarreaktorerna utvecklar varje enskilt bränsleelement effekt än bränsleelementen i TMI-2. Detta lägre per längdenhet minskar risken för överhettning vid bristande kylmedelcirkulation.

Om härden ändå skulle skadas så att ädelgaser och vätgas frigörs inte detta den fortsatta cirkulationen av kylvatten på samma äventyrar sätt som i en Gasema kan i en kokarreaktor lätt tryckvattenreaktor. blåsas av till inneslutningen.

De svenska kokarreaktorernas är vid drift fyllda med inneslutningar risk för vätgasbränder eller vätkvävgas. Därigenom föreligger ingen gasexplosioner i inneslutningen.

0 Att döma av erfarenheterna från TMI-Z kommer nedblåsningsbassängen i en kokarreaktorinneslutning att fungera som ett filter mot utsläpp av radioaktivt jod i många haverisituationer. Visst läckage framför allt av radioaktiva ädelgaser via hjälpsystem utanför inneslutningen, vilka måste vara i drift under ett långvarigt haveriförlopp, kan inte helt uteslutas. Därvid bör noteras att turbinhall och andra utrymmen vid ett kokaraggregat redan under normaldrift har en mer höggradig filtreoch fördröjning av ventilationsluften. Detta samman med ring hänger att turbin och kondensor med tillbehörande matarvattenpumpar och reningssystem utgör en del av reaktorns primärkrets. Därför har man vid konstruktionen räknat med läckage av radioaktiva ämnen till bl.a. turbinhallen.

Mot bakgrund av ovanstående faktorer finner vi att sannolikheten för att de felfunktioner som har betydelse fÖrTMI-2-haveriet skall uppträda eller få allvarliga följdverkningar vid svenska kokarreaktorer måste betecknas som utomordentligt liten.

En uppskattning av följdverkningarna av radioaktiva utsläpp vid svenska reaktorlägen av samma omfattning av det som skedde vid TMl-2-haveriet har redovisats i kapitel 1.

Allmänna skillnader mellan tryckvattenreaktorer och kokarreaktorer

Diskussionen i föregående avsnitt innebär inte i och för att kokarsig reaktorerna allmänt sett kan anses säkrare än De tryckvattenreaktorerna. säkerhetsanalyser som hittills gjorts och som redovisas bl.a. i kapitel 6 tyder inte heller på att det finns avgörande skillnader ur säkerhetssynpunkt mellan kokarreaktorer och tryckvattenreaktorer om hänsyn tas till de osäkerheter som finns i analyserna.

De två reaktortyperna förfaller dock att ha sina inom känsliga punkter olika områden när det gäller säkerheten mot haverier.

Teoretiska säkerhetsanalyser som senast den tyska Birkhoferstudien likaväl som erfarenheterna från TMI-2 att till pekar på tryckvattenreaktorns svaga punkter hör felhandlande i samband med olika tillbud, mänskligt t.ex. små läckor i primärsystemet. Vi vill här framhålla att den s.k. 30-minutersregeln ligger till grund för utformning av säkerhetssystemen även vid de svenska tryckvattenreaktorerna. I motsats till Asea-Atoms kokarreaktorer har man dock ej kunnat utgå från 30-minutersregeln redan vid reaktorkonstruktionen. I stället fick man i efterhand en redan anpassa föreliggande amerikansk konstruktion till 30-minutersregeln. Bl.a. drifterfarenheterna från Ringhals 2 tyder på att 30-minutersregeln i praktiken inte fått samma genomslag där som vid de svenska kokarreaktorerna. Detta kan även hänga samman med tryckvattenreaktorernas snabbare reaktionsmönster vid vissa typer av störningar och tillbud. I sammanhanget kan nämnas att tyska tryckvattenreaktorer i automatigått längre sering. Bl.a. stängs blockeringsventilen i serie med avblåsningsventilen

efter några sekunder om

på tryckhållningstankens topp automatiskt

inte kvitterat en beordrad stänglägesgivaren på avblåsningsventilen av en sådan funktion underlättas av att ningssignal. Automatiseringen reaktorer har ett högsta arbetstryck högtrycksinsprutningen på tyska som är än för såväl avblåsningsventiler som säkerlägre öppningstrycket hetsventiler.

För kokarreaktorerna tyder säkerhetsanalysema på att de svaga punkterna ur är riskerna för att matarvatten- och säkerhetssynpunkt samtliga helt eller delvis i samband med större eller nödkylningssystem strejkar mindre läckor i reaktortankens botten. Hit hör även frågan om härdstrilamas effektivitet i sådana (se 6, avsnitt 6.1). Risken för lägen kapitel läckor i reaktortankens botten bedöms större än vid tryckvattenreaktorer, av att kokarreaktorerna har ett större antal i reakpå grund anslutningar tortankens botten. Moderna reaktorkonstruktioner som Forsmark 3 är därvid mindre känsliga än äldre konstruktioner med yttre huvudcirkula- Bortfall av matarvatten- och nödkylningssystem föruttionspumpar. sätter att ett antal tekniska felfunktioner samtidigt inträffar. Som framgått av är de svenska reaktorema här i flera avseenden mindre riskanalyserna än andra, bl.a. av väsentligt säkrare strömförkänsliga många på grund kan få vid vissa sörjning från yttre nät. Mänskligt felhandlande betydelse Som kan nämnas att utlösning av borering typer av tillbud. exempel måste ske manuellt vid utebliven styrstavsfunktion.

8.4 av icke-tekniska säkerhetsfaktorer

Jämförelse

Den samlade säkerhetsnivån i bestäms inte bara av kärnkraftsystemet tekniska hos kärnkraftverken. Haveriet vid TMl-2 visar att egenskaper den säkerheten, d.v.s. säkerheten i det system som svarar operativa för driften av kärnkraftverken är av minst lika stor betydelse.

Detta är omfattande. Förutom de enheter och den

system organisatoriskt

som är direkt för driften ingår också underhållsverkpersonal ansvariga samheten samt funktioner för utbildning, kvalitetssäkbakomliggande m.m. Ytterst den samlade verksamheten och ledningen inom ring ingår hela stöds i sin tur bl.a. av tillverkarna och kärnkraftföretaget. Företagen särskilda och kontrolleras av tillsynsmyndigutbildningsorganisationer heterna statens (SKI) och statens strål- (i Sverige kärnkraftinspektion skyddsinstitut (SSI) ).

Ovanstående i huvudsak för alla länder. När principbeskrivning gäller det finns däremot betydande skillnader, gäller praktisk rollfördelning tills mellan USA och Inte minst gäller detta y n s exempelvis Sverige. i avsnitt 9.2 men m y n d i g h e t e r n a s roll. Denna diskuteras utförligare beskrivs kortfattat även här. Det amerikanska NRC är en, även relativt,

väsentligt större organisation än sin svenska motsvarighet och bygger sin verksamhet på ett mycket omfattande Denna skillnad har regelsystem. tidigare ofta bedömts som en svaghet i det svenska systemet. Det har sagts att de svenska resurserna är otillräckliga för den nödvändiga omfattande säkerhetsgranskningen.

Efter haveriet vid TMI-2 är det emellertid inte lika att jämförelsen givet utfaller till svensk nackdel. Inte minst inom NRC självt har det framförts att det i detalj formaliserade amerikanska en förlamande systemet lagt hand över initiativkraft i och dessmånga kraftföretags säkerhetsfrågor utom inom NRC från i stort. dragit uppmärksamheten säkerhetsfrågorna Det mycket komplicerade formaljuridiska förfarandet har säkert inte heller bidragit till en hög effektivitet i NRCzs säkerhetsarbete.

I har systemet i större informella Sverige väsentligt utsträckning byggt på kontakter mellan och Som av tillsynsmyndigheter kraftföretag. framgår avsnitt 9.2 anser att fördelar finns med ett sådant utredningen väsentliga system, men att också vissa olägenheter i form av beroende och otillräcklig auktoritet kan riskeras om inte särskilda motåtgärder vidtas.

K r a ft fö r e t a g e n i USA uppvisar en stor spännvidd då det gäller kvalitet och resurser för säkerhetsarbetet. Några av dem har uppenbarligen analysmöjligheter som ligger nära reaktortillverkarnas och en erkänt mycket hög klass på det samlade säkerhetsarbetet. Andra visar påtagliga brister. Utredningen har inte underlag för någon säker jämförelse mellan svenska och amerikanska kraftföretag.

Kvalitetssäkringen inom kraftföretagen är en viktig del av det samlade säkerhetsarbetet. Den berör inte minst underhållsfunktionerna vid kärnkraftverken. TMl flera brister i detta avseende, vilket uppvisade bidrog till haveriet där. Utredningen har inte någon genomgång av kvaligjort tetssäkringsfunktionen vid alla de svenska kärnkraftverken och kan därför inte fälla något totalt omdöme. Kvalitetssäkringsfunktionen speciellt vid Ringhals har däremot granskats i Det Norske Veritas underlagsrapport (Veritas 1979). Rapporten är kritisk mot såväl resurser som organisation m.m. för detta arbete. Statens vattenfallsverk har denna höst tagit viktiga initiativ isäkerhetshänseende som även berör kvalitetssäkringsfunktionen (jämför kapitel 9, avsnitt 9.3). Läget vid vattenfallsverket tidigare detta år ger däremot inte anledning hävda att kvalitetssäkringsfunktionen var bättre än vid de amerikanska verken.

Utbildningsfrågorna behandlas närmast i kapitel 9 avsnitt 9.6. Utredningen konstaterar att det knappast finns något underlag för en generell värdering av den svenska utbildningen med den amerikanska. jämfört Vissa brister i den amerikanska av finns även utbildningen driftpersonal här. Dock noteras en ambition i då det att inhögre Sverige gäller skapa sikt och förståelse av processerna i stället för att enbart förlita sig på givna instruktioner.

T i l l v e r k a r n a s roll är för säkerhetsarbetet såväl i mycket väsentlig USA som i De har ett inflytande över den Sverige. uppenbart avgörande tekniska men bidrar också i större eller mindre utgrundkonstruktionen då det mera omfattande tekniska Desssträckning gäller förändringar. utom har tillverkarna en roll för säkerhetsanalyser såväl i anavgörande som senare. S.k. utförs i läggningsfasen transientanalyser exempelvis stor utsträckning hos tillverkarna.

bedömer det inte att säker jämförelse Utredningen möjligt göra någon mellan till i och USA. Då det gältillgången tillverkarkompetens Sverige ler är tillverkaren densamma (Westinghouse) som tryckvattenreaktorer för amerikanska verk. tyder på att det geografiska åtskilliga Ingenting avståndet har och vattenfallsverkets deltagande i en någon betydelse, för säkerställer numera i ännu högre ägargrupp Westinghousereaktorer till väsentlig information. grad tillgång

För kokarreaktorerna kan hävdas att Asea-Atom har mindre möjligen resurser än sin amerikanska Det är emellertid tydligt att motsvarighet. Asea-Atom har ett långtgående i sina köpares säkergjort engagemang och att till säkerhetsrelaterad information därifrån hetsfrågor tillgången inte varit mindre än motsvarande från Westinghouse då det gällt tryckvattenreaktorerna.

vill vid mellan amerikanska och svenska säker- Utredningen jämförelsen hetsförhållanden också det svenska samarbetet mellan kraftpeka på och SKI beträffande (numera inom företagen säkerhetshöjande åtgärder SKISOS, se 9, avsnitt 9.2) som en för faktor. Delvis kapitel Sverige positiv i härtill har utan formella krav från SKI i anslutning kraftföretagen, större visat avsevärd initiativkraft då det gällt att någon utsträckning, successivt förbättra säkerhetsnivån vid de svenska kärnkraftverken.

8.5 Sammanfattande av sannolikheten för

bedömningar

haverier i svenska kärnkraftverk

kan här liksom i 6 konstateras att fram- Sammanfattningsvis kapitel inget kommit som att svenska reaktorblock är avsevärt osäkrare än de tyder på amerikanska som i olika säkerhetsanalyser som typanläggningar ingått Rasmussen-studien. Tvärtom visade redan energikommissioexempelvis nens studier att de modernare svenska reaktorerna är säkrare i vissa avseenden, bl.a. vad gäller brandskydd och säker elförsörjning från yttre nät. Vår är också att de svenska kontrollrummen bedömning ger en bättre och av tillståndet i olika delar av reaktoröverskådligare presentation än amerikanska kontrollrum. Vi vill dock understryka systemet många att tiden inte en mer omfattande och djupgående teknisk och medgivit av svensk och amerikansk reaktorsäkerhet. organisatorisk jämförelse

8.6 Risker vid ett svenskt

kämkraftprogram.

vid

skadeverkningar olyckor.

En uppskattning av riskerna med ett svenskt måste kärnkraftprogram förses med starka reservationer för den inneboende osäkerheten. De principiella och praktiska vanskligheterna i att använda siffror från driftserfarenheter och har säkerhetsanalyser påpekats tidigare.

Haverier som berör förhållandevis litet, som TMl-2, kan inomgivningen träffa med en sannolikhet som är stor för att man skall kunna tillräckligt göra sig en om den. med större konsekvenser för

föreställning Olyckor

omgivningen är osannolika. Man kan bara få en om dem föreställning från de teoretiska säkerhetsanalyserna. De allra största som det olyckor går att tänka kräver ett av och sig mycket speciellt samspel olyckstyp väderförhållanden. Det är knappast meningsfullt att ange några sannolikheter för dessa extrema fall.

Haveririsker vid reaktorprogram av olika storlek För svenskt vidkommande kan det vara av intresse att diskutera risker förknippade med dels ett reaktorprogram om sex reaktorer, varav en av tryckvattentyp, använda under upp till tio år och dels ett program om tolv reaktorer varav tre av tryckvattentyp under cirka tjugofem år.

Haverier med utsläpp av samma begränsade omfattning som vid TMI-2, eller ännu mindre, kan innefatta eller härdkapslingsskador partiella skador utan smältning. Sådana haverier får större hälso- eller miljöinga effekter. Säkerhetsanalysernas kan här ses sannolikhetsuppskattningar mot bakgrund av driftserfarenheterna, som inte talar emot dem. För det större svenska programmet skulle man - med alla reservationer som nämnts ovan - kunna ange en haverisannolikhet på sex procent, för det mindre ca femtedelen därav. Osäkerheten dock att upp till tio gånger gör högre eller lägre haverisannolikheter inte kan uteslutas.

De lindrigaste haveriema med härdsmälta har även de skabegränsade - enstaka akut strålskada och därtill deverkningar högst någon något cancerfall per år under några årtionden, samt mindre än en kmz belagt område. Sannolikhetstalen som kan anges är mindre än i det betydligt förra fallet och kan bekräftas knappast eller motsägas av drifterfarenheten hittills. För det större kan man från programmet säkerhetsanalyserna härleda en haverisannolikhet om cirka en procent och för det mindre ca femtedelen därav. Osäkerhetsområdet täcker upp till tio gånger högre eller lägre värden.

De olyckor som ger mera allvarliga konsekvenser kräver större utsläpp från inneslutningen. De kan t.ex. ge några hundra fall av akuta strålskador och några hundra fall av cancer under årtionden framårligen några åt. Det belagda området kan till flera tusen kmz. Vill man försöka uppgå

en sannolikhet för av detta slag finns ingen annan uppskatta olyckor än att från de teoretiska säkerhetsanalysernas resultat. möjlighet utgå

skulle sannolikheten för olyckor av För de antagna svenska programmen detta då bli av tiondels procent. Osäkerheten slag storleksordningen täcker eller värden. även här upp till tio gånger högre lägre

Extrema olyckor De värsta tänkbara konsekvenserna vid ett reaktorhaveri förutsätter tänkbara i alla led av haveri och spridogynnsammast omständigheter av radioaktiva ämnen. En av det värsta som kan hända ning beskrivning är av intresse för att förstå hur dessa faktorer samverkar medan ett försök

att ange en sannolikhet inte skulle tillföra något väsentligt.

Det värsta som kan hända under sådana omständigheter är att de radioaktiva ämnena förs med vinden mot tätbebyggda områden. Vid svag vind de största stråldoserna inom kilometers eller regn uppträder några av avstånd. Det viktigaste bestrålningsvägarna är genom inandning radioaktivt stoft när de förorenade luftmassoma passerar samt genom från den radioaktiva i vindriktningen. strålning markbeläggningen

radioaktiva ämnen marken och kan redan Vid regn ökar mängden på inom ett inom avstånd på 30-40 km så höga dygn ge oskyddade personer stråldoser att det medför risk för akut Risk för fosterskador strålsjuka. kan förekomma ännu större avstånd. Den radioaktiva markbeläggpå kan vid stora evakuering av de mest ningen olyckor nödvändiggöra drabbade områdena inom ett Om stora mängder långlivat Cesiumdygn. 137 har ut kan områden lOO-tals till 1.000-tals kvadratkilometer släppts på bli obrukbara under många år, om man inte kan finna saneringsmöjligheter. Man vet om de sociala följderna av detta. föga

kan erhållas efter av den radioaktiva luft- Skadliga lungdoser inandning där denna driver fram med vinden, särskilt när det inte föroreningen Vid väderförhållanden kan en

regnar. speciella (temperaturinversion)

sammanhållen av förorenad luft nå långt och i vissa fall förorsaka plym större avstånd än 40 km. Möjligheten att undvika skadliga lungdoser på sådan bedöms vara mycket små. bestrålning genom evakuering

strålsjuka

Det antal dödsfall i akut som kan förväntas efter en maximal i ett kärnkraftverk beror således kraftigt av väderförhållanden olycka men kan i fall röra om tusental. Antalet cancerfall ogynnsammaste sig kan bli ännu större. Större delen av den kollektiva stråldosen (produkten av antalet bestrålade och deras stråldos) faller

personer genomsnittliga

emellertid vid torrt väder och på avstånd som, efter vanliga vindstyrkor är större än 300-800 km. Antalet cancerfall efter en omständigheterna, maximal i skulle därför bli rätt oberoende av reaktorolycka Sverige reaktorns men beroende av vindriktningen. geografiska läge,

Beläggning av eventuella jordbruksområden i med radiovindriktningen aktiv jod kan göra mjölk därifrån odrickbar under någon månad eller två om olyckan sker under Vid stora kan områ-

betessäsongen. jodutsläpp

den i vindriktningen beröras. på upp till 1.000 kms avstånd

En del av de som här har nämnts i uppgifter ingår bakgrundsmaterialet till strålskyddsinstitutets

pågående beredskapsutredning.

Utgångspunkter för i avsnitt riskuvj ;kattningar 8.6. 8:1

Beräkningarna av skadeverkningar och deras sannolikheter i texten bygger på följande grundmaterial.

Sannolikheterna för haverier har hämtats från Rasmussen-rapporten (WASH-1400). Som framgår i kapitel 6 bör dessa siffror med ett omges osäkerhetsintervall med upp till tio eller värden. Dengånger lägre högre na osäkerhet är till största delen Från rent statistisksubjektivt grundad. vetenskaplig synpunkt är varken sannolikhetstalen eller osäkerhetsbanden väldefinierade - men de är de enda siffror som i samlad tillgängliga form redovisar resultat. Bl.a. säkerhetsanalysernas tillsynsmyndigheter som NRC och SKI anser dock att siffrorna inte bör utnyttjas som argument vid politiskt beslutsfattande.

Svenska reaktorer kan från anses vara med dem risksynpunkt jämförbara i WASI-l-1400. De som undersökts är Forsmark 3, som i en säkerhetsanalys fick lägre haverisannolikhet, och Barsebäck 2, som fick något högre.

De svenska har omfatta ca 300 driftår, varav reaktorprogrammen antagits ca 75 med PWR, respektive högst 60, varav högst tio med en PWR.

Ingen hänsyn har tagits till eventuella i säkerheten under

förändringar

programmets löptid. Nyare reaktorkonstruktioner är troligen säkrare än äldre. Under inkörningsperioden visar de flesta reaktorer ett antal högre

driftstörningar som leder till anrop av säkerhetssystemen. Vunna erfa-

renheter och tekniska sedan säkerheten. Mot slutet av förbättringar höjer reaktorernas livslängd kan som förutsetts eller

ålderdomssymptom ej

eljest uppmärkssammats komma att ge lägre säkerhet.

Sannolikheten i WASH-1400 för haverier utan härdsmälta men med vissa har citerats litet. utsläpp jämförelsevis De är per driftår 0.0004 för en tryckvattenreaktor (PWR) och 00001 för en kokarreaktor (BWR).

Sannolikheten för härdsmälta i WASH-1400 är per driftår 1/17000 för en PWR och 1/ 34000 för en BWR. Det troligaste vid en härdsmälta är relativt

obetydliga utsläpp.

Omfattande utsläpp kan ge akuta strålskador och ökad risk för cancer och ärftliga skador. Ett medelvärde för befolkningsförhållandena vid amerikanska reaktorlågen och ett genomsnitt för olika väderförhållanden WASH-1400 en sannolikhet av 1/1.000.000 för ca 300 ger enligt per driftår strålskadade och ett par hundra cancerfall årligen under några årtionden.

De extrema konsekvenser som beskrivits i texten förutsätter en kombination av väderförhållanden vid haveritillfället som gör att sannolikheten för en sådan olycka blir ytterst liten.

När man studerar hur radioaktiva ämnen sprids och utsätter människor för får man en osäkerhet om ca tio som beror på skillnastrålning gånger den mellan olika Sambandet mellan stråldos och akuta beräkningssätt. strålskador är säkert känt. Sambandet mellan stråldos och cancerganska risk är mer omdiskuterat. Oämför kapitel 4, avsnitt 4.1 och kapitel 6, av- Denna kan snitt 6.2). Beräkningarna ovan är tagna ur Rasmussenstudien. underskatta cancerrisken avstånd, dock högst ca 5 gånger. på längre

säkerhetshöjande åtgärder

9.1 Utgångspunkter

Läge

Kärnkraften ställer mycket höga krav på säkerhet. Orsaken är de omfattande konsekvenserna en svår kan få under förhålolycka ogynnsamma landen. säkerhetsåtgärder har vidtagits med syfte Mycket långtgående att riskerna i bemärkelsen kombination av sannolikhet och nedbringa konsekvens till en för samhället acceptabel nivå.

risker är emellertid inte statisk. Det ökade medvetandet i sam- Synen på hället om i allmänhet har påverkat ambitionerna för kärnkrafmiljöfaror tens säkerhet. Okad kunskap från drift av kärnkraftverk och analys härav har lett till en utvidgad och fördjupad syn på säkerheten. Som en följd härav har man efterhand ökat säkerhetskraven för tillkommande anläggningar.

redovisade exempelvis att risken för vissa typer av Energikommissionen skulle vara ca åtta gånger lägre för det senaste verket, allvarliga olyckor Forsmark 3, än för Barsebäck 2. illustrerar en utveckling mot Exemplet konstruktioner med säkerhet, även om sifferuppgifter i sammanhögre hanget måste tolkas med stor försiktighet.

Vid sidan härav har relativt omfattande åtgärder vidtagits på befintliga verk för att i efterhand säkerhetsnivån. har ofta tillkom-

höja Åtgärderna

mit innehavarens initiativ men ibland också som en konsekvens av på Den sammanlagda kostnatillsynsmyndigheternas (SKI och SSI) krav. den i för dessa åtgärder i efterhand uppgår till flera hundra miljo- Sverige ner kronor. Några exempel på sådana säkerhetshöjande åtgärder redovisas i tabell 9.1.1.

i tabell 9.1.1 får ses som för att i vissa avseenden

Exemplen punktåtgärder

de äldre verken till den tekniska säkerhetsnivå som känne-

lyfta upp

tecknar de nyare konstruktionerna. SKI har tillsammans med kraftproducenterna startat en rådgivande grupp SKISOS* för att mera metodiskt gå igenom områden för säkerhetshöjande åtgärder och för att ge underför SKI:s Denna verksamhet är i ett lag krav gentemot kraftföretagen.

uppbyggnadsskede.

Utredningen

anser att de säkerhetshöjande åtgärderna efter idrifttagning Utredningen av kärnkraftverk måste tillmätas avsevärt ökad betydelse. Ett skäl härför är att säkerhetsambitionerna och säkerhetskraven vid nykonsjälvklart: struktion ökar successivt som de befintliga verken får allt längre samtidigt

*SKISOS = SKI -Sydkraft-OKG -SV

drifttid bakom sig. Vidtas inga säkerhetshöjande åtgärder skulle man följaktligen få ett växande avstånd säkerhetsmässigt i förhållande till nykonstruktioner utomlands och i Sverige. Ett annat skäl är att man som en följd avTMI kan förutse en förbättrad internationell rapportering och analys av säkerhetsrelaterade händelser (utredningen lägger fram förslag härom för svenskt vidkommande i avsnitt 9.9). Detta ökade inflöde kommer att möjliggöra ytterligare, främst förebyggande åtgärder i säkerhetshöjande syfte. Forskningen om säkerhetshöjande åtgärder växer dessutom i omfattning, jämför kapitel 10. Den ger ett inflöde av tekniska och andra kunskaper som möjliggör ytterligare säkerhetshöjande åtgärder. Utredningen anser det nödvändigt att Sverige har en hög ambition att följa och granska alla iakttagelser och uppslag som kan möjliggöra en höjning av kärnkraftverkens säkerhet. Det är vår övertygelse att det i förhållande till grundinvesteringar m.m. långt ifrån alltid är fråga om mycket kostnadskrävande åtgärder. Avvägningar mellan ekonomi och säkerhet är därför troligtvis mindre problematiska än för annan miljöfarlig verksamhet.

Tabell 9.1.1 Exempel på säkerhetshöjande åtgärder efter idrifttagning av svenska reaktorer År

Anläggning Åtgärd

Ringhals 1 Separation av pumpar för härdnödkylning 1971 Alla kokar- av för härdnöd- 1974

Ändring strilmunstycken

reaktorer kylning Ringhals 1-2 Förbättring av vattenintag för resteffektkylning 1975 (kostnad ca 80 Mkr) Alla Förbättrat skydd mot intrång m.m 1976- Alla kokar- av för 1977

Ändring vattenintag härdnödkyl-

reaktorer system Alla kokar- Förstärkningsåtgärder på inneslutningsbassäng 1978 reaktorer Alla tryck- Utbyte av värmeisolering på härdnödkyl- 1979vattenreak- system torer Oskarshamn Införande av reservsystem för e1.matning 1979- 1 (kostnad ca 50 Mkr) Alla kokar- Utbyte av komponenter för förbättrad miljö- 1979reaktorer tålighet i haverisituationer

anser att den yttersta ambitionen för alla säkerhetsåtgärder Utredningen bör vara att helt undanröja riskerna för omfattande förluster av liv eller Detta även för verk. Det står visegendom. gäller åtgärder på befintliga klart att nu känd åtgärd är tillräcklig för att helt och hållet serligen ingen nå detta syfte. Utredningen anser emellertid att det existerar åtgärder, tekniska och andra, som kan föra säkerhetsnivån avsevärt nännare detta mål. härtill bör tillvaratas. Förslag om konkreta åtgärder Möjligheterna utvecklas i det följande.

anser att hittills i praktiken fått en allt- Utredningen säkerhetsbegreppet för snäv innebörd såväl i Sverige som utomlands. Vi menar att den faktiska säkerheten bestäms inte bara av utformningen av härdnödkylsystem, reservkraftförsörjningar och andra tekniska utrustningar, utan också av faktorer som kompetens i säkerhetsfrågor, kraftproducenternas dessa genomslagskraft i respektive organisation och utbildningen frågors av av olika Den år styrande för den personal kategorier. uppfattningen iområden som återkommer i den indelning för säkerhetshöjande åtgärder följande texten.

Dessa områden är:

Rollfördelning och organisation (avsnitt 9.2) Konstruktion och utförande (avsnitt 9.3)

Utsläppsbegränsande åtgärder (avsnitt 9.4)

Människa-maskin frågor (avsnitt 9.5) Personal-rekrytering och utbildning (avsnitt 9.6) Normaldrift (avsnitt 9.7) Haveriberedskap (avsnitt 9.8) Händelseuppföljning, felanalys och erfarenhetsåterföring (avsnitt 9.9).

Utredningen vill framhålla att underlag för en helt systematisk avvägning mellan dessa delområden och avvägning inom dem saknas för närvarande. Det är en och att åstadkomma viktig planerings- forskningsuppgift ett bättre underlag för en sådan avvägning, vilket bör resultera i en långåtgärds- och forskningsplan. Denna kommer att beröras i det siktig fråga bl.a. under delavsnittet och

följande, Händelseuppföljning, felanalys

erfarenhetsåterföring.

har kunnat konstatera att ett arbete i syfte att Utredningen betydande säkerheten redan vid de svenska vid SKI samt höja pågår kraftföretagen, vid andra institutioner. anser emellertid att denna verksam- Utredningen het måste ytterligare breddas, förstärkas och systematiseras.

9.2 och

Rollfördelning organisation

Läge

Säkerheten i direkt kärnkraftsystemet påverkas av ett stort antal parter: kraftproducenter, reaktortillverkare, entreprenörer, fristående konstruktionsföretag, tillsynsmyndigheter osv. Därutöver påverkas säkerhetskraven indirekt och på längre sikt av den allmänna samt av opinionen politiska ställningstaganden. Rollfördelningen mellan de parter som direkt inverkar på säkerheten skiljer sig avsevärt mellan olika länder.

I USA har säkerheten i större än i en omomfattning Sverige grundats på fattande resurs hos tillsynsmyndigheten NRC, med flera tusen anställda. NRC utger en stor mängd detaljregler för kärnkraftens säkerhet och utövar en omfattande detaljkontroll. i Tillsynsmyndigheten Sverige (SKI) är liten (drygt 50 En del av skillnaden förklaras av det mer ompersoner). fattande kärnkraftprogrammet i USA. Dessutom har man i Sverige nytta av NRC:s erfarenheter och utredningsresultat. Säkerhetsarbetet i Sverige har emellertid i större än i USA de enskilda kraftomfattning lagts på och reaktorkonstruktörerna. producenterna SKI:s egen roll är främst att kontrollera formerna för säkerhetsarbetet. Därutöver tar man i stor utsträckning hjälp av konsulter för konstruktionsgranskning och de mera detaljerade uppföljningar av tillverkning man kan önska SKI:s göra. arbete är koncentrerat på de tekniska frågorna, medan bl.a. människamaskin och hittills har frågor utbildningsproblem tilldragit sig begränsat intresse.

Statens strålskyddsinstitut (SSI) är tillsynsmyndighet i radiologiskt avseende. Detta innebär att man fastställer begränsningar för tillåtna utsläpp under norrnaldrift samt föreskriver beredskapsåtgärder m.m. för haverisituationer. Ansvaret för att föreskriva utsläppsbegränsande åtgärder i själva kraftverken faller gemensamt på SKI och SSI. Någon strikt ansvarsuppdelning finns inte, men ett omfattande underhandssamarbete förekommer.

SKI har i Veritas underlagsrapport kritiserats för att inte ha tillräckligt preciserat kraven och kontrollera av på säkerhetsåtgärder uppfyllandet dem i samband med konstruktion och drift av Bl.a. anläggningar. påpekar Veritas att SKI inte alltid klart när N RC:s krav skall vara gjort tillämpliga också i Sverige och när dessa bara är för säkerhetsarbetet. riktlinjer Från SKI:s sida har framhållits att man främst är inriktad att i stort på följa upp säkerhetsarbetet. Dock har man framfört att resurserna för inspektion och tillsyn av de olika reaktoranläggningarna inte är helt tillräckliga.

Hos varje kraftproducent finns särskild personal med huvuduppgift att bevaka säkerhetsfrågoma inom Ytterst sker samverkan i säkerföretaget. hetsfrågor inom ramen för företagets centrala säkerhetskommitté. I den-

na normalt för de viktigaste verksamheterna hos ingår representanter drift, underhåll och konstruktion, förutom producenten, exempelvis Säkerhetskommittén rapporterar till förespecialister på säkerhetsfrågor. till verkställande direktören eller till tagets högsta ledning, vanligen direktionen.

För i stort eller i är tillsynsmycket ingående säkerhetsanalyser detaljer och mer eller mindre hänvisade till säkermyndigheter kraftproducenter hos tillverkarna. för kontakter med hetsspecialister Förutsättningarna dessa redan ett har varit mycket goda i de fall,

på tidigt projektstadium

där vi haft en svensk tillverkare, dvs för Asea-Atoms kokarreaktorer. har från den amerikanska tillverkaren Tryckvattenreaktorerna köpts har i det varit en relativt liten Westinghouse. Sverige sammanhanget inrättats av kund. Nyligen har emellertid en ägargrupp för samtliga ägare i USA och för svenska Vattenfall. Därmed

Westinghouse-reaktorer

bedöms ha ökat att i fortsättningen få underlag möjligheterna väsentligt i säkerhetshänseende även från Westinghouse.

Utredningen

har om man i Sverige borde bygga mycket Utredningen övervägt upp en omfattande kontrollfunktion inom av ungefär samtillsynsmyndigheten i USA. vill inte rekommendera ma typ som NRC:s funktion Utredningen ett sådant alternativ, bl.a. mot bakgrund av de delvis negativa erfarenheterna i USA. Man har där främst risken att konpekat på producentema centrerar sitt säkerhetsarbete till att enbart uppfylla tillsynsmyndighetens formella krav.

En av skulle för innebära en annan rolllösning detaljkontrolltyp övrigt mellan och än vad som tillämpas i fördelning myndigheter producenter annan riskverksamhet i såsom civilflyg och sprängämnes- Sverige, industri.

Tillsynsmyndighetens huvuduppgift bör istället vara att ange mål för säkerhetsarbetet hos producentema och att granska deras organisation och arbetsformer för att dessa mål. Denna verksamhet hos kärnuppfylla bör förstärkas avsevärt. Det är nödvändigt att SKI får kraftinspektionen kvalitativt och kvantitativt, för att kunna hävda i tillräcklig expertis, sig förhållande till tillverkare och Utredningen anser det kraftproducenter. önskvärt att för dessa uppgifter får möjlighet att rekrytera inspektionen med erfarenhet av industriellt säkerhetsarbete i ledande personal befattningar.

De ovan arbetsformerna innebär en kombination av kritisk föreslagna och nära samarbete i kontakter med granskning tillsynsmyndigheternas är medveten om möjligheten att ett sådant kraftföretagen. Utredningen skulle kunna leda till ett visst beroende mellan parterna system ytterst och en större försiktighet i att driva kritik till sin spets eller framställa

ovillkorliga krav. Utredningen anser emellertid att denna risk bör kunna motverkas genom hög kompetens hos tillsynsmyndigheterna och en långtgående offentlig insyn i deras verksamhet. Vi föreslår att möjligheterna till detta säkerställs. Tillsynsmyndigheternas styrelser har här en viktigt uppgift. De fördelar i form av fördjupad inblick i företagens säkerhetsarbete som står att vinna med den i rollfördel- Sverige tilllämpade ningen är enligt utredningens mening betydande.

Utredningen konstaterar att den samverkan mellan SKI och nödvändiga SSI i huvudsak bedrivits i underhandsformer. Detta förefaller hittills inte ha inneburit olägenheter. är emellertid starkt Arrangemanget personberoende. Dessutom kräver den senare i texten föreslagna satsningen på utsläppsbegränsande åtgärder en vidgad samverkan. anser Utredningen det därför nödvändigt att samverkansformerna mellan SKI och SSI klargors.

Det direkta ansvaret för kärnkraftverkens säkerhet bör liksom tidigare åvila En ambition i säkerhetsarbetet måste

kraftföretagen. hög känne-

teckna all kärnkraftsverksamhet. anser att denna Utredningen inställning måste demonstreras både utåt och internt i kraftföretagens policy, organisation och arbetsformer. har under sin verksamhet särskilt Utredningen sökt bedöma säkerhetsarbetet vid Statens Vattenfallsverk, den enda innehavaren av tryckvattenreaktorer i Vattenfall har utred- Sverige. enligt

ningens bedömning avsevärda resurser för säkerhetsverksamhet. Dessa

har emellertid varit vilket försvårat en snabb splittrade, uppenbarligen och effektiv av Det är därför utred-

handläggning säkerhetsfrågor. enligt

ningens en att Vattenfall nu samordnar

uppfattning väsentlig förbättring

dessa resurser.

Beträffande tillverkarna vill att till dessas utredningen påpeka tillgången

säkerhetskompetens är väsentlig för det samlade säkerhetsarbetet kort

på och lång sikt. Detta bör beaktas vid eventuella diskussioner om Asea- Atoms framtida roll.

9.3 Konstruktion och utförande

Läge

Frågor om konstruktion och utförande är aktuella vid av uppförande kärnkraftverk, vid mera rutinbetonade tekniska under drift och åtgärder underhåll samt i samband med Grunden för säkerhetshöjande åtgärder. konstruktions- och utförandekrav i USA har varit ett antal tänkta konstruktionsdimensionerande olyckshändelser, s.k. basis events. design Som sådana kan nämnas brott av de största exempel på på någon kylvattenledningarna. Det krävs att konstruktionen skall klara en sådan hän-

delse utan omgivningskonsekvenser. Detta innebär i sin tur i praktiken att av reaktorhärden skall kunna förhindras även i sådana överhettning situationer. För smärre händelser har tanken i huvudsak varit att de åtgärder som vidtages mot de stora olyckshändelserna också skulle ge ett mot de små. Vissa av små rörbrott och liknantillräckligt skydd analyser de har dock också genomförts.

De amerikanska konstruktionskriterierna förefaller i huvudsak ha tillämpats i Sverige. Veritas har dock som förut nämnts i sin rapport framhållit att det inte varit helt klart i vilken utsträckning detta gällt och att denna oklarhet, som sådan, varit otillfredsställande.

Varken på amerikansk eller svensk sida har statistiska felanalysmetoder av Rasmussen-typ använts för säkerhetsgranskningen. Detta gäller, trots att myndigheterna på båda sidor varit medvetna om de statistiska metodemas värde för att systematiskt komma åt de väsentligaste orsakerna till fel och haveririsker. Huvudorsaken till att statistiska metoder inte utnyttär att dessa ställer krav resurser och jas troligen höga på kompetensdjup, kontinuerliga insatser. Statistiska metoder har dock utnyttjats i andra sammanhang. Det främsta exemplet är givetvis Rasmussens egen studie. Därutöver har i samband med arbete analyser ut- Energikommissionens förts på såväl Barsebäck 2 som Forsmark 3, jämför avsnitt 9.1. Ingen av dessa analyser har dock utnyttjats för en systematisk konstruktionsgranskning.

De som hittills i har säkerhetshöjande åtgärder genomförts Sverige en på viss verifierande forskgrundats på ingenjörsmässig bedömning, och en ambition att punktvis uppfylla de förhöjda säkerhetskrav, ning på som efterhand införts för de nyare reaktorerna. Det tidigare nämnda samarbetet (SKISOS) mellan SKI och kraftproducenterna för att mera systematiskt analysera behovet av säkerhetshöjande åtgärder har startat först i av detta år. Arbetet har ännu inte lett till en totalsyn på den början relativa av olika säkerhetsfrågor. Detta innebär att det enligt betydelsen utredningen idag är vanskligt att generellt värdera de äldre konstruktionernas säkerhetsnivå med de mera eller att

jämfört nykonstruerades

en mellan tryckvatten- och kokarreaktorer. Den tidigare göra jämförelse refererade mellan Barsebäck 2 och Forsmark 3 är dock ett jämförelsen exempel på sådan värdering.

Principerna för uppbyggnad av säkerhetssystemen i kärnreaktorer har beskrivits tidigare i kapitel 4. Därav framgår bl.a. att säkerheten baseras på flera barriärer och på flera av varandra oberoende säkerhetssystem. En annan indelning är att se säkerhetsåtgärderna som förebyggande, beeller konsekvenslindrande. Även om mellan dessa kämpande gränserna tre är flytande kan konstateras att hittillsvarande åtgärder kategorier väsentligen inriktats på att vara förebyggande och bekämpande. Till sistnämnda kategorier hör exempelvis reservkylsystemen för att bortföra

värme för det fall att de ordinarie systemen inte skulle fungera. Själva inneslutningen av reaktorn är det främsta exemplet på konsekvenslindrande eller med ett annat 0rd Därutöver har utsläppsbegränsande system. de utsläppsbegränsande åtgärderna förhållandevis litet intresse. ägnats

TMl-händelsen har föranlett vissa konstruktionsåtgärder kortare sikt på såväl i USA som i andra länder, däribland Sverige. Det amerikanska NRC har sammanställt sina krav i 20 på nya och äldre anläggningar drygt

punkter, jämför kapitel 7. Åtgärderna skall i huvudsak genomföras under

1979 och 1980. Kraven avser tekniska och analyser, utbildning, åtgärder regler för driften.

l Sverige ställde SKI omgående efterTMI-olyckan punktvisa krav på åtgärder vid den enda svenska i drift varande tryckvattenreaktom, Ringhals 2. Reaktorsäkerhetsutredningen har därutöver anmodat kraftproducenterna och SKI att yttra sig över den fullständiga amerikanska kravlistan. Svaren visar att ett betydande antal av åtgärderna tämligen enhetligt varit vidtagna vid de svenska reaktorerna redan före TMI-olyckan, jämför kapitel 7. I andra avseenden pågår åtgärder eller kommer åtgärder att vidtas. I några få fall anses åtgärderna inte tillämpliga (gäller kokarreaktorema) eller inte lämpliga. Det sistnämnda syftar på vissa förslag till driftadministrativa regler.

Utredningen Då det gäller konstruktion och utförande finner utredningen det väsentligt att tillsynsmyndigheten, dvs främst SKI, formulerar sina principiella mål för säkerhetsarbetet i tekniskt avseende. Avgränsningen mellan SKI:s och SSI:s ansvarsområden bör ägnas särskild uppmärksamhet. Vikten av denna fråga understryks genom att de konsekvenslindrande åtgärderna fått ökat intresse (jämför avsnitt 9.2 och 9.4).

Då det gäller tekniska specifikationer och krav är det väsentligt att all eventuell oklarhet undanröjs beträffande vilka mål och normer som tilllämpas i Sverige och hur dessa förhåller sig till de amerikanska normerna.

Utredningen är övertygad om att den hittills tillämpade design basis events-granskningen måste kompletteras med andra säkerhetsanalyser. Detta framgår av såväl som Lewis-rapporten och Rasmussen-rapporten styrks i hög grad av händelseförloppet vid TMI. Statistiska felanalysmetoder bör alltså vid säkerhetsgranskningen och vid utnyttjas systematiskt överväganden om säkerhetshöjande åtgärder i efterhand. Dessa metoder måste emellertid användas med försiktighet. Bl.a. visar erfarenheten att analyser genomförda för en anläggning inte utan vidare kan tillämpas på en annan anläggning, ens av samma principkonstruktion. Exempelvis finns betydande skillnader mellan tryckvattenreaktorer av Westinghouse

och Babcock 8: Wilcox fabrikat. Analyser bör därför efter hand utföras på de enskilda anläggningarna.

har funnit att den svenska kraftindustrin har visat förut- Utredningen seende och initiativ då det gäller att vidta säkerhetshöjande åtgärder på de idrifttagna kärnkraftverken. Den samverkan mellan kraftföretagen och SKI som etablerats på SKI:s initiativ i dessa frågor är också utomordentligt värdefull och skiljer sig fördelaktigt från arbetsformema i USA. SKISOS-verksamheten bör därför ges ytterligare stöd. Utredningen anser det väsentligt att man därvid efter hand eftersträvar en ökad systeav En härför är vidgade resurser för matisering åtgärderna. förutsättning systematisk av fel och incidenter och för statistisk felanalys. uppföljning Detta tas upp i avsnitt 9.9.

Utredningen har granskat avvägningen mellan säkerhetsåtgärder av förebyggande, bekämpande och konsekvenslindrande typ. Det finns fortfarande skäl för en kraftfull på de förebyggande och goda satsning bekämpande åtgärderna. Bl.a. bör en systematisk tillämpning av statistisk felanalys och en uppföljning av drifterfarenheter efter hand ge underlag för ytterligare säkerhetsförbättringar av detta slag. Utredningen anser emellertid att de konsekvenslindrande åtgärderna ägnats alltför liten Prelimära amerikanska med statistisk metodik uppmärksamhet. analyser visar att betydande minskningar av riskerna för stora omgivningskonsekvenser skulle kunna åstadkommas med sådana åtgärder. Därtill kommer att de konsekvenslindrande systemen kan ge ett betydande skydd mot även vid sådana som inte i sin omgivningsverkningar haveriförlopp helhet har kunnat förutses i de statistiska systematiska felanalyserna. Utredningen utvecklar sin syn på konsekvenslindrande system i nästa avsnitt och förordar där en kraftfull med syfte att införa ytterlisatsning gare sådana system på de svenska kärnkraftverken.

Utredningen har granskat NRC:s åtgärdslista till följd avTMI i ett svenskt perspektiv. Utredningen anser att NRC:s tekniska krav i allmänhet bör tillämpas även på svenska reaktorer. Utredningen konstaterar emellertid att betydande delar av kraven redan är uppfyllda. I övriga fall bör SKI och SSI klargöra sina uppfattningar huruvida kraven skall genomföras även i Sverige och vilka utredningar m.m. som krävs för att underbygga definitiva beslut.

Utredningen konstaterar nödvändigheten av att tekniska säkerhetsåtgärder genomförs under iakttagande av en hög kvalitetsambition. Utredningen anser det vara väsentligt att SKI anger målen i stort för företagens kvalitetssäkringsarbete och granskar deras organisation och resurser för ändamålet.

har som nämnts låtit granska Vattenfall och dess Utredningen tidigare särskilt. Vattenfall har nu initiativ till en kvalitetssäkringsfunktion tagit av sitt säkerhetsarbete beträffande kärnkraftsver-

betydande skärpning

ken. har inte av utredningen. Ovriga kraftföretag granskats

9.4 Utslåppsbegränsande åtgärder

Läge Utsläppsbegränsande (konsekvenslindrande) åtgärder har hittills fått i debatten om kämkraftens säkerhet. De kan ses ringa uppmärksamhet som en barriär mot sådana anlyserade händelseförlopp som annars skulle kunna få stora omgivningskonsekvenser. De kan också ses som en gardering, låt vara inte till 100 procent, mot eventuella förlopp som för närvarande är delvis eller helt okända. har därför funnit Utredningen skäl ta upp utsläppsbegränsande åtgärder till särskild diskussion. En utförligare redovisning av tänkbara utsläppsbegränsande åtgärder återfinns i en promemoria av utredningsledamoten Westermark (Westermark 1979). Det har framhållits att mellan förebyggande, bekämpantidigare gränsen de och utsläppsbegränsande säkerhetssystem är flytande. En rimlig innebörd av det sistnämnda är dock att det avser system som skall begränsa i fall då omfattande skador på en reakomgivningskonsekvenserna torhärd, trots ett omfattande arrangemang av förebyggande och bekämpande åtgärder, inte har kunnat undvikas. Det väsentligaste exemplet på sådana system i nuvarande reaktorer är inneslutningen, jämför kapitel 4. Dess huvuduppgift är att hålla kvar radioaktiva ämnen som kan ha släppts ut genom läckage i reaktoms inre. Inneslutningen är konstruerad för att tåla avsevärda övertryck i samband med ångutsläpp från reaktorn. innehåller också vattenstrilar, som kan för att kyla ned Systemet utnyttjas het ånga och därmed begränsa trycknivån. TMI är ett exempel på hur inneslutningen fungerat i huvudsak såsom avsetts. Trots en mycket omfattande aktivitetsfrigörelse från härden har där enbart små utsläpp skett till omgivningen, och huvuddelen har stannat i inneslutningen.

Det har påvisats att nuvarande inneslutningskonstruktioner har vissa svagheter eller Eftersom inneslutningen är en sluten bebegränsningar. hållare kan den bara tåla ett visst övertryck innan skador uppstår och okontrollerat läckage till omgivningen riskeras. En sådan situation är enligt haverianalyser tänkbar i vissa lägen med omfattande skador (aktivitetsfrigörelse) i reaktorhärden. Den är också möjlig vid oskadad härd men bortfall av yttre kylning av reaktorn. Även i ett sådant fall kan ett alltför högt övertryck byggas upp i inneslutningen så att denna slutligen brister. I ogynnsammaste fall kan detta i sin tur leda till skador på elsystem och samt Den därvid rörledningar otillräcklig härdkylning. frigjorda aktiviteten kan sedan läcka ut genom den skadade inneslutningen. Skador alltför i skulle alltså ytterst kungenom högt tryck inneslutningen na leda till aktivitetsfrigörelse till vare sig otillräcklig härdomgivningen, kylning och härdskador är den ursprungliga orsaken till övertrycket eller blir en konsekvens av Mot denna bakgrund har inneslutningsskadoma.

alternativa av inneslutningen från tid till annan diskuteutforrnningar rats, i USA senast i ett till 1978 (NUREG-0438) och förslag forskningsplan i en kortfattad översiktlig studie av möjliga lösningar (SANDIA 1978). I har SKI 1979 annorlunda utformning av Sverige angivit forskning kring som en och nyligen har Studsvik och inneslutningen angelägen uppgift, Asea-Atom erhållit från SKI för en förstudie kring dessa frågor. anslag

har initiativ till två särskilda utred- Reaktorsäkerhetsutredningen tagit beträffande modifierade m.m. (Johansson 1979 och ningar inneslutningar 1979). Johansson föreslår i första hand ett forskningsprogram Svedberg för att om tänkbara systemlösningar samt skapa ytterligare kunskaper dessas effektivitet, och kostnad. Redan nu bedömer han genomförbarhet och (eventuellt) av ett system för tryckavblåsning, filtrering uppfångning

avblåsta och i någon grad genomförbart på befintliga

gaser som lovande svenska reaktorer.

kan i ett första installeras på in- Enligt Johansson steg säkerhetsventiler 9.4.1. Denna åtgärd kan vidtas inom en treårsperiod. neslutningen, figur __ .T

skorsten

Reaktorbyggnad

Innesiutning

Filterkammare

Figur9.4.1 Figur9.4.2 Förslag till säkerhetsventil på inneslutning. Förslag till sakerhetsventil och filtcrkammare. Säkerhetsventilen Utsläppet kan ledas genom en filterkammare innan förhindrar uppbyggnad av alltför Eventuella utsläpp sker det når skorstenen. Filterkammaren avskiljer huvudhöga tryck i inneslutningen. på ca 100 m höjd genom skorstenen. (Johansson 1979) delen av de radioaktiva ämnena. (Johansson 1979)

I ett andra steg kan utsläppsgaserna från ventilerna ledas till filterkammare av stor volym, utförda som stenbäddar eller vattenbassänger, figur 9.4.2. I ett slutsteg kan möjligen kvarvarande svårfiltrerade ämnen uppfångas i specialfilter eller i en stor behållare. Andra och tredje steget kräver längre genomförandetid. Vid nykonstruktion av kärnkraftverk är handlingsfriheten självfallet större. En långtgående lösning är här bergförläggning.

Svedberg har särskilt studerat filtreringsfrågorna. Han påpekar att stora vattenbassänger bör ha en mycket god förmåga till filtrering av samtliga ämnen utom ädelgasema. Dessa kan, om så önskas, i särskilda avskiljas efterföljande filter. Svedberg framhåller att de framlagda förslagen (jämför figur 9.4.3) bygger på till största delen känd teknik.

Aktivt kol

Torkbädd

byggnad V filter _ _ StenfIte S - .. D ›

Vattep- niâ? 885W med . aiåfiñare

bassang Na2S2O3-I0smng

Figur 9.4.3 Exempel på konzplett reningssi/sterrz. Lltsläpjøet leds genom stenfilter och valtenbassäizgtrr. Kemiska tillsatser i den sista bassängen möjliggör god avskiljniizg azijad. Si/stemei avslutas med kolfilter för zippjângøiing av ädelgaser. (Svedberg 1979)

lnneslutningens motståndsförmåga är också beroende av risken för explosioner till följd av vätgasfrigörelse. kan vid härdskador Vätgas frigöras i stor i reaktorhärden. Detta skedde vid TMI. Blandas mängd vätgas med syre i reaktorinneslutningen kan en explosiv blandning uppstå. En explosiv brand (utan allvarliga följder) inträffade vid TMI. Kraftigare explosioner skulle eventuellt kunna skada inneslutningen.l sammanhanget bör dock nämnas den riskstudiens att inte ens tyska bedömning en massiv väteexplosion kan skada av den typ som där inneslutningar studerats.

har beaktats redan tidigare vid säkerhetsgranskningen

Vätgasproblemet

av svenska reaktorer. Kokarreaktorernas inneslutningar är som följd härav under drift med i stället för luft. Explosioner är därfyllda kvävgas otänkbara. inneslutningar är luftfyllda. igenom Tryckvattenreaktoremas Skälet år stora volym i jämförelse med den inneslutningamas mycket enligt amerimängd vätgas som skall vara konstruktionsbestämmande kanska, i Sverige tillämpade normer. Mängden vätgas kan med denna inte nå nivå. Det kan konstateras att den friberäkningsgrund explosiv vid TMI värdet enligt den gjorda vätgasmängden väsentligt översteg normen. Detta aktualiserar frågor om tryckvattenreaktorernas tillämpade inneslutningar.

Utredningen

finner det sannolikt att några av de föreslagna alternativen Utredningen till är på befintliga svenska

utsläppsbegränsande åtgärder genomförbara

kärnkraftverk och att de skulle avsevärt minska riskerna för ytterligare Detta framför allt idéerna om

allvarliga omgivningskonsekvenser. gäller

av alltför från inneslutningen,

filtrerad tryckavlastning höga övertryck

nämnda De negativa effekexempelvis enligt tidigare trestegsförfarande. terna andra delar av det totala är troligen små. på säkerhetssystemet Kostnaderna kan bedömas vara av samma storleksordning som tidigare förekommit för större i dv s 20-100 Mkr åtgärder säkerhetshöjande syfte, reaktorläge, jämför tabell 9.1.1. per

Det är att bedöma en med till såväl

naturligt säkerhetsåtgärd hänsyn

kostnader som förväntad av det slag som skyddseffekt. Bedömningar redovisas i 6 talar för att med allvarliga konkapitel inga reaktorolyckor sekvenser för kan väntas under ett svenskt kärnenergiomgivningen omfattande 100-300 reaktorår. Vid beslutsfattande brukar man program ofta basera det statistiska väntevärdet (se kapitel 6), bedömningar på som är av sannolikhet och av olyckans konsekvens. produkten omfattning På av enbart en sådan skulle de tidigare nämnda

grundval bedömning

av de konsekvenslindrande systemen inte vara kompletteringarna rimliga.

För händelser med sannolikhet men mycket stora konsekvenmycket låg ser är det emellertid vilseledande att använda väntevärdet på skada (dvs av sannolikhet och konsekvens) som enda underlag för beprodukten Det anses att i sådana fall ta särskild hänsyn till kondömningen. rimligt sekvensens storlek.

De tänkbara, osannolika olyckorna i kärnkraftsamallvarligaste mycket skulle kunna få stora konsekvenser i form av cancerfall manhang mycket och radioaktiv av stora landområden. Särskilt för de två kärnförorening kraftstationema västkusten och i första hand för Barsebäcksverket på skulle en radioaktiv vara det dominerande inmångårig markbeläggning slaget i konsekvensbilden.

En ytterligare synpunkt är osäkerheten i de siffervärden som åsätts sannolikheten när denna bedöms vara mycket låg. Det ligger i sakens natur att man vid felanalys och har svårt att föreställa sannolikhetsberäkning sig det exakta förloppet av mycket stora eftersom de förutsätter olyckor, att säkerhetssystemen inte fungerar såsom avsetts. Denna osäkerhet måste också in. vägas

Utredningen anser att osäkerheten i sannolikhetssiffrorna samt den tänkbara omfattningen av stora är helt skäl för en mycket olyckor tillräckliga ytterligare, kraftfull på utsläppsbegränsande och en satsning åtgärder översyn av existerande åtgärders effektivitet.

Utredningen finner att underlaget inte nu ett definitivt ställmedger ningstagande till vilka detaljerade åtgärder som bör vidtas. För detta krävs ytterligare studier. Utredningen anser det emellertid angeläget att ett principbeslut tas nu med innebörd att ytterligare utsläppsbegränsande åtgärder skall vidtas. Syftet skall vara dels att förebygga att inneslutningen skadas av alltför höga övertryck och dels att minska väsentligt risken för att aktivitetsutsläpp, speciellt av ämnen som kan leda till en kraftig radioaktiv markbeläggning, når omgivningen som en yttersta konsekvens av omfattande reaktorskador. Bland tänkbara system bör man i första hand utnyttja sådana som kan fungera helt utan yttre åtgärder, s.k. passiva system.

De aktuella åtgärderna kan alla reakgenomföras generellt på befintliga torer eller selektivt. Utredningen anser att en eventuell bör prioritering utgå från de maximala tänkbara konsekvenserna av ett haveri. Dessa är för samhället klart störst för Barsebäck, medan även omfattande mycket utsläpp skulle få jämförelsevis begränsade konsekvenser i Forsmarkfallet.

Utredningen bedömer att man kan ta ställning till den detaljerade utformningen av utsläppsbegränsande system inom de närmaste två åren på bas av kompletterande studier. Det bör ankomma SKI och SSI att på initiera sådana studier samt formulera målsättningar för de utsläppsbegränsande systemen och granska de svenska reaktorinnehavarnas förslag till tekniska lösningar.

Utredningen anser vidare att ytterligare forskning inom området skall be-

drivas med hög prioritet. Detta behandlas mer utförligt i kapitel 10. Det är

tillfredsställande att ett svenskt arbete påbörjats i Asea-Atoms och Studsviks förutsätter att internationell därutöver regi. Utredningen kompetens kommer att utnyttjas i full utsträckning.

Bland ytterligare idéer till som utsläppsbegränsande åtgärder utredningen diskuterat kan nämnas kombinationen av filtrerad tryckavlastning med någon form av En sådan kombination skulle härdsmältefângare. eventuellt kunna leda då det att eliminera riskerna för mycket långt gäller allvarliga konsekvenser. Som framgår av kapitel 10 återstår dock ytterligare forskning och studier innan genomförbarheten kan bedömas.

Beträffande riskerna i tryckvattenreaktoremas inneför vätgasexplosioner konstaterar att TMI-händelsen visat de nuvaranslutningar utredningen de konstruktionsnonnemas otillräcklighet. En förnyad säkerhetsgranskning är nödvändig, utgående från att en stor del av den teoretiskt möjliga kan från härden och nå inneslutningen. vätgasmängden frigöras Reaktorinnehavaren bör anmodas visa att farliga explosioner inte helleri sådana fall kan inträffa med nuvarande konstruktion och driftprinciper. Är detta inte måste vidtas. En möjlighet möjligt kompletterande åtgärder är att såsom nu sker för kokarreaktorerna. kvävgasfylla inneslutningen anser att en förnyad säkerhetsanalys i detta avseende skall Utredningen igångsättas omgående.

9.5 Människa - maskin

frågor

Läge Den mänskliga faktorn spelar en avgörande roll för reaktorsäkerheten eftersom risk för mänskligt felhandlande föreligger i alla faser av ett reaktorsystems tillkomst, kontroll och drift. Utredningen avTMI-olyckan visar hur en rad olika felhandlingar bidragit till händelseförloppet. Under själva förloppet begicks en rad avgörande fel av såväl operatörer som tillkallad expertis. Erfarenheter från tidigare incidenter med likartat inled-

ningsskede hade genom försummelser av både tillverkare och NRC inte

resulterat i ändrade instruktioner för driftpersonalen. Andra exempel på fel är att man vid utformning av kontrollrum och arbetsrutiner inte tagit till krav. Detta hade i sin tur lett till brister

tillräcklig hänsyn ergonomiska

i inforrnationspresentation etc som allvarligt minskade instrumentering, operatörernas möjligheter att vidtaga riktiga åtgärder.

Amerikanska studier visar klart att dessa brister inte var unika förTMl-2 utan att en är generellt påkallad. Det är också tydligt att man förbättring nu avser att väsentligt förstärka resurserna för ergonomisk forskning och

utvecklingsarbete.

Läget i Sverige är troligen bättre än i USA. Någon fullständig genomgång av svenska kontrollrum finns redovisad. Dock kan konstateras att de ej olika kontrollrummen i Sverige uppvisar skillnader i vad gäller tillämpav En jämförelse mellan TMl-2 och Ringhals ning ergonomiska principer. 2 visar att den bättre instrumenteringen på Ringhals som den förelåg före TMI-händelsen skulle ha givit ett säkrare underlag för en korrekt diagnos av tillstånd. Behoven av förbättrade kunskaper och ökad anläggningens av är dock även i vårt land.

tillämpning ergonomiska principer tydliga

Ergonomi kan kortfattat beskrivas som läran om hur miljön skaH utformas för att passa människans förutsättningar och behov. Ergonomin bru-

kar indelas i och informationsergonomi. Det sistnämnda kraftergonomi området är i här avses studier av viktigast kontrollrumssammanhang; människors i människa-maskin-system. Mänskinformationsbehandling kan i sin tur studeras utifrån två synpunkter: lig informationsbehandling dels som dels som tänkande, problemlösning, beslutsfatvarseblivning, tande och minne funktioner). Varseblivningsprocessen är av (kognitiva stor i t.ex. inom trafiken, men i betydelse många praktiska sammanhang, stora tekniska som kärnkraftverk är de kognitiva komplicerade system funktionerna säkert av störst De problem som operatören betydelse. ställs inför kräver inte i allmänhet sekundsnabba, korrekta bedömningar av information erhållen via utan förhållandevis tid sinnesorganen, lång är för beslutsfattande. Problemet är att bedöma vad som är tillgänglig i ett stort informationsflöde och att finna lämpliga procedurer väsentligt för handlandet. faktorer är även avgörande för design av pro- Kognitiva cedurer och rutiner, för riskanalys och underhållsarbete.

Utredningen

har bedömt människa-maskin frågorna som synnerligen Utredningen Vid sidan om kravet på en lämplig utbildning måste en rad förutviktiga. vara för att vid kärnkraftverken skall sättningar uppfyllda personalen kunna vidtaga från säkerhetssynpunkt riktiga åtgärder. Exempel på sådana förutsättningar är: - att instrumenten är tillförlitliga, väl avläsningsbara och funktionellt

placerade, - att informationsmängden och informationsstrukturen exempelvis vid alarm till vad den mänskliga hjärnan förmår att bearbeta, anpassas - att instruktioner är uppdaterade och förståeliga,

- att strikta arbetsrutiner och checkningsprocedurer med syfte att före-

bygga glömska föreligger, - att erforderlig tid för beslutsfattande ges,

- att företagens attityd till säkerhetsfrågorna innebär en premiering av säkerhetsrelaterade åtgärder framför produktionsbefrämjande.

Denna typ av förutsättningar styr personalens möjligheter att diagnostisera anläggningens tillstånd och fatta viktiga beslut. Målen med utformav människa-maskin-systemet måste vara att underlätta operatöningen rernas beslutsfattande framför allt under stressförhållanden.

För att främja de ovan nämnda målen krävs en förstärkning av SKIresurserna för och av om människa och bearbetning utveckling frågorna maskin. Vidare måste såväl tillverkare som kraftföretag i avsevärd utsträckning skärpa sin uppmärksamhet på dessa frågor. Genom att uppde här bör det vara att successivt fylla angivna förutsättningarna möjligt minska sannolikheten för en lång rad mänskliga felhandlingar.

Alla typer av mänskligt felhandlande går dock inte att förebygga. Exempelvis vet man från en rad studier att vid ökad information sker en prestationsförbättring bara upp till en viss nivå. Ytterligare tillskott av information ger inga ytterligare förbättringar. I själva verket kan man förvänta sig en när informationsflödet blir alltför stort. Samtidigt finns en försämring tendens att överskatta den egna förmågan att behandla stora inforrnationsmängder. Detta sätter en gräns för vilka krav som kan ställas på driftpersonalen.

9.6 Personal- och utbildning rekrytering

Läge Personalens och förmåga att agera i krissituationer är en avkompetens görande faktor för kärnkraftens säkerhet. Kämkraftdriften i olika länder visar exempel på såväl situationer, där personalen kunnat hejda utvecklingen mot en allvarlig händelse, som sådana fall där man inte förmått göra detta. I de fall där man varit mindre framgångsrik förklaras detta till en del av brister i eller instruktioner. Erfarenheterna visar utbildning också att inte enbart den personal som är direkt sysselsatt med driften är av i säkerhetshänseende. har exempelbetydelse Underhållspersonalen vis en när det att bibehålla verken en teknisk

viktig roll gäller på hög

kvalitetsnivå. Aven andra personalkategorier har självfallet stor betydelse för säkerhetsarbetet. Hit kan räknas säkerhetsspecialisterna vid kärnkraftföretagen, utbildningspersonalen vid utbildningsanstalter och personalen hos tillsynsmyndigheterna.

vid kärnkraftverken i rekryterades tidigare i första Driftpersonalen Sverige hand från motsvarande befattningar vid oljeeldade kraftverk. Även maskinbefäl på fartyg rekryterades. Efterhand har man övergått till att mer och mer anställa direkt från utbildning vid tekniska läroanstalingenjörer ter. Internutbildning vid företagen har därvid krävts i ökande utsträckning inte minst för tillämpade ämnen, såsom ångteknik. Alla kraftföretag har en egen utbildningsorganisation, som planerar och följer upp utbildför anställd i driftverksamheten. Den samlade ningsprogrammet varje sker numera dels internt vid kraftföretagen, dels vid AB utbildningen Kärnkraftutbildning i Studsvik. Den interna delen ägnas åt grundläggande ämnen samt åt kännedom om det egna verkets system och funktioner. Därutöver ingår en omfattande praktik som medhjälpare i kontrollrumsarbetet. Vid reaktorskolan kompletteras de teoretiska grunderna. Därutöver sker i kontrollrumssimulatorer. Man disponerar en siträning mulator för kokarreaktorer och en för tryckvattenreaktorer. Utbildningen omfattar en period för grundutbildning samt regelbunden återträning. Huvuddelen av avser normaldriftförhållanden inklusimulatorträningen sive och avställning, men viss uppmärksamhet ägnas också uppstartning

driftstörningar av olika slag. Sistnämnda moment är aktuellt främst under den återkommande utbildningen. Extrema händelseförlopp exempelvis innebärande förstörelse av härden har tidigare inte tränats, men har efterTMI initiativ till mera långtgående utbildkraftföretagen tagit ningsprogram. har inte haft tillfälle att skapa sig någon fullständig bild av Utredningen utbildningen för underhållspersonal. intrycket är att någon helt systematisk utbildningsverksamhet för denna kategori inte förekommer.

Säkerhetsspecialisterna hos kraftproducentema, tillsynsmyndighetemas och lärarna för av drift- och underhållspersonal är personal, utbildning antalsmässigt begränsade men för säkerhetsarbetet centrala yrkesgrupper. Någon formaliserad vidareutbildning av dessa grupper syns inte förekomma. De aktuella personerna har dock omfattande inbördes kontakter och dessutom möjligheter till uppföljning av verksamhet utomlands. Därigenom uppnås i praktiken en betydande utbildningseffekt.

I USA sker en licensiering av driftpersonalen med formaliserad utbildmotsvarande förekommer inte i Sverige. Kärnkraftningskontroll. Något inspektionen har i möjligheter att följa den svenska utbildningen. princip Någon särskild organisationsenhet med detta som huvuduppgift finns dock inte vid inspektionen.

Då det gäller rekrytering har kraftindustrin särskilt pekat på svårigheterna En viktig orsak är uppenbarligen arbetstidsförpå driftpersonalsidan. hållandena med En anställd tycks dock, ständig skiftgång. gång personal för Sydkrafts och OKG:s del, vara benägen att stanna länge på sin arbetsplats. Vattenfall har däremot uppgett sig ha betydande personalomsättning vid Ringhals. Detta har förklarats med svårigheter att smidigt erbjuda konkurrenskraftiga löner.

Utredningen Utredningen har i det föregående hävdat att säkerhetsbegreppet måste Detta innebär i personalhänseende bl.a. att flera ges en bred innebörd. personalkategorier än den i sammanhanget självklara driftpersonalen år av betydelse för det samlade säkerhetsresultatet.

Analysen av händelseförloppet vid TMI avslöjar betydande brister i olika personalgruppers utbildning och träning. Något underlag för en generell värdering av den svenska utbildningens kvalitet i jämförelse med den amerikanska föreligger ej idag. Dock kan konstateras att vissa brister i den amerikanska utbildningen av driftpersonal återfinns även här, exempelvis att man ej i simulator fått träna att analysera och åtgärda koksig i Däremot förefaller ambitionerna ningstillstånd tryckvattenreaktorer. hos de svenska utbildningsansvariga ha varit då det gäller att hos högre, driftpersonalen skapa insikt och förståelse av processerna istället för att enbart förlita sig på givna instruktioner.

För anser att en fördjupad utbildning rörande driftpersonalen utredningen de och tekniska i reaktorer måste

grundläggande fysikaliska processerna

åstadkommas. av analys av och träning för icke normala Omfattningen situationer bör utökas. Härvid skall inräknas driftstörningar, kylmedelsförluster och sena haverisekvenser, även inkluderande förlopp med omfattande reaktorskador. Det bör på pekas att sistnämnda träningsmoment ställer ökade krav och lärarresurser. Berörda på simulatorkapacitet parter som varit i kontakt med, dvs kraftproducenterna, utredningen representanter för och förefaller dela driftpersonalen kärnkraftinspektionen, uppfattning beträffande behovet av kompletterande utredningens Ett första vidareutbildning har redan igångsatts eller utbildning. steg av planeras vid kraftföretagen.

i vidaste bemärkelse är en omfattande och heterogen underhållspersonalen personalgrupp. Det förefaller därför knappast meningsfullt att ställa generella krav i säkerhetshänseende. Utredningen anser på utbildning dock att måste utforma och genomföra en selektiv kraftproducentema i för sådan underhållspersonal som kommer i utbildning säkerhetsfrågor kontakt med verksamhet av direkt säkerhetsbetydelse.

Säkerhetsspecialisterna hos kraftföretagen och SKI samt lårarpersonal utgör alltså en liten Det förefaller inte heller för framtiden möjligt att grupp. driva mer omfattande, formaliserad internutbildning för dessa kanågon De inbördes kontakterna bör även Vi tegorier. fortsättningsvis främjas. har som litet land för sådana informella arrangegoda förutsättningar SKI och har redan samarbetsinitiativ, mang. kraftföretagen tidigare tagit För den verksamheten är som utgör en god utgångspunkt. långsiktiga och vid de tekniska och i Studsvik utbildningen forskningen högskolorna av stor Den professuren i reaktorsäkerhet vid Tekbetydelse. nyinrättade niska Högskolan i Stockholm samt de av utredningen föreslagna professurerna i teknisk (se 10) bör här få en viktig roll. psykologi kapitel

för säkerhetsarbetet är att olika inblandade personalkate-

Betydelsefullt

har en säkerheten, vilket kräver förståelse för vargorier helhetssyn på andras och funktioner. En sådan förståelse kan erhållas arbetsuppgifter att viss utbildning för exempelvis driftpersonal, genom göra gemensam och olika specialister eller via någon typ av auskultaunderhållspersonal tionsverksamhet, där som arbetar med tekniska exempelvis specialister får tillfälle att sätta in i förhållansäkerhetsproblem sig driftpersonalens den.

Man bör dock vara medveten om att inte kan undanröja allt utbildning felhandlande. Problem vid t.ex. behandling av stora inforrnamänskligt kvarstår, liksom sådana nedsättningar i mänsklig kapacitet tionsmängder som under stress. Alla människor även uppkommer begår felhandlingar, de välutbildade.

Utredningen vill understryka sin uppfattning att SKI i första hand bör ge för och kontrollera dess innehåll i stort. Något riktlinjer utbildningen

starkt behov av en formaliserad licensiering av har hittills inte NRC-typ framkommit. Denna fråga torde komma att belysas ytterligare av det utvecklingsarbete inom utbildningsområdet som f.n. bedrivs på SKI:s uppanser att en av drag. Utredningen komplettering tillsynsmyndighetens resurser för uppföljning av verksamheten måste på utbildningsområdet ske.

Utredningen anser att en stabil personalsituation är en god grund för ett effektivt säkerhetsarbete. Den höga omsättningen bland driftpersonalen i Ringhals är från denna utgångspunkt att beklaga. Lönefrågor syns vara en viktig orsak till omsättningen. Utredningen anser det självklart att en stelbent hantering av lönefrågor inte får ett hinder för en förbättutgöra ring av säkerheten.

9.7 N ormaldrift

Läge Reglerna för drift av kärnkraftverk är fastställda i de säkerhetstekniska föreskrifterna (STF). STF upprättas av kraftverksinnehavaren, granskas av dennes säkerhetskommitté och fastställs av SKI. STF slutligen upprättas i viss samverkan mellan kraftföretagen. Detta har lett till en i stort enhetlig uppställning. STF anger högsta tillåtna värden för drift av reaktorn, exempelvis för och STF anger också villkor och

reaktorvattentemperatur tryck. begräns-

ningar för drift i förhållande till funktionen hos olika system och komponenter. Vidare specificeras typ och frekvens av och inspektion. provning Slutligen redovisas administrativa föreskrifter.

Överskrids de tillåtna värdena skall reaktorn ställas av. Den får högsta därefter inte startas på nytt innan en särskild säkerhetsgranskning ägt rum. Är tillgängligheten för vissa säkerhetssytem reducerad i förhållande till norrnalvärdena skall reaktorns effektnivå minskas eller reaktorn helt ställas av.

Reaktoms system av betydelse för säkerheten underkastas återkommande provning. Prövningen utförs med intervall från något dygn till flera år beroende på det aktuella systemets egenskaper. Provning utförs också efter reparationer.

Den sammanlagda underhålls- och vid ett kärnprovningsverksamheten kraftverk är mycket omfattande. Den ställer stora krav på säkerhetsmedvetande och teknisk kompetens hos den berörda personalen samt på de administrativa rutinerna för uppföljning av verksamheten. Veritas har i sin granskning av verksamheten vid kritiserat Ringhals kvalitetssäkringsarbetet för brister bl.a. i administrativt avseende. Man anser bl.a. att det

är att definierar sina krav bättre. Hos väsentligt kämkraftinspektionen Vattenfall Veritas oklarheter i ansvarsfördelning och föreligger enligt brister i resurser för kvalitetssäkringsarbetet.

Bemanningen i kärnkraftverken (minimikrav på driftpersonal) specificeras också i STF. skall vid normal drift av reaktorn Oskars- Exempelvis hamn 2 bestå av fem man: en skiftingenjör, en kontrollrumsskiftstyrkan en kontrollrumstekniker och två stationstekniker. Kärnkraftingenjör, har för närvarande inte preciserat kompetenskraven på inspektionen dessa personalkategorier. (Jämför även avsnitt 9.6.)

Utredningen

bedömer formerna för och granskning av de Utredningen upprättande säkerhetstekniska föreskrifterna som ändamålsenliga. Genom att ansvaret för att STF markeras dessas ansvar för initiaupprätta ligger på företagen tiv i säkerhetshänseende. Genom i den centrala säkerhetsgranskningen hos SKI markeras STF:s och det

kommittén och ytterst godkännandet

löpande säkerhetsarbetets betydelse.

STF vid kraftverken av en stor mängd störningsinstruktio-

kompletteras för handlandet i förutsedda felsituationer. Utner som ger anvisningar vill behovet av även för situationer som inte redningen peka på regler täcks av störningsinstruktioner eller inte kan diagnostiseras omgående. l STF bör därför intas en om att verket skall till generalklausul bringas säkert avställt tillstånd i sådana fall.

Beträffande underhåll och delar utredningen Veritas principrovning menar alltså att en ambition för kvapiella uppfattning. Utredningen hög måste finnas i all kärnkraftverksamhet. Detta ställer litetssäkringsarbetet krav SKI (och SSI) att formulera principiella krav och kontrollera upppå av för dessas Det ställer också höga byggnaden organisation uppfyllelse. krav innehavarna då det klarhet i på gäller målformulering, organisation, och avdelade resurser. ansvarsfördelning

Beträffande med Skiftgående personal noterar utredningen bemanningen att för olika inte av SKI. Underutbildningskraven kategorier preciserats handskontakter mellan innehavarna och i bemantillsynsmyndigheten och förekommer dock. Utredningen anser det nings- utbildningsfrågor att SKI på skiftpersonalen och nödvändigt preciserar kompetenskraven noterar att ett arbete med detta syfte pågår.

anser också att en av för vissa Utredningen precisering kompetenskraven andra bör Främst gäller detta befattningar beattningshavare övervägas. som driftchef och driftingenjör. Utredningen anser att man i sammanutsedd föreståndare hanget bör överväga ett system med en särskilt på samma eller liknande sätt som nu förekommer för arbeten med sprängämnen. Föreståndare om och brandfarliga varor enligt lagen explosiva av l-Ian har huvudansva- (SFS 1949:341) godkänns tillsynsmyndigheten.

ret för att den löpande verksamheten bedrivs med beaktande av säkerhetsaspekterna. Ett liknande arrangemang finns t.ex. inom civilflygverksamhet där flygchef och teknisk chef av godkänns Luftfartsinspektionen (Lilja 1979). Ett system med föreståndare för drift av kärnkraftverk skulle enligt utredningens uppfattning bidra till att ytterligare markera det löpande säkerhetsarbetets betydelse. Därutöver kan det medverka till att skapa ytterligare förbättrade förutsättningar för ett samlat säkerhetsarbete. Detta är av central betydelse i haverisituationer (se avsnitt 9.8) men är också av vikt under normal drift. från att före- Utredningen utgår ståndare skall utses ur kretsen av teknisk chefpersonal vid kärnsjälva kraftverken.

Beträffande avlösningen mellan skift anser utredningen att en forrnaliserad och dokumenterad säkring av är överlämningsprocedurerna lämplig. En kan vara de rutiner som av före riktpunkt tillämpas flygbesättningar start. Såväl som förefaller till kraftföretagen tillsynsmyndigheten positiva en förändring i denna riktning.

Haveriberedskap

Läge

För haverier och haveritillbud finns särskilda beredskapsorganisationer vid kärnkraftverken. Beredskapsorganisationen har till uppgift att svara för all verksamhet inom kraftverkets område då en inträffar. En olycka huvuduppgift är att vidta drifttekniska åtgärder för att förebygga haverier eller begränsa dessas konsekvenser. En annan uppgift är att vidta skydds- och räddningsåtgärder inom anläggningen och dess närområde. Föreligger risk för farliga utsläpp utanför kärnkraftverket skall beredskapsorganisationen larma och Sistnämnda tas polis länsstyrelse. frågor upp i SSI:s beredskapsutredning och berörs därför bara kortfattat nedan.

Beredskapsorganisationen leds av en områdesledare med vidsträckta befogenheter. Han ansvarar ytterst för samordning och av alla ledning åtgärder såväl inom anläggningen som utåt mot myndigheter m.m. Driftchefen (eller dennes ersättare) är ordinarie områdesledare. Intill dess driftchefen inställt sig är vakthavande områdesledare. ingenjören (VHI) VHI kan i allmänhet instäHa vid verket inom 30-60 minuter. Vid sig Barsebäcksverket är inställelsetiden kortare. Under områdesväsentligt ledaren finns bl.a. en anläggningsgrupp, vari ingår skiftpersonalen, och en strålskyddsgrupp.

Beredskapsorganisationen övas ungefär en gång per år. Vid de större tränas bl.a. samverkan övningarna med yttre myndigheter, exempelvis länsstyrelsen. De mindre övningarna är mer inriktade på verkens interna

har främst avsett s.k. konstruktionsbestämman-

beredskap. Övningarna

de haverier. Detta innebär att haveriförlopp aVTMI-typ så vitt utdragna utrönas inte förekommit. sker de berörda

kunnat Övningarna på länssty-

relsemas och initiativ. Kåmkraftinspektionen ställer kärnkraftföretagens direkta krav viss eller då inga på övningsomfattning övningsuppläggning det reaktordrift vid haverier och tillbud. gäller

TMI-erfarenheterna har ännu inte utvärderats i haveribesystematiskt dock på ett flertal

redskapshänseende. Översiktliga beskrivningar pekar

brister. Bl.a. kan förhållanden ha försvårorganisatoriska organisatoriska at den överblick av situationen som är nödvändig i svåra haverisituationer. Tillkallade kom till alltför sent för att kunna påverka experter platsen de delarna av och utnyttjades relativt osystemaviktigare haveriförloppet tiskt därefter. Kontakterna med delstatsmyndigheterna (motsvarande våra var vilket försvårade en säker bedömning länsstyrelser) otillräckliga, av situationen från Även tekniska brister har kon-

utrymningssynpunkt.

staterats. Ett är för av reaktorns tillstånd exempel instrumentering analys under onormala förhållanden, ett annat för mätning av aktianordningar till efter haveriet. vitetsutsläpp omgivningen

Det amerikanska NRC:s Lessons learned (NUREG 0578) tar rapport av dessa brister. Bl.a. vill man se över ansvarsfördelningen för upp några reaktordrift i haverisituationer. Man vill vidare förstärka kompetensen hos exempelvis införande av en särskild rådgiskiftpersonalen, genom med när det reakvare (shift technical advisor) specialkompetens gäller torns beteende i haverisituationer. I tekniskt avseende föreslås främst ett antal för av och i samband

åtgärder mätning strålning vätgasfrigörelse

med haverier.

Det amerikanska kraftföretagetTennessee Valley Authority tar i en egen

efterTMl Då det rapport (TVA 1979) upp flera av ovanstående problem. till i kontrollrummet vill man i första hand gäller tillgången kompetens av den Någon

stärka den genom vidareutbildning befintliga personalen.

i kontrollrummet föreslås teknisk rådgivare med permanent arbetsplats inte. Däremot vill man inrätta en särskild haveristyrka av specialister som kan till den aktuella reaktorn med kort varsel i samband med ett flygas haveri.

I sina kommentarer till NRC:s Lessons learned (kapitel 7) har de svenska avvisat om shift technical advisor. Man anser kraftföretagen förslaget att istället bör mötas en fördjupad utbildkompetensproblemet genom av Man däremot NRC:s förslag, då det gäller ning skiftpersonalen. godtar för och m.m. instrumentering strålning vätgaskoncentration

Utredningen

ansvaret för driften kvar på Enligt utredningens mening ligger självfallet även under ett haveriförlopp. Vid ett TMI-liknande haveri, kraftbolaget d.v.s. ett framstår det dock som oacceptabelt utdraget händelseförlopp,

från allmän om inte verksam-

synpunkt tillsynsmyndigheterna följer

heten och även har att för att förhindra en på platsen befogenhet ingripa eljest mycket stor olycka eller lindra dess konsekvenser. Det är därför nödvändigt att tillsynsmyndigheterna har en väl utvecklad haveriberedskap. Utredningen utgår från att denna samt beredskap myndigheternas befogenhet att m.m. kommer att närmare främst av ingripa granskas SSI:s särskilda utredning och av om av utredningen översyn lagstiftningen på atomenergiområdet.

Utredningen konstaterar att kraftföretagens till beredskapsplaner syftar sammanhållen ledning av all verksamhet i haverisituationer. Områdesledaren har sålunda det yttersta ansvaret, såväl för driften av reaktorn som för kontakterna utåt, Detta sammanexempelvis gentemot länsstyrelsen. hållna ansvar är en lämplig och nödvändig ordning.

Utredningen konstaterar mot bakgrund av b1.a. TMl att beslutsfunktionen i ett kärnkraftverk kan ställas inför krav redan under den första höga timmen efter en onormal händelse. Detta kanske i första hand gäller tryckvattenreaktorema. Det är nödvändigt att man redan under den första halvtimmen kan fatta långtgående drifttekniska beslut och samtidigt etablera kontakter med utomstående myndigheter. Detta kräver en mycket kort inställelsetid för den vakthavande (VHI) och en ingenjören säkerställd kompetens för långtgående tekniska beslut hos denne och skiftingenjören. Utredningen anser därför att kompetenskraven för VHI mäste och att den inställelsetiden skall preciseras godtagbara begränsas till högst 30 minuter.

Utredningen anser det tillfredsställande att beredskapsorganisationen övas. bör dock i större

Övningarna utsträckning än nu avse även det in-

terna arbetet vid reaktorer i samband med haverier. Det är att väsentligt man därvid övar även svårbedömda tekniska situationer och utdragna haveriförlopp med omfattande reaktorskador.

Kämkraftinspektionen har hittills begränsat sina krav på kraftföretagens interna till att och de

beredskapsorganisation granska godkänna organi-

sationsförslag som ingår i och säkerhetskraftföretagets säkerhetsrapport tekniska föreskrifter. anser det emellertid nödvän- Utredningen självklart digt att SKI, SSI och berörd länsstyrelse i samråd för uppställer riktlinjer

beredskapen och utövar tillsyn över och

utbildning övningsverksamhet.

Beträffande de amerikanska förslagen till av haveriberedförbättringar skapen anser utredningen att tanken på en shift technical advisor bör avvisas. Ett huvudmotiv är att en sådan funktion bidrar till att knappast förenkla i en haverisituation. Därtill kan komma

ansvarsfördelningen

problem att rekrytera och med denna unsysselsätta personal utbildning der normaldriftförhållanden. Det med bör bakomliggande syftet förslaget istället mötas en av och områgenom fördjupad utbildning skiftpersonal desledare samt kortare inställelsetid än nu för i första hand VHI.

innefattar redan förberedelser för personalför- Beredskapsplaneringen vid verken. anser att en utvidgning av denna stärkning Utredningen till kan behöva planering bör övervägas. Tillgången radiologisk expertis beaktas särskilt. I en sådan bör resurser centralt hos kraftproplanering hos reaktortillverkarna och hos övriga kärnkraftföretag ingå.

ducenterna,

Aven Studsvik kan här vara en väsentlig resurs.

bedömer det som att förfogar över Utredningen angeläget länsstyrelserna teknisk för att bedöma i ett kärnkraftverk i expertis händelseutvecklingen samband med ett haveri. Utredningen anser därför att man bör överväga att i samband med haverier stationera t.ex. en kontaktman från verket i

länsstyrelsen.

9.9 och erfarenhets-

Håndelseuppföljning, felanalys återföring

Läge

Vid drift av kärnkraftverk inträffar, liksom vid drift av andra komplicerade tekniska ett stort antal händelser, som berör funktionen hos system, eller En del av dessa händelser berör säkerhetskomponenter delsystem. eller säkra funktion, säkerhetsrelaterade hänsystemens totalsystemets delser. Ytterst kan en sådan händelse leda till ett haveri med omfattande skador eller svåra som följd. TMI är i den-

på anläggningen personskador

na bemärkelse ett exempel på haveri.

Information om händelser vid en viss har nästan alltid värde anläggning för säkerhetsarbetet vid andra reaktoranläggningar. Kraftproducenter, tillverkare och tillsynsmyndigheter är medvetna om detta. Flera system för har därför De olika erfarenhetsåterföring byggts upp. stegen i erfarenhetsåterföring är rapportering, analys och informationsdelgivning.

TMI-haveriet hade av en schweizisk (Beznau) och en ameriföregåtts kansk med likartade Ibåda

(Davis Besse) händelse begynnelseförlopp.

dessa fall skedde en I båda fallen skedde också en analys rapportering. hos respektive tillverkare, men det sista steget, informationsdelgivningen, fungerade inte.

I USA har NCR tidigare gjort betydande ansträngtillsynsmyndigheten för att åstadkomma ett effektivt system för erfarenhetsåterföring. ningar Bl.a. Ramussen-studien visade att som startar nämligen på störningar med små händelser till den samlade riskbilden. ger betydelsefulla bidrag En särskild med avsevärda därför arbetsgrupp befogenheter byggdes i mitten av 70-talet. inte det avsed-

upp vid NRC Åtgärden gav emellertid

da resultatet, och NRC:s har kommit att mer och mer syssla med system från de olika Efter formell sammanställning av rapporter kraftföretagen.

TMI har dessa brister Bl.a. den amerikanska uppmärksammats. planerar kraftindustrins EPRI ett omfattande forskningsinstitut system för rapportering, analys och

inforrnationsåterföring.

I Sverige driver kraftföretagen gemensamt ett system för komponentuppföljning. Syftet härmed är, förutom att ge ett bidrag till säkerhetsarbetet, också att ge underlag för tillförlitlig drift och underhållsrutiner m.m. Säkerhetsrelaterade händelser av direkt rapporteras kraftföretagen till SKI som finns i kraftverkens säkerhetstekniska enligt regler fastlagda föreskrifter. l SKI klassas och databehandlas denna information. En omfattande mängd utländska erfarenheter, främst från USA, tillförs också. Någon mer omfattande bearbetning av materialet sker dock inte.

Diskussioner har tagits upp om ett internationellt samarbete för återföring av säkerhetserfarenheter i samband med drift av kärnkraftverk. Dessa diskussioner har hittills - november 1979 - resulterat i att OECD startat ett systern för informationsutbyte.

Inom andra samhällssektorer är det främst som har ett utvecklat flyget för har låtit

system erfarenhetsåterföring. Reaktorsäkerhetsutredningen

utföra en särskild studie härav (Lilja 1979). Av den bl.a. att såväl framgår tekniska som driftmässiga (operativa) förhållanden Datarapporteras. system utnyttjas i stor utsträckning för av rutinmässig uppföljning system och komponenter. Vid anmäkningsvärt ökad felfrekvens slår datasystemet larm. Innan informationen sänds vidare utanför flygbolagen sker en avsevärd av materialet. Detta sker sovring på flygföretagens eget ansvar. Av särskilt intresse är den aktiva roll tillverkarna av flygplan spelar i säkerhetsarbetet. Särskilt då ny materiel användas är detta börjar betydelsefullt eftersom tillverkarens samlade erfarenheter växer snabbare än varje enskild användares. Tillverkarna övervakas av sina länders luftfartsmyndigheter och är således skyldiga att ge tekniskt för underlag myndigheternas återkommande Ett annat intres-

säkerhetsgranskning.

sant drag är den aktiva roll piloterna i säkerhetsarbetet. I spelar Sverige har exempelvis Svensk Pilotförening en flygsäkerhetskommitté för bevakning av att pilotemas flygsäkerhetsintressen tillgodoses i olika sammanhang.

Utredningen

Utredningen anser att ett väl för erfarenhetsåterföfungerande system ring är väsentligt. Denna uppfattning såväl avTMl-erfarenheterna styrks som av Ramussens m.fl. mer allmänna En erfarenhet felanalyser. lång inom flygets säkerhetsarbete pekar också i denna entydigt riktning.

Kraftföretagens gemensamma system för komponentuppföljning förefaller lämpligt för sitt syfte. I SKI:s för av säkerhetssystem uppföljning relaterade händelser i de svenska kärnkraftverken fungerar själva rapporteringen väl. Analysen av materialet är däremot klart i förotillräcklig

hållande till den ambition som utredningen anser bör känneteckna höga En kraftfullare insats än hittills är alltså erfarenhetsåterföringen. betydligt i detta avseende. nödvändig

är medveten om att åstadkomma ett väl fun- Utredningen svårigheterna för Dessa framgår klart av de amegerande system erfarenhetsåterföring. rikanska NRC-erfarenheterna. anser det väsentligt att ett Utredningen framtida mellan kraftföretag, tillsynssystem byggs upp i samverkan och tillverkare. markeras alla dessa parters myndighet Därigenom centrala roller i säkerhetsarbetet. Dessutom bör en sådan lösning underlätta en med resurser. nödvändig hushållning knappa mänskliga

till kvalificerad av måste sär-

Möjligheterna analys underlagsmaterialet

skilt beaktas i det tänkta Detta kräver tillgång till högt utvecklat systemet. och kunnande inom och -kemi, reakvetenskapligt praktiskt reaktorfysik torteknik, statistik och för att nämna några av de ergonomi, psykologi Enskilda händelser måste också kunna

viktigaste kompetensområdena.

sättas in i ett större Möjligheter till statissäkerhetsmässigt sammanhang. tillvaratas och utvecklas för detta tisk felanalys av Rasmussen-typ måste

syfte.

En för en nationell verksamhet är att interviktig uppgift tillgodogöra sig nationella erfarenheter. Ett element i detta är utbyte av mera rutinbetonad information. Än är dock att för viktigare skapa goda förutsättningar av och analyser. Detta kan ske bl.a. genom utbyte fördjupade kunskaper deltagande i internationella studie- och forskningsprojekt och genom med sådana länder som USA, Västtyskland, Frankrike

personalutbyte

och Storbritannien.

Beträffande de formerna för den ökade insats organisatoriska betydligt för och som föreslår, är det inte analys erfarenhetsåterföring utredningen utan vidare att verksamheten bör förläggas till SKI. Som framhållits givet behövs ett brett i verksamheten med utvecklad och engagemang högt Det får inte riskeras att den kvalificerade personamångsidig kompetens. len för ändamålet i SKI:s Över-

engageras löpande arbetsuppgifter.

kan det vara svårt att inom ramen för en statlig myndighet huvudtaget de flexibla och arbetsformer som är väsentliga för en skapa anställnings-

verksamhet av här avsett slag. Den amerikanska tillsynsmyndighetens

erfarenheter knappast stöd för ett SKI-alternativ. ger

i kan ha förde- Ett arrangemang kraftföretagens regi effektivitetsmässiga lar men inte krav insyn. En sådan lösning tillgodoser rimliga på offentlig till SKI. Denna är kan också försvåra erfarenhetsåterföringen återföring för SKI:s av och övriga insatser för säkerhetshöjande väsentlig planering och forskning på säkerhetsområdet. åtgärder

har för sin del funnit skäl som talar för att analys och Utredningen många i samverkan mellan kraftproducenter, erfarenhetsåterföring organiseras och tillverkare. En sådan skulle ha som

tillsynsmyndigheter lösning

främsta fördel att ett starkt från främja engagemang samtliga dessa parter. Genom val av arbetsformer bör såväl oberoende som offentlämpligt lig insyn kunna tillgodoses.

Utöver den nu ökade insatsen för och föreslagna, betydligt analys

erfarenhetsåterföring av löpande natur bör enligt utredningens

mening övervägas att skapa en särskild form för och av allvarliutredning analys och av särskilt intresse från

ga tillbud driftstörningar säkerhetssynpunkt.

Det kan -i likhet med vad som skett andra med på förvaltningsområden säkerhetsansvar - vara lämpligt med en på förhand för planerad ordning att snabbt utse en självständig att oberoende av expertgrupp tillsynsmyndigheten utreda sådana händelser. finner det Utredningen naturligt att frågan om den formen för och av allvarlämpligaste utredning analys liga tillbud och driftstörningar aktualiseras SKI:s genom försorg.

9.10 Tids- och

åtgärdsplan

Utredningen

Initiativ, förberedelse och genomförande eller i annan form av bevakning de i detta ankommer kapitel föreslagna åtgärderna på statens kärnkraftsinspektion, SKI, ensam eller i samverkan med andra parter.

Utredningen föreslår att SKI utan dröjsmål upprättar en tids- och

åtgärdsplan för dessa åtgärder.

10 Forskning

Läge

Under kärnkraftteknikens fram till mitten av 1960-talet

utvecklingsskede

hand i hand med reaktorutvecklingen. gick reaktorsäkerhetsforskningen dess har reaktorkonstruktionerna mer eller mindre standardise- Sedan säkerhetskrav har Reaktorsäkerhetsforskrats, och enhetliga uppställts. har därvid i första hand inriktats på att verifiera säkerhetsmarginingen för att förbättra säkerhetskraven. På senare tid naler och skapa underlag också för att mer kart-

har forskning och studier genomförts systematiskt

den samlade riskbilden. insatser har med detta som lägga Betydande

grund gjorts även för att utveckla nya och effektivare säkerhetssystem.

Den verifierande administreras i allmänhet av säkerhetsforskningen i olika länder och bedrivs i stor utsträckning vid statliga myndigheterna

De myndighetsstyrda forskningsprogrammen

forskningslaboratorier. har efter amerikansk förebild varit inriktade på att studera huvudsakligen vid haverier med potentiellt stora konsekvenser. Exempel på förlopp sådana är och nödkylning.

förlopp kylmedelsförlust

har ökat snabbt under 1970- Reaktorsäkerhetsforskningens omfattning talet. Som ett mått visas i tabell 10.1 ungefärliga kostnader på nuläget år 1978. avser lättvattenreaktorers säkerhet under Beloppen forskning på

och anges i miljoner kronor.

Tabell 10.1 kostnader för reaktorsäkerhetsforskning 1978 i Ungefärliga milj kr.

Kostnad Land (motsv)

900 USA 300

Västtyskland

250 japan 100 Frankrike 80 Storbritannien 50 Euratom 20 Sverige

i tabell 10.1 avser den finansierade forskningen. I snäv Siffrorna offentligt behandlar denna i liten utsträckning vidabemärkelse forskning mycket av I vidaste bemärkelse kan dock all reutvecklingen säkerhetssystem. om reaktorsäkerhet till att höja denna vidgad kunskap sägas bidraga

säkerhet.

Inte minst i USA har av tradition haft en mycket stark tonforskningen vikt att lämna för Rasmussen-studien

på underlag säkerhetsgranskning.

annan Den till att

är ett exempel på typ av forskningsverksamhet. syftade

och kvantifiera riskerna vid drift av kärnreaktorer.

systematiskt kartlägga

Rasmussen-studien ledde till en delvis förändrad den relativa syn på betydelsen av olika problem. För mera direkt säkerhetshöjande åtgärder föreslog det amerikanska NRC år.1978 ett

treårigt forskningsprogram

med en kostnad av ungefär 65 kr. Endast en bråkdel av denna summilj. ma anslogs dock av Man kan förutse attTMI får som en kongressen. följd förändrad syn på betydelsen av sådan och en av forskning förskjutning dess inriktning, exempelvis i form av en ökad människa-masatsning på skin frågor. Reviderade dock ännu inte i forskningsplaner föreligger USA.

I arbetar man inom ramen för ett för säker- Västtyskland flerårsprogram

hetsforskning med successivt ökande anslag. Även här är

tyngdpunkten verifikation av de befintliga funktion.

säkerhetssystemens Åtskilliga

forskningsprojekt inom denna ram bör dock indirekt för ge underlag säkerhetshöjande åtgärder. Ett exempel härpå är härdsmälta. projektet Av särskilt intresse är den omfattande kvalitetsforskningssatsningen på säkring och där 1978 var 70

komponenttillförlitlighet, anslaget ungefär

milj. kr. Den tyska reaktorsäkerhetsstudien (Birkhofer-studien) har självfallet ett mera allmänt säkerhetsintresse. Bl.a. har det att den framgått redan före sin till ett antal i säkerhetspublicering gett upphov åtgärder höjande syfte.

Det svenska har redovisats mera

forskningsprogrammet utförligt senast i

samband med SKI:s reaktorsåkerhetsstudie 1977 (SKI 1977). Där anges två huvudsyften för

säkerhetsforskningen:

att ge underlag för tillsyns- och licensieringsverksamheten,

- att bibehålla inhemsk och därmed för att forskarkapacitet beredskap kunna lösa frågor som i framtiden visar sig betydelsefulla.

Resurserna för har ökat under senaste

säkerhetsforskning åren, som

av tabell 10.2.

framgår

Tabell 10.2

Som motiv för har under de senaste åren angetts: ytterligare forskningen - och av tänkbara identifiering belysning säkerhetsproblem,

- av utländsk uppföljning forskning.

av de största områdena inom är värmetekniska för- Några programmet sök och programutveckling (10 milj. kr. 1979/80), haveri- och säker-

hetsanalys (3 milj. kr.) och Marvikenverksamhet (2 milj. kr.). Ena.

inom området haveri- och säkerhetsanalys finns enskilda som

projek/Ã

i hiir

kan sägas ha direkt säkerhetshöjande syfte. Programmet övrigt av för som men

framtagande underlag säkerhetsgranskning huvudsyfte,

liksom för kan säkert flera av forskningsprojekten lämna Västtyskland indirekt underlag för säkerhetshöjande åtgärder.

Den svenska är helt inriktad på vattenkylda reaksäkerhetsforskningen torer. Tabell 10.3 ger en grov fördelning i procent av forskningsanslagen på de olika typerna av sådana reaktorer.

Tabell 10.3 av säkerhetsforskningsanslag på olika reaktortyper Fördelning

Andel, °/o Reaktortup Kokarreaktorer 60 10 Tryckvattenreaktorer Gemensamt 30

Utredningen

har sina direktiv bla. att bedöma inriktningen av Utredningen enligt åtkärnkraftsinspektionens forskningsprogram kring säkerhetshöjande Detta innebär att de medel för säkerhetsforskning som finangärder. sieras av Nämnden för Energiproduktionsforskning inte kommenteras här. kommenterar inte heller den del av SKI:s forsknings- Utredningen som helt avser att ge underlag för tillsyns- och licensieringsprogram verksamheten.

Då det inriktad åtgärder gör utredgäller forskning på säkerhetshöjande nedan vissa allmänna bedömningar. Dessutom lämnas kommenningen tarer till enskilda forskningsprojekt i de fall där detta befunnits särskilt motiverat. har däremot inte funnit det möjligt att göra en Utredningen av de enskilda forskningsprojekten punkt för punkt. genomgång

konstaterar att säkerhetsforskningen som huvudsyften har Utredningen att identifiera att ge idéer och anvisningar för deras säkerhetsproblem, och att värdera effekten av Identifiering och värdelösning lösningarna. kräver en av kärnkraftens risker. Utveckring systematisk bearbetning

* Härmed avses nödkylningsexperiment i full skala i den nedlagda Mar-

vikenreaktorn.

lingen av metoder för detta är i sig ett forskningsprojekt, men ger också underlag för avvägning av forskning inom olika delområden. Utredningen anser att den systematiska överblicken av säkerhetsområdet f.n. är

otillräcklig. Åtgärder för en förbättring av situationen har föreslagits ovan

i kapitel 9, avsnitt 9.9.

Utredningen konstaterar att det befintliga forskningsprogrammet till övervägande del berör tekniska frågor. Utredningen har emellertid i avsnittet om säkerhetshöjande åtgärder hävdat att frågor om rollförpolicy, delning och organisation är väsentliga för säkerhetsarbetet med så komplexa system som kärnkraften. Utredningen anser i konsekvens härmed att resurser måste ges för en utvidgad forskning inom detta område.

Utredningen finner att den mänskliga faktorns betydelse för säkerheten

motiverar ett ökat intresse för detta område. B1.a. är en förstärkning av SKI:s resurser för arbete med människa - klart motivemaskin-problem rad. Ett är i och viktigt exempel på arbetsuppgift deltagande uppbyggnad utnyttjande av ett bättre system för händelseanalys. För närvarande saknar myndigheten egna anställda med full kompetens inom området. Dock har man stött forskning inom ergonomin; detta stöd bör fortsätta.

Rekryteringen av forskare och psykologer inom området teknisk psykologi är f.n. svag. Dock finns vid universiteten en omfattande grundforskatt Denna borde bättre att ning bygga på. kompetens utnyttjas genom för ett nära samarbete mellan psykologer och tekniker. betingelser skapas En lämplig väg att gå är enligt utredningens mening att inrätta ytterligare tjänster i teknisk psykologi vid några av de tekniska högskolorna. (Vid tekniska högskolan i Luleå finns redan en professur i teknisk psykologi.) Innehavarna av dessa skall svara för utbildningen av tekniker tjänster och psykologer i informationsergonomi. De skall även ansvara för att den nu internationella på området bevakas i vårt expanderande forskningen land.

Forskningens närmare måste till föremål för inriktning givetvis göras fortsatta överväganden i samverkan med bl.a. SKI. Utredningen vill emellertid redan nu framhålla att följande områden särskilt förtjänar att närmare beaktas. Listan baseras på studiet av TMI-haveriet - fortsatta studier av svenska förhållanden kan leda till väsentliga förändringar:

uppbyggnad av system för observation och klassificering av mänskligt felhandlande (del av incidentanalys), - av information för presentation i kontrollrum, inklusive hjälpmedel underlättande av beslutsfattande i krissituationer, - handlande i 30-minutersregeln: tidsaspekter på driftpersonalens haverisituationer,

- mellan och teoretisk förståelse vid utbildavvägning procedurträning ning, - och -rutiner, ex.vis för m.m. arbetsorganisation skiftöverlämning

Även följande områden är viktiga: - och av för onormala tillstånd, presentation tillgänglighet procedurer - metoder för prognos av mänskligt felhandlande, - metoder för urval, - av riskmedvetande. upprätthållande

Inom området åtgärder ligger vissa idéer mycket utslüppsbegränsande nära ett direkt Dessa har kommenterats tidigare. Det är genomförande. att detta område har en betydande ytterligare utredningens uppfattning (Westermark 1979). här på mera utvecklingspotential Utredningen syftar för samt för att långtgående åtgärder utsläppsfiltrering på arrangemang minska riskerna för härdsmältor och ångexplosioner, bl.a. ytterligare s.k. Detta område har hittills bearbetats i liten utgenom härdfångare. internationellt. bör här ha goda möjligheter att göra sträckning Sverige en insats av internationellt värde. Som en bieffekt härav kan våra möjligheter till inblick i andra internationella bl.a. i tidig forskningsprojekt, och USA, stärkas. Utredningen anser mot denna bakgrund Västtyskland att en långsiktig forskningsinsats bör göras inom området utsläppsbe-

gränsande åtgärder.

har betonat vikten av en hög säkerhetsambition Utredningen tidigare inom och bör därför eftersträva ett deldrift- underhâllsfzinktioneiz. Sverige i eller samverkan i andra former med det mycket omfattande tagande inom detta område. västtyska projektet

Då det SKI:s för säkerhetsforskning konstaterar gäller planeringsfunktion att denna har belastats i ökande den utredningen utsträckning genom snabba tillväxten av forskningsprogrammet. På planeringsfunktionen ankommer inte bara att ha en överblick över kärnkraftens säkerhetsfrågor och en om de internationella och nationella reuppfattning tillgängliga surserna. Man har också ett ansvar för att sprida kunskap inom landet om både de svenska och de utländska forskningsresultaten. Utredningen anser att de nu resurserna är otillräckliga och måste förtillgängliga stärkas.

l detta vill utredningen också beröra frågan om utnyttjansammanhang det av den resurs som Studsvik Utredningen finner Energiteknik utgör. Studsviks oklar. Nationella av Studsviks ställning forskningsstationer storlek kan inte väntas självtäckning men kan ändå i större ge ekonomisk ha ett Risö i Danmark och Kjeller i Norge är sammanhang berättigande. sådana Med avseende på personal och exempel på forskningsstationer.

laboratorieresurser innebär Studsvik en motsvarande tillgång i Sverige. Genom kravet på omedelbar ekonomisk lönsamhet har emellertid Studsvik Energiteknik AB anträtt en väg där och alltmer uppdrag prioriteringar måste styras av kortsiktiga ekonomiska hänsyn. Det är under dessa förhållanden osäkert i vilken man för framtiden kan räkna med omfattning Studsviks resurser i säkerhetsarbetet. Därför förefaller det angeläget att man från statens sida omprövar förutsättningarna för att i en ändamålsenlig organisation utnyttja Studsviks resurser på ett fruktbart sätt.

APPENDD( 1

direktiv

Utredningens

Lewis, som tillkallats av Nuclear Regulatory om reaktorsäkerhet mot

Utredning

Commission i USA. Arbetsgruppen instämmer i

av bl.a. haveriet vid

bakgrund i stort i

sin rapport, den s.k. Lewis-rapporten,

kärnkraftverket Three Mile Island,

de slutsatser som presenteras i WASH-1400. Den

block 2 kritik framför riktar

som arbetsgruppen sig huvudsakligen mot att det saknas tillräckligt sta- Dir 1979:49 tistiskt som underlag för vissa av de antaganden

Beslut vid 1979-04-26. gjorts i WASH-1400, mot att konsekvensberäk-

regeringssammanträde

ningarna är osäkra samt mot att remissynpunk- StatsrådetTham anför. ter på rapporten inte beaktats.

Alla energiomvandlingsprocesser är förenade Sannolikheten för en härdsmälta med mycket med miljöeffekter och risker för olyckor, som konsekvenser har ansetts vara utomallvarliga kan leda till skada på människor och miljö. Det- liten. Det bör också framhållas att ordentligt av elektrisk i ta gäller även produktion energi säkerhetskraven succesivt har skärpts och att

kärnkraftverk. teknisk säkerutveckling har skapat förbättrad

het. Beräkningar av risker för stora haverier i kärn-

kraftverk och konsekvenserna av dessa har Sannolikheten för en härdsmälta, iden typ av utretts i många olika sammanhang, utöver de kokarreaktorer som nu byggs i Sverige, torde utredningar som regelmässigt görs, när ansök- därför vara mindre än i tidigare generationers ningar om att få uppföra nya kärnkraftverk be- kärnkraftverk. Med härtill är det i första hänsyn handlas. Den internationellt mest kända utred- hand att inrikta säkerhetsarbetet viktigt på att ningen är Reactor Safety Study WASl-l-1400, minska riskerna för och konsekvenserna av

även kallad Rasmussen-rapporten, som utförts stora olyckor i äldre kärnkraftverk. på uppdrag av United States Atomic Energy Commission (NUREG-75/ 014). I Sverige har ris- Kärnkraftinspektionen har sedan några år

kerna för haverier i kärnkraftblock och de kon- tillbaka i begränsad omfattning studerat olika

sekvenser som kan bli följden av haverierna ut- möjligheter att höja säkerheten i de befintliga

retts av b1.a. närförläggningsutredningen och kärnkraftverken och även föreslagit att vissa Slutsatserna av dessa ut- konkreta åtgärder Detta arbete finns

energikommissionen. genomförs.

arbete redovisat i bl.a. kärnkraftinspektionens reaktorredningars har presenterats i betänkandet (SOU 1975:56). Närförläggning av kärnkraft- säkerhetsstudie. De säkerhetshöjande åtgärderverk och betänkandet Häl- na kan indelas i tre kategorier nämligen haveri- (SOU 1978:49) Energi och konseso- Miljö- och Säkerhetsrisker. Som underlag förebyggande, haveribekämpande en för dessa båda utredningars arbete har ett om- kvenslindrande. I många fall har åtgärderna

fattande faktamaterial Utöver dessa sådan karaktär att de ger resultat i mer än ett av framtagits. båda offentliga utredningar kan nämnas den dessa avseenden. Det torde vara möjligt att med

reaktorsäkerhetsstudie som statens kärnkraft- relativt begränsade insatser inom dessa områden erhålla i säkerheten inspektion på uppdrag av regeringen utförde väsentliga förbättringar under åren 1976 och 1977. hos de äldre kärnkraftverken.

I propositionen Riktlinjer för energipolitiken De beräkningar och utredningar angående sä- (1978/79:115 s. 72) framhålls: kerheten i kärnkraftverk som har presenterats har under den senaste tiden blivit föremål för För att göra det möjligt för kärnkraftinspektio-

Sålunda nen att öka insatserna för att höja säkerheten i viss kritik. har t.ex. rapporten WASH- 1400 till vissa delar utsatts för kritik av en arbets- de befintliga kärnkraftverken beräknar jag att

grupp, under ledning av professor Harold kärnkraftinspektionen för budgetåret 1979/80

bör tillföras 5 milj. kr. Dessa medel ytterligare med hänsyn till antalet ackumulerade reaktorar bör användas för att dels utarbeta ett åtgärds- etc., väsentligt avviker från vad som kan förvänprogram och föreskrifter så att den kunskap som tas. Kommittén bör ;iven Litreda huruvida ett erhålls vid den återkommande säkerhetsgransk- haveri liknande det som inträffat vid Three Mile ningen effektivt utnyttjas för att höja säkerheten lsland, block 2, kan inträffa i svenska kärnkrafti de befintliga kärnkraftanläggningama, dels verk samt hur stor sannolikheten i så fall är att

utvidga forskningsprogrammet i syfte att öka detta kan inträffa. kunskaperna om konsekvenslindrande åtgärder. Kommittén bör vidare redovisa jirinciperna för uppbyggnaden av säkerhetssyrstemen i svenska Haveriet i det amerikanska kärnkraftverket och Litländska kärnkraftverk och hurséikerhets- Three Mile lsland, block 2, där ett antal miss- har Litförts. Komanalysen av kärnkraftverken öden i kämkraftverkets primär- och sekundärmittén bör särskilt redovisa hur riskerna har system ledde till omfattande bränsleskador med beräknats för haverier som orsakats av flera av åtföljande utsläpp av radioaktiva ämnen till om- varandra oberoende felfunktioner i reaktorhar medfört givningen, att frågor om reaktor- systemen. Betydelsen av reaktorojweratörernas säkerhet och riskbedömningar har fått förnyad över driften av kärnkraftverk vid inflytande aktualitet. Bl.a. har Förenta staternas president uppskattning av riskerna för havener bör analyutsett en kommission under ledning av Dr. John seras och redovisas. C. Kemeny med uppgift att undersöka orsakerna till olyckan vid Three Mile Island, block 2, och Med anledning av resultat som erhålles vid

utfärda rekommendationer för att förhindra lik- av dels haveriet vid Three Mile utredningen nande händelseri framtiden. lsland, block 2, dels de riskbedömningar och

säkerhetsanalyser som har genomförts och ge-

Som en första åtgärd från den svenska regeringnomförs rörande kärnkraftverk bör kommittén ens sida har statens kärnkraftinspektion den 5 ta ställning till om de erfarenheter som härvid april 1979 fått i uppdrag att senast den 3 maj 1979 erhållits föranleder ändrade bedömningar av till regeringen redovisa vad som inträffat vid hasäkerheten i samband med produktion av elektveriet i kämkraftblocketThree Mile lsland, block risk energi i kärnkraftverk. Kommittén bör vida- 2, och vilka åtgärder detta föranleder beträffanre studera de svenska kärnkraftblocken och i de svenska kärnkra ftblock. samverkan med kärnkraftinspektionen dra upp Med anledning av vad som nu har redovisats de närmare riktlinjerna för hur arbetet med att förordar tillkallas minska riskerna för och konsekvenserna av jag att en kommitté med uppgift att på grundval av bl.a. gjorda reaktorsäker- stora olyckor i kärnkraftverk skall bedrivas. hetsstudier och olyckan vid kärnkraftverket Kommittén bör lämna förslag till dels inom vil- « Three Mile lsland, block 2, dels överväga om det ken eller vilka av de tre ätgärdskategorierna

finns anledning att väsentligt omvärdera kärn- haveriförebyggande, haveribekämpande och

kraftens risker, dels utreda vilka åtgärder som konsekvenslindra nde åtgärder - som de primära insatserna bör göras, dels vilka dessa insatser bör vidtagas för att stärka säkerheten vid de svenska kärnkraftverken. bör vara. En utgångspunkt bör härvid vara att

kommitténs arbete bör leda fram till en åtgärds- Kommittén bör insamla och utvärdera det mate- modell som inte är bunden till ett speciellt kärnrial, både svenskt och utländskt, som finns till- kraftverk utan kan tillämpas generellt. gängligt rörande såväl olyckan vid Three Mile

Island, block 2, som anläggningen i övrigt. Spe- Kommittén bör även lämna förslag till inriktning ciellt bör kommittén utreda om det haveri som och utformning av kärnkraftinspektionens inträffade i anläggningen på morgonen den 28 åt-

forskningsprogram kring säkerhetshöjande

mars 1979 har berörts eller i övrigt nämnts i de gärder i befintliga kärnkraftverk. Kommittén bör

säkerhetsanalyser som gjorts rörande Three Mile särskilt studera de utländska forskningsprojekt Islands kärnkraftverk eller andra anläggningar som berör säkerhetshöjande åtgärder och ange av liknande konstruktion. Om så har skett bör vilka av dessa som är av intresse för svenskt vidkommittén utreda om det inträffade haveriet, kommande.

Kommittén att tillkalla en kommitté med högst12 ledamöter, bör lämna förslag till hur de medel

som enligt prop. 1978/ 79115 skall tillföras Kärn- med uppdrag att på grundval av bl.a. gjorda

kraftinspektionen för säkerhetshöjande åtgärder reaktorsäkerhetsstudier och olyckan vid kärnkraftverketThree Mile Island, block 2, dels överskall disponeras. väga om det finns anledning att väsentligt om- Kommittén bör när det gäller säkerhetshöjande värdera kämkraftens risker, dels utreda vilka åtgärder i de svenska kärnkraftblocken, liksom säkeråtgärder som bör vidtagas för att stärka vid övriga kärnsäkerhetsrelaterade övervägan- heten vid de svenska kärnkraftverken, den, beakta den kompetens som finns vid statens kämkraftinspektion och de utredningar att utse en av ledamöterna att vara ordförande, som tidigare gjorts inom området. att besluta om sakkunniga, experter och annat Kommittén är oförhindrad att redovisa sitt arbebiträde åt kommittén. te i delbetänkanden. Arbetet bör dock bedrivas så att resultatet av det kan slutligt redovisas Vidare hemställer jag att regeringen föreskriver senast i november 1979.

att kostnadema skall belasta fjortonde huvud- Med hänvisning till vad jag nu anfört, hemställer jag att regeringen bemyndigar mig titelns kommittéanslag.

APPENDD( 2

Gällande svenska och amerikanska bestämmelser och deras

tillämpning

A 2.1 Svenska föreskrifter Det kan nämnas, att regeringen 1979-06-21 bifal-

lit ansökningar av statens vattenfallsverk, såvitt

Atomenergilagen avser Ringhals, block 3, och av Forsmarks Kraft-

grupp AB, såvitt avser Forsmark, block 1, att till- De grundläggande föreskrifterna om uppförande och drift av kärnkraftverk föra dessa anläggningar kärnbränsle. Samtidigt ges i lagen har föreskrivits (1956:306) om rätt att utvinna m m att anläggningarna inte fär driatomenergi vas efter utgången av är 1990 utan särskilt till- (atomenergilagerz). Där föreskrivs bla att ingen får utan tillstånd av regeringen stånd av regeringen. Vid ansökan om tillstånd eller myndighet till fortsatt drift efter nämnda skall som regeringen bestämmer, inneha eller driva tidpunkt atomreaktor fogas avtal om upparbetning av använt kä rneller anläggning för bearbetning av bränsle eller utredning uran, plutonium eller annat ämne som används om slutlig förvaring av

som bränsle använt, ej upparbetat kärnbränsle eller om (atombränsle) i anläggning för utannan metod vinning av atomenergi (atomreaktor) eller för- för slutlig förvaring av använt

kärnbränsle. ening vari sådant ämne ingår.

Vid tillstånd enligt atomenergilagen får uppstäl-

las de villkor som behövs av säkerhetsskäl eller Anståndslagen

ur allmän synpunkt. Tillståndet får återkallas Regeringen har vidare, enligt riksdagens beslut om uppställt villkor inte iakttas eller om synner- (prop 1978/791218; N U 62; rskr 432), utfärdat liga skäl föreligger. Tillsynsmyndigheten har lagen (1979:335) om förbud mot att under viss tid rätt att få de upplysningar och handlingar som tillföra kärnkraftreaktor kärnbränsle, den s k behövs för att utöva tillsynen. får Myndigheten anståndslagen. Enligt denna lag fär kärnkraftockså meddela de föreskrifter som behövs för att reaktor, som vid lagens ikraftträdande den 19 juni trygga efterlevnaden av uppställt villkor. 1979 inte har tillförts kärnbränsle, inte heller till-

föras sådant bränsle före Litgángen av juni må-

nad 1980 eller den tidigare tidpunkt som rege-

Villkorslagen ringen föreskriver, även om det inte finns

något hinder mot detta enligt annan lagstiftning. För Atomenergilagen kompletteras i vissa avseenförluster till följd av anstándslagen kan kärnden av lagen (1977:140) om särskilt tillstånd att tillföra kämreaktor kraftreaktors innehavare fä ersättning av staten. kärnbränsle, mm, Denna innebär l sina nyss återgivna beslut beträffande reaktorlag, den skvillkorslagen, att ingen reakanläggningarna Ringhals 3 och Forsmark1 har tor, som inte tillförts kärnbränsle före den 8 oktober regeringen erinrat om att bestämmelserna i 1976, får tas i bruk utan särskilt tillstånd av regeringen. Tillstånd får bara ges om reaktor- anståndslagen gäller för dessa anläggningar.

innehavaren visat att hanteringen av högaktivt avfall kan ske på ett helt säkert sätt. Lagen ger

två alternativ. Byggnadslagen

Enligt det ena skall reaktorinne-

havaren redovisa dels ett upparbetningsavtal, Beträffande lokalisering av kärnkraftverk ges dels hur och var helt säker slutförvaring av det vissa regler i lIi/ggizadslzztvgcn(1947:385). [dess

högaktiva upparbetningsavfallet kan ske. I det 136 a § stadgas bla att tillkomsten och lokalise-

andra alternativet skall reaktorinnehavaren visa av

ringen atomkraftanläggning skall ivrövas av

hur och var det använda, inte upparbetade regeringen. Tillstånd får meddelas endast om

kärnbränslet kan slutförvaras på ett helt säkert kommunen detta (det sk kommunala tillstyrkt sätt. vetot).

l byggnadslagen ges även andra bestämmelser o pröva behovet av forskning och utveckling berörande Sålunda rörande säkerheten hos nukleära anläggningatomkra ftanläggningar. föreskrivs i 81 § att utan länsstyrelsens medgi- ar och säkerheten vid transport av klyvbart material samt ta initiativ till sådan forskning vande fár nybyggnad ej äga rum i närheten av och utveckling som rör säkerheten hos kärnatomreaktor eller annan atomenergianläggning, kraftverk och annan nukleär anläggning, för där risk kan antas föreligga för skadlig strålning kan också vilken koncession beviljats eller koncessionsfrån anläggningen. Länsstyrelsen förordna (82 §) att detsamma skall gälla om man ansökan ingivits, i den mån sådana uppgifter

beslutat att anlägga eller utvidga atomreaktor ej ankommer på annan myndighet. dv s även eller annan atomenergianläggning, Ansökan om tillstånd enligt 2 § atomenergilagen innan anläggningen byggts. skall ges in till kärnkraftinspektionen. Inspektionen skall inhämta behövliga yttranden och i med eget yttrande överlämna handlingarna ärendet till regeringen.

Miljöskyddslagen

Anläggande av atomenergianläggning kan även Statens kämkraftinspektion leds av en styrelse

komma att prövas enligt annan lagstiftning. En- med en föreståndare som verkschef. Inspektioteknisk ligt nziljöskyddslagen (1969:387) kan koncessions- nen är uppdelad på inspektionsenhet, nämnden för miljöskydd lämna tillstånd till enhet, materialkontrollenhet, avfallsenhet, och administrativ enhet. Till sådan miljöfarlig verksamhet på vilken lagen är forskningsenhet Till sådan verksamhet hänförs ut- inspektionen är som rådgivande organ knutna tillämplig. fast ämne eller gas från en nämnd för frågor rörande säkerhetsnormer släpp av avloppsvatten, mark, byggnad eller anläggning i vattendrag, och reaktorsäkerhet i tävrigt; en nämnd förfrå-

sjö eller annat vattenområde; användning av gor om kontroll av klyvbart material; samt en mark, byggnad eller anläggning på ett sätt som nämnd för frågor rörande forskning och utveck-

kan förorena vattendrag, sjö eller annat vatten- ling på kämsåkerhetsområdet. område eller som kan medföra störning för om-

givningen genom luftförorening, buller, skakning, ljus e d, om störningen inte är helt

Strålskyddslagen

tillfällig. i vissa avseen- Dock gäller beträffande atomkraftanläggning Atomenergilagen kompletteras inte får tas den av strälskyddslagcn (1958:110). Enligt den att ansökan enligt miljöskyddslagen innan prövning av lagen gäller att när tillstånd beviljats enligt atomupp av koncessionsnämnden Har energilagen, kan statens strålskyddsinstitut regeringen skett enligt byggnadslagen. meddela de närmare föreskrifter som, utöver de regeringen prövat frågan enligt byggnadslagen, för tillståndet erfordras för är beslutet bindande vid prövning enligt miljö- gällande villkoren, strålskyddet. Fråga om föreskrift, som angår skyddslagen. annat än den normala driften eller som kan i avsevärd mån påverka utformningen av eller

driften vid atomanläggning, skall underställas

Statens kämkraftinspektion

regeringens prövning.

l instruktionen (1974:427) för statens kärnkraft- Den som innehar tillstånd enligt atomenergiinspektimi föreskrivs att det åligger inspektionen lagen får inte utan strålskyddsmyndighetens som central förvaltningsmyndighet bla att medgivande vidta ändring med avseende på förhållande varom myndigheten meddelat föreo följa utvecklingen på kärnenergiområdet, särskilt beträffande skrift. Tillstånd eller godkännande som meddesäkerhetsfrågor, lats enligt strålskyddslagen får återkallas om 0 pröva frågor om tillstånd enligt atomenergi- föreskrift angående strålskyddet inte iakttagits lagen, eller om det eljest är påkallat ur strålskydds-

o utöva tillsyn enligt atomenergilagen, och synpunkt.

Statens strålskyddsinstitut sprids ut från atomreaktor eller annan atoman-

läggning, belägen inom riket, i sådan mängd att Statens strålskyddsinstitut är enligt sin instruksärskilda åtgärder påkallas för att skydda all-

tion (1976:481) central förvaltningsmyndighet för

mänheten. l län, som regeringen bestämmer, ärenden om skydd mot joniserande strålning. skall länsstyrelsen upprätta en organisations- Det åligger institutet särskilt att plan avseende de åtgärder som erfordras för att

o skaffa sig en noggrann kännedom om de ris- skydda allmänheten mot radioaktiva ämnen

ker som är förena de med strålning och med från atomanläggning. Länsstyrelsen skall också

uppmärksamhet följa Litvecklingen inom utse en befattningshavare - med en eller flera

de biologiska strålningsverkningamas och ersättare - som får besluta i länsstyrelsens ställe

strålningsfysikens områden, för den händelse dess beslut inte utan olägenhet

kan avvaktas. 0 ha ett centralt samordnande ansvar för mål-

inriktad

strålskyddsforskning, Om det vid en atomanläggning inträffat händel-

se, som kan antas komma att påkalla särskilda o bedriva målinriktat forsknings- och utveck-

åtgärder till skydd för allmänheten, åligger det lingsarbete inom strålskyddsområdet, enligt lagen anläggningens innehavare eller den o beakta internationella normer som innehavaren på strål- utsett att genast underrätta

skyddsområdet, polismyndigheten i orten om händelsen. Vidare

skall underrättas länsstyrelsen eller, om förbino vara samordnande organ för olika stråli landet och därvid samverka delse med länsstyrelsen inte omedelbart kan skyddsintressen erhållas, den förutnämnda särskilda befattmed myndigheter och sammanslutningar ningshavaren.

som sysslar med strålskyddsfrågor,

vissa särskilda 0 sprida upplysning om faror och olägenheter Lagen ger länsstyrelsen befogen-

som kan orsakas av strålning. heter. l den mån det finns påkallat från strål-

skyddssynpunkt får sålunda länsstyrelsen, såvitt Strålskyddsinstitutets verksamhet leds av en gäller område som kan antas vara eller bli berört styrelse med en överdirektör som verkschef. Inav utspridningen av radioaktiva ämnen, stitutet är organisatoriskt uppdelat på tre byråer,

en tillsynsbyrå, en forsknings- och utvecklings- 1. förelägga dem som uppehåller sig inom om-

byrå samt en administrativ byrå. rådet att inte vistas utomhus eller att lämna

området samt förbjuda tillträde till detta;

2. föreskriva att levande djur eller livsmedel

Beredskapsnämnden mot atomolyckor

skall bortföras; samt

Till strålskyddsinstitutet är knuten beredskaps- 3. förordna om inskränkning i rätten att nyttja nämnden motatomolyckor (B NA). Dess huvudmark- eller vattenområde eller naturprodukuppgift är att ge råd åt länsstyrelserna och ter samt och eljest i rätten att bruka eller förstrålskyddsinstitutet beträffande skyddsåtgärfoga Över egendom. der samt att bistå institutet beträffande allmän

beredskapspolicy och planeringsfrågor. Vissa

Länsstyrelsen får också beordra att livsmedel ledamöter av nämnden ingår i en akutgrupp eller annat, som blivit förorenat med radioaktiva som skall stå till förfogande vid en atomolycka. ämnen, omhändertas och oskadliggörs genom

särskild förvaring, beredning eller på annat

lämpligt sätt. Lag om skyddsåtgärder vid olyckor

Länsstyrelsen skall vidta erforderliga åtgärder Bland författningar på atomenergiområdet bör

för inkvartering och utspisning av samt annat

slutligen även nämnas lagen (1960:331) om skyddsbistånd åt dem som blivit i behov därav i anledåtgärder vid olyckor i atomanläggning mm. Den

föreskriver ning av föreläggande enligt lagen.

att länsstyrelsen skall sörja för att er-

forderliga åtgärder vidtas om radioaktiva ämnen Kommunal myndighet har att på begäran lämna

länsstyrelsen erforderligt bistånd för skyddsåt- Kraven bygger till stora delar pa normer som utvecklats och tillämpas i U S A men har i vissa gärder som avses i lagen. avseenden kompletterats med ytterligare eller

skärpta krav.

av Nordisk arbetsgrupp för reaktorsäkerhet

A 2.2 Tillämpningen atomenergioch strålskyddslagama har som nämnts ej

Några direkta föreskrifter meddelats om formerna för den prövning som Normverk skall föregå beslut om tillstånd att uppföra, in- Av den lämnade neha eller driva atomreaktor eller om de villkor redogörelsen framgår att det som kan knytas till sådant tillstånd. Emellertid krävs tillstånd av regeringen för att få uppföra, inneha eller driva ett kärnkraftverk. har en nordisk arbetsgrupp för reaktorsäkerhet Regeringen har dock själv inte utfärdat några föreskrifter om (N A R S) i juni 1975 publicerat fem rapporter för med rekommendationer för de nordiska länderde säkerhetskrav som skall vara uppfyllda att tillstånd skall kunna meddelas. l stället nas nukleära säkerhetsmyndigheter för behand-

ankommer och och organisatoriska förhållandet på kärnkraftinspektionen ling av tekniska såsom beredande den i förbindelse med ansökningar. strålskyddsinstitutet myndigheter och tillsynsmyndigheter att ställa upp er- N A R S upprättades i maj 1969. Gruppens uppforderliga säkerhetskrav. Så har även skett i stor reglerna för dess verksamhet fastställdrag och och iolika former. De föreligger dels omfattning samarbete des i ett regeringsavtal om nordiskt i publicerade dokument (nationella och interna- om reaktorsäkerhet. Avtalet har undertecknats

tionella standarder), dels i rapporter, protokoll, av Danmark, Finland, Norge och Sverige. vilka refereras i det brev och andra handlingar, material som utgör säkerhetsredovisning för N A R S har utarbetat fem rapporter, alla datera-

tidigare av myndigheterna godkända kraftverk. de juni 1975. Den första rapporten ger rekommendationer om utformningen och innehållet Det totala norrnkomplex, som representerar kraav den säkerhetsdokumentation, som skall ges ven för kärnkraftverk, brukar indelas i normer och in till den nukleära säkerhetsmyndigheten för konstruktion, uppförande och drift, s k utfövid ansökan om tillstånd till lokalisering, uppfömndwzorrnvr, och i normer för påverkan, sk rande och drift av ett atomkraftverk. Rapporten, strålskyddsizonrzer. Utförandenomierna anger hur som omfattar ca 70 trycksidor, är mycket detaljekärnkraftverkets olika delar, komponenter och rad. system skall utformas, tillverkas, provas och 2 köras samt vilka slag av system och anordningar Den första rapporten följs upp i rapporterna och 5. Dessa innehåller kompletterande rekomsom skall finnas. Strålskyddsnormema anger de mendationer, särskilt beträffande redogörelser i krav på begränsningar som gäller för tillåtna radioaktiva utsläpp till kärnkraftverkets säkerhetsdokumentationen för möjliga felförom anomgivning. lopp och om tillägg till dokumentationen beredskapsåtgärder vid läggningsinnehavarens De flesta säkerhetskraven avser sådana säkerstörre byggnadsföretag inom anläggningens hetsrelaterade system, som har till uppgift att område. förhindra missöden och att lindra konsekven- 3 innehåller den tekserna av missöden, samt sådana system och an- Rapporten förslag rörande av ett atomkraftverk. Dessa läggningsdelar som själva kan ge upphov till niska utformningen kriterier av radioaktiv strålning eller utsläpp av radioaktiva kan läggas till grund för fastställande föranledda av den teknologi som är ämnen om de skadas eller fel uppstår i dem. detaljkrav, tillgänglig vid den aktuella tidpunkten. De säkerhetskrav som tillämpas i Sverige har utvecklats succesivt allt eftersom erfarenheter I rapporten 4 ger N A R S rekommendationer vunnits av riskmoment i tidigare inom eller om de beredskapsåtgärder en anläggningsinne-

utom landet uppförda och drivna kärnkraftverk. havare skall vidta för att möta olyckssituationer.

Prövningsförfaranden strålskyddssynpunkt och institutet lämnar

under hand synpunkter och kommentarer till Prövningen av ett koncessionsärende är ett mycket inspektionen. omfattande, komplicerat och tidskrävande arbe- Koncessionsinnehavaren kan därefter börja te. Det kan i sammandrag anges på följande sätt. bygga anläggningen. Under hela uppförande-

tiden följer kärnkraftinspektionen och strål- Koncessionsansökan ges in till kämkraftsskyddsinstitutet verksamheten genom den inspektionen. l ansökningen skall ingå en belöpande information om frågor inom respektive skrivning av förläggningsplatsen och av anlägg- som koncessionsmyndighets tillsynsområde ningen samt av dennas påverkan på omgivning- innehavaren lämnar en i olika driftssituationer. samt genom inspektioner Anläggningsägaren på platsen. skall också till kärnkraftinspektionen och strålskyddsinstitutet ge in en preliminär säkerhets- För komponenter och system av stor säkerhets-

analysrapport, kallad P S A R (Preliminary Safety mässig betydelse kan kärnkraftinspektionen i skall detaljerat be- tillståndet för uppförande Analysis Report). I rapporten av anläggningen före-

skrivas de säkerhetsbedömningar som ligger till skriva speciell redovisning innan komponentergrund för anläggningens utformning, förhållan- na får monteras. S k vil-

safeguardredovisning,

dena på förläggningsplatsen samt anläggning- ket är en Översiktlig beskrivning av anläggning-

ens preliminära utformning och funktion. Sär- en, samt redovisning av bränslekonstruktionen,

skild vikt läggs vid noggrann beskrivning av mängden nukleärt material, bokföringsrutiner

säkerhetssystemen och av möjliga konsekvenser härför mm, skall lämnas till kärnkraftinspektioav hypotetiska haverier. nen minst 8 månader före planerad laddning.

Under uppförandetiden utarbetar koncessions- Efter remiss till andra berörda myndigheter och innehavaren en slutlig säkerhetsanalysrapport, en översiktlig granskning av P S A R bedömer ur säker- kallad F S A R (Final Safety Analysis Report).

kärnkraftinspektionen anläggningen

hetssynpunkt och ställer upp de allmänna tek- Denna beskriver detaljerat hur anläggningen

niska villkor som anses böra gälla för anläggutförs och hur den avses att drivas för att upp-

ningens utförande. ställda säkerhetskrav skall uppfyllas. Rapporten

Ärendet överlämnas härefter lämnas till kärnkraftinspektionen och stråltill regeringen, som prövar och, om skyddsinstitutet för granskning i god tid före

koncessionsansökningen

planerad laddning av reaktorn. Kärnkraftdenna bifalles, lägger fast de av kärnkraftinspektionen kontrollerar gjorda beräkningar inspektionen föreslagna villkoren tillsammans med andra villkor av allmän art. och analyser. Om rapporten godtas, godkänner

erforderliga

åt kärnkraft- inspektionen anläggningens slutliga utförande. Samtidigt uppdrar regeringen Strålskyddsinstitutet granskar det slutliga utföinspektionen att som tillsynsmyndighet medderandet från strålskyddssynpunkt bla för att få la de ytterligare föreskrifter som behövs från underlag för strålskyddsföreskrifter. säkerhetssynpunkt för anläggningens uppförande och drift. Efterhand som anläggningen färdigställs provas

Sedan koncession lämnats komponenter och system. För provning av vissa av regeringen fortkomponenter, tex tryckkärl och cisterner, anlitas sätter kämkraftinspektionen sin granskning av P S A R. AB Statens Anläggningsprovning. Atomanlägg-

ningens innehavare skall förete bevis om godbedömer nu mer detaljerat hur Inspektionen känd sådan provning. anläggningen kommer att uppfylla säkerhets-

kraven och kan därefter lämna sitt medgivande till uppförande av kärnkraftverket under de vill-

kor som bedöms erforderliga. Samtidigt ges

föreskrifter om den redovisning som under byg-

gandet skall lämnas till inspektionen. P S A R konventionen Redovisning enligt den internationella granskas även av strålskyddsinstitutet från till förhindrande av kärnvapenspridning

då de föreskrifter Innan reaktorn tillförs bränsle görs en omfattan- drift. Inspektionen fastlägger

de sk förkritisk provning dels med kalla system, som skall gälla för sådan drift. Strålskyddsinsti-

för veri- tutet fastlägger de permanenta strålskyddsföredels upp till fullt tryck och temperatur funktion och sam- skrifterna. fiering av de olika systemens funktion mellan systemen. Provdriftsresultaten Regler för drift av kärnkraftverk ges i säkerhetssammanställs och inlämnas för granskning till tekniska föreskrifterna (STF). STF upprättas av

kärnkraftinspektionen, som också följer vissa kraftverksinnehavaren, granskas av dennes sä-

prov på plats. kerhetskommitté och fastställs slutligen av STF upprättas i viss Såsom förut nämnts får enligt villkorslagen kärnkraftinspektionen. utan till- samverkan mellan kraftföretagen. Detta har lett bränsle inte tillföras reaktoranläggning

Förutsatt att sådant till- till en i stort enhetlig ujvpställning. stånd av regeringen. hos kärnstånd lämnas kan anläggningsägaren STF anger högsta tillåtna värden för drift av rekraftinspektionen och strålskyddsinstitutet aktorn, exempelvis för reaktorvattentemperatur ansöka om tillstånd för tillförsel av bränsle och vid och tryck. STF anger också villkor och begränsnukleär provdrift. Som främsta underlag hos till funktionen ningar för drift i förhållande denna tillståndsprövning har myndigheterna olika system och komponenter. Vidare specificeden slutliga säkerhetsrapporten, F S A R, och ras typ och frekvens av provning och inspek-

av genomförd provdrift. Utlåtan-

redovisning företion. Slutligen redovisas administrativa den om genomförd besiktning av bla tryckkärlsskrifter. säkerheten skall också föreligga. Kärnkraft-

granskar även anläggningsinneha- Överskrids de högsta tillåtna värdena skall reak-

inspektionen varens program för den etappvisa nukleära torn ställas av. Den får därefter inte startas på

och föreslagna föreskrifter rörande nytt innan en särskild säkerhetsgranskning ägt provdriften denna. rum. År tillgängligheten för vissa säkerhetssy-

stem reducerad i förhållande till normalvärdena I samband med beviljande av tillstånd ger föreskrifter rörande de skall reaktorns effektnivå minskas eller reaktorn kärnkraftinspektionen av bränslet helt ställas av. system som skall följas för hantering och för rutiner för bokföring av nukleärt material

och för säkerställande av det fysiska skyddet.

och tillsyn under drifttiden Rapportering Strålskyddsinstitutet ger strålskyddsföreskrifter,

vilka ställer krav på vissa system, bla monte- Under den rutinmässiga driften sker regelbun-

ventilationssystem och avfalls- och ringssystem, den rapportering till kärnkraftinspektionen och rapportering av system samt på dosimetri strålskyddsinstitutet. Rapportering sker dygns-

aktivitet. utsläppt vis till inspektionen om anläggningens driftläge

bränsle. Därmed erhåller Reaktorn kan därefter tillföras och produktion. Strålskyddsinstitutet Den första månadsvis och kvartalsvis rapportering om

inleds den nukleära provdriften.

och reaktor- och aktivitetsövervakningen i och etappen omfattar kriticitetsprov strålningsvid låg effekt. Därefter ökas suc- omkring anläggningen. Rapportering av anläggfysikmätningar drift och underhåll sker årsvis till kärncessivt effekten och olika prov enligt provnings- ningens

genomförs för reaktorsystemen kraftinspektionen och strålskyddsinstitutet.

programmet tillsamoch för reaktor- och turbinsystemen Redovisning av det klyvbara materialet samt

mans. Resultaten från genomförda prov sam-

rapportering av vissa händelser sker enligt medmanställs för varje etapp och redovisas till kärn- till kärnkraftindelade generella föreskrifter kraftinspektionen för granskning och godkänspektionen, som inom ramen för gällande avtal nande innan nästa etapp får påbörjas. till International Atomic rapporterar Energy

med till-

När alla fastlagda prov är genomförda Agency (I A E A). Vidare sker icke-rutinmässig

av inträffade hänfredsställande resultat och anläggningen därige- rapportering till inspektionen

delser och av förhållanden som har säkerhetsnom visats kunna drivas säkert under normala driftsförhållanden och vid olika störningar, kan mässig betydelse. Till strålskyddsinstitutet rap-

lämna tillstånd till rutinmässig porteras om fastlagda nivåer för utsläpp överinspektionen

skrides, om onormal exponering av personal tion med en Director som chef. Denne utses förekommit inom anläggningen eller om annan av medlemmarna av kommissionen. Samtidigt händelse av betydelse från strälskyddssynpunkt bemyndigas kommissionen att delegera besluinträffat. tanderätt i tillstándsärenden till direktören.

Kärnkraftinspektionen och strälskyddsinstitutet len lag kallad National Environmental Policy

följer den rutinmässiga driften genom rappor- Act of 1969 utvecklas U S Azs allmänna policy terna och genom inspektioner pä plats och kan beträffande miljöskydd. Som en praktisk förevid behov göra ändringar i och tillägg till fastlag- skrift anges i lagen att innan nagon federal mynda föreskrifter. dighet fattar beslut i fraga som kan ha väsentlig betydelse för miljöns bevarande, skall ansvarig Till ledning för de operatörer, som har att i första hand ansvara för driften tjänsteman ha framlagt en detaljerad utredning, av en atomanläggning, ”environmental impact statement. Av denna upprättar kraftverkets innehavare ett i regel antal sk driftsinstruktioner. skall bla framgå den inverkan föreslaget beslut betydande Dessa avser olika moment kan fä för miljön och vilka skadliga miljöeffekter av det normala driftsarbetet, som inte kan undvikas. såsom tex avställning av verket, åtgärder vid olika underhállsarbeten, mm. Därjämte upprättas sk stiärningsinstruktioner, avsedda att ange Föreskrifter utfärdade av NRC operatöremas åtgärder vid driftsstörningar av Med stöd av sina befogenheter enligt atomenerolika slag, tex vid större eller mindre rörbrott. gilagen har NRC meddelat ett antal författnings- Såväl drifts- som störningsinstruktioner sänds till mässigt utformade föreskrifter, sk Regula-

kärnkraftinspektionen för godkännande.

tions. Dessa är i likhet med av andra federala myndigheter meddelade bestämmelser i intagna U S Azs Federal Register. Ur detta har i Code of Federal Register samlats sådana föreskrifter

A 2.3 Amerikanska föreskrifter som är av allmän och bestående natur. l denna

Code är NRC:s föreskrifter intagna Linder avdel-

Grundläggande lagstiftning ning 10, kapitel 1.

Den grundläggande lagstiftningen om kärnkraft De i samlingen intagna NRC-fiöreskrifterna beär The Atomic Energy Act of 1954. Lagen in- rör många olika områden. Bla behandlas frågor leds med en rad deklarationer om U S Azs policy om sekretess och om tystnaclsjvlikt för NRCzs i frågor om kärnkraftens utnyttjande för olika personal. l andra avsnitt ges regler rörande imändamål. utfor- port och export samt transport och innehav av Lagen är i övrigt huvudsakligen mad som en ramlag. Beslutanderätten i frågor radioaktiva ämnen ävensom om användningen om tillstånd av sådana ämnen i kärnkraftverk men också för att utnyttja kärnkraft delegeras till The Atomic Energy Commission. Vissa all- andra ändamål än kraftproduktion. Bland föremänna föreskrifter meddelas skrifterna av den om handläggning- ingår vidare en redovisning en av tillständsärenden, bla om offentlighet och policy NRC tillämpar vid handläggningen av

om offentliga förhandlingar, hearings, i till- ansökningar om tillstånd till uppförande och

ståndsärenden. drift av kärnkraftverk.

Genom en annan lag, The Energy Reorganiza- len i Coden intagen bilaga till NRC:s föreskrifter tion Act of 197 har de befogenheter som enligt ges detaljerade anvisningar hur ett kärnkraftatomenergilagen tillkommer The Atomic Ener- verk i allmänhet bör vara konstruerat, med krav gy Commission Överflyttats på ett nyinrättat på dubblerade

säkerhetsanordningar (redun-

organ, The Nuclear Regulatory Commission, i dans) och om åtgärder vid driftsstörningar av det följande kallat NRC. Denna kommission be- skilda slag. Anvisningarna anger ett 60-tal kritestår av fem av presidenten med senatens sam- rier som skall vara uppfyllda. tycke utsedda medlemmar, Commissioners. Under The Commissioners skall enligt lagen Det framhålls likväl att anvisningama inte är finnas bla en Office of Nuclear

Reactor Regula- fullständiga men att detta ej fritar sökande från

och vidta En bilaga till ansökningen skall innehålla en preatt själv överväga säkerhetsfrågorna liminär säkerhetsanalys, Preliminary Safety sådana åtgärder som behövs för att tillfredsstäl- (PSAR). l denna skall beskrilande säkerhet skall vinnas. Analysis Report vas den planerade anläggningen med angivan- Vid sidan av föreskrifterna i Coden har NRC ut- dess de av huvuddragen av dess konstruktion, omfattan- beträfgivit ett mycket stort antal och mycket funktionerande och säkerhetsanalyser de sk Regulatory Guides (flera hyllmeter). fande konstruktionsdelar, olika systern och Dessa utgör serier av detaljerade anvisningar komponenter, m m. Tyngdpunkt skall läggas på rörande tekniska i kärnkraftverk. Härtill detaljer funktionskrav för olika system och komponenkommer en Standard Review Plan (likaledes som visar att sådater med tekniska beräkningar flera hyllmeter), som i detalj anger hur NRCzs skall göra na krav kan uppfyllas. Beskrivningen om tillstånd personal skall pröva ansökningar det möjligt att få en uppfattning om utformningatt uppföra och driva kärnkraftverk. en av olika säkerhetssystem och dessas betydel-

Särskild vikt se för gjorda säkerhetsanalyser. av såskall läggas vid en detaljerad beskrivning N RC:s

prövningsförfarande dana enheter och planerade åtgärder som reak-

torde torhärden, instrumentation och kon- Av intresse i förevarande sammanhang kylsystem, krafttillförfrämst vara de föreskrifter och anvisningar, som trollsystem, hjälp- och nödsystem, av avser tillstånd till uppförande och drift av kärn- selsystem samt system för handhavande kraftverk samt det formella förfarandet vid till- reaktorbränsle och bränsleavfall.

ståndsprövningen. l en annan bilaga skall sökande ange gränser för Huvudregeln är ett stadgande vari föreskrives följande zoner runt den planerade anläggning-

att ingen får påbörja uppförande av ett kärn- en. kraftverk utan tillstånd, construction permit. 1. En närzon som är så bestämd att en person, Detaljerade föreskrifter har meddelats om vad om sådant tillstånd skall innehålla som uppehåller sig vid dess yttre gräns, icke en ansökan skall under hrå timmar efter ett radioaktivt utoch vilka handlingar som skall biläggas ansömotta mer än 25 kan. släpp från kärnkraftverket rem radioaktivitet eller mer än 300 rem av I ansökan skall anges gränsvärden för olika jodutsläpp.

komponenter. Dessa gränsvärden skall vara så av sådan bestämda att reaktorn ställs av om de skulle 2. En zon med låg befolkningstäthet

överskridas. storlek att en person, som befinner sig vid

dess yttre gräns och där utsätts för strålning Vissa sådana gränsvärden anges i föreskrifterna, från ett radioaktivt moln från ett utsläpp från i reaktorhärden, betex för högsta temperatur kärnkraftverket, icke utsätts för starkare strålräknad oxidation av de rör vari uranbränslet är 1. ning än som angetts under inneslutet, maximal vätefrigörelse mm.

3. En zon utan större befolkningscentra med en För olika enheter, såsom tryckkärl, rörledningar Hänvis- radie av minst 1 l/3 gånger summan av ramm anges detaljerade hållfasthetskrav. dierna av zonerna 1 och 2. ning görs härvid till olika allmänna standards,

utarbetade bla av The American Society of Till ansökan skall vidare vara fogad en miljö- Mechanical Av ansökan skall fram- Engineers. Environmental Impact Report. skyddsrapport gå att dessa krav är uppfyllda. Av denna skall framgå vilken inverkan på miljön

Tillståndsansökan skall vidare innehålla en plan den planerade anläggningen kan få, ur miljö-

för katastrofsituationer. Denna skall visa att skyddssynpunkt skadliga konsekvenser som inte kan undvikas om anläggningen kommer till anordningar och planer finns för att sådan situasamt en costbetion skall kunna bemästras med rimlig säkerhet stånd, ev alternativa lösningar vari miljöskadliga effekter väges och att ändamålsenliga åtgärder kan och kom- nefitanalys, och mot ekonomiska, tekniska och andra värden av mer att vidtas till skydd för allmänheten

skada på annans egendom. anläggningen.

Sedan ansökan om construction inpermit delegerat befogenhet att slutligt pröva anförda kommit till NRC:s kansli och blivit underkastad besvär. en detaljerad teknisk granskning, inleds ett omfattande, och tidskrävande formellt Sedan det formella förfarandet med tillståndskomplicerat förfarande. ansökan slutförts, meddelar NRC construction

permit med erforderliga villkor och föreskrifter.

Ansökan remitteras till The Advisory Commit- Sökanden tee on Reactor Safeguards för granskning och kan nu börja uppföra och färdigställa yttrande. Sedan yttrandet avgetts upprättar den planerade anläggningen. Men för att få ta NRCzs kansli ett utkast till sådan miljöskydds- denna i drift fordras att hans construction perdeklaration som är föreskriven mit omvandlas till en licens. Även härför krävs i miljöskyddsen ansökan. Den skall vara än fullständigare och lagen. Utkastet delges ett flertal myndigheter och tillställes på begäran en var som begär det. I mer preciserad än den första ansökan. Nu skall lokala tidningar och genom andra lämpliga me- bifogas en slutlig säkerhetsanalys, Final Safety dia kungörs att utkastet är upprättat och att det Analysis Report (FSAR). Den nya ansökningen behandlas och ansökningshandlingarna finns tillgängligt på i stort sett samma formella sätt för kommentarer under viss tid. Såvitt möjligt som den första även om hänvisning kan göras skall handlingarna vara tillgängliga på platsi till tidigare ingivna bilagor. närheten av den planerade anläggningen. NRCzs beslut i licensärende är inte definitivt. Om NRC finner att

Efter utgången av den tid handlingarna varit ut- komplettering, slopande

lagda för kommentarer utarbetar NRCzs kansli eller modifiering av system eller komponenter i en slutlig miljöskyddsdeklaration. l denna skall anläggningen är påkallade, kan krav ställas pa

nu även redovisas och kommenteras de invänd- förbättringar. Sådana krav kan bero på konstate-

ningar som framförts mot anläggningens uppfö- rade svagheter. Men de kan även bero på nya rön i samband med

rande eller utförande. tillståndspriâvning av nya

anläggningar. Därvid uppställda krav kan göras Härefter skall anordnas en offentlig förhandling tillämpliga även på befintliga anläggningar, s k (hearing). NRC:s slutliga miljöskyddsdeklara- backfitting. tion läggs till grund för förhandlingarna. En var Beträffande har rätt att kritisera deklarationen och det för- NRC:s (ivriga Regulations kan nämslag till beslut i tillståndsärendet som NRC:s nas följande. kansli utarbetatoch tagit in i deklarationen. Vid Enligt en särskild föreskrift har rätten att medbehov kan anordnas förberedande

förhandling- dela tillstånd att bygga och driva kärnkraftverk

ar för framsorterande av viktigare, kontroverdelegerats till The Director of Nuclear Regulasiella frágor. Huvudförhandlingama kan upp- tion. delas för behandling av skilda frågor var för sig. Detaljerade föreskrifter har meddelats om förfarandet vid sådan förhandling.

Information till personalen

Det ankommer härefter pá den som utsetts till ordförande vid innehavare av kärnkraftverk skall hålla all per-

förhandlingarna att avgöra om

allmänna sonal, som arbetar inom sådan del av ett kärn-

miljöskyddslagens jpolicyföreskrifter

samt alla formella kraftverk som skall vara avspärrat för tillträde av regler följts. Efter vägande av tekniska och andra fördelar underrättad ekonomiska, med obehöriga, om förvaring, transport anläggningen mot miljöskydds- och andra skål och bruk av radioaktiva ämnen inom området, skall han besluta huruvida tillstand får medde- om skyddsåtgärder vid radioaktiv strålning och las till anläggningens uppförande och om de skyddsåtgärder för att minska risken av sådan villkor varmed ett tillstånd skall förknippas. strålning, om syftet med och funktion av skyddsmedel samt om skyldighet att anmäla

Förhandlingsledarens beslut kan överklagas varje förhållande som kan leda till överträdelser

till The Atomic av NRC:s föreskrifter Safety and Licensing Appeal eller till (ijøakallade stral- Board till vilket organ NRC (commissioners) ningsbelastningar.

Inspektion nader. Misslyckas han även då får nya försök

göras först med sex månaders mellanrum. Vid Anläggningens innehavare skall ge N R C tillträomprövning skall företes intyg av innehavaren de till anläggningen för inspektion. Vid sådan av kärnkraftverk om den ytterligare utbildning inspektion skall inspektör äga samtala privat och träning sökanden genomgått sedan föremed anställda och, om de anställda utsett ett gående examination. ombud, skall denne ha rätt att följa N R Czs revid dennes inspektion. Anställd eller Syftet med den skriftliga examen och det prakpresentant anställdas ombud har rätt att privat påkalla in- tiska provet anges vara att kontrollera att sökanbeträffande visst de har kännedom om konstruktionen av den spektörens uppmärksamhet förhållande. anläggning för vilken han skall erhålla kompetensbevis och att han är väl insatt i handhavandet av förekommande kontrollorgan och om de

Operatörslicens procedurer som skall följas i olika situationer.

Den skriftliga examinationen bygger delvis på Bland N R Czs föreskrifter ingår regler om de uppgifter som lämnats i F S A R för anläggexamination av och kompetensbevis för operaningen i fråga. törer vid kärnkraftverk. Kompetensbevis utfärdas dels för ordinarie För att kunna erhålla kompetensbevis som opeoperatörer och dels för s k senior Officers, d v s ratör krävs att sökanden har sådan hälsa och allbefattningshavare som skall ha ansvar för opemän fysisk kondition att risk ej föreligger för ratörsfunktionerna i anläggningens kontrollmisstag som kan äventyra säkerheten. Bland rum. sjukdomar eller andra brister som utesluter er-

hållande av kompetensbevis anges bla epilepsi, Ett kompetensbevis har giltighet endasti två år mental sjukdom, sockersjuka, hjärtsjukdom, och måste därefter förnyas. Nytt bevis kan utsvimningsbenägenhet samt dålig hörsel eller färdas mot företeende av intyg dels om vedersyn, ävensom andra brister som kan påverka börandes hälsotillstånd, dels om att han under vederbörandes omdöme eller förmåga att utföra giltighetstiden för det utlöpta kompetensbeviset fysiska åtgärder. Vidare krävs att sökanden av- tjänstgjort som operatör resp senior officer vid

lagt en skriftlig examen och genomgått ett prak- anläggningen och dels om att han genomgått

tiskt prov. Sökande som misslyckats i sin exami- eller genomgår av anläggningens innehavare nation får göra nytt försök tidigast efter två må- arrangerat rekvalificeringsprogram.

APPENDIX 3

över kontakter med

Förteckning myndig-

heter, och enskilda

företag, organisationer

experter

(* utmärker att föredragningspromemoria finns Dr van der Hoven, NOAA, Washington DC redovisad i bilaga Ds I 1979:22) angående Meteorologiska prognoser lnstitutt för Atomenergi, Halden, Norge Asea-Atom angående angående Utformning av kontrollrum Synpunkter på amerikanska åtgärder med avTMl Kemeny-kommissionen anledning och behovet av åtgärder i angående Sverige m.m. Pågående undersökningar inom Kemeny- F. byråchef Leif Björk och avd.dir. Jan Hagberg, kommissionen m.m., SCB Uppföljning av slutrapport angående Docent Björn Kjellström, AB Fjärrvärme Olika sannolikhetsbegrepp* angående Synpunkter på säkerheten i svenska kärnkraft- Professor Janne Carlsson angående verk med anledning avTMl*, EK-A samlade syn på reaktorsäkerhet Risker för brott på reaktortryckkärl*

Electric Power Research Institute Kraftföretagen och SKI (EPRl), DC angående Washington, angående NRCzs krav med anledning avTMl, Synen på säkerhetsarbetet i stort TMl-analys, säkerhetshöjande åtgärder,

erfarenhetsåterföring, kvalitetssäkring och SKI

Kraftföretagen DrJ. Fabricant, USA angående angående Forskningsprogram för säkerhetshöjande av amerikansk åtgärder Uppdatering syn på människans

strålningskänslighet Kraftföretagen och SKI

angående Folkkampanjen Nej till kärnkraft (Lennart Återkommande säkerhetsgranskning och säker- Daléus) hetshöjande åtgärder angående Folkkampanjens synpunkter på vetenskapligt Professor Krister Källström underlag för utredningen m.m., angående Utredningens tidsplan Värme- och hårdtekniska frågor Docent Sevald Forberg AB Kärnkraftutbildning angående angående Kärnkemiska problem Utbildning av kontrollrumspersonal

Docent Bengt Hansson, Lund Dr C. Meinhold, Brookhaven, USA angående angående Riskanalysmetodik Atmosfäriska utsläpp vid TMl

Metropolitan-Edison C0., Pennsylvania Statens vattenfallsverlc/Ringhalsverket

angående angående Besök vid TMl och diskussion av händelseför- Studiebesök

loppet Dr Alan Swain, USA Miljöförbundet (Peter Larsson) angående angående Beteendevetenskapliga synpunkter på reaktor- Miljöförbundets syn-punkter på vetenskapligt säkerhet underlag för utredningsarbetet Sydkraft AB /Barsebäcksverket Natural Resources Defense Council (NRDC), USA angående Studiebesök angående NRDC syn på TMl Union of Concerned Scientists (D. Ford), USA

US Nuclear Regulatory Commission (NRC) angående UCS planer för utvärdering avTMl angående TMl-förloppet, utbildning, säkerhetsanalyser,

Dr Ian Wirstad, Ergonområd AB

kontrollrumsdesign, säkerhetshöjande åtgärder m.m. angående

Operatörsutbildning

Pennsylvania Emergency Management Agency Westinghouse lnc. angående TMl-lärdomar i fråga om haveriberedskap angående Synpunkter på amerikanska åtgärder med SKI (Paul Ek) och behovet anledning avTMl av åtgärder i angående Sverige m.m. Tillträdesskydd m.m. i kärnkraftverk

Professor Gustaf Östberg

SKI (Frigyes Reisch) angående angående Reaktortekniska Risker för brott på reaktortryckkärl*

frågor för tryckvattenreaktorer

APPENDIX 4

över

Förteckning rapporter

m.m.

i (Ds

ingående bilaga I1979:22)

Kurt M Becker, Göran Lilja, av vattennivån i TMl-Z-reaktorn vid Bedömning Rapporteringsverksamheter av flygsäkerhetshaveriet den 28 mars 1979 betydelse

Leif Björk och Jan Hagberg, Lars Nordström, PM om olika sannolikhetsbegrepp Termohydraulisk analys

Bo Braun, Kjell Pettersson, Termohydraulisk analys av händelseförloppet Smältfenomen i samband med överhettning av vid haveriet i Three Mile Island 2, l-larrisburg, bränslestavar Pennsylvania, USA, för de första 16 timmarna Bo Rydnert, Janne Carlsson, Riskanalytisk metodik vid reaktorsäkerhets- Brottmekanik, tillämpad studier med avseende funktionspå reaktoranläggningar på mänsklig utvecklingstendenser de senaste åren förmåga och bedömningsproblem

H Christensen, T E Eriksen, K Pettersson och Bo Rydnert, E Rosén, Operatörsåtgärder under olycksförloppet TMI-2 TMI-2 - Uppskattning av radiolys och övriga Gunnar Svedberg, bidrag till gasbubblan vid kontrol- Utsläppsbegränsande anläggningar Kay Edvarson, lerat utsläpp av gas och ånga från reaktorinne- Beräkning av individ- och kollektivdoser från slutningar atmosfäriska utsläpp vid TMl Veritas, Safety Study of Quality Assurance Programme Kjell Johansson, for a Swedish PWR Plant Diskussion av Litsläppsbegränsande åtgärder.

Förslag till forskningsprogram för förbättring av Veritas,

inneslutningsfunktionen i kärnkraftverk Review of the Three Mile Island Nuclear Power Station Accident Sven Johansson,

Riskanalys Torbjörn Westermark,

Utsläppsbegränsande åtgärder Björn Kjellström, Synpunkter på säkerheten i Svenska kärnkraft- Gustaf

Östberg,

verk med anledning av haveriet vid Three Mile Brott i reaktortankar, svar på frågor vid mötet på Island-2 den 28 mars 1979 5511979-10-10

APPENDIX 5

Litteraturförteckning

(Asterisk (*) utmärker att handlingen finns re- Carlsson Janne 1979*, Brottmekanik tillämpad dovisad i bilagan DsI1979:22) på reaktoranläggningar utvecklingstendenser de senaste åren, Hållfasthetslära, KTH, Stock-

holm (1979)

Apostolakis George och Mosleh Ali 1979, Ex- Christensen H, EriksenT E, Pettersson K och

and Statistical Evidence: An App- Rosén E 1979*, TMl-Z. Uppskattning av radiolys pert Opinion lication to Reactor Core Melt Frequency, Nuclear och övriga bidrag till gasbubblan, Studsvik Science and Engineering 70, Nr 2 (1979) Arbetsrapport E2-79/ 110 prel. (1979)

Asea-Atom 1978, Säkerhetsstudie Forsmark 3, Denton Harold 1979, Resumption of licensing

DsI1978:3 reviews for nuclear power plants, Memorandum till NRC:s Commissioners, Washington DC Asea-Atom 1979, Diskussion kring vissa reaktor- (1979) säkerhetsfrågor, svar på frågor från reaktorsä- Asea-Atom (1979-10-04) Edlund O och Gyllander C, Hs -77 Haveristudie kerhetsutredningen, Barsebäck, Studsvik Rapport SM 78/5 (1978) Babcock 8: Wilcox 1979, Statement of the Bab- Edvarson av individ- och cock & Wilcox Company before the House Com- Kay 1979*, Beräkning Babcock & kollektivdoser från atmosfäriska utsläpp vid mittee on Science and Technology, TMl (1979) Wilcox (May 23, 1979)

EK-A 1978, Miljöeffekter och risker vid utnytt- Becker Kurt M 1979*, Bedömning av vattennijande av energi, Dsl1978:27, Del 1 och 2 samt vån iTMl-2 reaktorn vid haveriet den 28 mars Riskvärdering, Dsl1978:15 Underlagsrapport: 1979, Rapport KTH-NEL- 26 (1979)

Firing Jørgen och øfjord Kåre 1979, Redegjørel- Bergqvist m.fl. 1978, Hur säkert kan man veta se vedrørende uhellet ved kjernekraftverket i komplicerade teknisnågot om olycksriskerna Three Mile Island Il som startet 28 mars 1979 kl. ka system?, DsI1978:15 04.00 (Lokal tid), lnstitutt for Atomenergi

av vissa av Rapport HF-71, Kjeller, Norge (1979) Beyea Jan 1978, En undersökning på hypotetiska reaktorföljdverkningarna Folbert Bertil och Wirstad Jan 1979, Rekryte- Dsl1978:32 och En

olyckor vid Barsebäck, ring, Utbildning Uppföljningsmetoder,

över aktuella förhållanden för sammanställning Birkhofer A 1979, Die Deutsche Risikostudie driftpersonal vid landets kärnkraftverk, Ergo- (Kurzfassung), Gesellschaft für Reaktorsicher- AB Kärnkraft, nområd AB Rapport nr 5 (jan 1979) heit (1979), Svensk översättning AKK CEW/ San (1979-10-26) 1978, Programm For- Forschungsprogramm schung zur Sicherheit von Leichtwasserreakto- Björk Leif och Hagberg Jan 1979*, PM om olika Der Bundesminister für Forren 1977-1980, sannolikhetsbegrepp, Stencil (1979-10-24) schung und Technologie, Bonn (1978)

Braun Bo 1979*, Termohydraulisk analys av Harrisburg-Bericht1979, Bewertung des Störhändelseförloppet vid haveriet i Three Mile falles im Kernkraftwerk Der Bun- Harrisburg, Island 2, Harrisburg, Pennsylvania, USA, för desminister des lnnern, Bonn (Mai 1979)

de första 16 timmarna (1979) Johansson Kjell 1979*, Diskussion av utsläpps-

Carlsson Folke och Johansson Kjell 1979, Infor- begränsande åtgärder, Förslag till forskningsmation om härdsmältning, Sammanfattande program för förbättring av inneslutningsfunk-

Studsvik Rapport K2-79/111 och tionen i kärnkraftverk, Studsvik Arbetsrapport slutrapport, K2-79/192 E2-79/ 25 (1979) (1979)

Johansson Sven 1979*, Riskanalys, PM, Lund Nordström Lars 1979*, Termohydraulisk analys, (1979) PM, Stockholm (1979)

Kemeny John m.fl. 1979, The Accident atThree NOU 1978:35 A-B, Kjernekraft og sikkerhet, Mile Island, Report of the Presidents Commis- Norges Offentliga Utredninger, Oslo (1978) sion, Washington DC (1979) NRC, HWE och EPA 1979, Population Dose and Kemeny John m.fl. 1979 a, Kemeny-kommissio- Health Impact of the Accident at theThree Mile nens rapporter, samt utskrifter av kommissio- Island Nuclear Station (A preliminary assessnens förhör med företrädare för NRC, innehament for the period March 28 through April 7, vare av kärnkraftverketTMI, operatörer och 1979), NRC, Washington DC m.fl. (1979) andra befattningshavare, Stenciler, Washington DC (1979) NSAC 1979, Analysis of Three Mile Island-Unit 2 Accident, NSAC Rapport NSAC-1, Washing- Kjellström Björn 1978, Some generic problems ton DC (1979) related to Westinghouse PWR ECCS Evaluation, Rapport FV-78-0010/O7 rev 1, AB Fjärrvärme, NUREG-MSS, Plan for Research to Improve the Trosa (1978) Safety of Light-water Nuclear Power Plants, NRC Rapport NUREG-0438 (1978) Kjellström Björn, Eriksson S O och JonssonT

1978, Comments and suggestions regarding NURECG-OSIO, Identification of Unresolved

acceptance criteria for emergency core cooling Safety Issues Relating to Nuclear Power Plants, systems for light water cooled nuclear power NRC Rapport NUREG-0510 (1979) plants, Rapport FV-78-0010/105, AB Fjärrvärme, Trosa (1978) NUREG-0560, Staff report on the generic assessment on feedwater transient in pressurized Kjellström Björn 1979*, Synpunkter på säkerhewater reactors designed by the Babcock 8: Wilten i svenska kärnkraftverk med anledning av cox Company, NRC Rapport NUREG-0560 haveriet vid Three Mile Island-2 den 28 mars (1979) 1979, Rapport FV-79-0047/01, AB Fjärrvärme, Trosa (1979) NUREG-0578, TMI-2 Lessons Learned Task Force Status Report and Short-Term Recommen- Leventhal L och Asselstine to J 1979, Statement dations, NRC Rapport NUREG-0578 (1979) the investigation of theTMI nuclear accident, Senate Committee on Environmental and Public NUREG-0585, TMI-2 Lessons Learned Task For- Works (Oct 1979) ce Final Report, NRC Rapport NUREG-0585 (1979) Lewis H Wm.fl. 1978, Risk Assessment Review NUREG-0600, Investigation into the March 28, Group Report to the U S Nuclear Regulatory 1979 Three Mile Island Accident by Office of Commission, Rapport NUREG ICR-O4OO (1978) Inspection and Enforcement, NRC Rapport Lilja Göran 1979*, Rapporteringsverksamheter NUREG-0600 (1979) av Flygsäkerhetsbetydelse, FFA Rapport AU- 1590 (1979) NUREG-0610, Draft emergency action level guidelines for nuclear power plants, NRC Rap- Malmqvist Lars 1979, Radiologisk analys av port NUREG-O610 (1979) TMI, Statens Strålskyddsinstitut (SSI) (1979) OKG 1979, Svar på av Reaktorsäkerhetsutred- MHB Associates 1978, Undersökning av svensk ningen ställda frågor med brev 1979-08-29, reaktorsäkerhet: Riskbedömning för Barsebäck, Oskarshamnsverkets Kraftgrupp Aktiebolag, DsI1978:33 Bf/ MS S-A349.3 (1979)

Michelson C 1978, Decay heat removal during a Pershagen Bengt 1979, Principer för Reaktorvery small break LOCA for a & 205-fuel-as- säkerhet, Studsvik Projektadministration AB sembly PWR, NRC, Washington DC (Jan 1978) (1979)

Pettersson Kjell 1979*, Smältfenomen i sam- SOU 1978:17, Energi, Betänkande av Energi-

kommissionen, Stockholm (1978) band med överhettning av bränslestavar,

Studsvik Rapport KU-79/66 (1979) SOU 1978:49, Energi-, Hålso-, miljö- och säker-

Risö 1977, Calculation of the Individual and hetsrisker, Slutbetänkande av Energikommis-

Doses on Danish Territory sionen, Stockholm (1978) Population resulting from at the

HypotheticalCore-me1tAccidents Vattenfall 1979, Läckage i flödesmättläns FE 490

Barsebäck Reactor, Risö Report No 356, Risö, 1979-02-02, Vattenfall/Ringhalsverket Rapport

Danmark (1977) VK5-L5/bml-3484 (1979-07-12)

before the Presi- - Roisman A 1979, Testimony Vattenfall 1979 a, Ringhals 2 Läckage vid mät-

dents Commission, Natural Resources Defense fläns FIA 490, krets 1, Vattenfall/Ringhalsverket

Council, Washington DC (1979) Rapport V-Gfn/af-34821 (1979-07-18)

Bo 1979*, Riskanalytisk metodik vid Vattenfall 1979 b, Svar på RSU:s frågor Rydnert med avseende (1979-08-29) beträffande NRC:s Lessons reaktorsäkerhetsstudier på Learned . . . . NUREG-0578 m.m., Vattenfall mänsklig funktionsförmåga och bedömnings- LUTAB PM TFO:17O (1979) brev V-Gfn/1E-3489 (1979) problem,

Svedberg Gunnar 1979*, Utsläppsbegränsande Operatörsåtgärder under

Rydnert Bo 1979 a*, anläggningar vid kontrollerat utsläpp av gas och LUTAB PM TFO: 170-M3 olycksförloppetTMl-Z, Kemisk ånga från reaktorinneslutningar, Appa- (1979) ratteknik, KTH, Stockholm (1979)

Assessment of Sandia 1978, AValue-Impact Sydkraft1979, Svar på frågor rörande NRC Alternative Containment Concepts, Rapport Short Term Recommendations och säkerhets- NUREG/CR-0165, SAND 77-1344, 6A (1978) åtgärder, Sydkraft, Malmö (1979) höjande

SCB 1978, SCBzs yttrande över Energikommis- Thedéen 1978, The Problem of Quanti- Torbjörn sionens betänkande Energin Hälso-, miljö- och fication, PM, Stockholm (1978) säkerhetsrisker (SOU 1978:49), Statistiska

Centralbyrån, Stockholm (1978) TVA 1979, TVA Nuclear Program Review, Task

Force on Nuclear Safety, Tennessee Valley SKI 1977, Reaktorsäkerhetsstudie, Del 1 och 2, Authority (TVA), Tennessee (1979) SKI (1977)

WASH-1400 (Rasmussen-rapporten), Reactor SKI 1977-79, Report on safety related occurren- of Accident Risks Safety Study; An Assessment ces and reactor trips (författare: Lars Andermo, in U.S. Commercial Nuclear Power Plants. Main - De- Bo Sundman), SKI Rapporter July 1, 1977 75/ 014) Report, Rapport WASH-1400 (NUREG cember 31, 1977 och January 1, 1978 -June 30, (1975) 1978 och July 1, 1978 - December 31, 1978

Veritas 1979*, Safety Study of Quality Assurance SKI 1979, Synpunkter på NRC Short-Term Programme for a Swedish PWR Plant, Veritas

Recommendations enligt NUREG-0578 och Rapport No 79-0657 (1979) NRC MEMO av 1979-08-20 m.m., SKI (1979)

Veritas 1979 a*, Review of the Three Mile Island 5101979 a, Uppdrag att redovisa händelseför- Nuclear Power Station Accident, Veritas Raploppet vid kärnreaktorolyckan vid Harrisburg, port No 79-0658 (1979) USA och vilka åtgärder som denna olycka föran-

leder beträffande svenska kårnreaktorer, SKI Westermark Torbjörn 1979*, Utslåppsbegrän-

Rapport 1979-05-03 sande åtgärder, PM, Stockholm (1979)

- Betänkan- 1974, Technical SOU 1977:67, Energi - Hälsa Miljö, Westinghouse Report on Beznau de av energi- och miljökommittén, Stockholm unit one incident of August 20, 1974, Westing-

(1977) house (Sept, 1974)

Westinghouse 1979, Diskussion kring vissa reak- Wirstad Ian och Andersson Håkan 1979, Komtorsäkerhetsfrågor (på engelska), svar på frågor petensuppföljning avseende driftpersonal vid från AB

reaktorsäkerhetsutredningen, Westing- kärnkraftverk, Systemlösning, Ergonområd

house Telexmeddelande (1979-10-09) Rapport nr 9 (juni 1979)

Westinghouse 1979 a, Westinghouse response to Östberg Gustaf 1979*, Brott i reaktortankar, svar

ACRS generic recommendations associated på frågor vid mötet på SSI 1979-10-10, Konstrukwith the Three Mile Island Event, Westinghouse tionsmaterial, LTH, Lund (1979) (1979)

APPENDIX 6

sammanfattande

Kemeny-kommissionens överväganden

en l denna slutsats talas om nödvändiga genomgri- Den 11 april 1979 tillsatte USA:s president kommission med uppdrag att undersöka den pande ändringar. Vi påstår inte att de rekom-

kärnkraft- mendationer för att olycka som den 28 mars 1979 drabbat vi lägger fram är tillräckliga

verketThree Mile lsland, Block 2 och att fram- garantera kärnkraftens säkerhet.

vartill undersökningen kunde lägga de förslag direk- På grund av innebörden av presidentens föranleda. Kommissionen, som efter sin ordfösamt komplexiteten hos kallas tiv, tidsbegränsningen rande, doktor john G. Kemeny, brukar som de jämförande risksåväl energijaroblemen Kemenykommissionen, avlämnade sin rapport analysproblemen har kommissionen inte prtävat till presidenten den 30 oktober 1979. frågan om vad som menas med tillräckligt

inleds med ett företal, av vilket fram- säker, eller den vidare frågan om kärnkraft i Rapporten redovisas sådana konstate- förhållande till andra former av energi. Vad går att i rapporten randen och rekommendationer varom kommissionen funnit beträffande olyckan och förelegat en klar majoritet inom kommissionen. Varje tillsynen av kärnkraftsindustrin » i synnerhet

redovisad rekommendation har beslutats av en nuvarande och potentiellt läge vad gäller

majoritet av kommissionens ledamöter. Några allmänhetens säkerhet vid användning av

ledamöter av kommissionen har lämnat sär- kärnkraft- för har, enligt vår mening, betydelse skilda yttranden. energifrågor i allmänhet. Men det slutliga ställ-

till frågan innefattar sådana sammanfat- ningstagandet Rapporten inleds med kommitténs av ekonomisk, miljömässig- och bedömningar tande överväganden, som i svensk översättning natur, som endast kan värderas utrikespolitisk har följande lydelse. och vägas genom den politiska processen.

Vad vi funnit behöver inte i sig leda till den slut-

Sammanfattande överväganden till sin natur är alltför

satsen att kärnkraft farlig

(Overview) för att tillåtas fortsätta och öka som ett medel för

kraftproduktion. lnte heller antyder vad vi fun-

nit att nationen skall satsa kraftfullt på utbygg- Allmänna slutsatser nad av kommersiell kärnkraft. Innebörden av

I meddelandet om kommissionens tillsättande vad vi funnit är helt enkelt att om landet önskar

sade USA:s att kommissionen skulle att, av mer övergripande skäl, ta de risker som president, som gör det möjligt att är förknippade med kärnkraft, så krävs genomge rekommendationer förhindra framtida kärnkraftsolyckor. Efter sex om dessa risker skall gripande förändringar månaders undersökning av alla förhållanden kunna hållas inom godtagbara gränser.

rörande olyckan och dess orsaker har kommis- Vi är synnerligen medvetna om att många andra sionen funnit att utredningar rörande olyckan pågår. Flera utred-

så svåra kärnkraftsolyckor utförs NRC utför För att förhindra ningar av kongressen, egna

som den vid Three Mile Island, är nödvändigt utredningar och vidare utförs flera utredningar

med av The av industrin. av dessa undersöker enskil-

genomgripande förändringar Några

Nuclear Commission (NRC, USA:s da frågor, mycket mer ingående än det varit Regulatory kärnkraftinspektion), dess organisation, dess möjligt för oss att göra. Utan tvivel kommer

att bringa ytterligare klarprocedurer och arbetssätt och - i synnerhet- dessa undersökningar

NRC:s allmänna samt, i den omfatt- het. Det är vår förhoppning att resultaten av inställning undersökta och institutioner är kan hjälpa och påskynda ning företag våra ansträngningar

inom kärnkrafts- de pågående undersökningarna och bidra till att typiska, inställningen industrin. snabbt få igenom erforderliga ändringar.

Attityder och arbetssätt

törerna enbart bidrog positivt och att det skulle

vara ett uttryck för försiktighet att bortse från Var undersökning började med en granskning dem. Man koncentrerade av olyckan vid Three Mile Island (TMl). Detta sig m.a.o. på den tekniska utrustningen och förutsatte att operaledde oss nödvändigtvis till att studera den roll törerna endast kunde förbättra situationen - de som spelas av kraftföretaget och huvudleveranvar ingen del av helheten. törerna av anläggningen. Vid vår detaljunder-

Commissökning av ”The Nuclear Regulatory Efter många års drift av kärnkraftverk utan nåsion (NRC), fick vi en bredare insikt om de atti- bland allmängot bevis för att någon människa som är förhärskande tyder och det arbetssätt heten blivit skadad, växte tron på att kärnkraftinom delar av industrin. Vi undersökte dock verk är tillräckligt säkra till en övertygelse. Man inte industrin i dess helhet. måste beakta detta för att förstå varför många

viktiga åtgärder, som kunde ha förhindrat Diskussioner rörande kärnkraftverk tenderar att bli koncentrerade olyckan vid Three Mile Island, inte vidtogs. till frågor om den tekniska ut- Kommissionen är övertygad om att denna inrustningens säkerhet. Utrustningen kan och bör ställning måste ändras till att kärnkraften till sin förbättras för att ge ökad säkerhet vid kärnkraftnatur är potentiellt farlig och att man därför verk och några av våra rekommendationer avser ständigt måste fråga sig om redan vidtagna sådana förbättringar. Men allteftersom bevis säkerhetsåtgärder är tillräckliga för att förhindra samlats, blev det klart att de grundläggande stora olyckor. Ett övergripande system behövs i problemen hänger samman med människorna vilket maskinen och människan och inte den tekniska utrustningen. ges samma betydelse. När vi säger att de grundläggande problemen Vi har noterat en koncentration till föreskrifter. hänger samman med människor, avser vi inte endast den enskilda människans Naturligtvis är det NRC:s skyldighet att utfärda begränsningar, föreskrifter för att garantera säkerheten vid fastän sådana finns. Vi menar mera allmänt att kärnkraftverk. Men enligt vår mening kan sävåra undersökningar har visat på problem i de kerheten inte garanteras bara genom föreskrifsystem som tillverkar, driver och har tillsynen över kärnkraftverk. ter. Snarare kan föreskrifterna, när de blir så Det finns problem i de olika omfattande och som de nu

svåröverskådliga

organisationernas sturktur, det finns svagheter i gällande, verka som en negativ faktor för kärnolika processer och det finns en brist på kommukraftsäkerheten. nikation mellan nyckelpersoner och nyckel-

grupper. Bestämmelserna är så svåröverskådliga att det fordras enorma Vi är övertygade om att om de enda svårigheter- insatser av kraftföretaget, dess

leverantörer och av NRC för att tillse att förena gällde den tekniska utrustningen så skulle denna kommission skrifterna efterlevs. aldrig ha blivit tillsatt. Ut- Full efterföljd av meddelade

bestämmelser har ansetts innebära rustningen var tillräckligt bra för att den svåra säkerhet. Kommissionen olyckan vid Three Mile Island bara skulle ha anser att det krävs en djupgåen- - om mänskliga fel inte varit ett mindre tillbud de omtanke om säkerheten för att skapa säker-

hade begåtts. Men, varhelst vi letade, fann vi het, inte bara efterlevnad av vissa begränsade problem med de människor som sköter anlägg- och svåröverskådliga bestämmelser.

ningen, med viktiga delar av företagsledningen

Vi har också funnit ett grundläggande fel med och med den myndighet som har getts ansvaret gällande komplex av bestämmelser. Fastän för tillsyn av säkerheten vid kärnkraftverk. vetenskapsmän och tekniker i årtionden oroat l de vittnesmål vi fått var det ett uttryck som i den tekniska sig för säkerheten utrustningen, återkom om och om igen. Det var uttrycket har vi funnit att inställningen till kärnkraftssä- Låst Vid ett av våra inställning (mindset). kerhet har haft en allvarlig brist. Det var naturoffentliga förhör använde chef och industrin Roger Mattson, ligt för myndigheterna att fråga: för NRC:s avdelning för systemsäkerhet, ut- Vad är det svåraste tekniska fel som kan inträf-

trycket fem gånger inom loppet av 10 minuter. fa?. Några tänkbara allvarliga händelser, som T.ex. Jag tror man var för inställd på att opera- brott på en stor rörledning för kylvatten till reak-

Låt oss granska några av de förhållanden som torn, studerades ingående och skickligt och användes som grund för konstruktionen av väsentligt bidrog till operatörernas förvirring.

anläggningarna. Det blev en fixering till olyckor att utbild- För det första är det vår uppfattning föranledda av sådana stora rörbrott liksom till ningen av TMl-tujveratörerna var synnerligen uppfattningen att om de kunde bemästras, kan ha varit bristfällig. Även om utbildningen behövde man inte bekymra sig om att analysera drift Linder ändamålsenlig för anläggningens mindre betydelsefulla olyckor. normala förhållanden, hade (utillräcklig Lippmärksamhet Och Stora rörbrott fordrar synnerligen snabba ägnats möjliga svåra olyckor. förståelsen, även hos de erfarna reaktoroperatöåtgärder, som därför måste utföras automatiskt av utrustningen. Mindre haverier kan utvecklas rerna, var inte djupare än att de var oförberedda kan att handskas med något så förvirrande som de långsammare och att få dem under kontroll förhållanden som de ställdes inför. bli beroende av att människor vidtar lämpliga

åtgärder. Detta var tragedin vid olyckan vid För det andra har vi funnit att de speciella clrifts- Three Mile Island, där inslagen av tekniska fel i instruktioner, som var tillämjwliga vid olyckan, i händelseförloppet var väsentligt mindre drama- vart fall var förvirrande och kunde Lippfattas på

tiska än de fel som blivit noggrant analyserade, att vidta de sådant sätt att de ledde operatörerna men där resultaten av felen förvirrade dem som felaktiga åtgärder de gjorde. skulle hantera olyckan. Ett i och för sig obetydväxte till TMl-olyckan med svåra ska- För det tredje hade lärdomar från tidigare olycligt tillbud dor på reaktorn. Då sådana kombinationer av kor inte resulterat i att nya, klara instruktioner mindre tekniska fel sannolikt inträffar oftare än delgivits operatörerna. Detta belyses av följande

stora fel, bör de studeras grundligt. Därtill kom- fallbeskrivning.

mer att de kräver att operatörerna och deras En erfaren ingenjör vid Babcock & Wilcox Comchefer har grundlig förståelse för hur anlägg- lade märke till att pany (reaktorleverantiären) ningen fungerar och att de kan hantera kombioperatörerna felaktigt stängt av nödkylsystemet nationer av små tekniska fel. vid en tidigare olycka, som hade stora likheter är att med den vid Three Mile lsland. Han påpekade Den allvarligaste typen av låst inställning att det var tursamt att de förhållanden under vilalla koncentrerar sig på tekniska fel, vilket leder till en undervärdering av betydelsen av den ka detta fel begicks inte var sådana att en svår Vi och han varnade för att under mänskliga faktorn vid kärnkraftproduktion. olycka inträffade andra förhållanden (liknande dem som senare frestas säga att medan enorma insatser gjorts för att den säkerhetsrelaterade tekniska utrustning- förelåg vid Three Mile Island) kunde en mycket

Han krävde i mycket en skulle fungera så bra som möjligt med utrust- allvarlig olycka inträffa. meddelaning i reserv i flera led, så hade NRC och indu- starka ordalag att tydliga instruktioner Hans promemoria skrevs 13 strin försummat att tillräckligt beakta att de des operatörerna.

människor månader före olyckan vid Three Mile Island, som sköter och driver anläggningen utgör en väsentlig del av säkerhetssystemet. men gav inte upphov till nägra nya instruktioner. Kommissionens Lindersökning av denna händelse och andra liknande händelser vid B 8:

Orsakerna till Woch NRC tyder på att den bristande förståelse

olyckan

som ledde operatörerna till felaktiga åtgärder, Andra undersökningar har visat att, ehuru tek- och hos fanns både hos NRC, hos kraftföretaget niska fel initierade händelseförloppet, var den dess leverantörer. grundläggande orsaken till olyckan operatörfel. Det har påpekats att om operatörerna (eller Vi har funnit att det brister i avslut inom sys-

aktualideras chefer) hade hållit nödkylsystemet i gång temet, d.v.s. viktiga säkerhetsaspekter under inledningsskedet av olycksförloppet, så seras ofta och analyseras i viss mån, men de fullskulleThree Mile Island ha stannat vid ett rela- som vinnes följs inte till beslut; och de lärdomar Även om vi instämmer i av dessa analyser når inte ut till de personer och tivt obetydligt tillbud. de grund- som har mest behov av att känna detta, anser vi att detta inte uttrycker organisationer till olyckan. till dem. Detta var fallet med den ovan beskrivläggande orsakerna

na B & W händelsen och det var fallet med olika bidrog många faktorer till operatörernas hand-

varningar inom NRC att felaktigt handlande av lande, såsom brister i utbildningen, oklara drift-

operatörer kunde förekomma vid vissa typer av instruktioner, oförmåga hos olika organisationer mindre läckor, och det var fallet med många frå- att dra rätta lärdomar av tidigare tillbud samt

av tillgor, som väckts vid handläggningen brister i utformningen av kontrollrummen.

ståndsärenden men som inte fullföljdes och Dessa brister får tillskrivas levekraftföretaget, avgjordes av NRC:s personal. rantörerna av utrustningen och den statliga till-

synsmyndigheten. Vare sig operatörsfelen l vår rapport ges flera andra exempel som visar förklarar vad som inträffade i detta fall eller ej, bristen på insikt om betydelsen av den mänskliför reaktorsäkerheten. Vi vill nämna är vi därför -i ljuset av alla ovan påtalade brister ga faktorn övertygade om att en olycka liknande den vid endast ett ytterligare exempel (det fjärde). Det Three Mile Island förr eller senare var oundkontrollrum från vilket TMI-2-anläggningen

manövrerades bristeri viklig. uppvisar många avseenden. Kontrollpanelen är stor, med hundratals

alarm, och vissa betydelsefulla mätinstrument Olyckans svårhetsgrad

är så placerade att operatören ej kan se dem. Det Hur allvarlig var olyckan? Med utgångspunkt finns föga som tyder på att modern informafrån våra undersökningar av olyckans hälsotionsteknologi har fått genomslag i kontrollverkningar drar vi den slutsatsen att huvudrummet. Trots detta kan kontrollrummet vara delen av de radioaktiva ämnena stannade i inne-

ändamålsenligt för den normala driften av en

slutningen, trots allvarliga skador på anlägg-

kärnkraftanläggning.

ningen, och att de faktiska utsläppen får för- Det uppvisar emellertid allvarliga brister i have- sumbar inverkan på människors fysiska hälsa.

ristituationer. Under de första minuterna av Den huvudsakliga hälsoeffekten av olyckan

händelseförloppet gavs mer än 100 larmsignaler befanns vara psykisk stress.

och det fanns inget system för att undertrycka De stråldoser som människor utanför betydelselösa kunde anläggsignaler så att operatörerna koncentrera ningen erhöll var mycket små. Emellertid kan sig på de betydelsefulla. Informaäven små stråldoser senare leda till cancer, ärftlitionen presenterades inte i klar och tillräckligt ga skador eller missbildningar hos barn som ut-

begriplig form; t.ex. gavs, trots att tryck och

i reaktorn satts för strålning under fostertiden. Då det inte temperatur kunde avläsas, ingen finns någon direkt metod att mäta hälsorisken direkt anvisning om att kombinationen av tryck och temperatur vid låga stråldoser, måste risken uppskattas innebar att kylvattnet höll på att indirekt. Olika vetenskapsmän har gjort skilda förångas. Överhuvud taget hade föga uppmärksamhet ägnats åt samverkan mellan människa antaganden om hur en sådan uppskattning skall

göras och därför varierar resultaten. Lyckligtvis och maskin under de snabbt föränderliga och var i detta fall stråldoserna så små att vi kan förförvirrande förhållandena vid en olycka. Kanske utsätta att hälsoeffekterna i stort blir minimala. dessa brister i utformningen berodde på en koncentration - vilka inte Det blir antingen inga cancerfall alls eller också till stora rörbrottsolyckor ger tid för nämndvårda - blir antalet fall så få att det aldrig blir möjligt att operatörsingripanden upptäcka dem. Samma slutsats gäller för de under det att man vid utformningen bortsett från operatörernas andra typerna av möjliga hälsoeffekter. Skälen behov vid långsamma förlopp av typen mindre läckor (som vid TMI). härtill är följande.

Några av oss förordar en total modernisering av Det totala antalet strålningsorsakade cancerfall

kontrollrummen, men vi år alla ense om att förhos den befolkning som berördes avTMl kan hållandevis få och ej särskilt kostnadskrävande bli 0,7. Detta exempelvis enligt en uppskattning i kontrollrummet kunde ha väsent-

förbättringar är ett uppskattat genomsnittsvärde av samma

ligt underlättat hanterandet av olycksförloppet. ameslag som följande utsaga: En genomsnittlig rikansk familj har 2,3 barn. Slutsatsen blir att medan huvudorsaken till att

detta tillbud kom att utvecklas till en allvarlig Vad detta verkligen betyder i fallet TMI är att

olycka var olämpliga operatörsåtgårder så envar av de omkring 2 miljoner individer som

extra risk att mars-l en missbor inom 80 km löper en minimal april). På fredagen föranledde dö av cancer, och att om alla dessa minimala ris- tolkning av ett radioaktivt utsläpp några NRCatt rekommendera omedelbar utker adderas, får man totalt 0,7. lett sådant läge tjänstemän kan en matematisk lag, kallad Poissons fördel- rymning. Och på fredagen rådde guvernören fransk matematiker), till- Thornburg havande kvinnor och barn under ning (efter en berömd är 0,7 skolåldern att lämna området inom 8 km från lämpas. Om det beräknade genomsnittet blir den faktiska sannolikheten för cancerdöds- TMl. På lördagen och söndagen trodde andra

fall till följd av olyckan följande: Det är omkring NRC-tjänstemän felaktigt att det förelåg en omedelbar fara för explosion av en våtgasbubbla 50 procent chans att det inte blir några extra dödsfall av cancer, 35 procent chans att en indi- i reaktorkärlet, och utrymning blev återigen en

vid kommer att dö av cancer, 12 procent chans central diskussionsfråga.

att två individer kommer att dö av cancer och Vi har funnit att den allvarligaste hälsoeffekten det är praktiskt taget säkert att det inte blir så i cancer. av olyckan var svår psykisk stress under en många som fem dödsfall begränsad tid. De svåraste stresseffekterna Liknande sannolikheter kan räknas fram för fanns bland dem som bodde inom 8 km från

andra sätt att uppskatta riskerna. Alla har föl- TMl och i familjer med barn under skolåldern.

jande gemensamt: Det är fullt möjligt att inget i cancer kommer att inträffa. Och fick mycket omfattande skador. extra dödsfall Anläggningen för alla beräkningsmetoderna gäller att det är Ehuru själva reaktorn har bringats till kall av-

praktiskt taget säkert att antalet cancerdödsfall ställning, finns dock stora mängder radioaktiva blir mindre än 10. ämnen samlade i inneslutningen och i hjälp-

byggnader. Kraftföretaget står därför inför ett Eftersom cancer som förorsakas av joniserande

omfattande uppröjningsarbete som i sig kan

strålning inte skiljer sig från annan cancer, kan innebära risker för allmänheten. De pågående antalet extra cancerfall endast bestämmas statisuppröjningsarbetena vid TMI visar att konstruktiskt. Vi vet av cancerstatistiken att av de mer än tionen är otillfredsställande när det gäller att 2 miljoner människor, som bor inom 80 km från De kunna ta hand om en skadad anläggning. TMl, kommer omkring 325,000 förr eller senare kostnaderna direkta ekonomiska för olyckan är att dö av cancer, av orsaker som inte har att göra enorma. Våra bästa uppskattningar ligger i ommed kärnkraftverket. Detta antal är endast upprådet en till två miljarder dollar, även om TMl-Z skattat och det faktiska antalet kan bli 1000 fall av

åter skulle kunna tas i drift. (Huvuddelen

mer eller mindre. Det är därför otänkbart att detta är uppskattade kostnader för ersättningsmed statistiska metoder någonsin kunna uppkraft under de närmaste åren). Då det kanske täcka mindre än 10 extra dödsfall. Därför kan det inte blir möjligt att åter ta anläggningen i drift, vara så att olyckan inte ger upphov till ett enda kan kostnaderna t.o.m. bli mycket högre.

extra dödsfall i cancer eller, om det blir några, Olyckan väckte oro i hela världen och medförde blir det så få att de inte kan upptäckas. minskat förtroende för kärnkraftsindustrin och Vi fann att de personer, som bodde i närheten för NRC.

av Three Mile Island, utsattes för högst allvarlig Alltifrån början ansåg vi det angeläget att söka psykisk stress. Flera förhållanden bidrog till olyckan faktiskt denna stress. l-lela den första veckan av olycks- klarlägga inte bara hur allvarlig förekom omfattande spekulationer om var för allmänhetens hälsa, utan även hur nära förloppet vi var en katastrofal olycka med ett stort antal hur allvarlig olyckan kunde komma att bli. Vid dödsfall. var huruflera tillfällen övervägde ledande tjänstemän Frågor som måste undesökas inom NRC och delstatsregeringen möjligheten vida en kemisk explosion (väte) eller ångexplosion kunde ha lett till brott på reaktortanken och av en omfattande utrymning. Flera rådgivare rekommenderade inneslutningen och huruvida ytterst hett, smält åtgärder näst intill full utrymandel av befolkningen i det kärnbränsle kunde ha allvarligt skadat inneslutning. En betydande - och kunde inte helomedelbara grannskapet lämnade frivilligt om- ningen. Det förelåg aldrig

rådet. NRC-tjänstemän bidrog till att öka oron ler föreligga - någon fara för en nukleär explo-

under perioden från fredagen till söndagen (30 sion (atombomb).

Vi gjorde en medveten ansträngning att få ett slutningen och det hårda berg på vilketTMl-2:s

svar pä denna fraga. Eftersom olyckan hade sin inneslutning är uppförd, skulle ha kunnat för-

grund i en komplicerad kombination av mindre hindra utsläpp av stora mängder radioaktiva tekniska fel och stora fel i mänskligt handlande, ämnen. Denna slutsats bygger på mycket nogställde vi frågan: Vad hade hänt om ytterligare granna beräkningar, vilka är hållbara endast så

något gått fel?. långt som våra antaganden är giltiga. Vi kan inte Vi undersökte flera olika tänkbara vara absolut säkra på dessa slutsatser. förlopj» representerande förändringar i den händelsekedja Några av de begränsningar som gällde för densom faktiskt ägde rum. Den största orosgrunden na studie var: (l) Vi har inte undersökt möjliga Linder olyckan var att den betydande mängd följder av operatörsmisstag under eller efter en radioaktiva ämnen (särskilt radioaktiv jod) som härdsmälteprocess som kunde äventyra innesamlats i anläggningen kunde komma fri till om- slutningens effektivitet; (2) Vi har inte undergivningen. Vi frågade därför, i vart och ett av sökt sårbarheten hos de olika genomföringarna i fallen, huruvida utsläppen kunde ha blivit kablar och inneslutningens väggar för elektriska mindre eller större och om stora mängder hade rörledningar, ej heller hos dörrarna för männikunnat komma ut. skor och utrustning; (3) Studien var specifik för TMl-Zzs konstruktion och läge (tex. fast berg- Många av dessa tänkbara förlopp ledde till mer resultat än det som faktiskt grund under anläggningen); (4) Vi är medvetna gynnsamma hände. om att vi endast studerat ett begränsat antal Flera andra innebar ökade utsläpp av radioaktiv tänkbara svar på frågan Vad hade hänt jod men alltjämt på sådan nivå att de inte inneom. . . ? bar fara för allmänhetens hälsa. Men vi har också studerat två eller tre tänkbara förlopp vil- Andra kan möjligen finna tänkbara händelsekas exakta följdverkningar är betydligt svårare kedjor med ännu allvarligare följder. att beräkna. De innebar svårare skador på här- Vi förordar starkt att forskning snarast genomden med ytterligare nedsmältning av kärnbränslet i de hetaste delarna. Dessa konsekvenser är, förs för att fastställa och analysera möjliga följöverraskande der av olyckor som leder till allvarliga härdskanog, oberoende av hur länge härden varit i full drift. dor. Sådan kunskap är väsentlig för att kunna bemästra verkningarna av sådana olyckor i framtiden. Den kan också visa på svagheteri På grund av det osäkra fysiskaliska tillståndet nuvarande konstruktioner hos kärnbränslet, kapslingen och härden, har vi där ändringar kan få studerat vissa särskilda och svåra förhållanden betydelse för att förhindra framtida svåra som ofrånkomligt skulle leda till en olycka med olyckor. härdsmälta. len sådan händelsekedja skulle Dessa osäkerheter har inte hindrat oss från att kärnbränslet smälta, falla till botten av reaktorkunna nå överväldigande enighet om åtgärder kärlet, smälta igenom reaktorkärlets stålbotten för att rätta till missförhållanden. Vi stöder oss och slutligen skulle vissa delar av bränslet nå därvid på följande Vare sig vi i resonemang: botten av inneslLitningen där det fanns tillräck- detta fall var nära en katastrof eller inte, så var

ligt med vatten för att täcka det smälta bränslet olyckan i vart fall alltför svår. Så svåra olyckor och föra bort en del av sönderfallsvärmen. För som den som TMI bör inte tillåtas inträffa i framatt bemästra en sådan olycka är det nödvändigt tiden. att föra bort sönderfallsvärme under åtskilliga Man förlorade kontrollen månaders tid. över haveriförloppet i sådan grad att de som sökte hantera det i viss Vi närmar oss i sådana fall gränsen för vårt tek- mån famlade i mörker. Fastän man i dag väl förniska kunnande om växelverkan mellan smält står orsakerna till olyckan, är det ännu 6 månakärnbränsle, betong, stål och vatten och även de der efteråt svårt att säkert bedöma härdens tillbästa tillgängliga beräkningarna är förenade stånd och vilka förhållanden som råder i innemed ett visst mått av osäkerhet. Våra beräkning- slutningen. Så snart en olycka utvecklas på sätt ar visar dock att även om en härdsmälta skulle som avviker från väl kända principer och tvingar ha inträffat, är det stor sannolikhet för att inne- att experimentera operatörerna (detta hände

den första dagen), blir osäkerheten huruvida andra organ, men den skulle ha ett samlat anav radioaktiva svar såväl för att ändamålsenlig planering komolyckan kan leda till stora utsläpp ämnen alltför hög. Läggs därtill de enorma ska- mer till stånd som för att de åtgärder vidtas som dorna på anläggningen, det kostnadskrävande en olyckssituation kräver. Detta förutsätter som eftersom de mynoch potentiellt farliga Lippréijningsarbete organisatoriska förändringar, återstår och de stora kostnader medför- som handhar beredskapsfragor har olyckan digheter större erfarenhet av sådana händelser som de, måste vi konstatera att olyckan redan nått - vad än värre som och stormar än av radioaktiva över det godtagbaras gräns översvämningar kunnat hända. radiologiska händel- Litsläpp. l den omfattning ser kräver åtgärder utöver vad som gäller vid Fastän vi genomgående i denna rapport under- katastrofsituationer mera normala måste ytterliförändringar är nöd-

stryker att grundläggande utföras noggrant.

gare beredskapsplanering vändiga för att förhindra lika svåra olyckor som den vid TMI, får vi inte utesluta att en lika all- En central princip i NRCzs gällande lokaliseringsolycka kan inträffa policy är att reaktorer skall förläggas till ett omvarlig eller än allvarligare igen även om de förändringar genomförs som vi råde med låg befolkningstäthet (LPZ), ett omrekommenderar. Det är därför nödvändigt att råde runt anläggningen där lämpliga skyddsåtsådana kan vidtas i händelse av vi, utöver att göra allt för att förhindra gärder för befolkningen tillämolyckor, måste vara fullt förberedda så att följ- en olycka. Denna princip har emellertid derna för människors hälsa och säkerhet blir så pats på ett egendomligt, onaturligt och lösligt sätt. För att bestämma storleken av LPZ uppsmå som möjligt om en sådan olycka skulle inträffa i framtiden. skattar anläggningens innehavare mängden utsläppta radioaktiva ämnen vid en antagen myckvtallzrarlig olycka. Med ledning av geogra-

Beredskapsåtgärderna data beräknar inneha-

fiska och meteorologiska Ett annat område för våra undersökningar gäller varen det område inom vilket en individ skulle var tillräckligt förbe- komma att få en helkroppsdos av 25000 millifrågan om myndigheterna rem eller mer under hela olycksförloppet vid en redda för ett krisläge och om deras åtgärder i Vi har funnit att olycka. Detta område utgör LPZ. 25 000 millikrisläget var tillfredsställande. svaret på båda dessa frågor är negativt. remgränsen är en synnerligen hög dos, många Linder gånger större än någon person mottog Vi har blivit oroade både av den ytterst ojämna hela olycksförloppet vid TMl. kvaliteten på beredskapsplanerna och av de problem som uppkommer till följd av oklar an- LPZ-metoden har allvarliga svagheter. För det

svarsfördelning i händelse av ett krisläge med första därför att med de ytterst höga dosgränser Flertalet beredskapsplaner byg- enligt vilka området avgränsas blir LPZ för strålningsrisker. ger på snabba åtgärder på det lokala planet för många kärnkraftverk relativt små, i TMl:s fall eller vidta att sätta igång nödvändig utrymning drygt 3 km radie. För det andra är det uppenbart Vi har funnit en i det när- att om en så svår olycka skulle inträffa, som den andra skyddsåtgärder. maste total brist på detaljerade planer i kommu- som ligger till grund för att bestämma LPZ, så Mile Island. Det är ett av bosatta utanför LPZ få nerna runtThree skulle många människor att För många ironiska inslag i händelseförloppet motta lägre men likväl avsevärda stråldoser. den vettigaste planering som företogs av lokala det tredje visar TMl-olyckan att LPZ har föga relevans - NRC myndigheter skedde först under olyckan. Vid för skyddet av befolkningen måste vid- intill ett avstånd av en olycka där snabba skyddsåtgärder övervägde själv utrymning tas inom några timmar kan otillräcklig planering 32 km - och detta trots att olyckan var väsentligt i förväg visa sig ytterst farlig. lindrigare än den som tagits som utgångspunkt vid lokaliseringen av anläggningen. Vi har där- Vi förordar centralisering av beredskapsplaneför dragit slutsatsen att hela systemet är bristringen till en central myndighet på federal nivå fälligt. med nära samordning mellan denna och myndigheter på delstatlig och lokal nivå. En sådan Vi rekommenderar att LPZ-begreppet överges myndighet skulle behöva expertstöd från många vid lokalisering och för beredskapsplanering.

Vid lokaliseringen bör många olika möjliga risker till följd av joniserande strålning vid drift

olyckor beaktas, särskilt mindre olyckor som av kärnkraftverk. Vid bestämmande av tillåtna har högre sannolikhet att inträffa. För varje stråldoser till de anställda, vid beslut om lokali-

sådan olycka skall beräknas tänkbara mängder sering av anläggning och i andra avseenden av av radioaktiva Litsläpp och doser på olika avbetydelse för människors hälsa har NRC inte stånd, för att bestämma vilka slag av skyddsåtålagts och söker inte heller regelmässigt råd och gärder som är nödvändiga och möjliga. Sådana granskning av sina bestämmelser av andra fedeskyddsåtgärder kan sträcka sig från utrymning rala myndigheter med ansvarsområden som inav ett område nära anläggningen, till utdelande nefattar hälsorisker av strålning, som t.ex. the av kaliumjodid för att skydda sköldkörteln mot Department of Health, Education, and Welfare

radioaktiv jod, till en enkel anmaning till befolk- (HEW) eller the Environmental Protection ningen inom åtskilliga km från anläggningen att Agency (EPA). Kunskapen är otillfredsställande stanna inomhus Linder en viss bestämd tid. om verkningarna av låga stråldoser, om hand- Endast med hjälp av en sådan analys kan man lingsvägar för att begränsa hälsoriskerna vid be-

förutsäga de verkliga följderna av radioaktiva strålning och om andra områden av betydelse utsläpp och bestämma huruvida en viss plats är vid utfärdande av bestämmelser för att skydda

lämpad för en kärnkraftanläggning. På samma de anställdas och allmänhetens hälsa. Olika

sätt skall beredskapsplaner innefatta olika typer federala myndigheter (NRC, Department of av erforderliga åtgärder för olika möjliga typer Energy, HEW och EPA) har sig tilldelat ansvar

olyckor. Såväl delstatsmyndigheter som lokala för förberedelser för ett möjligt krisläge, såsom

organ måste vara beredda att vidta ändamåls- olyckan vid TMl-2, men planeringen före olycenliga åtgärder så snart information erhålls om kan var så bristfällig att provisoriska åtgärder arten av en olycka och den sannolika mängden måste vidtas för att koppla in dessa myndigheav Litsläpp. ter och samordna deras verksamhet.

Beredska psåtgärderna präglades av en atmosfär Delstaten Pennsylvania, dess strålskyddsbyrå

av nära total Rirvirring. Kommunikationerna och hälsovårdsmyndighet - myndigheter med

brast på alla nivåer. Många betydelsefulla ansvar för allmänhetens hälsa - hade inte till-

rekommendationer gavs av personer som inte räckliga resurser för att handlägga strålskyddshade tillgång till korrekt information och de som frågor i anslutning till driften avTMl. Kraftförearbetade med olyckan insåg inte omedelbart taget var inte skyldigt att föra och förde inte helbetydelsen och följderna av de händelser som ler journaler över sina anställdas totala yrkesinträffat. Samtidigt som vi försökt beakta dessa mässiga och andra (t.ex. medicinska) doser. brister i våra rekommendationer är det viktigt Vi lägger fram rekommendationer i syfte att föratt upprepa den grundläggande inställning vi bättra samordningen och samarbetet mellan feangett ovan. Man måste göra allt som man kan för att förhindra olyckor av denna svå righets- derala och delstatliga myndigheter med ansvar förutsätta för strålskydd och hälsa. Vi anser att större vikt grad men samtidigt att sådana olyckor måste fästas vid

kan inträffa och vara förberedda forskning om strålningens häl-

för de åtgärder som erfordras soverkningar för att få en bättre grund för rikti det krisläge som då Lippstår. Det förhållandet linjer och föreskrifter avseende anställdas och att alltför många människor och allmänhetens hälsa och säkerhet. Vi menar att organisationer var omedvetna om den omfattsåväl delstaten ning en allvarlig olycka vid ett kärnkraftverk kan som kraftföretaget har möjlighet få förklarar och skyldighet att utforma och genomföra fastaen stor del av bristen på beredskap re program för information till anställda och till och den låga kvaliteten på de åtgärder som föreallmänheten i innefattande

togs. strålskyddsfrågor

åtgärder för att förhindra skadlig inverkan på hälsan. Allmänhetens och de anställdas hälsa och säkerhet Rätt till information

Vi har funnit ett antal brister såvitt avser arbets- Presidenten anmodade oss att undersöka huruformerna för att förhindra eller begränsa hälso- vida allmänhetens rätt till information under

olycksförloppet blev väl tillgodosedd. Vår slut- att öka paniken. Det fanns emellertid ett par an-

sats är återigen negativ. Det var emellertid märkningsvärda exempel på oansvarigt rappormånga olika orsaker härtill och det är både terande och några bilder som användes i repor-

vanskligare att fastställa var ansvaret låg och tagen hade drag åt sensationshållet.

svårare att formulera lämpliga rekommenda- En annan allvarlig svårighet var att även den tioner. Det förelåg allvarliga problem med in- de större nationella personal som företrädde nyformationskällorna, med hur informationen hetsmedierna ofta saknade tillräcklig vetenskapförmedlades till pressen och med hur pressen lig och teknisk bakgrund för att helt förstå vad rapporterade vad den inhämtat. de fick höra och inte hade tillgång till personer Vi har inte funnit försök att som kunde förklara informationen. Detta var några systematiska släta över hos informationskällorna. särskilt allvarligt då det gällde att rapportera om Några av de officiella olika radioaktiva hur allnyhetskällorna var själva förvirrade utsläpp och att förklara om vad som var fakta och det förekom stora varliga (eller betydelselösa) de var. Många artik-

lar var så förvirrade att de var värdelösa som meningsskiljaktigheter bland tjänstemännen. information. Första dagen av olycksförloppet försökte kraft-

företaget att förringa betydelsen av vad som Vi drar därför slutsatsen att, fastän den omfathänt trots starka belägg för att olyckan var alltande bevakningen var berättigad, blev allmänvarlig. Senare i veckan blev NRC en källa för heten dåligt underrättad genom en kombination överdrivna beskrivningar. På grund av missav förvirring och svagheter hos informationskäluppfattningar och i ett fall (vätebubblan) på lorna och brist på förståelse hos massmedia. grund av att det begicks vetenskapliga fel, gjorde officiella källor uttalanden om radioaktiva När man skall bedöma hur informationen han-

utsläpp som redan inträffat (eller om omedelbar teras under en kärnkraftsolycka är det av vital

fara för stora radioaktiva utsläpp), som inte var betydelse att tänka på den rädsla för kärnenergi - i vart fall inte om förelig- som många människor har. Kärnenergi kom grundade på fakta gande fakta hade uppfattats rätt. Och NRC dröj- först till användning i de atombomber som för-

de med att bekräfta goda nyheter om väte- störde två stora japanska städer. Ända sedan

bubblan. dess har funnits en rädsla för radioaktivitet och Å andra sidan avslöjades inte den beräknade av skadorna den har ökat till följd av förhållandet att vi, i omfattningen på härden till fullo till allmänheten. motsats vad gäller flodvågor och virvelstormar,

varken kan se, höra eller lukta oss till radioakti- Ett annat problem var det sätt på vilket fakta förvitet. Det är därför nödvändigt att företag som medlades till pressen. Somliga av dem som indriver kärnkraftverk och nyhetsmedia som kan formerade pressen saknade tekniska kunskaper få bevaka en möjlig kärnkraftsolycka, vidtar för att kunna förklara händelserna och förefaller extraordinära förberedelser för att korrekt och att ha varit avskurna från dem som kunde ha med känsla kunna handha informationen. tillhandahållit sådana kunskaper. Då de som Det finns en klar motsats mellan allmänhetens hade kunskaper uttalade sig var deras uttalanrätt att få veta och behovet hos de med ansvaret den ofta dolda i sådan teknisk slang som var att bemästra olyckan att få koncentrera sig på simycket svår att förstå för pressen. Pressen stördes vidare av att flera möjliga källor hade anmo- na livsviktiga uppgifter utan att bli störda. Det

dats att inte lämna ut någon information för att finns ingen enkel lösning på detta problem men kan underlätta. Det är inte öka förvirringen. Detta begränsade lämpliga förberedelser visserligen förvirringen, men det blev ett slag i vår bedömning att i detta fall var varken kraftfö-

ansiktet förmot pressens långa tradition att kon- retaget, NRC eller nyhetsmedia tillräckligt trollera fakta mot flera källor. beredda för att betjäna allmänheten väl.

Många omständigheter bidrog till att olyckan Nuclear Commission Regulatory blev en av de mest intensivt bevakade händelser i massmedia som någonsin förekommit. Pressen Vi hade fått ett brett uppdrag av presidenten att

sökte i allmänhet att ge en efter omständigheter- undersöka the Nuclear Regulatory Commission

na välbalanserad bild som inte skulle bidra till (NRC). Då NRC bröts ut ur den tidigare Atomic

Energy Commission var syftet att skilja tillsyns- ler för ett antal olika kärnkraftverk. Så snart en

uppgifterna från uppgiften att främja atom- fråga betecknas som generisk är den enskilda

energins fredliga användning. Vi är medvetna vars tillstånd anläggningen prövas inte skyldig om att NRC:s uppgifter skulle vara svåra att att lösa frågan innan tillstånd meddelas. Detta

utföra under alla förhållanden. Men vi har sett kunde i och för sig vara godtagbart om det inom

tecken på att en del av det tidigare tänkandet NRC tillämpades en fast handläggningsgång för

kring att främja utvecklingen ännu påverkar till- att inom rimlig tid lösa generiska problem, ansynsarbetet inom NRC. Även om vissa kompro- tingen genom NRCzs egen forskningsenhet eller

misser mellan kraven på säkerhet och industrins genom kraftföretaget eller dettas leverantörer.

krav är ofrånkomliga, finns tecken som tyder på Det har emellertid visat sig att förfarandet att

att NCR ibland har felat till förmån för indubeteckna en fråga som generisk kan vara ett strins bekvämlighet i stället för att utföra sin bekvämt sätt att skjuta upp svåra avgöranden.

huvuduppgift att garantera säkerheten. Den gamla AEC-inställningen märks även i Två av NRC:s viktigaste uppgifter är dess till- form av obenägenhet att tillämpa nya säkerhets-

ståndsprövning och dess inspektion och tillsyn normer på tidigare godkända anläggningar.

av driften (l å: E). Vi har funnit allvarliga brister i Ehuru vi kan godta behov av rimliga tidtabeller båda. för ombyggnader, har vi inte funnit belägg för

att behovet av

förbättringar av äldre anläggning-

Vid behandlingen av ansökan om tillstånd krävs ar behandlats på ett systematiskt sätt före Three endast att s.k. enkel-fel-tillbud analyseras. Mile Island. Sökanden behöver inte analysera vad som skulle hända om två system felar oberoende av var- Den stora mängden föreskrifter utfärdade av

andra, så som vid den händelse som inträffade NRC leder till att industrin ägnar sin huvudsakvid TMI. Det finns en klar gräns mellan sådana liga uppmärksamhet åt att följa föreskrifterna i

komponenter i systemen som är säkerhetsrela- stället för åt ett mer systematiskt säkerhetsar-

terade och de som inte är det. De förstnämnda bete. I-Iärtill kommer att innebörden av vissa av

är underkastade och krav, föreskrifterna i

stränga granskningar förening med det sätt på vilket de senare är undantagna från flertalet krav - och eltaxorna fastställs för kraftföretagen i vissa fall

detta trots att de kan ha betydelse för anlägg- kan ha verkat avskräckande på kraftföretagen

Vi anser att denna och deras leverantörer

ningens säkerhet. skarpa när det gäller att ta initia-

eller definition

antingen/ är olämplig. l stället tivet till förslag om åtgärder för ökad säkerhet.

borde det vara ett system graderat efter vilken

Tidigare studier av tillsynsavdelningen inom

betydelse olika komponenter och system har för NRC har riktat hård kritik mot denna avdelning. den övergripande säkerheten vid anläggningen. Inspektörema misslyckas ofta att företa obero- Man tycks ihärdigt anta att anläggningarna kan ende och inspektioner. De anvis-

göras tillräckligt säkra i förhållande till den bedömningar

faktorn. ningar inspektörema förväntas följa är så omfatmänskliga Därför har man inte vid tilltande att inte förstår exakt

många inspektörer ståndsprövningen ägnat tillräcklig uppmärk-

vad de förväntas har samhet åt göra. Vid ett flertal tillfällen

utbildningen av driftspersonalen och

driftprocedurerna. inspektörer mött svårigheter att få sina överord- Slutligen kan anläggningar nade att koncentrera sig få driftstillstånd på viktiga säkerhetsfråfastän åtskilliga säkerhetsfrågor gor. Analyser av kraftföretagens rapporter om ännu inte avgjorts. Detta sätter en sådan anläggtillbud har kommit att inriktas på felfunktioner ning mellan två stolar där ansvaret är delat hos teknisk mellan två olika avdelningar av NRC. TMI-2 utrustning och svåra operatörsfel har inte ägnats intresse. befann sig i detta läge vid tiden för olyckan,

13 månader efter det den fått sitt driftstillstånd.

Slutligen har en tidigare undersökning visat att

NRC är främst inriktat tillsynsenheten har gjort minimalt bruk av de låt

på tillståndsprövningen vara begränsade författningsenliga

och otillräcklig uppmärksamhet har ägnats det befogenheter den har att utdöma böter. löpande arbetet med att garantera kärnkraftens säkerhet. Ett viktigt exempel på detta är de s.k. Eftersom NRC i

många fall inte har tillräcklig

generiska problemen, d.v.s. problem som gäl- förstahandsinformation för att se till att dess fö-

införts som hindrar kommissionens ledamöter reskrifter efterlevs, mäste de i hög grad lita till

industrins egna driftjournaler, etc för sin till- från att tala med ledande tjänstemän i frågor rö-

NRC samlar stora mängder in- rande prövning av tillstånd. Vi anser att dessa syns\erks.1ii1liet. formation om erfarenheter från driften av i regler har fått en onödigt sträng tillämpning anläggningar. Men före olyckan fanns ingen 51/5- just denna myndighet. Den geografiska sprid-

tcmaiisk metod för att utvärdera dessa erfaren- ningen, med högsta ledningen i Washington

heter och inga systematiska försök att finna och huvuddelen av personalen i Bethesda och

mönster som kunde tjäna som varning om Silver Spring, Maryland (och i andra delar av

grundläggande problem. landet), utgör också hinder för enkelt utbyte av

idéer. NRC är sårbara för anklagelsen att det är starkt

inriktat på utrustningen och inte på människor. Vi drar därför slutsatsen att det inte finns något

Bevis härför återfinns i form av den svaga och väl genomtänkt, integrerat system som garante-

underbemannade avdelning av NRC som Över- rar säkerheten inom nuvarande NRC.

vakar operatörsutbildningen; i form av att in- Vi har funnit belägg för upprepade och ingåenspektörer som studerar tillbud koncentrerar sig de utredningar och kritik såväl inom som utom på fel med utrustningen och inte på vad operaorganisationen, men mycket få belägg för att törerna kan ha gjort för fel; i form av bristande dessa utredningar resulterat i förbättringar av intresse för kvaliteten hos driftsinstruktionerna betydelse. Detta förhållande har väckt särskild samt en i det närmaste fullständig brist på oro hos oss beträffande framtiden för nuvarande intresse för samspelet mellan människa och NRC. maskin.

Av dessa skäl rekommenderar vi en fullständig Utöver alla andra problem med NRC är vi ytterst att omorganisation av NRC. Vi rekommenderar kritiska beträffande den roll organisationen speden görs till en oberoende myndighet inom den lade vid hanterandet av olyckan. Det var en allexekutiva förvaltningen, ledd av en enda admivarlig brist på kommunikation mellan NRCzs nistratör, som i alla avseenden skall vara exekukommissionsledamöter, de tjänstemän som i tiv chef och som hämtas utanför NRC. Den nya Bethesda (NRC:s huvudkontor) sökte fatta bechefen måste ges befogenhet att organisera om slut i anledning av olyckan, tjänstemännen på och tillföra nytt blod till en ombildad tillsynslokalkontoren och de som var på själva olycksmyndighet. Det nya blodet bör kunna resultera i platsen. Denna brist på kommunikation bidrog den ändrade inställning som är av vital betydeltill förvirringen kring olyckan. Vi ställer oss se för att lösa kärnkraftindustrins problem. också skeptiska till att den kollegiala lednings-

formen med fem kommissionsledamöter utgör Vi har också rekommenderat ett antal andra

ett lämpligt ledningsorgan i en krissituation och organisatoriska och administrativa förändringar

för ledning av myndigheten som sådan. i syfte att verkligen göra den nya myndigheten

effektiv när det gäller att garantera säkerheten Vi fann allvarliga ledningsproblem inom mynvid kärnkraftverk. Bland dessa förändringar indigheten. Dessa problem börjar högst upp i för att övervaka verk- Vi har inte fått klart för oss går en tillsynskommitté organisationen. NRC och en samheten vid den omorganiserade exakt vilka uppgifter de fem kommissionsledaregelmässig granskning från HEW (närmast möterna har och vi har belägg för att de inte själmotsv. socialdepartementet) i frågor som rör va har klart för sig vad deras roll bör vara. Den strålning och hälsa. stora byråkratin under kommissionsledamöter-

na är strikt uppdelad i avdelningar med otill-

mellan olika enheter. Vi räcklig kommunikation Kraftföretaget har inte funnit bevis för någon effektiv högsta

Då beslutet tillgänglig för ledning och vi har sett tecken på något av den togs att göra kärnkraft gamla AEC-inställningen att främja kärnkraftut- kommersiell produktion av energi, lades denna

i händerna elektriska byggnad hos nyckeltjänstemän under själva led- verksamhet på befintliga

har blivit så Kärnkraft förutsätter ningsnivån. Dessa ledningsproblem kraftföretag. mycket spe-

mycket svårare till följd av att stränga regler ciella kvalifikationer och attityder hos ledningen

liksom ett omfattande Vi har funnit system för stöd av veten- inom båda bolagen, att de som vet Vi anser att General skapsmän och tekniker. mest om hur kärnkraftanläggningen fungerar, Public Utilities Corporation (GPU) ägnade otill- har föga kontakt med dem som har ansvaret för räcklig uppmärksamhet åt detta. operatörsutbildningen och att därför innehållet i

utbildningsprogrammet inte ledde fram till till-

lnom GPU och dess dotterföretag finns ett delat räcklig förståelse av reaktorsystemen. system för beslutsfattande. Under det att det enskilda kraftföretaget har juridiskt ansvar för en Det är vår slutsats att den roll NRC spelar vid rad väsentliga beslut, från konstruktion av an- tillsyn av operatörsutbildningen ger få positiva läggningen till utbildningen av operatörer, är bidrag och faktiskt kan öka problemen. NRC har

många företag starkt beroende av expertis hos begränsad personal för tillsyn av examinationen sina leverantörer och hos NRC. Vår rapport inav operatörer och flera vid denna enhet saknar nehåller ett antal exempel på delat ansvar, som i från kraftverk. NRC:s verkpraktisk erfarenhet falletTMI kan ha lett till att konstruktionen och samhet är därför begränsad till handläggande av driftförhållandena inte blev optimala. Vi har relativt rutinbetonade frågor om examination t.ex. fått motsägande uppgifter om hur de krite- och stickprovskontroll av återkommande examirier utvaldes som leder till att inneslutningen nation och av utbildningsprogram. Då det gäller automatiskt isoleras. Likaledes förefaller utatt värdera utbildningen av operatörer i att beav kontrollrummet att vara resulta-

formningen mästra olyckssituationer har NRC förbisett de

tet av en kompromiss mellan kraftföretaget, grundläggande felen i de gällande instruktiodess moderbolag, anläggningskonstruktören nerna vid TMI. Eftersom företaget har en benäoch reaktorleverantören (med mycket ringa genhet att likställa en av NRC godkänd examen uppmärksamhet i frågan från NRC). Men det med en tillfredsställande utbildning av operatömest påtagliga exemplet på brister till följd av rer, kan NRC bidra till att vidmakthålla en me-

delat ansvar gäller utbildningen av operatörer. delmåttig nivå.

Det juridiska ansvaret för utbildning av operatö- Det sätt på vilket NRC värderar säkerheten vid rer och skiftingenjörer i säkert handhavande av planerade anläggningar under tillståndspröven

kärnkraftanläggning vilar på kraftföretaget. ningen har en högst olycklig inverkan

på det Men Met-Ed, d.v.s. det dotterbolag till GPU sätt operatörer utbildas. Eftersom den som sösom driverTMl, hade inte tillräckligt kunnande ker tillstånd i ansökan koncentrerar sig på följför att genomföra ett utbildningsprogram utan derna av enstaka fel, ingår det inte i utbildningshjälp utifrån. De lade därför ut olika delar av programmet några inslag som förbereder opera-

utbildningsprogrammet på Babcock å: Wilcox, törerna på olyckor där två system felar oberoen-

leverantörer av reaktorsystemet. Ehuru B å: W de av varandra. har ett omfattande expertkunnande, har de inget ansvar för kvaliteten i h e l a utbildnings- Det var påtagliga brister i ledningen avTMl-2-

programmet utan bara för den del för vilken de anläggningen. Skiftledningen var övertyngd av

anlitats. Samordningen av de båda bolagens ut- pappersarbete utan betydelse för deras ledoch de kunde därför inte tillfreds-

bildningsprogram var utomordentligt svag. B & ningsfunktion

Wzs instruktörer kände t.ex. inte till de exakta ställande utöva sina ledningsuppgifter. Det förekom kontroll driftföreskrifter som gällde för just denna ingen systematisk av anläggningens tillstånd och av ventillägen vid skiftav-

anläggning.

lösning. Underhållsverksamheten övervakades Ett nyckelhjälpmedel i B 8: Wzs utbildning är en inte tillfredsställande. Svagheter fanns i prosimulator, som efterliknar riktiga kontrollpanegrammet för kvalitetssäkring och kontroll. ler. På dessa kan realistiskt återges händelser

som kan inträffa i en kraftanläggning. Simula- Vi är eniga om att ett företag som driver en kärntorn skiljer sig i vissa betydelsefulla avseenden kraftsanläggning måste vara juridiskt ansvarigt från de riktiga kontrollpanelerna. Före den 28 för de grundläggande konstruktioner och armars var simulatorn inte heller programmerad betsformer som garanterar säkerheten. Men för att återge sådana förhållanden som operatö- analysen av denna speciella olycka väcker frårerna ställdes inför vid olyckan. gan om alla elektriska kraftföretag automatiskt

tekniska kunskaperna och och föreslagit likartade åtgärder, bör det förhåläger de nödvändiga förmågan att leda och handha en så farlig landet att flera grupper dragit samma slutsatser

på högkvalificerad teknik. öka vikten av dessa slutsatser. anläggning byggande

Vi rekommenderar därför att större krav ställs Men vi är allvarligt oroade när det gäller några på organisation och ledning hos ett företag av de rapporter vi hittills har sett. Medan många innan det ges tillstånd att driva en kärnkraft- fullt ändamålsenliföreslagna åtgärder förefaller anläggning. ga, angriper de inte vad vi anser vara det grund-

läggande problemet. Vi har hävdat att genom-

krävs beträffande organisa-

Övergången gripande ändringar

tion, arbetssätt och, framförallt, människornas Vi är medvetna om att även vid den snabbaste inställning. Inga tekniska knep löser detta måste det ta avsevärd tid att handläggningsgång

grundläggande problem. Det har tidigare fram-

genomföra de omfattande åtgärder vi föreslår. förts många rekommendationer syftande till Kommissionen stod därför inför frågan vad som ökad säkerhet vid kärnkraftverk; rekommendaskall ske under mellantiden med de anläggning- Vad vi an-

tioner som fått begränsat genomslag.

ar som nu är i drift och de för vilka driftstillstånd

ser avgörande är huruvida de föreslagna förbätt-

är under prövning. ringarna genomförs av samma organisationer med samma förfaranden och Kommissionen beslöt enhälligt följandez (oförändrade), som var förhärskande före Eftersom säkerhetsåtgärder som ger bättre samma inställning

kan här- olyckan. Så länge som föreslagna förbättringar skydd för den berörda befolkningen ledas från den höga säkerhetsstandard för genomförs i en anda av vi kör som vanligt,

kärnkraftverk som rekommenderas i denna kan de grundläggande förändringar som olyc-

från inte rapport, bör NRC eller dess efterföljare kan vid Three Mile Island gjort nödvändiga,

fall till fall innan byggnads- eller driftstillstånd förverkligas.

beviljas: (a) bedöma behovet av att införa såsom Vi anser att vi, inom ramen för vår mänskliga dana nya förbättringar av säkerheten som förmåga och med den tidsbegränsning rekommenderas i denna rapport; (b) pröva, USA:s

under beaktande av de rekommendationer gällt, samvetsgrant fullgjort det uppdrag

president givit oss. Vi har inte funnit någon masom framförs i denna rapport, kompetensen att det inte i framtihos de sökande av driftstillstånd när det gäller gisk formel som garanterar den kan inträffa en ny svår olycka. Inte heller att administrera anläggningen och att de har har vi kunnat utarbeta detaljerade ritningar för lämpliga utbildningsprogram för sina operaav säkerhetsarbetet. törer; samt (c) göra tillstånd beroende

granskning och godkännande av delstatliga Våra rekommendationer kräver stora insatser av

och lokala myndigheters beredskapsplaner. andra för att omsättas i effektiva planer.

Likväl har vi den känslan att våra iakttagelser En varning och rekommendationer är av vital betydelse för

bedrivit sin un- kärnkraftens framtid. Vi är övertygade om att, Under den tid kommissionen har framlagts ett antal andra rappor- såvida inte delar av industrin och dess tillsynsdersökning för ökad säkerhet i föränd-

ter med rekommendationer myndighet undergår genomgripande

kärnkraftverk. Vi känner allmänt till innebörden ringar, kommer de till slut att helt undergräva

men vi har inte för- allmänhetens förtroende och följaktligen år det av dessa rekommendationer d e som blir ansvariga för att kärnkraften inte sökt att systematiskt analysera dem. l den mån slutsatser överlever som användbar energikälla. andra organ har kommit till likartade

Olika ledamöter av kommissionen har i särskilda yttranden förordat att nya driftstillstånd för kärnkraftverk rekommenderade en inte skall få meddelas förrän de av kommissionen åtgärderna genomförts. Totalt förordar men eftersom man inte kunde samla majoritet majoritet av kommissionen någon form av sådant moratorium

kring hur det skulle utformas så föll frågan.

Statens

offentliga utredningar 1979

Kronologisk förteckning

. Utbyggt skydd mot höga vard- och läkemedalskostnader. S. 54. Hushállning med mark och vatten 2. Del I. Överväganden. Naturmedel för injektion. S. Bo. , Regional laboratorieverksamhet. Jo. 55. Hushållning med mark och vatten 2. Del ll. Bakgrundsbeskriv- . Avskildhet och gemenskap

mxioigux›w_ru-

inom kriminalvården. Ju. ning. Bo. Konsumentinflytande genom insyn? H. 56. Steg på väg, ,, A , Polisen. Ju. . Tandvården 57. Barnomsorg - behov, efterfrågan, planeringsunderlag. S. i början av SO-talet. S. 58, Barnomsorg. Redovisning av särskilda S. undersökningar. . Löntagarna och kapitaltillväxten 1. Löntagarfonder - bakgrund 59. I livets slutskede. S, och problemanalys. E. 60. Bidrag till folkrörelser. Kn, (O . Löntagarna och kapitaltillväxten 2. Den svenska förmögenhets- 61, B. Förnyelse genom omprövning. fördelningens utveckling. Löntagarfonder och aktiemarknaden- 62. Kooperationen i Sverige. l. en introduktion. Internationella koncerner och löntagarfonder. 63. Barnets rätt 2. Om föräldraansvar m. m. Ju. E, 64. A Ny utlänningslag . Löntagarna och kapitaltillvâxten 3. Löner, lönsamhet och 65. Ny plan- och bygglag, Del l. Bo. soliditet i svenska industriföretag. Vinstbegreppet. Den lokala 66. Ny plan- och bygglag. Del ll. Bo. lönebildningen och företagets vinster - en preliminär analys. 67. Svensk sjöfartspolitik. K E. 68. De allmänna Ju. advokatbyráerna. . Löntagama och kapitaltillväxten 4. Lantbrukskooperationen - 69. Nya vyer, Datorer och nya massmedier - hot eller löften. U. ideologi och verklighet. E. 70. Tandvård i fred för värnpliktiga. Fö. 12. Svenska kyrkans gudstjänst, Band 4. Evangelieboken. Kn. 71. Handläggningen av anmälningar mot polispersonal. Ju. 13. Konkurs och rätten att idka näring. Ju. 72. Rationalisering och ADB i statsförvaltningen. B. 14. Naturvård och täktverksamhet. Jo. 73. Krigets lagar. Fö, 15. Naturvård och täktverksamhet. Bilagor. Jo. 74. 16. Serviceföretagen-vägar till utveckling, H. Ökad sysselsättning. Finansiella effekter i offentliga sektorn. 75, Polisen i totalförsvaret. Ju. 76. Ny hemförsäljningslag, Ju. 17. Kulturhistorisk bebyggelse - värd att vårda. U. 77. Hemslöjd-kulturarbate, I. produktion, sysselsättning. 18. Museijärnvägar. U. 78. Mål och medel för hälso- och sjukvården. S. 19. Jaktvárdsomráden. Jo. 79. Produktansvar 2. Produktansvarslag. Ju, 20. Anhöriga. S. 80. Prognoser och arbetsmarknadsstatistik 21. för högskolan. U, Plötslig och oväntad död - anhörigas sjuklighet och psykiska 81. Fastighetstaxering -81. lndustribyggnader. 8. reaktioner. S. 82. Personell assistans för handikappade. U. 22. Barn och döden. S. 83. Om vi avvecklar kärnkraften. l. 23. Avgifter i staten - nuláge och utvecklingsmöjligheter. B. 84. Lekmän i försvaret. Fö. 24. Sysselsättningspolitik för arbete åt alla. A. 85. Folkbildning för BO-talet. U. 25. Nya namnregler. Ju. 86. Säker kärnkraft? l. 26. Sjukvårdens inre organisation - en idépromemoria. S. 27. Sysselsättningspolitik för arbete åt alla. Bilagedel. A. 28. Barnolycksfall. S, 29. Lotterier och spel. H. 30. Lotterier och spel. Bilagor. H. 31. Bättre kontakter mellan enskilda och myndigheter. Kn. 32. Fastighetstaxering 81. B. 33. Fastighetstaxering 81. Bilagor, B. 34. Bilarna och Iuftföroreningarna. Jo. 35. Rationellare girohantering, E. 36. Konsumenttjänstlag. Ju. 37. Aktivt boende. Bo. 38. Lagerstöd. A 39. Vattenkraft och miljö 4. Bo. 40. Malmer och metaller. l. 41. Barnen i framtiden. S. 42. Vår säkerhetspolitik. Fö. 43. Ren tur, Program för miljösäkra sjötransporter. Jo. 44, Ren tur, Program för miljösäkra sjötransporter. Bilagor 1-8. Jo. 45. Ren tur, Program för miljösäkra sjötransporter. Bilagor 9-13. Jo. 46. Koncernbegreppet m. m. Ju. 47. Dokumentation och statistik om högskoleutbildning. U. 48. Arbetstiderna inför 80-talet. A. 49. Grundlagsskyddad yttrandefrihet. Ju. 50. Huvudmannaskapet för specialskolan. U, 51. Öst Ekonomiska Byrån. H, 52. Viltskador. Jo, 53. Nytt skördeskadeskydd. Jo.

Statens 1979

offentliga utredningar

Systematisk förteckning

Justitiedepartementet Utbildningsdepartementet Kulturhistorisk bebyggelse - värd att vårda. [17] Avskildhet och gemenskap inom kriminalvården. [4] 1975 års polisutredning. 1. Polisen. [6] 2. Polisen i totalförsvaret Museijärnvägar. [18] om studiedokumentation och statistik för högskolan. l [75] Utredningen 1.Dokumentation och statistik om högskoleutbildning. [47] Konkurs och rätten att idka näring. [13] [25] 2. Prognoser och uubetsumknadstatistik för högskolan. [80] Nya namnregler. [36] lntegrationsutredningen. 1. Huvudrnannaskapet för specialskolan. Konsumenttjänstlag. m. m. [46] [50] 2. Personell assistans för handikappade. [82] Koncernbegreppet - hot eller löfte. [69] Grundlagsskyddad yttrandefrihet. [49] Nya vyer. Datorer och nya nwssmedier Barnets rätt 2. Om föräldraansvar m. m. [63] Folkbildning för 80-talet. [85] De allmänna advokatbyråerna. [68] av anmälningar mot polispersonal. [71] Jordbruksdepartementet Handlâggningen [76] Regional laboratorieverksamhet. [3] Ny hemförsäljningslag. Produktansvar 2. Produktensvarslag. [79] Naturvårdskommittén. 1. Naturvård och täktverksamhet. [14] 2. Naturvård och täktverksamhet Bilagor. [15] Jakt- och viltvárdsberedningen. 1.Jaktvárdsområden. [19] 2. Vilt- Försvarsdepartementet skador. [52] Vår säkerhetspolitik. [42] Bilarna och luftföroreningarna. [34] Tandvård i fred för värnpliktiga. [70] Miljörisker vid sjötransporter. 1. Ren tur. Program för miljösäkra Krigets lagar. [73] sjötransporter. [43] 2. Ren tur. Program för miljösäkra sjötranspon Lekmän i försvaret. [84] ter. Bilagor 1-8. [44] 3. Flen tur. Program för miljösäkra sjötransporter. Bilagor 9-13. [45] Socialdepartementet Nytt skördeskadeskydd. [53] Utbyggt skydd mot höga vård- och läkemedelskostnader. [1] Naturmedel för injektion. [2] Handelsdepartementet Tandvården i början av 80-talet. [7] Konsumentinflytande genom insyn? [5] Utredningen rörande vissa frågor beträffande sjukvård i livets Lotteriutredningen. 1.Lotterier och spel. [29] 2. Lotterier och spel. slutskede. 1.Anhöriga. [20]2. Plötslig och oväntad död - anhörigas Bilagor. [30] sjuklighet och psykiska reaktioner. [21] 3. Barn oda döden. [22] 0st Ekonomiska Byrån. [51] 4. l livets slutskede. [59] Servioeföretagen-vägar till utveckling. [74] Sjukvårdens inre organisation - en idépromemoria. [26] Barnolycksfall. [28] Arbetsmarknadsdepartementet Barnen i framtiden. [41] 1. Ökad sysselsättning. Finansiella - behov, after- Sysselsättningsutredningen. Planeringsgruppen för barnomsorg. 1.Barnomsorg för arbete av effekter i offentliga sektorn. [ 1 6] 2. Sysselsättningspolitik frågan, planeringsunderlag. [57] 2. Barnomsorg. Redovisning för arbete åt alla. Bilagedel. åt alla. [24] 3. Sysselsättningspolitik särskilda undersökningar. [58] [27] Mål och medel för halso- och sjukvården. [78] Lagerstöd. [38] Arbetstidema inför 80-talet. [48] Kommunikationsdepartementet Steg på väg. . . [56] Svensk siöfartspolitik [67] Ny utlänningslag. [64]

Ekonomidepartementet Bostadsdepartementet Utredningen om löntagarna och kapitaltillväxten. 1.Löntagama och Aktivt boende. [37] kapitaltillväxten 1.Löntagarfonder-bakgrund och problemanalyslBl Vattenkraft och miljö 4. [39] 2. Löntagarna och kapitaltillväxten 2. Den svenska förmögenhets- Hushållning med mark och vatten 2. Del l. överväganden. [54] fördelningens utveckling. Löntagarfonder och aktiemarknaden- en Hushallning med rnark och vatten 2. Del Il. Bakgrundsbeskrivning. introduktion. internationella koncerner och löntagarfonder. [9] 3. [55] och kapitaltillväxten 3. Löner, lönsamhet och soliditet i PBL-utredningen. 1.Ny plan- och bvgglag. Del l. [65]2. Ny plan- och Löntagarna svenska industriföretag. Vinstbegreppet. Den lokala lönebildningen byggiag. Del Il. [66] och företagets vinster - en preliminär analys. [ 10] 4.Löntagame och kapitaltillväxten 4. Lantbrukskooperationen - ideologi och verklig- lndustridepartementet het. [1 1] Malmer och metaller. [40] Rationellare girohantering. [35] Kooperationen i Sverige. [62] Hemslöjd-kulturarbete, produktion, sysselsättning. [77] Budgetdepartementet Om vi awecklar kärnkraften. [83] Avgifter i staten - nuläge och utvecklingsmöjligheter. [23] Säker kärnkraft? [86] 1976 års fastighetstaxeringskommitté. 1. Fastighetstaxering 81. [32] 2. Fastighetstaxering 81. Bilagor. [33] 3.]Fastighetstaxering Kommundepartementet -81. lndustribyggnader. [81] Svenska kyrkans gudstjänst. Band 4. Evangelieboken. [12] Förnyelse genom omprövning. [61] Bättre kontakter mellan enskilda och myndigheter. [31] Rationaliseringar och ADB i statsförvaltningen. [72] Bidrag till folkrörelser. [60]

Anm. Siffrorna inom klammer betecknar utredningarnas nummer i den kronologiska förteckningen.

l

m

ISBN 91-38052377

L|berFörlag Z i W ;l ISSN 0375-250x

Allmänna

Förlaget