SSMFS 2008:1

1 kap.

1 kap. Tillämpningsområde och definitioner

2 kap.

2 kap. Grundläggande säkerhetsbestämmelser

Barriärer och djupförsvar

Hantering av brister i barriärer och djupförsvaret

Organisation, ledning och styrning av den kärntekniska verksamheten

Säkerhetsprogram

Fysiskt skydd

Beredskap för driftstörningar och haverier

3 kap.

3 kap. Anläggningens konstruktion

4 kap.

4 kap. Värdering och redovisning av anläggningens

säkerhet

Säkerhetsanalys

2

Säkerhetsredovisning

Säkerhetsgranskning

Återkommande helhetsbedömning av anläggningens säkerhet

Ändringar

5 kap.

5 kap. Drift av anläggningen

4

Säkerhetstekniska driftförutsättningar

Instruktioner och riktlinjer

9 4 Benämns vanligen STF

na ska vara ändamålsenliga, dokumenterade och hållas aktuella. Berörd personal ska vara väl förtrogen med instruktionerna. Utöver instruktioner enligt första stycket ska det vid anläggningen finnas dokumenterade riktlinjer för åtgärder som kan behöva vidtas för att kontrollera och begränsa konsekvenserna av haverier som inte är beaktade i anläggningens konstruktion. Instruktioner som avser kontroll av driftklarheten samt instruktioner och riktlinjer som avses tillämpas vid driftstörningar och haverier enligt första och andra stycket ska, innan de får tillämpas, vara säkerhetsgranskade enligt 4 kap. 3 §.

Underhåll, fortlöpande tillsyn och kontroll

Utredning av händelser och förhållanden

6 kap.

6 kap. Kärnämne och kärnavfall

7 kap.

7 kap. Rapportering om händelser och förhållanden

till Strålsäkerhetsmyndigheten

8 kap.

8 kap. Dokumentation och förvaring

9 kap.

9 kap. Avveckling av anläggningen

10 kap.

10 kap. Undantag

Klassificering av brister i barriärer och djupförsvar

Kategori 1

Konstaterade allvarliga brister i en eller flera barriärer eller i djupförsvaret, samt grundade misstankar om att säkerheten är allvarligt hotad, ska klassificeras i kategori 1.

Följande händelser eller förhållanden ska hänföras till kategori 1 1.1 överskridande av högsta tillåtna gränsvärde (HTG), enligt definition i de säkerhetstekniska driftförutsättningarna, 1.2 försämring av integriteten hos någon av barriärerna för inneslutning av radioaktivt material, såsom - kärnbränsleskada som medför omfattande frigörelse av klyvningsprodukter till reaktorvattnet, - skada på primärsystemets tryckbärande delar som medför aktivering av anläggningens säkerhetsfunktioner, - skada på reaktorinneslutningen som innebär att inneslutningen inte uppfyller i säkerhetsredovisningen förutsatta täthets- och hållfasthetskrav, 1.3 oplanerad reaktivitetsökning i reaktor, eller oavsiktlig kriticitet i reaktor eller kriticitet i utrymme där kärnämne hanteras, lagras eller förvaras, 1.4 brist i verksamhet, ledning eller styrning vilken har sådan omfattning att den utgör ett allvarligt hot mot säkerheten, 1.5 brist eller avvikelse av sådan allvarlig karaktär eller omfattning att den ger anledning att ifrågasätta anläggningens säkerhetsredovisning, 1.6 händelse eller brist i det fysiska skyddet vilken har sådan karaktär eller omfattning att den utgör ett allvarligt hot mot säkerheten.

Kategori 2

Konstaterade brister i en barriär eller i djupförsvaret av mindre allvarligt slag än det som hänförs till kategori 1, samt grundad misstanke om att säkerheten är hotad, ska klassificeras i kategori 2.

Följande händelser eller förhållanden ska hänföras till kategori 2

2.1 avvikelse från de säkerhetstekniska driftförutsättningarna vilken ligger inom säkerhetsredovisningens antaganden och förutsättningar, 2.2 avvikelse från specificerade system- eller komponentprestanda, 2.3 förhållande som resulterar i driftbegränsning eller tidsbegränsad drift, dock med undantag för planerade ingrepp som är specificerade i de säkerhetstekniska driftförutsättningarna, 13

2.4 förhållande som förhindrat eller kunnat förhindra avsedd funktion hos utrustning av betydelse för säkerheten, 2.5 gränsvärde för aktivering av säkerhetsfunktion konstateras ge mindre marginal mot tillåtet gränsvärde än vad som anges i säkerhetsredovisningen, 2.6 kärnbränsleskada som innebär skada på kapslingen eller annan defekt på kärnbränslestav som medför aktivitetsutsläpp, eller mekanisk skada, eller geometrisk deformation, eller annat förhållande som kan göra ett kärnbränsleknippe olämpligt för fortsatt drift, dock med undantag för sådant bränsle som provas ut i särskild forsknings- eller materialprovningsreaktor, 2.7 förhållande i anläggning som medför att kärnämne förekommer i utrustning som inte är godkänd för detta, 2.8 förhållande i anläggning som innebär att något ämne med modererande egenskaper förekommer, i större omfattning än som förutsätts under normaldrift, i anläggningsdel eller utrustning där moderationskontroll är nödvändig, 2.9 brist av betydelse för säkerheten i enskild analys som ingår i säkerhetsredovisningen eller i metod som används för sådan analys, 2.10 annat förhållande av teknisk eller organisatorisk art vilket utgör ett hot mot säkerheten, 2.11 händelse eller brist i det fysiska skyddet vilken utgör ett hot mot säkerheten.

Kategori 3

Tillfälliga brister i djupförsvaret som uppkommer vid åtgärdande av händelser eller förhållanden som utan åtgärder skulle kunna leda till allvarligare tillstånd, och som är dokumenterade i de säkerhetstekniska driftförutsättningarna enligt 5 kap. 1 §, ska klassificeras i kategori 3.

Händelse eller förhållande, som hänförs till kategori 3, får inte hindra anläggningens funktion men indikerar behov av åtgärder eller provning, eftersom en komponent eller ett system riskerar att inte uppfylla krav på driftklarhet enligt de säkerhetstekniska driftförutsättningarna. Åtgärdstiden får inte överskrida den analyserade tillåtna reparationstiden som framgår av driftförutsättningarna.

För att kategori 3 ska komma i fråga krävs att händelsen eller förhållandet är av sådan karaktär att omedelbara åtgärder inte är påkallade.

14

Bilaga 2

Uppgifter i säkerhetsredovisning

Säkerhetsredovisningen för en anläggning ska minst innehålla nedanstående information. Redovisningen ska dessutom på lämpligt sätt, med hänsyn till behovet av sekretess, innehålla information om konstruktionsförutsättningar och utformning av det fysiska skyddet.

Förläggningsplats

Redovisning av hur platsen och dess omgivning från säkerhetssynpunkt kan påverka anläggningen, exempelvis med avseende på hydrologiska förhållanden, geologi och seismik samt i omgivningen pågående verksamheter.

Konstruktionsregler

Redovisning av de krav med konstruktionsprinciper samt konstruktionsförutsättningar och konstruktionsregler som har styrt anläggningens konstruktion och utförande. Redovisning av hur anläggningen uppfyller de nämnda reglerna och förutsättningarna samt av hur byggnadsdelar, system, komponenter och anordningar i anläggningen har indelats i klasser, vilka anger deras säkerhetsbetydelse.

Redovisning ska också omfatta sådana regler som kan härledas från redovisningen av säkerheten i respektive slutförvar av kärnämne och kärnavfall efter förslutningen.

Anläggnings- och funktionsbeskrivning

Beskrivning av anläggningens uppbyggnad och dess system, funktion och prestanda vid normaldrift, inklusive hanteringen av kärnämne och kärnavfall. Detaljerade beskrivningar av anläggningens barriärer och säkerhetsfunktioner med ingående säkerhetssystem. Beskrivningar av de system och den utrustning som utöver säkerhetssystemen har visat sig vara av väsentlig betydelse för djupförsvaret. Redovisning av principerna för utformning av kontrollrum och andra övervaknings-/manöveranordningar där gränssnittet mellan personal och anläggning har betydelse för säkerheten.

Redovisning av kriterierna för att inkludera utrustning i de säkerhetstekniska driftförutsättningarna samt principerna för bestämning av sådana funktionsprov och provningsintervall som behövs för att kontrollera att anläggningen drivs inom fastställda gränser (driftklarhet).

Radioaktiva ämnen

Redovisning av underlag för bestämning av mängder och slag av radioaktiva ämnen som kan frigöras vid radiologiska olyckor, s.k. källtermer. 15

Strålskydd

Redovisning av de uppgifter om strålskyddet som bestäms med stöd av strålskyddslagen (1988:220).

Anläggningens drift

Redovisning av organisationen och principerna för ledning och styrning av - driftverksamheten inklusive kontrollrumsarbetet, - underhållsverksamheten, fortlöpande tillsyn och kontroll samt hanteringen av åldersrelaterade försämringar och skador, - hanteringen av kärnämne och kärnavfall, - säkerhetsarbetet vid anläggningen, - beredskapen för driftstörningar och haverier.

Beskrivning av de instruktionspaket som tillämpas för normaldrift, driftstörningar och haverier.

Redovisning av principerna för anläggningens system för erfarenhetsåterföring.

Redovisning av principerna för anläggningens system för bemanning samt utbildning och kompetensprövning av personal med uppgifter av betydelse för säkerheten i den kärntekniska verksamheten.

Analys av driftbetingelser

Redovisning av säkerhetsanalyserna enligt 4 kap. 1 § och av utredningar vilka har gjorts om anläggningens uppförande och omgivningspåverkan vid normaldrift, driftstörningar och haverier.

Redovisning av analyser som har genomförts beträffande konsekvensbegränsande åtgärder vid svåra haverier.

Referenser

De utredningar, analyser och andra underlagsrapporter till säkerhetsredovisningen som har betydelse för att visa hur gällande krav uppfylls.

Ritningar

Översiktsritningar, över anläggningen och dess system, samt flödesscheman.

16

Bilaga 3

Uppgifter i säkerhetstekniska driftförutsättningar

För att säkerställa att de förhållanden som redovisas eller förutsätts i säkerhetsredovisningen upprätthålls vid anläggningen, ska de säkerhetstekniska driftförutsättningarna enligt 5 kap.1§ innehålla specifikation av 5 - högsta tillåtna gränsvärden (HTG) som i en reaktoranläggning har betydelse för bränslekapslingens och primärsystemets integritet, - andra gränsvärden som behövs för att säkerställa i en reaktoranläggning att bränslekapslingens, primärsystemets och reaktorinneslutningens konstruktionsgränser inte överskrids, - övriga nödvändiga villkor och begränsningar för att vidmakthålla och kontrollera anläggningens driftklarhet, så att specificerade prestanda inte över- eller underskrids under nödvändig tid i sådana system och komponenter som har betydelse för säkerheten i respektive driftläge, - säkerhetsfunktioner samt övrig utrustning som har väsentlig betydelse för djupförsvaret med: - uppgift om de system och komponenter som ingår, 6 - de krav på driftklarhet som ställs för de förekommande driftlägena, samt - vilka åtgärder som vidtas då driftklarhet inte råder, exempelvis begränsningar i form av tillåten reparationstid eller effektnivå, - principerna för ledning och styrning av anläggningens drift, - reglerna för hantering av fel och störningar samt underhållsarbeten, provningar och ändringsarbeten, - den bemanning som behövs för en säker drift vid olika driftlägen, - de inträffade händelser och förhållanden vilka ska föranleda sådana åtgärder som anges i 2 kap. 2-6 §§, sådan utredning som anges i 5 kap. 4 § samt rapportering till Strålsäkerhetsmyndigheten enligt 7 kap. 1-3 §§.

5 För tryckvattenreaktorer används begreppet säkerhetsgränser i stället för gränsvärden. 17 6 Beträffande icke säkerhetsklassad utrustning avses här krav på drifttillgänglighet.

Bilaga 4

Rapportering

Rapportering enligt 7 kap. 1 §

1. Utan dröjsmål ska följande rapporteras

- händelse eller förhållande som föranleder larm om höjd beredskap eller haveri enligt de larmkriterier som har fastställts av Strålsäkerhetsmyndigheten, - händelse eller förhållande som enligt bilaga 1 inryms i kategori 1, - snabbstopp i en reaktoranläggning där förväntade följdfunktioner av betydelse för säkerheten uteblivit.

Strålsäkerhetsmyndigheten ska i dessa fall underrättas inom en timme efter det att händelsen har inträffat eller förhållandet har uppdagats.

Uppgifter som ska rapporteras till Strålsäkerhetsmyndigheten, när sådan händelse eller förhållande har inträffat, är - vad som har inträffat, - när det har inträffat, - vilka omedelbara konsekvenser som har blivit följden, - vilka åtgärder som har vidtagits, - vilka åtgärder som planeras, - en bedömning av den fortsatta utvecklingen.

Uppföljande rapporter ska lämnas vid väsentlig förändring av säkerhetsläget eller då en ny bedömning görs av den fortsatta utvecklingen.

2. Inom 16 timmar ska följande rapporteras

- händelse eller förhållande som enligt gällande tekniska kriterier hänförs till nivå 2 eller högre på den internationella INES-skalan (International Nuclear Event Scale).

3. Inom 7 dygn ska följande rapporteras

- utförlig rapport om händelse eller förhållande som har föranlett larm enligt punkt 1 ovan eller som har hänförts till kategori 1 enligt bilaga 1. Sådan rapport ska innehålla - beskrivning av händelsen och händelseförloppet, - preliminär analys av orsaker och konsekvenser samt en bedömning av den säkerhetsmässiga betydelsen av händelsen eller förhållandet, - åtgärder som har vidtagits eller planeras för att återställa säkerhetsmarginalerna och för att förhindra ett upprepande.

Protokoll eller motsvarande dokumentation av genomförda säkerhets- 18 granskningar ska bifogas rapporten .

Rapportering enligt 7 kap. 2 §

4. Inom 30 dygn ska följande rapporteras

- utförlig rapport om händelse eller förhållande som har hänförts till kategori 2 i enlighet med bilaga 1, - händelse eller förhållande som hänförs till nivå 1 på den internationella INES-skalan, - snabbstoppsrapport för en reaktoranläggning

Om särskilda skäl föreligger som innebär att en slutlig rapport enligt första stycket inte kan inges inom 30 dygn, ska Strålsäkerhetsmyndigheten tillställas en preliminär rapport, vilken även ska innehålla en motivering av de särskilda skälen och en fastställd tidplan för när en slutrapport kan föreligga. Sådan motivering och tidplan ska vara säkerhetsgranskad enligt 4 kap. 3 §.

Utöver ovannämnda rapportering av händelser och förhållanden finns det i Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter ( 3) om mekaniska anordningar krav på särskild rapportering av inträffade skador.

Rapportering enligt 7 kap. 3 §

5. Varje dygn ska följande rapporteras från en kärnkraftsreaktor

(dygnsrapport)

- driftlägen under dygnet, - termisk effektnivå i procent, - inträffad händelse eller förhållande av kategori 1, 2 eller 3, - driftstörning, exempelvis aktivering av reaktorns skyddssystem, - annan omständighet som kan ha betydelse för säkerheten.

6. Varje vecka ska följande rapporteras från övriga anläggningar

(veckorapport)

- driftstörning, - inträffad händelse eller förhållande av kategori 1, 2 eller 3, - annan omständighet som kan ha betydelse för säkerheten.

7. Varje år ska följande rapporteras (årsrapport)

- en samlad redovisning av verksamheten vid anläggningen under kalenderåret med de erfarenheter som vunnits och de slutsatser som dragits med hänsyn till säkerheten. I rapporten ska också ingå en sammanställning av händelser eller förhållanden, vilka har hänförts till kategorierna 1, 2 eller 3, eller vilka har medfört snabbstopp av en reaktor. Förhållanden som har hänförts till kategori 3 ska även beskrivas med avseende på åtgärdernas syfte och den tid som har utnyttjats för att genomföra åtgärderna (hindertiden). 19

Årsrapporten ska vara Strålsäkerhetsmyndigheten tillhanda senast den 1 mars nästkommande år. 20

Bilaga 5

Uppgifter i avvecklingsplan

Den kompletta avvecklingsplanen för en anläggning ska innehålla nedanstående information. De preliminära avvecklingsplaner som redovisas enligt 9 kap. 1 § ska innehålla den information nedan som rimligen kan föreligga vid redovisningstidpunkten. Där motsvarande information finns i anläggningens säkerhetsredovisning, eller annan säkerhetsdokumentation, är det tillräckligt att göra hänvisningar. Bestämmelser från strålskyddssynpunkt finns i Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter (SSMFS 2008:19) om planering inför och under avveckling av kärntekniska anläggningar.

Dokumentation av anläggningen

- Aktuell anläggningsbeskrivning med ritningsunderlag. - Sammanställning av driftdata, drifterfarenheter och händelser som kan ha betydelse för säkerheten vid avvecklingen. - Beskrivning av förekomsten av radioaktiva ämnen som finns kvar i anläggningen efter den slutliga avställningen.

Planeringsförutsättningar

- Redovisning av tillgängligt eller planerat system för slutförvaring av det kärnavfall som uppkommer vid avvecklingen. - Redovisning av den slutliga målsättningen för avvecklingen. - Redovisning av avsedda tidpunkter för start respektive avslutning av avvecklingen. Dessa tidpunkter ska motiveras, bl.a. med hänsyn till tillgång på personal med drifterfarenheter från anläggningen och från avvecklingsverksamhet.

Avvecklingsverksamheten

- Beskrivning av den planerade verksamheten från slutlig avställning till dess avvecklingen är slutförd. Indelning i olika skeden och val av metoder för dekontaminering och rivning ska motiveras. - Beskrivning av den planerade organisationen samt ledningen och styrningen av avvecklingsverksamheten samt bedömt personal- och kompetensbehov i olika skeden. - Bedömning av den planerade verksamhetens säkerhetsmässiga konsekvenser med hänsyn till risken för radiologiska olyckor. - Redovisning av den planerade hanteringen av radioaktiva ämnen samt åtgärder som behöver vidtas för att inneslutningen av det kärnavfall som uppkommer ska vara säker på sätt som framgår av 6 kap. 3 §.

21

22

Strålsäkerhetsmyndighetens

författningssamling

ISSN 2000-0987 Utgivare: Olof Hallström

Strålsäkerhetsmyndighetens allmänna råd om

tillämpningen av föreskrifterna ( )

Utkom från trycket Utkom från trycket den 19 december 2008 den DD MMMM YYYY

om säkerhet i kärntekniska anläggningar;

beslutade den 3 oktober 2008. Strålsäkerhetsmyndigheten beslutar följande allmänna råd.

Till 1 kap. 1 §

Med kärnkraftsreaktor avses den kompletta anläggning som behövs för utvinning av kärnenergi, således även sekundär- och hjälpsystem samt anordningar inom anläggningen som behövs för hantering av kärnämne och kärnavfall. Det bör observeras att använt kärnbränsle enligt lagen (1984:3) om kärnteknisk verksamhet räknas som kärnämne intill dess det är inplacerat i ett slutförvar. Därefter räknas det som kärnavfall enligt definitionen i lagen. Föreskrifterna gäller också för sådana åtgärder som vidtas innan förslutning av ett slutförvar sker och som kan påverka säkerheten efter förslut- 1 ning . En anläggning för lagring av kärnavfall som har separat tillstånd och som drivs av samma tillståndshavare som en kärnkraftsanläggning, kan vid tillämpningen av dessa föreskrifter betraktas som om den är en del av kärnkraftsanläggningen. Avveckling av en kärnteknisk anläggning ingår också i begreppet kärnteknisk verksamhet som detta är definierat i lagen (1984:3) om kärnteknisk verksamhet.

Till 1 kap. 2 §

Avvecklingsprocessen innehåller åtgärder för avställningsdrift, servicedrift, nedmontering och rivning samt hantering av det kärnämne och kärnavfall som finns på anläggningsplatsen vid den slutliga avställningen, och det kärnavfall som uppkommer vid rivningen. Skedet avställningsdrift omfattar åtgärder som behövs så länge kärnämne finns kvar i anläggningen. Skedet servicedrift omfattar åtgärder som behövs efter det att kärnämnet har avlägsnats från anläggningen och till dess nedmontering och rivning påbörjas.

1 Krav på säkerheten efter förslutning finns i Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter (SSMFS 2008:21) om säkerhet vid slutförvaring av kärnämne och kärnavfall. 1

Det bör observeras att i begreppet normaldrift ingår alla de driftlägen som omfattas av de säkerhetstekniska driftförutsättningarna. Definitioner av ledningssystem och revision finns i den svenska standarden SS-EN ISO 9000: 2000: Ledningssystem för kvalitet- Principer och terminologi.

Till 2 kap. 1 §

Det övergripande syftet med djupförsvaret är att kompensera för möjliga tekniska fel och fel i handhavandet av anläggningen, att upprätthålla barriärernas effektivitet genom att avvärja skador och felfunktioner i anläggningen samt att skydda människor och miljö från skadlig påverkan om barriärerna inte skulle fungera som avsett. 2 Djupförsvaret bör tillämpas i fem nivåer enligt tabellen nedan . Om en nivå i försvaret fallerar träder nästa nivå in. Ett fel i en utrustning eller i handhavandet på en nivå, eller kombinationer av fel som samtidigt inträffar på olika nivåer, ska inte kunna äventyra funktionen på efterföljande nivå. Oberoendet mellan de olika nivåerna i djupförsvaret är väsentligt för att kunna uppnå detta. En extra styrka i en barriär eller djupförsvarsnivå bör således inte tillgodoräknas för att acceptera svagheter i en annan barriär eller djupförsvarsnivå.

Nivå Syfte Huvudsakliga medel 1 Förebyggande av driftstörningar Robust konstruktion och höga krav på utföroch fel andet, driften och underhållet 2 Kontroll över driftstörningar och Regler- och skyddssystem samt övervakning detektering av fel och tillståndskontroll 3 Kontroll över förhållanden som kan Tekniska säkerhetsfunktioner samt störningsuppkomma vid konstruktions- och haveriinstruktioner styrande haverier 4 Kontroll över och begränsning av Förberedda tekniska åtgärder och en effektiv förhållanden som kan uppkomma haverihantering vid anläggningen vid svåra haverier 5 Lindrande av konsekvenser vid Effektiv samverkan med ansvariga myndigheutsläpp av radioaktiva ämnen till ter för skydd av omgivningen omgivningen

2 Se vidare ”Defence in Depth in Nuclear Safety". IAEA-INSAG-10. A report by the International Nuclear Safety Advisory Group. International Atomic Energy Agency, Vienna, 1996 samt ”Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants”. IAEA-INSAG 12. A report by the International Nuclear Safety Advisory Group. International Atomic Energy Agency, Vienna, 1999. 2

Viktiga generella förutsättningar för att kunna uppnå och vidmakthålla ett effektivt djupförsvar är att en ändamålsenlig organisation och ett effektivt system tillämpas för ledning, styrning och uppföljning av verksamheten vid anläggningen. Detta innebär bl.a. att: - säkerheten prioriteras, - tillräckliga ekonomiska resurser finns samt tillräcklig mängd personal med adekvat kompetens, - säkerheten övervakas och följs upp, fel och brister identifieras och rättas till samt att organisationen lär sig av egna och andras misstag så att brister i säkerheten inte upprepas, - försiktiga (konservativa) antaganden och goda säkerhetsmarginaler tillämpas i konstruktionen och driften av anläggningen, - kvalitetssäkring tillämpas i den kärntekniska verksamheten, - möjligheter till förbättring av säkerheten tas tillvara, - organisationen som helhet kännetecknas av en god säkerhetskultur.

Bestämmelser om organisation, ledning och styrning av den kärntekniska verksamheten framgår av 7-10 §§.

Djupförsvaret förutsätter att det finns ett antal särskilt anpassade fysiska barriärer placerade mellan det radioaktiva materialet och en anläggnings personal och omgivning. Barriärernas konstruktion kan variera beroende på egenskaperna hos det inneslutna materialet och på möjliga avvikelser från normaldrift, vilka kan bli följden av att andra barriärer bryts igenom.

För kärnkraftsreaktorer under drift består barriärerna vanligtvis av bränslets geometri, bränslekapslingen, reaktorns tryckbärande primärsystem och av reaktorinneslutningen. Barriärer kan också vara behållare för använt kärnbränsle och andra kvalificerade emballage, lager och förvar som utnyttjas för inneslutning av kärnämne och kärnavfall. Beträffande barriärer vid slutförvaring av kärnämne och kärnavfall hänvisas till vad som sägs i Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter (SSMFS 2008:21) om säkerhet vid slutförvaring av kärnämne och kärnavfall.

I djupförsvaret tillämpas olika antal och typer av tekniska system, operationella åtgärder och administrativa rutiner för att skydda barriärerna och vidmakthålla deras effektivitet under normaldrift och under förutsedda driftstörningar och haverier. Om detta misslyckas ska förberedda åtgärder finnas i avsikt att begränsa och lindra konsekvenserna av en svårare olycka.

För att säkerheten som helhet ska vara betryggande i en anläggning, bör det analyseras vilka barriärer som måste vara i funktion och vilka ingående delar på olika nivåer i djupförsvaret som måste vara i funktion vid olika driftlägen. När en anläggning är i full drift bör samtliga barriärer och delar av djupförsvaret vara i funktion. När anläggningen är avställd för underhåll eller då någon barriär måste försättas ur funktion av annat 3

skäl, bör detta kompenseras genom andra åtgärder av teknisk, operationell eller administrativ natur. Bestämmelser om hur detta ska styras framgår av 5 kap. 1 §.

Till 2 kap. 3 §

Kraven på att utreda och att vidta åtgärder då det föreligger en brist i en barriär eller i djupförsvaret gäller även vid sådan misstanke om hot mot säkerheten som grundas på såväl gjorda säkerhetsanalyser som inträffade händelser och uppdagade förhållanden vid andra liknande anläggningar. Allvarlighetsgraden hos feltypen eller bristen som sådan, den möjliga säkerhetspåverkan den kan ge, samt säkerhetspåverkan i det aktuella fallet, bör framgå av den utredning som görs.

Kravet på att vidta en åtgärd utan dröjsmål innebär att den ska vidtas så snart nödvändigt underlag för åtgärden föreligger.

Till 2 kap. 4 §, bilaga 1

Punkt 1.2: Skador till följd av torrkokning är exempel på skador som kan leda till omfattande frigörelse av klyvningsprodukter och kärnämne till reaktorvattnet.

Punkt 1.3: Vid bedömning av vilken oplanerad reaktivitetsökning i reaktor som är av sådan karaktär att den ska hänföras till kategori 1, kan en vägledning vara reaktivitetsökningar som är större än hälften av medelvärdet av härdens fördröjda neutroner. En lägre oplanerad reaktivitetsökning, eller om händelsen ingår i anläggningens säkerhetsredovisning, kan hänföras till kategori 2.

Punkt 1.5: Sådan brist eller avvikelse som avses kan ha identifierats genom inträffad händelse, undersökning, analys eller annan erfarenhet som framkommit vid egen eller annan liknande anläggning. Böjning av kärnbränsleknippen som kan förhindra att styrstavar förs in i härden är exempel på en brist av så allvarlig karaktär att anläggningens säkerhetsredovisning kan ifrågasättas.

Till 2 kap. 5 §, bilaga 1

Punkt 2.6: När en sådan kärnbränsleskada inträffar, som kan leda till svårigheter att detektera nya skador eller frigörelse av uran till primärsystemet, som försvårar provning och underhåll eller att mängden alfaaktivitet i driftavfallet från anläggningen blir högre än vad som accepteras vid slutförvaring av kärnavfallet, bör reaktorn ställas av så snart det är möjligt och lämpligt och det skadade bränslet laddas ur härden.

Till 2 kap. 7 §

Organisationen bör vara utformad och bemannad så att den stödjer en 4 säker och tillförlitlig drift av anläggningen samt tillgodoser effektiva

åtgärder i en haverisituation. Organisationens ändamålsenlighet i dessa avseenden bör regelbundet utvärderas.

Till 2 kap. 8 §

Ledningssystemet bör omfatta hela den kärntekniska verksamheten vid anläggningen. Omfattningen bör således inte göras för snäv. IAEA:s standarder för ledningssystem kan utgöra vägledning när det gäller utform- 3 ningen av det ledningssystem som behövs med hänsyn till säkerheten .

De organisationsövergripande processerna i den kärntekniska verksamheten bör ges särskild uppmärksamhet i ledningssystemet. De övergripande processerna ställer särskilda krav på samordning, tydlig ansvars- och befogenhetsfördelning mm. Ett exempel är ledning och styrning av anläggningsändringar vilket normalt berör flera enheter i anläggningens organisation.

Det bör tydligt framgå av ledningssystemet hur bedömningar görs av entreprenörer och leverantörer av tjänster och utrustning för den kärntekniska verksamheten och hur dessa bedömningar hålls aktuella.

Revisionsfunktionen bör ges en tillräckligt stark och fristående ställning i organisationen med befogenheter att rapportera direkt till anläggningens högsta chef. Revisorerna bör utses så att revisionsverksamheten har kontinuitet och utförs av personer med god kunskap om den verksamhet som granskas.

Vid bedömningen av lämpligt revisionsintervall bör hänsyn tas till de olika verksamheternas betydelse för säkerheten och till de särskilda behov av revision som kan uppkomma. Normalt bör alla revisionsområden granskas minst vart fjärde år.

Revisionsverksamheten som sådan och anläggningens ledningsfunktion bör också periodiskt bli föremål för revision.

Till 2 kap. 9 §

Punkt 1 : Riktlinjerna för säkerheten bör på ett konkret sätt ange hur säkerhetsmålen ska uppnås. Av målen och riktlinjerna bör tydligt framgå att säkerheten alltid prioriteras i den kärntekniska verksamheten.

Säkerhetsmålen kan vara såväl kvantitativa som kvalitativa. Målen bör formuleras så att de är möjliga att följa upp.

3 Senaste utgåva: IAEA Safety Standards/Safety Requirements No. GS-R-3: The Management System for Facilities and Activities. International Atomic Energy Agency. Vienna, 2006. 5

Ändamålsenligheten och tillämpningen av målen och riktlinjerna bör utvärderas regelbundet.

All personal som arbetar i den kärntekniska verksamheten bör känna till säkerhetsmålen och riktlinjerna, således även inhyrd personal och i lämplig omfattning leverantörer till den kärntekniska verksamheten.

Punkt 2: Ansvar, befogenheter och samarbetsförhållanden bör vara väl kända av personalen och lämpliga processer upprättade för kommunikation inom organisationen. I de fall en kategori av personal utför likartade arbetsuppgifter av betydelse för säkerheten i den kärntekniska verksamheten, är det tillräckligt att definiera ansvar och befogenheter för personalkategorin.

Punkt 3: Kravet på planering omfattar både den ordinarie verksamheten vid anläggningen och de upphandlingar som görs av verksamhet som har betydelse för säkerheten.

Punkt 4: För att åstadkomma tillräcklig beredning och rådgivning bör, förutom vad som sägs i 4 kap. 3 §, en säkerhetskommitté finnas med uppgift att vara rådgivande instans i principiella säkerhetsfrågor. Kommittén bör ha hög integritet och bred kompetens i kärnsäkerhetsfrågor och rapportera till den chef som har det yttersta ansvaret för säkerheten vid anläggningen.

Punkt 5 : Vad som sägs om personalen gäller även i tillämplig omfattning entreprenörer och annan inhyrd personal till den kärntekniska verksamheten.

För att tillgången på personal med tillräcklig kompetens ska kunna säkerställas, bör kompetens- och bemanningsplaner vara framtagna på flera års sikt. För att analysera behovet av personal och den kompetens som behövs i den kärntekniska verksamheten bör en systematisk metod användas som med utgångspunkt från arbetsuppgiftsanalyser identifierar bemannings- och kompetenskraven samt utbildningsbehoven. I systematiken ingår också att regelbundet utvärdera den genomförda utbildningens ändamålsenlighet och effektivitet.

En systematisk kompetensuppföljning bör genomföras varje år för att kontrollera att personalen med uppgifter av betydelse för säkerheten i den kärntekniska verksamheten innehar den kompetens som krävs för uppgifterna, och för att inventera behovet av kompletterande utbildning och fortbildning. Uppföljningen bör ske med tydliga kriterier för vad som är godtagbara prestationer.

För att tillräcklig kompetens ska kunna utvecklas och bibehållas i den egna organisationen, bör en noggrann avvägning göras mellan utnyttjan- 6

det av egen personal respektive av entreprenörer och annan inhyrd personal. I en anläggnings organisation bör den kompetens alltid finnas som behövs för att kunna beställa, leda och värdera resultatet av arbetsuppgifter som har betydelse för säkerheten i den kärntekniska verksamheten och som utförs av entreprenörer eller av annan inhyrd personal.

En bedömning av personalens lämplighet i övrigt förutsätter att en analys har gjorts bl.a. av de medicinska krav som ställs på olika arbetsuppgifter av betydelse för säkerheten i den kärntekniska verksamheten, t.ex. med avseende på synskärpa, färgseende och hörsel samt sjukdomstillstånd som kan påverka arbetsförmågan. Det bör också finnas en dokumenterad policy för hantering av andra faktorer som kan påverka personalens prestationsförmåga på ett för säkerheten negativt sätt, exempelvis alkohol och andra droger. En sådan policy bör bl.a. omfatta förebyggande åtgärder samt åtgärder som ska vidtas vid konstaterad påverkan eller missbruk. Ansvarsfördelningen för sådana åtgärder bör klargöras och arbetsledare och annan berörd personal bör ges utbildning i dessa frågor.

En bedömning av lämpligheten i övrigt förutsätter också att en tillräcklig säkerhetsprövning av personalen har genomförts.

Punkt 6: Människans funktionsförmåga påverkas av en mängd faktorer i arbetet, exempelvis verksamhetens organisation, utformningen av arbetsplatsen, dess utrustning och hjälpmedel samt av dess fysiska miljö, arbetets ledning, instruktioner och rutiner, kommunikationen med andra, arbetsbelastningen och arbetstiderna. Åtgärdandet av eventuella brister i arbetsförutsättningarna, som kan påverka säkerheten negativt, är en viktig del i det förebyggande säkerhetsarbetet. För detta ändamål, och för att ytterligare kunna förbättra förutsättningarna för det säkra arbetet, bör analyser och utvärderingar av samspelet människa-teknik-organisation samt återkommande utvärderingar göras.

Punkt 7: Väl fungerande rutiner bör finnas för fortlöpande erfarenhetsåterföring inom den kärntekniska verksamheten. Mot bakgrund av vunna erfarenheter, bör det fortlöpande undersökas att anläggningen och dess verksamhet överensstämmer med gällande villkor och föreskrifter.

Punkt 8 : Ledningssystemet bör tydligt styra upp hur avvikelser som identifierats i revisioner och andra uppföljningar av verksamheten åtgärdas. Avvikelserna kan avse såväl avvikelser från säkerhetsmål och riktlinjer enligt punkt 1 som avvikelser från rutiner och instruktioner som tillämpas i den kärntekniska verksamheten. Vid övervakningen och uppföljningen av den kärntekniska verksamheten kan säkerhetsindikatorer vara ett lämpligt hjälpmedel.

7

Till 2 kap. 10 §

I den fortlöpande analysen och bedömningen av anläggningens säkerhet bör särskilt beaktas tekniska och organisatoriska erfarenheter från den egna verksamheten, erfarenheter från liknande anläggningar, resultat från säkerhetsanalyser, resultat från forsknings- och utvecklingsprojekt som kan ha betydelse för bedömningen av säkerheten samt utvecklingen av de regler som använts vid uppförande och drift av anläggningen. Med organisatoriska erfarenheter avses exempelvis resultat från analyser av samspelet människa-teknik-organisation, utvärderingar av organisationen och personalens arbetsförutsättningar samt egenvärderingar av säkerhetsklimat och säkerhetskultur.

Tillämpliga regler för konstruktion, utförande och drift samt konstruktionsförutsättningar vilka har tillkommit efter drifttagningen av anläggningen och som har bedömts vara av betydelse för anläggningens säkerhet bör dokumenteras inom ramen för säkerhetsprogrammet och föras in i säkerhetsredovisningen så snart de åtgärder är vidtagna som följer av dem.

Säkerhetsprogrammet bör ange övergripande prioriteringar och tidplaner för de åtgärder som ingår i programmet.

Möjligheter till förbättring av säkerheten bör beaktas vid varje åtgärd som medför förändringar i anläggningen eller i dess verksamhet.

Till 2 kap. 11 §

För att klargöra inriktningen och omfattningen av det fysiska skyddet bör det noteras att formuleringen "åtgärder som syftar till att skydda en anläggning" normalt inbegriper åtgärder som behövs för att försvåra, fördröja och begränsa konsekvenserna av ett obehörigt intrång, sabotage eller annan sådan handling.

En analys av hotbilden mot anläggningen bör omfatta ett antal typ- 4 fall/scenarier som ryms inom den dimensionerande hotbilden för det fysiska skyddet. För vart och ett av dessa typfall/scenarier bör såväl övergripande förutsättningar för hotet som acceptabla konsekvenser och principiella motåtgärder beskrivas. Förändringar i hotbilden bör analyseras för att verifiera att planen för det fysiska skyddet fortfarande är ändamålsenlig.

Det fysiska skyddet bör planläggas som en helhet, d.v.s. så att det finns tekniska system, administrativa och organisatoriska åtgärder i kombination med tillräckliga personalresurser. Hela personalens förståelse för

4 Den dimensionerande hotbilden framgår för närvarande av dokument SSM 2008/2966 8 (hemlig).

behovet av det fysiska skyddet och dess rutiner är en grundläggande faktor för skyddets effektivitet.

Med regelbunden övning avses att övningar bör genomföras i den utsträckning som behövs för att upprätthålla skyddets effektivitet. Varje anläggning bör ha en utbildnings- och övningsplan som årligen ses över. Varje övning bör utvärderas på ett systematiskt sätt för att dels verifiera det fysiska skyddets ändamålsenlighet, dels identifiera behovet av utbildning för den berörda personalen.

Till 2 kap. 12 §

För att larmning och andra initiala åtgärder i en haverisituation ska kunna genomföras utan dröjsmål bör det finnas en god samordning mellan en anläggnings störningsinstruktioner och de larmkriterier som fastställs av Strålsäkerhetsmyndigheten. Vidare bör det finnas effektiva interna rutiner för beslut om inkallande av beredskapspersonalen samt, i tillräcklig utsträckning, checklistor och instruktioner som stöd för beslutsfattarna.

De tekniska system som används för larmning av beredskapspersonalen bör provas regelbundet för att kontrollera att de fungerar på det sätt som avses.

Det bör finnas namngiven personal som är utbildad och övad för beredskapsuppgifterna. För varje uppgift bör det dessutom finnas reserver som säkerställer att det alltid finns personal tillgänglig och som ger den uthållighet som behövs vid långvariga haveriförlopp.

För bedömning av källtermer bör hjälpmedel och instruktioner finnas, i den utsträckning som behövs, för att kunna fastställa mängden av de radioaktiva ämnen som riskerar att frigöras, såväl den mängd som förblir innesluten som den mängd som släpps ut till omgivningen.

Det bör finnas en teknisk stödfunktion som kan hjälpa den tjänstgörande driftpersonalen att analysera händelseförloppet och föreslå de åtgärder som kan behöva genomföras också på längre sikt. Stödfunktionen kan dessutom svara för de arbetsberedningar som behöver göras vid snabbt påkallade reparationer och andra åtgärder som behöver vidtas i anläggningen.

Till 2 kap. 13 §

Planeringen bör omfatta åtgärder vid alla typer av haverier som är beaktade i anläggningens konstruktion, samt åtgärder för att begränsa konsekvenserna av möjliga haveriförlopp som därutöver kan uppstå. Därtill bör kombinationer av händelser beaktas, som t ex brand eller sabotage i kombination med radiologisk olycka.

9

Med ändamålsenliga ledningslokaler menas att lokalerna är förberedda med nödvändig kommunikationsutrustning och andra nödvändiga hjälpmedel, tillträdesvägar, strålskydd och skyddsventilation.

Med tekniska system avses bl. a. kommunikationsutrustning och sådan utrustning som medger att tillståndet i anläggningen kan utvärderas även under svåra förhållanden och i ett långtidsförlopp. Detta innebär exempelvis att utvärderingen kan genomföras även under svåra radiologiska förhållanden.

Med regelbunden övning avses att övningar bör genomföras i den utsträckning som behövs för att beredskapspersonalen säkert och effektivt ska kunna lösa de uppgifter som framgår av 12 §. Varje anläggning bör ha en utbildnings- och övningsplan som årligen ses över. Varje övning bör utvärderas på ett systematiskt sätt för att säkerställa dels beredskapens ändamålsenlighet, dels det behov av utbildning som föreligger för beredskapspersonalen.

Till 3 kap. 1 §

De konstruktionskrav som nämns i föreskriften är av grundläggande karaktär och bör i tillämplig omfattning beaktas vid varje konstruktion, såväl innan en anläggning tas i drift som vid senare anläggningsändringar.

Med tålighet mot sådana händelser eller förhållanden som kan påverka barriärernas eller djupförsvarets funktion avses händelser eller förhållanden som i säkerhetsanalyser, i enlighet med 4 kap. 1 §, har visats påverka säkerhetsfunktionerna på ett ej försumbart sätt. Exempel på sådana händelser eller förhållanden kan vara, rörbrott, transienter, brand, översvämning, jordbävning, igensättning av kylvattenintag, sabotagehandlingar och störningar i eller bortfall av det yttre kraftnätet.

Till 3 kap. 2 §

Bestämmelserna i denna paragraf avser bl.a. miljökvalificering i form av dokumenterade prov för att säkerställa att komponenter fungerar på det sätt som förutsätts i säkerhetsredovisningen. För att uppfylla detta krav bör sådan kvalificering ske under beaktande av såväl normala driftförhållanden som förhållanden vid driftstörningar och haverier som är beaktade i anläggningens konstruktion. Detta krav avser även sådana komponenter som är avsedda för en anläggning för slutlig förvaring av kärnavfall och som behövs för att upprätthålla säkerheten efter det att anläggningen har förslutits.

Till 3 kap. 3 §

Konstruktionen bör vara anpassad dels till de funktioner och uppgifter som ska utföras, dels till människans möjligheter och begränsningar. Erfarenheter från den egna anläggningen bör tas tillvara tidigt i konstruk- 10

tionsprocessen. För att tillgodose en sakkunnig bedömning av sådana konstruktionslösningar där personalens förmåga är en viktig förutsättning, bör expertis på samspelet människa-teknik-organisation engageras för medverkan i utformning, analys och utvärdering av lösningarna.

Anläggningens konstruktion bör medge tillräckligt rådrum för de operatörsingrepp som påverkar säkerhetsfunktionerna. Informations- och larmsystem i kontrollrummen bör tillgodose att personalen har tillgång till den information som behövs vid olika driftlägen, utan att de överbelastas med information vid driftstörningar, haverier eller revisionsavställningar. Utformningen av gränssnitten mellan personal och anläggning bör följa god ergonomisk praxis, så att gränssnitten är förenliga med människans förutsättningar samt tillgodoser behov av samverkan och kommunikation i arbetet. De lösningar som tas fram bör utvärderas i det sammanhang där de kommer att användas.

Till 3 kap. 4 §

För att få byggnadsdelar, system, komponenter och anordningar så väl anpassade som möjligt till deras säkerhetsbetydelse, bör ett klassningssystem tillämpas för styrning av kraven på konstruktions- och kvalitetskontroll.

Till 4 kap. 1 §

Säkerhetsanalyser bör omfatta en uppsättning händelser eller scenarier som så långt det är möjligt täcker in de händelseförlopp och förhållanden som kan påverka barriärernas och djupförsvarets funktion och därmed ytterst leda till en radiologisk påverkan på omgivningen. Frekvensen för olika händelser eller scenarier utgör grund för indelning i händelseklasser.

Med utgångspunkt i händelseklasserna bör konstruktionsstyrande händelser identifieras för barriärernas och djupförsvarets funktion. Därmed avses händelser som blir styrande för kraven på anläggningens konstruktion, d.v.s. på barriärernas egenskaper och skyddet av barriärerna, för att uppnå en acceptabel säkerhet. Konstruktionsstyrande händelser bör tas fram såväl för de sannolika som för de mindre sannolika händelserna. Identifierade händelser som inte blir föremål för vidare analys bör anges i säkerhetsanalysen.

Förväntade processtörningar och komponentfel i en anläggning samt möjliga ingripanden av driftpersonalen och felaktigt handlande bör analyseras, för att undersöka anläggningens möjlighet att klara postulerade händelser. I analyserna av hur anläggningen klarar konstruktionsstyrande 5 händelser bör även ett godtyckligt fel antas inträffa i säkerhetsfunktioner-

11 5 Benämns ofta enkelfel i samband med säkerhetsanalys.

na, i samband med den inledande händelsen eller därefter. Inverkan av osäkerheter som har betydelse för resultaten bör därtill analyseras.

Ett av syftena med analyser av postulerade händelser bör vara att identifiera nödvändiga ingripanden av personalen och bedöma i vilken grad instruktioner, instrumentering och övrigt som styr dessa ingripanden är ändamålsenliga.

En säkerhetsanalys bör generellt hålla hög kvalitet vad gäller dokumentation, referenser, granskningsrutiner m.m. Analysens syfte bör tydligt anges liksom de osäkerheter och begränsningar som föreligger för den. Analysen bör vidare ha god spårbarhet och väl motiverade antaganden och data som är relevanta för anläggningen. Resultatredovisningen bör innehålla en tydlig slutsats om anläggningens säkerhet inom ramen för analysens förutsättningar och begränsningar.

Säkerhetsanalysen för avveckling av en anläggning bör särskilt beakta faktorer såsom snabba förändringar i anläggningens status, avlägsnande av både aktiva och passiva säkerhetsfunktioner, hanteringen av stora mängder kärnavfall samt ovanliga och skiftande arbetsförhållanden.

Speciellt för probabilistiska metoder

Probabilistiska metoder innefattar bland annat beräkning eller uppskattning av sannolikheter för givna konsekvenser av olika händelsekedjor (s.k. probabilistisk säkerhetsanalys, PSA). Beroende på typ av anläggning samt verksamhetens komplexitet och riskbild varierar också behovet av detaljeringsgrad och omfattning av de probabilistiska analyserna. För enklare anläggningar med liten risk för omgivningspåverkan kan ett enkelt resonemang om sannolikhet för olika händelser vara tillräckligt.

De deterministiskt analyserade kraven utgör grunden för anläggningens drifttillstånd. Kraven på anläggningens utformning bör verifieras och utvecklas med hjälp av probabilistiska metoder så att en säkrare grund för utformningen uppnås.

För en reaktoranläggning bör probabilistiska säkerhetsanalyser omfatta - nivå 1: analys av sannolikheten för att en härdskada inträffar, samt - nivå 2: analys av sannolikheten för att utsläpp av radioaktiva ämnen sker till omgivningen. Vidare bör analyserna omfatta driftlägena effektdrift, inklusive upp- och nedgång med reaktorn, samt revisionsavställning, i vilken också bränslebyte ingår.

Probabilistiska säkerhetsanalyser bör vara så realistiska som möjligt vad gäller modeller och data. Även i dessa analyser bör inverkan av osäkerheter som har betydelse för resultaten analyseras.

12

Probabilistisk analys bör användas rutinmässigt i en reaktoranläggning för att värdera säkerhetsbetydelsen av inträffade händelser och ändringar i anläggningen.

Vid tillämpning av probabilistisk analys för värdering av en anläggnings konstruktion och drift bör följande beaktas - Ett syfte bör vara att uppnå en säkerhetsnivå utan dominerande svagheter. - Konsekvensen av förändring av konstruktionskrav baserat på probabilistisk analys, bör bedömas med känslighetsanalys för att visa att konstruktionen förblir tillräckligt robust. Hänsyn bör tas till att enkelhet och transparens är väsentliga egenskaper för att kunna upprätthålla en hög säkerhetsnivå. - Vid förändring av ett krav bör övriga krav på system som tillhör samma säkerhetsfunktion eller barriär beaktas. Vid exempelvis förändring av frekvensen för komponentprovning bör övriga komponenter och system som bidrar till samma säkerhetsfunktion värderas.

Till 4 kap. 2 § första stycket

Säkerhetsredovisningen är den centrala anläggningsdokumentation som samlat redovisar dels alla de tillståndsvillkor, föreskrifter och andra krav som gäller för en kärnteknisk anläggning och dess verksamhet, dels hur dessa krav har tolkats och hur de uppfylls. Den samlade redovisningen av kraven bör därför även innehålla hänvisningar till andra delar av säkerhetsredovisningen som innehåller uppgifter om hur kraven uppfylls.

Säkerhetsredovisningens omfattning och detaljeringsgrad bör spegla anläggningens komplexitet och riskbild.

Redovisningen av hur gällande tekniska krav uppfylls bör kunna bekräftas genom en särskild utredning eller analys. Redovisningen av hur de administrativa kraven uppfylls bör kunna bekräftas genom uppgifter om de styr- och ledningssystem som tillämpas vid anläggningen. Jämför föreskrifterna enligt bilaga 2. Det bör således finnas en god spårbarhet hela vägen mellan säkerhetsredovisningens uppgifter om gällande krav, över beskrivningar om hur kraven efterlevs till de utredningar och analyser som bekräftar att kraven faktiskt uppfylls.

Säkerhetsredovisningen i sin helhet bör innehålla sådana uppgifter som behövs för att kunna ta fram säkerhetstekniska driftförutsättningar (STF) enligt 5 kap. 1 § samt instruktioner och riktlinjer enligt 5 kap 2 §.

Säkerhetsredovisningen bör mot ovan nämnda bakgrund vara logiskt uppbyggd med en överskådlig struktur. Förutsättningarna och metodiken bör vara väl beskrivna med tydliga referenser till allt underlag. Redovisningen bör vidare innehålla en samlad slutsats om anläggningens säkerhet och radiologiska omgivningspåverkan. 13

Till 4 kap. 2 § andra stycket

En preliminär säkerhetsredovisning i samband med större ombyggnader eller större ändringar av en anläggning bör bygga på anläggningens befintliga säkerhetsredovisning och förses med - uppgifter om hur anläggningen kommer att vara utformad efter ombyggnaden eller anläggningsändringen - uppgifter om planerat driftsätt inklusive driftgränser - beskrivningar av de säkerhetsanalyser och andra verifierande analyser som har gjorts av nya, planerade eller förändrade delar eller funktioner av anläggningen samt av sådana delar av anläggningen som inte har ändrats men som påverkas av förändringarna - referenser till säkerhetsanalyser och andra verifierande analyser.

Till 4 kap. 2 § tredje stycket

Vid tekniska förändringar av en kärnteknisk anläggning eller vid förändringar av dess verksamhet behöver följdändringar av säkerhetsredovisningen vara genomförda så snabbt som möjligt och rimligt med hänsyn till ändringens art. För att säkerhetsredovisningen ska kunna hållas aktuell bör därför följdändringar av säkerhetsredovisningen förberedas parallellt med ändringarna i anläggningen eller av dess verksamhet, samt anmälas enligt 4 kap. 5 § samtidigt med dessa.

Säkerhetsredovisningen och underlaget för denna bör vara dokumenterade på ett sätt som gör det möjligt att effektivt hålla den uppdaterad och tillgänglig. Observera även bestämmelserna i 9 kap. 2 §.

Till bilaga 2 punkten Förläggningsplats

Redovisningen av de yttre faktorer och förhållanden som kan påverka en kärnteknisk anläggning bör omfatta både platsen där anläggningen uppförts och omgivande områden där aktiviteter förekommer som i något avseende kan påverka säkerheten. Det kan till exempel vara land-, sjöeller lufttransporter av farliga eller explosiva ämnen och industrier där sådana ämnen framställs eller hanteras.

En systematisk inventering av alla de yttre faktorer och förhållanden som kan påverka säkerheten vid den kärntekniska anläggningen bör ingå i redovisningen tillsammans med sammanfattningar av och referenser till bakomliggande utredningar och analyser som visar hur säkerheten kan påverkas och hur detta har beaktas i konstruktionen, utförandet eller på annat sätt. Exempel på naturfenomen och andra händelser som bör vara beaktade och redovisade för en kärnkraftsreaktor finns i allmänna råd till 14 § Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter ( 7) om konstruktion och utförande av kärnkraftsreaktorer. Exempel på yttre faktorer som kan påverka ett slutförvar efter förslutningen framgår av de allmänna råden till 9 § och bilagan till Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter 14

(SSMFS 2008:21) om säkerhet vid slutförvaring av kärnavfall och använt kärnbränsle.

Till bilaga 2 punkten Konstruktionsregler

Redovisningen av säkerhetsprinciper bör bland annat omfatta tillämpningen av principerna med barriärer och djupförsvar enligt 2 kap. 1 § samt för kärnkraftsreaktorer även de konstruktionsprinciper som framgår av 4 § föreskrifterna ( 7) om konstruktion och utförande av kärnkraftsreaktorer.

Redovisningen av konstruktionsförutsättningar bör omfatta de specifika krav och förutsättningar som behöver beaktas vid konstruktion och utförande av byggnadsdelar, system, komponenter, anordningar och utrustningar för att dessa ska kunna fungera som avsett och med bibehållen integritet under och efter inledande händelser och scenarier.

Redovisningen av konstruktionsregler bör omfatta de olika regler som tillämpas vid konstruktion och utförande av byggnadsdelar, system, komponenter, anordningar och utrustningar i anläggningen. Det kan vara in- 6 ternationella och nationella regler, standarder och vägledningar. I de fall en konstruktionsregel inte tillämpats fullt ut i något avseende bör skälen för avsteget vara beskrivet tillsammans med de säkerhetsmässiga motiven för att avsteget har accepterats.

Redovisningen av de säkerhetsprinciper, konstruktionsförutsättningar och konstruktionsregler som har styrt anläggningens konstruktion och utförande bör, med tillräcklig detaljeringsgrad, göras i respektive berörd del av säkerhetsredovisningen.

Konstruktionsförutsättningarna bör vara beskrivna på systemnivå (se vidare i råd till punkten om Anläggnings- och funktionsbeskrivning) med referens till de rapporter som mer detaljerat redovisar konstruktionsförutsättningar för anläggningens olika aktiva och passiva anordningar och utrustningar samt byggnadsdelar. Redovisningen av konstruktionsförutsättningarna för elektrisk utrustning bör utöver de händelser, händelseförlopp och förhållanden som kan uppkomma i anläggningen även omfatta störningar och andra omständigheter som kan förekomma i det yttre kraftnätet.

I de fall konstruktionen och utförandet utprovats enligt 3 kap. 2 § bör det i säkerhetsredovisningen ingå sammanfattningar av och referenser till de utvärderingar som bekräftar att konstruktionen har den tålighet, tillförlit-

6 Exempel är tillämpade Safety Requirements och Safety Guides utgivna av International Atomic Energy Agency (IAEA), General Design Criteria (GDC), Regulatory Guides (RG) och Standard Review Plans (SRP) utgivna av US Regulatory Commission (NRC), Nuclear Safety Criteria utgivna av American Nuclear Society (ANS), Boiler and Pressure Vessel Codes utgivna av American Society of Mechanical Engineers (ASME). 15

lighet och driftstabilitet som behövs med hänsyn till anordningens eller utrustningens funktion och betydelse för anläggningens säkerhet.

För en kärnkraftreaktor gäller att redovisningen av hur byggnadsdelar, system, komponenter och anordningar i reaktorn har indelats i klasser bör innehålla uppgifter om säkerhetsklassindelning enligt 21 § Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter ( 7) om konstruktion och utförande av kärnkraftsreaktorer samt hur denna klassning kopplar till - kvalitetsklasser enligt 4 kap 1 § Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter ( 3) om mekaniska anordningar i kärntekniska anläggningar - elektrisk funktionsklass - klassning med avseende på seismik - klassning med avseende på miljötålighet.

Till bilaga 2 punkten Anläggnings- och funktionsbeskrivning

Med system och utrustning, som förutom säkerhetssystemen har väsentlig betydelse för anläggningens djupförsvar, menas sådana anläggningsdelar, system, komponenter och anordningar som har visat sig ha signifikant betydelse för skyddet av omgivningen enligt drifterfarenheter och probabilistiska säkerhetsanalyser.

Säkerhetsredovisningen bör innehålla en detaljerad beskrivning av anläggningens utförande med ingående system, deras funktion, drift- och säkerhetsuppgifter. För varje system som innehåller barriärer eller som har väsentlig betydelse för djupförsvaret bör följande vara redovisat: 7 - beskrivning av systemets funktion och uppgifter under normaldrift och under olika händelser och förhållanden som kan uppkomma inklusive specificering av de händelser för vilka systemet tillgodoräknas i anläggningens säkerhetsanalyser - uppgifter om systemets påverkan på och beroende av andra system i anläggningen, - beskrivning av systemets uppbyggnad med uppgifter om ingående komponenter, anordningar och utrustningar, - beskrivning av konstruktionsförutsättningar, tillämpade konstruktionsregler och klassningar samt uppgifter om och referens till analyser som bekräftar att förutsättningarna och reglerna uppfylls - uppgifter om konstruktions- och driftgränser, - uppgifter om systemets kraftförsörjning, instrumentering och reglering under normaldrift och under olika händelser och förhållanden, - beskrivning av systemets driftläggning och vilka krav på driftklarhet som gäller, - uppgifter om vilken driftklarhetsverifiering och annan funktionskontroll som behöver utföras i olika situationer samt på vilket sätt och med vilka intervall detta behöver göras för att uppfylla kraven i 5 kap.

16 7 Enligt definition i 1 kap. 2 §

Till bilaga 2 punkten Radioaktiva ämnen

För en kärnkraftsreaktor bör redovisningen omfatta förteckning över de radioaktiva ämnen som kan frigöras från primärsystemet eller kärnbränsleförvaringssystem och vidare från reaktorinneslutningen eller byggnader till omgivningen vid radiologiska olyckor, s.k. interna och externa källtermer.

Till bilaga 2 punkten Anläggningens drift

I redovisningen av anläggningens drift bör det ingå en övergripande beskrivning av organisationen samt de principer som tillämpas för att leda, styra och utvärdera verksamheten enligt kraven i 2 kap. 8 §. Även principerna för att ta om hand erfarenheter och utveckla verksamheten bör vara beskrivna. Dessutom bör det ingå en beskrivning av principerna för hur säkerheten och säkerhetskulturen upprätthålls och utvecklas. Vidare bör principerna för fördelning av ansvar, befogenheter och samarbetsförhål- 17

landen enligt 2 kap. 9 § punkt 2 rörande säkerheten bör vara övergripande beskrivna.

I redovisningen av driftverksamheten inklusive kontrollrumsarbete bör det dessutom ingå beskrivning av principerna för - övervakning av driften - genomförandet av driftomläggningar - säkerhetsvärdering och hantering av inträffade driftstörningar samt brister enligt 2 kap. 2-6 §§

I redovisningen av underhållsverksamheten, fortlöpande tillsyn och kontroll samt hanteringen av åldersrelaterade försämringar och skador bör det dessutom ingå en beskrivning av principerna för - förebyggande och avhjälpande underhåll enligt 5 kap. 3 § - planerat underhåll, kontroll och provning under drift enligt 5 kap. 3 §, 15-16 §§ Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter ( 7) om konstruktion och utförande av kärnkraftsreaktorer och kontroll enligt 3 kap. Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter ( 3) om mekaniska anordningar i kärntekniska anläggningar - genomförandet av periodisk provning och funktionskontroll enligt 5 kap. 3 § - den samlade åldringshanteringen vid anläggningen enligt 5 kap. 3 §

I redovisningen av säkerhetsarbetet vid anläggningen bör det dessutom ingå beskrivning av principerna för - hur säkerhetsmålen ska upprätthållas och utvecklas enligt 2 kap. 9 § punkt 1 - hur verksamheten ska planeras så att tillräcklig tid och resurser avsätts för de säkerhetsåtgärder och den säkerhetsgranskning som behöver genomföras enligt 2 kap. 9 § punkt 3 och 4 kap. 3 § - hur beslut i säkerhetsfrågor ska föregås av en tillräcklig beredning och rådgivning så att frågorna blir allsidigt belysta enligt 2 kap. 9 § punkt 4

I redovisningen av beredskapen för driftstörningar och haverier bör det dessutom ingå beskrivning av principerna för - ansvar, befogenheter och samarbetsförhållanden som ska tillämpas för anläggningens haveriberedskapsorganisation enligt 2 kap. 12 § - fastställande kompetenskrav och uppföljning av kompetens för den personal som ingår i anläggningens haveriberedskapsorganisation enligt 2 kap. 12 §

I redovisningen av de instruktionspaket som tillämpas vid anläggningen för normaldrift, driftstörningar och haverier enligt 5 kap. 2 § bör det ingå övergripande beskrivningar av instruktionspaketens innehåll, struktur samt hur instruktionerna ska användas, hållas aktuella och vilka krav som gäller vid ändringar. 18

I redovisningen av principerna för anläggningens system för erfarenhetsåterföring bör det ingå uppgifter om systemets utformning och hur detta ska säkerställa att erfarenheter av betydelse för säkerheten i den egna verksamheten och från annan liknande verksamheter fortlöpande tas tillvara och delges berörd personal enligt 2 kap. 9 § punkt 7

I redovisningen av principerna för anläggningens system för bemanning samt utbildning och kompetensprövning av personal bör det ingå uppgifter om systemets utformning och hur detta ska säkerställa att tillräckliga personella resurser finns samt att personalen har den kompetens som behövs för arbetsuppgifter av betydelse för säkerheten enligt 2 kap. 7 § och 9 § punkt 5. Även principerna för framtagning och tillämpning av utbildningsprogram bör ingå i redovisningen.

Till bilaga 2 punkten Analys av driftbetingelser

Såväl redovisningen av de deterministiska analyserna som redovisningen av analyserna med probabilistiska metoder bör omfatta händelser, händelseförlopp och förhållanden som kan uppkomma under olika driftförhållanden samt beträffande kärnkraftreaktorer uppgång och nedgång med reaktorn samt under avställning för bränslebyte eller underhåll.

Redovisningen av anläggningens deterministiska säkerhetsanalyser bör innehålla - beskrivningar av metoder som tillämpats för att enligt 4 kap. 1 § systematiskt identifiera de händelser, händelseförlopp och förhållanden som kan leda till radiologisk olycka, - uppgifter om vilka av dessa händelser, händelseförlopp och förhållanden som blivit föremål för vidare analys och hur de har hänförts till händelseklasser enligt 2 och 22 §§ Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter ( 7) om konstruktion och utförande av kärnkraftsreaktorer, eller motsvarande klasser för andra anläggningar än kärnkraftsreaktorer, samt de grunder som har tillämpats för denna indelning, - uppgifter om vilka identifierade händelser, händelseförlopp och förhållanden som inte har blivit föremål för vidare analys och motiven för detta. - uppgifter om de specifika analysförutsättningar, referensvärden för radiologiska omgivningskonsekvenser och acceptanskriterier i övrigt som har tillämpats för olika händelser, händelseförlopp och förhållanden - beskrivningar av de metoder och modeller som har tillämpats för olika typer av analyser samt sammanfattningar av och referenser till bakomliggande rapporter som anger metodernas och modellernas möjligheter och begränsningar samt hur de har validerats. - uppgifter om viktiga antaganden som har gjorts i analyserna, - sammanfattningar av analysresultat och slutsatser om kapaciteten hos 19

anläggningens barriärer och djupförsvar att förebygga radiologisk olycka, och lindra konsekvenserna om olyckor ändå skulle ske, - referenser till de fullständiga deterministiska säkerhetsanalyserna.

Beträffande kärnkraftreaktorer bör redovisningen av probabilistiska säkerhetsanalyser innehålla - beskrivning av analysernas omfattning, inriktning och avgränsningar, - uppgifter om tillämpade metoder för modellering av händelser, händelseförlopp och förhållanden inklusive operatörsingripanden och andra aspekter av interaktion mellan människa och maskin, - uppgifter om utgångspunkter för och antaganden om inledande händelsefrekvenser, felfrekvenser hos anordningar och utrustningar, sannolikheter för fel med gemensam orsak och mänskligt felhandlande, - sammanfattningar av analysresultaten och de slutsatser som dragits om kapaciteten hos kärnkraftsreaktorns barriärer och djupförsvar att förebygga radiologisk olycka, och lindra konsekvenserna om olyckor ändå skulle ske. - referenser till de fullständiga probabilistiska säkerhetsanalyserna.

Redovisningen av de analyser av konstruktions- och driftgränser för reaktorhärden som enligt 27 § Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter ( 7) om konstruktion och utförande av kärnkraftsreaktorer ska ingå i säkerhetsredovisningen kan ske genom att den s.k. cykelspecifika säkerhetsredovisningen utgör referens i säkerhetsredovisningen för kärnkraftsreaktorn.

Till bilaga 2 punkten Referenser

Exempel på utredningar, analyser och andra underlagsrapporter som bör ingå i säkerhetsredovisningen som referenser är - förteckningar som visar hur kärnkraftsreaktorns byggnadsdelar, system, komponenter och anordningar har indelats i säkerhets- och kvalitetsklasser, elektrisk funktionsklass samt klassning med avseende på seismisk tålighet och miljötålighet - förteckningar som visar hur annan kärnteknisk anläggnings byggnadsdelar, system, komponenter och anordningar har indelats i klasser som anger deras säkerhetsbetydelse - konstruktionsförutsättningsrapporter för anläggningens byggnadsdelar och system, samt aktiva och passiva komponenter och anordningar. - analys- och utredningsrapporter som verifierar att konstruktionsförutsättningar och tillämpade konstruktionsregler uppfylls inklusive analyser som visar att anläggningens hållfasthet uppfyller tillämpliga regler under olika förhållanden och beträffande kärnkraftreaktorer vid olika händelseklasser. - andra utrednings- och analysrapporter som har styrt konstruktionsoch driftgränser, t.ex. rapporter med utprovnings- och utvärderingsre- 20 sultat enligt 3 kap. 2 §

- rapporter med deterministiska och probabilistiska säkerhetsanalyser enligt 4 kap. 1 § - rapporter med metod- och modellvalidering för analyser enligt 4 kap. 1 § - utrednings- och analysrapporter som visar hur kraven i 5 kap. 3 § uppfylls i de fall en funktionskontroll inte avspeglar förhållanden som förväntas råda då säkerhetsfunktionen behövs - analys- och utredningsrapporter som verifierar att kärnämne och kärnavfall som uppkommer i anläggningen kommer att kunna slutförvaras säkert.

Till 4 kap. 3 §

Säkerhetsgranskningen bör omfatta både tekniska faktorer och samspelet människa- teknik- organisation. Således bör såväl personal med tillräcklig teknisk kompetens inom aktuella områden som personal med beteendevetenskaplig kompetens utnyttjas i granskningsarbetet. Personal som arbetar med den fristående säkerhetsgranskningen bör ha sådana kunskaper och erfarenheter att de självständigt kan bedöma de ärenden som överlämnas för granskning.

Den primära granskningen bör vara så fullständig som möjligt och inte ta hänsyn till att även fristående granskning sker. Följande frågeställningar bör normalt ingå i en primär säkerhetsgranskning: - att motiven för att vidta en åtgärd är godtagbara från säkerhetssynpunkt, - att förutsättningar och avgränsningar samt ingångsdata för analyser, utredningar och ändringar är riktiga eller rimliga samt att åberopade standarder och andra regler är lämpliga i aktuellt fall, - att de använda metoderna, analys- och beräkningsmodellerna är verifierade och kvalificerade eller väl beprövade, att de är tillämpbara i aktuellt fall och att de har använts inom ramen för sina möjligheter och begränsningar, - att analys-, utrednings- eller beräkningsresultaten är riktiga, att åtgärderna är lämpliga från säkerhetssynpunkt och att de kan genomföras på avsett vis och med nödvändig kvalitet samt att förslag till åtgärder med anledning av inträffade händelser eller uppdagade förhållanden är sådana att de förebygger ett upprepande, och - att åtgärderna åtminstone leder till bibehållen och helst ökad säkerhet.

Den fristående säkerhetsgranskningen bör, mot bakgrund av hur en fråga har hanterats inom de ansvariga organisationsdelarna, kontrollera om frågan har hanterats på ett säkerhetsmässigt riktigt sätt. Avsikten är inte att upprepa den primära granskningen, men det kan vara nödvändigt att upprepa någon del av denna. Vidare bör ett bredare perspektiv anläggas än det som tillämpats i den primära sakgranskningen. Den fristående säkerhetsgranskningen bör således ta ställning till - om ärendet i fråga har hanterats på ett korrekt sätt, 21

- om dragna slutsatser och redovisade förslag har underbyggts på ett fackmässigt riktigt sätt, - om tillämpliga säkerhetsaspekter, inklusive fysiskt skydd, har beaktats och om tillämpliga säkerhetskrav är uppfyllda, och - om vidtagna åtgärder leder till bibehållen eller ökad säkerhet.

Därmed omfattar den fristående säkerhetsgranskningen både kvalitén i ärendehanteringen och en fackmässig bedömning av sakfrågan.

Den fristående säkerhetsgranskningsfunktionen bör ges en tillräckligt stark och fristående ställning i organisationen med befogenheter att rapportera direkt till anläggningens högsta chef. Vidare bör dess personal inte tas i anspråk för arbete med analyser eller utredningar av frågor så länge dessa handläggs inom de sakansvariga organisationsdelarna.

Såväl den primära som den fristående säkerhetsgranskningen bör dokumenteras på ett sådant sätt att den är möjlig att granska av annan instans.

Till 4 kap. 4 §

Den återkommande helhetsbedömningen av anläggningens säkerhet bör ge ett underlag som kan användas vid en säkerhetsprövning av anläggningen, d.v.s. för att vid en fastställd tidpunkt kontrollera om anläggningen kan drivas vidare med den säkerhet som förutsätts i tillståndet till kärnteknisk verksamhet och som ska vara beskriven i säkerhetsredovisningen enligt 2 §. Som ett underlag för en sådan säkerhetsprövning, som görs av Strålsäkerhetsmyndigheten med utgångspunkt i 16 § lagen (1984:3) om kärnteknisk verksamhet, behövs en samlad analys och bedömning av tillståndshavaren huruvida anläggningen uppfyller de säkerhetskrav som ställs på den vid prövningstillfället och om förutsättningar föreligger för att driva den vidare med full säkerhet fram till nästa prövning, normalt om tio år.

Strålsäkerhetsmyndigheten fastställer den närmare redovisningstidpunkten för den återkommande helhetsbedömningen. Tillståndshavaren bör i god tid underrätta myndigheten om att arbete med bedömningen påbörjas så att en nödvändig dialog kan föras om planeringen av arbetet.

Helhetsbedömningen bör vara underbyggd med tillräckliga analyser av anläggningen och dess verksamhet. Analyserna bör genomföras på ett systematiskt sätt och med en redovisad metodik.

Referenser till de krav och standarder som gäller för anläggningens utformning bör redovisas liksom den nyare säkerhetsstandard och praxis som är en följd av utvecklingen inom vetenskap och teknik, och som bedöms vara tillämplig på anläggningstypen. Motiveringar bör kunna ges för urvalet när det gäller de senare standarderna. 22

I tillämplig omfattning bör helhetsbedömningen omfatta säkerheten inom följande områden samt en sammanfattande bedömning

1. Konstruktion och utförande av anläggningen (inklusive ändringar) 2. Ledning, styrning och organisation av den kärntekniska verksamheten 3. Kompetens och bemanning för den kärntekniska verksamheten 4. Driftverksamheten, inklusive hanteringen av brister i barriärer och djupförsvar 5. Härd- och bränslefrågor samt kriticitetsfrågor 6. Beredskapen för haverier 7. Underhåll, material- och kontrollfrågor med särskilt beaktande av degradering p.g.a. åldring 8. Primär och fristående säkerhetsgranskning 9. Utredning av händelser, erfarenhetsåterföring samt extern rapportering 10. Fysiskt skydd 11. Säkerhetsanalyser och säkerhetsredovisning 12. Säkerhetsprogram 13. Förvaring av anläggningsdokumentation 14. Hantering av kärnämne och kärnavfall 15. Kärnämneskontroll, exportkontroll och transportsäkerhet

Analyser bör göras av hur anordningar och verksamheter inom varje område uppfyller såväl myndighetskrav som interna krav vid analystillfället och om de tillämpade lösningarna har fortsatt kapacitet att förebygga sådana möjliga brister i barriärer och djupförsvaret som kan leda till radiologisk olycka. Vidare bör en systematisk analys göras inom varje område av hur anordningar och verksamheter uppfyller för anläggningen relevant ny säkerhetsstandard och praxis. Åtgärdsbehov som följer av dessa analyser bör listas och dess säkerhetsbetydelse värderas med hjälp av deterministiska och i förekommande fall probabilistiska metoder, eller där detta inte är möjligt eller rimligt genom expertbedömning med angivna kriterier.

Där anläggningen inte uppfyller relevant ny säkerhetsstandard bör åtgärder vidtas om detta bedöms vara rimligt med hänsyn till säkerhetsnyttan och lämpligt med tanke på anläggningens befintliga konstruktionsförutsättningar. För sådana åtgärder och andra åtgärder som inte är av akut karaktär, men som bedöms behöva genomföras för att anläggningen ska kunna drivas vidare med hög säkerhet fram till nästa prövningstillfälle, bör en åtgärdsplan upprättas. Åtgärdsplanen bör ange prioriteringar, typ av åtgärder och tid för genomförande. Planen bör efter fastställande föras in i anläggningens säkerhetsprogram.

Helhetsbedömningen av anläggningens säkerhet bör vara dokumenterad på ett systematiskt och överskådligt sätt i en samlad rapport. Rapporten bör innehålla en översikt över de analyser och bedömningar som gjorts 23

inom de olika områdena samt en sammanfattande bedömning. Referenser till bakomliggande underlag bör vara tydligt angivna.

Till 4 kap. 5 §

Alla konsekvenser av en ändring bör analyseras, så att förbättrad säkerhet i ett avseende inte leder till försämrad säkerhet i ett annat avseende på ett sådant sätt att säkerheten som helhet försämras.

Med tekniska ändringar avses i detta sammanhang ändrad konstruktion eller utformning av dels barriärer, dels sådana system, komponenter och anordningar som behövs för att djupförsvaret ska fungera på det sätt som avses i säkerhetsredovisningen. Även ändringar i programvara i styrutrustning, som påverkar en säkerhetsfunktion, är att betrakta som tekniska ändringar.

Med organisatoriska ändringar menas sådana ändringar som är av betydelse för ledningen och styrningen av den kärntekniska verksamheten. Exempel är ändringar i principerna för beslut om eller finansiering av säkerhetsåtgärder, hopslagning eller delning av produktionsenheter, utläggning på entreprenad av verksamheter som har betydelse för säkerheten, minskning av personalstyrkan inom drift och underhåll, centralisering eller decentralisering av tekniskt stöd och underhållsfunktioner samt ändringar i funktionerna för säkerhetsgranskning och revision.

Med principiella ändringar av säkerhetsredovisningen avses t.ex. förändringar av konstruktions- eller funktionskraven, förändringar av principerna för underhåll och principerna för kontroll av driftklarheten, förändringar i indelningen i händelse- eller säkerhetsklasser och förändringar som föranleds av säkerhetsanalyser.

Ändringar bör anmälas till Strålsäkerhetsmyndigheten i så god tid som, med hänsyn till ärendets art, är möjligt och rimligt. En ändringsanmälan bör innehålla en tydlig beskrivning av vad som har ändras i förhållande till tidigare utformning, motiv för ändringen, bedömda säkerhetsmässiga konsekvenser samt utlåtande från den fristående säkerhetsgranskningen enligt 4 kap. 3 §.

Vid större anläggningsändringar är det lämpligt att göra en tidig första anmälan som dels omfattar planen för genomförandet, dels förutsättningarna för ändringen, bl.a. vilka standarder som avses tillämpas.

Till 5 kap. 1 §

De säkerhetstekniska driftförutsättningarna bör utformas på ett klart och entydigt sätt. Den berörda personalen bör vara väl förtrogen med förutsättningarna och bakgrunden till dem så att meningen med dem står klar om tolkningsproblem skulle uppstå. Ändring av driftförutsättningarna bör 24

göras om anläggningsändringar eller ny kunskap motiverar detta. Ändringar bör anmälas till Strålsäkerhetsmyndigheten i så god tid som, med hänsyn till ärendets art, är möjligt och rimligt.

Det som sägs om säkerhetsredovisningen i paragrafens första stycke gäller även för planerade tillfälliga avsteg.

Till 5 kap. 2 §

Instruktionerna bör vara tekniskt korrekta och lätta att använda under de förhållanden då de kan komma att användas. Om möjligt och i tillämplig utsträckning, bör en simulatoranläggning användas för att kontrollera instruktionernas tekniska innehåll och ändamålsenlighet. Användarna av instruktionerna bör själva medverka i framtagningen och revideringen av instruktionerna. Instruktionerna bör även användas regelbundet i driftutbildningen

Underhållet av anläggningen bör också styras av ändamålsenliga instruktioner i den utsträckning som behövs med hänsyn till säkerheten.

Riktlinjer för hantering av haverier som inte är beaktade i anläggningens konstruktion bör tas fram i den omfattning som är möjlig och rimlig, med hänsyn till behovet av skydd av omgivningen. Riktlinjerna bör vara väl samordnade med anläggningens störnings-/haveriinstruktioner.

Till 5 kap. 3 §

Det bör observeras att i byggnadsdelar, komponenter, system och andra anordningar av betydelse för säkerheten ingår också utrustning av betydelse för det fysiska skyddet av anläggningen, såsom larmsystem, bevakningsteknisk utrustning och kommunikationsutrustning.

För att få ändamålsenliga program för den återkommande funktionskontrollen av aktiva komponenter bör både konsekvenserna av en felfunktion och sannolikheten för att denna ska inträffa beaktas. Kvantitativa mått på felsannolikheter samt kvalitativa indikatorer bör baseras på systematiska analyser av de fel och avvikelser hos olika komponenter som kan uppstå.

Funktionskontrollen bör avspegla de förhållanden som förväntas råda då säkerhetsfunktionen behövs. Om detta inte är möjligt eller rimligt bör en analys visa att tillräcklig verifiering av säkerhetsfunktionen föreligger trots begränsningarna i funktionskontrollen. Funktionskontrollen bör ha sådan frekvens och omfattning att den ger tilltro till att utrustningen vid behov innehåller de funktionskrav som tillgodoräknas i säkerhetsanalyserna. Funktionskontrollen bör även omfatta nödvändiga hjälpsystem som, t.ex. hjälpkraft- och kylsystem.

25

Funktionskontrollen bör genomföras på ett sådant sätt att säkerhetsfunktionen kan uppfyllas, om den skulle påkallas under pågående kontroll. Avsteg från detta kan tillämpas under en begränsad tid, om det visas i en säkerhetsanalys att det riskbidrag som på så sätt uppkommer är mycket litet.

Ett förebyggande underhåll med god säkerhet och kvalitet kräver omfattande analyser av komponenternas tillförlitlighet, något som bör göras med hjälp av underhållsstatistik samt en god övervakning av komponenternas tillstånd under drift och återkommande kontroll. Här kan lämpligen även erfarenheter från samma komponenttyper vid andra motsvarande anläggningar utnyttjas.

Programmet för hantering av åldersrelaterade försämringar och skador bör omfatta identifiering, övervakning, hantering och dokumentering av alla de åldringsmekanismer som kan påverka byggnadsdelar, system och komponenter och andra anordningar som har betydelse för säkerheten.

En tydlig avgränsning bör göras av vad som är underhållsinsatser och vad som är anläggningsändringar. De senare innebär att anläggningens specifikationer ändras, något som kräver en annan handläggningsrutin än ett direkt utbyte eller reparation av befintlig utrustning.

Ytterligare vägledning om underhåll och hantering av åldersrelaterade försämringar finns i IAEA:s säkerhetsstandard om underhåll, kontroll och 8 provning av kärnkraftsanläggningar .

Till 5 kap. 4 §

Inträffade händelser och uppdagade förhållanden av betydelse för säkerheten bör utredas systematiskt så att händelseförloppet blir fullständigt klarlagt, inklusive de omständigheter som kunde ha förebyggt eller stoppat förloppet, att konsekvenserna blir klarlagda, att de bakomliggande orsakerna blir utredda samt att väl grundade åtgärder blir angivna för att förebygga att liknande händelser, förhållanden eller brister uppstår på nytt.

Med systematiskt menas i detta sammanhang att utredningen är logiskt genomförd, med en redovisad metodik, tydligt redovisade resultat och med de slutsatser för säkerheten som följer av resultaten. Utredningsmetodiken bör vara sådan att alla relevanta aspekter och omständigheter beaktas, tekniska såväl som samspelet människa-teknik-organisation.

8 Senaste utgåva IAEA Safety Guide NS-G-2.6: Maintenance, Surveillance and In-Service 26 Inspection in Nuclear Power Plants. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2002.

Till 6 kap. 1§

Med inventarieförteckning avses en förteckning eller register indelat i avfallsposter som motsvaras av kolli, komponent, behållare eller annan enhet som överensstämmer med hanteringen av avfallet. Förteckningen bör för varje avfallspost innehålla uppgifter om 1. postens identitet, 2. avfallets ursprung eller från vilken/vilka anläggningsdelar avfallet kommer, 3. avfallets behandling och fysikaliska och kemiska form, 4. avfallsmängd, 5. nuklidspecifikt innehåll av radioaktiva ämnen med referensdatum, 6. extern strålningsnivå med avstånd och referensdatum, 7. lagerposition, och 8. datum för utförd behandling.

Tydlig identitetsmärkning bör i första hand ske genom entydig märkning av avfallskolli eller, i andra hand, genom entydig märkning av den plats, utrymme eller behållare där viss avfallspost förvaras.

Till 6 kap. 2 §

Kravet på att förhindra kriticitet omfattar all befattning med kärnämne utom dess avsedda användning i en reaktor. För att minska risken för kriticitet i kärnämnesförråd och i system för kärnämneshantering bör fysikaliska principer tillämpas. Ett lämpligt sätt att minska risken för kriticitet är att använda geometriskt säkra konfigurationer.

Till 6 kap. 3 §

Med säker inneslutning menas åtgärder för att säkerställa barriärfunktionen, d.v.s. en, med avseende på innehållets volym, aktivitetsinnehåll och andra egenskaper, säker konstruktion av behållare, emballage eller annan inneslutning samt, i tillräcklig omfattning, anordningar och förberedda åtgärder för att skydda inneslutningens integritet.

Den hantering av kärnämne och kärnavfall som sker vid anläggningen bör vara anpassad till de krav på en säker inneslutning som ställs vid den fortsatta hanteringen, de efterföljande transporterna samt vid slutförvaringen av kärnavfallet.

Kravet på att de angivna åtgärderna ska framgå av säkerhetsredovisningen innebär bl.a. att endast avfallskollin som är anmälda till Strålsäkerhetsmyndigheten får föras till deponering i slutförvar. En förutsättning härvid är att avfallet överensstämmer med de förutsättningar som ges av säkerhetsredovisningen för slutförvaret. För avfall som hanteras och behandlas rutinmässigt kan en anmälan göras som avser den aktuella typen av avfallskolli. För sådana typbeskrivningar finns en mall fastställd av Strålsäkerhetsmyndigheten. Typbeskrivningarna utgör en del av säkerhetsredo- 27

visningen både för anläggningen där avfallet produceras och behandlas samt för slutförvaret.

Till 6 kap. 4 §

Planen avser sådana fall då kärnavfall tillfälligt uppkommer i samband med speciella projekt och som ligger utanför de normala rutinerna till slag och mängd, t.ex. sådant avfall som uppkommer vid byte av större komponenter och dekontaminering av reaktorsystem. Ytterligare exempel på avvikande avfall är gammalt avfall, med bristfällig karaktärisering eller dokumentation, som förvaras i tillfälliga lager och som måste omkonditioneras eller att de ursprungligt angivna kemiska/fysikaliska egenskaperna har omvärderats inför slutförvaring. Även förändringar av det ursprungligt deklarerade radionuklidinnehållet i avfallet kan hänföras till kategorin avvikande kärnavfall.

Om avvikande avfall visar sig uppkomma mera regelbundet vid en anläggning, bör åtgärderna för en säker inneslutning av detta avfall inarbetas i säkerhetsredovisningen enligt 4 kap. 2 §.

Till 7 kap. 1-3 §§, bilaga 4

Rapportering enligt 1 §

För att kunna underrättas inom en timme upprätthåller Strålsäkerhetsmyndigheten ständig beredskap genom en vakthavande beslutsfattare.

Händelser eller förhållanden som faller inom den internationella INESskalan (International Nuclear Event Scale), finns beskrivna i IAEA:s och 9 NEA:s dokument: "INES: The International Nuclear Event Scale- Users Manual". Av manualen framgår hur händelserna ska klassificeras och vad en rapport bör innehålla.

Rapportering inom 16 timmar av händelser som hänförs till INES nivå 2 eller högre krävs för att Strålsäkerhetsmyndigheten ska kunna fastställa klassificeringen och rapportera vidare till IAEA inom 24 timmar efter det inträffade, i enlighet med det avtal som har ingåtts mellan Sverige och IAEA.

Rapportering enligt 2 §

Dessa rapporter bör främst innehålla en informativ beskrivning av händelseförloppet och av de driftsmässiga konsekvenserna, bedömningar av den säkerhetsmässiga betydelsen och de bakomliggande orsakerna samt en beskrivning av vidtagna och planerade åtgärder för att återställa säkerhetsmarginalerna och för att förhindra ett upprepande. Rapporten bör

28 9 Nuclear Energy Agency inom OECD

vidare innehålla uppgifter om de erfarenheter som vunnits med anledning av det inträffade samt slutsatserna av den säkerhetsgranskning av utredningen som har genomförts vid anläggningen.

En samlingsrapport kan lämnas då något av följande inträffar eller upptäcks under avställning av en kärnkraftsreaktor - enkelt jordfel, - instrumentdrift och ostabilt inställningsvärde som upptäcks vid kalibrering, 10 - skalventilläckage som överstiger stipulerat summaläckage .

Samlingsrapporten bör beskriva de enskilda händelserna och innehålla en samlad analys och bedömning av den feltyp de representerar.

Kärnbränsleskador, som kräver demontering av bränslet för att klarlägga bakomliggande orsaker, kan vara exempel på särskilda skäl att inte kunna slutrapportera inom 30 dygn. I sådana fall bör dock slutrapporteringen göras så snart resultaten från undersökningarna föreligger.

Rapportering enligt 3 §

Förutom en redovisning av erfarenheter och slutsatser med hänsyn till säkerheten, bör årsrapporten för en reaktoranläggning innehålla sammanfattande information om följande:

a. drifterfarenheter samt händelser och förhållanden som hänförts till kategori 1, 2 eller 3 enligt bilaga 1, b. produktionsdata, c. härd- och bränsleförhållanden samt kriticitetssäkerhet, d. vattenkemiska förhållanden, e. planerade och oplanerade avställningar samt en rapport över utförd revisionsavställning, f. reparationer i utrustning av betydelse för säkerheten, g. ändringar i anläggningens utformning samt i organisation, ledning och styrning av den kärntekniska verksamheten, h. expertuppdrag och servicearbeten inom den kärntekniska verksamheten vilka har lagts ut på externa uppdragstagare, i. ändringar i kompetenskrav och utbildningsprogram som föranleds av ändringar i anläggningen och dess verksamhet samt sammanställning av genomförda och planerade utbildningsinsatser för personal med uppgifter av betydelse för säkerheten i den kärntekniska verksamheten, j. gjorda utredningar och analyser, vilkas resultat bedöms påverka de förhållanden som anges i säkerhetsredovisningen,

29 10 Framgår av de säkerhetstekniska driftförutsättningarna för anläggningen

k. produktion, lagring, transport från samt slutförvaring inom anläggningen av kärnavfall samt uppgifter om friklassat material, l. erfarenheter från det fysiska skyddet av anläggningen.

För övriga anläggningar bör rapporten innehålla ovanstående information i tillämplig omfattning.

Årsrapportering, som krävs enligt andra föreskrifter eller tillståndsvillkor utfärdade av Strålsäkerhetsmyndigheten, kan antingen avges separat eller inarbetas i den ovan nämnda årsrapporten.

Till 8 kap. 1 §

Med teknisk anläggningsdokumentation avses här aktuella ritningar över anläggningen, dess byggnadsstrukturer, system, komponenter och anordningar, samt de handlingar som visar hur dessa har tillverkats, installerats och kontrollerats. I förekommande fall bör även uppgifter om vilka ändringar som har gjorts i anläggningen ingå i dokumentationen.

I den tekniska anläggningsdokumentationen bör även ingå aktuella process- och flödesscheman, sådana utredningar och analyser som ligger till grund för säkerhetsredovisningar samt sådana inventarieförteckningar som nämns i 6 kap. 1 §. Med förvaring avses här förvaring i enlighet med Riksarkivets föreskrifter 11 och allmänna råd om planering, utförande och drift av arkivlokaler.

Utöver de här nämnda kraven på förvaring, gäller även krav på förvaring 12 av kärnteknisk dokumentation som har beslutats med stöd av strålskyddslagen.

Till 8 kap. 2§

Vid bedömningen av i vilken omfattning och under vilken tid som registrerade process- och parameterdata från driftverksamheten behöver förvaras, bör även beaktas sådana driftförhållanden, händelser eller störningar som kan ge upphov till skador på eller felfunktioner hos anläggningsdelar först lång tid efter det att händelsen eller störningen har inträffat. Exempel på sådana störningar är termiska och kemiska transienter.

Med annan säkerhetsrelaterad verksamhet avses bl.a. underhålls- och ändringsverksamhet samt genomförda utredningar av händelser, säkerhetsgranskningar, verksamhetsrevisioner, utbildningsverksamhet och kompetensuppföljningar.

11 För närvarande RA-FS 1997:3 30 12 För närvarande SSMFS 2008:38

För att uppfylla kraven bör den dokumentation av underhållsverksamheten som förvaras även innehålla uppgifter om genomförda periodiska, och andra återkommande, provningar, kalibreringar och kontroller.

Till 9 kap. 1 §

Om det finns flera anläggningar på en förläggningsplats bör avvecklingsplanen för varje anläggning baseras på en översiktlig avvecklingsplan eller avvecklingsstrategi för hela förläggningsplatsen. Strategin kan redovisas som ett separat underlag till avvecklingsplanen eller ingå som en särskild del av de planeringsförutsättningar som ska redovisas enligt bilaga 5.

Till 9 kap. 2 §

De säkerhetskrav som avses för avfallshanteringen vid nedmontering och rivning bör motsvara de krav på inneslutning av radioaktiva ämnen som har varit gällande för liknande verksamhet, såsom vid underhållsarbeten och avfallshantering, under den tid anläggningen varit i drift.

Till 9 kap. 3 §

Med slutlig avställning inom viss tid avses en tidsperiod som minst omfattar sex månader och högst fem år från beslut till avställningstidpunkt.

Den samlade analysen och bedömningen bör främst omfatta hur den operativa säkerheten upprätthålls, bl.a. med avseende på riskerna för personalavgångar och påverkan på personalens motivation. Vidare bör en bedömning göras av behovet av förstärkt granskning av verksamheter som har betydelse för säkerheten samt fortsatta åtgärder för fortlöpande tillsyn, provning och underhåll av anläggningen.

Dessa allmänna råd börjar gälla den 1 februari 2009.

STRÅLSÄKERHETSMYNDIGHETEN

ANN-LOUISE EKSBORG

Erik Jende

Lars Skånberg

31

Strålsäkerhetsmyndighetens

författningssamling

ISSN: 2000-0987

Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter om säkerhet i kärntekniska anläggningar;

Strålsäkerhetsmyndighetens allmänna råd om tillämpningen av föreskrifterna (SSMFS 2008:1) om säkerhet i kärntekniska anläggningar;