SOU 1979:86

Säker kärnkraft?

1.1 1.2 1.3

1.4 1.5 1.6 1.7

2.1 2.2 2.3 2.4

3.1 3.2

4.1 4.2 4.3 4.4 4.5 4.6 4.7 4.8

5.2 5.3 5.4 5.5

Förord Läsanvisning

Säker kärnkraft?

Sammanfattande analys, överväganden och förslag i huvudfrågorna Teknisk bakgrund Haveriförlopp och säkerhetssystem Haveriförloppet vid kärnkraftblocketThree Mile Island nr 2 (TMI—2) Teoretiska sannolikhetsanalyser

Kan ett haveri liknande det Vid TMI-2 hända i Sverige? Omvärdering av svensk kärnkraftsäkerhet? Säkerhetshöjande åtgärder och forskning

Bakgrund — Direktiv — Arbetssätt

Tidigare utredningar

1979 års energipolitiska beslut och förarbetena härtill Reaktorsäkerhetsutredningens direktiv m.m. Utredningsarbetets bedrivande

Kämkraftaggregat — uppbyggnad och funktion

Kärnkraftens utbyggnad i Sverige och i världen i övrigt Hur fungerar kärnreaktorer?

Säkerhetsprinciper och säkerhetssystem Hälsorisker från joniserande strålning Reaktorhärdens innehåll av radioaktiva ämnen Radioaktiva utsläpp vid normaldrift Säkerhetsfilosofi Säkerhetskrav Säkerhetssystemens uppbyggnad och funktion Operatörsutbildning Drifterfarenheter och tillbud

Händelseförloppet vid TMI-2 Översiktlig beskrivning av kärnkraftblocket Three Mile Island nr 2 (TMI-2) Det tekniska händelseförloppet

Radiologiskt händelseförlopp Orsaksanalys

Vad hade hänt om. . . ?

22 32 34 36 45

51

51 54 55 57

63

63 64

71

71 78 78 80 82 85 93 95

99

99 102 119 122 128

6.1 6.2

7.1 7.2 7.3

7.4 7.5

8.1 8.2

8.3

8.4 8.5

8.6

9.1 9.2 9.3 9.4 9.5 9.6 9.7 9.8 9.9 9.10

10

Säkerhetsanalys

Konstruktionsstyrande haverier m.m. Analys av riskbidrag

Säkerhetshöjande åtgärder i anslutning till TMI-2

Bakgrund

Amerikanska krav på åtgärder som följd aVTMI De svenska reaktorinnehavarnas samt tillverkarnas synpunkter SKlzs kommentarer Icke avgjorda säkerhetsfrågor

Svensk reaktorsäkerhet

Inträffade tillbud Kan ett haveriförlopp liknande det vid TMI—2 hända i Sverige? Säkerheten vid svenska kokarreaktorer. Jämförelser med tryckvattenreaktorer och med amerikanska konstruktioner Jämförelse av icke-tekniska säkerhetsfaktorer Sammanfattande bedömningar av sannolikheten för haverier i svenska kärnkraftverk Risker vid ett svenskt kärnkraftprogram. Skade- verkningar vid olyckor

Säkerhetshöjande åtgärder Utgångspunkter

Rollfördelning och organisation

Konstruktion och utförande

Utsläppsbegränsande åtgärder Människa—maskin—frågor

Personal — rekrytering och utbildning

Normaldrift

Haveriberedskap

Händelseuppföljning, felanalys och erfarenhetsåterföring Tids- och åtgärdsplan

Forskning

131

131 132

153

153 153

154 156 156

159 159

163

168 171

173

174

179

1 79 1 82 1 84 188 193 1 95 198 200 203 206

207

A1 A2

A3

A4

A5 A6

Appendix

Utredningens direktiv

Gällande svenska och amerikanska bestämmelser och deras tillämpning Förteckning över kontakter med myndigheter, företag, organisationer och enskilda experter Förteckning över rapporter m.m. ingående i bilaga

(Ds I 1979z22)

Litteraturförteckning

Kemenykommissionens sammanfattande överväganden ("Overview") i svensk översättning

213 213

216

226

228 229

233

Förord

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

Utredningen vill framhålla, att härav följer,

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

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

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

Läsanvisning

Kapitel 1 redovisar i avsnitt 1.6 utredningens överväganden i huvudfrå- gan, nämligen om det finns anledning att väsentligt omvärdera kärn- kraftens risker mot bakgrund av vad som har hänt vid TMI-2 och en genomgång av tidigare säkerhetsanalyser. Kapitlet inleds med en fyllig sammanfattning av det underlag för utredningens överväganden, som redovisas i kapitel 2—8. Kapitel 1 avslutas med en översikt över utred- ningens förslag till säkerhetshöjande åtgärder och forskning. Dessa för— slag redovisas och motiveras mer utförligt i kapitel 9 och 10. I kapitel 1 har vi så långt möjligt undvikit att använda ord och begrepp som förutsätter särskilda fackkunskaper. Detta har inte helt kunnat und— vikas i kapitel 4—10, där den fackmässiga diskussionen med nödvändig- het blir mer ingående. Kapitel 2 och 3 ger därför teknisk och annan bakgrundsinformation. Använda fackbegrepp och samband förklaras vanligen i särskilda faktarutor, avgränsade med blått.

1. Säker kåmkraft? _

Sammanfattande analys, överväganden och förslag i huvudfrågorna

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 Harris- burg i USA är det nödvändigt med ett Visst översiktligt kunnande om kärnkraftverks tekniska uppbyggnad och funktion. Därför inleds även detta sammanfattande kapitel med en kort presentation av den tekniska bakgrunden. En utförligare beskrivning återfinns i kapitel 3 och 4.

Tryckvattenaggregat och kokaraggregat I ett kärnkraftaggregat får man elektrisk energi genom att utnyttja energi som frigörs när uranatomer klyvs (se faktaruta 1.1). Kärnkraftaggregatet består av en reaktor, där klyvningen av uranatomerna åstadkommer höga temperaturer. Värmen används för att omvandla vatten till ånga som får driva en turbin, kopplad till en elgenerator.

Det finns en rad olika typer av reaktorer som används i kärnkraftaggre- gat. I Sverige förekommer numera endast s.k. lättvattenreaktorer. De kännetecknas av att reaktorhärden, där kärnreaktionerna och därmed Värmealstringen sker, befinner sig under vatten i en stor trycktank, reak- torkärlet. Detta är helt eller delvis fyllt med vatten, beroende på reaktor- typen. Vattnet omvandlas till ånga, som driver en turbin. Ångan konden- seras sedan genom avkylning med vatten och vattnet går tillbaka till ny uppvärmning i reaktorhärden. Kondensorn kan kylas med havs-, sjö- eller flodvatten eller med vatten som pumpas runt genom stora kyltorn och där kyls med luft. Sådana kyltorn används vid kärnkraftanläggningen på Three Mile Island och ger anläggningen dess nu välbekanta silhuett.

I den typ av reaktor som kallas kokarreaktor är reaktorkärlet fyllt med en blandning av ånga och vatten. Vattnet kokar Vid 2850C och vid ett tryck som är ca 70 gånger det vanliga lufttrycket. Ångan driver sedan direkt en turbin. Därpå kyls och kondenseras ångan till vatten i en kondensor, där kallt kylvatten, t.ex. havsvatten, förs in och ut i ett rörledningssystem. Kylvattnet genom kondensorn kommer dock aldrig i direkt kontakt med ånga och vatten som passerar igenom reaktorhärd och turbin.

I tryckvattenreaktorn är reaktorkärlet helt fyllt med vatten, trycket höjt till cirka 155 gånger det vanliga lufttrycket och temperaturen till 315OC. Det heta vattnet, som vid detta tryck inte övergår till ånga, leds i ett slutet system (primärkretsen) till en ånggenerator. Där förångas vatten i en ytt- re ångkrets (sekundärkretsen). Ångan driver en turbin och avkyls på

Atomer och kämklyvning

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

Uranatomer består av 92 protoner och ett varierande antal (135—148) neu- troner. Olika uranatomer kan således ha olika massa beroende på hur många neutroner som ingår. Alla atomer av samma grundämne har sam- ma antal protoner i kärnan. Antalet protoner bestämmer kärnans elek— triska laddning och därmed, via elektronhöljet, grundämnets kemiska egenskaper. Atomer av samma grundämne men med olika massa genom olika antal neutroner kallas isotoper. Den i naturen vanligaste uran- isotopen är uran-238 (92 protoner och 146 neutroner). Isotopen uran—235 (92 protoner och 143 neutroner) har den viktiga egen- skapen att kunna klyvas i två lättare atomkärnor (t ex krypton och ba- rium) när urankärnan träffas av en neutron. Vid klyvningen bildas också 2 ä 3 nya neutroner (se figur), som i sin tur kan klyva nya uranatomer. På så sätt kan en kedjereaktion uppstå och vidmakthållas. Vid kämklyv— ningen frigörs energi, ursprungligen bunden i urankärnan. Huvuddelen av denna energi omvandlas så småningom till värmeenergi. De lättare atomer som bildas vid klyvningen av urankärnan kallas klyvnings- produkter.

Av figuren framgår att en neutron också kan fångas in av en atom av iso- topen uran-238. Denna omvandlas då till plutonium—239, en atomkärna som också är klyvbar i en kedjereaktion. Detta sker i viss omfattning i alla kärnreaktorer. Särskilt utnyttjas detta fenomen i den särskilda reaktortyp som kallas bridreaktor (av engelskan breed = avla). Där tillvaratas neu— tronerna så effektivt att man får fler klyvbara plutoniumatomer genom bestrålning av uran-238 än man förbrukar genom klyvning av den ur- sprungliga bränsleladdningen. Härigenom kan man utnyttja den mycket vanligare förekommande isotopen uran-238 för framställning av reaktor- bränsle trots att isotopen som sådan inte är direkt användbar för detta ändamål.

Kärnklyvn in gsprocessen Källa: AKA—utredningen

PLUTONIUM—239

så?

dvn %D GA

N nl VAN 19 S

_

h 3 D |. H 0 N

URAN—235

lll ©

URAN— 238

W)

URAN—235

li

samma sätt som i kokarreaktorn. I tryckvattenreaktorn kommer således vattnet och vattenångan i turbinkretsen aldrig i direkt kontakt med reaktorhärden.

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

Från energiutvinningssynpunkt är de båda reaktortyperna likvärdiga. Omkring två tredjedelar av värmeenergin förs bort med kylvattnet. Ett kärnkraftaggregat om cirka 1000 megawatt elektrisk effekt klarar att för- sörja en stor stad som t.ex. Göteborg med elektrisk energi. Den spillvär— me som går bort med kylvattnet under ett års full drift motsvarar ungefär vad som går åt till lokaluppvärmning i samma stadsområde under ett år.

Figur 1.1 Pri ncipskiss av ett kärnkraftaggregat med kokarreaktor (B WR). Ånga som avkokas från reaktorn lämnar en del av sin energi i turbinen. Resten av energin lämnas i kondensorn där ångan kyls ned och kondenserar till vatten. Kondensorn kyls i sin tur med vatten utifrån, t.ex. havsvatten.

Kondensor

Styrstavar

Cirkulations- pumpar

Både tryckvattenaggregat och kokaraggregat ingår i det svenska käm- kraftprogrammet. Tryckvattenreaktorn (PWR) tillverkas av det amerikan— ska företaget Westinghouse, kokarreaktom (BWR) tillverkas av Asea- Atom. Tabell 1.1 upptar dels aggregat som tagits i drift, dels aggregat för vilka koncession beviljats och byggnadsarbeten påbörjats. Av de senare 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 joniserande strålning av alla slag (se faktaruta 1.2). Vattnet i reaktortanken, den 15—25 cm tjocka tankväggen av stål samt betongväggar i reaktorbyggnaden på tillsam-

Fi ur 1.2

Påncipskiss av ett kärnkraftaggregat med tryckvattenreaktor (PWR). En tryckvattenreak— tor arbetar med två skilda vårmetransportsystem. Själva reaktorn ingår i ett primärsystem som arbetar med vatten under högt tryck. I en ånggenerator alstrar det heta vattnet i pri— märsystemetånga iett sekundärsystem. Ångan isekunda'rsystemet driver sedan en turbin, varefter den kyls ned i en kondensor på samma sätt som lett kokaraggregat.

Avblåsningsventiler

Ånggenerator Ång' ' . | generator %$: : X _

&

Blockeringsventiler

Tryckhållningstank

Styrstavar

cirkulationspump

Kondensor

Joniserande strålning

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

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

Olika typer av joniserande strålning

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

gamma- och Detta är sk elektromagnetisk strålning med mycket röntgenstrålning: kort våglängd — tusentals till miljonen gånger kortare än tex hos synligt ljus som också är elektro— magnetisk strålning. betastrålning: Betastrålning består av elektroner. Elektroner är de elementarpartiklar som är bärare av den negativa elektriska enhetsladdningen. Elektroner ingår bla i ytterhöljet på de atomer och molekyler varav all materia är uppbyggd. alfastrålning: Alfastrålning består av alfapartiklar, dvs atom- kärnor av grundämnet helium. Alfapartiklarna är 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 alfa-, beta- och gammastrålning belyses i figuren intill. Alfastrålningens räckvidd är bara några centimeter i luft och någon hundradels till någon tiondels millimeter i kroppens vävnader.

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

1:2

Gammastrålningen, som är av samma natur som röntgenstrålning, dvs en elektromagnetisk vågrörelse, har till skillnad mot alfa- och betastrål- ningen stor genomträngningsförmåga, liksom neutronstrålningen.

Genomträngningsfönnågan för alfa—, beta— och gammastrålning.

rv 'D & & (b 4? 8 (v _? & % om 0? r? Om 0? Papper Aluminiumplåt Tegelsten

Naturligt förekommande strålning

Allt omkring oss och även vår egen kropp innehåller naturligt radioaktiva ämnen som ständigt utsätter oss för joniserande strålning. Därtill kom- mer joniserande strålning från solen och världsrymden (kosmisk strål- ning). Av de stråldoser vi på detta sätt får kommer i genomsnitt omkring en femtedel från naturligt radioaktiva ämnen i kroppen. Omkring en tredjedel kommer från kosmisk strålning. Resten, dvs omkring hälften av den årliga stråldosen, kommer från naturligt radioaktiva ämnen i mark och byggnader. Stråldosen från mark och 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 huvudsakligen vistas. Olika personer kan därför mycket väl uppvisa skillnader på 20 procent eller i en del fall ändå mer i den totala årliga stråldosen från naturligt radioaktiva amnen.

Tabell 1.1 Svenska kärnkraftaggregat

_____________——_—————

Anla'ggning Ägare I drift Typ Netto- år effekt M W ___—___— Oskarshamn 1 OKGa 1972 BWR 460 Oskarshamn 2 OKG 1974 BWR 580 Ringhals 1 Vattenfall 1976 BWR 750 Ringhals 2 Vattenfall 1975 PWR 800 Barsebäck 1 Sydkraft 1975 BWR 580 Ringhals 3 Vattenfall PWR 915 Barsebäck 2 Sydkraft 1977 BWR 580 Forsmark 1 FKAb BWR 900 Ringhals 4 Vattenfall PWR 915 Forsmark 2 FKA BWR 900 Oskarshamn 3 OKG BWR 1.050 Forsmark 3 FKA BWR 1.050 Summa 9.480

____________——————_—

a 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 några meters tjocklek svarar för att den direkta strålningen från reaktorhärden stoppas upp. Bränslestavarna i reaktorhärden skall i princip vara fullständigt täta, men det går inte att undvika ett visst läckage under normal drift. Det som främst läcker ut är gasformiga ämnen, såsom isotoper av ädelgasema xenon och krypton, isotoper av jod i ångform samt tritium, en radioaktiv Väteisotop (se faktaruta 1.3). Därför innehåller det vatten som passerar genom reaktorhärden vissa radioaktiva föroreningar. En del av dem bildas också genom den intensiva bestrålning vattnet och i detta lösta föroreningar utsätts för i reaktorn. De gasformiga föroreningarna i reaktorvattnet får avklinga i en s.k. fördröjningskammare. De fortfarande något radioaktiva gaserna släpps därefter ut genom anläggningens skorsten. Små mängder radioaktiva ämnen släpps också ut med det utgående havsvattnet i det yttre kyl- systemet. Mängden utsläppta radioaktiva ämnen mäts fortlöpande. Gränserna för högsta tillåtna utsläpp anges i Sverige av strålskyddsinstitutet. Utsläpps- gränserna bestäms med hänsyn till hälsoriskerna, dels för dem som bor nära reaktorn, dels för befolkningen i stort och på lång sikt. Det har länge rått en utbredd enighet om att hälso— och miljöriskerna från de radioaktiva utsläppen vid normal drift av kärnkraftverk är små jämfört med motsvarande hälso- och miljörisker vid de flesta andra energislag.

Diskussionerna kring kärnkraftens risker har därför på senare är främst ägnats riskerna för att någon del av den stora mängden radioaktiva äm- nen i reaktorhärden skulle kunna spridas till omgivningen. Detta skulle kunna ske dels i samband med omhändertagandet av utbränt kämbräns- le för slutförvaring — med eller utan upparbetning — dels i samband med reaktorhaverier. Därtill har kommit de mer säkerhetspolitiskt betonade diskussionerna kring möjliga samband mellan kärnkraft och spridning av kärnvapen.

1.2 Haveriförlopp och säkerhetssystem

Barriärer mot utsläpp av radioaktiva ämnen

För att stora mängder radioaktiva ämnen skall kunna frigöras från reak- torhärden och slippa ut till omgivningen måste en rad olika barriärer genombrytas.

_ Radioaktivt sönderfall. Halveringstid 1:3

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

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

Med aktiviteten hos ett radioaktivt ämne avses antalet sönderfall per sekund. Aktiviteten beror dels på hur stor mängd man har av ämnet, dels på hur snabbt det sönderfaller, dvs halveringstiden. Aktiviteten har hittills mätts i curie (Ci). En curie är 37 miljarder sönder— fall per sekund. När det gäller radioaktiva ämnen i miljön talar man ofta om så låga aktiviteter som picocurie. En picocurie är en miljondels mil— jondels curie eller 2,22 sönderfall per minut.

Enligt SI-systemet för olika måttenheter skall i fortsättningen användas enheten 1 becquerel (Bq), som är ett sönderfall per sekund. 1Ci = 3,7 - 10'0 Bq

_

Den första barriären består av själva bränslekutsarna av urandioxid (se figur 1.3). Urandioxiden är ett keramiskt material med god förmåga att binda en stor del av klyvningsprodukterna. Det har vidare hög smält- punkt, ca 28500C. Den andra barriären utgörs av de helt tillslutna rör av zirkoniumlegering som urankutsarna är inneslutna i. De företrädesvis gasformiga radioakti- va klyvningsprodukter som under normal drift slipper ut från urankut- sarna stannar således i utrymmet mellan kutsarna och kapslingsrören. Den tredje barriären utgörs av reaktortanken (reaktorkärlet) med än- slutande rörsystem. Dessa har vid normal drift ingen förbindelse till den yttre omgivningen annat än via noggrannt kontrollerade avklingnings- tankar och filter. Vid haveriförlopp skall automatiska systern se till att de radioaktiva ämnena isoleras fullständigt gentemot omgivningen. Den fjärde barriären utgörs av den s.k. reaktorinneslutningen d.v.s. den byggnad som omger själva reaktortanken och vissa delar av de därtill

Figur 1.3 Brånslekntsar av titandioxid (foto: Lennart Olsson, Västerås)

Figur 1.4

Knippe av brånslestatiar till kokarreaktorn. De 4 in långa rören av :irkoniunzlegering innehåller urandioxidkntsar av den typ som visas ifignr 1.3. (_ foto: Lennart Olsson, Västerås)

anslutna systemen för cirkulation av kylvatten och ånga. Vid haveriför- lopp får man normalt räkna med vissa utsläpp av radioaktiva ämnen från reaktortanken och de delar av rörsystemet som ligger inom inneslut- ningen, t.ex. genom att säkerhetsventiler öppnar eller genom att själva haveriet utgörs av ett rörbrott. Reaktorinneslutningen är byggd för att klara stora påkänningar vid ett haveri utan att radioaktiva ämnen läcker ut till omgivningen.

Fysikaliskt möjliga haveriförlopp som kan leda till stora radioaktiva utsläpp

De svåraste haveriförlopp som är fysikaliskt möjliga i en lättvattenreaktor leder till förlust av det kylvatten som omger reaktorhärden. I lättvatten- reaktorn fungerar kylvattnet samtidigt som moderator, d.v.s. vattnet bromsar neutronerna till lagom hastighet för att uranatomerna skall kun— na klyvas i en kedjereaktion (se faktaruta 1.1). Om kylvattnet försvinner stoppas således kärnklyvningen och därmed huvuddelen av energi- utvecklingen i reaktorhärden. En lättvattenreaktor kan bl.a. därför aldrig explodera som en kärnladdning, d.v.s. genom att mycket stora mängder kärnenergi plötsligt frigörs. Brott på själva reaktortanken skulle troligen ge de svåraste haveriförloppen. De framstår samtidigt som de mest osan- nolika haveriförloppen enligt senare redovisade riskanalyser.

Tankbrott leder troligtvis även till omfattande skador på reaktorinneslut- ningen och till att stora delar av härdens innehåll av radioaktiva ämnen slipper ut till omgivningen på kort tid. Vid mindre plötsliga och våldsam- ma haveriförlopp hinner säkerhetssystemen snabbstoppa käm- klyvningen i reaktorhärden. Fortfarande utvecklar då sönderfallet av klyvningsprodukterna i härden så mycket värme (den s.k. resteffekten) att utebliven kylning medför att kärnbränslet överhettas och i värsta fall smälter ned. Om kapslingstemperaturen när 800—9000C (mot normala ca 3500C) spricker kapslingsrören. Genom sprickorna läcker i första hand gasformiga klyvningsprodukter som ädelgaser och jod ut i reaktortanken och anslutna rörsystem.

Vid ännu högre temperaturer, över ca 1.200—1.4000C förstörs zirkonium— kapslingen helt och hela härden kan rasa ihop och så småningom smälta ned. Om härden genomströmmas av vattenånga, vilket är troligt, på- skyndas förloppet vid dessa höga temperaturer av att zirkoniet förenar sig med syret i vattnet, varvid stora mängder värme frigörs. Vidare bildas stora mängder vätgas.

Smälter härden frigörs alla gasformiga klyvningsprodukter som funnits bundna i bränslekutsarna. Därutöver räknar man med att även andra klyvningsprodukter, däribland jod och metaller som cesium, till stora delar frigörs från smältan som når en temperatur på 2.9000C eller högre. Man räknar också i analyserna av sådana haveriförlopp med att härd- smältan tränger igenom reaktortankens botten och i vissa fall även reak- torinneslutningens betonggolv och vidare ett antal meter ner i marken under reaktorbyggnaden (det s.k. Kinasyndromet).

Ett härdsmälteförlopp av beskriven art kan också ge upphov till så stora tryckökningar genom ång- eller gasutveckling i reaktorinneslutningen att denna skadas och stora delar av härdens innehåll av radioaktiva klyv- ningsprodukter släpps ut till omgivningen. Om kylningen av reaktorhär- den går förlorad först flera timmar efter det att reaktorn (d.v.s. kedjereak- tionen) stoppats har resteffekten hunnit gå ned avsevärt — till en fjärdedel eller mindre av vad den är de första minuterna efter reaktorstopp. Sär- skilt i sådana fall är det möjligt att man får mindre Våldsamma härd— smälteförlopp. Utsläppen av radioaktiva ämnen kan fortfarande bli om- fattande men ändå avsevärt mindre än vid de svåraste haveriförloppen.

Kunskaperna om vad som troligen händer vid olika typer av härdskade- förlopp är fortfarande ofullständiga, men en omfattande forskning pågår på olika håll i världen. De uppskattningar av skadeverkningar från svåra haverier som redovisas i det följande utgår från pessimistiska antagan- den om att en huvuddel av härdens innehåll av radioaktiva klyvnings— produkter slipper ut till omgivningen.

Ett reaktorhaveri av begränsad omfattning, som det vid TMI—2, ärinte osannolikt inom ett reaktorprogram. Å andra sidan blir skadeverkningar- na i omgivningen inte av nämnvärd omfattning. För att ett haveri skall kunna ge skador på befolkningen måste haveriet innefatta såväl härdskador som skador på inneslutningen så att radioak— tiva ämnen i större mängd kan komma ut. I sådana fall beror skadeverk- ningarna mycket på väderförhållandena, d.v.s. vindstyrka, vindriktning och nederbörd.

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

Man kan emellertid också tänka sig extremt omfattande skadeverkningar om utsläppen från ett allvarligt haveri förs med vinden till ett tättbefolkat 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 sprids ut över stora områden. Detta kan ge en liten ökning i den individuella cancerrisken. Den drabbade befolkningen kan emellertid vara mycket stor och antalet fall av cancer kan öka med sammanlagt tusentals fall om året under några årtionden framöver.

Säkerhetssystem

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

. Haveriförebyggande och haveribekämpande system, som hindrar att avvikel- ser från normala driftförhållanden leder till allvarliga skador på reak- torn och dä främst själva reaktorhärden. Hit hör bl.a. system som automatiskt snabbstoppar reaktorn när driftvärdena avviker från de normala i kritisk omfattning, samt s.k. nödkylsystem som skall för- hindra allvarligare skador på härden, även om det normala kylvatten- flödet skulle gå förlorat, t.ex. genom brott på någon av de stora rörledningarna, som är anslutna till reaktortanken.

. Konsekvenslindrande system som skall förhindra eller begränsa utsläpp av radioaktiva ämnen om ett allvarligt haveri som leder till härdskador skulle inträffa. Hit hör främst reaktorinneslutningen som skall klara stora påkänningar vid ett haveri utan att radioaktiva ämnen läcker ut till omgivningen samt olika isolerings- och filtersystem. I största möjliga utsträckning förser man en reaktor med flera av varand- ra oberoende säkerhetssystem, som skall kunna ta hand om uppkom—

mande fel. En olycka skall kunna förhindras eller begränsas även om inte alla system fungerar. Det skall t.ex. räcka om ett av tre eller två av fyra av de oberoende säkerhetssystemen träder i funktion om det uppstår ett fel. Man säger att säkerhetssystemen är uppbyggda med redundans. För att ytterligare öka säkerheten bygger systemen i flera fall på skilda tekniska principer. En del kan exempelvis manövreras med elektriska motorer, andra med hydraulik. Man talar då om diversifiering. Man eftersträvar även att placera systemen i skilda utrymmen, t.ex. för att de inte sam- tidigt skall slås ut av bränder. Man talar då om separering. Även det normala driftsystemet är delvis uppbyggt på liknande sätt. Det gör att driften kan fortgå normalt även om någon del av kontrollutrust- ningen inte fungerar. I syfte att uppnå en hög tillförlitlighet hos säkerhetssystemen har man en kvalitetssäkring (QualityAssurance) i alla led, vad gäller konstruktion, byggnad, drift och underhåll av ett kärnkraftverk. Kontrollen utövas vanligen av organ som är fristående i förhållande till dem som bygger och driver kärnkraftverket. Till denna grupp av åtgärder kan även räknas ur- 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 säkerhetssystemen samti— digt sättas ur funktion. Riskerna för att detta inträffar kan undersökas genom att närmare studera olika tänkbara händelseförlopp med s.k. fel- trädsanalys och händelseträdsanalys (se vidare avsnitt 1.4).

1.3 Haveriförloppet vid kärnkraftblocket Three Mile Island nr 2 (T MI-2)

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

Läget före haveriet

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

/Avblåsningsventil i Sekundarvatten Blockeringsventil G Ånga Varmtben

Ira]

Ånggenerator Ånggenerator

Pump

Åter till . reaktorkärl

Reaktorkärl

Kallt ben Avblåsningstank Krets A Krets B

Figur 1.5 Primårkretsen i TMl—Z (källa: NSAC—l)

Kraftverket består av två tryckvattenaggregat av fabrikat Babcock & Wilcox. Dessa bygger på samma grundprincip som de tre tryckvatten- reaktorer av Westinghouse-fabrikat, som finns i Ringhals, men det tek- niska utförandet är i flera avseenden annorlunda. Figur 1.5 visar upp- byggnaden av det s.k. primärsystemet vid TMI—2, d.v.s. reaktortank, tryckhållningstank och ånggeneratorer med tillhörande pumpar och rör- system. Figur 5.1 i kapitel 5 ger en mer detaljerad bild av anläggningen. Reaktorn i TMI—2 är konstruerad för en värmeeffekt på maximalt 2.700 MW, vilket ger en elektrisk effekt på ca 880 MW. Reaktorn är alltså av ungefär samma storlek som vart och ett av de tre tryckvattenaggregaten i Ringhals.

TMI—2 togs i provdrift den 28 mars 1978. På grund av olika driftstörningar under inkörningen kom 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 TMl-2 vid 97% av full effekt. Den ame— rikanska kärnkraftinspektionen (NRC) har i sin 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. ge- nom att den s.k. avblåsningsventilen på tryckhållningstankens topp läck— te. Vidare var ventiler felställda och s.k. sprängbleck på några avlopps— tankar var trasiga. Sedan föregående dag (den 27 mars) hade man vissa problem med det system som renar det s.k. matarvattnet från turbinkon- densorn till ånggeneratorernas sekundärsida (se figur 1.5). Det senare är en driftstörning av en typ som är utan förutsedd betydelse för säkerhe- ten, även om den i detta fall råkade ge upphov till den utlösande händel- sen i det förlopp som utvecklade sig till ett allvarligt reaktorhaveri.

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

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

Omkring klockan 05.40, d.v.s. ca 100 minuter efter snabbstoppet hade man förlorat så mycket vatten från primärsystemets nedre delar att man inte längre kunde hålla igång en cirkulation av blandningen av ånga och vatten. Man hade då stängt av samtliga huvudcirkulationspumpar. Här- den började nu koka torrt, d.v.s. vattennivån började sjunka under härd- toppen. Sannolikt avtäcktes under de närmaste 40—45 minuterna stora delar av härden. Klockan 06.22, 142 minuter efter snabbstoppet upptäck- te man den fastnade ventilen och stoppade ångflödet genom denna genom att stänga en blockeringsventil. Något senare ökade man tillflödet av vatten genom högtrycksinsprutningen. Detta ledde förmodligen till att vattennivån i reaktorkärlet åter började stiga.

Den bristfälliga kylningen under detta, och möjligen även senare skeden, ledde dock till att stora delar av härden tidvis nådde temperaturer kring 1.9000C eller möjligen mer, d.v.s. härden blev vitglödande. Detta ledde troligen redan omkring 120—150 minuter efter snabbstoppet, d.v.s. mellan klockan 0600—0630, till omfattande skador på bränslestavarnas zir- koniumkapsling. Gasforrniga radioaktiva ämnen, främst ädelgaser och jod, frigjordes från bränslet och kom ut i reaktorsystemet och så små- ningom i reaktorinneslutningen. Genom kemisk reaktion mellan zir- konium och vattenånga alstrades vidare stora mängder vätgas, som gick samma väg.

De angivna temperaturerna ligger långt över vad härden är konstruerad för att tåla. Mycket talar också för att delar av härden rasat ihop till en "grushög", bestående av uranbränslekutsar samt rester av kapslingsma- terial och styrstavar. Detta inträffade troligen 2,5—4,0 timmar efter snabb- stoppet, d.v.s. mellan klockan halv sju och åtta på morgonen, bl.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 tillräcklig för att förhindra att förloppet utvecklades till en omfattande härdsmälta. Det kan dock ej helt uteslutas att temperatu- ren lokalt i mindre delar av den skadade härden nått uranoxidens smält— punkt, d.v.s. över ca 2.8500C. Ett tecken på att härden var allvarligt ska- dad var det stora antal larm om mycket höga strålnivåer, som utlöstes med början 142 minuter efter snabbstoppet, d.v.s. vid samma tidpunkt som man hittade den fastnade ventilen.

När man hittat den fastnade ventilen började operatörerna och deras nu 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. Ingen av de prövade vägarna visade sig framgångs- rik under de närmaste 13 timmarna, d.v.s. fram till klockan 19.50 på kväl- len. Orsaken Var främst att stora delar av primärsystemet var fyllt med vätgas och radioaktiva ädelgaser. Därigenom misslyckades man att få igång kylvattencirkulationen. Försöken ledde möjligen istället till förnyad avtäckning och bristfällig kylning av härden.

En av de prövade handlingsvägarna var att söka sänka trycket i_ reaktor- systemet genom avblåsning från tryckhållningstanken så att man kunde utnyttja det s.k. resteffektkylsystemet. Detta kan bara kopplas in vid lågt tryck. Försöket misslyckades men avblåsningen gjorde att stora mängder radioaktiva ädelgaser och vätgas släpptes ut till reaktorinneslutningen. Detta ledde till en kort men häftig vätgasbrand i inneslutningen omkring 9,5 timmar efter snabbstoppet. Branden medförde att trycket i inneslut- ningen tillfälligt gick upp till ungefär tredubbla atmosfärtrycket.

Klockan 17.00, d.v.s. 13 timmar efter snabbstoppet beslöt man att åter trycksätta reaktorsystemet och försöka fylla det med vatten med hjälp av högtrycksinsprutningen. Sannolikt genom att man i ett tidigare skede blåst av en hel del ädelgaser och vätgas fick man in så mycket vatten att man kunde återstarta en huvudcirkulationspump. Därigenom hade man också återställt en stabil kylning av härden. Detta skedde strax före kloc- kan 20.00, d.v.s. ca 16 timmar efter snabbstoppet. Efter denna tidpunkt var härdkylningen aldrig allvarligt äventyrad. Man hade de första dagar- na problem med att bli av med kvarvarande vätgas och ädelgaser i reak- torsystemet (den ryktbara s.k. vätgasbubblan) så att trycket i reaktorsys- temet kunde sänkas. Efter några dagar var detta problem löst, bl.a. genom återkommande avblåsningar från tryckhållningstanken och andra åtgärder. Efter en vecka kunde trycket i systemet minskas och efter en månad kunde man gå över till s.k. naturlig cirkulation, d.v.s. man lät kyl- vattnet cirkulera genom härden utan hjälp av pumpar.

I detta läge befinner sig reaktorn fortfarande. Trycket i reaktorsystemet är ca 20 gånger atmosfärtrycket. Vattentemperaturen är ca 700C. Reaktorin- neslutningen är fylld med ca 2.400 kubikmeter vatten, förorenat av mycket stora mängder radioaktiva ämnen. Strålningen är så hög att ingen kan gå in i inneslutningen. 1.440 kubikmeter radioaktivt vatten finns i tankar i hjälpsystembyggnaden. Vattennivån i inneslutningen stiger sakta på grund av vissa mindre läckor i reaktorsystemet. Nivån kan inte tillåtas stiga obegränsat eftersom man då riskerar skada system som behövs i det fortsatta arbetet med reaktorn.

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

Mycket höga krav har ställts på noggrann planering och utförande av detta arbete så att utsläpp till omgivningen undviks och stråldoserna till arbetarna inte överskrider tillåtna värden. Det är för närvarande, både av tekniska och politiska skäl, en öppen fråga om reaktorn någonsin kom- mer att tas i drift igen, även om detta är kraftbolagets mål för uppröj- ningsarbetet.

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

Utsläpp av radioaktiva ämnen

I och med att reaktorhärden började överhettas vid sex-tiden på morgo- nen den 28 mars frigjordes i första hand stora mängder radioaktiva ädel- gaser och jod i reaktorsystemet och spreds vidare till inneslutningen. Med början klockan 06.22, d.v.s. 142 minuter efter snabbstopp, kom en stor mängd larm om höga strålningsnivåer i inneslutningen. Nivåerna fortsatte att stiga och strålningslarm kom efter hand även från andra delar av anläggningen. På grundval härav gavs anläggningsalarm (site emergency) klockan 06.55 och allmänt alarm (general emergency) klockan 07.24. Dessa larm innebar att delstaten Pennsylvanias bered- skaps— och utrymningsorganisation alarmerades.

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 börjat uppträda. Innan inneslutningen isolerades fanns flera möjliga läckagevägar för framförallt radioaktiva gaser till i första hand hjälpsystembyggnaden och vidare till atmosfären. Analysen av utsläpps- förloppen visar att detta trots allt var av mindre betydelse. Operatörerna bröt omedelbart isoleringen för vissa hjälpsystem som befann sig i ut- rymmen utanför inneslutningen. Detta var nödvändigt för att kunna kontrollera det fortsatta förloppet. Genom att hjälpsystemen ej kunde isoleras kvarstod ett mindre antal utsläppsvägar för radioaktiva ämnen via läckor i packningar, ventiler o.s.v. Enligt Kemenykommissionens analyser har större delen av utsläppen gått via sådana vägar. Det gäller även de utsläpp som gjordes senare i haveriförloppet (under den 29 och 30 mars).

Läckage av radioaktiva ämnen till hjälpsystembyggnaden, framför allt via reningssystemet för reaktorvattnet, gav problem även inom anlägg- ningen. Från hjälpsystembyggnaden spreds främst radioaktiva gaser till andra delar av anläggningen, inklusive kontrollrummet. Personalen där utsattes aldrig för någon större fara. Genom 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 hjälpsystem- byggnaden. Dessa personer, som var strålskyddsutbildade, utsatte sig frivilligt för relativt höga stråldoser — i några fall upp till eller möjligen nå- got över tillåten årsdos. Det var också brist på lämpliga strålningsmätare. Större delen av de radioaktiva klyvningsprodukterna stannade kvar i den delvis havererade härden, i primärsystemet och i inneslutningen. Vad

som kom ut i omgivningen var främst en del av de vid haveriet frigjorda radioaktiva ädelgasema och en mycket liten del av joden. Huvuddelen av utsläppen skedde de första dygnen av haveriförloppet men vissa ut- släpp ägde även rum de följande veckorna.

Enligt den amerikanska kärnkraftinspektionen (NRC) torde utsläppen av radioaktiva ädelgaser fr.o.m. haveriet och en månad framåt sammanlagt ha uppgått till maximalt tillåtna utsläpp från 10—15 års normal drift. 2—9% av härdens totala innehåll av ädelgaser vid haveritillfället kom totalt ut till omgivningen. Utsläppen av radioaktiv jod och andra radioaktiva ämnen har enligt NRC legat under maximalt tillåtna utsläpp från ett års normal drift. Det gäller även de mindre mängder radioaktiva ämnen som funnits i utsläpp av avloppsvatten till Susquehannafloden. Två tiomiljon- delar av härdens innehåll av jod kom ut till omgivningen. Att utsläppen av jod var låga bekräftas av prover tagna i omgivningen. Prover på radio- aktiv jod i mjölk visade sålunda halter långt under de tillåtna. De högsta stråldoserna till enskilda individer utanför anläggningen var mindre än deras årsdos från naturlig bakgrundsstrålning. Utsläppen torde på sin höjd leda till ett par ytterligare cancerfall totalt bland befolk- ningen i vindriktningen från kärnkraftverket. För en närmare redovis- ning av hur dessa cancerrisker beräknats hänvisas till kapitel 5, avsnitt 5.3.

Kärnkraftverket var dåligt utrustat för att säkert mäta omfattningen av radioaktiva utsläpp långt över normala driftutsläpp. Detta gjorde att de beräkningar av befolkningsdoserna som amerikanska myndigheter gjor- de omedelbart efter haveriet var något osäkra. Kemenykommissionens noggrannare analyser har dock i allt väsentligt bekräftat att doserna i alla fall inte var för lågt beräknade. Under perioden mars till juni 1979 fick mellan 200 och 300 anställda vid TMI stråldoser över det normala för arbete i kärnkraftverk. Tre fick hel- kroppsdoser nära eller möjligen något över tillåten årsdos. Hittills under uppröjningsarbetet har fem anställda fått hud- och extremitetsdoser över det tillåtna — dock ej helkroppsdos. Ingen av dem har emellertid uppvisat strålskador.

Annan inverkan på befolkningen Under de första dagarna av haveriförloppet fördes intensiva diskussioner mellan delstatsmyndigheterna och NRC om det var motiverat att utrym- ma stora områden med hänsyn till risken att haveriet skulle leda till avse- värt större utsläpp av radioaktiva ämnen. Evakueringsplaner togs också fram för områden ut till ett avstånd av 32 km från TMI. Inom detta av- stånd från TMI bodde cirka 650.000 människor.

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

barn och havande kvinnor från de närmaste områdena. Studier har visat att över 140.000 människor lämnade sina hem för kortare eller längre tid. Studier av andra sociala och psykiska verkningar av haveriet har också gjorts. Kemenykommissionen drar härav slutsatsen att den allvarligaste hälsoeffekten av haveriet var svår psykisk stress. De som drabbades mest var de som bodde inom ca 8 km från kraftverket samt barnfamiljer.

Eftersom utredningsuppdraget är begränsat till 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 inledningsvis normalt snabbstopp utvecklades till ett allvarligt härdhaveri berodde på en invecklad kedja av delorsaker. Denna kedja sträcker sig alltifrån reaktor— och kontrollrumskonstruktionen samt säkerhetsgranskningen av denna till Operatörsutbildning, underhålls- rutiner och uppföljning av inträffade tillbud. I följande sammanfattning pekar vi endast på ett antal centrala länkar i denna händelsekedja. För en utförligare diskussion hänvisas till kapitel 5, avsnitt 5.4. Av störst betydelse på den tekniska sidan var sannolikt att avblåsnings- ventilen fastande i öppet läge. Att så kunde ske var väl känt av tillverkare och tillsynsmyndigheter, bl.a. mot bakgrund av tidigare erfarenheter av dessa ventiltyper. Ändå var själva ventilen inte försedd med givare som i kontrollrummet direkt visade ventilläget. I stället gav olika instrument information om ett eventuellt ångflöde från ventilen. Denna information var ej klar och entydig om — som i detta fall — dels ventilen hade småläckt en tid, dels nyligen hade öppnat som ett led i ett normalt händelseför-

lopp.

Av stor betydelse var vidare att reaktorn inte var försedd med instrument som gav entydig information om kylvattennivån i själva reaktortanken. Hög vattennivå i tryckhållningstanken är vid denna typ av förlopp inte nödvändigtvis detsamma som att reaktortanken är fylld med vatten.

När det gäller operatörernas handlande bör främst följande framhållas. Det tog 2 timmar och 20 minuter innan operatörerna och tillkallade högre chefer vid TMI upptäckte den fastnade ventilen. Detta hängde samman med att man på grund av tidigare läckage i ventilen, bristande och svår— överskådlig instrumentering samt otillräcklig utbildning låste sig vid en felaktig uppfattning om systemets tillstånd.

Operatörerna ströp eller stängde av den högtrycksinsprutning av kylvat— ten som utlösts automatiskt på fallande tryck, samtidigt som nivån i tryckhållningstanken steg. Därvid bröt operatörerna mot instruktioner som säger att sådana åtgärder är tillåtna endast när såväl tryck som nivå återgått till normala värden. Vid normala snabbstoppsförlopp följs tryck

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

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

Sammanfattningsvis kan sägas att operatörerna de första timmarna grundade sitt handlande på en felaktig bild av vad som hände i reaktorn. De kom att låsa sig vid denna bild, bl.a. på grund av brister i instrumen- tering och utbildning. I denna felaktiga bild ingick att de trodde att här- den var väl täckt med vatten. I själva verket kokade härden efter cirka 2 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.

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

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

och annan tillsyn. Dessa brister får tillskrivas såväl kraftföretaget som leverantörerna av utrustningen och den amerikanska kärnkraftinspektio- nen (NRC). Till det särskilt anmärkningsvärda hör 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 inte alls fram till operatörerna och fick inget genomslag i deras utbildning.

Det onormala uppträdandet hos nivån i tryckhållningstanken om avblås- ningsventilen fastnat i öppet läge var även förutsett i teoretiska säker- hetsanalyser. Detta hade bl.a. motiverat den tekniska utformningen av den automatiska utlösningen av högtrycksinsprutningen. Det hade tydli- gen inte ansetts motivera direkt lägesindikering på ventilen i kontroll— rummet — ej heller några särskilda inslag i operatörsutbildningen. Enligt vår mening tyder detta på att man för mycket koncentrerat sig på tekni- ken och försummat människans roll i systemet.

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 ställt rätt diagnos på händelseförloppet? Denna fråga kan besvaras säkert. De tekniska analyser som gjorts visar att operatörerna under den första 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 fråga är: hade haveriet kunnat utvecklas till en omfattande härdsmälta med stora utsläpp av radioaktiva ämnen om en låt vara brist— fällig kylning av härden inte återställts 2,5—3,5 timmar efter händelseför— loppets början?

Denna fråga är svårare att besvara säkert, bl.a. därför att kunskaperna om olika härdsmälteförlopp fortfarande är ofullständiga. Kemenykom— missionen har dock sökt analysera frågan ingående. För en utförligare redovisning av deras resultat hänvisas till kapitel 5, avsnitt 5.5. Några intressanta slutsatser är — fortfarande med betonande av osäkerheterna:

. Om operatörerna hade dröjt ytterligare med att återställa en låt vara bristfällig kylning kunde en mer omfattande nedsmältning av härden ha inträffat. Man hade då kunnat vänta sig ett relativt långsamt förlopp utdraget över tiotals timmar eller mer.

0 Om härden smält med hade den möjligen trängt igenom reaktortan- kens botten och fallit ned i vattnet på botten av inneslutningen. Den åtföljande ångutvecklingen hade sannolikt inte lett till skador på inne- slutningen. Möjligen hade härdsmältan, trots vattenkylningen, smält igenom betonggolvet och trängt ner i berggrunden under. Enligt Kemenykommissionen är det stor sannolikhet att inneslutningen och berggrunden tillsammans förhindrat stora utsläpp av radioaktiva ämnen till omgivningen vid sådana härdsmälteförlopp.

. Om all vätgas som kunnat bildas vid en fullständig härdsmälta kom- mit ut i inneslutningen och exploderat på en gång hade inneslutningen sannolikt motstått detta.

. Mycket tyder på att operatörerna inte hade kunnat dröja mycket längre - högst en timma — med att återställa en ofullständig kylning av härden för att undvika en utbredd nedsmältning. Enligt våra egna expert— analyser 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

Händelsekedjor 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:

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

. Alla berörda haveriförebyggande och haveribekämpande system fun- gerar bristfälligt så att härden allvarligt skadas och i värsta fall smälter ner.

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

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

I olika typer av säkerhetsanalyser studerar man sådana tänkbara händel— seutvecklingar och söker dela upp dem i ett stort antal delhändelser. San— nolikheten för vissa av dessa delhändelser kan ofta uppskattas förhållan- devis väl. Det gäller t.ex. felfunktion hos ventiler, reläer etc. Också risken för ogynnsamma väder— och vindförhållanden kan uppskattas ur meteo- rologiska 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 omfattning när det gäller stråldoser till allmänheten.

Viktigt är också att man genom dessa s.k. händelseträd får en uppfatt— ning 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 tryckvat- tenreaktor 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 tillsam- mans med en bedömning av osäkerheten i siffrorna. Värden som är upp till fem eller tio gånger högre eller lägre skulle också vara tänkbara.

Energikommissionens expertgrupp för säkerhet och miljö (EK-A) refere— rade Rasmussen-rapporten och lät utföra säkerhetsanalyser av kärnkraft— 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. com- mon mode failures. Birkhoferstudien har i och för sig något högre sanno- likheter än Rasmussen-studien för härdhaverier och härdsmälta, men har i flertalet haverityper något lägre sannolikhet för att detta också leder 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 atti detalj granska den tekniska och vetenskapliga bakgrunden till dessa skill- nader, 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:

. Metodiken ger den bästa ledning vi har om vad som är viktigt för reak— torsäkerheten, om man är medveten om de brister som finns i model— ler och dataunderlag.

. De upplysningar metodiken ger om den inbördes betydelsen av olika händelseträd och orsakskedjor är en utomordentlig grund för inrikt- ningen av säkerhetshöjande åtgärder och forskning.

. De absoluta värden metoden ger på sannolikheten för haverier av olika omfattning skall inte användas okritiskt som politiskt beslutsunderlag utan att samtidigt osäkerheterna i uppskattningarna beaktas.

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

De tekniska grunddragen i haveriförloppet vid TMI-2 fanns påvisade i olika säkerhetsanalyser. Däremot har man uppenbarligen varken i Sverige eller i USA i tillräcklig utsträckning använt dessa analyser i det löpande säkerhetsarbetet för att på ett målmedvetet sätt införa förbätt- ringar i komponentkonstruktioner, underhåll och Operatörsutbildning.

Antalet reaktordriftår hittills samt det faktum att TMI-2-haveriet har in- träffat säger från rent matematisk-statistisk synpunkt mycket litet om till- förlitligheten hos de teoretiska säkerhetsanalyserna utöver redan kända osäkerhetsgränser.

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

Svenska tryckvattenreaktorer

Med ettTMI-Z-liknande haveri vid tryckvattenreaktorer avser vi i det följande en läcka i primärsystemet som leder till ett onormalt koknings- 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 klyvnings- produkter, i första hand till reaktorns primärsystem och till inneslut- ningen.

Som nämnts har vi i Sverige tre reaktorer av tryckvattentyp: Ringhals 2, 3 och 4. Dessa är av annat fabrikat (Westinghouse) än TMI-2. Endast Ring— hals 2 har hittills tagits i drift.

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 läget före den 28 mars 1979. Sannolikheten för en sådan hän— delse var dock lägre än vid TMI-2, främst på grund av väsentligt bättre instrumentering till hjälp för operatörerna att snabbt hitta en felfunge- rande avblåsningsventil. Andra skillnader mellan Ringhals 2 och TMI-2 är troligen av mindre betydelse. Tillbud i form av mindre läcka i andra delar av primärsystemet hade inträffat och klarats av utan att kylningen 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 sammanhang erinra om att brister i kvali-

tetssäkringsfunktionen för underhållsarbeten vid Ringhals orsakat tillbud i form av packningsbrott i primärsystemet.

Idag har sannolikheten för ettTMI—2—liknande haveriförlopp vid Ring— hals-reaktorerna avsevärt minskat jämfört med läget före den 28 mars. Detta är en följd dels av ytterligare förbättrad instrumentering bl.a. TV- övervakning i inneslutningen, dels av förbättrad utbildning av opera- törerna bl.a. efter tillbudet den 16 juni 1979 (se vidare kapitel 8). Denna utbildning torde ha givit en allmänt ökad förståelse för tryckvatten- reaktorers uppträdande i olika situationer, vilket kan förväntas ha en säkerhetshöjande effekt även vid andra tillbud. Samtidigt vill vi framhålla att det fortfarande ställs höga krav på operatörerna när det gäller snabba och korrekta åtgärder vid tillbud 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 TMI-2, eftersom kokarreaktorerna är konstruerade och fungerar efter andra tekniska principer. I kapitel 8, avsnitt 8.3, diskuteras dock mer allmänt de svenska kokarreaktorernas känslighet för några av de viktigare tekniska och mänskliga felfunktio— nerna, som ingick i TMI-Z-förloppet. Resultaten visar att sannolikheten för att dessa felfunktioner skall uppträda, eller få allvarliga följdverk— ningar vid svenska kokarreaktorer måste betecknas som utomordentligt liten. Det sagda innebär inte i och för sig att kokarreaktorerna allmänt sett är säkrare än tryckvattenreaktorerna.

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

Säkerhetsanalyserna visar att haveriförlopp som leder till större eller mindre skador på reaktorhärden ej kan helt uteslutas, även om sannolik- 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 omöjligt att säga om läckaget av ädelgaser från svenska reaktorinneslutningar vid en motsvarande härdskada skulle bli större eller mindre än vid TMI-2, d.v.s. omkring 2—9% av de mängder som finns i härden vid ett snabbstopp. Analyser av detta problem pågår genom de svenska reaktorinnehavarnas försorg i syfte att i möjligaste mån eliminera läckageriskerna.

För svenska reaktorlägen har utredningen låtit strålskyddsinstitutet be— räkna 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 antagande att hela befolkningen befinner sig utomhus.

Ganska oberoende av reaktorlägena visar sig doserna motsvara en risk för 0,5—3 extra cancerfall. Barsebäck svarar för det högsta värdet.

1.6 Omvärdering av svensk kärnkraftsäkerhet?

Utgångspunkter för värderingarna

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

Det sakunderlag i kärnkraftens säkerhetsfrågor som låg till grund för ener- gikommissionens ställningstagande finns redovisat i energi— och miljö— kommitténs betänkande ( SOU 1977:67 ) och i rapporten från energikom- missionens expertgrupp för säkerhet och miljö (Ds 11978z27).

Det underlag som redovisades i dessa rapporter rörande risken för stora olyckor vid kärnkraftverk kan enligt vår mening sammanfattas enligt följande:

. Haveriförhindrande och skadebegränsande system beskrivs med kän- da eller förmodade svagheter (förmodade i frånvaro av experimentella fullskaleprov).

. Beträffande sannolikheten för en härdsmälta citerades Rasmussen- studiens siffra om en sannolikhet om en på tjugotusen driftår. Osäker- heterna i sannolikhetsuppskattningarna betonades. Dessa osäkerheter hänfördes främst till bristande empiriskt underlag och de inneboende svagheterna i den mer teoretiska riskanalysmetodiken, särskilt när det gäller att ange absoluta sannolikhetstal. Enligt pessimistiska uppskatt— ningar av dessa osäkerheter skulle sannolikheten kunna vara upp mot en på tusen driftår. Det innebär att sannolikheten för att en härdsmälta skulle inträffa någon gång under ett svenskt reaktorprogram om exem- pelvis 12 X 25 driftår enligt Rasmussen—studien skulle ligga kring en på sextio och med ett osäkerhetsintervall som enligt de pessimistiska uppskattningarna skulle kunna sträcka sig upp mot en på fyra.

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

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

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

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

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

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

Energikommissionens bedömningar och ställningstaganden till säkerhetsfrå— goma vid kärnkraft och andra energislag återfinns i dess slutbetänkande ( SOU 1978:49 ). Underlaget från kommissionens expertgrupp för säkerhet och miljö (EK—A) om kärnkraftens olycksrisker sammanfattas där på föl- jande sätt i kapitlet 5 "Kommissionens bedömningar och ställningstagan- den" (sid 189—190).

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

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

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

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

Det bör observeras att Rasmussen—utredningen uppskattar att sanno— likheten för en härdsmälta är lägre för kokarreaktorer än för tryck— vattenreaktorer. 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 ut- släpp av radioaktivitet kommer att ske. Dessa förlopp är emellertid svåra att förutsäga bl.a. därför att något erfarenhetsunderlag inte före-

ligger.

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

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

Vid ett stort haveri i en anläggning lokaliserad nära ett storstadsområ— de och mycket ogynnsamma omständigheter, t.ex. vindriktning mot befolkningscentra och ogynnsamma meteorologiska spridningsför— hållanden, 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 be- gränsningar för områdets framtida användning. Ett omfattande och dyrbart saneringsarbete skulle bli nödvändigt.

De svåra konsekvenser som en i och för sig ytterst osannolik reaktor- olycka kan medföra under ogynnsamma omständigheter motiverar fördjupade studier av vilka olika slags beredskapsåtgärder för evaku— ering, avskärmningar och sanering av områden etc. som bör vidtas. Det är härvid viktigt att bedöma vilka olika typer av haverier och kon— sekvensbilder som kan vara så pass sannolika att det finns någon anledning att befara att de kan inträffa. Åtgärderna för att förebygga sådana olyckor bör intensifieras i samband med att kunskaperna för- bättras. Sannolikheten för olyckor är mindre i nya anläggningar genom deras förbättrade konstruktion. Fortsatt utvecklingsarbete är likväl angeläget för att än mer förstärka säkerheten. I 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 bered- skap.

Kommissionens slutliga ställningstagande till kärnkraftens risker åter— 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 olycka — härdsmältning — och dess effekter har stu— derats ingående. Metodiken i dessa undersökningar är i princip upp- byggd analogt med kärnkraftssäkerhetssystem, d.v.s. man söker utrö— na vad som kan inträffa om extremt ogynnsamma omständigheter samverkar. Det finns skiljaktliga bedömningar av reaktorsäkerheten 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. Konse- kvensstudierna har däremot lett till mer skiljaktliga resultat, främst vad avser markbeläggning.

Sannolikheten för en härdsmälta med de mycket allvarliga konsekven- ser 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. San- nolikheten 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 kommissio- nen ger sitt slutliga ställningstagande:

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

Detta var ett ställningstagande av kommissionens majoritet. En minoritet

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

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

. 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 skadeverkningar en stor olycka skulle kunna förorsaka.

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

. Den totala skadeverkan i form av akuta och sena skador och dödsfall kan ändå bli stor om utsläppet driver mot tätbebyggda områden. Dess- utom kan sannolikheten för väderförhållanden som leder till omfattan— de 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 utsläppsriktningar. Ur samhällets synpunkt kan det vara av intresse att veta något om sannolikheten för ett större kärnkrafthaveri under ett helt kärnkraftprogram om t.ex. 12 X25 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 säkerhets- höjande åtgärder som minskar sannolikheten för haverier under pro— grammets löptid. Förebud till stora olyckor är avsevärt mer sannolika än den fullbordade katastrofen och bör leda till åtgärder som höjer säkerheten.

Till redovisningen av energikommissionens bedömningar och ställningsta— ganden vill vi foga följande påpekande för att motivera vårt val av baslinje:

De som grundat sin uppfattning om kärnkraftens risker på vad som sägs på sid 189—190 och 200—201 i energikommissionens slutbetänkande utan att tränga in i bakgrundsmaterialet har fått en otillräckligt nyanserad och delvis ofullständig bild av kärnkraftens säkerhetsfrågor, framför allt av osäkerheterna när det gäller att uppskatta sannolikheten för sådana reak- torhaverier som får omfattande följdverkningar, t.ex. i form av radio- aktiva markbeläggningar. Vi vill understryka att detta inte innebär något ställningstagande från vår sida till hur energikommissionen utifrån det underlag som stod till dess förfogande vägde samman riskerna vid olika energislag i förhållande till nyttan. Sådana överväganden faller utanför vårt uppdrag.

Förändringar i sakunderlaget efter energikommissionens bedömningar av svensk kärnkraftsäkerhet.

Haveriet vid TMI-2 Från haveriet vid TMI-2 kan ett antal lärdomar dras. De enligt vår me— ning viktigaste sammanfattas i det följande tillsammans med våra kom- mentarer beträffande motsvarande förhållanden i Sverige. Därvid har jämförelsen med svenska förhållanden fått begränsas till sådana säker- hetsfrågor som har belysts av haveriet vid TMI—2.

1. Härdhaveriet vid TMI—2 utvecklade sig inte till en fullständig härd— smälta. I tidigare säkerhetsanalyser har man antagit att härdskadeför— 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 kyla en svårt skadad och delvis samman- rasad härd. Hur stora marginaler man har i förhållande till tidigare, mer pessimistiska antaganden i exempelvis Rasmussenstudien är det ännu för tidigt att uttala sig om. Bättre kunskaper i detta avseende har stor säkerhetsmässig betydelse. Kan man i större utsträckning än man hittills antagit förhindra att omfattande härdhaverier utvecklas till härdsmältor är det väsentligt mindre risk för att härdhaveriet leder till omfattande radioaktiva utsläpp.

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

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

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

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

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

5. Haveriet vid TMI—2 visade på påtagliga brister i säkerhetsarbetet när det gäller återföring av erfarenheter av driftstörningar och inträffade tillbud. Inte minst gäller detta störningar som man tidigare inte upp- fattat som säkerhetsrelaterade. Erfarenheterna hade inte fått genom- slag i tekniska förbättringar och utbildning av operatörerna. Om man i dessa avseenden bara ser till det formella samspelet mellan tillverkare, kraftföretag och tillsynsmyndighet finns det inga avgörande skillna- der mellan USA och Sverige. Däremot finns det vissa tecken som ty— der på att det informella samspelet fungerat bättre i Sverige. Det sätt på vilket en del säkerhetshöjande åtgärder initierats och genomförts talar härför.

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

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

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

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

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

Intrajjfade tillbud i Sverige Inträffade tillbud vid svenska kärnkraftverk fanns redovisade i under- laget till EK—A. Inga av de tillbud som senare inträffat visar enligt kärn— kraftinspektionen (SKI) på tidigare ej uppmärksammade brister i de tekniska säkerhetssystemens utformning utöver vad som aktualiserats av haveriet vid TMI-2.

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

Hittills genomförda säkerhetshöjande åtgärder — icke avgjorda säkerhetsfrågor SKI har liksom den amerikanska kärnkraftinspektionen en lista på icke avgjorda säkerhetsfrågor. SKI:s lista överensstämmer i stort med den amerikanska. Utöver TMI-2-anknutna problem har inget nytt framkom— mit som gett reaktorsäkerhetsutredningen anledning att komplettera el- ler ändra innehållet i listan — åtminstone inte i riktning mot att säkerheten skulle ha minskat.

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

Den centrala frågan i utredningsuppdraget är om det kommit fram nytt sakunderlag som ger anledning att väsentligt omvärdera riskerna för— knippade med produktion av elektrisk energi i svenska kärnkraftblock. Låt oss då börja med ett konstaterande som vid första anblicken kan låta som en motsägelse. Den verkliga säkerheten vid svenska kärnkraftverk idag är sannolikt högre än den var för ett och ett halvt år sedan, då EK-A lämnade det sakunderlag som låg till grund för energikommissionens ställningstaganden. De tidigare inte tillräckligt uppmärksammade säker— hetsriskerna som ledde till TMI-2—haveriet är nu väl kända och avsevärt minskade genom olika säkerhetshöjande åtgärder. Flera andra säkerhets— höjande åtgärder liar vidtagits de senaste åren på de svenska kämkraft— block som är i drift. Inget tyder på att andra åtgärder vidtagits som vä- sentligt försämrat säkerheten. Man måste därför göra den bedömningen att den verkliga sannolikheten för härdhaverier och härdsmältor har min— skat under det senaste året — hur stor eller liten denna verkliga sannolik- het än är jämfört med resultaten av de teoretiska säkerhetsanalyserna. En sådan bedömning som den här gjorda ärinte unik för kärnkraftindu- strin. Även på t.ex. flygsidan har givetvis säkerheten ökat när en tidigare obeaktad risk uppmärksammats och åtgärdats till följd av inträffade olyckor eller tillbud. Ur det underlag som lagts fram i detta betänkande kan vidare enligt vår mening följande viktiga slutsatser dras:

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

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

Den andra slutsatsen är att man — mot bakgrund av såväl haveriet vid TMI-2 som de teoretiska säkerhetsanalyserna — i det fortsatta säkerhets- arbetet måste utgå ifrån att det faktiskt kan inträffa ett allvarligt härd-

haveri med omfattande frigörelse av radioaktiva ämnen från härden och åtföljande påfrestningar på reaktorinneslutningen. "Det osannolika har faktiskt inträffat och kan inträffa igen". Denna insikt om kärnkraftens ris- ker måste få fullt genomslag i säkerhetsarbetet. Aven om sannolikheten för sådana händelser är låg, och även om den verkliga säkerheten har 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 högre än vad som visat sig vara fallet. Den rad av olika åtgärder som faktiskt vidtagits till följd avTMI-2—haveriet kan ses som en bekräftelse på denna förändra- de uppfattning. I praktiken innebär detta att inriktningen på säkerhets- arbetet förändrats i många viktiga avseenden. Ändå står det klart att det inträffade negativt påverkat trovärdigheten i en del alltför långtgående uttalanden om säkerheten som förekommit på sina håll.

De nu redovisade slutsatserna ger vid en samlad bedömning enligt vår me- ning inte anledning att väsentligt omvärdera den bild som energi— och miljökommittén 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 enligt vår uppfattning att väsentligt högre krav måste ställas på säkerhetsarbetet i samband med produktion av elektrisk energi i kärnkraftverk. Detta gäller både i förhål- lande till hur det hittills bedrivits och i förhållande till de relativt allmänt hållna förslag energikommissionen lade fram i denna fråga ( SOU 1978:49 , sid 190 och 202). Det gäller också alla led, alltifrån konstruktionen av reaktorerna och deras säkerhetssystem, via tillsynsmyndighetemas verksamhet till det löpande, vardagliga säkerhetsarbetet vid drift öch underhåll av kärnkraftanläggningarna.

Särskilt viktig är återföring av erfarenheter av driftstörningar och inträf- fade tillbud i syfte att förebygga olyckor. Ökande satsningar på före- 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 kapitel 9 och 10. De viktigaste slutsat— serna och förslagen redovisas i sammanfattning i följande avsnitt.

1.7. Säkerhetshöjande åtgärder och forskning

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

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

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

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

I fråga om rollfördelning och organisation anser utredningen att en hög am- bition för säkerhetsarbetet måste känneteckna all kärnkraftverksamhet. Det direkta säkerhetsansvaret bör liksom tidigare åvila kraftföretagen, medan tillsynsmyndighetemas uppgift bör vara att granska säkerheten i stort. Mot denna bakgrund föreslår utredningen

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

©att SKI tillförs ökade resurser för konstruktions— och utrustnings- granskning, för tillsyn av drift av kärnkraftverk samt för system- analys och systemkontroll; på den operativa sidan är det därvid nöd- vändigt att SKI i väsentligt ökad utsträckning följer upp utbildning och träning av drift- och underhållspersonal,

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

gatt formerna för samverkan mellan SKI och SSI klarläggs, ©att kraftföretagen inriktar policy, organisation och arbetsformer på att till fullo förverkliga den mycket höga säkerhetsambitionen, ©att reaktortillverkarnas säkerhetskompetens utnyttjas i full utsträckning.

Beträffande konstruktion och utförande av kärnkraftverk konstaterar utred- ningen att viss oklarhet kan ha rätt beträffande de formella säkerhets— kraven, speciellt vid tillkomsten av de första svenska kärnkraftverken. Utredningen har funnit att kraftindustrin visat förutseende och initiativ,

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

© att tillsynsmyndighetemas principiella krav i tekniskt hänseende preciseras ytterligare,

att även probabilistiska metoder för riskanalys utnyttjas i säkerhets— granskningen,

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

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

© att de konsekvenslindrande åtgärderna likväl ägnas väsentligt ökad uppmärksamhet.

Då det speciellt gäller konsekvenslindrande eller utsläppsbegränsande åtgärder konstaterar utredningen att befintliga reaktorinneslutningar ger ett be— tydande 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 förlagda i närheten av omfattande bebyggelse,

© att en kompletterande säkerhetsgranskning omgående genomförs beträffande riskerna i samband med vätgasexplosioneri tryckvatten— reaktorernas inneslutningar,

att kompletterande säkerhetsåtgärder i detta avseende vid behov vidtas.

Utredningen konstaterar att människa—maskin- frågor tidigare varit ofull— ständigt beaktade. Utredningen anser att det är möjligt att successivt vidta åtgärder för att minska riskerna för och konsekvenserna av mänsk— ligt felhandlande. Utredningen föreslår

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

att särskild vikt läggs vid att underlätta mänskligt handlande i stress— situationer,

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

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

att driftpersonalen får en fördjupad utbildning rörande de grundläg- gande fysikaliska och tekniska processerna i reaktorer,

© att driftstörningar och haverisituationer ges större utrymme i utbild— ningen,

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

att ett ökat inslag av gemensam utbildning för olika personalkatego- 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 lämpligt sätt i säkerhetstekniska bestämmelser (STF). För den faktiska säkerheten är kvaliteten i underhåll och provning av avgörande betydel- se. Av stor vikt är också kompetensen hos vissa centrala befattnings— havare. Utredningen föreslår

att en "generalklausul" intas i STF med innebörd att kärnkraftverk 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 kvalitetssäkrings- arbete och för uppföljning av genomförandet,

att SKI:s resurser för ändamålet förstärks kvalitets- och kvantitets— mässigt,

att kompetenskraven för skiftpersonalen preciseras,

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

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

Kraftföretagens haveriberedskap kan ställas inför höga krav på snabba långtgående beslut. Detta gäller alldeles särskilt för tryckvattenreaktorer- na. I—Iaveriplaneringen måste innefatta entydig ansvarsfördelning, snabb förstärkning av personalresurserna och övning av beredskapsorganisa- tionen. Utredningen föreslår

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

att vakthavande ingenjör skall ha tillräcklig kompetens för långt- gående drifttekniska beslut,

att beredskapsorganisationen inom verken övas även beträffande förlopp med omfattande reaktorskador,

© att tillsynsmyndighetemas befogenheter att ingripa i haverisituatio- ner och deras beredskapsplanering för sådana situationer granskas,

att uppbyggnad av en teknisk specialistgrupp för förstärkning av kraftverkets kompetens i haverisituationer övervägs och att en kon- taktman från kärnkraftverket stationeras vid berörd länsstyrelse i samband med ett haveri.

En väl fungerande erfarenhetsåterföring från driften av kärnkraftverken är mycket viktig för upprätthållande och vidareutveckling av säkerheten.

Nuvarande system för erfarenhetsåterföring är otillräckligt. Utredningen föreslår därför

att en särskild ordning övervägs för utredning och analys av allvar- liga tillbud och driftstörningar av särskilt intresse från säkerhetssyn- punkt, och att frågan om den lämpligaste formen härför aktualiseras genom SKI:s försorg,

att ett förbättrat system i övrigt för händelseuppföljning, felanalys och erfarenhetsåterföring byggs upp i samverkan mellan kraftföre- tag, tillsynsmyndighet och tillverkare,

att resurserna för kvalificerad analys av rapporterade händelser beaktas särskilt,

att resurser för probabilistisk riskanalys av Rasmussentyp ingår, att internationellt utbyte av fördjupade analyser stimuleras, att offentlig insyn i verksamheten säkerställs.

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

att forskning kring policy, rollfördelning och organisation som säker- hetsfaktorer tas upp,

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

att en långsiktig forskning kring utsläppsbegränsande åtgärder etableras,

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

att SKI:s planeringsfunktion för forskning förstärks,

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

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

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

2.1. Tidigare utredningar på kämenergiområdet

Redan år 1945 tillkallades den första offentliga utredningen — atomkom— mittén — med uppgift att planlägga forskningsarbetet för atomenergins

utveckling. Atomkommitténs förslag godtogs av statsmakterna ( prop. 1947:131 , SU 217, rskr 403).

I augusti 1955 anordnade FN en första konferens i Geneve om atom- energins fredliga utnyttjande.

Som följd av den tillkallade handelsministern i december 1955 en utred- ning med uppdrag att lägga fram förslag om arbetsuppgifterna på atom- energiområdet.

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

Våren 1956 lades en proposition i fråga fram för riksdagen (prop. 19561176). Den energipolitiska motiveringen för att satsa på atomenergin under- ströks starkt. Departementschefen framhöll bl.a. att det väsentligen är genom denna energikälla som vi kan undvika att vår energiförsörjning blir beroende av en alltmer ökad bränsleimport. Sverige måste därför med all kraft göra en självständig insats för en efter våra förhållanden anpassad utveckling på atomenergiområdet. Mot denna bakgrund till- styrktes utredningens reaktor— och bränsleprogram.

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

I enlighet med utredningens förslag inrättades ett särskilt rådgivande organ till regeringen, delegationen för atomenergifrågor. Delegationen hade även till uppgift att underlätta samråd mellan handelsdepartemen- tet och andra berörda departement och myndigheter. Delegationen fick senare ställning som tillsynsmyndighet enligt den nya atomenergilagen (1956z306). Granskningen av atomenergianläggningar m.m. från säker— hetssynpunkt handhades av en särskild reaktorförläggningskommitté inom delegationen.

I samband med Suezkrisen i mitten på 1950-talet framstod det som ett nationellt intresse att minska beroendet av omvärlden på energiområdet. Sådana tankegångar tog sig mycket starka uttryck i det betänkande, som den statliga bränsleutredningen avgav i december 1956 ( SOU 1956:46 ). Utredningen ansåg att bränsleimporten handelspolitiskt och beredskaps- mässigt hotade att växa oss över huvudet. En "aktiv energipolitik" fram- stod som en ovillkorlig förutsättning för fortsatt välståndsutveckling.

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

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

Under slutet av 1960—talet genomfördes en organisatorisk översyn på energiområdet som även berörde myndighetsuppgifterna på atom- energiområdet. Frågan om atomdelegationens och dess reaktorförlägg- ningskommittés ställning ingick i de ursprungliga direktiven till 1966 års atomenergiutredning, och i början av år 1969 fick utredningen tilläggs- direktiv som bl.a. utvidgade uppdraget till att omfatta även avgiftsfinan- siering av myndighetens verksamhet. I december lade utredningen fram ett betänkande med förslag till en väsentlig ökning av de resurser för säkerhetsgranskning och tillsyn som stod till reaktorförläggningskom- mitténs förfogande (Ds I 196917). Dessa resurser borde administrativt knytas till statens strålskyddsinstitut, varvid kommittén skulle bestå i form av en rådgivande nämnd till institutets styrelse. Vidare föreslogs att delegationen skulle upphöra och dess allmänt beredande och rådgivande uppgifter fördelas på vederbörande departement och AB Atomenergi.

I en proposition, som lades fram i mars 1970, förordades utredningens förslag beträffande ökade resurser för det tekniska säkerhetsarbetet hos tillsynsmyndigheten. ] anknytningsfrågan var emellertid departements— chefen inte beredd att ta ställning förrän förslagen från två utredningar — energikommittén och kommerskollegieutredningen — prövats. Delega- tionen och reaktorförläggningskommittén fick därför bestå till dess en samlad prövning av organisations- och samordningsproblemen på an- gränsande områden kunde äga rum. Riksdagen beslöt i enlighet härmed (prop. 1970z83, SU 94, rskr 220).

] avvaktan på en slutlig lösning av organisationsfrågan vidtogs olika åtgärder för att understryka delegationens ställning som självständig säkerhetsmyndighet och den tekniska expertisen inom delegationen förstärktes. Vidare upphörde den tidigare nära anknytningen till vederbörande departement.

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

Under senare hälften av 1960-talet ökade medvetenheten om de risker för stora olyckor som är förknippade med kärnkraften. Stockholms elverk ansökte 1968 om tillstånd att uppföra ett kärnkraftvärmeverk vid Värtan

endast några km från Stockholms centrum. Detta avstyrkte reaktorför- läggningskommittén. Därefter tillsattes närförläggningskommittén. Dess betänkande ( SOU 1974:56 ), Närförläggning av kärnkraftverk presen- terades i juni 1974.

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

Delegationen för forskning rörande kärnkraftens säkerhets- och miljöfrå— gor (Kärnsäkforsk) tillsattes år1972 för att planera och administrera ett forskningsprogram med inriktning på sådan forskning som är av bety- delse för myndigheternas bedömning av kraftreaktorers, främst lättvat— tenreaktorers, säkerhet och inverkan på miljön såvitt avser radioaktivt utsläpp.

Verksamheten omfattade i huvudsak följande huvudområden:

. haveriförebyggande system och åtgärder, . konsekvenslindrande system och åtgärder inkl. störnings— och haveri- analys, . radioaktivt avfall och reningssystem, . strålskyddsfrågor och miljöeffekter samt

. säkerhetskriterier.

Kärnsäkforskzs verksamhet bekostades av kärnkraftproducenterna. Verk- samheten överfördes år1976 till statens kärnkraftinspektion och statens strålskyddsinstitut.

I samband med att försvarsstaben år1972 yttrade sig över av statens vat— tenfallsverk föreslagna kraftstationslägen vid Tunaberg, Brodalen och Lyse aktualiserade den frågan om bergförläggning av kärnkraftverk. Med anledning härav beslöt Centrala driftledningen (CDL) i april 1973 att utreda bl.a. de anläggningstekniska möjligheterna att från krigsskydds- synpunkt förlägga kärnkraftverk i berg.

I maj 1974 tillsatte CDL en utredning, vars arbete syftade till att klarlägga för- och nackdelar från reaktorsäkerhetssynpunkt med en bergförlagd kärnkraftstation jämfört med en station ovan jord. Utredningen redo- visade i betänkandet Bergförläggning av kärnkraftstationer ur reaktor- säkerhetssynpunkt principer och principlösningar för en bergförlagd kärnkraftstation samt frågor rörande skydd mot sabotage. Även frågor rörande nedläggning av en kärnkraftanläggning efter brukbarhetsperio— dens slut behandlades. Utredningsarbetet avsåg i huvudsak en kärn- kraftstation med aggregat av kokartyp med 1.000 MW eleffekt. Även ett alternativ med en reaktor av tryckvattentyp behandlades.

Närförläggningsutredningen och de av CDL utförda utredningarna ut-

gjorde bl.a. underlag för det energipolitiska program som regeringen 1975 lade fram i propositionen Energihushållning (prop. 197530).

I denna proposition föreslog regeringen att det svenska kärnkraftpro- grammet t.o.m. år 1985 borde begränsas till 13 block. Regeringen föreslog även att kraftigt förstärka resurserna på kärnsäkerhetsområdet. Riksda- gen tillstyrkte regeringens förslag (NU 1975z30, rskr 1975z202).

2.2 1979 års energipolitiska beslut och förarbetena härtill

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

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

Energikommissionen tillkallades i december 1976 för att utarbeta alterna- tiva förslag till energipolitikens utformning för tiden fram till år 1990. Kommissionens arbete organiserades så att fem expertgrupper med an- svar för var sitt område tog fram och sammanställde underlag för kom- missionens ställningstagande inom resp. verksamhetsområde. Dessa områden var säkerhet och miljö, energitillförsel, energihushållning, styr- medel samt forskning och utveckling. Kommissionens arbete presentera- des i två betänkanden ( SOU 1978:17 ) Energi och ( SOU 1978:49 ) Energi, hälso-, miljö- och säkerhetsrisker. Beträffande kärnkraften fann kom- missionen att de negativa effekterna under normaldrift är tolerabla, att riskerna för stora olyckor ligger inom godtagbara gränser med hänsyn till de alternativ som står till buds och verksamhetens sociala nytta samt att tillfredsställande tekniska lösningar för förvaring av högaktivt avfall finns. Mot denna bakgrund fann kommissionen att man varken bör av— veckla kärnkraften eller binda sig vid den som en oundgänglig del av vårt energisystem genom en större ökning av kärnenergiverksamheten i Sve— rige. Regeringen anslöt sig i propositionen Riktlinjer för energipolitiken ( prop. 1978/79:115 ), som beslutades den 1 mars 1979, till energikommis- sionens bedömningar och föreslog riksdagen att det svenska kärnenergi- programmet skulle begränsas till 12 kärnkraftblock. I propositionen fram- lades även förslag till kraftiga satsningar på åtgärder för att höja säker— heten vid drift av kärnkraftreaktorer.

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. Rapporteringen från haveriet i svenska massmedia gav upphov till en mycket omfattande dis— kussion om säkerheten vid produktionen av elektrisk energi i kärnkraft— verk. Bl.a. ifrågasattes om de beskrivningar av dessa risker som 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. 1978/79:115 framlagda förslagen med anknytning till kärnenergin. [ 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. Reaktorsäkerhetsutredningens direktiv m.m.

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 de— lar av härdens innehåll av radioaktiva ämnen släpptes ut i reaktorbygg— naden och i viss mån i anslutande utrymmen. Utsläppen till omgivning- en blev begränsade. Haveriet betraktas som den svåraste och allvarligaste olycka som inträffat vid ett kommersiellt kärnkraftverk i USA. Händelse- förloppet har gett anledning till analyser av och intensiva diskussioner om olycksorsakerna, händelseförloppet och säkerheten vid fortsatt ut- nyttjande av kärnkraft, inte bara i USA utan världen över.

I USA tillsatte landets president en kommission under ledning av dr. John 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 president Carter den 30 oktober 1979. Mer eller mindre omfattande eller speciella utred- ningar och undersökningar har företagits eller påbörjats i ett flertal andra former i USA, däribland av särskilda kommissioner eller arbetsgrupper, tillsatta av senaten och av kongressen. Den amerikanska kärnkraft- inspektionen (NRC) har i flera rapporter redovisat och analyserat haveri- förloppet och de lärdomar som bör dras därav för det fortsatta säkerhets— arbetet. NRC har även tillsatt en särskild utredning under ledning av juristen Mitchell Rogovin, som skall gå igenom hela haveriförloppet, inklusive NRC:s eget handlande under förloppet.

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

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

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

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

Reaktorsäkerhetsutredningens direktiv

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

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

"Kommittén bör insamla och utvärdera det material, både svenskt och utländskt, som finns tillgängligt rörande såväl olyckan vid Three Mile Island, block 2, som anläggningen i övrigt. Speciellt bör kommittén ut- reda om det haveri som inträffade i anläggningen på morgonen den 28 mars 1979 har berörts eller i övrigt nämnts i de säkerhetsanalyser som gjorts rörande Three Mile Islands kärnkraftverk eller andra anläggning- ar av liknande konstruktion. Om så har skett bör kommittén utreda om det inträffade haveriet, med hänsyn till antalet ackumulerade reaktorår 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 principerna för uppbyggnaden av säkerhetssystemen i svenska och utländska kärnkraftverk och hur säkerhetsanalysen av kärnkraftverken har utförts.

Kommittén bör särskilt redovisa hur riskerna har beräknats för have- rier som orsakats av flera av varandra oberoende felfunktioner i reak— torsystemen. Betydelsen av reaktoroperatörernas inflytande över drif- ten av kärnkraftverk vid uppskattning av riskerna för haverier bör analyseras och redovisas.

Med anledning av resultat som erhålles vid utredningen av dels have— riet vid Three Mile Island, block 2, dels de riskbedömningar och säker- hetsanalyser som har genomförts och genomförs rörande kärnkraft— verk bör kommittén ta ställning till om de erfarenheter som härvid erhållits föranleder ändrade bedömningar av säkerheten i samband med produktion av elektrisk energi i kärnkraftverk. Kommittén bör 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 olyckor i kärnkraftverk skall bedrivas. Kommittén bör lämna förslag till dels inom vilken eller vilka av de tre åtgärdskategorierna — haveriförebyg- gande, haveribekämpande och konsekvenslindrande åtgärder — som de primära insatserna bör göras, dels vilka dessa insatser bör vara. En 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 åtgärder i de svenska kärnkraftblocken, liksom vid övriga kärnsäkerhetsrelaterade över- väganden, beakta den kompetens som finns vid statens kärnkraft- inspektion och de utredningar som tidigare gjorts inom området.

Arbetet bör bedrivas så att det kan slutligt redovisas senast i november 1979."

Utredningsdirektiven återfinns i sin helhet i appendix 1.

2.4. Utredningsarbetets bedrivande

Kommittén antog vid sitt första sammanträde den 22 maj 1979 namnet Reaktorsäkerhetsutredningen. Sammanlagt har kommittén hållit 12 sam— manträden.

Särskilda utredningar och sammanställningar

På uppdrag av kommittén har följande särskilda utredningar och sam— manställningar utförts av nedan angivna personer eller företag:

. "Förslag till forskningsprogram för förbättring av inneslutningsfunk- tionen i kärnkraftverk” av Kjell Johansson vid Studsviks Energiteknik AB,

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

. "Radiologisk analys avTMl" av Lars Malmqvist, statens strålskydds— institut,

o "Utsläppsbegränsande anläggningar vid kontrollerat utsläpp av gas och ånga från reaktorinneslutningar" av Gunnar Svedberg, Kungl. Tekniska Högskolan,

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

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

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

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

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

. "Riskanalytisk metodik vid reaktorsäkerhetsstudier med avseende på

mänsklig funktionsförmåga och bedömningsproblem" av Bo Rydnert, LUTAB,

. "Rapporteringsverksamhet av flygsäkerhetsbetydelse" av Göran Lilja, FFA,

. "Termohydraulisk analys av händelseförloppet vid haveriet i Three Mile Island 2, Harrisburg, Pennsylvania, USA, för de första 16 timmar- na" av Bo Braun.

Dessa specialutredningar och sammanställningar har, jämte särskilda promemorior utarbetade av enskilda utredningsledamöter, samlats i en särskild bilaga (Ds I 197922) till kommitténs betänkande. Bengt Persha- gen, Studsvik Projektadministration AB, har vidare på utredningens uppdrag utarbetat en sammanställning "Principer för reaktorsäkerhet". Materialet i denna promemoria har inarbetats i olika kapitel i betänkan- det, främst kapitel 3 och 4.

Kommittén har företagit studiebesök vid Ringhals kärnkraftverk och vid AB Kärnkraftutbildnings anläggning i Studsvik. Därvid har utredningen haft diskussioner med företrädare för ledningen vid respektive anlägg— ningar och med företrädare för olika personalgrupper såsom reaktorope- ratörer.

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

Kommitténs samtliga ledamöter och sekretariatet företog under veckan den 20—25 augusti 1979 en studieresa till USA. På programmet stod bl.a. . Överläggningar och diskussioner med olika enheter och projekt- grupper inom den amerikanska kärnkraftinspektionen (NRC), rörande säkerhetsfrågor som aktualiserats av haveriet vid TMI—2.

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

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

. Besök vid kärnkraftverketThree Mile Island. Tre av kommitténs leda- möter hade därvid tillfälle att även besöka kontrollrummet för block 2.

. Diskussioner med företrädare för Pennsylvania Emergency Manage— ment Agency, dvs den delstatsmyndighet som är ansvarig för bered— skapsplanläggning och utrymning.

Därutöver hade utredningen i USA ett antal samtal med enskilda forska- 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 rap- port. Härvid gavs tillfälle till diskussioner såväl med ledamöter av kom- missionen 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 lång— re sikt (NUREG — 0585).

Kontakter med myndigheter och företag

Vid besöket i USA i augusti 1979 erhöll utredningen de rekommendatio- ner om säkerhetshöjande åtgärder på kort sikt som då just framlagts inom NRC (NUREG—0578, Denton 1979). Reaktorsäkerhetsutredningen överlämnade dessa rekommendationer till Oskarshamns Kraftgrupp AB, statens vattenfallsverk och Sydkraft AB samt till statens kärnkraftinspek- tion med anhållan om kommentarer till rekommendationerna samt om

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

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

Underlag från andra länder

Genom förmedling av vetenskapsattachén vid svenska ambassaden i Washington, Lars Gunnar Larsson, har kommittén fått del av det mycket omfattande utredningsmaterial i reaktorsäkerhetsfrågor, som tagits fram i USA före och efter haveriet vid TMI-2.

Detta finns förtecknat i litteraturförteckningen i appendix 5. Vetenskaps- attachén i Washington medverkade även vid uppläggning och genom- förande 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:

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

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

NUREG-0585).

. Analysen avTMI—Z-haveriet av the Nuclear Safety Analysis Center (en projektgrupp inom den amerikanska kraftindustrins forsknings- institut, EPRI (NSAC-l).

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

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

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 rapportmaterial från en rad andra länder. Av särskilt intresse har därvid varit material från FörbundsrepublikenTyskland.

Kommitténs rapportmaterial kommer efter avslutat arbete att deponeras vid statens kärnkraftinspektion. Vid SKI finns även tillgänglig en detalje- rad förteckning över erhållet material.

Antal idrifttag na kärnkraftverk

150

100

50

1960 -65 -70 -75 —80 År

Figur 3.1 Antal idrifttagna kärnkraftverk i världen med en elektrisk nettoefjekt större än 200 MW.

uppbyggnad och funktion _

3.1. Kärnkraftens utbyggnad i Sverige och i världen i övrigt

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

Utvecklingen av olika reaktorer har i hög grad varit avhängig av det kapi— 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 omfattan— de teknisk utveckling under de senaste åren. För närvarande går utveck- lingen 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 kraftproduktion i Sverige var Ågesta- reaktorn.Ågestareaktorn var av tryckvattentyp och hade tungt vatten som kylmedel och moderator. Reaktorn togs i drift 1963. Den första lätt- vattenreaktorn för elkraftproduktion i Sverige var Oskarshamn 1. Oskarshamn 1 beställdes av Oskarshamnsverkets kraftgrupp AB (OKG) ijuli 1965. Reaktorn togs i drift 1974. Omfattningen av det svenska kärn- kraftprogrammet 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 tagit kärnkraftverk i bruk för produktion av elkraft eller som har för avsikt att göra det. Utbyggnadstakten för kärn- kraft har under senare år mattats något bl.a. beroende på att öknings- takten i efterfrågan på elektrisk kraft mattats av. Även prognoserna för den framtida utbyggnaden av kärnkraften har modifierats av denna an- ledning.

3.2. Hur fungerar kärnreaktorer

Grundprinciper

Kärnkraftverk är — liksom kol- och oljeeldade kraftverk — värmekraft— anläggningar där värme omvandlas till elektricitet. De består av ett ång- genererande system och en turbinanläggning med tillhörande elektro- teknisk utrustning. Arbetsmediet är vatten som cirkulerar i form av ånga från det ånggenererande systemet till turbinanläggningen där en del av dess energi omvandlas till rörelseenergi och därefter vidare till elenergi. Ångan avkyls sedan och kondenseras till vatten som återmatas till det ånggenererande systemet. För kondenseringen krävs att energi bortförs vilket innebär att kylvattnet uppvärms.

Tryck och temperatur

Tryck betecknar kraft per ytenhet. Inom tekniken används ofta enheterna bar och psi. Psi är en förkortning av pounds per square inch. Normalt 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 måttenhets— systemet skall enheten Pascal, Pa, användas fr.o.m. 1978. Fortfarande används dock bar och psi i stor utsträckning. 1 miljon Pascal (1 MPa) = 10 bar. Sambandet mellan bar, Pascal och psi är exemplifierat i tabell 1.

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

= %- (F-32) där C är celsiusskalans avläsning och F är fahrenheitskalans. Sambandet

mellan dessa båda skalor är exemplifierat i tabell 2.

I ett kärnkraftverk alstras den primära energin genom kärnreaktioner — klyvningar —i uranbränsle i reaktorn, se faktaruta 1.1, kapitel 1. I ett fos- sileldat kraftverk frigörs kemisk energi genom förbränningsprocesser i organiskt bränsle i en ångpanna. Reaktorns härd motsvarar ångpannans eldstad. I båda fallen uppträder den primära energin som värme. 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 energiutvecklingen i kärnreaktorn inte helt kan stängas av genom yttre åtgärder. Detta fenomen kallas resteffekt. Resteffekten alstras av den energi som de radioaktiva klyvningsprodukterna avger i form av strålning.

I avstängningsögonblicket uppgår resteffekten till ca 5—7 procent av effektutvecklingen vid fulleffektdrift. Den avtar dock snabbt och är efter ett dygn endast ca 5 promille av effekten vid fulleffektdrift.

Det finns två typer av lättvattenreaktorer: kokarreaktorer och tryckvat— tenreaktorer. I kokarreaktorn genereras ånga direkt i härden genom att kylvattnet uppvärms till kokningl tryckvattenreaktorn alstras ångan i värmeväxlare där reaktorkylvattnet värmer upp vattnet i en yttre krets, sekundärkretsen, till kokning. I båda fallen har ångan ungefär 2850C temperatur och 7 MPa (70 bar) tryck, vilket innebär att likadana turbiner kan användas.

_

3 :1 Tabell 1 Tabell 2 bar psi MPa ()C ”P 1 1 4, 5 0, 1 0 32 5 72,5 0,5 100 212 10 1 45 1 200 392 25 363 2, 5 300 572 50 725 5 400 752 70 1 015 7 500 932 100 1450 10 1000 1832 120 1 740 1 2 1500 2732 140 2030 14 2000 3632 160 2320 1 6 2500 4532 180 261 0 1 8 200 2900 20

Vattnets ångtryckskurva 3:2

När det gäller beskrivningar av värmetekniska förlopp, t.ex. i kärnkraft- verk, är uppträdandet hos vatten och vattenånga vid olika tryck och :em- peraturer av central betydelse. Termen mdttnadstemperafur används ofta och anger den temperatur vid vilken vatten går över till ånga vid givet tryck. Detta tryck kallas nitittnadstn/cket för en given temperatur. För vat— ten är exempelvis mättnadstemperaturen vid atmosfärstryck 1000C och omvänt är mättnadstrycket vid 1000C ca 1 bar. Vid 70 bar är mättnadstem— peraturen 286OC. Genom att rita in sådana punkter i ett diagram med tryck- och vattentemperaturaxlar fås ångtryckskurvan för vatten (se ne- danstående figur). När vattnet har tryck och temperatur enligt kurvan i figuren kallas vattnet mättat. Om vattnet vid ett givet tryck har lägre temperatur än mättnadskurvan kallas det underkylt. Om vid ett givet tryck vattnets temperatur höjs över mättnadstemperaturen för detta tryck börjar vattnet koka. Omvänt så kommer också vattnet att koka om trycket vid en given temperatur underskrider mättnadstrycket. Typiska drifttryck och drifttemperaturer för PWR och BWR har inlagts i figuren. För PWR är inlagt drifttrycket155 bar och in- och utloppstempe- raturerna 290 och 3250C. För BWR är motsvarande värden 70 bar samt 275 resp 2850C.

Tryck (MPa) Arbetsområde PWR

| Icke kokning | I

10 l Arbetsområde BWR

100 200 300 400 Temp (OC) _

Kokarreaktorns uppbyggnad framgår av figur 1.1, kapitel 1. Det ånggene- rerande systemet består väsentligen av reaktortanken (reaktorkärlet) och utrustning innanför tankenl 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 värmeöverföringen i härden pumpas reaktorvattnet runt i ett antal huvudcirkulationskretsar. Ång- och värmeutvecklingen i härden kan ändras med styrstavar, som reglerar klyvningshastigheten, och genom reglering av varvtalet hos huvudcirku- lationspumparna. Hur en tryckvattenreaktor är uppbyggd visas schematiskt i figur 1.2, kapitel 1. Reaktortanken är fylld med vatten under så högt tryck att det 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 ånggenera- torernas sekundärsida. Värmeutvecklingen i härden regleras med styr— stavar eller genom ändring av halten bor i reaktorvattnet. Bor — ett neutronabsorberande ämne — påverkar klyvningshastigheten. Tvåkretssystemet i tryckvattenreaktorn medför att reaktorns drifttryck blir högre än i kokarreaktorn. I praktiken är reaktortrycket ungefär 15 MPa i tryckvattenreaktorer och 7 MPa i kokarreaktorer. De båda reaktor- typernas arbetsområden vad gäller tryck och temperatur visas i fakta- ruta 3.2.

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

Bränsle

Bränslet består av små cylindrar (kutsar) av urandioxid som är ett kera— miskt material med hög smältpunkt. Kutsarna är staplade på varandra i långa kapslingsrör av en zirkonium-legering, som har hög hållfasthet och korrosionsbeständighet. Bränslestavarna är sammansatta i knippen till bränsleelement (faktaruta 3.3, se även figur 1.3 och 1.4 i kapitel 1).

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

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

Spridar- hållarstav

Bränslebox

Bottenplatta

Figur 3.2 B rtinsleelemen t för en kokarreaktor.

Kämbränsle 3:3

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

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

Sedan kutsarna slipats till exakt diameter stoppas de in i ca 4 m långa rör av en zirkoniumlegering, zirkaloy. Rören med kutsarna kallas bränsle- stavar. Zirkaloy har använts som kapslingsmaterial för bränsle i lätt- 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 ingår dessutom något nickel. En bränslestav för BWR innehåller ca 3 kg urandioxid mot ca 2 kg för PWR. Bränslestavarna sammanhålls med hjälp av konstruktionselement i knip— pen med kvadratisk tvärsnittsform, bränslestavknippen. I BWR omges dessutom bränslestavknippena av kvadratiska höljerör, bränsleboxar, för att förhindra tvärströmning av reaktorvatten i härden. En bränslebox och ett stavknippe för en kokarreaktor visar i fig. 3.2. 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. Reak- tortankar med bränslehärd för BWR respektive PWR visas i fig. 3.3.

Tar omhand de sista fuktresterna hos ångan.

Ångseparator

Iångseparatorerna befrias ångan från vatten.

Utlopp för ånga Det finns fyra eller fler utlopp. Över 1000 kg ånga per sekund lämnar reaktorn. Ångans temperatur är ca 280”C.

lnlopp för matarvatten Varje sekund strömmar det in lika mycket vatten i reaktorn som det strömmar ut ånga till turbinen.

Reaktortank Tanken är ca 20 m hög och 6 rn bred. Tankväggen är ca 13 cm tjock.

Bränsleelement len kokvattenreaktor kan det finnas 400— 600 bränsleelement.

Styrstav ' ”i . len kokvattenreaktor kan det finnas 100- 150 styrstavar.

Huvudcirkulationspu mp Vatten tas från den sk fallspalten och pumpas in i reaktorns botten igen. Reaktorns effekt regleras med hjälp av dessa pumpar).

Tryckvattenreaktorn (PWR)

Reaktortank Tanken ärca 11 rn hög och 5 m bred. Tankväggen är ca 20 cm tjock.

Utlopp för kylvatten

Det kan finnas 4 utlopp för kylvatten. Temperaturen hos det kylvatten som lämnar tanken är ca 3200C.

Styrstav

len tryckvattenreaktor finns det ca 50 styrstavar. (Reaktorn regleras genom ändringar i vattenkemin).

lnlopp för kylvatten Bränsleelement x ,

I en tryckvattenreaktor finns det ca 160 bränsleelement.

Figur 3.3 Reaktortank för kokarreaktor och tryckvattenreaktor.

Riskerna med kärnkraft är framför allt förknippade med de skador som 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 kapitel behandlas först översiktligt de hälsorisker som är förknip- pade med joniserande strålning. Därefter redovisas innehållet av radio- aktiva ämnen i härden i en stor lättvattenreaktor. Vidare redovisas över- siktligt de utsläpp som sker vid normal drift. Därefter behandlas de grundläggande principerna för säkerhetsarbetet, varefter följer en fyllig teknisk beskrivning av de tekniska säkerhetssystemens uppbyggnad och funktion. Avslutningsvis beskrivs 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- strålning finns den i form av radioaktiva ämnen inom kroppen. Gamma- strålningens stora genomträngningsförmåga gör att den har större bety— delse som extern strålkälla än vad alfa- och betastrålning har. De två sist- nämnda har betydelse vid intern bestrålning eftersom den strålenergi de avger stannar koncentrerat i den vävnad där det radioaktiva ämnet befinner sig.

Cancerrisker

Man vet att joniserande strålning kan ge upphov till cancer. De cancerty- per det framför allt är fråga om är leukemi, sköldkörtelcancer, lungcan- cer, skelettcancer och bröstkörtelcancer.

Den tid som förflyter från det man utsätts för cancerframkallande påver- kan till den tidpunkt då cancersjukdomen uppträder kallas latenstid. Denna är hos människan flera är, 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 indi- vider får cancer någon gång. Om dosen fördubblas kan man vänta sig dubbelt så många cancerfall.

Stråldoser 4:1

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

Olika typer av joniserande strålning, tex gammastrålning och neutroner (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 joni- serande strålning detär 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 425). Så stora helkroppsdoser kan uppträda ba- ra vid olyckor och kärnvapenkrig.

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

Den internationella strålskyddskommittén (ICRP) och FN:s vetenskapli- ga strålningskommitté (UNSCEAR) har sammanställt siffror från olika 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 varie- rar mycket mellan olika cancertyper. Svårigheten att bedöma risken att få cancer då man utsätts för låga stråldoser behandlas i faktaruta 4:2. Can— cerrisken för människor har kunnat bestämmas genom direkta iakttagel— ser bara vid förhållandevis höga stråldoser. Ett exempel är erfarenheter från de överlevande efter bombningarna i Hiroshima och Nagasaki (faktaruta 413).

Vid riskbedömningar räknar vi i detta betänkande med ett s.k. linjart samband mellan stråldos och cancerrisk även vid låga stråldoser (se vidare faktaruta 414).

De risksiffror man anger är ett medelvärde för samtliga cancertyper hos e. större grupp människor med normal ålders— och könsfördelning. Man måste dock vara medveten om att risksiffrorna varierar med olika cancer— typer. För en del cancertyper förekommer också en viss variation beroen- de på individens ålder och kön. För t.ex. leukemi är risken för vuxna 2 på 100.000 per rem, för barn 5 på 100.000 per rem och för foster 25 på 100.000 per rem. Det genomsnittliga riskvärdet i en befolkning med normal åldersfördelning blir 2,5 på 100.000 per rem.

Vid riskberäkningar använder man ofta begreppet kollektivdos. Kollektiv— dosen är lika med den genomsnittliga stråldosen gånger antalet männi- skor. Om t.ex. den genomsnittliga stråldosen är 1 rem och antalet under— sökta människor 5.000 är kollektivdosen 5.000 manrem. Kollektivdosbe— greppet är framför allt användbart vid linjärt samband mellan dos och risk.

Svårigheter att fastställa cancerrisk vid små doser 4:2

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

I Sverige insjuknar drygt 30000 personer i cancer varje år. Det är omkring 36 fall per 10000 innevånare. I en befolkningsgrupp på 5000 personer kan man alltså normalt förvänta sig omkring 18 cancerfall per år. Om dessa 5000 personer utsätts för 1 rem joniserande strålning per år, tex i arbetet, beräknar man att man kan vänta sig något eller några extra fall av cancer. Det tillskottet går inte att upptäcka till följd av de slumpmässiga variatio— nerna kring det förväntade värdet 18 fall per år. Variationer uppåt eller nedåt på, i detta exempel, ca 3—6 fall om året är nämligen vad man måste vänta sig.

Om den genomsnittliga stråldosen till var och en i Sveriges befolkning ökade med 1 millirem per år kan man vänta sig att några fler personer — troligen ett par tre stycken per år — så småningom insjunknar i cancer. Mot bakgrund av den slumpmässiga variationen på 150—200 fall per år bland åtta miljoner personer skulle en sådan ökning inte kunna iakttas.

I samtliga fall har vi räknat med doser utöver den normala bakgrunds- strålningen.

Ärftliga skador

Om den joniserande strålningen förorsakar skador på arvsmassan i köns— 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 grundar sig på djurförsök och på undersökningar av barn till personer som utsatts för strålning från atombomberna i japan.

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

Cancerfrekvensen bland överlevande efter 4:3 atombomberna Över Hiroshima och Nagasaki

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

Ökningen av antalet leukemifall börjar märkas ett par tre år efter bestrål- ningen. Den ökade risken kvarstår i ett antal år. Sedan avtar den för att bli ungefär normal igen efter 20—25 år. För andra cancerformer med längre latenstid har man inte kunnat avgöra om risken minskar med tiden.

För den undersökta gruppen 20000 japaner som hade fått mer än 10 rem 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 period 1075 jämfört med väntade 918. Mellanskillnaden, 157 fall, kan ha orsakats av strålningen. Det finns inga säkra tecken på att den årliga cancerrisken ännu skulle ha börjat avta inom denna grupp. Medel— åldern i gruppen börjar emellertid bli hög. Det verkar därför osannolikt att det totala överskottet kan bli mer än 250 cancerfall även om den årliga risken för de bestrålade aldrig sjunker.

Det s.k. linjära sambandet vid låga doser

Som vid tidigare sagt bedöms risken att dö i cancer som 1—2 på 10.000 för en dos på en rem. När det gäller relativt höga stråldoser har man verkligen kunnat iaktta en ökad fö— rekomst av cancer av den storleksordning- en. Därifrån är steget långt till att uppskatta hur många cancerfall man kan vänta sig ef- ter en dos på bara någon millirem per år ut- över den naturliga bakgrundsstrålningen (cirka 100 millirem per år). Som framgår av faktaruta 4:2 kan man inte belägga så små ökningar av cancerrisken ur statistiken.

Vid höga stråldoser ökar risken att få cancer rätlinjigt med stråldosens styrka. Hittills har man antagit att detta s.k. linjära samband råder även vid låga stråldoser. Man drar ut (extrapolerar) kurvan rätlinjigt ner mot mycket låga värden på stråldosen. I figurA visas det linjära sambandet ner till lägsta bakgrundsdos. (Stråldosen är aldrig lika med noll eftersom det överallt finns en viss naturlig bakgrundsstrålning).

Numera anser en stor del forskare att kur— van för sambandet mellan dos-risk (dos-re- sponskurvan) är konkav vid låga stråldoser. Risken att få cancer skulle alltså vara något lägre än vad den rätlinjigt extrapolerade kurvan visar, men framför allt innebär ett li- tet dostillskott ett lägre risktillskott. (Figur B) Några forskare anser att risken är stegrad vid låga doser. I stället för en rät linje skulle dos—responskurvan vara konvex. Då ger ett litet dostillskott ett större risktillskott. (Figur C)

Det föreligger alltså fortfarande vissa osä- kerheter i bedömningen av effekter vid låga doser.

Sannolikheten 434 att få cancer

AR( ___________

AR(

Stråldos

V V Do AD AD

Figur/l. Det linjära sambandet mellan stråldos och sannolikheten (risken) att få cancer. Risken ökar rätlinjigt från mycketllåga strål- doser till de observerande värdena vid höga stråldoser. Okningen av sannolikheten vid ett givet dostillskott är alltid densamma.

Do = Bakgrundsstrålningens nivå AD = Dostillskott AR = Risktillskott

Sannolikheten att få cancer

Sträldos

figur B. Sannolikheten att få cancer vid låga. stråldoser är lägre än vid linjärt samband. Kurvan är konkav. Okningen av sanno- likheten vid ett litet dostillskott är liten.

Sannolikheten att få cancer

Stråldos

Do AD

Figur C. Sannolikheten att få cancer vid lågalstråldoser är högre än vid linjärt samband. Kurvan är konvex. Okningen av sanno— likheten vid eft litet dostillskott är stor.

Fosterskador

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

Akuta strålskador

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

Om stråldosen överstiger 500 rad har man inte stora möjligheter att över- leva. Vid doser mellan 500 och 2000 rad är det framför allt skador på matsmältningsorganen som leder till döden. Delar av tarmvävnaden förstörs och kroppen kan inte ta upp vätska och näring. Vid doser över 1000 rad leder skadorna till döden inom tre till fjorton dygn. Om strål- dosen är mycket hög — större än 2000 rad — skadas det centrala nervsyste- met. Stråldoser över 5000 rad leder med visshet till dessa skador. Döden inträffar i så fall inom ett dygn.

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

Om strålningen bara träffar delar av kroppen blir skadorna annorlunda. Vid bestrålning av huden med doser från 300 till 1 000 rad uppstår allt- 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 upp en stråldos på flera bestrålningstillfällen blir skadorna mindre än om personen i fråga utsätts för samma dos på en enda gång. Fördelas dosen över tio dygn krävs exempelvis dubbelt så stor samman- lagd stråldos som vid ett bestrålningstillfälle för att åstadkomma samma skada. Fördelas bestrålningen över flera månader, behövs ca tre gånger så stor sammanlagd dos. Det beror på att kroppen hinner nybilda en del celler och ersätta de skadade mellan varje bestrålningstillfälle. Trots det kan skador kvarstå som inte syns utåt. Det betyder att ett antal förhållan-

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

3/80 skada skada mag-tarmkanalen

50

len

0 Overlevnadstid 500 1 000 1 500 rad dygn i Sanno- Sannolik j Sannolik 50 lik över- död till | tidig död levnad följd av | till följd benmärgs- | av skada skada | På mag- | tarmkana- | | I

O 500 1 000 1 500 rad

Övre diagrammet: Risken för skada och död efter akut lielkrojrpsbesträlning med olika stråldoser. __ Undre diagrammet: Overlevnadstid efter akut helkroppsliesträlnin g.

4.2. Reaktorhärdens innehåll av radioaktiva ämnen

Reaktorhärden är den del av reaktorn som innehåller den största mäng— den radioaktiva ämnen. Övriga delar av kärnkraftverket, t.ex. 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. I—lur 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 klyvningsprodukterna 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 energi- mängder och följaktligen innehåller olika mängder klyvningsprodukter.

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

4.3. Radioaktiva utsläpp vid normaldrift

Bränslestavarna i reaktorhärden skall i princip vara fullständigt täta. Under normal drift går det ändå inte att helt undvika mindre läckage. Det som främst läcker ut är gasformiga ämnen, såsom isotoper av ädelgaser- na xenon och krypton, isotoper av jod i ångform samt tritium, en radio— aktiv väteisotop. Därför innehåller det kylvatten som passerar genom reaktorhärden vissa radioaktiva föroreningar. En del av dem bildas också genom den intensiva bestrålning kylvattnet utsätts för i reaktorn.

De gasformiga föroreningarna i reaktorvattnet avskiljes i olika filter. Radioaktiviteten i de avskiljda ämnena får sedan avklinga i en s.k. för- dröjningskammare. De fortfarande något radioaktiva gaserna släpps sedan ut genom anläggningens skorsten. Små mängder radioaktiva 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 Halverings— Isotop— kemiskt (millioner tid grupper tillstånd Isotoper Ci) (dagar) Ädelgaser Grund- Krypton-85 0,56 3.950 tillstånd Krypton-85m 24 0,183 Krypton—87 47 0,0528 Krypton—88 68 0,1 17 Xenon—133 170 5,28 Xenon-135 34 0,384 Halogener jod Jod-131 85 8,05 metyljodid Jod-132 120 0,0958 jodider Jod—133 170 0,875 jodater Jod—134 190 0,0366 Jod—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 Tellur—129m 5,3 34 Tellur-131m 13 1,25 Tellur-132 120 3,25 Antimon-127 6,1 3,88 Antimon-129 33 0,179 Jordalkali— oxider Strontium-89 94 52,1 metaller Strontium-90 3, 7 11.030 Strontium—91 110 0,403 Barium-140 160 12,8 Metaller grund— Kobolt-58 0, 78 71,0 tillstånd Kobolt-60 0,29 1.920 oxider Molybden—99 160 2,8 hydroxider Teknetium-99m 140 0,25 molybdater Rutenium-103 110 39,5 perteknater Rutenium-105 72 0, 185 Rutenium-106 25 366 Rhodium-105 49 1,50 Källa: NOU 1978z35

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 reak- torn, dels för jordens befolkning i stort och på lång sikt.

Tabell 4.2 ger en sammanställning av utsläppsgränser och utsläpp under 1976 vid Ringhals 1 och Ringhals 2.

4.4. Säkerhetsfilosofi

De radioaktiva ämnena i reaktorhärden hindras normalt att komma uti omgivningen av ett antal barriärer: bränslets egen kristallstruktur, kaps- lingen, det tryckbärande primärsystemet och den gastäta inneslutning- en. Målet för reaktorsäkerheten är att bevara dessa barriärer även vid onormala händelser. Det sker genom tillämpning av en konstruktions— princip som präglats av amerikanska säkerhetsmyndigheter och som kal—

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

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

Utsläpps- Högsta mätta U tsla'pps— Högsta mätta gränser utsläppshas— gränser utsläppshas— tighet 1976 tighet 1976 Utsläpp till luft: Ädelgaser (mCi/sek) 100 5 l” 1 0,02 ” Halogener (mCi/ sek) 0,001 0,0000074 *” 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: Alfa—aktivitet (Ci/år) 50 0,0 50 0,0 Beta-aktivitet (Ci/år) 100 7,8 100 4,5 Tritium (Ci/år) 10.000 22,5 10.000 275,5

&) Registrering och värdering av utsläpp, ingen utsläppsgräns. bl Utsläppshastigheten varierar under året. Genomsnittsutsläppet för hela året ligger en

faktor 10 lägre. ” Utsläpp från fördröjningstankarna sker diskontinuerligt. Mellan dessa utsläpp är utsläp— pet via ventilationsluften negligerbart.

Källa: Strålskyddsinstitutet

las principen om 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 gränsvärden för materialegenskaper, att systematiskt försäkra sig om hög kvalitet hos material och komponen- ter. Vid fel i säkerhetsanknutna komponenter och system skall konstruk- tionen vara så utförd att felet inte leder till ett okontrollerbart tillstånd.

Den andra nivån utgår från att tillbud och störningar kan inträffa trots om- sorgsfull konstruktion och driftövervakning. Därför skall säkerhets- system finnas som förhindrar skador vid sådana tillbud. Systemen skall vara så utförda att ett fel i en komponent inte får innebära att sytemets funktion äventyras. Detta så kallade enkelfelskriterium leder till krav på redundans (övertalighet), d.v.s. viktiga systern måste minst dubbleras.

Som exempel på erforderliga säkerhetssystem kan nämnas:

. Snabbstoppsystem, som utlöses via redundanta och oberoende vill- korskedjor och mätgivare.

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

0 Hjälpkraftsystem, bestående av två eller flera spänningsmatnings- system som är oberoende av yttre nät och uppdelade på redundanta delsystem.

Vid konstruktion av säkerhetssystem söker man 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 systematiska fel. Som exempel på tillämpning av diversifieringsprincipen kan nämnas:

. Reaktoravställning kan ske dels med styrstavar dels genom insprut- ning av borvatten i reaktorn. Aven styrstavarna kan införas med redundanta och diversifierade systern, t.ex. dels med ett hydrauliskt system (snabbstopp), dels genom elmotordriven inskruvning. . 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).

. Nödkylsystemen i en tryckvattenreaktor består dels av gasdrivna ackumulatorsystem, dels av pumpdrivna högtrycks- och lågtrycks- system.

. Tryckavsäkringsventilema styrs dels elektriskt, dels med tryckluft. Detta gäller även inneslutningens skalventiler, där de inre ventilerna i allmänhet är utförda som backventiler.

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

Sammanfattningsvis innebär djupförsvarsprincipen att säkerhetsarbetet inriktas på att

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

. motverka haverier genom redundanta och diversifierade säkerhets- systern,

. lindra verkningarna av haverier genom dimensionering för att mini- mera utsläpp även vid mycket osannolika händelser.

4.5 Säkerhetskrav

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

En utförlig redovisning av amerikansk och svensk lagstiftning på reaktor— säkerhetsområdet återfinns i appendix 2.

Amerikanska säkerhetsbestämmelser

Säkerhetsbestämmelserna omfattar bl.a. konstruktionskriterier och driftföreskrifter.

Konstruktionskriterierna är dels allmänna och grundläggande, dels spe- ciella som uttrycker de grundläggande kraven på ett mera detaljerat sätt. De allmänna kraven gör inte någon skillnad på kokarreaktorer och tryck- vattenreaktorer. De återspeglar djupförsvarsprincipens tre nivåer:

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

2. Reaktorn skall ha både ett kontrollsystem och ett skyddssystem för reglering och avställning. Reaktorn—skall ha särskilda säkerhetssystem för kylning av reaktorn och för kylning och rening av inneslutningen. Varje säkerhetssystem skall utformas så att den avsedda systemfunk— tionen 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 utsläpp av radioaktiva ämnen till omgivningen i händel- se av ett haveri. Det största haveri för vilket reaktorns nödkylsystem och inneslutning konstrueras skall antas vara ett fullständigt brott i det grövsta rör som ingår i primärsystemet.

Dri/tföreskrifterna gäller bland annat tillåtna belastningar i bränsle och tryckbärande system, villkor för funktionsberedskap hos viss säkerhets— relaterad utrustning, provning och inspektion av komponenter och system, procedurer som skall följas vid normal drift, driftstörningar och underhållsarbeten samt behörighetsprövning av reaktoroperatörer.

Svenska säkerhetsbestämmelser

Sverige har i stor utsträckning tillämpat de amerikanska konstruktions- kriterierna med vissa tillägg och skärpningar. Av specifikt svenska säker- hetskrav kan nämnas den så kallade 30—minuters regeln. Denna regel som uppställdes redan under arbetet med Ågesta-reaktorn innebär att 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 regel har tillkommit för att ge operatörerna tid att överblicka situa- tionen och därefter kunna vidtaga nödvändiga åtgärder. 30-minuters regeln och dess tillämpning beskrivs utförligt i avsnitt 8.3.

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

För de svenska kokarreaktorerna gäller från och med Forsmark 1 att en uppdelning av vissa säkerhetssystem gjorts i fyra delsystem förlagda i separata så kallade stråk och i allmänhet i skilda brandceller. Om två av delsystemen är tillräckliga för den avsedda säkerhetsfunktionen gäller att

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

Skydd av reaktoranläggningar mot sabotage och terroraktioner har under senare år ägnats stor uppmärksamhet i Sverige och utomlands. Anvis- ningar för hur sådant skydd skall utformas har fastställts av statens kärn— kraftinspektion under 1979.

Ansvarsförhållanden

Verksamheten vid kämenergianläggningar regleras genom lagar. ISveri- ge krävs tillstånd av regeringen för uppförande och drift av kärnenergi- anläggningar. Tillståndsinnehavaren har det primära ansvaret för anläggningens säkerhet. Statens kärnkraftinspektion är tillsynsmyndig- het och svarar för utformning av erforderliga säkerhetsbestämmelser och att dessa följs. Strålskyddsföreskrifter fastställs av statens strålskydds- institut som även tillser att föreskrifterna efterlevs.

Tillståndsprövning

Innan en ansökan om tillstånd enligt atomenergilagen för uppförande och drift av ett kärnkraftverk inges måste sökanden erhålla tillstånd till lokalisering av kärnkraftverket enligt byggnads- och miljöskyddslagen. Prövning av tillstånd enligt atomenergilagen inleds med en ansökan till kärnkraftinspektionen, vari ingår en beskrivning av förläggningsplatsen och av anläggningen och dess påverkan på omgivningen.Med yttrande från remissinstanser överlämnar kärnkraftinspektionen ärendet till rege- ringen med eget yttrande som i fall av tillstyrkan innehåller förslag till villkor för tillståndet.

Regeringen lämnar koncession och fastlägger de villkor som kämkraft— inspektionen och remissinstanserna ställt upp. Kärnkraftinspektionen lämnar efter ytterligare granskning av anläggningens säkerhet med— givande om uppförande varefter byggandet kan påbörjas. Under upp- förandeskedet kontrollerar kärnkraftinspektionen utförandet mot gällande säkerhetskrav. Om kraven uppfylls godkänner inspektionen anläggningens slutliga utförande. Efter hand som anläggningen färdigställs provas komponenter och sys- tem dels med kalla system, dels upp till fullt tryck och temperatur. Innan bränsle får tillföras reaktorn krävs regeringens tillstånd enligt villkorsla- gen. Om sådant tillstånd erhållits har anläggningsinnehavaren att ansöka hos kärnkraftinspektionen om tillstånd för tillförsel av bränsle och nukleär provdrift. Den nukleära provdriften genomförs etappvis och resultaten av varje etapp redovisas till kärnkraftinspektionen för granskning innan tillstånd för påföljande etapp kan erhållas. När fastställda prov genomförts till-

fredsställande lämnas myndighetens tillstånd för rutinmässig drift och fastställer de villkor och föreskrifter som skall gälla. Däri ingår regelbun— den rapportering av driften till kärnkraftinspektionen och strålskydds- institutet inklusive rapportering av onormala händelser av säkerhetsmäs- sig betydelse. Tillståndsprövningen behandlas utförligt i appendix 2.

Återkommande säkerhetsgranskning

Drifterfarenheter och forskningsresultat kan leda till förändrade säker— hetskrav och säkerhetshöjande åtgärder. Säkerhetsgranskningen av kärnkraftverken är en kontinuerlig process från tillsynsmyndighetemas och anläggningsägamas sida.

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

Vid nedblåsning efter rörbrott innanför reaktorinneslutningen uppstår höga dynamiska laster. Utförda försök har visat att dessa laster kan vara större än vad som förutsatts vid dimensioneringen av inneslutningarna i de svenska kokarreaktorerna. Förstärkningsarbeten på de interna delar- na i inneslutningen har därför utförts i samtliga kokarreaktorer.

1 Oskarshamn 2, Ringhals 1 och Barsebäck 1 ändrades 1974 härdstrilen i reaktorernas nödkylsystem, så att det totala antalet strildysor blev unge- fär fyra gånger det ursprungliga. Modifieringen genomfördes därför att experiment hade visat på behovet av en bättre fördelning av kylvattnet över härden vid nödkylning.

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

4.6 Säkerhetssystemens uppbyggnad och funktion

Säkerhetssystemen hos kärnreaktorerna är av två typer: passiva och aktiva. Passiva system är sådana som fungerar utan att de på något sätt behöver anropas eller på annat sätt aktiveras. De aktiva säkerhetssyste- men måste erhålla signaler utifrån för att träda i funktion. Till de passiva säkerhetssystemen räknas t.ex. bränslekapsling och reaktorinneslutning—

en. Aktiva säkerhetssystem är t.ex. snabbstoppsfunktionen och nödkyl— ningen. Säkerhetssystemen brukar, beroende på sin funktion, indelas i haveri- förebyggande, haveribekämpande och konsekvenslindrande system.

Kokarreaktoremas säkerhetssystem

Bränslet och dess kapsling är den första barriären mot radioaktiva

_

Reaktorinneslutningar

Reaktorinneslutningen har en viktig skadebegränsande funktion vid ett eventuellt reaktorhaveri. Den skall förhindra omfattande läckage av radioaktiva ämnen till omgivningen. Reaktorinneslutningen är en tryck- bärande och gastät byggnad. Den är dimensionerad för tryck upp till omkring fem gånger det vanliga lufttrycket. Inneslutningen i en kokarreaktor (BWR) omfattar bara reaktorn och hu- vudcirkulationskretsarna. Den ånga som frigörs vid ett rörbrott leds

Reaktorinneslutning hos BWR (kokarreaktor)

Reaktorinne- slutningens betongvägg

Drywell

Ingjuten stålkonstruk- tion

Wetwell

Reaktorbyggnad

Kondensations— bassäng

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

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

lnneslutningen för kokarreaktorer baseras på principen om tryckdämp- ning med hjälp av en kondensationsbassäng (se faktaruta 4.6).

60m

4:6

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

Reaktorinneslutningen i en tryckvattenreaktor (PWR) omfattar hela pri— märsystemet, d.v.s. reaktorn, cirkulationskretsar och ånggeneratorer. Denna inneslutning är fylld med luft.

Reaktorinneslutning hos PWR (tryckvattenreaktor)

Reaktor- inneslutning

Ånggeneratorer

Inneslutningen dimensioneras för att kunna motstå den tryckstegring som uppstår vid fullständigt brott på den grövsta rörledningen i primär— systemet. Ledningar för ånga och matarvatten, som går igenom inneslut- ningen, är försedda med dubbla snabbstängande ventiler, så kallade skalventiler.

Även vissa driftegenskaper kan sägas utgöra en form av passivt säker- hetssystem. Lättvattenreaktorer har den egenskapen att själva sträva efter att minska effekten vid effektökning. Effektökning leder nämligen till höjning av bränsletemperaturen och minskning av kylmediets täthet. Därmed minskar mängden termiska (långsamma) neutroner, vilket med- för att kärnklyvningen och därmed energiutvecklingen i bränslet mins— kar. Denna egenskap är av stor vikt för reaktorns stabila drift.

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

För att snabbt stänga av reaktorn och hålla den avstängd används styr- stavar, som i kokarreaktorer sätts in i härden underifrån (se figur 3.3, ka— pitel 3). Den verksamma delen består av korsformade stålplattor, inne— hållande neutronabsorberande material, som förs in mellan fyra angrän- sande bränslepatroner. l Forsmark 1 finns 161 styrstavar.

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

Reaktoravstängning initieras automatiskt via mätgivare och villkors- kretsar.

Viss värmeproduktion fortsätter i bränslet sedan klyvningsprocesserna stoppats genom att styrstavarna förts in i reaktorn. Denna så kallade rest- effekt härrör från fissionsprodukternas sönderfall. Resteffekten uppgår någon minut efter det att styrstavarna förts in till cirka 5% av den ur- sprungliga reaktoreffekten. Den avtar med tiden men kräver fortlöpande kylning för att bränslet inte skall överhettas. Tabell 5.1 i kapitel 5 ger mer i detalj resteffektens beroende av tiden.

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

Om trycket i reaktorn blir för högt öppnas automatiskt avblåsningsventi— ler på ångledningarna och angan leds via särskilda rör till inneslutning- ens kondensationsbassäng. Ökar trycket ytterligare öppnas säkerhets— ventiler. Dessa har också till uppgift att vid vissa haverier snabbt sänka reaktortrycket.

Huvudventilerna kan öppnas med hjälp av styrventiler på elektrisk väg eller genom tryckaktivering. Avblåsningsventilerna återstänger automa- tiskt n'ar reaktortrycket sjunkit under ett visst värde. Samtliga ventiler kan tvångsstängas genom manuell manöver från kontrollrummet.

Vid normal drift räder balans mellan mängden avledd ånga och tillfört matarvatten. Om balansen rubbas kan vattennivån i reaktortanken sjun- ka. I denna situation kopplas spädmatningen in. Spädmatningen har till uppgift att upprätthålla vattennivån så att reaktorhärden kan kylas till— fredsställande.

Vid stora rörbrott i primärsystemet räcker spädmatningen inte för att hål— la vattennivån i, reaktortanken. Därför finns ett lågtryckshärdkylsystem bestående av oberoende delsystem med vilka vatten kan tillföras reak— torn vid tryck under cirka 1.5 MPa (15 bar). Vatten tas från kondensa- tionsbassängen.

Figur 4.1 visar nödkylningssystemen i en kokarreaktor av Forsmark-typ. Varje system har fyra kretsar A—D. Kapaciteten är tillräcklig för att med enbart två kretsar i drift klara systemets funktion.

Sprinklersystem

lo r reaktor ln neslut nmgev Sprlnklersystem

för reaktorinneslutningen

Lagtrycks' Lågtrycks- nardkv!svstem härdkylsystem Hjalpmatar» Hiälpmatar—

vatte nsvstem vattensystem

Lagtrycks- Lå trycks- hardkylsvstem hägdkylsystem Hjälpmatar— Hjälpmatar— vattensystem vattensystem

Sprinklersvstem

. , Sprinklersyslem ror reaktorinneslutningen

för reaktorinneslutningen

F [ gu r 4 . l Nödkylsystemet för en kokarreaktor av Farsmark— typ.

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

Tryckvattenreaktorn

I likhet med kokarreaktorn utgör bränslet och dess kapsling den första säkerhetsbarriären i tryckvattenreaktorn. Tryckvattenreaktorns annor- lunda konstruktion i förhållande till kokarreaktorn gör att även säker- hetssystemen blir annorlunda.

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

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

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

För att minska tryckstegringen vid rörbrott i primärsystemet finns ett sprinklingssystem bestående av två oberoende kretsar, som vardera har tillräcklig kapacitet att hålla trycket under det högsta tillåtna. Sprink— lingssystemet tar vatten först från en förrådstank, sedan från en sump i botten av inneslutningskärlet. Inneslutningssprinklingen har även till uppgift att rena inneslutningsatmosfären från luftburna radioaktiva klyv- ningsprodukter.

Ånggeneratorerna är i svenska tryckvattenreaktorer av så kallad U-rörs— typ. Det innebär att det varma reaktorvattnet har sitt inlopp nära botten, passerar genomflera tusen U-formade rör och lämnar ånggeneratorn på ungefär samma nivå som inloppet. Ånga bildas i matarvattnet från turbi- nen som strömmar uppåt på utsidan av U-rören. I ånggeneratoms övre del finns ångvattenseparatorer och fuktavskiljare. En ånggenerator är 21 m hög och har en diameter av 4.5 m. Ånggeneratorerna är i de svenska

Till turbin

Ånggenerator Tryckhållningstank

Huvud- cirku— lations- Pump

Reaktorkärl '

' __ . Nödkylsystemets högtryckspumpar I'll-| Tillkretsl ' __ IH

Till krets 3

Pumpar för reaktorinne— slutningens sprinkler— system

Avblåsnings— Ackumulatortankar

Tankarna innehåller bore-

tank _ . rat vatten som under högt tryck kan tillföras primär-

- se 0 Till krets 1 : Till krets 3 __Till krets 2 - " Till k etsl _ .. : _| ——Till kretsS Till kret52

Nödkylsystemets lågtryckspumpar

Figur—1.2 Mtid/(111515temet för en tryckvattenreaktor med tre kylkretsar.

tryckvattenreaktorema av fabrikat Westinghouse belägna högre än reak- torhärden. Andra reaktorkonstruktioner, som Babcock & Wilcox har annan utformning av ånggeneratorerna. Detta kan i vissa lägen ha bety- delse för reaktorns passiva säkerhetsegenskaper (se vidare analyserna i kapitlen 5 och 8).

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

Nödkylsystemen i tryckvattenreaktorer av Westinghousetyp består av 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 pump— drivet 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 elförsörjning. De kan leverera tillräckligt med borvatten under lång tid 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 typisk tryckhållningstank innehåller elektriska värmepatroner med 1.4 MW effekt, strildysor samt avblåsnings- och säkerhetsventiler. Undre delen av tryckhållaren är fylld med vatten och den övre med ånga. Tryck- hållaren är ansluten till det s.k. varma benet på en av huvudcirkulations- kretsarna.

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

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

Om trycket i sekundärsystemet blir för högt öppnar en säkerhetsventil på huvudångledningen och blåser ut ångan i fria luften.

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.

4.7 Operatörsutbildning

Operatörsutbildningens struktur och längd påverkas av flera faktorer t.ex.:

. anläggningens status, d.v.s. om anläggningen tagits i drift eller är under uppbyggnad,

. den teoretiska och erfarenhetsmässiga bakgrunden hos den nyanställ- da personalen.

Målet för utbildningen är att operatören skall uppnå en sådan kunskaps- nivå, 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 kärn— kraftverk under uppbyggnad i stort sett av:

. grundläggande undervisning om kärnkraft; om eleven inte har tidigare kunskap inom området kan kursen utökas,

. vistelse på ett kärnkraftverk (ej det egna), där procedurer och rutiner studeras; i denna fas ingår också konventionella lektioner i klassrum,

. Simulatorträning; eleverna arbetar i grupper om tre och roterar in— bördes så att var och en får erfarenhet av arbetet som skiftingenjör, reaktor— respektive turbinoperatör,

. lektioner, där avsikten är att i detalj behandla det kärnkraftverk, där operatören kommer att arbeta,

. träning på det egna kärnkraftverket; i denna del ingår lektioner, teore— tiska prov och praktisk träning av arbetsuppgifter under kärnkraftver- kets uppstartningsfas.

Detta utbildningsprogram tillämpas också i princip för nyanställd perso- nal 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 Sverige utbildas reaktoroperatörer vid AB Kärnkraftutbildning (AKU), som gemensamt ägs av kraftbolagen.

AKU:s träningssimulator för kokarreaktorer i Studsvik togs i bruk. 1974. Operatörerna vid Barsebäck 1 var de första, som hade tillgång till denna som utbildningshjälpmedel. Det kan också nämnas att denna simulator var den första i sitt slag i Europa. Utbildningen i Sverige liknar den som 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.

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

Nuvarande utbildningsgång för svenska reaktoroperatörer är följande:

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

. grundkurs vid AKU-simulator, . fortsatt utbildning på kärnkraftverket.

Även i Sverige är tidsåtgången omkring två år, innan kontrollrumsperso— nalen tillägnat sig de kunskaper som krävs av såväl kärnkraftproducen— ten som den inspekterande myndigheten.

I Sverige sker en uppföljning och utvärdering av utbildningsresultatet inom varje kraftföretag. Vidare sker genom ett av kraftföreta gen inrättat samarbetsforum en nära samordning av utbildningsprogra mmen liksom av kraven på eleverna och utvärderingen av deras utbildningsresultat. Driftchefen är ansvarig gentemot myndigheterna för att kra ftverksperso— nalen genomgått utbildning enligt redovisade utbildningsplaner med godkänt resultat.

Det ordinarie arbetet i ett kontrollrum på ett kärnkraftverk består till stor del av övervakningsarbete, där jämförelsevis få manuella aktiviteter in- går. Detta får till följd, att de färdigheter för att ta hand om driftstörningar som övas i simulator snart faller i glömska, om inte träningsmöjligheter ges. Av driftsäkerhetsskäl och produktionsekonomiska skäl är det inte möjligt att träna driftstörningar i det egna kontrollrummet utan man är hänvisad till träningssimulatorn. Det begränsade antalet simulatorer medför, att det inte är möjligt att sända operatören till simulatorn mer än ungefär vartannat år.

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

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

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

I Sverige och en del andra länder har tillsynsmyndigheten inte tagit ställ- ning 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 operatörerna undergår emellertid även här omfattande prov, innan de tillåts att självständigt arbeta i kontrollrummet. Ökande drift- erfarenheter och ändringar i organisationen kan leda till behov av modi— fiering av nu gällande utbildnings- och träningsprogram för operatörerna i kärnkraftverk och därmed av kraven på och motiven för eventuell licensiering.

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

4.8 Drifterfarenheter och tillbud

Drifterfarenheter och tillbud vid svenska kärnkraftblock behandlas i kapitel 8. l 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 sägas vara förebud till haveriet vid TMI-2.

Browns Ferry

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

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.

I september 1977 inträffade ett missöde under den nukleära 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 1 sekundärkretsen av okänd anledning utlöste stängning av en ventil i matarvattenledningen till den ena av reaktorns två ånggeneratorer. Där- med sjönk vattennivån på ånggeneratoms sekundärsida, vilket initierade stängning av båda ångledningsventilerna och start av hjälpmatarvatten- systemet. 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 primärkretsen. Tryckhållningskärlets avblåsningsventil öppnade som beräknat men fastnade i öppet läge. Utströmning skedde kontinuerligt till avblåsningstanken och vattennivån i tryckhållaren steg. Operatören stängde då av reaktorn 1 min och 47 sek efter incidentens början.

På grund av den öppna avblåsningsventilen minskade trycket i primär— systemet snabbt. I—Iögtrycksnödkylsystemet startade automatiskt och vis— sa av inneslutningens skalventiler stängde. Avblåsningstanken överfyll— des och dess sprängbleck utlöstes varigenom cirka 40 ml vatten i form av ånga strömmade ut i inneslutningen.

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

Efter 21 min blev det klart att avblåsningsventilen stod öppen. En block— ventil stängdes då från kontrollrummet, varigenom utströmningen från primärsystemet till avblåsningstanken stoppades. Genom högtrycksnöd— kylsystemet kunde operatörerna stabilisera reaktortrycket och vattenni— vån 1 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. I—Iärdens utbränning motsvarade endast cirka 1 effektiv fulleffektdag, varför resteffekten var obetydlig i jämförelse med Three Mile Island.

Beznau

I augusti 1974 inträffade ett haveri i den schweiziska reaktorn Beznau 1, som är en 350 MW(el) tryckvattenreaktor av Westinghouse tillverkning med två turbiner. Händelsen inleddes med att en av turbinerna snabb— stängde på grund av vibrationer i lager och hölje. Normalt skulle då ånga ha letts förbi turbinen direkt till kondensorn, men på grund av fel i turbi— nens tryckregulator öppnade inte dumpventilerna. Detta ledde till att temperatur och tryck snabbt steg i primärsystemet och att nivån i tryck— hållningskärlet ökade. Vid 16 MPa (160 bar) tryck öppnade avblåsnings- ventilerna på tryckhållningskärlet, vilket medförde snabb tryckminsk- ning i primärsystemet.

Ungefär 10 sekunder efter ventilöppningen hade reaktortrycket sjunkit så långt att signal utlöstes för återstängning av ventilerna. En av ventilerna fastnade i öppet läge, vilket gjorde att reaktortrycket fortsatte att sjunka. Reaktorn snabbstoppades på signal om för lågt reaktortryck. Efter cirka 1 minut var trycket 10 MPa (100 bar). Det fortsatte att minska och vid 7 MPa (70 bar) nåddes mättnadstemperaturen för reaktorvattnet som började koka. Ångan pressade upp vatten i tryckhållningskärlet som fylldes ungefär 3 minuter efter snabbstoppet.

?. ä 3 minuter efter snabbstoppet upptäckte operatören att avblåsnings- ventilen inte återstängt och isolerade den med hjälp av en blockerings— ventil. Vattennivån i tryckhållningskärlet började då sjunka, och 11 minu- ter efter snabbstoppet utlöstes automatiskt injektion av nödkylnings- vatten på signal om för lågt tryck och låg nivå i tryckhållaren. Nödkyl— systemet fungerade normalt och åstadkom ökning av tryck och nivå i tryckhållaren till 11 MPa (110 bar) respektive 70%, då nödkylsystemets pumpar stängdes av. Därefter togs reaktorn på normalt sätt ner till kallt avställt tillstånd.

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

Tillbudet i Beznau är ett exempel på ettTMI-liknande förlopp, där två onormala händelser (utebliven öppning av dumpventilerna och utebli— ven återstängning av en avblåsningsventil) åstadkom en potentiellt farlig situation. Tack vare normal funktion hos säkerhetssystemen och korrekt handlande från operatörernas sida undveks allvarliga konsekvenser.

Kärnkraftverket Three Mile Island utanför Harrisburg, Pennsylvama, USA. Den hitre högra av de runda byggnaderna 1 mitten iir inneslutningen till den havererade reaktorn TMI- 2. (Foto Reportagebild)

Kapitlet inleds med en översiktlig teknisk beskrivning av kärnkraft- blocketThree Mile Island nr 2 (TMI-2). Därefter följer en relativt fyllig redovisning i tidsföljd för det tekniska händelseförloppet vid haveriet med kommentarer till läget vid olika tidpunkter. Därpå redovisas viktiga- re punkter i det radiologiska händelseförloppet, d.v.s. frigörandet av radioaktiva ämnen från härden, deras spridning inom och utom anlägg— ningen samt stråldoser till anställda och allmänhet. Beskrivningarna av de tekniska och radiologiska händelseförloppen avslutas med korta redo- visningar av nuvarande läge beträffande uppröjningsarbete, m.m.

Efter detta redovisas och analyseras olika typer av felfunktioner som tek- niska fel, operatörernas åtgärder, m.m. Kapitlet avslutas med en analys av frågor av typen "Vilka möjligheter fanns att förhindra härdhaveriet?” och "Vad hade hänt om haveriet fått ett allvarligare förlopp?" För utförligare beskrivningar och analyser av händelseförloppet hänvisas dels till de amerikanska rapporterna i litteraturförteckningen, dels till bilagorna.

5.1. Översiktlig beskrivning av kärnkraftblocket Three Mile Island nr 2 (TMI-2)

Allmänt

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

Kraftverket består av två tryckvattenaggregat av fabrikat Babcock & Wilcox . TMI-'I om 790 MWelektrisk effekt togs i drift i september 1974. Den är avstängd sedan haveriet i TMI—2, bl.a. därför att den har vissa hjälpsystem gemensamma med den havererade reaktorn. TMI—2 började byggas 1970. Reaktorleverantör var som nämnts Babcock & Wilcox, medan Westinghouse har levererat den elektriska utrustningen. Huvud- konstruktör för hela anläggningen var firman Burns & Roe. Licens att börja ladda aggregatet lämnades av USA:s kärnkraftinspektion, US Nuclear Regulary Commission (NRC), den 8 februari 1978. Aggregatet togs i provdrift den 28 mars 1978. På grund av olika driftstörningar under 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 TMI—2—anläggningen är konstruerad för en värmeeffekt på maximalt 2700 MW, vilket ger en elektrisk effekt på 880 MW. Reaktorn är alltså av ungefär samma storlek som de tre tryckvattenaggregaten i Ring- hals, men det tekniska utförandet är i flera avseenden annorlunda. Huvuddragen i den tekniska uppbyggnaden framgår av figur 5.1.

Det uppvärmda primärvattnet leds från reaktortanken till två ånggenera— torer av s.k. genomströmningstyp (OTSG) och tillbaka genom samman— lagt fyra huvudcirkulationspumpar. Tryckhållningstanken i primärkret- sen är försedd med en fjärrmanövrerad avblåsningsventil med en likale- des fjärrmanövrerad blockeringsventil i serie samt två säkerhetsventiler. Från dessa ventiler leder ett rör till en avblåsningstank i inneslutningen.

Vatten kan tappas ur primärsystemet via det s.k. "Let—down"-systemet. Detta är anslutet till nedre delen av ånggenerator A. Kylvatten kan tillfö— ras primärsystemet genom ett högtrycksinsprutningssystem. Detta är samtidigt ett av nödkylsystemen. Högtrycksinsprutningssystemet är an— slutet till trycksidan på samtliga fyra huvudcirkulationspumpar (se figur 5.1.). Under normal drift sker spädmatning (make—up) med hjälp av en särskild krets i högtrycksinsprutningssystemet. Dessutom kan primär- systemet om trycket är tillräckligt lågt tillföras vatten genom det andra nödkylsystemet, det s.k. lågtrycksinsprutningssystemet. Det är anslutet direkt till reaktortanken. De här nämnda systemen, deras anslutningspunkter och inbördes nivå— förhållanden, sådana de framgår av figur 5.1 är av stor betydelse för haveriförloppet. I kontrollrummet finns ett stort antal mätinstrument och reglage för alla viktigare system på såväl primär— som sekundärsidan.

Ett stort antal mätvärden och driftdata för olika delsystem övervakas vi— dare automatiskt av en dator. Denna är försedd med en larmskrivare som skriver ut larmmeddelanden om tex olika mätvärden faller utanför i för— väg inprogrammerade, normala intervall. Datorn är vidare försedd med en frågeterminal där operatörerna kan begära fram aktuella värden på den stora mängd mätdata som datorn övervakar. Larmskrivaren är lång- sam. Vid ett stort antal larm, som vid större tillbud, blir den överbelastad och halkar lätt 1—2 timmar eller mer efter, d.v.s. den skriver ut larm som inträffade mer än en timme tidigare. Hela larmlistan finns dock lagrad i datorns minne. Via frågeterminalen kan också operatörerna alltid begära fram aktuella värden. Larmen markeras också i kontrollrummet genom signallampor och genom ljudsignaler.

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

Krets B ©

Hjalprnatar- __ ' + vatten

Ånga + _

Matarvatten _. i

1.1

Till

Det verkliga siorleksför— ha|!andet mellan primärsystem och reaktorinneslutning.

1. Reaktorkärl med reaktorhärd 2. Ånggenerator

3. Huvudcirkulationspump

4. Tryckhållningstank 5. Avblåsningsventil

huvud— cirku- lations- pump l

"Nu-©

-7 h_—

Figur 5.1 Principskiss av kärnkraftblocket Three Mile Island nr 2 (TMI—2)

6. Blockeringsventil 7. Säkerhetsventil 8. Avblåsningstank

9. Sprinklersystem för reaktor- inneslutningen

10. Turbin

11. Generator 12. Kondensor

13. Reningssvstem för matarvattnet

14. Högtrycksinsprutnings- systemet kl. "Make up”)

15. "Let down"-systemet

16. Reningssystem för vattnet i reaktorns primärsystem

17. Kyltorn

5.2. Det tekniska händelseförloppet

Före haveriet

Natten till den 28 mars 1979 drevs TMI—2 vid 97% av full effekt. Den ame- rikanska kärnkraftinspektionen (NRC) har i sin 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 trasiga.

Sedan föregående dag (den 27 mars) hade man vissa problem med det system som renar matarvattnet från turbinkondensorn till ånggenerato- rernas sekundärsida (se figur 5.1). Det senare är en driftstörning av en typ som är utan förutsedd betydelse för säkerheten, även om den i detta fall råkade ge upphov till den utlösande händelsen. Denna inträffade kl. 04.00 på morgonen den 28 mars. I kontrollrummet fanns då två opera— törer och en förman medan skiftingenjören befann sig ute i anlägg- ningen.

De första 15 minuterna

Tid 0 Under arbetet på reningssystemet för matarvattnet i (04.00:36) sekundärkretsen kommer vatten genom ett missöde in i ett tryckluftsystem. Som följd stänger vissa tryckluft- manövrerade ventiler i matarvattensystemet. Inom de första sekunderna händer följande: Samtliga ordinarie matarvattenpumpar stoppar. Turbin och gene- rator löser ut. Reaktorns styrstavar börjar drivas in i härden och reaktoreffekten minskar.

Tryckhållningstankens nivå börjar stiga snabbt, ång- blåsan i dess övre del pressas samman och trycket stiger i primärsystemet.

3—8 sek Avblåsningsventilen på tryckhållningstanken öppnar vid förutsett tryck. Reaktorn snabbstoppas automatiskt. Värmeutvecklingen i härden går snabbt ned till resteffekt.

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

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

13—15 sek

ca 30 sek

1 min (04.01)

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

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

Trycket i primärsystemet är på väg nedåt och passerar det värde där avblåsningsventilen får signal att stänga. Ventilen fastnar dock i öppet läge. Flödet genom ventilen fortsätter oavbrutet under cirka 2 timmar och 20 minuter framåt.

Nivån i tryckhållningstanken når sitt högsta värde och vänder. Hjälpmatarvattenpumparna startar. Kommentar: Hittills har till synes allt förlöpt normalt. Operatörerna har inga tecken på att något är fel. På man— överpanelen kan ej avläsas att ventilen har fastnat i öppet läge. Där visar endast en lampa att normal signal för stängning gått ut. Ånggeneratorernas matarventiler börjar öppna till följd av låg nivå på sekundärsidan.

Larmskrivaren anger temperaturen 1450C i avblåsnings- ledningen. Instrumenten visar mycket låg vattennivå i båda ånggeneratorernas sekundärsida. Nivån i tryckhåll- ningstanken börjar att stiga snabbt. Reaktortrycket är nu nere i omkring 125 har (12,5 MPa) mot normalt omkring 150 bar (15 MPa).

Kommentar: Här börjar instrumenten visa på en rad onormala tillstånd. Det är nu tydligt att operatörerna främst inriktar sig på den stigande nivån i tryckhållnings- tanken. Erfarenhetsmässigt skulle nivån sjunkit betydligt djupare. Om nivån får stiga för snabbt kan en toppfyll- ning av systemet befaras med risk för vissa skador på reaktorkärlet. Vad som i själva verket inträffar är att tryc- ket nu sjunkit så lågt att man fått en begynnande kok— ning i härdens centrala delar. Ångbubblorna kondenserar när de kommer ut i härdens topp och blandas med det kalla vattnet från härdens yttre delar. Ångvolymen i centrum trycker dock vattnet i reaktorsystemet upp i tryckhållningstanken. Operatörerna har inte utbildats i att kokning kan upp- träda på detta sätt. Deras tolkning att man nu riskerar att toppfylla systemet är mot den bakgrunden naturlig.

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

2 min 4 sek

3 min 14 sek

4 min 38 sek

5 min (04.05)

6 min

8 min

10 min (04.10)

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.

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

Operatörerna ställer om högtrycksinsprutningen på manuell kontroll. Detta är en invand beredskapsåtgärd. Operatörerna koncentrerar sig fortfarande på den stigan— de nivån i tryckhållningstanken.

Operatörerna stryper högtrycksinsprutningen. De bryter därvid mot den instruktion som säger att en automatiskt utlöst högtrycksinsprutning endast får strypas om både trycket och nivån i tryckhållningstanken stiger. I verklig- heten fortsätter trycket att falla. Temperaturen i reaktor- systemet ligger still.

Kommentar: Ångbildningen i härdens centrala delar ökar men ångblåsorna slås ned när de blandas med kallare vatten i andra delar av primärsystemet. Vatten fortsätter att pressas upp i tryckhållningstanken.

Operatörerna försöker nu hejda den snabbt stigande nivån i tryckhållningstanken genom att släppa ut vatten genom "Let down"-systemet.

Nivån i tryckhållningstanken går utanför mätområdet. Operatörerna anser därmed att systemet är toppfyllt.

Kommentar: Kokningen breder nu ut sig i hela härden. Trycket är 95 bar och stigande och temperaturen kring 3070C. (Jämför figur 5.2)

Operatörerna upptäcker att hjälpmatarvattenflödet är blockerat. Man öppnar de stängda ventilerna. Ånggene- ratorerna börjar arbeta, värmesänkan i primärsystemet är återställd och trycket i reaktorsystemet börjar falla igen.

Nivån i tryckhållningstanken kommer tillbaka inom mät— området. Operatörerna tolkar detta som att ångblåsan i tryckhållningstankens topp håller på att återställas. Operatörerna startar på nytt inmatning genom högtrycks— insprutningen.

Primärvatten

v/Avbläsningsventil Sekundärvatten Å Blockeringsventil ; % Ånga Varmt ben A Ånga/Vätgas

Ånggenerator

Reaktorkärl

Kallt ben Avblåsningstank Krets A Krets B

F igar 5 .2 Tillståndet i reaktorsystemet 6—8 m ina ter efter snabbstoppet. Primärsystcmct iir topp— fji/llt. Kokningen breder utsig i/ia'rdcn. (Källa: NSAC—l)

12—17 min Larm fås om något minskat flöde genom huvudcirkula- tionspumparna. Någon gång vid denna tid börjar också troligen avblåsningstanken att svämma över. Detta upp- märksammas inte bland det antal stora larm som nu erhålls. Larmskrivaren har sackat långt efter och instru- menten som ger detaljinformation om förhållandena i avblåsningstanken finns på en sidopanel långt bak i kon- trollrummet.

Kommentar till de första 15 minuterna: En transient av denna typ kräver normalt ett stort antal ingrepp och kon- troller av operatörerna de första 10—15 minuterna. Detta är de också Väl tränade i. I detta fall fick de också ägna tid och uppmärksamhet åt proble— met med de stängda hjälpmatarvattenventilerna. De har inga entydiga och lättillgängliga signaler i kontrollrummet som visar att avblåsnings— ventilen fastnat i öppet läge. För operatörerna avviker förloppet från det normala främst vad gäller tryck och nivå i tryckhållningstanken. Opera- törerna koncentrerar sig i enlighet med sin utbildning och i enlighet med handlingsmönstret för normala transienter främst på nivån i tryckhåll- ningstanken.

t 2 8 min p ; 10,4 MPa

Ånggenerator

Pump på

Åter till reaktorkärl

Avblåsningsventil isolerad

Hjälpmatarvatten» pumpar på

Nödkylsystemets högtryckspumpar

Huvudcirkulations- pumpar på

TRYCK bar MPa låO—r—lS

130 —-—13

llU—f—ll

90—9

För operatörerna förefaller läget nu stabiliserat. I själva verket har man 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 blandning av ånga och vatten strömmar från härden över till ång- generatorerna där ångan i emulsionen kondenseras delvis till vatten. Huvudcirkulationspumparna pumpar emulsionen tillbaka till härden.

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

Den totala mängden ånga och vatten i systemet minskar dock genom ut- flödet genom avblåsningsventilen och genom "Let down"-systemet vil- ket är större än det strypta inflödet via högtrycksinsprutningen.

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

Figur 5.3 Några viktigare im'itvriri'lwi på tillståndet iprimiz'rkretscn vid TMI—2 dators—ta 16 timmar— na ('flt'f snabbstoppet. (Kalla: NRC)

_ . I . _ _ 2 B _ 2A_ _— 1 _ 1 C | I . _ 1 I II _ 18! _ på 1A— B _ I B _ ZA— 1A _ | I _ NIVÅ cm "_ ' I I I "1 l—* 7 | I T_|_ l I I T_ä I 1 I _|— Nivå itryck- 1000— -fs ————————— ____, ——————— 1,1 rx f— - hållningstank x-] ', &I, ', ix _ , I &I ' "” i Männadst " _ ! __ .__,__ ___ ____ __ _ __ ryck for temp 900 l i + ivarma benet, KretsB

'N 500 — l ' Mättnadstryck för 400 _ l temp i varma benet, KretsA 300_ 4 ; Männadstryck för I 1 r ! "X,/max tempikalla benet. 200_ i. 1 | :] iilli ] l __.1 I 11 I 3.1— | .l_L J___l_

Trycket i primärkretsen

I 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 Tid efter snabbstopp (timmar)

Tiden 15 minuter — 100 minuter (04.15—05.40)

Ingångsläget är att väsentliga data som tryck, temperatur, tryckhållnings— tankens 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 "oroli— ga", t.ex. flödet genom huvudcirkulationspumparna. Den höga nivån i tryckhållningstanken tas dock troligen som ett tecken på att härden är väl täckt.

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

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

Temperaturen i avblåsningsledningen är vid båda tillfällena 1400C. Detta förefaller ej alarmerande högt med tanke på att temperaturen i tryckhåll— ningstanken är 280—2900C och med tanke på att man vet att ventilen nyli- gen öppnat och dessutom under en längre tid läckt drygt 20 liter vatten i minuten även i stängt läge. Av ångtekniska skäl kan nu de uppmätta temperaturerna inte bli särskilt högre även när ventilen är öppen. Ingen har dock lärt operatörerna detta.

Operatörerna förkastar därför troligen antagandet att ventilen läcker. I stället söker de efter läckage i ånggeneratorerna och isolerar — troligen fullt riktigt — ånggenerator B med hänsyn till misstänkt läcka. Man stänger då också av huvudcirkulationspumparna i krets B cirka 74 minu— ter efter förloppets början (kl. 05.14).

Vid samma tidpunkt strejkar pappersmatningen i larmskrivaren som 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 lång eftersläpning torde detta ha mindre betydelse för informationen till operatörerna.

Under detta skede — fram till 100 minuter — förlorar man kylmedium genom avblåsningen och genom att högtrycksinsprutningen eller "Make up"-flödet är mindre än "Letdown"-f1ödet, som tas från krets A. Syste— met fylls därför av en emulsion som innehåller allt större del ånga och allt mindre del vatten (figur 5.4). Vid tiden 100 minuter kan man uppskatta att proportionerna är 60% ånga och 40% vatten men det kan ocksåröra sig om 80% ånga och 20% vatten. Flödet genom de två pumpar i A—kret— sen som fortfarande är i drift faller snabbt. Pumparna kaviterar och börjar vibrera allt kraftigare. Så länge pumparna går kan man dock räkna med att härden blir tillräckligt kyld av emulsionen. Efter 100 minuter, kl. 05.41,

tE1,5t.

Primärvatten p ; 7'3 MPa V/ Avblåsningsventil Sekundärvatten B lockeringsventil Ånga Varmt ben Ånga/Vätgas Ånggenerator

' Pump av

Åter till reaktorkärl

Reaktorkärl

. . Kallt ben AvblåsnmgSIank Krets A Krets B

Fi 7ur 5.4

Tillståndet i reaktorsystemet ca 90 minuter efter snabbstoppet. Inget flöde genom krets B sedan pumparna i denna krets stoppats. Krets B är vidare isolerad (har ingen kylning) på sekundärsidan. En emulsion bestående av allt merånga och allt mindre vatten pumpas genom reaktorhärden oeli krets A. Avblåsningsveutilen är fortfarande öppen ( Kalla NSAC—I) blir dock operatörerna tvungna att även stoppa pumparna i A—kretsen för att undvika skador på dem. Därmed inleds ett nytt skede i händelseför—

loppet.

Tiden 100—140 minuter (0540—0620)

När operatörerna nu stoppat samtliga huvudcirkulationspumpar tror man att krets A skall fungera med s.k. naturlig cirkulation och att kyl- ningen av härden ej skall behöva äventyras. De stöder sig därvid för— modligen på den höga nivån i tryckhållningstanken. Vad man inte vet är att mängden vatten i övriga delar av primärsystemet nu är nere i40% eller t.o.m. 20%. De har inget instrument som visar detta — man är blind i detta avseende.

Genom de åtgärder som företas stoppas nu all cirkulation i primärsyste— met. Krets B ligger redan förut med stillastående vatten i kretsens nedre del. På samma sätt blir vattnet stående i krets A:s nedre del. Hur mycket vatten som står inne i reaktorkärlet är osäkert. Det är tänkbart att härden till att börja med är täckt med vatten men det är också möjligt att vattnet

Primärvatten p ; 5'3 MPa '/ Avblåsningsventil Sekundäwanen % Blockeringsventil Ånga Varmt ben

Ånga/Vätgas

Ånggenerator

Pump av

Åter till

reaktor» .. reaktorkärl

kärl

Reaktorkärl

4 Kallt ben Avblåsningstank Krets A Krets B

Fi 7ur 5.5

Tillståndet i reaktorsystemet ca 2 timmar efter snabbstcnipet. Hården börjar koka torrt och överhettas. Overhettad ånga strömmar dels till tryckhållningstanken, dels till ånggenera- tor A. Ångan kondenserar där till vatten som samlas i kalla benet (under härdnivån) och förs delvis bort genom "Let down"—systemet ( jämför figur 5 .1 ). Aeblåsningsventilen är fortfarande öppen. (Kalla NSAC-I) bara räcker till att täcka en del av härden. Vattnet kokar gradvis av från härden. Ångan strömmar upp genom härden och kyler denna i viss ut— sträckning. Samtidigt överhettas ångan. Den överhettade ångan ström- mar huvudsakligen över i A—kretsen — den enda som har kylning på sekundärsidan. Ångan kondenseras däri viss utsträckning och vatten fylls på i de nedre delarna av krets A. Där kan det pumpas ut genom "Let down"-ledningen. Ånga från härden bubblar också upp genom tryck- hållningstanken eftersom man fortfarande inte uppmärksammat den

öppna ventilen (figur 5.5).

Vad operatörerna observerar är att temperaturerna i de utgående rören från reaktorn (varma benen) stiger snabbt. Detta är ett tecken på att över- hettad ånga har bildats. Försöket att få igång naturlig cirkulation har således misslyckats och man samlas till ett rådslag som pågår i nästan 40 minuter. I detta deltar flera chefer vid kärnkraftverket samt Babcock & Wilcox platsrepresentanter. Man anser att cirkulation med huvudcirkula- tionspumparna måste igång igen. Vidare bör man gå in i reaktorinneslut- ningen och manuellt öppna avluftningsventilerna på toppen av ånggene— ratorerna. Alarm om hög radioaktivitet i inneslutningen hindrar dock detta.

3 Primärvatten p E 8,4 MPa v/Avblåsningsventil _ Sekundärvatten % Blockeringsventil :] Ånga Varmt ben

2 Ånga/Vätgas

,. Ånggenerator

ump av

Åter till reaktorkärl

Reaktorkärl

_ . Kallt ben Avblåsningstank Krets A Krets B

Figur 5 . 6 Tillståndet i reaktorsystemet ca 2 timmar och 50 minuter efter snabbstoppet. Stora delar av ha'rden har kokat torrt och överhettats. Vätgas har bildats genom kemisk reaktion mel— lan brdnslestavarnas zirkoniumkapsling och vattenångan. Flyktiga kli/vningsprodukter som ädelgaser och jod har frigjorts från härden. Blockeringsventilen i serie med avblås— ningsventilen har stängts. (Kalla: NSAC-l)

Innan rådslaget är slut prövar en av operatörerna att stänga blockerings— ventilen före avblåsningsventilen. Möjligen sker detta på inrådan av Babcock & Wilcox platsrepresentant. Detta blir inledningen till nästa ske- de 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 uti primärsystemet. Vätgas har bildats i takt med oxidationen. Under detta skede skadas alltså härden allvarligt och oåterkalleligt (figur 5.6).

Skedet140—226 minuter (06.20-07.46)

Detta skede inledes således med att flödet genom den fastnade avblås— ningsventilen har blockerats. Detta märks omedelbart. Trycket i systemet slutar att falla och börjar i stället stiga. Tryckhållningstankens nivå, som sakta sjunkit, hejdar sig, liksom den sjunkande temperaturen i kalla benet. Trycket i inneslutningen sjunker. Man kan lämna teorin att ångge— nerator B skulle ha läckt. Man överväger att på nytt koppla in båda ång-

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

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

När trycket i systemet stigit till cirka 120 bar (12 MPa) beslutar man sig för att starta en huvudcirkulationspump i krets B. Pumpen startar och släng— er i väg en mindre mängd vatten från krets B. Sedan släpper pumpen omedelbart. Vattnet tas från en kall del lågt i krets B med lägre tempera- tur och slängs in i reaktortankens nedre del och når bakvägen tydligen även in i krets A.

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

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

I första hand fylls kalla benen och fallspalten i reaktortanken. Hade här- den varit i normalt skick skulle även de övre delarna av reaktortanken ha fyllts. Så sker inte — den delvis sammanrasade och heta härden gör att tryckfallet genom härden blir onormalt stort. I—Iärdens översida avger överhettad ånga och gas ut till varma benen. Ånggeneratorerna fylls upp underifrån och även tryckhållningstanken fylls med kallt vatten via sprayledningen som är ansluten till ett av de kalla benen.

Under detta skede ökar strålningsnivåerna kraftigt i inneslutningen, i hjälpsystembyggnaden och i olika ventilationssystem. Klockan 07.24 ut— löses allmänt larm med anledning av de höga och ökande strålningsnivå- erna inom anläggningen. Denna larmnivå innebär enligt gällande före— skrifter att lokala och delstatliga myndigheter liksom NRC underrättas om att man befinner sig i ett tillbudsförlopp som möjligen kan leda till all- varliga radiologiska följdverkningar för allmänhetens hälsa och säkerhet. Det innebär vidare att ett antal mätlag sänds ut för att mäta strålnings- nivåerna utanför anläggningen.

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

ökar snabbt. Denna kombination av snabba förändringar i ett antal mät— värden har endast iakttagits vid just detta tillfälle. Någon entydig förkla— ring föreligger ännu ej, men olika alternativ diskuteras i expertbilagorna.

Ett alternativ är att heta delar av den svårt skadade härden rasar ner i det vatten som nu fylls på underifrån. Detta ger en häftig ångstöt. Eftersom den sammanrasade härden i stort sett blockerar flödet uppåt slängs hett vatten bakåt upp genom fallspalten och ut i kalla benen. När fallspalten 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 sam- ma verkningar som ovan.

Även andra förklaringar kan finnas. Klart är att själva häftigheten i för— loppet tyder på att härden ytterligare skadas och rasar samman vid den— na 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 4000C. Härden ger tyd- ligen ifrån sig het ånga och gas utan tecken på svalning. Möjligen bidrar 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 mät- punkter omedelbart över härden över gränsen för vad instrumenten i kontrollrummet kan visa (max 3700C). Datorskrivaren skriver då ut fråge- tecken 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 ligger i flera punkter mellan 900 och 14000C. 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 kyl— medelscirkulationen 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 figur 5.3). Inget av detta påverkar systemet nämnvärt. Man har en mycket oklar uppfattning om hur mycket kylmedel man har i systemet. Man tror omväxlande att systemet är fullt och att man har ång— och gasblåsor i

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

Systemets uppträdande kan förklaras av att det är uppdelat i två delar åtskilda av den sammanrasade, kompakterade härden. Den ena delen består av utrymmet över härden inne i reaktorkärlet samt de två varma benen. Den andra delen består av utrymmet under härden och fallspal- ten kring härden i reaktorkärlet samt de kalla benen. De kalla benen in- klusive ånggeneratorernas primärsidor utgör en stor buffertvolym mellan de två systemdelarna. Denna volym kan ta upp betydande förändringari mängden kylmedel.

Trycket i systemet byggs upp av överhettad ånga och vätgas, som avgår från härdens topp. Ångan alstras genom att vatten tillförs i härdens bot- ten och långsamt trängei upp genom porerna i den kompakterade här— den. Detta innebär att trycket i systemet byggs upp från reaktorkärlet och ej som normalt från tryckhållningstanken. Den senare är fylld med rela- tivt kallt vatten och värmarna är mer eller mindre ur funktion under detta skede. Genom att trycket inte byggs upp i tryckhållningstanken utan i reaktorkärlet kan vattnet i tryckhållningstanken ej tömmas ner i reaktor- kärlet. Anslutningsledningen mellan tryckhållningstanken och heta benet bildar ett vattenlås som förhindrar detta.

Tiden 7 timmar 30 minuter —10 timmar 30 minuter (1130—1430)

Klockan 11.30 finner man att de vidtagna åtgärderna inte leder någon vart. Man bestämmer sig nu för att sänka trycket i systemet så att man kan kyla ned det s.k. resteffektkylsystemet, som endast kan arbeta vid lågt tryck. Sänks trycket tillräckligt kan också de s.k. ackumulatortankar- na gå in och översvämma härden om den nu är blottlagd, vilket man är osäker om.

Blockeringsventilen öppnas och en två timmar lång trycksänkning följer (se figur 5.3). Högtrycksinsprutningen blockeras och det är möjligt att man nu ånyo torrlägger härden helt eller delvis. Totalt sett bör mängden kylmedium ha minskat under detta skede.

Ackumulatortankarna kopplas automatiskt in någon gång mitt under perioden men relativt litet vatten flödar in i reaktorn. Detta kan förklaras med att dessa tankar står i nivå med härdtoppen och med en kompakte- rad härd är det bara några kubikmeter som behövs för nivåutjämning. Vattnet kan inte kyla härden eller reaktorkärlets nedre delar. Inflödet leder dock till en viss tryckstegring och en sakta sänkning av temperatu- rerna i varma benen. Man kommer dock inte tillräckligt lågt i tryck för att kunna koppla in resteffektkylsystemet. Mot slutet av skedet återupptas högtrycksinsprutningen.

Försöket att sänka trycket genom avblåsning har lett till att stora mängder vätgas som alstrats under härdskadeförloppet frigörs från primärkretsen

till reaktorinneslutningen. Klockan 13.50 hör man en dov smäll i kontroll- rummet och observerar på instrumenten en snabb tryckstegring på om— kring 2 bar (0,2 MPa) i inneslutningen. (Det är ungefär hälften av vad inneslutningen är konstruerad för att tåla under lång tid. För kortvariga tryckstötar är tåligheten än högre). Tryckstöten beror på en explosionsar- tad vätgasbrand i inneslutningen. Denna slutsats drar man dock i kon- trollrummet först omkring ett dygn senare. Vid denna tidpunkt tror man visserligen att härden är skadad så att kapslingen brustit och de radioak- tiva ädelgaserna kommit ut, men man anser fortfarande inte att tempera- turen kunnat bli så hög att vätgas kunnat bildas genom en zirkonium- vattenreaktion.

Tiden 10 timmar 30 minuter —13 timmar 30 minuter (1430—1730)

Trycksänkningen ger sålunda inte avsett resultat men det tidigare förhål— landevis låsta läget löses nu upp. Temperaturerna i varma benen sjunker och sannolikt börjar tryckhållningstanken värmas upp redan vid ingång- en till skedet. Tanken övertar nu trycksättningen och det leder i sin tur till att tryckhållningstanken töms ner i reaktorsystemet. De omkring 20 kubikmeter som töms ner är tillräckligt för att fylla utrymmet ovanför härden, delar av varma benen och även de delar av kalla benen som är tomma för tillfället.

Systemet är numera normalt, med undantag av den kompakterade här- den och den ånga och gas som fortfarande står i de övre delarna på de varma benen. Ytterligare vatten tillförs också genom "Make up"-pum- parna.

Tiden 13 timmar 30 minuter — 16 timmar (17.30—20.00)

Man beslutar sig nu för att trycka systemet fullt med vatten för att senare starta en huvudcirkulationspump. Det tar någon timma att komma upp i arbetstryck och sedan väntar man ytterligare någon timma vid fullt tryck innan man prövar pumpstart. Klockan 19.30 stöter man igång en huvud- cirkulationspump i krets A för ett kort ögonblick och klockan 19.50 startar man den för gott. Med detta löper alla temperaturer i varma och kalla benen samman. Alla hindrande gas— och ångblåsor har svepts bort. Operationen har lyckats (figur 5.7).

Vilken väg cirkulationen går kan dock inte fastställas. Huvuddelen av flödet går dock troligen rätt väg genom krets A för att sedan fortsätta bak- länges genom krets B medan mycket litet behöver gå genom härden. Den kan fortfarande vara hoprasad, kompakterad eller hopsintrad av smälta delar med endast porer som släpper igenom vatten och avger gas. Tem- peraturerna inne i bränslet i härden kan fortfarande vara höga. Från och med den tidpunkt då ackumulatorerna och tryckhållningstanken flödat in vatten bör dock bor finnas igen inne i härden som kan hindra kedje- reaktionerna från att starta igen.

, Primärvatten v/Avblåsningsventil Sekundårvatten Å Blockenngsventll

rm

Ånga Varmt ben

Ånga/Vätgas

Ånggenerator

Fran reaktor- ka"

Reaktorkärl

Kallt ben Avblasningstank Krets A Krets B

F igur 5.7 Tillstårzdct i reaktorn/stunta! ca 16 timmarcfter snabbstoppet. Cirkulation och kylning genom krets A har återställts. Härdcn är täckt med vatten men i toppen på reaktorkärlet finns en sannnmzprcssnd gasbubbla. (Källa: NSAC—l)

En månad senare lyckas man gå över från pumpcirkulation till naturlig cirkulation. Eftersom den senare förutsätter strömning genom härden är det därför mest troligt att starten av en huvudcirkulationspump bryter upp några passager i den sammanrasade härden.

Tiden efter 16 timmar (Klockan 20.00 den 28 mars)

Efter starten av en huvudcirkulationspump pendlar temperaturerna i såväl varma som kalla benen kring 1400C och faller långsamt. Trycket går ner till cirka 100 bar (10 MPa) och faller långsamt mot cirka 70 bar (7 MPa). Temperaturen i härden är varierande med toppar på 3000C och vissa vär- den utanför instrumentens mätområde som ligger vid max 3700C.

Den gas som blockerat cirkulationen i kretsarna har svepts bort av pump- flödet. Man kan förutsätta att mycket av denna gas går runt som en 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 gas bör finnas som små bubblor i emulsionen. Allra överst i reaktorkärlet kan en obruten gasbubbla finnas kvar. Med den låga tem- peraturen och det höga tryck som råder löses också en stor mängd gas i vattnet.

Ånggenerator

Pump av

Åter till reaktorkärl

Tryckhållningstanken är nu varm och normal trycksättning sker med hjälp av ångvolymen i tryckhållningstankens topp. Detta tillstånd varar i flera dygn.

I samband med inmatningen av nytt vatten i systemet finner man att ångvolymen i tryckhållningstanken ej pressas samman i den grad man väntat sig. Ej heller stiger trycket som väntat. Härav drar man slutsatsen att det finns gasbubblor i systemet. Beräkningar görs på vilken volym dessa skulle motsvara. Man kommer till resultat kring 35 kubikmeter. Andra beräkningar ger lägre värden. Man bedömer att gasen främst är vätgas. Efter omkring ett dygn har man nu fått fram så mycket analyser och mätvärden att man inser att härden blivit så överhettad att en zir- konium—vattenreaktion ägt rum. Man erinrar sig i detta sammanhang också tryckstöten i inneslutningen klockan 13.50 på onsdagen och inser att en vätgasbrand ägt rum i inneslutningen.

Under fredagen blir man inom NRC:s huvudkontor i Washington orolig att gasbubblan i reaktorkärlet kunde innehålla både vätgas och syrgas, d.v.s. att man kunde få en explosiv knallgasblanding. Syret skulle i så fall komma från sönderdelning (radiolys) av vatten vid den höga strålnivå som rådde i reaktorsystemet. Man räknar på denna radiolys under freda— gen och lördagen och kommer fram till oroande höga knallgashalter. Man gör därvid det felet att inte ta hänsyn till att det råder överskott på vätgas i systemet. Under rådande förhållanden med hög gammastrål— ningsnivå återförenas det syre som bildas genom radiolys omedelbart med väte och ger vatten igen (jämför expertutredning om vätgasproble- met i bilagorna). Lättvattenreaktorer körs alltid med överskott på vätgas i kylvattnet för att få bort syret och på så sätt förhindrar korrosion. Det fö- relåg alltså aldrig någon explosionsrisk i reaktorkärlet. Såväl kärnkrafts- industrins experter som vissa experter inom NRC inser snabbt detta. Dis— pyten mellan olika expertgrupper kring explosionsrisken varar dock till söndag eftermiddag då man blir allmänt övertygad om att någon explo— sionsrisk inte föreligger. Under perioden fredag—söndag får såväl lokala och delstatliga myndigheter som massmedia motstridiga uppgifter om explosionsrisken från olika tjänstemän vid NRC och från industrin. Detta bidrar till att skapa stor förvirring, inte minst i evakueringsfrågan.

Under de närmaste dygnen efter olyckan avgår vätgasen i systemet sakta genom avblåsning från tryckhållningstanken, genom läckage i pumptät- ningarna samt genom "Let down"-systemet, där trycket lättas av. Av- blåsningen och läckaget av vätgas till reaktorinneslutningen gör att man där mäter vätgashalter på 1—1,7%. Detta är under antändningsgränsen, men man är medveten om att högre halter kan innebära risker. Man sät- ter därför in rekombinatorer (anordningar för att återförena vätet och sy— ret till vatten) för att hålla vätgashalterna nere. Rekombinatorerna måste dock förses med extra strålskydd och det tar några dygn innan de kan tas i drift.

Ett nytt problem kommer upp när operatörerna vill sänka trycket och gå över till annan kylning. Man ställer då frågan vad som händer om gasen i systemet utvidgas — kan en gasblåsa i reaktorns topp utvidgas nedåt och 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 farhågorna för 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 härdtoppen svepts bort av det mycket häftiga vat— tenflödet från huvudcirkulationspumpen och återfinns i den emulsion som pumpas runt. En expanderande gasblåsa kan därför inte ha utgjort någon fara för kylningen.

Efter en vecka kan trycket i systemet sänkas och efter en månad kan man gå över till naturlig cirkulation. Det sistnämnda tyder på att strömnings- vägar genom härden brutits upp, sannolikt då redan vid pumpstarten kring klockan 20.00 den 28 april.

Härdskadorna

Den verkliga omfattningen av skadorna på härden i TMI-2 kan inte fast- ställas förrän reaktorkärlet har öppnats. Detta kan troligen tidigast ske om något eller några år. Man kan dock dra ett antal slutsatser om skador- nas omfattning på grundval av analyser av det värme- och ångtekniska (termohydrauliska) förloppet, analyser av det radioaktiva innehållet i vattneti reaktorsystemet och inneslutningen, etc. Kemenykommissio- nens tekniska expertstab kommer på sådana grunder fram till följande bedömning av härdskadorna:

. 90% eller mer av kapslingsrören har troligen spruckit upp.

. 44—63% av Zirkoniumkapslingen har oxiderats. De övre 60—70% av härden har förlorat sin mekaniska hållfasthet.

. Bränsletemperaturerna översteg 19000C i 40—50% av härden. Tempera- turerna kan ha överskridit 22000C i 30—40% av härdvolymen. . En del av urandioxiden kan ha övergått i flytande form vid temperatu- rer klart under urandioxidens smältpunkt (2 8500C) genom att en delvis oxiderad zirkoniumsmälta har bildats vid cirka 1 9000C. Urandioxiden kan lösas i en sådan smälta vid direkt kontakt. Den mängd bränsle som smält på detta sätt uppskattas dock vara liten.

. En fortgående urlakning av radioaktiva ämnen till 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 beskriv- ningen av händelseförloppet).

. Delar av styrstavarna har troligen smält men deras beståndsdelar finns troligen kvar i härden.

. Kedjereaktioner kan ej starta i härden (d.v.s. den kan ej bli kritisk igen) oberoende av styrstavarnas tillstånd så länge borhalten i vattnet över- stiger 3200 ppm (miljondelar). För närvarande upprätthålls en borhalt om 3500 ppm.

De svenska experter som granskat det amerikanska materialet har kom— 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). Vatten— temperaturen var cirka 700C. Vattnet i primärsystemet, totalt cirka 340 kubikmeter, är starkt förorenat med radioaktiva ämnen. I reaktorinne- slutningen finns radioaktiva gaser, främst krypton-85, samt cirka 2400 kubikmeter vatten, även det förorenat av stora mängder radioaktiva äm— nen. Strålningsnivån är så hög att ingen kan gå in i inneslutningen. På grund av diverse småläckor stiger vattnet i inneslutningen sakta. Enligt uppgifter från NRC räknar man dock med att det kan ta närmare ett år eller mer innan vattennivån när så högt att den kan skada utrustning av betydelse för det fortsatta uppröjningsarbetet. I förvaringstankar i hjälpsystembyggnaden finns omkring 1440 kubikme- ter radioaktivt förorenat vatten. Anordningar (s.k. jonbytarfilter) har byggts upp för att pumpa ut och rena vattnet i hjälpsystembyggnaden. De togs i drift i oktober. Enligt NRC fungerar utrustningen tillfredsstäl- lande och man räknar med att det kommer att ta två till tre månader att behandla vattnet i hjälpsystembyggnaden. NCR ser för närvarande inga problem med den totala tankkapaciteten vid TMI-anläggningen. Det 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 vattnet i inneslutningen. Alla berörda hälsovårds- och strålskyddsmyndigheter samt domstolar har dock ännu ej gett tillstånd att börja uppröjningsarbe— tet i inneslutningen.

Kostnaderna

Kemenykommissionen framhåller att uppröjningsarbetet efter haveriet i TMI-2 innebär arbetsuppgifter av hittills unik omfattning och komplexi- tet för kärnkraftsindustrin, även om man i huvudsak kan bygga på väl känd teknik, t.ex. från upparbetningsanläggningar. Kemenykommissio—

nen har uppskattat kostnaderna för uppröjningsarbetet till mellan 400 och 900 miljoner kronor och räknar med att arbetet tar åtminstone två år. Totalt räknar Kemenykommissionen med att haveriet kommer att kosta mellan 4 och 9 miljarder kronor varav drygt hälften är kostnaderna för att ersätta bortfallet i elkraftproduktion. Denna uppskattning förutsätter att TMI—2 kan repareras och tas i drift inom några år. Annars kan kostnader— na, speciellt för ersättningskraften, bli avsevärt högre.

5.3. Radiologiskt händelseförlopp

Utsläpp av radioaktiva ämnen

Inom de två första timmarna efter snabbstoppet, d.v.s. före klockan 06.00, erhölls flera strålningslarm från reaktorinneslutningen. Det berod- de på att mindre mängder radioaktiva ämnen, som även under 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. hjälpsystembyggnaden. Tanken svämma- de över och vattnet kom ut på golvet i hjälpsystembyggnaden. Detta vat- ten var ej särskilt radioaktivt. Det gav enligt mätningar ej nämnvärt för- höjda strålningsnivåer i hjälpsystembyggnaden. Utpumpningen upp- hörde klockan 04.38 och återupptogs inte.

I och med att reaktorhärden började överhettas vid sextiden frigjordes i första hand stora mängder radioaktiva ädelgaser och jod i reaktorsyste- met och spreds vidare till inneslutningen. Med början klockan 06.22, d.v.s. 142 minuter efter snabbstoppet, kom en stor mängd larm om höga strålningsnivåer i inneslutningen. Nivåerna fortsatte att stiga och strål- 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 allvarliga skador på bränslet börjat uppträda. Innan inneslutningen isolerades fanns flera möjliga läckagevägar för framför allt radioaktiva gaser till i första hand hjälpsystembyggnaden och vidare till atmosfären. Operatörerna bröt omedelbart isoleringen för de system som renar och borerar kylvattnet i reaktorn. Detta var nödvändigt, bl.a. eftersom en fortsatt tillförsel av borerat vatten till reaktorn ansågs nödvändig för att säkerställa att kedje- reaktionen ej startade på nytt. Genom att reningssystemet ej kunde isole— ras helt kvarstod ett mindre antal utsläppsvägar för radioaktiva ämnen via läckor i packningar, ventiler etc. Enligt Kemenykommissionens ana— lyser har större delen av utsläppen gått via sådana vägar. Att automatisk isolering av reaktorinneslutningen inträffade rätt sent i haveriförloppet har enligt Kemenykommissionen haft ringa betydelse för de faktiska utsläppen.

Senare i haveriförloppet (under den 29 och 30 mars) hade så mycket gaser från den skadade härden samlats upp i reningssystemets tankar att man fick problem. Tidigt på morgonen den 30 mars fann operatörerna det nödvändigt att lufta av en tank i reningssystemet via ventiler och led— ningar som man visste läckte till omgivningen. Utsläppen ledde till att man i en helikopter omedelbart ovanför kraftverket mätte strålnivåer på 1200 millirem per timme. Enligt Kemenykommissionens undersökningar kom detta uppmätta värde att blandas samman med en vid samma tid— punkt relativt pessimistiskt beräknad strålnivå vid markytan omedelbart utanför kraftverksområdet. Detta, jämte ofullständiga kunskaper om ris— ken för framtida utsläpp, bidrog till att NRC m.fl. myndigheter föreslog delstaten Pennsylvanias guvernör en partiell evakuering. På middagen den 30 mars utfärdade guvernören också en rekommendation om frivillig evakuering av havande kvinnor och barn inom 8 kilometers avstånd från TMI. Under de följande dagarna minskade utsläppen snabbt. Läckaget av radioaktiva ämnen till hjälpsystembyggnaden, framför allt Via reningssystemet för reaktorvattnet, gav problem även inom anlägg- ningen. Från hjälpsystembyggnaden spreds främst radioaktiva gaser till andra delar av anläggningen, inklusie kontrollrummet. Personalen där utsattes aldrig för någon större fara. Genom 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 hjälpsystem- byggnaden, bl.a. för att kontrollera vissa system och ta vissa prov. Dessa personer, som var strålskyddsutbildade, utsatte sig frivilligt och delvis genom slarv för höga stråldoser — upp till eller möjligen något över till- låten årsdos. Det var också brist på lämpliga strålningsmätare.

För att minska utsläppen till omgivningen prövade man att stänga venti- lationen i hjälpsystembyggnaden. Detta gav dock sådana problem med ökade strålnivåer inom anläggningen att man fick slå på ventilationen igen.

Kärnkraftverket var dåligt utrustat för att säkert mäta omfattningen av radioaktiva utsläpp långt över normala driftsutsläpp. Detta gjorde att de beräkningar av radioaktiva utsläpp och stråldoser som amerikanska myndigheter lade fram kort tid efter olyckan kritiserades för vissa osäker- heter. De mera ingående analyser som bl.a. Kemenykommissionen låtit utföra visar dock att dessa beräkningar i allt väsentligt var riktiga.

Enligt Kemenykommissionen släpptes under tiden 28 mars — 27 april ut 2,4—13 miljoner curie ädelgaser (huvudsakligen xenon-133) och 13—17 curie jod (huvudsakligen jod-131). Enligt NRC torde dessa utsläpp av radioaktiva ädelgaser sammanlagt uppgå till maximalt tillåtna utsläpp från 10—15 års normal drift. Utsläppen av radioaktiv jod och andra radio- aktiva ämnen (i den mån de senare överhuvud taget varit mätbara) har enligt NRC legat under maximalt tillåtna utsläpp från ett års normal drift. Det gäller även de mindre mängder radioaktiva ämnen som funnits i ut— släpp av avloppsvatten till Susquehannafloden.

Enligt Kemenykommissionens analyser innehöll reaktorhärden vid TMI—2 omkring 150 miljoner curie xenon—133 vid haveriet. Den utsläppta mängden motsvarar således 2—9% av härdens totala innehåll. Innehållet av jod-131 i härden uppskattas enligt Kemenykommissionen till cirka 60 miljoner curie. Omkring hälften härav frigjordes troligen vid härdhave- riet. Bara två tiomiljondelar av det totala härdinnehållet av jod kom såle- des ut till omgivningen. Till helt övervägande del fångades joden upp av vattnet i reaktorsystemet och inneslutningen. I 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 uppsamlingstankar cirka 850000 curie långlivade klyvningsprodukter, framför allt cesium-137 (halveringstid 30 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 klingat av. Av de hundratals miljo- ner 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 be- skrivits. Kryptongasen kan bli ett problem. I och för sig kan man ventile- 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 myndigheter kommer att tillåta detta. Flera metoder att isolera och långtidsförvara aktiv kryptongas finns dock.

Stråldoser till de anställda

Under perioden mars till juni 1979 fick de anställda vid TMI en kollektiv— dos om cirka 1 000 manrem. Normal kollektivdos per år vid svenska kärn- kraftverk 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 uppröjningsarbetet efter juni 1979 pekar enligt Kemenykommissionen på årsmedeldoser till de anställda av stor— leksordningen 0,5—0,6 rem. Det torde ligga nära genomsnittet för anställ— da 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

Utsläppen av ädelgas har enligt olika amerikanska studier givit kollektiv- doser på mellan 2000 och 5000 manrem till den befolkning om cirka 2 miljoner som bor inom 80 kilometers avstånd från TMI. Kemenykommis- sionen stannar för sin del vid siffran 2000 manrem. Då har man tagit hän- syn till att de som befinner sig inomhus när den radioaktiva luftmassan passerar i viss mån är skärmade från strålningen.

De amerikanska myndigheternas dosberäkningar har kritiserats för att de ej utsträckts längre från TMI. Reaktorsäkerhetsutredningen har låtit strålskyddsinstitutet utföra sådana beräkningar. Resultaten visar att kol- lektivdostillskottet för övriga delar av Nordamerika uppgår till omkring 2500 manrem för ädelgasutsläpp om 12—13 miljoner curie, d.v.s. den troliga övre gränsen för utsläppen. Då har ej heller hänsyn tagits till nedsatt stråldos inomhus.

Med användning av EK-A:s (energikommissionens expertgrupp för säkerhet och miljö) antaganden om cancerriskens storlek vid låga stråldo- ser skulle det högsta av de angivna värdena på kollektivdosen kunna leda till totalt ett par extra cancerfall bland befolkningen i vindriktningen från TMI. Med Kemenykommissionens dosuppskattning blir det förvän- tade antalet cancerfall lägre. Antalet allvarliga ärftliga skador kan över all framtid förväntas bli högst lika stort som antalet tillkommande cancerfall.

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 troligen doser under 20 millirem. Den årliga naturliga bakgrunds- dosen i området uppskattas till 120 millirem. 760 personer som bodde inom 5 kilometers avstånd från TMI mättes under första hälften av april 1979 i s.k. helkroppsräknare för att bestämma eventuellt onormalt upptag av radioaktiva ämnen. Ingen visade värden över det normala.

Mjölkprov från getter och kor i området analyserades med avseende på radioaktiv jod och cesium. De högsta jodhalterna — 41 picocurie (biljon- dels curie) per liter — ligger 300 gånger lägre än av amerikanska myndig- heter tillåtna halter. Ingen förhöjning av cesiumhalten uppmättes.

5.4. Orsaksanalys

Att ett inledningsvis normalt snabbstopp utvecklades till ett allvarligt härdhaveri berodde på en invecklad kedja av delorsaker. I det följande diskuterar vi vissa viktigare länkar i denna kedja. Vi tar också upp några mindre viktiga länkar eftersom de tidigare ansetts betydelsefulla. Orsaks— analysen är uppdelad i tekniska fel och operatörsfel även om det i många fall är svårt att dra en klar gräns. Det är också klart att flertalet tekniska fel ej beror på slumpartade komponent- och materialfel utan fastrner på

mänskligt felhandlande vid konstruktion, säkerhetsgranskning, kvali— tetskontroll, 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.

LI tlösnin gen 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 öppna vid denna typ av snabbstoppsförlopp. Därmed skulle sannolikheten för ett haveri av denna typ ha minskat men ej bortfallit.

Avblåsningsventilen:

Att avblåsningsventilen hängde sig i öppet läge var av avgörande bety- delse för haveriförloppet. Det var känt av Babcock & Wilcox och NRC att detta ej var någon ovanlig händelse. Vid nio tillfällen hade ventilen fast- nat på Babcock & Wilcox—reaktorer och vid åtminstone två tillfällen på tryckvattenreaktorer av andra fabrikat. Ändå var själva ventilen ej för— sedd med givare som i kontrollrummet direkt visade ventilläget. Istället gav olika instrument information om ett eventuellt ångflöde från venti— len. Denna information var ej klar och entydig om — som i detta fall — dels ventilen hade småläckt en tid, dels nyligen hade blåst som ett led i ett normalt händelseförlopp.

Ånggeneratorernas konstruktion:

De ånggeneratorer av genomströmningstyp som Babcock & Wilcox an- vänder har relativt liten vattenvolym på sekundärsidan. Vid bortfall av matarvattnet som vid TMI kokar de snabbt torrt. Denna egenskap hos konstruktionen har möjligen bidragit till häftigheten i förloppet de första minuterna. Analysen visar dock att detta ej haft nämnvärd betydelse för det fortsatta förloppet. Att ånggeneratorernas kalla ben i Babcock & Wilcox-konstruktionen ligger under härdnivån bidrog möjligen i vissa skeden till en snabbare kylvattenförlust från härden än i andra konstruk- tioner.

Anslutningsledningen till tryckhållningstanken:

Denna är på Babcock & Wilcox-reaktorn så utformad att den under vissa förhållanden bildar ett vattenlås som förhindrar att tryckhållningstanken töms ner i reaktorsystemet. Analyser visar att detta ej hade någon bety— delse så länge avblåsningsventilen stod öppen. Däremot kan det ha haft

en viss betydelse senare i förloppet, men då var härden redan allvarligt skadad.

Utlösning av isolering av inneslutningen: Att isoleringen av inneslutningen ej utlöstes tidigare är i och för sig en brist vid denna typ av tillbud. Analysen visar dock i detta fall att förhål— landet var av ringa betydelse för de faktiska utsläppen av radioaktiva amnen.

Läckor i primärkretsens reningssystem: Läckor i de delar av primärsystemet som går ut i hjälpsystembyggnaden visade sig vara av avgörande betydelse för de utsläpp av radioaktiva äm- nen som skedde. Bättre möjligheter att isolera de utrymmen där dessa system finns och möjligheter att ventilera systemen åter till inneslutning— en hade troligen förhindrat huvuddelen av de radioaktiva utsläppen.

Utformning av instrument och kontrollrum: Här fanns en rad brister som starkt bidrog till haveriets omfattning. Några av dessa är:

. Bristande lägesindikering på avblåsningsventilen (har redan berörts).

. Bristande överskådlighet i presentationen av olika larm. Inom de första minuterna efter snabbstoppet utlöstes över 100 olika larm. Operatörer- na hade föga hjälp av instrumenteringen för att sålla ut vilka larm som var viktiga när det gällde att ställa rätt diagnos på tillståndet i reaktorn.

. 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 såda- na instrument fanns ej utvecklade för tryckvattenreaktorer. Flera vikti- ga instrument i kontrollrummet, t.ex. för temperaturmätning, hade otillräckligt mätområde för att ge operatörerna en klar bild av hur långt från normala driftförhållanden man befann sig.

. Avsaknad av fjärrmanövrerade ventiler som skulle gjort det möjligt att senare i haveriförloppet blåsa av vätgas och ädelgaser från reaktortank och ånggeneratorer för att underlätta återställning av kylvattencirkula- tionen.

Brister i den radiologiska instrumenteringen ledde i senare skede till svå- righeter att få en klar bild av härdskador och utsläpp. Dels fanns ej instrument med tillräckligt stort mätområde, t.ex. i skorstenen och andra ventilationsöppningar, dels var många instrument ej tillräckligt skydda- de för den höga strålningsbakgrund som uppstod när radioaktiva ädel- 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 hjälpmatar- vattenpumpar och i rutinerna vid skiftbyte. Dessutom gjorde kontroll- rummets utformning att operatörerna hade svårt att snabbt upptäcka av- 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 upptäcka den fastnade avblåsningsventilen:

Att det tog operatörerna 2 timmar och 20 minuter att upptäcka att avblås- ningsventilen fastnat i öppet läge blev av avgörande betydelse för haveri- förloppet. Operatörernas svårigheter att hitta detta fel torde i hög grad hänga samman med brister i instrumenteringen (se ovan), med att venti- len läckt under längre tid samt med brister i störningsinstruktioner och utbildning.

Stängning/strypning av högtrycksinsprutningen: Det blev av avgörande betydelse för haveriförloppet att operatörerna ströp och tidvis helt stängde av den högtrycksinsprutning av kylvatten som utlösts automatiskt på fallande tryck, samtidigt som nivån i tryck- hållningstanken steg. Därvid bröt operatörerna mot instruktioner som säger att sådana åtgärder endast är tillåtna när såväl tryck som nivå åter- gått till normala värden. Vid normala snabbstoppsförlopp följs tryck och nivå åt. I utbildningen fästs stor vikt vid att följa nivån i tryckhållnings— tanken för att ej toppfylla den, vilket skulle kunna ge onödiga påfrest— ningar på reaktorsystemet och dess säkerhetsventiler. Vidare var opera- törerna medvetna om att om högtrycksinsprutningen kördes för fullt under längre tid kom natronluthaltigt vatten in i systemet, vilket krävde driftavbrott under längre tid för rengöring. Däremot hade operatörerna ej 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. sägs i dessa instruktioner att nivån i tryckhållningstanken kan stiga samtidigt som trycket sjunker om man har tillbud av typen liten läcka i primärsystemet. I samband med sådana tillbud uppmanas också opera- törerna i dessa instruktioner att kontrollera tryck och temperatur så att marginalen till kokning är tillräcklig.

Feldiagnos av kokning och kylmedelsförlust: Att operatörerna ej uppmärksammade att man hade kraftig ångbildning i primärsystemet blev av avgörande betydelse för haveriförloppet, bl.a. genom att man då fick en felaktig bild av mängden kylmedel i primärsys- temet. En relativt enkel jämförande analys av tre centrala mätvärden: tryck, temperatur och flöde genom huvudcirkulationspumparna skulle ha visat att ångbildning förelåg. Varken störningsinstruktioner eller ut- bildning gav dock operatörerna vägledning om en sådan analys.

Osäkerhet om skadornas omfattning och handlingsvägar för att återställa säker kylning av reaktorn:

Under senare skeden av haveriförloppet togs besluten om olika hand— lingsvägar av kraftverksledningen med stöd av en med tiden ökande stab av experter från i första hand industrin. Uppåt 70—80 personer befann sig tidvis i kontollrummet mot normalt 5. De handlingsvägar som valdes tyder på brister i förhandskunskaperna om hur man snabbt återför en skadad tryckvattenreaktor med stora mängder gas i primärsystemet till ett tillstånd av stabil kylning av härden. Man fick pröva sig fram. Det tog också lång tid — omkring ett dygn — att komma fram till en någorlunda riktig bild av skadornas omfattning. Delvis berodde detta på att man inte uppmärksammade vissa mätdata från det första dygnet eller ansåg dem missvisande, t.ex. temperaturmätningarna i härden och tryckstöten från vätgasbranden i inneslutningen. Delvis berodde det på att det tog lång tid att få fram radiokemiska analyser på vattnet i primärsystemet, bl.a. på grund av brister i mätutrustningen och hög allmän strålningsnivå. De fel- bedömningar som gjordes av vissa experter när det gäller risken för en explosion i reaktortanken har tidigare berörts.

Ovrigt:

I expertbilagorna finns ett antal andra fall av mänskligt felhandlande belysta, som inte var av betydelse för händelseförloppet, t.ex. avstäng- ning av dieslarna för reservkraftförsöjningen. Det sistnämnda innebar 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 massme- dia. Vi får här hänvisa till Kemenykommissionen och andra undersök— ningar. Dessa visar att det förelåg stora brister inom detta område. Det finns uppenbarligen många exempel på hur ansvariga för beredskaps- planläggning och utrymning fick ofullständig, missvisande eller motsä— 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 all— varliga brister vad gäller organisation, utbildning, kvalitetskontroll och annan tillsyn, bl.a. av den löpande driften. Här kan nämnas

. Brister i löpande tillsyn och underhåll vid TMI, vilket bl.a. yttrade sig i längre tids drift med läckande avblåsningsventil, felställda hjälpmatar— vattenventiler, diverse läckor i olika rör och tanksystem i hjälpsystem- byggnaden samt i att diverse strålskyddsutrustning var i bristande skick, bl.a. strålningsmätare för höga strålnivåer och jodfiltren i venti— lationssystemet.

. Brister i uppföljning av tidigare tillbud av liknande typ vid andra reak- torer. 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.

. Bristande Operatörsutbildning, framför allt i att hantera störningar och 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 opera- törsutbildningen. De störningsinstruktioner som fanns vid TMI för denna typ av tillbud var svårtolkade och kunde därigenom leda opera— törerna 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 kontrollrumsutform- ningen, och Säkerhetsgranskningen av denna till Operatörsutbildning, underhållsrutiner och uppföljning av inträffade tillbud. Därigenom kom operatörerna de första timmarna av händelseförloppet att grunda sitt handlande på en felaktig bild av vad som hände i reaktorn. De kom att låsa sig vid denna felaktiga bild, bl.a. på grund av brister i instru— mentering och utbildning. 1 den felaktiga bilden ingick att de trodde att 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 ofullstän— dig förståelse av vad som skedde och hade skett i reaktorn, trots att man då hade god tillgång till expertis utifrån.

Det kan i detta sammanhang också vara värt att citera Kemenykom— missionens sammanfattning av sin orsaksanalys:

"Slutsatsen blir att medan huvudorsaken till att detta tillbud utveckla— des till en allvarlig olycka var olämpliga operatörsåtgärder, så bidrog många faktorer till operatörernas handlande, såsom brister i utbild-

ningen, oklara driftinstruktioner, oförmåga hos olika organisationer att dra rätta lärdomar av tidigare tillbud och brister i utformningen av kontrollrummet. Dessa brister får tillskrivas kraftföretaget, leverantö- rerna av utrustningen och den statliga tillsynsmyndigheten. Vare sig operatörsfelen "förklarar" vad som inträffade i detta fall eller ej är vi därför — i ljuset av alla ovan påtalade brister — övertygade om att en 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 gjorts visar att operatörerna under den första 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 fråga är: Hade haveriet kunnat leda till en omfattande härd- smälta med stora utsläpp av radioaktiva ämnen om en låt vara bristfällig kylning av härden inte återställts cirka 2,5—3,5 timmar efter händelseför- Ioppets 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

. Under tidsperioden 2—3,5 timmar efter snabbstoppet var ett antal åt— gärder av kritisk betydelse såsom stängningen av avblåsningsventilen vid tiden 2 timmar 22 minuter och fullständigt påsläpp av högtrycks- insprutningen 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 uttalan— den om hur stora tidsmarginalerna var men det mesta tyder på att de var mindre än en timme. Vissa av våra egna expertanalyser antyder att tidsmarginalerna kan ha varit så små som något eller några tiotal mi- nuter. 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 beröring med härden och därmed kokar bort.

. Om all zirkonium i härden reagerat med vatten och bildat vätgas och vidare all denna vätgas kommit ut på en gång i inneslutningen och där brunnit eller detonerat hade inneslutningen sannolikt klarat påkän- ningarna.

10'

8'

6'

4.

2: Blockerings— Huvudcirk. Högtrycks- ventil pump 2 B insprutning stängs startas startas

O' Min.

100 110 120 130 140 150 160 170 180 190 200 efter snabb- 4 4 A . stopp 0600 0630 0700 Absolut tid Figur5.8

Härdazvtäckningsf'irloppet tiden 100—200 minuter efter snabbstoppet. Den skuggade delen antyder skillnader mellan två beräkningar. [Källor: NSAC-l, Becker 1979 ([ bilagorna) ]

. Om härden smält ner hade den möjligen trängt igenom reaktortankens botten och fallit ned i vattnet på bottnen av inneslutningen. Kemeny— kommissionens experter bedömer det osannolikt att den åtföljande ångutvecklingen lett till skador på inneslutningen. Möjligen hade härdsmältan trots vattenkylningen smält igenom betonggolvet i inne- slutningen och trängt ner i berggrunden under. Enligt Kemenykom— missionen är det stor sannolikhet att inneslutningen och berggrunden tillsammans förhindrat stora utsläpp av radioaktiva ämnen till omgiv- ningen vid sådana härdsmälteförlopp.

. 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 % högre (tabell 5.1). Enligt Kemeny- kommissionens analyser skulle detta föga ha påverkat det faktiska haveriförloppet. Inte heller påverkas de hypotetiska härdsmälteför— lopp som ovan diskuterats. Våra egna expertanalyser pekar på att tids— marginalerna för de operatörsingripanden som förhindrade en omfat— tande härdsmälta (se ovan) möjligen kan ha varit mindre vid en mer utbränd härd. Det kan inte helt uteslutas att tidsmarginalerna var så små att en begynnande nedsmältning inte kunnat hejdas om det hade varit fråga om en fullt utbränd härd.

Tabell 5.1 Resteffekten i TMI-215 härd jämförd med fullt utbränd härd

TMI-2 Utbränd härd Tid efter resteffekt resteffekt Utbränd snabbstopp MW MW härd/TMI—Z 1 sek 168 163 0,97 4 sek 148 145 0,98 10 sek 130 128 0,985 40 sek 103 103 1,0 100 sek 86 87 1,01 400 sek 65,2 67 1,03 1000 sek 52,8 54,6 1,034 1 tim 35,6 37,3 1,047 2 tim 28,4 30,3 1,06? 5 tim 21,4 23,8 1,112 10 tim 17,4 19,9 1,144 20 tim 13,9 16,5 1,187 50 tim 8,93 11,5 1,288 100 tim = 4,17 dygn 6,59 8,90 1,350 200 tim = 8,3 dygn 4,55 6,57 1,444 500 tim = 20,8 dygn 2,59 4,31 1,664 1000 tim = 1,39 mån 1,56 3,02 1,94 2000 tim = 2,78 mån 0,88 2,03 2,31 5000 tim = 6,9 mån 0,32 1,02 3,19 8760 tim = 1 år 0,14 0,609 4,35

Källa: Kemenykommissionen: Technical Staff Analysis Report on Alternative Event Sequences

Uppröjningsarbetet hade blivit svårare vid en fullt utbränd härd till följd av väsentligt högre innehåll av långlivade radioaktiva ämnen. Av samma skäl hade följdverkningarna blivit allvarligare om haveriet lett till brott på inneslutningen. Kemenykommissionen framhåller att även om deras analyser är mycket omsorgsfullt gjorda är kunskaperna om olika härdsmälteförlopp fortfa- rande ofullständiga. Man kan därför ej vara helt säker på resultaten av de studerade, antagna svårare händelseförloppen.

6.1 Konstruktionsstyrande haverier m m

Säkerhetsmyndighetema föreskriver en säkerhetsanalys som redovisas i samband med tillståndsansökan. Analysen skall dels bestämma de sä- kerhetsmarginaler som råder vid normal drift och vid sådana driftstör- ningar som inträffar relativt ofta, dels analysera vissa s k konstruktions- styrande haverier med potentiellt stora konsekvenser.

Denna föreskrivna haverianalys omfattar bland annat:

. olika fall som kan leda till snabb effektstegring, såsom felaktig styr— stavsutdragning eller utrusande Styrstav, plötsligt intrång av kallt vatten i härden eller otillåten forcering av kylvattenflödet

. felaktig bränslebytesoperation, som till exempel kan innebära att en bränslepatron fastnar eller tappas

. brott på ångledning eller vattenledning utanför inneslutningen . brott på ett från reaktorn trycksatt system innanför inneslutningen.

Stor uppmärksamhet ägnas åt de konstruktionsstyrande haveriema. Av särskilt stor betydelse är sådana haverier som medför förlust av kylmedel i reaktorhärden. De kallas med en amerikansk benämning Loss Of Coolant Accidents (LOCA). En LOCA kännetecknas av att ett sådant läckage uppstår i reaktorns primärsystem att läckflödet överskrider kapa- citeten på reaktorns normala spädmatningssystem. För att motverka konsekvenserna av sådana händelser träder nödkylsystem i funktion. Om nödkylningen fungerar som avsett förhindras överhettning av bränslet. Om nödkylningen inte är effektiv kan bränslet smälta.

För analys av LOCA har den amerikanska säkerhetsmyndigheten före- skrivit regler som tillämpas även i andra länder inklusive Sverige. Syftet är att genom pessimistiska antaganden åstadkomma stora säkerhetsmar- ginaler mot överhettning av bränslet. Nödkylningens effektivitet bedöms mot kriterier som bland annat definierar den högsta tillåtna kapslings- temperaturen. Härden får inte deformeras så att kylningen allvarligt för- svaras.

För en tryckvattenreaktor kan en LOCA—analys bygga på följande antagan—

den (exemplet gäller Ringhals 3)

1 Reaktorn körs vid nominell effekt med jämviktskoncentration av klyvningsprodukter i bränslet. 2 Ett momentant, dubbelsidigt brott (s.k. giljotinbrott) inträffar på en ut— loppsledning intill reaktortankväggen i en huvudcirkulationskrets. 3 Ett totalt bortfall av yttre nät inträffar. Två (av fyra) dieselgeneratorer startar och levererar hjälpkraft. 4 Nödkylsystemen utlöses.

I en kokarreaktor med extern cirkulation är brott på en cirkulationsledning omedelbart intill reaktortanken det konstruktionsstyrande haveriet.

6.2 Analys av riskbidrag

Syfte och grundproblem

Säkerhetsstudier för kärnkraftverk kan läggas upp så att man söker efter tänkbara förlopp som leder till haveri och jämför bidragen dessa ger till en sammanlagd olycksrisk. Av sådana undersökningar är den s.k. Ras- mussenstudien den mest omtalade. Efter dess mönster har flera studier gjorts för olika reaktorer. Användningen är tvåfaldig: dels kan studien ut— nyttjas för att säga var säkerhetshöjande åtgärder kan sättas in för att ge största riskminskning, dels har man velat ringa in sannolikheten för en reaktorolycka tex under ett års drift.

Säkerhetsanalyser för kärnkraftverk behandlar riskerna för haverier som beror på felfunktion eller felhandlande och leder till stora radioaktiva utsläpp. Sabotagehandlingar som orsak till haveri har inte tagits upp i dem, inte heller andra olyckstyper än sådana som är speciella för kärn- kraftverk genom främst strålningen. Riskerna beskrivs genom att man anger tänkbara konsekvenser av haverier tillsammans med sannolikhetsupp— skattningar för att de skall inträffa.

Konsekvenserna beskrivs till sin natur och omfattning och uttrycks i t.ex. antalet strålskadade och akuta dödsfall, sena cancerfall, aborter, ärftliga förändringar och den landyta som blir belagd med radioaktivt nedfall. Olika Säkerhetsstudier har kommit till olika resultat för konsekvenserna av samma tänkta olycksförlopp i reaktorn. Konsekvenserna kan därtill vara svåra att föreställa sig, dels därför att de i en del fall kan vara mycket omfattande, dels därför att man inte har någon tidigare erfarenhet av dem.

Att ange en sannolikhet för en olycka är vanskligt på flera sätt. För det första är tolkningen av sannolikheterna inte klar. De sannolikheter som har räknats fram har ett stort inslag av bedömningar och grundas bara till en del på observerad statistik. Detta medför att det inte går att pröva i vetenskaplig mening om riskuppskattningarna är "riktiga" — annat än genom jämförelse med de drifterfarenheter som successivt växer fram.

För det andra är sannolikheterna som beräknas och jämförs med var- andra mycket små tal — ofta av storleksordningen en på miljonen — och så små sannolikheter är det svårt att göra sig en meningsfull föreställning om. För det tredje är osäkerheten stor. I Rasmussen-studien t.ex. angavs den genom att värdena sägs kunna vara 5 gånger högre eller lägre än det värde som ges i första hand. Senare har man velat ange en ännu större

osäkerhet. Det är f.ö. oklart vilken mening som läggs i ordet osäkerhet i sammanhanget.

Ibland beskriver man risker genom det s.k. väntevärdet för konsekvenser— na. Med det menas de sammanlagda produkterna av sannolikheterna för olika typer av olyckor och något mått på deras konsekvenser, t.ex. antalet dödsfall. Med det redovisningssättet blir det lättare att göra jämförelser med mera alldagliga olycksrisker. Samtidigt går man miste om en väsent— lig dimension vid riskbedömningen, nämligen att stora katastrofer i flera viktiga avseenden är annorlunda än samma skada genom flera mindre olycksfall, t.ex. de trafikolyckor som inträffar dagligen. Kärnkraftsolyckor kan få mycket stor omfattning, och det ärinte självklart hur detta skall vägas mot den mycket lilla sannolikheten att de faktiskt inträffar. Risk- studier bör därför redovisa både konsekvenser och uppskattade sanno- likheter.

Sannolikheter i säkerhetsanalyserna

När man talar om sannolikheten för en händelse, måste man också mena att händelsen är slumpmässig. Vår genomgång avTMI—2—förloppet har visat att bl.a. brister i kunskap och instrumentering var starkt bidragande orsaker till haveriet, förhållanden som ju inte är slumphändelser. Ändå vill man, för att bedöma risker för olyckor i framtiden, tala om sannolik— het och mäta den i siffror.

Denna motsägelse är en fundamental svårighet men inte unik för käm- kraften. Haveriutredningar i flyg- eller trafiksammanhang syftar till att fastställa en eller flera orsaker och lyckas ofta med det. Slumpen accepte- ras inte som förklaring annat än för t.ex. mekanisk felfunktion. Å andra sidan visar olycksstatistiken en viss stabilitet över tiden, och detta gör det möjligt att tala om olyckssannolikheter, t.ex. för ett slumpvis valt fordon. Detta ger bl.a. en meningsfull grund för försäkringsbolagens verksam- het.

En säker grund för att beräkna olyckssannolikheter kan bara fås ur erfa— renheten, d.v.s. från olycksstatistiken. För flyg- och trafikolyckor finns statistik så att man kan ange sannolikheter för olika typer av olyckor och hänföra dem till år eller kilometer.

Ännu har man inte tillräckligt lång driftserfarenhet från kärnkraftverk för att man den vägen skulle kunna skatta olyckssannolikheterna.Man kan bara ge en grov övre gräns för riskerna. Aven om det inom en inte alltför avlägsen framtid kommer att finnas tillräckliga driftserfarenheter från 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 utvägen har både nackdelar och fördelar. Rasmussen-studiens 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 svagheter. Man kan ald- rig vara säker på att fantasin har räckt till att förutse alla händelseutveck- lingar som kan leda till olycka. Inte heller går det att få erfarenhetssiffror på alla ingående sannolikheter för felfunktion eller felhandlande. Fram— för allt är det svårt att mäta sannolikheten för mänskligt felhandlande trots att man har ägnat stor uppmärksamhet åt denna faktor i säkerhets- studierna. Många sannolikhetssiffror som sätts in är subjektiva skatt-

ningar. _

Olika betydelse av "sannolikhet" 6:1

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 gånger och successivt beräknar kvoten mellan antalet fall på hög- kant och hela antalet kast, visar sig andelen närma sig ett tal — det talet är lika med sannolikheten. Om vi känner det talet, är det samtidigt ett mått på våra förväntningar att vi skall få "högkant" när vi kastar bara en gång. Detta kallas sannolikhet i frekvensmening eller frekventistisk sannolikhet.

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 sig när man prövar det praktiskt.

Ibland kan man inte göra experiment för att få fram en sannolikhet. En utväg är att i stället bedöma — mer eller mindre välinformerat — vad sannolikheten är. En sådan uppskattning kallas en subjektiv sannolikhet. Här finns ingen möjlighet att köntrollera en uppskattning annat än att 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 problem är att sannolikhetslärans satser och metoder inte utan 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 dock göras. Till grund för räkningarna ligger sannolikhetsdata som i en del fall är frekventis— tiska, men i många fall måste man använda subjektiva skattningar eller erfarenhetsvärden som modifierats och anpassats ett subjektivt sätt.

I det följande ges en översikt av några säkerhetsanalyser av intresse för svenskt vidkommande. Redovisningen ger en metodikbeskrivning för den s.k. Rasmussenstudien och de viktigaste resultaten från den och några andra analyser. Sannolikhetsuppskattningarna redovisas direkt från källorna och bör läsas mot bakgrund av den tidigare diskussionen.

Rasmussenstudien Rasmussenstudien (Wash—1400) genomfördes på uppdrag av U.S. Atomic Energy Commission och redovisades till Nuclear Regulatory Commission i oktober 1975. Syftet var att studera olycksrisker vid ameri- kanska kommersiella kämkraftsreaktorer. Själva haveririsken studerades för en kokarreaktor (Peach Bottom 2) och en tryckvattenreaktor (Surry 1). Spridning och konsekvenser av utsläpp studerades och beräknades för befolkningsförhållanden som var representativa för 100 större ameri— kanska reaktorer som var i drift eller planerade vid denna 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 tyska reaktorsäkerhetsstudie som redovisats hösten 1979. Rasmussenstudiens metodik beskrivs i det följan- de och gäller i stora drag för de övriga riskstudierna.

Reaktorhärden är den enda källa varifrån stora mängder radioaktiva äm- nen kan spridas ut via atmosfären. Riskanalysen fokuserades därför på haverifall som kan leda till härdsmältning eller andra skador på härden.

I princip kan man tänka sig ett stort antal inledande händelser och för— lopp som leder till haveri och utsläpp. Det visar sig att ett begränsat an- tal av dessa dominerar riskbilden. Övriga kan tidigt avföras därför att 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 många som möjligt av dessa. Härför krävs ett betydande mått av fantasi, liksom stor erfarenhet och systemkänne- dom. Det ligger dock i sakens natur att denna metodik aldrig kan göra anspråk på fullständighet.

Händelseträd För att identifiera händelseförlopp som kan leda till härdskada utgår man från en inledande händelse och studerar hur reaktoranläggningens olika delar fungerar. Händelseutvecklingarna följs på ett systematiskt sätt med hjälp av händelseträd. 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 reaktorns 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.

Exempel på händelseträd

Som illustration till händelseträdsmetodiken väljer vi ett exempel på en transient, som leder till otillräcklig spädmatning av kylvatten till reaktor- härden. 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 hus— turbindriften 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 till- räcklig hjälpkraft. Den första förgreningen i diagrammet symboliserar huruvida gasturbinema startar (gren uppåt) eller ej (gren nedåt). Tillräck— lig hjälpkraft kan också fås, om gasturbinema ej startar, från dieselgene— ratorer som automatiskt skall starta. Om även dessa missar (två av de fyra dieslarna behövs för full hjälpkraft), kan varken hjälpmatarvatten- systemet (327) eller lågtryckshärdkylsystemet (323) fungera med otill- räcklig spädmatning som följd (understa grenen). Samma slutresultat inträffar vid samtidigt fel på systemen 327 och 323 oavsett om gastur- binema eller dieslarna levererar hjälpkraften. Sannolikheten för felfunk— tion i varje förgrening uppskattas med felträdsmetodiken och totalsanno- likheten för otillräcklig spädmatning p.g.a. bortfall av yttre nätet kan beräknas.

De händelseföljder som ger de största riskbidragen är angelägnast att förebygga genom tillkommande säkerhetssystem.

Felträdsanalys

Sannolikheterna för hur komponenter i reaktorn och dess säkerhetssys- tem 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(Q)l Bl BZ U Otillräcklig Nätbort- Gas- Dieslar 327 spädmatning? fall turbiner

Föreligger

Funktion

Uteblir

' Nätbortfall under längre tid än 25 minuter samt misslyckad övergång till husturbindrift. 7 Inklusive manuell trycknedtagning. Källa: Ds ! 197813

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 fel- funktion. 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 logiska mönster till en resulterande sannolikhet för topphändelsen. Även där mänskligt felhandlande påverkar funktionen, beskrivs detta med sannolikheter. Man försöker också uppskatta osäkerheten i den beräknade felsannolik- heten.

Fel med gemensam orsak En felträdsanalys som utgår från att de slumpmässiga komponentfelen är oberoende av varandra kan ge för låga systemfelsannolikheter. Rasmus- senstudien tar hänsyn till det.

En och samma företeelse kan förorsaka flera samtidiga fel. En brand i kärnkraftverket Browns Ferry i USA 1975 satte till exempel flera av säker- 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. com— mon cause failures ger är naturligtvis särskilt betydelsefull för dubblera- 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 erfarenhetsunderlag i stor utsträckning saknas. Rasmussen—studien använde ganska godtyckliga metoder och olika antaganden kan ge mycket skiljaktiga resultat. På denna punkt uppstår ett betydande bidrag till osäkerheten i den beräknade haveri- sannolikheten.

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 operatörsingrepp kan som regel ta över automatiken och måste göra det i vissa situationer. I säker- hetsanalyserna sätts sannolikheter för felhandlande från drift- och underhållspersonalens sida, så att detta kan tas med i felträden.

Det är främst två typer av mänskligt felhandlande som har uppmärk— sammats i samband med reaktorsäkerheten, nämligen felkalibrering av elektrisk kontrollutrustning och felaktiga åtgärder i kontrollrummet. Fel—

kalibrering kan leda till att automatiska funktioner uteblir exempelvis vid reaktoravställning eller trycknedtagning vid LOCA. Den andra typen av mänskligt felhandlande kan uppträda i den stressituation som uppstår Vid en serie onormala händelser. Operatören kan då förbise viktiga manuella ingripanden och säkerhetsfunktioner eller utföra dem fel.

IRasmussenstudien har försök gjorts att analysera operatörsbeteende i kontrollrummet. Ett operatörsingripande uppdelades i tre steg:

. varseblivning av en onormal situation via utslag på instrument eller larmsignaler . övervägande och beslut . åtgärder

Felsannolikheten uppskattades därefter genom kombination av bidrag från de olika stegen. Härvid beaktades bl.a. följande faktorer:

utformningen av instrument, signaler och skyltar stressnivån skrivna instruktioner och arbetsrutiner utbildning och erfarenhet kopplingsberoende mellan ingrepp av olika slag typ av signalåterföring

bemanningen

Att sätta sannolikheter på mänskligt felhandlande ger problem i säker- hetsanalysen. 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 atmosfä- ren genom brott eller läckage i inneslutningen. I en 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 spridningen. I Rasmussenstudien valde man ut sex typis- ka reaktorförläggningar och mätte där under ett års tid vindriktning, vindstyrka och temperatur på olika höjder samt nederbörden. Man valde sedan ut 90 tidpunkter och beräknade för dessa radioaktivitetens sprid- ning med hjälp av insamlade meteorologiska data.

Skadeverkningarna bestäms naturligtvis också av befolkningsfördelning- en och därför studerade man hur den ser ut vid de 68 förläggningsorter som var aktuella i USAvid studiens genomförande. Den dos av strålning som befolkningen utsätts för från luft, mark och livsmedel leder, om den är mycket stor, till strålskador enligt samband som är relativt säkert kän- 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 stråldoserna 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 säkerhetsarbetet är det av intresse att se vilka initierande händelser och fortsatta händelseföljder som ger stora bidrag till risken. Det visade sig i Rasmussenstudien att det är transienter och små LOCA som var för sig och tillsammans ger de största bidragen, medan stora LOCA och framför allt tankbrott gav mindre bidrag för såväl tryckvatten— som kokarreak- torer.

De initierande händelserna för de dominerande haveriförloppen i tryck— vattenreaktorn är av tre slag:

. små brott i primärsystemet . transient vid nätbortfall . ventilfel mellan lågtryckshärdkylsystemet och huvudcirkulations- systemet

Förlopp som initieras av stora rörbrott och där nödkylningen inte funge— rar 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 sannoli— kare 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 stängas av och resteffekten kylas bort. Det dominerande tran- sientförloppet i tryckvattenreaktorn visade sig vara nätbortfall kombine- rat 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 sannolik- het förstör lågtryckssystemet och samtidigt öppnar en utsläppsväg direkt ut ur inneslutningen.

Transienthändelser med utebliven reaktoravställning och otillräcklig resteffektkylning dominerade utsläppsbilden för kokarreaktorn. Sådana händelser ledde till härdsmältning och med stor sannolikhet till bristning av inneslutningen på grund av övertryck.

Bortfall av matarvattensystemet antogs inträffa i genomsnitt någon gång per reaktor och år. I sådana situationer träder normalt hjälpsystem i funk-

tion för spädmatning och resteffektkylning. Reaktorn ställs av och trycket avlastas genom att avblåsningsventiler öppnas. Om spädmatningen är otillräcklig kan härden så småningom friläggas och överhettas.

Trycktanksbrott är den allvarligaste typen av haveri som en kärnkraftreak— tor kan utsättas för. Ett tankbrott innebär med stor sannolikhet att kyl— ningen av kärnbränslet äventyras vilket kan leda till en härdsmälta. San- nolikheten bedömes dock vara mycket låg.

Uppskattningen av sannolikheten för trycktanksbrott kan i princip ske oå tre olika sätt, baserade på:

— driftserfarenheter från reaktortryckkärl — haveristatistik för konventionella tryckkärl — brottmekaniska beräkningar

Drifterfarenheterna från reaktortryckkärl är ännu otillräckliga för en me- ningsfull bedömning av brottsannolikheten. Brottmekaniska beräkningar indikerar en övre gräns för brottsannolikheten för reaktortryckkärl av 5 ' 10"7 per tryckkärl och år.

Det är mera osäkert vilka slutsatser som kan dras från annan tryckkärls- erfarenhet, eftersom extra påfrestningar tillkommer i en reaktor, bl.a. på grund av strålningen. Å andra sidan är kontrollen av reaktorkärl under såväl tillverknings- som driftsskedet särskilt noggrann.

För riskbedömningen är man mest intresserad av utsläppens storlek och sammansättning. Olika haverisekvenser som ledde till jämförbara utsläpp grupperades därför samman. För tryckvattenreaktorer valdes typiska utsläpp för nio grupper av haveriförlopp, varav de sju svåraste sammanhängde med härdsmälta. För kokarreaktorer valdes fem ut— släppskategorier, varav de fyra allvarligaste efter härdsmälta. Resultat från Rasmussenstudiens sannolikhetsuppskattningar redovisas i tabell 6.1.

De beräknade konsekvenserna redovisas gemensamt för tryckvatten- och kokarreaktorer som ett genomsnitt för de aktuella reaktorlägena. I tabell 6.2 återges konsekvensbilden för successivt svårare och samtidigt osan- nolikare olyckor.

Tabellen över beräknade konsekvenser hänför sig till olyckor med härd- smälta. Sannolikheten för haverier med kapslingsskador är enligt Ras- mussenstudien flera gånger högre (ca 1/ 2.000 för en tryckvatten— och 1/10.000 för en kokarreaktor per driftår). Dessa olyckstyper leder för tryckvattenreaktorer till utsläpp som är mindre än eller jämförbara med de minsta utsläppen efter härdsmälta. Från kokarreaktorer blir utsläppen i dessa fall mycket mindre.

Sannolikheter för radioaktiva utsläpp av olika omfattning för tryck— vatten- och kokarreaktorer enligt Rasmussen-studien.

Utsläpps- Sannolikhet Andel av härdinnehåll som frigörs kategori per driftår ädel- oorganiskt cesium/ barium/ gaser jod rubidium strontium PWR 1. 9 - 10'7 0.9 0.7 0.4 0.05 PWR2 8 - 10"6 0.9 0.7 0.5 0.06 PWR3 4 - 101” 0.8 0.2 0.2 0.0 PWR4 5 - 1077 0.6 0.09 0.04 5 - 10'3 PWRS 7 - 10_7 0.3 0.03 9 - 10'3 1 —10_3 PWR6 6 - 10'6 0.3 8 — 10'4 8 - 10_4 9 ' 10'5 PWR7 4-1045 6—10'3 2105 1-10'5 1-10'6 PWR8 4 - 10”5 2 - 10_3 1 -10'4 5 - 10_4 1 -10'x PWR9 4—10"4 3-10'6 1-10'7 6107 1-107ll BWR1 1 - 10"6 1.0 0.4 0.4 0.05 BWR2 6 — 10” 1.0 0.9 0.5 0.10 BWR3 210"5 1.0 0.1 0.1 0.01 BWR4 2 - 10"6 0.6 8 - 10"4 5 — 10_3 6 - 10'4 BWR5 1-10_4 5-10'4 6-10_Il 4-10'9 8'10"4

PWR = tryckvattenreaktor, BWR = kokarreaktor Källa: Rasmussen-rapporten, Main Report, sid 78

Tabell 6.2

Konsekvenser och uppskattade sannolikheter enligt Rasmussen-studien.

Uppskattad dödsfall sannolikhet efter akut för ett strålskada driftårz)

1/20.000 ( 1 1/1.000.000 ( 1 1/10.000.000 110 1/100.000.000 900 1/1000.000.000 3.300

övriga strål— sjuka

( 1 300

3 . 000 14.000 45.000

') Motsvarande normala antal fall är ca 17.000. 2) Talen är vägda medelvärden av de härdsmältesannolikheter som uppskattats för Rasmussenstudiens tryckvatten- och kokarreaktorer.

område cancerfall som måste per år ca saneras km2 10—40 år efter

händelsen ])

( 0.25 ( 1 5.000 170 8.000 460

— 860

_ 1.500

Angivna värden avser en tryckvatten- eller kokareaktor. Källa: Rasmussenstudien, Main Report, sid 83.

Lewisrapporten

Lewisrapporten (Lewis 1978) avgavs i september 1978 av en arbetsgrupp som hade tillsatts av Nuclear Regulatory Commission. Den är en gransk- ning av Rasmussenrapporten och diskuterar även allmänt hur riskanaly- sema borde kunna utnyttjas i säkerhetsarbeet.

Lewisrapporten konstaterar att Rasmussenstudien varit ett betydande framsteg i riskanalysen för kärnkraftreaktorer. Händelseträdsmetoden är allmänt användbar för att studera olyckssekvenser och göra kvantitati- va riskbedömningar. Rapporten avfärdar inte Rasmussenstudiens sanno- likhetsskattningar av haveririskerna, men osäkerheten i sannolikheten anses vara avsevärt större än vad studien angav. Lewisgruppen pekar på de faktorer som kan leda till underskattning eller till överskattning av den verkliga risken. T.ex. anses behandlingen av fel med gemensam orsak kunna leda till underskattning av haverisannolikheterna medan bl.a. den mänskliga improvisationsförmågan i en hotande händelseutveckling inte räknats säkerheten tillgodo.

Lewisgruppen ansåg att NRC inte hade utnyttjat de möjligheter Rasmus- senstudien ger för inriktning av säkerhetsarbetet. Studien pekade på be— tydelsen av transienter och små LOCA som inledande händelser. Dessa, liksom mänskliga felhandlingar, ger betydande riskbidrag som NRC inte lagt stor vikt vid jämfört med de mera dramatiska förloppen efter stor LOCA.

Överlag lämnar enligt Lewisgruppen presentationen av Rasmussen- studien mycket i övrigt att önska. Den inledande sammanfattningen (Executive Summary) är så kortfattad att den har blivit direkt missledan- de. Betydelsen av sena effekter, d. v. s. främst cancer, blev inte redovisade där, trots att beräkningar hade gjorts i huvudrapporten. Överhuvudtaget ansågs Rasmussenrapporten vara svår att granska, eftersom metodik och data blivit ofullständigt redovisade.

Lewisrapporten varnar för oförsiktigt användande av de uppskattade olyckssannolikheterna. NRC deklarerade med anledning av detta att den inte betraktade uppskattningarna som tillförlitliga och att siffrorna inte skulle användas okritiskt vid policyöverväganden.

EK-Ar underlag för bedömning av Rasmussenstudien Energikommissionens expertgrupp för säkerhet och miljö lät som under- lag för sina bedömningar i riskfrågor genomföra bl.a. en studie av meto— dik och i data i Rasmussenstudien. (Bergqvist et al 1978)

Rapporten tar upp grundläggande frågor om sannolikhetsbegreppet och möjligheterna att med statistiska metoder analysera risker 1 komplicerade tekniska problem. Därefter förs en relativt ingående diskussion av meto-

diken. Flera typer av felkällor tenderar att leda till underskattning av olyckssannolikheter. Det gäller t.ex. borttappade händelseföljder och en del brister i behandlingen av fel med gemensam orsak. Samma gäller även behandlingen av mänskligt felhandlande.

Vad gäller de undersökta händelseträden påpekas att driftstörningar, s.k. transienter, kan ha varit en försummad kategori av inledande händelser i jämförelse med förlust av kylmedel. Det påpekas även att små transienter kan övergå i förlust av kylmedel.

I sin sammanfattande bedömning godtar författarna Rasmussenstudiens metodik och resultatet i stora drag men påpekar också att det angivna osäkerhetsområdet torde vara avsevärt underskattat. Man kan inte ute- sluta haverisannolikheter som är ca tio gånger högre än Rasmussen- rapportens i första hand skattade värde, d.v.s. 1/2000.

Riskstudier av svenska kokarreaktorer Forsmark 3

På initiativ av Energikommissionen genomförde Asea—Atom (1977) en studie av säkerheten mot härdsmältning i Forsmark 3. Studien gjordes med händelseträdsmetodik. Utredningen kom till slutsatsen att sannolik— heten för härdsmältning var väsentligt lägre i Forsmark 3 än i Rasmus— senstudiens kokarreaktor Peach Bottom 2.

Den bättre säkerheten i Forsmark 3 tillskrevs enligt studien bl.a. följande orsaker:

. större redundans hos säkerhetssystemen, vilket radikalt reducerar sannolikheten för utebliven resteffektkylning

. tillförlitligare yttre nät, beroende på att 70 kV nätet i Forsmark är anslu- tet till gasturbindrivna elgeneratorer

. säkerhetssystemen i Forsmark 3 har inga uppgifter att fylla i de övriga aggregaten (Forsmark 1 och 2). I Peach Bottom delas vissa utrymmen mellan aggregat 2 och 3.

o den svenska trettiominutersregeln minskar sannolikheten för mänsk— ligt felhandlande främst vid LOCA-händelser i kokarreaktorn.

På många punker, t.ex. vid beräkning av sannolikheten för reaktortank- brott övertogs metodik och vissa data direkt från Rasmussenstudien. Den sammanlagda sannolikheten för härdsmältning blev 3.1 - 10"6 per år, vil- ket är ungefär en faktor 8 lägre än för Peach Bottom 2. Forsmark 3-stu- 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 paral- lell studie av samma kraftverk gjordes av den amerikanska konsultfirman MHB Technical Associates på initiativ av Energikommissionens expert- grupp för säkerhet och miljö (Ml—IB 1978). Vidare har konsekvenser av olyckor vid Barsebäck studerats på den danska forskningsanstalten Risö (Risö 1977).

Studsviksstudien byggde på metodik och databas enligt Rasmussenstu- dien. MHB-studien använde samma händelseträdsmetodik och samma indelning av utsläpp efter deras omfattning. Däremot användes en modi- fierad 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 härdsmält- ning till följd av stort rörbrott än Studsvik. Anledningen är delvis att Studsvik valt samma värde för frekvensen av rörbrott som inledande händelse som Rasmussenstudien medan MHB antog ett åtta gånger högre tal.

I övrigt kan noteras att MHB antagit en högre frekvens för transienter 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 tillgäng— lighet hos säkerhetssystemen än Studsvik.

Konsekvenserna av reaktorolyckor vid Barsebäck som leder till stora ut- släpp har studerats dels av Beyea för EK-A (Beyea 1978), dels av Studs— vik. 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 km2 yta med radioaktiv beläggning. När man försöker ta hänsyn till alla faktorer av betydelse för utsläppets skadeverkningar, som molnets stigning, vindförhållanden, nedfallshastighet och urtvättning med nederbörden, utrymning m.m. blir resultatet beroende av vilka antagan- den som görs och som delvis måste grundas på bedömningar. De beräk- nade 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 sammanfattning av säkerhetsstudierna och egen bedömning Energikommissionen (EK) gör i sitt slutbetänkande om hälso-, miljö- och säkerhetsrisker ( SOU 1978:49 ) en sammanfattande bedömning av de svenska säkerhetsstudiema och av genomgången av Rasmussenrappor- ten. Vacl 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 tillämpbar endast på anläggningar vid tiden för

Studsvik

Perår 10'5 10'6 i i i _ . 10—1 = 1 1 1 ' t !. . . i l i. . , i ' l 5 l l 10-' l l l ** : ta...—_. L.M....— c...-..... M & ; .,. :m :E cg E% ., se så %s = g ,,,: :o =... NE m _ ..o nu på"; : .”' c.a "B* (DX mu :."5 ut Ol- (:E F?, um ...-g :mo emo '-o I)». 32 Om 2.0 wr— 23. Figur6.1

Förväntade härdsmältningsfrekvenser i Barsebäck 2 enligt olika uppskattningar. Källa: Pershagen (1979).

Händelse Stort Medelstort Litet Nätbortfall rörbrott rörbrott rörbrott

Bidrag till frekvensen för härdsmältning

Feltyper _ UA

UA+C|V1A |:] CIVlA CMA+IVIF UA+MF & MF

_! Feltyp

UA = slumpmässiga, oberoende fel CIVIA= 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 tidigare kan säkerheten antas bli 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 anger. DärtiB kommer att konsekvenser- na kan vara underskattade i studien.

EK sammanfattar också sin bedömning av de båda studierna för Barse- bäck 2 och konstaterar att skillnaderna i riskuppskattning får betraktas som liten och i sammanhanget oväsentlig. Dock bör även här ett bredare 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 augusti 1979. Studien avser tyska förhållanden (tryckvat- tenreaktorn 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 strömförsörjning- en. I det förra fallet leder operatörsfel till att viktiga funktioner sätts ur spel, i det senare ger den relativt stora sannolikheten för den initierande händelsen ett avsevärt bidrag till totalrisken. Det är intressant att notera att det största bidraget till den totala sannolikheten för ett haveri ges av mänskligt felhandlande, varefter kommer komponentfel. Fel med gemensam orsak ger endast ett mindre bidrag. Jämför figur 6.2.

I studien påpekas den viktiga roll som inneslutningen spelar för begräns- ningen av konsekvensema. Om den är intakt, dröjer det omkring ett dygn efter en härdsmälta innan tryckstegringen går så långt att inneslut— ningen går sönder. Då hinner man företa utrymning. Det är endast när en ångexplosion inträffar eller en stor läcka uppträder som man får ett tidigt utsläpp. Detta gör att endast 0,7% av alla härdsmältor leder till akuta strålskador.

Beräkningen av konsekvenserna för den omgivande befolkningen har gjorts på i huvudsak samma sätt som Rasmussenstudien. Dock finns vis— sa betydelsefulla skillnader. Så har exempelvis de lokala förhållandena vid var och en av de 19 förläggningsorterna beaktats. Olika konsekvens- lindrande åtgärder, främst uppsökande av skydd, evakuering, omflytt- ning och dekontaminering har behandlats i detalj.

Av speciellt intresse är att jämföra resultaten från den tyska studien med motsvarande resultat i Rasmussenrapporten. Sannolikheten för härd- smälta anges till 9 - 10" 5 per år mot 5 — 10'5 i Rasmussenrapporten. De studerade reaktorerna är relativt likartade till sin konstruktion, och denna relativt goda överensstämmelse kan ses som ett stöd för möjligheten att genomföra en riskanalys. Trots att metodiken skiljer sig i många detaljer och trots olika databaser har de beräknade sannolikheterna blivit av samma storleksordning.

Säkerhetsanalyserna i belysning avTMI—Z—händelsen och övrig drifterfarenhet

Kvalitativ jämförelse

TMI—Z—händelsen ger en möjlighet att pröva om säkerhetsanalyserna är fullständiga. Man kan ställa frågan om händelseutveckligen vid haveriet varit förutsedd i något händelseträd. Svaret säger i så fall något om hur fullständig analysen kunde göras. Det är också av intresse att studera hur långt överensstämmelsen sträcker sig.

IRasmussenrapporten finns en sekvens som motsvarar TMI-Z-haveriet och som betecknasTMLQU-B , där beteckningarna har följande betydel- se:

Initierande transient . Huvudmatarvattnet ej tillgängligt Hjälpmatarvattnet ej tillgängligt Avblåsningsventilen stänger ej efter tryckavlastning Högtrycksinjektionen fungerar ej

Inneslutningen ofullständigt isolerad

äcprze

Vid TMI-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- ningsventilen på tryckhållarkärlet. Vidare skedde snabbstopp av reak- 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 stängt tillstånd. Därigenom kom inget vatten fram och ånggeneratorernas sekundärsida kokade torrt. I Rasmussenstudien fortsätter händelseträdet med just denna händelse. Även den angivna orsaken (mänskligt felhandlande i samband med översyn) stämmer med verkligheten.

Den avgörande händelsen i haveriet kom i och med att avblåsningsventi- 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 TMI-2 sattes högtrycksinjektionen igång automatiskt. När den efter en kort stund stängdes av manuellt, ledde detta till de allvarliga härdskadorna. l Rasmussenrapporten antas att högtrycksinjektionen inte fungerar. Här skiljer sig således verklighet och riskanalys. I den senare finns ingen möjlighet att få med det komplicera— de operatörsbeteende, som i hög grad bidrog till haveriets allvarliga för- lopp, men som å andra sidan ledde till att situationen kom under kontroll innan härden smält.

Denna jämförelse visar alltså attTMI—haveriet var förutsett i Rasmussen- rapporten 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-2- anläggningen skulle ha lett till att man uppmärksammat svagheter i konstruktion och instrumentering. Denna fråga är svår att besvara med 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-

porten anges en sannolikhet för detta på 0.01 per anrop. Speciellt vid inkörningen av en ny reaktor kan man vänta sig så många öppningar att ventilen sannolikt kan fastna en gång per år. En så hög siffra borde gett anledning till eftertanke.

I detta sammanhang kan det noteras att sekvensen ifråga tas upp i Birk- hoferstudien. Det framgår där att risken med en hängande avblåsnings- ventil uppmärksammades under diskussioner av studien och att detta ledde till konstruktionsändringar på de tyska reaktorerna för att undvika haverier av denna typ. Det visar att riskanalys kan vara ett viktigt hjälp- medel för att upptäcka svagheter i reaktorkonstruktioner.

Statistiska jämförelser

De samlade driftserfarenheterna från kärnkraftverken, inklusive TMI-2, kan ställas mot säkerhetsanalysernas sannolikhetsuppskattningar för jämförelse. Driftserfarenheterna inkluderar ju alla haveririsker, även sådana som förbisetts i händelseträdsanalyserna och blir på så vis även kontroll på dessas fullständighet.

Driftserfarenheterna från västvärldens större kommersiella vattenkylda reaktorer uppgår för närvarande till ca 1.100 driftår. Enligt en rapport till Kemenykommissionen uppgick drifttiden för amerikanska tryckvatten- reaktorer vid tiden förTMI-Z till 223 och för kokarreaktorer till 187 år.

TMI-Z-händelsen själv innebar ett härdhaveri men inte härdsmälta. Ut- släppen blev avsevärt mindre än vad som beräknats för motsvarande händelseföljd i Rasmussenrapporten, där man inte förutsett det opera— törsingripande som förebyggde en härdsmälta.

En statistisk skattning av den verkliga haverisannolikheten utifrån dessa driftserfarenheter ger bara svaga indikationer på den verkliga haveri- risken. Den ger ett brett konfidensintervall av tänkbara värden.

I den nämnda rapporten till Kemenykommissionen härleds sannolikhe- terna för några händelser med härdhaveri och radioaktiva utsläpp utifrån Rasmussenrapportens värden. Sannolikheten för ett sådant haveri i USA under tiden fram till TMI-2 var 13 procent med en angiven övre osäker- hetsgräns på 80 procent. Om ett sådant haveri inträffat skulle sannolik- heten att den inte omfattade härdsmältning vara 90 procent och sanno— likheten att den inträffade i en tryckvattenreaktor 80 procent.

I Rasmussenrapporten finns bara utsläppskategorier efter härdsmältning eller utsläpp till följd av läckage från måttligt skadade bränsleelement. TMI—2-händelsen kan klassas i rapportens kategorier antingen med hän- syn till utsläppens omfattning eller med hänsyn till händelseföljden. Inget av alternativen ger en tillfredsställande lösning. I förra fallet har man ingen anledning att sätta sannolikhetsskattningarna i fråga. Det är den ståndpunkt som den nämnda rapporten till Kemenykommissionen intar, men den är inte fri frårj invändningar. I det senare alternativet leds

man till en bedömning att sannolikheten för felfunktioner m.m. kan vara underskattade men att samtidigt möjligheterna att hejda förloppets utveckling mot härdsmälta och stora utsläpp har underskattats.

Vad gäller konsekvenserna för bedömning av den svenska reaktorsäker— heten mot bakgrund av drifterfarenheterna möter en grundläggande osä- kerhet i överföring av haverisannolikheter från internationella förhållan- den till svenska. Säkerhetsanalyserna för svenska reaktorer talar dock inte för att sannolikheterna skulle vara högre i svenska reaktorer.

Allteftersom drifterfarenheterna från världens kärnkraftverk växer, blir den riskbedömning som grundas på dem istället för på teoretiska säker- hetsanalyser allt tillförlitligare — detta oavsett om någon ytterligare olycka inträffar eller ej. Det har redovisats (Apostolakis och Mosleh 1979) ett för— sök att med s.k. Bayesiansk revision av sannolikheter väga samman säkerhetsanalysernas information med drifterfarenheterna. Resultatet blev en skattning av haverisannolikheten som är ca två gånger högre än Rasmussenstudiens, vilket indikerar att drifterfarenheterna är tillräckligt omfattande för att korrigera en pessimistisk bedömning av säkerhets— analysernas tillförlitlighet.

Sammanfattning och slutsatser Utredningen vill sammanfattningsvis konstatera att:

— säkerhetsanalyserna (genom konstruktionsbestämmande haverier och genom händelseträdsmetodik) kan och bör utnyttjas i säkerhetsarbetet;

— lärdomar från händelseträdsanalyserna inte tillfullo utnyttjats i säker- hetsarbetet;

— händelseutvecklingen vid TMI-2 varit förutsedd i säkerhetsanalyserna vad gäller det fysikaliska förloppet, men att de händelser som kom att avgöra förloppet var andra än de som antagits;

— tolkning och användning av de skattade haverisannolikheterna som

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;

— konsekvensberäkningarna visar en stor spännvidd mellan olika studier men att detta främst beror på olika, redovisade antaganden.

Utredningen bedömer därför att studier med händelseträdsmetodik är ett mycket värdefullt hjälpmedel i säkerhetsarbetet genom att de pekar på de angelägnaste målen för insatser. Att använda studiernas sannolikhets- uppskattningar för att beskriva haveririskerna stöter på principiella pro- blem, bl.a. på grund av inslaget av subjektiva bedömningar. De sannolik—

heter som har angivits motsägs dock inte av driftserfarenheterna. Men studiernas sannolikhetsuppskattningar bör enligt utredningens mening inte ensamma användas som politiskt beslutsunderlag i riskfrågor. Andra resultat av säkerhetsanalyserna, särskilt den systematiska genomgången av möjliga händelseförlopp, bör kunna ge en väl så säker förståelse för kärnkraftens säkerhetsfrågor som risker beskrivna i några enstaka siffror.

i anslutning till TMI-2 _

7.1 Bakgrund

Säkerhetshöjande åtgärder har vidtagits i svenska och utländska kärn— kraftverk alltsedan deras tillkomst. Sådana åtgärder utan direkt samman- hang med TMI diskuteras i avsnitt 9.1.

Som en följd avTMI tillsatte den amerikanska tillsynsmyndigheten NRC en utredningsgrupp "Lessons learned" som skulle komma med förslag till ytterligare säkerhetsåtgärder på kort och lång sikt utöver de redan genomförda. Alla civila vattenkylda reaktorer i USA åsyftades. Eftersom samma funktionspriciper utnyttjas i de svenska reaktorerna har förslagen stort intresse även här.

Rapporten om åtgärder på kort sikt (NUREG 0578) föreligger och har vidarebehandlats formellt inom NRC (Denton 1979). Den är uppställd i ett 20—tal punkter med relativt detaljerade tekniska och driftmässiga krav. Reaktorsäkerhetsutredningen har inte funnit anledning till en detalj— diskussion 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 förenkling av de detaljerade tekniska kommentarer som lämnats.

Vid sidan härav finns sedan tidigare en amerikansk sammanställning över "Icke avgjorda säkerhetsfrågor" för lättvattenreaktorer (Unresolved Safety Issues) som enligt NRC förtjänar en ytterligare analys och even— tuella åtgärder. Sammanställningen och dess svenska motsvarighet kom- menteras kortfattat i avslutningen av detta kapitel.

7.2 Amerikanska krav på åtgärder som följd avTMI

I USA beslöt tillsynsmyndigheten NRC omgående efter reaktorhaveriet vid TMI att stänga fem tryckvattenreaktorer av Babcock & Wilcox' fabrikat. Reaktorerna fick inte återstartas förrän vissa åtgärder vidtagits.

Vid sidan härom igångsatte NRC alltså en omfattande utredningsverk— samhet 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 sammanfattning omfattar de

beträffande konstruktion

1.1 ytterligare reservkraft för värmare i tryckvattenreaktorernas tryck- hållningskärl m.m., 1.2 kompletterande test av alla säkerhets— och avlastningsventiler, inkl. test med ång/vattenblandningar, 1.3 förbättrad instrumentering för att underlätta diagnos av 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 anordningar för vätgaskontroll i samband med olyc- kor — avser bl.a. kvävgas- eller koldioxidfyllning av vissa kokarreak- torinneslutningar samt möjlighet att ansluta vätgasrekombinatorer, 1.6 åtgärder för att minska läckagerisken för radioaktiva ämnen från pumpar, ventiler etc. i samband med haverier, 1.7 förbättrad tillgänglighet för hjälpmatarvattensystem — avser bl.a. automatisk start av systemen samt mätning av vattenflödet, 1.8 instrumentering för att följa haveriförlopp — avser förbättrade möj- ligheter att mäta strålningsnivåer och att mäta tryck, vattennivå och vätekoncentration i inneslutningen, 1.9 förbättrad analys, instruktioner och träning för störningar och haverier,

1.10 fjärrmanövrerade ventiler på höga punkter i reaktorkylsystemet (i praktiken tillämpbart på tryckvattenreaktorer),

och beträffande regler för driften

2.1 klargörande av ansvarsfördelning för driftpersonalen, förbättrad kunskap i kontrollrummet om haveriförhållanden och striktare över- lämnanderutiner mellan skift,

2.2 förbättrad haveriberedskap inom kärnkraftverken — avser bl.a. till— trädesbestämmelser, sambandssystem m.m.,

2.3 skärpta driftbegränsningar vid fullständigt bortfall av någon säker— hetsfunktion.

Ovanstående punkter utgör krav vid konstruktion. På befintliga anlägg- ningar utgör de i allmänhet krav på åtgärder senast 1981.

7.3 De svenska reaktorinnehavarnas samt tillverkarnas synpunkter

De svenska reaktorinnehavarna redovisade i september detta år på reak- torsäkerhetsutredningens 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.

Åtgärder enligt 1.2, 1.3 (del), 1.4, 1.5,1.6,1.9, 2.1 är i huvudsak redan 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.

Vattenfall ger för kokarreaktorer synpunkter likartade OKG:s och Syd- krafts. Man menar dock att även 2.2 i huvudsak finns redan i grund— konstruktionen, medan ytterligare åtgärder är önskvärda bl.a. beträf— fande1.6. Beträffande tryckvattenreaktorerna anför Vattenfall, att reservkraft för tryckhållarvärmarna (punkt 1.1) kan inkopplas manuellt på Ringhals 2. Punkterna 1.3,1.4,1.5,1.7,1.9,1.10, 2.1 och 2.2 fanns i huvudsak redan i grundkonstruktionen eller är redan i huvudsak åtgärdade eller är under arbete. Då det gäller1.2 (test av ventiler) avvaktar man amerikanska undersökningar. Åtgärder enligt 1.6 och 1.8 anses önskvärda men är inte genomförda eller påbörjade.

Ovanstående ger i stort en enhetlig bild, med de nödvändiga skillnader— na mellan kokar— och tryckvattenreaktorer. Man kan konstatera att en- dast två frågor framkallat invändningar eller tveksamhet i sak, nämligen delförslaget under 2.1 om särskilda haverirådgivare i skifttjänst — "shift technical advisors" — och åtgärd 2.3 om driftbegränsningar. Utredning— ens uppfattning om "shift technical advisors" redovisas närmare i kapitel 9, avsnitt 9.8. Utredningen avvisar där inrättandet av sådana befattningar och förordar i stället en fördjupad utbildning för skiftpersonalen.

I fråga om driftbegränsningar vid fel på säkerhetsfunktioner anför Vat— tenfall att detta förslag är oklart men att det i praktiken troligen ligger nära de regler som redan finns inskrivna i Sverige i de säkerhetstekniska föreskrifterna (STF) för de olika reaktorerna. STI—' kommenteras av utred- ningen i kapitel 9, avsnitt 9.7. Utredningen har också inhämtat reaktortillverkarnas kommentarer till de amerikanska initiativen. Asea—Atom bejakar liksom reaktorinnehavarna i huvudsak kraven. Man påpekar att dessa på tre punkter innebär revision av nuvarande amerikanska formella bestämmelser och kommenterar det svenska läget för två av dessa som rör konstruktionsmässiga förhållan— den. Som en del av den amerikanska punkt 1.5 krävs att kokarreaktorers inneslutningar skall vara fyllda med kvävgas eller koldioxid under drift för att förebygga explosionsrisker i samband med haverier med härdska- dor. Asea—Atom påpekar att alla svenska kokarreaktorer som nu är i drift redan har kvävgasfyllning (Forsmark 3 har dock föreslagits få drivas med luftfylld inneslutning). Vidare krävs nu i USA (del av punkt1.5) förbere— delser för att ansluta vätgasrekombinatorer. Asea—Atom påpekar att samtliga svenska kokarreaktorer redan har fast anslutna rekombinatorer. Westinghouse anför kortfattat att de amerikanska åtgärderna förefaller skäliga. Man reserverar sig dock för vissa detaljer samt för tidtabellen för genomförandet.

7.4 SKI:s kommentarer

SKI har (SKI 1979) lämnat utförliga kommentarer till de amerikanska åt— gärdskraven. Aven SKI konstaterar att flera av dessa redan är tillgodo- sedda 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 övrig instrumentering avser SKI att själv genomföra utredningar.

SKI ställer i inget fall direkta krav på åtgärder inom de områden som ännu inte åtgärdats av kraftföretagen. I ett fall — beskrivningen av skift- ingenjörens ansvarsområde i säkerhetsredovisningen från verken (punkt 2.1) — avser man att komma med ett krav på förtydligande. I ett annat (minskning av möjligt läckage i samband med haverier, punkt1.6) kom— mer 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 ställningstagan— den till NRC:s "Lessons learned" visar sålunda att de svenska kraftföre— tagen 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 genom- förandetider i de fall där man själv bedömt vissa problem som viktiga. Utredningen utgår här från att SKI i ökad utsträckning följer upp kraftfö- retagens åtgärdsförslag och genomförandeplaner.

7.5 Icke avgjorda säkerhetsfrågor

Det amerikanska NRC inlämnar årligen till kongressen en rapport över icke avgjorda säkerhetsfrågor (Unresolved Safety Issues).

Bakgrunden är följande enligt den senaste rapporten (NUREG 0510). NRC utvärderar fortlöpande sina säkerhetskrav mot ny information när sådan blir tillgänglig. Information erhålls från ett flertal källor: drift av kärnkraftverk, forskning, NRC—undersökningar, granskningar hos till- verkare etc. Denna information granskas omgående för beslut om even- tuella åtgärder.

I några fall krävs omedelbara säkerhetsåtgärder. I andra kan tillfälliga lös— ningar vara tillräckliga medan ytterligare studier genomförs som under— lag för definitiva beslut. Oftast pekar emellertid en första utvärdering på att omedelbara åtgärder eller tillfälliga lösningar inte krävs. I sådana fall kan ytterligare studier krävas för att bedöma behovet av framtida åtgär- der. Arendet förs då upp på förteckningen över icke avgjorda säkerhets— frågor.

De frågor som åsatts högsta prioritet (med flera olika bedömningsgrun— der) av NRC är

vattenslag, nedblåsningsbelastningar, hållbarhet hos rör i ånggeneratorer (tryckvattenreaktorer), vissa frågor rörande kokarreaktorinneslutningar, förutsedda transienter utan snabbstopp, sprickor i stutsar motståndsförmåga hos reaktortankmaterial, 8 brottmotståndsförmåga hos infästningar för ånggeneratorer och 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.

NIONWHÄQJNi—ä

I Sverige bevakas dessa frågor inom ramen för det s.k. SKISOS-samarbe- tet mellan SKI och kraftföretagen, jämför kapitel 8, avsnitt 8.4 och kapitel 9, avsnitt 9.1. SKISOS har också fogat några ytterligare punkter till för— teckningen nämligen

. brandskydd, . läckagedetektering, . översvämning, . tunga lyft.

Det framgår av SKISOS' dokumentation att flera, dock ej alla av NRC:s viktigaste punkter redan åtgärdats eller håller på att åtgärdas vid svenska reaktorer. I de flesta övriga fall bevakas frågorna.

Enligt reaktorsäkerhetsutredningen bör SKI i samarbete med övriga be- rörda parter se till att det föreligger en klar åtgärds- och tidsplan för be- handling av de för svensk del aktuella, icke avgjorda säkerhetsfrågorna.

Kontrollrmnmet i Ringhals 2. TVnzonitorerna if(irgrunden visar från vänster till höger: Dränagetankfi'ir primämatten i botten på reaktorinneslutningen, ett av sprängblecken på tri/rkhållningstankens avblåsningstank, reaktorkärlets lock med ski/tidsliöljet till sti/r— stavsmekanismvn. (foto: Vattenfall)

I kapitel 6 diskuterade vi allmänt risken för reaktorhaverier utifrån olika teoretiska säkerhetsanalyser. I detta kapitel tar vi upp säkerheten vid svenska kärnkraftverk utifrån inträffade tillbud och andra driftserfaren— heter, samt tekniska och andra jämförelser mellan svenska och i första hand amerikanska kärnkraftverk. Den korta tid som stått till förfogande har inte medgivit några mer djupgående jämförelser. Frågan om ett haveri liknande det vid TMI-2 kan hända i Sverige analyseras dock för— 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 systema- tisk rapportering till tillsynsmyndigheterna av alla händelser, som anses ha direkt eller indirekt säkerhetsmässig betydelse. Reglerna för hur den- na rapportering skall ske finns för Sveriges del angivna i de säkerhetstek— niska föreskrifterna för varje verk.

Händelser av säkerhetsmässig betydelse publiceras löpande i rapporter från statens kärnkraftinspektion (SKI). I den reaktorsäkerhetsstudie i två delar som SKI publicerade i juni 1977 finns sammanställningar av hittills inträffade tillbud. Av dessa tillbud var ett trettiotal av sådan säkerhets- mässig betydelse enligt de säkerhetstekniska föreskrifterna att de föran- ledde att reaktorn stoppades. I det stora flertalet fall var orsaken kompo- nentfel, framför allt i ventiler, pumpar, m.m. I några fall rörde det sig om brott och sprickor på mindre rör i reaktorsystemet. Utöver dessa tillbud har fel i bl.a. turbin— och generatorsystem föranlett ett stort antal reak— torstopp. För en närmare redovisning av dessa tillbud hänvisas till SKI:s reaktorsäkerhetsstudie.

Ett tillbud i Ågestareaktorn förtjänar dock uppmärksammas som exem- pel på en orsakskedja som är svår att förutsäga i felträdsanalyser. En läcka uppstod i ett vattensystem, som i sig inte var av betydelse för säker- heten, och vattnet kom att spruta på elektrisk manöverutrustning. Detta utlöste en ej förutsedd händelsekedja som i slutfasen innebar att en mindre mängd vatten från reaktorns primärsystem kom ut till olika be— hållare i stationen. Detta innebar ingen fara för omgivningen. Men det inträffade visar hur en i och för sig godartad händelse kan leda till allvar— liga skador på kärnkraftanläggningen och äventyra säkerheten.

I SKI:s reaktorsäkerhetsstudie av år 1977 återfinns också analyser av hit- tillsvarande drifterfarenheter. Där pekar man bl.a. på ventilfel som den dominerande orsaken till driftstörningar i svenska kärnkraftverk. Proble-

men med säkerhetsventilerna (avblåsningsventilerna) uppmärksamma- des särskilt.

Utöver störningar av säkerhetsmässig betydelse pekade man också på det stora antal driftstörningar som föranletts av problem med turbiner och generatorer. Detta hängde samman med att dessa system i flera fall var förstagångsexemplar vad gäller storlek och tekniskt utförande, och att man därmed kunde vänta sig vissa barnsjukdomar.

Tiden 1 juli 1977 _ 1 juli 1979

] tabell 8.1 finns en sammanställning av tillbud av sådan säkerhetsmässig betydelse att de enligt de säkerhetstekniska föreskrifterna föranlett att reaktorn stoppats under perioden 1 juli 1977 —1 juli 1979. Generatorhave- riet med åtföljande brand i Barsebäck innebar givetvis omfattande skador men faller formellt inte i samma kategori eftersom själva reaktorns säker— hetssystem ej påverkades.

Bl.a. mot bakgrund av händelseförloppet vid TMI—2 är de två packnings- brotten i Ringhals 2 den 2 februari och den 16 juni 1979 av särskilt intresse.

Tillbud den 2 februari 1979 i Ringhals 2 Vid tidpunkten för tillbudet var reaktorn i drift men med endast en pro- cent effekt. En packning i en fläns i en mätledning i huvudcirkulations- kretsl brast, d.v.s. man fick ett tillbud i form av en liten läcka i primär- systemet (liten I.OCA). Operatörerna ställde rätt diagnos, kompenserade läckan med högtrycksinsprutningen och övergick sedan till rutin för kall avställning av reaktorn enligt instruktionen. Omkring 55 kubikmeter vatten läckte ut till inneslutningen och vidare till uppsamlingstankar.

Orsaken till läckaget befanns vara att ett felaktigt packningsmaterial hade använts. Vidare var flänsarna ej helt parallella. En packning av 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 högre kvalitet samt att flänsen skulle rik— tas upp. Detta skulle ske vid den årliga översynen försommaren 1979.

Tillbud den 16 juni 1979 iRinghals 2 Reaktorn var under uppvärmning efter den årliga översynen 1979. Upp- värmningen skedde väsentligen med huvudcirkulationspumparna. Härden hade ej gjorts kritisk och resteffekten var efter den långa avställ— ningen för översyn och bränslebyte låg. Trycket i primärsystemet var uppe i 154 bar (15,4 MPa) och temperaturen i 2700C .

Tabell 8.1 Tillbud i svenska kärnkraftverk perioden 77-07—01—79—06—30 som föranlett reaktorstopp enligt de säkerhetstekniska före- skrifterna. Verk Datum Händelse Ringhals 1 77—11—16 För att kunna utföra ett test av reaktorns

Oskarshamn 2 78-05—26

Barsebäck 1

Ringhals 1

Ringhals 2

Barsebäck 1

Ringhals 2

Källa: SKI

78-06-20

78—11—12

79—02—02

79-02-09

79-06—16

snabbstoppsystem urkopplades tre vakter ingående i ett snabbstoppsvillkor. Efter testet glömde man att koppla in vakterna och de förblev urkopplade i två veckor. Ett läckage p.g.a. spricka uppstod i ett rör med diametern 200 mm i reaktorns renings— system. Sprickan, som var belägen intill rörets påstick på kylsystemet för avställd reaktor, uppstod p.g.a. att ett litet kallvatten— flöde blandades med ett varmvattenflöde vilket gav upphov till termisk utmattning. Efter läckaget i Oskarshamn 2 undersöktes motsvarande rör i Barsebäck 1 och man fann även där en spricka, dock ej genomgående. P.g.a. att en transformator var överbelastad löste en säkring vilket medförde att vissa indikeringar samt datorn i kontrollrummet upphörde att fungera. 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. Ökad fukthalt i inneslutningen registrerades i kontrollrummet. Efter nedgång till kall av- ställd reaktor kunde man konstatera ett brott på ett rör i reaktordelens dränagesystem. Vid effektuppgång erhölls återigen läckage i samma fläns som omnämns ovan. Läckaget berodde denna gång på att en felaktig pack- ning 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 trycksänkningsförlop— pet blockerades säkerhetsinsprutningen vilket strider mot säkerhetstekniska före- skrifter.

Samma packning brast som den 2 februari. Operatörerna konstaterade snabbt, bl.a. via tv-kameror i inneslutningen, att man hade en läcka i pri— märsystemet. Med hänvisning till den låga resteffekten och önskemål om att snabbt få ner trycket för att minska läckaget blockerade operatörerna automatisk start av högtrycksinsprutning på signal om lågt tryck. Sam- tidigt kontrollerade man fortlöpande tryck och temperatur med avseende på marginalen till kokning. Som extra kontroll av vätskenivån och even— tuell ångblåsbildning följde man noggrannt flödet genom den enda hu— vudcirkulationspump som hölls kvar i drift. Den uppmärksamhet man ägnade dessa mätvärden var naturlig mot bakgrund av att operatörerna kände till händelseförloppet vid TMI-2. Koncentrationen på dessa mät- värden förefaller dock ha lett till ett "tunnelseende", eftersom man uppenbarligen glömde att samtidigt även hålla kontroll på nivån i tryck— hållningstanken. Detta ledde till att nivån under 20 till 25 minuter låg under nollnivån i tanken och förmodligen även något under reaktortan— kens topp. Risken för härdavtäckning var dock liten med hänsyn till den mycket låga resteffekten och ovan redovisad kontroll av nivån via hu— vudcirkulationspumpen. När den låga nivån i tryckhållningstanken upp- märksammades 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 primär- kretsen.

Blockeringen av högtrycksinsprutningen stod i strid mot gällande stör— ningsinstruktioner. Den eftersträvade snabba trycksänkningen hade kunnat åstadkommas på annat sätt.

Orsaken till tillbudet visade sig vara att man ej bytt packning och riktat upp flänsen i enlighet med säkerhetskommitténs beslut efter tillbudet den 2 februari. Tillbudet den 16 juni rapporterades omedelbart till SKI i vanlig ordning. SKI krävde omgående en detaljerad analys av tillbudet samt en redovisning av vidtagna åtgärder. Statens vattenfallsverk med— delade att man efter tillbudet ändrat vissa störningsinstruktioner. Vidare hade man gått igenom tillbudet och störningsinstruktionerna med samt- liga operatörer samt sett över vissa underhållsrutiner.

Utredningens kommentarer till tillbuden

De två tillbuden tyder enligt vår mening på uppenbara brister i rutinerna för kvalitetskontroll av underhållsarbeten vid Ringhals 2. Tillbuden bekräftar de svagheter i kvalitetssäkringsfunktionen vid Ringhals som diskuteras närmare i ett följande avsnitt (8.4).

Trots sin kännedom om haveriförloppet vid TMI—2 blockerade operatören högtrycksinsprutningen i strid mot gällande instruktioner. Enligt operatö- rernas i efterhand lämnade redogörelse tyder dock en rad övriga åtgärder som operatörerna vidtog och deras motiveringar härför på en förhållan— devis god förståelse av kritiska drag i det termohydrauliska förloppet.

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 över- vaka operatörernas åtgärder i kontrollrummet i syfte att åstadkomma en snabb och säker avställning av reaktorn. Skiftingenjören måste kunna överlämna ansvaret för genomförande av alla yttre kontakter och åtgär— der, t.ex. tillkallande av strålskyddspersonal, till annan befattnings— havare. 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 haveriförlopp liknande det vid TMI-2 hända i 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 san- nolikheten i så fall är att detta kan inträffa.

Denna fråga kan i första hand ställas vad gäller de tre svenska tryckvat- tenreaktorerna 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 fabri- kat (Westinghouse). Av de tre tryckvattenblocken i Ringhals har endast Ringhals 2 hittills tagits i drift.

I följande avsnitt analyserar vi först de tekniska och andra skillnader som föreligger mellan TMI-2 och de svenska tryckvattenblocken i Ringhals. Därefter diskuterar vi sannolikheten för att ettTMI—2—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 om- fattning som vid TMI-2. Med ett händelseförlopp liknandeTMI-Z 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 operatörerna för att förhindra ett haveri med omfattande frigörelse av radioaktiva klyvnings— produkter, i första hand till reaktorns primärsystem och inneslutning. I det följande diskuterar vi några skillnader mellan Ringhals 2 och TMI-2 av betydelse för utvecklingen av ett sådant händelseförlopp.

Avblåsningsventilens konstruktion.

TMI-2 och Ringhals 2 har avblåsningsventiler av olika konstruktion och fabrikat. Skillnader i tillförlitlighet mellan olika ventiltyper har ej närmare analyserats. Allmänt har dock tillförlitligheten för denna typ av ventiler länge varit ett problem (se t.ex. SKI:s reaktorsäkerhetsstudie från 1977). Upp till nio tillbud med fastnade avblåsningsventiler är rapporterade för Babcock & 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 ej tillmätas någon större betydelse vid en jämförande riskanalys.

Anropsfrekvens för avblåsningsventiler

Enligt tillgänglig driftstatistik anropas avblåsningsventilerna i Westing- housereaktorerna i genomsnitt mer sällan (en gång på fyra reaktorår) än för Babcock & Wilcox-reaktorer (sex gånger per reaktorår). Detta torde främst bero på skillnader i reglersystemet vid snabbstopp. Ringhals 2 har dock uppvisat en för Westinghousereaktorer onormalt hög anrops- frekvens, främst på grund av driftstörningar i tryckregleringssystemet. Sålunda skedde under de två första driftåren ett tjugotal anrop. Under den senaste treårsperioden har avblåsningsventilen endast anropats vid två tillfällen. De driftstörningar som var orsaken till den höga anrops— frekvensen synes sålunda i stort sett eliminerats. Skillnader i anrops- frekvens mellan Ringhals 2 och TMI—2 kan dock enligt vår mening ej tillmätas någon betydelse vid en jämförande riskanalys, särskilt inte om man går några år tillbaka i tiden.

Ånggeneratorernas utformning.

Analysen avTMI-Z-haveriet visar att det kortvariga bortfallet av matar- vatten och den snabba torrkokningen av ånggeneratorerna omedelbart efter snabbstoppet haft ringa betydelse för det fortsatta händelseför— loppet. Det faktum att ånggeneratorerna i Westinghousekonstruktionen befinner sig helt ovan härdnivån torde bidra till att tiden fram till härdav- täckning förlängs vid läckor och kokningsförlopp som det vid TMI-2. Operatörerna får sålunda längre tid på sig att hitta felen innan härden skadas. Enligt vår mening bör detta tillmätas en viss betydelse vid en 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 ingen skillnad. Det uppstigande ångflödet genom röret förhindrar att tryckhållningstanken töms ned i reaktorkärlet såvida läckan ej är mycket liten. Som framgår av analysen avTMI-2-haveriet var härden re- dan allvarligt skadad när denna skillnad i konstruktionen kunde påverka förloppet.

© Instrument för tryck, temperatur och (D Manöverdon för blockeringsventiler (3 st)

nivå i tryckhållningstanken © Temperaturmätare för avblåsningsrör © Lägesindikering för säkerhetsventiler 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: Kontrollpanelför tryckhållningstanken

Utlösning av isolering av inneslutning. Ringhals 2 har en säkerhetsmässigt bättre utlösningslogik för automatisk isolering av inneslutningen än TMI-2. Inneslutningen hade sålunda isole- rats tidigare i förloppet. Som framgår av analysen avTMI-Z-haveriet skedde dock huvuddelen av de radioaktiva utsläppen via hjälpsystem för vilka isoleringen till inneslutningen medvetet brutits. Vid en försiktig bedömning bör man utgå från att motsvarande problem hade uppträtt även vid Ringhals 2.

Instrumentering.

I motsats till TMI-2 har Ringhals 2 givare som direkt visar avblåsnings— ventilens läge i kontrollrummet. Instrument som visar tillståndet i tryck— hållningstanken, avblåsningsventilens läge och tillståndet i avblåsnings— tanken är placerade överskådligt och samlat på central plats i kontroll- rummet. Operatörerna i Ringhals 2 har sålunda väsentligt bättre möjlig— heter att upptäcka en ventil som fastnat i öppet läge (se figur 8.1).

Ringhals 2 har sedan sommaren 1979 även tv-övervakning i inneslut- ningen, bl.a. som hjälp för att upptäcka och lokalisera läckor. TV-installa- tionen krävdes av SKI efter haveriet i TMI-2. Skillnaden i instrumente— ring är enligt vår mening av avgörande betydelse vid en jämförande riskanalys.

Operatörsutbildning och störn in gsinstruktioner. Betydelsen av skillnader i Operatörsutbildning är svår att bedöma, sär— skilt när det gäller läget före den 28 mars 1979. Det finns anledning anta att utbildningen av operatörerna vid Ringhals 2 uppvisade liknande bris— ter som vid TMI-2. Störningsinstruktionerna för Ringhals 2 är tydligare utformade, men det brast i träning i hantering av läckor på tryckhåll- ningstankens topp.

Att en läcka på tryckhållningstankens topp, t.ex. i form av en ventil som fastnat i öppet läge, ledde till en kombination av lågt tryck och hög nivå i tryckhållningstanken var sedan länge känt av Westinghouse och statens vattenfallsverk. Detta anfördes som ett huvudmotiv från verket när det 1977 hos SKI begärde att få ändra logiken för automatisk utlösning av högtrycksinsprutningen på Ringhals 2. SKI gav sitt godkännande och ändringen genomfördes under den årliga avställningen av Ringhals 2 sommaren 1977. Vid en jämförande riskanalys bör dock enligt vår me-

ning ovannämnda skillnader inte tillmätas någon större betydelse.

Sannolikheten för ett haveri liknande TMI—2 i Ringhals före och efter den 28 mars 1979 Bedömningen av sannolikheten för att ett haveri liknande TMI-2 skulle inträffa i Ringhals blir enligt vår mening olika för perioden före respekti— ve efter den 28 mars 1979.

Redan före den 28 mars var sannolikheten lägre än vid TMI-2, främst på grund av väsentligt bättre instrumentering till hjälp för operatörerna att snabbt hitta en felfungerande avblåsningsventil. Tillbud i form av läcka i andra delar av primärsystemet hade inträffat men klarats av utan att kyl— ningen av härden äventyrades. Reaktorn var vid tillfället uppe i drifttem- peratur och drifttryck men ej under effektdrift. Detta torde dock haft mindre betydelse för händelseförloppet, t.ex. vad gäller krav på säker- hetssystemens funktion och operatörernas handlande. Det är en mer öppen fråga om operatörerna klarat ett tillbud med en läcka i form av packnings- eller rörbrott på tryckhållningstankens topp. Sannolikheten för ett sådant brott just på detta ställe i reaktorsystemet är erfarenhets- mässigt avsevärt lägre än för ett ventilfel. Vi vill emellertid i detta sam- manhang erinra om att brister i underhållsarbeten vid Ringhals orsakat tillbud i form av packningsbrott i primärsystemet.

I TMI—2 var det underhållsarbeten som utlöste händelseförloppet, samt uteblivna underhållsarbeten som bidrog till svårigheterna att ställa rätt diagnos, dvs hitta den öppna avblåsningsventilen, eftersom den läckt en längre tid. Detta visar på samma typer av försummelser i kvalitetssäk- ringsarbetet i TMI—2 och i Ringhals.

I nuläget är lägesindikeringen på avblåsningsventilerna ytterligare för— bättrad och tv-övervakning av inneslutningen införd. Sannolikheten för driftstörningar som leder till anrop av avblåsningsventilerna har mins- kats, särskilt om man jämför med förhållandena några år tillbaka. Efter haveriet i TMI—2 blev operatörerna mer medvetna om riskerna för fel— handlande vid vissa tillbudsförlopp. Ändå fanns vid tillbudet den 16 juni inslag avTMI—2—liknande felhandlande av operatörerna vid Ringhals 2. Idag har dock operatörerna väsentligt bättre utbildning i att hantera läckor i primärsystemet av olika slag. Inom något år kan förväntas ytter- ligare förbättrad instrumentering för att kontrollera kylvattennivån i reaktortanken. Redan den ventil som efter haveriet vid TMI-2 installera— des i toppen av reaktorkärlet på Ringhals 2 utformades så att den kan ge indikation på att vattennivån når till toppen av reaktorkärlet.

Vi kan därför konstatera att sannolikheten för ettTMI-2-liknande haveri- förlopp vid Ringhals 2 har minskat avsevärt jämfört med läget före den 28 mars. Detta får dels tillskrivas ytterligare förbättrad instrumentering, dels vidgad utbildning av operatörerna. Härigenom torde de ha fått en all- mänt ökad förståelse för tryckvattenreaktorers termohydrauliska uppträ- dande och hur man diagnosticerar kritiska drag i detta, vilket kan förvän- tas ha en säkerhetshöjande effekt även vid andra tillbud än de som orsa— kas 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 allvarliga tillbudet i Ringhals 2 i juni 1979 i viss män skulle kunna tala i motsatt riktning har dock utredningen gjort den samlade be— dömningen att i dagsläget sannolikheten för ett TMI—2-liknande haveri— förlopp vid Ringhalsreaktorerna avsevärt har minskat jämfört med läget före den 28 mars. Trots ytterligare förbättrad instrumentering och utbild- ning av operatörerna vill utredningen dock framhålla att det fortfarande ställs höga krav på operatörerna när det gäller snabba och korrekta åt- gärder vid tillbud av typen läckor i primärsystemet.

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

Svenska kokarreaktorers känslighet förTMI-Z—liknande felfunktioner

De tidigare redovisade säkerhetsanalyserna visar att det även vid kokar- reaktorer 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 TMI-2, efter— som kokarreaktorerna är konstruerade och fungerar efter andra tekniska principer. Det kan dock vara av intresse att allmänt diskutera svenska kokarreaktorers känslighet för några av de viktigare tekniska och mänsk— liga felfunktioner som ingick i TMI—2—förloppet. Till dessa felfunktioner hörde:

. Liten läcka i reaktorsystemet, i detta fall i form av en avblåsningsventil som fastnat i öppet läge.

0 En onormal avkokning av kylvatten som ej uppmärksammades av operatörerna "på grund av brister i instrumentering och utbildning, och som ledde till att härden frilades, överhettades och rasade samman.

. Utsläpp av radioaktiva ämnen, framför allt via läckor i olika hjälp- system utanför inneslutningen.

Beträffande svenska kokarreaktorers känslighet för sådana felfunktioner vill vi framhålla följande:

0 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 uppskat- tas till tre—fyra gånger per år. Enligt svensk provningsstatistik och drifterfarenheter fastnar ventilen i öppet läge cirka en gång på 100 anrop. Blockeringsventilen har fungerat i samtliga fall de behövt tas i anspråk vid svenska reaktorer. Säkerhetsanalyserna visar att om samt- liga matarvatten— och nödkylsystem strejkar samtidigt som såväl avblåsningsventilen som dess blockeringsventil hängt sig i öppet läge leder detta troligen till torrkokning, överhettning av härden och ytterst härdsmälta i ett relativt utdraget förlopp liknande det vid TMI-2.

I kokarreaktorn är, som framgår av namnet, kokning i reaktorkärlet det normala drifttillståndet. Reaktorkärlet är försett med flera oberoende system för att mäta och reglera vattennivån. Instrumenten gör det möjligt för operatören att följa vattennivån även om den skulle sjunka under härdens topp.

Operatörernas utbildning är i hög grad inriktad på att kontrollera kok- ningsförloppet och vattenmängden i härden.

Svenska kokarreaktorer är från början konstruerade med utgångs- punkt från den s.k. 30-minutersregeln. Den innebär att vid tillbud av olika slag, som medför utlösning av säkerhetssystemen, t.ex. snabb- stopp, så skall operatörerna normalt inte behöva ingripa de första 30 minuterna för att säkerställa kylningen av reaktorhärden. Naturligtvis kan man aldrig vara helt säker på att alla tillbudsförlopp förutsetts vid konstruktionen av automatiken. Därför skall operatören alltid över- vaka automatiken och kunna ingripa vid behov. Det väsentliga är att regeln tvingar fram en ingående analys av vilka åtgärder som snabbt behöver vidtas i inledningskedet av en rad tillbud som ingår i de av till- synsmyndigheterna krävda säkerhetsanalyserna, t.ex. läckor av olika storlek och på olika platser i reaktorns rörsystem. Som exempel på resultatet av denna analys kan nämnas att 30-minutersautomatiken på svenska kokarreaktorer automatiskt öppnar eventuellt felställda matarvattenventiler.

I de svenska kokarreaktorerna utvecklar varje enskilt bränsleelement lägre effekt per längdenhet än bränsleelementen i TMI—2. Detta minskar risken för överhettning vid bristande kylmedelcirkulation.

Om härden ändå skulle skadas så att ädelgaser och vätgas frigörs äventyrar inte detta den fortsatta cirkulationen av kylvatten på samma sätt som i en tryckvattenreaktor. Gaserna kan i en kokarreaktor lätt blåsas av till inneslutningen.

De svenska kokarreaktorernas inneslutningar är vid drift fyllda med kvävgas. Därigenom föreligger ingen risk för vätgasbränder eller vät— gasexplosioner i inneslutningen.

. Att döma av erfarenheterna frånTMI—2 kommer nedblåsningsbassäng- en 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 filtre- ring och fördröjning av ventilationsluften. Detta hänger samman med 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 TMI—2-have- riet har redovisats i kapitel 1.

Allmänna skillnader mellan tryckvattenreaktorer och kokarreaktorer

Diskussionen i föregående avsnitt innebär inte i och för sig att kokar- reaktorerna allmänt sett kan anses säkrare än tryckvattenreaktorerna. De säkerhetsanalyser som hittills gjorts och som redovisas bl.a. i kapitel 6 tyder inte heller på att det finns avgörande skillnader ur säkerhetssyn- punkt mellan kokarreaktorer och tryckvattenreaktorer om hänsyn tas till de osäkerheter som finns i analyserna.

De två reaktortyperna förfaller dock att ha sina känsliga punkter inom olika områden när det gäller säkerheten mot haverier.

Teoretiska säkerhetsanalyser som senast den tyska Birkhoferstudien lika- väl som erfarenheterna från TMI—2 pekar på att till tryckvattenreaktorns svaga punkter hör mänskligt felhandlande i samband med olika tillbud, t.ex. små läckor i primärsystemet. Vi vill här framhålla att den s.k. 30—mi— nutersregeln ligger till grund för utformning av säkerhetssystemen även vid de svenska tryckvattenreaktorerna. I motsats till Asea—Atoms kokar- reaktorer har man dock ej kunnat utgå från 30—minutersregeln redan vid reaktorkonstruktionen. I stället fick man i efterhand anpassa en redan föreliggande amerikansk konstruktion till 30-minutersregeln. Bl.a. drift- erfarenheterna 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 samman- hanget kan nämnas att tyska tryckvattenreaktorer gått längre i automati- sering. Bl.a. stängs blockeringsventilen i serie med avblåsningsventilen

på tryckhållningstankens topp automatiskt efter några sekunder om lägesgivaren på avblåsningsventilen inte kvitterat en beordrad stäng— ningssignal. Automatiseringen av en sådan funktion underlättas av att högtrycksinsprutningen på tyska reaktorer har ett högsta arbetstryck som är lägre än öppningstrycket för såväl avblåsningsventiler som säker— hetsventiler.

För kokarreaktorerna tyder säkerhetsanalyserna på att de svaga punkter— na ur säkerhetssynpunkt är riskerna för att samtliga matarvatten- och nödkylningssystem strejkar helt eller delvis i samband med större eller mindre läckor i reaktortankens botten. Hit hör även frågan om härd- strilarnas effektivitet i sådana lägen (se kapitel 6, avsnitt 6.1). Risken för läckor i reaktortankens botten bedöms större än vid tryckvattenreaktorer, på grund av att kokarreaktorerna har ett större antal anslutningar i reak- tortankens botten. Moderna reaktorkonstruktioner som Forsmark 3 är därvid mindre känsliga än äldre konstruktioner med yttre huvudcirkula- tionspumpar. Bortfall av matarvatten- och nödkylningssystem förut- sätter att ett antal tekniska felfunktioner samtidigt inträffar. Som framgått av riskanalysema är de svenska reaktorerna här i flera avseenden mindre känsliga än många andra, bl.a. på grund av väsentligt säkrare strömför- sörjning från yttre nät. Mänskligt felhandlande kan få betydelse vid vissa typer av tillbud. Som exempel kan nämnas att utlösning av borering måste ske manuellt vid utebliven styrstavsfunktion.

8.4 Jämförelse av icke-tekniska säkerhetsfaktorer

Den samlade säkerhetsnivån i kärnkraftsystemet bestäms inte bara av tekniska egenskaper hos kärnkraftverken. I—Iaveriet vid TMI-2 visar att "den operativa säkerheten", d.v.s. säkerheten i det system som svarar för driften av kärnkraftverken är av minst lika stor betydelse.

Detta system är organisatoriskt omfattande. Förutom de enheter och den personal som är direkt ansvariga för driften ingår också underhållsverk— samheten samt bakomliggande funktioner för utbildning, kvalitetssäk_ ring m.m. Ytterst ingår den samlade verksamheten och ledningen inom hela kärnkraftföretaget. Företagen stöds i sin tur bl.a. av tillverkarna och särskilda utbildningsorganisationer och kontrolleras av tillsynsmyndig- heterna (i Sverige statens kärnkraftinspektion (SKI) och statens strål-

skyddsinstitut (SSI) ).

Ovanstående principbeskrivning gäller i huvudsak för alla länder. När det gäller praktisk rollfördelning finns däremot betydande skillnader, exempelvis mellan USA och Sverige. Inte minst gäller detta tills y n s - m y n d i g h e t e r n a s roll. Denna diskuteras utförligare i avsnitt 9.2 men 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 regelsystem. Denna skillnad har tidigare ofta bedömts som en svaghet i det svenska systemet. Det har sagts att de svenska resurserna är otillräckliga för den nödvändiga omfat— tande Säkerhetsgranskningen.

Efter haveriet vid TMI-2 är det emellertid inte lika givet att jämförelsen utfaller till svensk nackdel. Inte minst inom NRC självt har det framförts att det i detalj formaliserade amerikanska systemet lagt en förlamande hand över många kraftföretags initiativkraft i säkerhetsfrågor och dess- utom inom NRC dragit uppmärksamheten från säkerhetsfrågorna i stort. Det mycket komplicerade formaljuridiska förfarandet har säkert inte heller bidragit till en hög effektivitet i NRC:s säkerhetsarbete.

I Sverige har systemet i väsentligt större utsträckning byggt på informella kontakter mellan tillsynsmyndigheter och kraftföretag. Som framgår av avsnitt 9.2 anser utredningen att väsentliga fördelar finns med ett sådant system, men att också vissa olägenheter i form av beroende och otillräck- lig 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 kva- litet 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 kärn— kraftverken. TMI uppvisade flera brister i detta avseende, vilket bidrog till haveriet där. Utredningen har inte gjort någon genomgång av kvali— tetssäkringsfunktionen vid alla de svenska kärnkraftverken och kan där- för inte fälla något totalt omdöme. Kvalitetssäkringsfunktionen speciellt vid Ringhals har däremot granskats i Det Norske Veritas' underlagsrap- port (Veritas 1979). Rapporten är kritisk mot såväl resurser som organisa- tion m.m. för detta arbete. Statens vattenfallsverk har denna höst tagit viktiga initiativ i säkerhetshänseende som även berör kvalitetssäkrings- funktionen (jämför kapitel 9, avsnitt 9.3). Läget vid vattenfallsverket tidigare detta år ger däremot inte anledning hävda att kvalitetssäkrings— funktionen var bättre än vid de amerikanska verken.

Utbildningsfrågorna behandlas närmast i kapitel 9 avsnitt 9.6. Utred- ningen konstaterar att det knappast finns något underlag för en generell värdering av den svenska utbildningen jämfört med den amerikanska. Vissa brister i den amerikanska utbildningen av driftpersonal finns även här. Dock noteras en högre ambition i Sverige då det gäller att skapa in- sikt och förståelse av processerna i stället för att enbart förlita sig på givna instruktioner.

Tillv e r k a r n a s roll är mycket väsentlig för säkerhetsarbetet såväl i USA som i Sverige. De har uppenbart ett avgörande inflytande över den tekniska grundkonstruktionen men bidrar också i större eller mindre ut- sträckning då det gäller mera omfattande tekniska förändringar. Dess- utom har tillverkarna en avgörande roll för säkerhetsanalyser såväl i an- läggningsfasen som senare. S.k. transientanalyser utförs exempelvis i stor utsträckning hos tillverkarna.

Utredningen bedömer det inte möjligt att göra någon säker jämförelse mellan tillgången till tillverkarkompetens i Sverige och USA. Då det gäl- ler tryckvattenreaktorer är tillverkaren densamma (Westinghouse) som för åtskilliga amerikanska verk. Ingenting tyder på att det geografiska avståndet har någon betydelse, och vattenfallsverkets deltagande i en ägargrupp för Westinghousereaktorer säkerställer numera i ännu högre grad tillgång till väsentlig information.

För kokarreaktorerna kan möjligen hävdas att Asea-Atom har mindre resurser än sin amerikanska motsvarighet. Det är emellertid tydligt att Asea—Atom har gjort ett långtgående engagemang i sina köpares säker- hetsfrågor och att tillgången till säkerhetsrelaterad information därifrån inte varit mindre än motsvarande från Westinghouse då det gällt tryck- vattenreaktorerna.

Utredningen vill vid jämförelsen mellan amerikanska och svenska säker- hetsförhållanden också peka på det svenska samarbetet mellan kraft— företagen och SKI beträffande säkerhetshöjande åtgärder (numera inom SKISOS, se kapitel 9, avsnitt 9.2) som en för Sverige positiv faktor. Delvis i anslutning härtill har kraftföretagen, utan formella krav från SKI i någon större utsträckning, visat avsevärd initiativkraft då det gällt att successivt förbättra säkerhetsnivån vid de svenska kärnkraftverken.

8.5 Sammanfattande bedömningar av sannolikheten för haverier i svenska kärnkraftverk

Sammanfattningsvis kan här liksom i kapitel 6 konstateras att inget fram- kommit som tyder på att svenska reaktorblock är avsevärt osäkrare än de amerikanska typanläggningar som ingått i olika säkerhetsanalyser som exempelvis Rasmussen-studien. Tvärtom visade redan energikommissio- nens studier att de modernare svenska reaktorerna är säkrare i vissa av- seenden, bl.a. vad gäller brandskydd och säker elförsörjning från yttre nät. Vår bedömning är också att de svenska kontrollrummen ger en bätt— re och överskådligare presentation av tillståndet i olika delar av reaktor- systemet än många amerikanska kontrollrum. Vi vill dock understryka att tiden inte medgivit en mer omfattande och djupgående teknisk och organisatorisk jämförelse av svensk och amerikansk reaktorsäkerhet.

8.6 Risker vid ett svenskt kärnkraftprogram. Skadeverkningar vid olyckor.

En uppskattning av riskerna med ett svenskt kärnkraftprogram måste förses med starka reservationer för den inneboende osäkerheten. De principiella och praktiska vanskligheterna i att använda siffror från driftserfarenheter och säkerhetsanalyser har påpekats tidigare.

Haverier som berör omgivningen förhållandevis litet, som TMI—2, kan in- träffa med en sannolikhet som är tillräckligt stor för att man skall kunna göra sig en föreställning om den. Olyckor med större konsekvenser för omgivningen är osannolika. Man kan bara få en föreställning om dem från de teoretiska säkerhetsanalyserna. De allra största olyckor som det går att tänka sig kräver ett mycket speciellt samspel av olyckstyp och väderförhållanden. Det är knappast meningsfullt att ange några sanno— likheter 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.

I—Iaverier med utsläpp av samma begränsade omfattning som vid TMI-2, eller ännu mindre, kan innefatta kapslingsskador eller partiella härd- skador utan smältning. Sådana haverier får inga större hälso- eller miljö- effekter. Säkerhetsanalysernas sannolikhetsuppskattningar kan här ses 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 gör dock att upp till tio gånger högre eller lägre haverisannolikheter inte kan uteslutas.

De lindrigaste haveriema med härdsmälta har även de begränsade ska- deverkningar — högst någon enstaka akut strålskada och därtill något cancerfall per år under några årtionden, samt mindre än en km2 belagt område. Sannolikhetstalen som kan anges är betydligt mindre än i det förra fallet och kan knappast bekräftas eller motsägas av drifterfarenhe— ten hittills. För det större programmet kan man från 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 strålska— dor och några hundra fall av cancer årligen under några årtionden fram- åt. Det belagda området kan uppgå till flera tusen kmz. Vill man försöka

uppskatta en sannolikhet för olyckor av detta slag finns ingen annan möjlighet än att utgå från de teoretiska säkerhetsanalysernas resultat.

För de antagna svenska programmen skulle sannolikheten för olyckor av detta slag då bli av storleksordningen tiondels procent. Osäkerheten täcker även här upp till tio gånger högre eller lägre värden.

Extrema olyckor

De värsta tänkbara konsekvenserna vid ett reaktorhaveri förutsätter ogynnsammast tänkbara omständigheter i alla led av haveri och sprid- ning av radioaktiva ämnen. En beskrivning av det värsta som kan hända 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 radio- aktiva ämnena förs med vinden mot tätbebyggda områden. Vid svag Vind eller regn uppträder de största stråldoserna inom några kilometers avstånd. Det viktigaste bestrålningsvägarna är genom inandning av radioaktivt stoft när de förorenade luftmassorna passerar samt genom strålning från den radioaktiva markbeläggningen i vindriktningen.

Vid regn ökar mängden radioaktiva ämnen på marken och kan redan inom ett dygn ge oskyddade personer inom avstånd på 30—40 km så höga stråldoser att det medför risk för akut strålsjuka. Risk för fosterskador kan förekomma på ännu större avstånd. Den radioaktiva markbelägg- ningen kan vid stora olyckor nödvändiggöra evakuering av de mest drabbade områdena inom ett dygn. Om stora mängder långlivat cesium- 137 har släppts ut kan områden på 100-tals till 1.000-tals kvadratkilometer bli obrukbara under många år, om man inte kan finna saneringsmöjlig- heter. Man vet föga om de sociala följderna av detta.

Skadliga lungdoser kan erhållas efter inandning av den radioaktiva luft- föroreningen där denna driver fram med vinden, särskilt när det inte regnar. Vid speciella väderförhållanden (temperaturinversion) kan en sammanhållen plym av förorenad luft nå långt och i vissa fall förorsaka skadliga lungdoser på större avstånd än 40 km. Möjligheten att undvika sådan bestrålning genom evakuering bedöms vara mycket små. Det antal dödsfall i akut strålsjuka som kan förväntas efter en maximal olycka i ett kärnkraftverk beror således kraftigt av väderförhållanden men kan i ogynnsammaste fall röra sig om tusental. Antalet cancerfall kan bli ännu större. Större delen av den kollektiva stråldosen (produkten av antalet bestrålade personer och deras genomsnittliga stråldos) faller emellertid vid torrt väder och vanliga vindstyrkor på avstånd som, efter omständigheterna, är större än 300—800 km. Antalet cancerfall efter en maximal reaktorolycka i Sverige skulle därför bli rätt oberoende av reaktorns geografiska läge, men beroende av vindriktningen.

Beläggning av eventuella jordbruksområden i vindriktningen med radio— aktiv jod kan göra mjölk därifrån odrickbar under någon månad eller två om olyckan sker under betessäsongen. Vid stora jodutsläpp kan områ— den i vindriktningen på upp till 1.000 kms avstånd beröras.

En del av de uppgifter som här har nämnts ingår i bakgrundsmaterialet till strålskyddsinstitutets pågående beredskapsutredning.

_ Utgångspunkter för riskuv: ;kattningar i avsnitt 8.6. &I

Beräkningarna av skadeverkningar och deras sannolikheter i texten byg- ger på följande grundmaterial.

Sannolikheterna för haverier har hämtats från Rasmussen-rapporten (WASI—I-1400). Som framgår i kapitel 6 bör dessa siffror omges med ett osäkerhetsintervall med upp till tio gånger lägre eller högre värden. Den— na osäkerhet är till största delen subjektivt grundad. Från rent statistisk- vetenskaplig synpunkt är varken sannolikhetstalen eller osäkerhetsban- den väldefinierade — men de är de enda tillgängliga siffror som i samlad form redovisar säkerhetsanalysernas resultat. Bl.a. tillsynsmyndigheter som NRC och SKI anser dock att siffrorna inte bör utnyttjas som argu- ment vid politiskt beslutsfattande.

Svenska reaktorer kan från risksynpunkt anses vara jämförbara med dem i WASI—I-1400. De som undersökts är Forsmark 3, som i en säkerhetsana- lys fick lägre haverisannolikhet, och Barsebäck 2, som fick något högre.

De svenska reaktorprogrammen har antagits omfatta ca 300 driftår, varav ca 75 med PWR, respektive högst 60, varav högst tio med en PWR. Ingen hänsyn har tagits till eventuella förändringar i säkerheten under programmets löptid. Nyare reaktorkonstruktioner är troligen säkrare än äldre. Under inkörningsperioden visar de flesta reaktorer ett högre antal driftstörningar som leder till anrop av säkerhetssystemen. Vunna erfa- renheter och tekniska förbättringar höjer sedan säkerheten. Mot slutet av reaktorernas livslängd kan "ålderdomssymptom" som ej förutsetts eller eljest uppmärkssammats komma att ge lägre säkerhet.

Sannolikheten i WASI—I-1400 för haverier utan härdsmälta men med vissa utsläpp har citerats jämförelsevis litet. De är per driftår 0.0004 för en tryckvattenreaktor (PWR) och 0.0001 för en kokarreaktor (BWR).

Sannolikheten för härdsmälta i WASH—14OO 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 reaktorlägen och ett genomsnitt för olika väderförhållanden ger enligt WASH-1400 en sannolikhet av 1/1.000.000 per driftår för ca 300 strålskadade och ett par hundra cancerfall årligen under några årtionden.

De extrema konsekvenser som beskrivits i texten förutsätter en kombina— tion 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 strålning får man en osäkerhet om ca tio gånger som beror på skillna- den mellan olika beräkningssätt. Sambandet mellan stråldos och akuta strålskador är ganska säkert känt. Sambandet mellan stråldos och cancer- risk är mer omdiskuterat. (jämför kapitel 4, avsnitt 4.1 och kapitel 6, av- snitt 6.2). Beräkningarna ovan är tagna ur Rasmussenstudien. Denna kan underskatta cancerrisken på längre avstånd, dock högst ca 5 gånger.

9.1 Utgångspunkter

Läge

Kärnkraften ställer mycket höga krav på säkerhet. Orsaken är de omfat- tande konsekvenserna en svår olycka kan få under ogynnsamma förhål- landen. Mycket långtgående säkerhetsåtgärder har vidtagits med syfte att nedbringa riskerna i bemärkelsen kombination av sannolikhet och konsekvens till en för samhället acceptabel nivå.

Synen på risker är emellertid inte statisk. Det ökade medvetandet i sam— hället om miljöfaror i allmänhet har påverkat ambitionerna för kämkraf- tens säkerhet. Ökad 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.

Energikommissionen redovisade exempelvis att risken för vissa typer av allvarliga olyckor skulle vara ca åtta gånger lägre för det senaste verket, Forsmark 3, än för Barsebäck 2. Exemplet illustrerar en utveckling mot konstruktioner med högre säkerhet, även om sifferuppgifter i samman- hanget måste tolkas med stor försiktighet.

Vid sidan härav har relativt omfattande åtgärder vidtagits på befintliga verk för att i efterhand höja säkerhetsnivån. Åtgärderna har ofta tillkom— mit på innehavarens initiativ men ibland också som en konsekvens av tillsynsmyndighetemas (SKI och SSI) krav. Den sammanlagda kostna- den i Sverige för dessa åtgärder i efterhand uppgår till flera hundra miljo- ner kronor. Några exempel på sådana säkerhetshöjande åtgärder redovisas i tabell 9.1.1.

Exemplen i tabell 9.1.1 får ses som punktåtgärder för att i vissa avseenden "lyfta upp" de äldre verken till den tekniska säkerhetsnivå sorn känne- tecknar de nyare konstruktionerna. SKI har tillsammans med kraftpro— ducenterna startat en rådgivande grupp SKISOS* för att mera metodiskt gå igenom områden för säkerhetshöjande åtgärder och för att ge under— lag för SKI:s krav gentemot kraftföretagen. Denna verksamhet är i ett uppbyggnadsskede.

Utredningen

Utredningen anser att de säkerhetshöjande åtgärderna efter idrifttagning av kärnkraftverk måste tillmätas avsevärt ökad betydelse. Ett skäl härför är självklart: att säkerhetsambitionerna och säkerhetskraven vid nykon- struktion ökar successivt samtidigt som de befintliga verken får allt längre

*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 av- snitt 9.9). Detta ökade inflöde kommer att möjliggöra ytterligare, främst förebyggande åtgärder i säkerhetshöjande syfte. Forskningen om säker- hetshöjande åtgärder växer dessutom i omfattning, jämför kapitel 10. Den ger ett inflöde av tekniska och andra kunskaper som möjliggör ytter- ligare 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 för- hållande till grundinvesteringar m.m. långtifrån alltid är fråga om myc- ket kostnadskrävande åtgärder. Avvägningar mellan ekonomi och säker- het är därför troligtvis mindre problematiska än för annan miljöfarlig verksamhet.

Tabell 9.1.1 Exempel på säkerhetshöjande åtgärder efter idrifttagning av svenska reaktorer

Anläggning Åtgärd År

Ringhals 1 Separation av pumpar för härdnödkylning 1971 Alla kokar— Ändring av strilmunstycken för härdnöd- 1974

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— Ändring av vattenintag för härdnödkyl- 1977 reaktorer system

Alla kokar— Förstärkningsåtgärder på inneslutningsbassäng 1978 reaktorer

Alla tryck- Utbyte av värmeisolering på härdnödkyl— 1979— vattenreak- systern

torer

Oskarshamn Införande av reservsystem för el.matning 1979— 1 (kostnad ca 50 Mkr)

Alla kokar— Utbyte av komponenter för förbättrad miljö- 1979— reaktorer tålighet i haverisituationer

Utredningen anser att den yttersta ambitionen för alla säkerhetsåtgärder bör vara att helt undanröja riskerna för omfattande förluster av liv eller egendom. Detta gäller även för åtgärder på befintliga verk. Det står Vis- serligen klart att ingen nu känd åtgärd är tillräcklig för att helt och hållet nå detta syfte. Utredningen anser emellertid att det existerar åtgärder, tekniska och andra, som kan föra säkerhetsnivån avsevärt närmare detta mål. Möjligheterna härtill bör tillvaratas. Förslag om konkreta åtgärder utvecklas i det följande.

Utredningen anser att säkerhetsbegreppet hittills i praktiken fått en allt- för snäv innebörd såväl i Sverige som utomlands. Vi menar att den fak— tiska säkerheten bestäms inte bara av utformningen av härdnödkyl— system, reservkraftförsörjningar och andra tekniska utrustningar, utan också av faktorer som kraftproducenternas kompetens i säkerhetsfrågor, dessa frågors genomslagskraft i respektive organisation och utbildningen av personal av olika kategorier. Den uppfattningen är styrande för den indelning iområden för säkerhetshöjande åtgärder som återkommer i den 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 dern saknas för närvaran- de. Det är en viktig planerings- och forskningsuppgift att åstadkomma ett bättre underlag för en sådan avvägning, vilket bör resultera i en lång- siktig åtgärds- och forskningsplan. Denna fråga kommer att beröras i det följande, bl.a. under delavsnittet "Händelseuppföljning, felanalys och erfarenhetsåterföring".

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

Läge

Säkerheten i kärnkraftsystemet påverkas direkt av ett stort antal parter: kraftproducenter, reaktortillverkare, entreprenörer, fristående konstruk- tionsföretag, tillsynsmyndigheter osv. Därutöver påverkas säkerhetskra— ven indirekt och på längre sikt av den allmänna opinionen samt av poli- tiska ställningstaganden. Rollfördelningen mellan de parter som direkt inverkar på säkerheten skiljer sig avsevärt mellan olika länder.

I USA har säkerheten i större omfattning än i Sverige grundats på en om— fattande resurs hos tillsynsmyndigheten NRC, med flera tusen anställda. NRC utger en stor mängd detaljregler för kärnkraftens säkerhet och ut— övar en omfattande detaljkontroll. Tillsynsmyndigheten i Sverige (SKI) är liten (drygt 50 personer). En del av skillnaden förklaras av det mer om— fattande kärnkraftprogrammet i USA. Dessutom har man i Sverige nytta av NRC:s erfarenheter och utredningsresultat. Säkerhetsarbetet i Sverige har emellertid i större omfattning än i USA lagts på de enskilda kraft- producenterna och reaktorkonstruktörerna. SKI:s egen roll är främst att kontrollera formerna för säkerhetsarbetet. Därutöver tar man i stor ut— sträckning hjälp av konsulter för konstruktionsgranskning och de mera detaljerade uppföljningar av tillverkning man kan önska göra. SKI:s arbete är koncentrerat på de tekniska frågorna, medan bl.a. människa— maskin frågor och utbildningsproblem hittills har tilldragit sig begränsat intresse.

Statens strålskyddsinstitut (SSI) är tillsynsmyndighet i radiologiskt avse- ende. Detta innebär att man fastställer begränsningar för tillåtna utsläpp under normaldrift samt föreskriver beredskapsåtgärder m.m. för haveri— situationer. Ansvaret för att föreskriva utsläppsbegränsande åtgärder i själva kraftverken faller gemensamt på SKI och SSI. Någon strikt an— svarsuppdelning finns inte, men ett omfattande underhandssamarbete förekommer.

SKI har i Veritas underlagsrapport kritiserats för att inte tillräckligt ha preciserat kraven på säkerhetsåtgärder och kontrollera uppfyllandet av dem i samband med konstruktion och drift av anläggningar. Bl.a. påpe- kar Veritas att SKI inte alltid gjort klart när NRC:s krav skall vara tillämp— liga också i Sverige och när dessa bara är riktlinjer för säkerhetsarbetet. Från SKI:s sida har framhållits att man främst är inriktad på att i stort följa upp säkerhetsarbetet. Dock har man framfört att resurserna för inspek— tion och tillsyn av de olika reaktoranläggningarna inte är helt tillräckliga.

I—Ios varje kraftproducent finns särskild personal med huvuduppgift att bevaka säkerhetsfrågorna inom företaget. Ytterst sker samverkan i säker— hetsfrågor inom ramen för företagets centrala säkerhetskommitté. I den-

na ingår normalt representanter för de viktigaste verksamheterna hos producenten, exempelvis drift, underhåll och konstruktion, förutom specialister på säkerhetsfrågor. Säkerhetskommittén rapporterar till före- tagets högsta ledning, vanligen till verkställande direktören eller till direktionen.

För mycket ingående säkerhetsanalyser i stort eller i detaljer är tillsyns- myndigheter och kraftproducenter mer eller mindre hänvisade till säker- hetsspecialister hos tillverkarna. Förutsättningarna för kontakter med dessa redan på ett tidigt projektstadium har varit mycket goda i de fall, där vi haft en svensk tillverkare, dvs för Asea-Atoms kokarreaktorer. Tryckvattenreaktorema har köpts från den amerikanska tillverkaren Westinghouse. Sverige har i det sammanhanget varit en relativt liten kund. Nyligen har emellertid inrättats en ägargrupp för samtliga ägare av Westinghouse—reaktorer i USA och för svenska Vattenfall. Därmed bedöms möjligheterna väsentligt ha ökat att i fortsättningen få underlag i säkerhetshänseende även från Westinghouse.

Utredningen

Utredningen har övervägt om man i Sverige borde bygga upp en mycket omfattande kontrollfunktion inom tillsynsmyndigheten av ungefär sam- ma typ som NRC:s funktion i USA. Utredningen vill inte rekommendera ett sådant alternativ, bl.a. mot bakgrund av de delvis negativa erfarenhe- terna i USA. Man har där pekat främst på risken att producenterna kon— centrerar sitt säkerhetsarbete till att enbart uppfylla tillsynsmyndighetens formella krav.

En lösning av detaljkontrolltyp skulle för övrigt innebära en annan roll- fördelning mellan myndigheter och producenter än vad som tillämpas i annan riskverksamhet i Sverige, såsom civilflyg och sprängämnes- industri.

Tillsynsmyndighetens huvuduppgift bör istället vara att ange mål för säkerhetsarbetet hos producenterna och att granska deras organisation och arbetsformer för att uppfylla dessa mål. Denna verksamhet hos kärn— kraftinspektionen bör förstärkas avsevärt. Det är nödvändigt att SKI får tillräcklig expertis, kvalitativt och kvantitativt, för att kunna hävda sig i förhållande till tillverkare och kraftproducenter. Utredningen anser det önskvärt att inspektionen för dessa uppgifter får möjlighet att rekrytera personal med erfarenhet av industriellt säkerhetsarbete i ledande befattningar.

De ovan föreslagna arbetsformerna innebär en kombination av kritisk granskning och nära samarbete i tillsynsmyndighetemas kontakter med kraftföretagen. Utredningen är medveten om möjligheten att ett sådant system ytterst skulle kunna leda till ett visst beroende mellan parterna 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 möjlighe— terna till detta säkerställs. Tillsynsmyndigheternas styrelser har här en viktigt uppgift. De fördelar i form av fördjupad inblick i företagens säker— hetsarbete som står att vinna med den i Sverige tilllämpade rollfördel- ningen är enligt utredningens mening betydande.

Utredningen konstaterar att den nödvändiga samverkan mellan SKI och SSI i huvudsak bedrivits i underhandsformer. Detta förefaller hittills inte ha inneburit olägenheter. Arrangemanget är emellertid starkt personbe- roende. Dessutom kräver den senare i texten föreslagna satsningen på utsläppsbegränsande åtgärder en vidgad samverkan. Utredningen anser det därför nödvändigt att samverkansformerna mellan SKI och SSI klar— gors.

Det direkta ansvaret för kärnkraftverkens säkerhet bör liksom tidigare åvila kraftföretagen. En hög ambition i säkerhetsarbetet måste känne- teckna all kärnkraftsverksamhet. Utredningen anser att denna inställning måste demonstreras både utåt och internt i kraftföretagens policy, organi- sation och arbetsformer. Utredningen har under sin verksamhet särskilt sökt bedöma säkerhetsarbetet vid Statens Vattenfallsverk, den enda inne- havaren av tryckvattenreaktorer i Sverige. Vattenfall har enligt utred- ningens bedömning avsevärda resurser för säkerhetsverksamhet. Dessa har emellertid varit splittrade, vilket uppenbarligen försvårat en snabb och effektiv handläggning av säkerhetsfrågor. Det är därför enligt utred- ningens uppfattning en väsentlig förbättring att Vattenfall nu samordnar dessa resurser.

Beträffande tillverkarna vill utredningen påpeka att tillgången till dessas säkerhetskompetens är väsentlig för det samlade säkerhetsarbetet på kort 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 uppförande av kärnkraftverk, vid mera rutinbetonade tekniska åtgärder under drift och underhåll samt i samband med säkerhetshöjande åtgärder. Grunden för konstruktions- och utförandekrav i USA har varit ett antal tänkta kon- struktionsdirnensionerande olyckshändelser, s.k. "design basis events". Som exempel på sådana kan nämnas brott på någon av de största kylvat— tenledningarna. Det krävs att konstruktionen skall klara en sådan hän-

delse utan omgivningskonsekvenser. Detta innebär i sin tur i praktiken att överhettning av reaktorhärden skall kunna förhindras även i sådana situationer. För smärre händelser har tanken i huvudsak varit att de åtgärder som vidtages mot de stora olyckshändelserna också skulle ge ett tillräckligt skydd mot de små. Vissa analyser av små rörbrott och liknan- de har dock också genomförts.

De amerikanska konstruktionskriterierna förefaller i huvudsak ha tilläm- pats 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 meto- dernas värde för att systematiskt komma åt de väsentligaste orsakerna till fel och haveririsker. Huvudorsaken till att statistiska metoder inte utnytt- jas är troligen att dessa ställer höga krav på kompetensdjup, resurser och kontinuerliga insatser. Statistiska metoder har dock utnyttjats i andra sammanhang. Det främsta exemplet är givetvis Rasmussens egen studie. Därutöver har i samband med Energikommissionens arbete analyser ut— förts på såväl Barsebäck 2 som Forsmark 3, jämför avsnitt 9.1. Ingen av dessa analyser har dock utnyttjats för en systematisk konstruktions— granskning.

De säkerhetshöjande åtgärder som hittills genomförts i Sverige har grundats på en ingenjörsmässig bedömning, på viss verifierande forsk— ning och på en ambition att punktvis uppfylla de förhöjda säkerhetskrav, 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 början av detta år. Arbetet har ännu inte lett till en totalsyn på den relativa betydelsen av olika säkerhetsfrågor. Detta innebär att det enligt utredningen idag är vanskligt att generellt värdera de äldre konstruktio— nernas säkerhetsnivå jämfört med de mera nykonstruerades eller att göra en jämförelse mellan tryckvatten— och kokarreaktorer. Den tidigare refererade jämförelsen mellan Barsebäck 2 och Forsmark 3 är dock ett 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, be- kämpande eller konsekvenslindrande. Även om gränserna mellan dessa tre kategorier är flytande kan konstateras att hittillsvarande åtgärder väsentligen inriktats på att vara förebyggande och bekämpande. Till sist— nämnda kategorier hör exempelvis reservkylsystemen för att bortföra

värme för det fall att de ordinarie systemen inte skulle fungera. Själva in— neslutningen av reaktorn är det främsta exemplet på konsekvenslindran— de eller med ett annat ord utsläppsbegränsande system. Därutöver har de utsläppsbegränsande åtgärderna ägnats förhållandevis litet intresse.

TMI—händelsen har föranlett vissa konstruktionsåtgärder på kortare sikt såväl i USA som i andra länder, däribland Sverige. Det amerikanska NRC har sammanställt sina krav på nya och äldre anläggningar i drygt 20 punkter, jämför kapitel 7. Åtgärderna skall i huvudsak genomföras under 1979 och 1980. Kraven avser analyser, utbildning, tekniska åtgärder och regler för driften.

I Sverige ställde SKI omgående efterTMI-olyckan punktvisa krav på åt- gärder vid den enda svenska i drift varande tryckvattenreaktorn, Ringhals 2. Reaktorsäkerhetsutredningen har därutöver anmodat kraftproducen- terna och SKI att yttra sig över den fullständiga amerikanska kravlistan. Svaren visar tämligen enhetligt att ett betydande antal av åtgärderna 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 kokar- reaktorerna) eller inte lämpliga. Det sistnämnda syftar på vissa förslag till driftadministrativa regler.

Utredningen

Då det gäller konstruktion och utförande finner utredningen det väsent- ligt 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 till- lämpas 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 Rasmussen-rapporten sorn Lewis-rapporten och styrks i hög grad av händelseförloppet vid TMI. Statistiska felanalysme- toder bör alltså utnyttjas systematiskt vid Säkerhetsgranskningen och vid 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 & Wilcox' fabrikat. Analyser bör därför efter hand utföras på de enskilda anläggningarna.

Utredningen har funnit att den svenska kraftindustrin har visat förut— 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 utom- ordentligt 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 syste- matisering av åtgärderna. En förutsättning härför är vidgade resurser för systematisk uppföljning av fel och incidenter och för statistisk felanalys. Detta tas upp i avsnitt 9.9.

Utredningen har granskat avvägningen mellan säkerhetsåtgärder av förebyggande, bekämpande och konsekvenslindrande typ. Det finns fortfarande goda skäl för en kraftfull satsning på de förebyggande och bekämpande åtgärderna. Bl.a. bör en systematisk tillämpning av statis- tisk felanalys och en uppföljning av drifterfarenheter efter hand ge under- lag för ytterligare säkerhetsförbättringar av detta slag. Utredningen anser emellertid att de konsekvenslindrande åtgärderna ägnats alltför liten uppmärksamhet. Prelimära amerikanska analyser med statistisk metodik visar att betydande minskningar av riskerna för stora omgivningskonse- kvenser skulle kunna åstadkommas med sådana åtgärder. Därtill kom— mer att de konsekvenslindrande systemen kan ge ett betydande skydd mot omgivningsverkningar även vid sådana haveriförlopp som inte i sin helhet har kunnat förutses i de statistiska systematiska felanalyserna. Utredningen utvecklar sin syn på konsekvenslindrande system i nästa avsnitt och förordar där en kraftfull satsning med syfte att införa ytterli- 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 säkerhetsåtgär- der genomförs under iakttagande av en hög kvalitetsambition. Utred- ningen anser det vara väsentligt att SKI anger målen i stort för företagens kvalitetssäkringsarbete och granskar deras organisation och resurser för ändamålet.

Utredningen har som tidigare nämnts låtit granska Vattenfall och dess kvalitetssäkringsfunktion särskilt. Vattenfall har nu tagit initiativ till en betydande skärpning av sitt säkerhetsarbete beträffande kärnkraftsver- ken. Ovriga kraftföretag har inte granskats av utredningen.

9.4 Utsläppsbegränsande åtgärder

Läge

Utsläppsbegränsande (konsekvenslindrande) åtgärder har hittills fått ringa uppmärksamhet i debatten om kärnkraftens säkerhet. De kan ses som en barriär mot sådana anlyserade händelseförlopp som annars skul— le 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. Utredningen har därför funnit skäl ta upp utsläppsbegränsande åtgärder till särskild diskussion. En ut— förligare redovisning av tänkbara utsläppsbegränsande åtgärder åter- finns i en promemoria av utredningsledamoten Westermark (Westermark 1979)

Det har tidigare framhållits att gränsen mellan förebyggande, bekämpan- de och utsläppsbegränsande säkerhetssystem är flytande. En rimlig innebörd av det sistnämnda är dock att det avser system som skall be- gränsa omgivningskonsekvenserna i fall då omfattande skador på en reak— torhärd, trots ett omfattande arrangemang av förebyggande och bekäm- pande 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 reaktorns inre. Inneslutningen är konstruerad för att tåla avsevärda övertryck i samband med ångutsläpp från reaktorn. Systemet innehåller också vattenstrilar, som kan utnyttjas för att kyla ned het ånga och därmed begränsa trycknivån. TMI är ett exempel på hur in- neslutningen fungerat i huvudsak såsom avsetts. Trots en mycket omfat- tande 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 begränsningar. Eftersom inneslutningen är en sluten be- hållare kan den bara tåla ett visst övertryck innan skador uppstår och okontrollerat läckage till omgivningen riskeras. En sådan situation är en— ligt haverianalyser tänkbar i vissa lägen med omfattande skador (aktivi— tetsfrigörelse) 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 rörledningar samt otillräcklig härdkylning. Den därvid frigjorda aktiviteten kan sedan läcka ut genom den skadade inne— slutningen.

Skador genom alltför högt tryck i inneslutningen skulle alltså ytterst kun— na leda till aktivitetsfrigörelse till omgivningen, vare sig otillräcklig härd- kylning och härdskador är den ursprungliga orsaken till övertrycket eller blir en konsekvens av inneslutningsskadoma. Mot denna bakgrund har

alternativa utformningar av inneslutningen från tid till annan diskute— rats, i USA senast i ett förslag till forskningsplan 1978 (NUREG-0438) och i en kortfattad översiktlig studie av möjliga lösningar (SANDIA 1978). I Sverige har SKI 1979 angivit forskning kring annorlunda utformning av inneslutningen som en angelägen uppgift, och nyligen har Studsvik och Asea-Atom erhållit anslag från SKI för en förstudie kring dessa frågor.

Reaktorsäkerhetsutredningen har tagit initiativ till två särskilda utred- ningar beträffande modifierade inneslutningar m.m. (Johansson 1979 och Svedberg 1979). Johansson föreslår i första hand ett forskningsprogram för att skapa ytterligare kunskaper om tänkbara systemlösningar samt dessas effektivitet, genomförbarhet och kostnad. Redan nu bedömer han ett system för tryckavblåsning, filtrering och (eventuellt) uppfångning av avblåsta gaser som lovande och i någon grad genomförbart på befintliga svenska reaktorer.

Enligt Johansson kan i ett första steg säkerhetsventiler installeras på in- neslutningen, figur 9.4.1. Denna åtgärd kan vidtas inom en treårsperiod.

S ko rsten

Reaktorbvggnad

Inneslutning

Filterkammare

lL.l

__”..—

lll

Figur9.4.1 Figur9.4.2

Förslag till säkerhetsventil på inneslutning. Förslag till säkerhetsventil och filterkammare. Säkerhetsventilen förhindrar uppbyggnad av alltför Utsläppet kan ledas genom en filterkammare innan höga tryck i inneslutningen. Eventuella utsläpp sker det när skorstenen. Filterkammaren avskiljer huvud- pä ca 100 m höjd genom skorstenen. (Johansson 1979) delen av de radioaktiva ämnena. (Johansson 1979)

Reaktor- byggnad

I ett andra steg kan utsläppsgaserna från ventilerna ledas till filterkam— mare av stor volym, utförda som stenbäddar eller vattenbassänger, figur 9.4.2. I ett slutsteg kan möjligen kvarvarande svårfiltrerade ämnen upp- fångas i specialfilter eller i en stor behållare. Andra och tredje steget krä- ver längre genomförandetid. Vid nykonstruktion av kärnkraftverk är handlingsfriheten självfallet större. En långtgående lösning är här berg- förläggning.

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, avskiljas i särskilda efterföljande filter. Svedberg framhåller att de framlagda förslagen (järn- för figur 9.4.3) bygger på till största delen känd teknik.

Aktivt kol

Torkbädd

lVlarkplan Droopavskiuare

Sten— nuer

.gl _ .. enfilter Sten— .. Dropp— Vanen— äker Bassangined . avskmare

bassang NazSzOgJosmng

s

Figur9.4.3 Exempel på komplett reningssystem.

Utsläppet leds genom sten-filter och vattenbassänger. Kemiska tillsatser i den sista bas— smqwnmwggthawMMMQavmdSwwmwawMMskadmwrManmgnmg av ädelgaser. (Svedberg 1979)

Inneslutningens motståndsförmåga är också beroende av risken för ex- plosioner till följd av vätgasfrigörelse. Vätgas kan vid härdskador frigöras i stor mängd i reaktorhärden. Detta skedde vid TMI. Blandas 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 inneslutningenl samman— hanget bör dock nämnas den tyska riskstudiens bedömning att inte ens en massiv väteexplosion kan skada inneslutningar av den typ som där studerats.

Vätgasproblemet har beaktats redan tidigare vid Säkerhetsgranskningen av svenska reaktorer. Kokarreaktorernas inneslutningar är som följd härav under drift fyllda med kvävgas i stället för luft. Explosioner är där- igenom otänkbara. Tryckvattenreaktorernas inneslutningar är luftfyllda. Skälet är inneslutningamas mycket stora volym i jämförelse med den mängd vätgas som skall vara konstruktionsbestämmande enligt ameri- kanska, i Sverige tillämpade normer. Mängden vätgas kan med denna beräkningsgrund inte nå explosiv nivå. Det kan konstateras att den fri— gjorda vätgasmängden vid TMI väsentligt översteg värdet enligt den tillämpade normen. Detta aktualiserar frågor om tryckvattenreaktorernas inneslutningar.

Utredningen

Utredningen finner det sannolikt att några av de föreslagna alternativen till utsläppsbegränsande åtgärder är genomförbara på befintliga svenska kärnkraftverk och att de skulle avsevärt ytterligare minska riskerna för allvarliga omgivningskonsekvenser. Detta gäller framför allt idéerna om filtrerad tryckavlastning av alltför höga övertryck från inneslutningen, exempelvis enligt tidigare nämnda trestegsförfarande. De negativa effek— terna på andra delar av det totala säkerhetssystemet är troligen små. Kostnaderna kan bedömas vara av samma storleksordning som tidigare förekommit för större åtgärder i säkerhetshöjande syfte, dv 5 20—100 Mkr per reaktorläge, jämför tabell 9.1.1.

Det är naturligt att bedöma en säkerhetsåtgärd med hänsyn till såväl kostnader som förväntad skyddseffekt. Bedömningar av det slag som redovisas i kapitel 6 talar för att inga reaktorolyckor med allvarliga kon— sekvenser för omgivningen kan väntas under ett svenskt kärnenergi- program omfattande 100—300 reaktorår. Vid beslutsfattande brukar man ofta basera bedömningar på det statistiska "väntevärdet" (se kapitel 6), som är produkten av sannolikhet och omfattning av olyckans konsekvens. På grundval av enbart en sådan bedömning skulle de tidigare nämnda kompletteringarna av de konsekvenslindrande systemen inte vara rimliga. För händelser med mycket låg sannolikhet men mycket stora konsekven- ser är det emellertid vilseledande att använda väntevärdet på skada (dvs produkten av sannolikhet och konsekvens) som enda underlag för be— dömningen. Det anses rimligt att i sådana fall ta särskild hänsyn till kon- sekvensens storlek.

De allvarligaste tänkbara, mycket osannolika olyckorna i kärnkraftsam- manhang skulle kunna få mycket stora konsekvenser i form av cancerfall och radioaktiv förorening av stora landområden. Särskilt för de två kärn- kraftstationema på västkusten och i första hand för Barsebäcksverket skulle en mångårig radioaktiv markbeläggning vara det dominerande in- slaget i konsekvensbilden.

En ytterligare synpunkt är osäkerheten i de siffervärden som åsätts san- nolikheten när denna bedöms vara mycket låg. Det ligger i sakens natur att man vid felanalys och sannolikhetsberäkning har svårt att föreställa sig det exakta förloppet av mycket stora olyckor, eftersom de förutsätter att säkerhetssystemen inte fungerar såsom avsetts. Denna osäkerhet måste också vägas in.

Utredningen anser att osäkerheten i sannolikhetssiffrorna samt den tänk— bara omfattningen av mycket stora olyckor är helt tillräckliga skäl för en ytterligare, kraftfull satsning på utsläppsbegränsande åtgärder och en översyn av existerande åtgärders effektivitet.

Utredningen finner att underlaget inte nu medger ett definitivt ställ— 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 utsläppsbegränsan— de åtgärder skall vidtas. Syftet skall vara dels att förebygga att inneslut- ningen skadas av alltför höga övertryck och dels att väsentligt minska 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 åtgär- der, s.k. passiva system.

De aktuella åtgärderna kan genomföras generellt på alla befintliga reak- torer eller selektivt. Utredningen anser att en eventuell prioritering bör utgå från de maximala tänkbara konsekvenserna av ett haveri. Dessa är för samhället klart störst för Barsebäck, medan även mycket omfattande utsläpp skulle få jämförelsevis begränsade konsekvenser i Forsmark- fallet.

Utredningen bedömer att man kan ta ställning till den detaljerade ut- formningen av utsläppsbegränsande system inom de närmaste två åren på bas av kompletterande studier. Det bör ankomma på SKI och SSI att initiera sådana studier samt formulera målsättningar för de utsläppsbe- gränsande 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 Studs- viks regi. Utredningen förutsätter att internationell kompetens därutöver kommer att utnyttjas i full utsträckning.

Bland ytterligare idéer till utsläppsbegränsande åtgärder som utredning— en diskuterat kan nämnas kombinationen av filtrerad tryckavlastning med någon form av "härdsmältefångare". En sådan kombination skulle eventuellt kunna leda mycket långt då det gäller att eliminera riskerna för allvarliga konsekvenser. Som framgår av kapitel 10 återstår dock ytterli- gare forskning och studier innan genomförbarheten kan bedömas.

Beträffande riskerna för vätgasexplosioner i tryckvattenreaktorernas inne- slutningar konstaterar utredningen att TMI-händelsen visat de nuvaran- de konstruktionsnormemas otillräcklighet. En förnyad säkerhetsgransk— ning är nödvändig, utgående från att en stor del av den teoretiskt möjliga vätgasmängden kan frigöras från härden och nå inneslutningen.

Reaktorinnehav aren bör anmodas visa att farliga explosioner inte heller i sådana fall kan inträffa med nuvarande konstruktion och driftprinciper. Är detta inte möjligt måste kompletterande åtgärder vidtas. En möjlighet är att kvävgasfylla inneslutningen såsom nu sker för kokarreaktorerna.

Utredningen anser att en förnyad säkerhetsanalys i detta avseende skall 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 reak— torsystems 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 till- kallad 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 tillräcklig hänsyn till ergonomiska krav. Detta hade i sin tur lett till brister i instrumentering, informationspresentation etc som allvarligt minskade operatörernas möjligheter att vidtaga riktiga åtgärder.

Amerikanska studier visar klart att dessa brister inte var unika förTMI-Z utan att en förbättring är generellt påkallad. Det är också tydligt att man 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 ej redovisad. Dock kan konstateras att de olika kontrollrummen i Sverige uppvisar skillnader i vad gäller tillämp- ning av ergonomiska principer. En jämförelse mellan TMI-2 och Ringhals 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 anläggningens tillstånd. Behoven av förbättrade kunskaper och ökad tillämpning av ergonomiska principer är dock tydliga även i vårt land.

Ergonomi kan kortfattat beskrivas som läran om hur miljön skall utfor- mas för att passa människans förutsättningar och behov. Ergonomin bru-

kar indelas i kraftergonomi och informationsergonomi. Det sistnämnda området är viktigast i kontrollrumssammanhang; här avses studier av människors informationsbehandling i människa-maskin-system. Mänsk- lig informationsbehandling kan i sin tur studeras utifrån två synpunkter: dels som varseblivning, dels som tänkande, problemlösning, beslutsfat— tande och minne (kognitiva funktioner). Varseblivningsprocessen är av stor betydelse i många praktiska sammanhang, t.ex. inom trafiken, men i stora komplicerade tekniska system som kärnkraftverk är de kognitiva funktionerna säkert av störst betydelse. De problem som operatören ställs inför kräver inte i allmänhet sekundsnabba, korrekta bedömningar av information erhållen via sinnesorganen, utan förhållandevis lång tid är tillgänglig för beslutsfattande. Problemet är att bedöma vad som är väsentligt i ett stort informationsflöde och att finna lämpliga procedurer för handlandet. Kognitiva faktorer är även avgörande för design av pro- cedurer och rutiner, för riskanalys och underhållsarbete.

Utredningen

Utredningen har bedömt människa-maskin frågorna som synnerligen viktiga. Vid sidan om kravet på en lämplig utbildning måste en rad förut— sättningar vara uppfyllda för att personalen vid kärnkraftverken skall 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 anpassas till vad den mänskliga hjärnan förmår att bearbeta,

— 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 diagnosti- sera anläggningens tillstånd och fatta viktiga beslut. Målen med utform- ningen av människa—maskin-systemet måste vara att underlätta operatö- rernas beslutsfattande framför allt under stressförhållanden.

För att främja de ovan nämnda målen krävs en förstärkning av SKI- resurserna för bearbetning och utveckling av frågorna om människa och maskin. Vidare måste såväl tillverkare som kraftföretag i avsevärd ut- sträckning skärpa sin uppmärksamhet på dessa frågor. Genom att upp- fylla de här angivna förutsättningarna bör det vara möjligt att successivt minska sannolikheten för en lång rad mänskliga felhandlingar.

Alla typer av mänskligt felhandlande går dock inte att förebygga. Exem- pelvis vet man från en rad studier att vid ökad information sker en presta- tionsförbättring bara upp till en viss nivå. Ytterligare tillskott av informa- tion ger inga ytterligare förbättringar. I själva verket kan man förvänta sig en försämring när informationsflödet blir alltför stort. Samtidigt finns en tendens att överskatta den egna förmågan att behandla stora informa- tionsmängder. Detta sätter en gräns för vilka krav som kan ställas på driftpersonalen.

9.6 Personal — rekrytering och utbildning

Läge

Personalens kompetens och förmåga att agera i krissituationer är en av— görande faktor för kärnkraftens säkerhet. Kärnkraftdriften i olika länder visar exempel på såväl situationer, där personalen kunnat hejda utveck- lingen 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 utbildning eller instruktioner. Erfarenheterna visar också att inte enbart den personal som är direkt sysselsatt med driften är av betydelse i säkerhetshänseende. Underhållspersonalen har exempel— vis en viktig roll när det gäller att bibehålla verken på en hög teknisk kvalitetsnivå. Även andra personalkategorier har självfallet stor betydelse för säkerhetsarbetet. Hit kan räknas säkerhetsspecialisterna vid kärn- kraftföretagen, utbildningspersonalen vid utbildningsanstalter och per— sonalen hos tillsynsmyndigheterna.

Driftpersonalen vid kärnkraftverken i Sverige rekryterades tidigare i första hand från motsvarande befattningar vid oljeeldade kraftverk. Även ma- skinbefäl på fartyg rekryterades. Efterhand har man övergått till att mer och mer anställa ingenjörer direkt från utbildning vid tekniska läroanstal- ter. Internutbildning vid företagen har därvid krävts i ökande utsträck- ning inte minst för tillämpade ämnen, såsom ångteknik. Alla kraftföretag har en egen utbildningsorganisation, som planerar och följer upp utbild- ningsprogrammet för varje anställd i driftverksamheten. Den samlade utbildningen sker numera dels internt vid kraftföretagen, dels vid AB Kärnkraftutbildning i Studsvik. Den interna delen ägnas åt grundläggan— de ämnen samt åt kännedom om det egna verkets system och funktioner. Därutöver ingår en omfattande praktik som medhjälpare i kontroll— rumsarbetet. Vid reaktorskolan kompletteras de teoretiska grunderna. Därutöver sker träning i kontrollrumssimulatorer. Man disponerar en si— mulator för kokarreaktorer och en för tryckvattenreaktorer. Utbildningen omfattar en period för grundutbildning samt regelbunden återträning. Huvuddelen av simulatorträningen avser normaldriftförhållanden inklu- sive uppstartning och avställning, men viss uppmärksamhet ägnas också

driftstörningar av olika slag. Sistnämnda moment är aktuellt främst under den återkommande utbildningen. Extrema händelseförlopp exem- pelvis innebärande förstörelse av härden har tidigare inte tränats, men kraftföretagen har efterTMI tagit initiativ till mera långtgående utbild- n1ngsprogram.

Utredningen har inte haft tillfälle att skapa sig någon fullständig bild av utbildningen för underhållspersonal. Intrycket är att någon helt systema- tisk utbildningsverksamhet för denna kategori inte förekommer. Säkerhetsspecialisterna hos kraftproducenterna, tillsynsmyndighetemas personal, och lärarna för utbildning av drift- och underhållspersonal är antalsmässigt begränsade men för säkerhetsarbetet centrala yrkesgrup— per. Någon formaliserad vidareutbildning av dessa grupper syns inte förekomma. De aktuella personerna har dock omfattande inbördes kon- takter och dessutom möjligheter till uppföljning av verksamhet utom- lands. Därigenom uppnås i praktiken en betydande utbildningseffekt.

I USA sker en licensiering av driftpersonalen med formaliserad utbild- ningskontroll. Något motsvarande förekommer inte i Sverige. Kärnkraft- inspektionen har i princip möjligheter att följa den svenska utbildningen. Någon särskild organisationsenhet med detta som huvuduppgift finns dock inte vid inspektionen.

Då det gäller rekrytering har kraftindustrin särskilt pekat på svårigheter- na på driftpersonalsidan. En viktig orsak är uppenbarligen arbetstidsför— hållandena med ständig skiftgång. En gång anställd personal tycks dock, för Sydkrafts och OKst del, vara benägen att stanna länge på sin arbets- plats. Vattenfall har däremot uppgett sig ha betydande personalomsätt— ning vid Ringhals. Detta har förklarats med svårigheter att smidigt erbju- da konkurrenskraftiga löner.

Utredningen

Utredningen har i det föregående hävdat att säkerhetsbegreppet måste ges en bred innebörd. Detta innebär i personalhänseende bl.a. att flera personalkategorier än den i sammanhanget självklara driftpersonalen är 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, exem- pelvis att man ej i simulator fått träna sig att analysera och åtgärda kok- ningstillstånd i tryckvattenreaktorer. Däremot förefaller ambitionerna hos de svenska utbildningsansvariga ha varit högre, då det gäller att hos driftpersonalen skapa insikt och förståelse av processerna istället för att enbart förlita sig på givna instruktioner.

För driftpersonalen anser utredningen att en fördjupad utbildning rörande de grundläggande fysikaliska och tekniska processerna i reaktorer måste åstadkommas. Omfattningen av analys av och träning för icke normala situationer bör utökas. Härvid skall inräknas driftstörningar, kylmedels- förluster och sena haverisekvenser, även inkluderande förlopp med om— fattande reaktorskador. Det bör påpekas att sistnämnda träningsmoment ställer ökade krav på simulatorkapacitet och lärarresurser. Berörda parter som utredningen varit i kontakt med, dvs kraftproducenterna, represen- tanter för driftpersonalen och kärnkraftinspektionen, förefaller dela utredningens uppfattning beträffande behovet av kompletterande utbildning. Ett första steg av vidareutbildning har redan igångsatte eller planeras vid kraftföretagen.

Underhållspersonalen i vidaste bemärkelse är en omfattande och heterogen personalgrupp. Det förefaller därför knappast meningsfullt att ställa ge- nerella krav på utbildning i säkerhetshänseende. Utredningen anser dock att kraftproducenterna måste utforma och genomföra en selektiv utbildning i säkerhetsfrågor för sådan underhållspersonal som kommer i kontakt med verksamhet av direkt säkerhetsbetydelse.

Säkerhetsspecialisterna hos kraftföretagen och SKI samt lärarpersonal utgör alltså en liten grupp. Det förefaller inte heller för framtiden möjligt att driva någon mer omfattande, formaliserad internutbildning för dessa ka- tegorier. De inbördes kontakterna bör även fortsättningsvis främjas. Vi har som litet land goda förutsättningar för sådana informella arrange— mang. SKI och kraftföretagen har redan tidigare tagit samarbetsinitiativ, som utgör en god utgångspunkt. För den långsiktiga verksamheten är utbildningen och forskningen vid de tekniska högskolorna och i Studsvik av stor betydelse. Den nyinrättade professuren i reaktorsäkerhet vid Tek- niska Högskolan i Stockholm samt de av utredningen föreslagna pro- fessurerna i teknisk psykologi (se kapitel 10) bör här få en viktig roll.

Betydelsefullt för säkerhetsarbetet är att olika inblandade personalkate- gorier har en helhetssyn på säkerheten, vilket kräver förståelse för var- andras arbetsuppgifter och funktioner. En sådan förståelse kan erhållas genom att göra viss utbildning gemensam för exempelvis driftpersonal, underhållspersonal och olika specialister eller via någon typ av auskulta- tionsverksamhet, där exempelvis specialister som arbetar med tekniska säkerhetsproblem får tillfälle att sätta sig in i driftpersonalens förhållan- den.

Man bör dock vara medveten om att utbildning inte kan undanröja allt mänskligt felhandlande. Problem vid t.ex. behandling av stora informa- tionsmängder kvarstår, liksom sådana nedsättningar i mänsklig kapacitet som uppkommer under stress. Alla människor begår felhandlingar, även de välutbildade.

Utredningen vill understryka sin uppfattning att SKI i första hand bör ge riktlinjer för utbildningen och kontrollera dess innehåll i stort. Något

starkt behov av en formaliserad licensiering av NRC-typ har hittills inte framkommit. Denna fråga torde komma att belysas ytterligare av det ut— vecklingsarbete inom utbildningsområdet som f.n. bedrivs på SKI:s upp- drag. Utredningen anser att en komplettering av tillsynsmyndighetens resurser för uppföljning av verksamheten på utbildningsområdet måste 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 utgöra ett hinder för en förbätt- ring av säkerheten.

9.7 Normaldrift

Läge

Reglerna för drift av kärnkraftverk är fastställda i de säkerhetstekniska föreskrifterna (STF). STF upprättas av kraftverksinnehavaren, granskas av dennes säkerhetskommitté och fastställs slutligen av SKI. STF upprät- tas 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 reaktorvattentemperatur och tryck. STF anger också villkor och begräns— ningar för drift i förhållande till funktionen hos olika system och kompo- nenter. Vidare specificeras typ och frekvens av provning och inspektion. Slutligen redovisas administrativa föreskrifter.

Överskrids de högsta tillåtna värdena skall reaktorn ställas av. Den får därefter inte startas på nytt innan en särskild säkerhetsgranskning ägt rum. Är tillgängligheten för vissa säkerhetssytem reducerad 1 förhållande till normalvärdena skall reaktorns effektnivå minskas eller reaktorn helt ställas av.

Reaktorns system av betydelse för säkerheten underkastas återkomman- de provning. Provningen utförs med intervall från något dygn till flera är beroende på det aktuella systemets egenskaper. Provning utförs också efter reparationer.

Den sammanlagda underhålls— och provningsverksamheten vid ett kärn- kraftverk är mycket omfattande. Den ställer stora krav på säkerhetsmed— vetande och teknisk kompetens hos den berörda personalen samt på de administrativa rutinerna för uppföljning av verksamheten. Veritas har i sin granskning av verksamheten vid Ringhals kritiserat kvalitetssäkrings- arbetet för brister bl.a. i administrativt avseende. Man anser bl.a. att det

är väsentligt att kärnkraftinspektionen definierar sina krav bättre. I—los Vattenfall föreligger enligt Veritas oklarheter i ansvarsfördelning och brister i resurser för kvalitetssäkringsarbetet.

Bemanningen i kärnkraftverken (minimikrav på driftpersonal) specifice- ras också i STF. Exempelvis skall vid normal drift av reaktorn Oskars— hamn 2 skiftstyrkan bestå av fem man: en skiftingenjör, en kontrollrums- ingenjör, en kontrollrumstekniker och två stationstekniker. Kämkraft— inspektionen har för närvarande inte preciserat kompetenskraven på dessa personalkategorier. (Jämför även avsnitt 9.6.)

Utredningen

Utredningen bedömer formerna för upprättande och granskning av de säkerhetstekniska föreskrifterna som ändamålsenliga. Genom att ansvaret för att upprätta STF ligger på företagen markeras dessas ansvar för initia— tiv i säkerhetshänseende. Genom granskningen i den centrala säkerhets— kommittén och ytterst godkännandet hos SKI markeras STF:s och det löpande säkerhetsarbetets betydelse.

STF kompletteras vid kraftverken av en stor mängd störningsinstruktio- ner som ger anvisningar för handlandet i förutsedda felsituationer. Ut- redningen vill peka på behovet av regler även för situationer som inte täcks av störningsinstruktioner eller inte kan diagnostiseras omgående. I STF bör därför intas en "generalklausul" om att verket skall bringas till säkert avställt tillstånd i sådana fall.

Beträffande underhåll och provning delar utredningen Veritas princi— piella uppfattning. Utredningen menar alltså att en hög ambition för kva- litetssäkringsarbetet måste finnas i all kärnkraftverksamhet. Detta ställer krav på SKI (och SSI) att formulera principiella krav och kontrollera upp- byggnaden av organisation för dessas uppfyllelse. Det ställer också höga krav på innehavarna då det gäller målformulering, organisation, klarhet i ansvarsfördelning och avdelade resurser. Beträffande bemanningen med Skiftgående personal noterar utredningen att utbildningskraven för olika kategorier inte preciserats av SKI. Under- handskontakter mellan innehavarna och tillsynsmyndigheten i beman— nings— och utbildningsfrågor förekommer dock. Utredningen anser det nödvändigt att SKI preciserar kompetenskraven på skiftpersonalen och noterar att ett arbete med detta syfte pågår.

Utredningen anser också att en precisering av kompetenskraven för vissa andra beattningshavare bör övervägas. Främst gäller detta befattningar som driftchef och driftingenjör. Utredningen anser att man i samman- hanget bör överväga ett system med en särskilt utsedd föreståndare på samma eller liknande sätt som nu förekommer för arbeten med spräng- ämnen. Föreståndare enligt lagen om explosiva och brandfarliga varor (SFS 1949:341) godkänns av tillsynsmyndigheten. Han har huvudansva-

ret för att den löpande verksamheten bedrivs med beaktande av säker- hetsaspekterna. Ett liknande arrangemang finns t.ex. inom civilflygverk- samhet där flygchef och teknisk chef godkänns av 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 säkerhets- arbete. Detta är av central betydelse i haverisituationer (se avsnitt 9.8) men är också av vikt under normal drift. Utredningen utgår från att före- ståndare skall utses ur kretsen av teknisk chefpersonal vid själva kärn— kraftverken.

Beträffande avlösningen mellan skift anser utredningen att en formalise- rad och dokumenterad säkring av överlämningsprocedurerna är lämplig. En riktpunkt kan vara de rutiner som tillämpas av flygbesättningar före start. Såväl kraftföretagen som tillsynsmyndigheten förefaller positiva till en förändring i denna riktning.

9.8 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 olycka inträffar. En huvuduppgift är att vidta drifttekniska åtgärder för att förebygga have- rier 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 bered- skapsorganisationen larma polis och länsstyrelse. Sistnämnda frågor tas 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 ledning av alla åtgärder såväl inom anläggningen som utåt mot myndigheter m.m. Driftchefen (eller dennes ersättare) är ordinarie områdesledare. Intill dess driftchefen inställt sig är vakthavande ingenjören (VHI) områdesledare. VHI kan i allmänhet inställa sig vid verket inom 30—60 minuter. Vid Barsebäcksverket är inställelsetiden väsentligt kortare. Under områdes- ledaren finns bl.a. en anläggningsgrupp, vari ingår skiftpersonalen, och en strålskyddsgrupp.

Beredskapsorganisationen övas ungefär en gång per år. Vid de större övningarna tränas bl.a. samverkan med yttre myndigheter, exempelvis länsstyrelsen. De mindre övningarna är mer inriktade på verkens interna

beredskap. Ovningama har främst avsett s.k. konstruktionsbestämman— de haverier. Detta innebär att utdragna haveriförlopp avTMI-typ så vitt kunnat utrönas inte förekommit. Ovningama sker på de berörda länssty- relsernas och kärnkraftföretagens initiativ. Kärnkraftinspektionen ställer inga direkta krav på viss övningsomfattning eller övningsuppläggning då det gäller reaktordrift vid haverier och tillbud. TMI-erfarenheterna har ännu inte utvärderats systematiskt i haveribe- redskapshänseende. Översiktliga beskrivningar pekar dock på ett flertal organisatoriska brister. Bl.a. kan organisatoriska förhållanden ha försvår- at den överblick av situationen som är nödvändig i svåra haverisituatio— ner. Tillkallade experter kom till platsen alltför sent för att kunna påverka de viktigare delarna av haveriförloppet och utnyttjades relativt osystema- tiskt därefter. Kontakterna med delstatsmyndigheterna (motsvarande våra länsstyrelser) var otillräckliga, vilket försvårade en säker bedömning av situationen från utrymningssynpunkt. Även tekniska brister har kon- staterats. Ett exempel är instrumentering för analys av reaktorns tillstånd under onormala förhållanden, ett annat anordningar för mätning av akti— vitetsutsläpp till omgivningen efter haveriet. Det amerikanska NRC:s rapport "Lessons learned" (NUREG 0578) tar upp några av dessa brister. Bl.a. vill man se över ansvarsfördelningen för reaktordrift i haverisituationer. Man vill vidare förstärka kompetensen hos skiftpersonalen, exempelvis genom införande av en särskild rådgi- vare (shift technical advisor) med specialkompetens när det gäller reak- torns beteende i haverisituationer. I tekniskt avseende föreslås främst ett antal åtgärder för mätning av strålning och vätgasfrigörelse i samband med haverier.

Det amerikanska kraftföretagetTennessee Valley Authority tar i en egen rapport efterTMI (TVA 1979) upp flera av ovanstående problem. Då det gäller tillgången till kompetens i kontrollrummet vill man i första hand stärka den genom vidareutbildning av den befintliga personalen. Någon teknisk rådgivare med permanent arbetsplats i kontrollrummet föreslås inte. Däremot vill man inrätta en särskild haveristyrka av specialister som kan flygas till den aktuella reaktorn med kort varsel i samband med ett haveri. I sina kommentarer till NRC:s "Lessons learned" (kapitel 7) har de svens- ka kraftföretagen avvisat förslaget om "shift technical advisor". Man anser att kompetensproblemet istället bör mötas genom en fördjupad utbild- ning av skiftpersonalen. Man godtar däremot NRC:s förslag, då det gäller instrumentering för strålning och vätgaskoncentration m.m.

Utredningen Enligt utredningens mening ligger självfallet ansvaret för driften kvar på kraftbolaget även under ett haveriförlopp. Vid ett TMI-liknande haveri, d.v.s. ett utdraget händelseförlopp, framstår det dock som oacceptabelt

från allmän synpunkt om inte tillsynsmyndigheterna följer verksam- heten på platsen och även har befogenhet att ingripa för att förhindra en eljest mycket stor olycka eller lindra dess konsekvenser. Det är därför nödvändigt att tillsynsmyndigheterna har en väl utvecklad haveribered- skap. Utredningen utgår från att denna beredskap samt myndigheternas befogenhet att ingripa m.m. kommer att granskas närmare främst av SSI:s särskilda utredning och av utredningen om översyn av lagstift- ningen på atomenergiområdet.

Utredningen konstaterar att kraftföretagens beredskapsplaner syftar till sammanhållen ledning av all verksamhet i haverisituationer. Områdesle— daren har sålunda det yttersta ansvaret, såväl för driften av reaktorn som för kontakterna utåt, exempelvis gentemot länsstyrelsen. Detta samman- hållna ansvar är en lämplig och nödvändig ordning.

Utredningen konstaterar mot bakgrund av bl.a. TMI att beslutsfunktio- nen i ett kärnkraftverk kan ställas inför höga krav redan under den första timmen efter en onormal händelse. Detta gäller kanske i första hand tryckvattenreaktorerna. Det är nödvändigt att man redan under den för- sta halvtimmen kan fatta långtgående drifttekniska beslut och samtidigt etablera kontakter med utomstående myndigheter. Detta kräver en mycket kort inställelsetid för den vakthavande ingenjören (VHI) och en säkerställd kompetens för långtgående tekniska beslut hos denne och skiftingenjören. Utredningen anser därför att kompetenskraven för VHI måste preciseras och att den godtagbara inställelsetiden skall begränsas till högst 30 minuter.

Utredningen anser det tillfredsställande att beredskapsorganisationen övas. Övningarna bör dock i större utsträckning än nu avse även det in- terna arbetet vid reaktorer i samband med haverier. Det är väsentligt att man därvid övar även svårbedömda tekniska situationer och utdragna haveriförlopp med omfattande reaktorskador.

Kärnkraftinspektionen har hittills begränsat sina krav på kraftföretagens interna beredskapsorganisation till att granska och godkänna de organi— sationsförslag som ingår i kraftföretagets säkerhetsrapport och säkerhets- tekniska föreskrifter. Utredningen anser det emellertid självklart nödvän— digt att SKI, SSI och berörd länsstyrelse i samråd uppställer riktlinjer för beredskapen och utövar tillsyn över utbildning och övningsverksamhet.

Beträffande de amerikanska förslagen till förbättringar av haveribered- skapen anser utredningen att tanken på en "shift technical advisor" bör avvisas. Ett huvudmotiv är att en sådan funktion knappast bidrar till att förenkla ansvarsfördelningen i en haverisituation. Därtill kan komma problem att rekrytera och sysselsätta personal med denna utbildning un- der normaldriftförhållanden. Det bakomliggande syftet med förslaget bör istället mötas genom en fördjupad utbildning av skiftpersonal och områ- desledare samt kortare inställelsetid än nu föri första hand VHI.

Beredskapsplaneringen innefattar redan förberedelser för personalför— stärkning vid verken. Utredningen anser att en utvidgning av denna planering bör övervägas. Tillgången till radiologisk expertis kan behöva beaktas särskilt. I en sådan planering bör resurser centralt hos kraftpro— ducenterna, hos reaktortillverkarna och hos övriga kärnkraftföretag ingå. Aven Studsvik kan här vara en väsentlig resurs.

Utredningen bedömer det som angeläget att länsstyrelserna förfogar över teknisk expertis för att bedöma händelseutvecklingen i ett kärnkraftverk i samband med ett haveri. Utredningen anser därför att man bör överväga atti samband med haverier stationera t.ex. en kontaktman från verket i länsstyrelsen.

9.9 Händelseuppföljning, felanalys och erfarenhets- återföring

Läge

Vid drift av kärnkraftverk inträffar, liksom vid drift av andra komplicera— de tekniska system, ett stort antal händelser, som berör funktionen hos komponenter eller delsystem. En del av dessa händelser berör säkerhets- systemens eller totalsystemets säkra funktion, säkerhetsrelaterade hän- delser. Ytterst kan en sådan händelse leda till ett haveri med omfattande skador på anläggningen eller svåra personskador som följd. TMI är i den- na bemärkelse ett exempel på haveri.

Information om händelser vid en viss anläggning har nästan alltid värde för säkerhetsarbetet vid andra anläggningar. Kraftproducenter, reaktor— tillverkare och tillsynsmyndigheter är medvetna om detta. Flera system för erfarenhetsåterföring har därför byggts upp. De olika stegen i erfaren- hetsåterföring är rapportering, analys och informationsdelgivning.

TMI-haveriet hade föregåtts av en schweizisk (Beznau) och en ameri- kansk (Davis Besse) händelse med likartade begynnelseförlopp. Ibåda dessa fall skedde en rapportering. I båda fallen skedde också en analys hos respektive tillverkare, men det sista steget, informationsdelgivning- en, fungerade inte.

I USA har tillsynsmyndigheten NCR tidigare gjort betydande ansträng- ningar för att åstadkomma ett effektivt system för erfarenhetsåterföring. Bl.a. Ramussen-studien Visade nämligen på att störningar som startar med små händelser ger betydelsefulla bidrag till den samlade riskbilden. En särskild arbetsgrupp med avsevärda befogenheter byggdes därför upp vid NRC i mitten av 70—talet. Åtgärden gav emellertid inte det avsed- da resultatet, och NRCzs system har kommit att mer och mer syssla med formell sammanställning av rapporter från de olika kraftföretagen. Efter

TMI har dessa brister uppmärksammats. Bl.a. planerar den amerikanska kraftindustrins forskningsinstitut EPRI ett omfattande system för rappor- tering, analys och inforrnationsåterföring.

I Sverige driver kraftföretagen gemensamt ett system för komponent- uppföljning. Syftet härmed är, förutom att ge ett bidrag till säkerhets- arbetet, också att ge underlag för tillförlitlig drift och underhållsrutiner m.m. Säkerhetsrelaterade händelser rapporteras av kraftföretagen direkt till SKI enligt regler som finns fastlagda i kraftverkens säkerhetstekniska föreskrifter. I SKI klassas och databehandlas denna information. En om- fattande 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 åter- föring av säkerhetserfarenheter i samband med drift av kärnkraftverk. Dessa diskussioner har hittills — november 1979 — resulterat i att OECD startat ett system för informationsutbyte.

Inom andra samhällssektorer är det främst flyget som'har ett utvecklat system för erfarenhetsåterföring. Reaktorsäkerhetsutredningen har låtit utföra en särskild studie härav (Lilja 1979). Av den framgår bl.a. att såväl tekniska som driftmässiga (operativa) förhållanden rapporteras. Data- system utnyttjas i stor utsträckning för rutinmässig uppföljning av system och komponenter. Vid anmäkningsvärt ökad felfrekvens slår data- systemet larm. Innan informationen sänds vidare utanför flygbolagen sker en avsevärd sovring av materialet. Detta sker på flygföretagens eget ansvar. Av särskilt intresse är den aktiva roll tillverkarna av flygplan spe- lar i säkerhetsarbetet. Särskilt då ny materiel börjar användas är detta betydelsefullt eftersom tillverkarens samlade erfarenheter växer snabbare än varje enskild användares. Tillverkarna övervakas av sina länders luft- fartsmyndigheter och är således skyldiga att ge tekniskt underlag för myndigheternas återkommande säkerhetsgranskning. Ett annat intres- sant drag är den aktiva roll piloterna spelar i säkerhetsarbetet. I Sverige har exempelvis Svensk Pilotförening en flygsäkerhetskommitté för bevakning av att pilotemas flygsäkerhetsintressen tillgodoses i olika sammanhang.

Utredningen

Utredningen anser att ett väl fungerande system för erfarenhetsåterfö— ring är väsentligt. Denna uppfattning styrks såväl avTMI-erfarenheterna som av Ramussens m.fl. mer allmänna felanalyser. En lång erfarenhet inom flygets säkerhetsarbete pekar också entydigt i denna riktning.

Kraftföretagens gemensamma system för komponentuppföljning före— faller lämpligt för sitt syfte. I SKI:s system för uppföljning av säkerhets- relaterade händelser i de svenska kärnkraftverken fungerar själva rap- porteringen väl. Analysen av materialet är däremot klart otillräcklig i för-

hållande till den höga ambition som utredningen anser bör känneteckna erfarenhetsåterföringen. En betydligt kraftfullare insats än hittills är alltså nödvändig i detta avseende. Utredningen är medveten om svårigheterna att åstadkomma ett väl fun- gerande system för erfarenhetsåterföring. Dessa framgår klart av de ame- rikanska NRC—erfarenheterna. Utredningen anser det väsentligt att ett framtida system byggs upp i samverkan mellan kraftföretag, tillsyns- myndighet och tillverkare. Därigenom markeras alla dessa parters centrala roller i säkerhetsarbetet. Dessutom bör en sådan lösning under- lätta en nödvändig hushållning med knappa mänskliga resurser. Möjligheterna till kvalificerad analys av underlagsmaterialet måste sär- skilt beaktas i det tänkta systemet. Detta kräver tillgång till högt utvecklat vetenskapligt och praktiskt kunnande inom reaktorfysik och —kemi, reak- torteknik, ergonomi, statistik och psykologi för att nämna några av de viktigaste kompetensområdena. Enskilda händelser måste också kunna sättas in i ett större säkerhetsmässigt sammanhang. Möjligheter till statis- tisk felanalys av Rasmussen-typ måste tillvaratas och utvecklas för detta syfte.

En viktig uppgift för en nationell verksamhet är att tillgodogöra sig inter- nationella erfarenheter. Ett element i detta är utbyte av mera rutinbeto- nad information. Än viktigare är dock att skapa goda förutsättningar för utbyte av fördjupade kunskaper och analyser. Detta kan ske bl.a. genom deltagande i internationella studie- och forskningsprojekt och genom personalutbyte med sådana länder som USA, Västtyskland, Frankrike och Storbritannien.

Beträffande de organisatoriska formerna för den betydligt ökade insats för analys och erfarenhetsåterföring som utredningen föreslår, är det inte utan vidare givet att verksamheten bör förläggas till SKI. Som framhållits behövs ett brett engagemang i verksamheten med högt utvecklad och mångsidig kompetens. Det får inte riskeras att den kvalificerade persona- len för ändamålet engageras i SKI:s löpande arbetsuppgifter. Över- huvudtaget kan det vara svårt att inom ramen för en statlig myndighet skapa de flexibla anställnings— och arbetsformer som är väsentliga för en verksamhet av här avsett slag. Den amerikanska tillsynsmyndighetens erfarenheter ger knappast stöd för ett SKI-alternativ.

Ett arrangemang i kraftföretagens regi kan ha effektivitetsmässiga förde- lar men tillgodoser inte rimliga krav på offentlig insyn. En sådan lösning kan också försvåra erfarenhetsåterföringen till SKI. Denna återföring är väsentlig för SKI:s planering av och övriga insatser för säkerhetshöjande åtgärder och forskning på säkerhetsområdet.

Utredningen har för sin del funnit många skäl som talar för att analys och erfarenhetsåterföring organiseras i samverkan mellan kraftproducenter, tillsynsmyndigheter och tillverkare. En sådan lösning skulle ha som

främsta fördel att främja ett starkt engagemang från samtliga dessa par- ter. Genom lämpligt val av arbetsformer bör såväl oberoende som offent- lig insyn kunna tillgodoses.

Utöver den nu föreslagna, betydligt ökade insatsen för analys och erfarenhetsåterföring av löpande natur bör enligt utredningens mening övervägas att skapa en särskild form för utredning och analys av allvarli- ga tillbud och driftstörningar av särskilt intresse från säkerhetssynpunkt. Det kan — i likhet med vad som skett på andra förvaltningsområden med säkerhetsansvar — vara lämpligt med en på förhand planerad ordning för att snabbt utse en självständig expertgrupp att oberoende av tillsyns— myndigheten utreda sådana händelser. Utredningen finner det naturligt att frågan om den lämpligaste formen för utredning och analys av allvar- liga tillbud och driftstörningar aktualiseras genom SKI:s försorg.

9.10 Tids- och åtgärdsplan

Utredningen

Initiativ, förberedelse och genomförande eller bevakning i annan form av de i detta kapitel föreslagna åtgärderna ankommer på statens kärnkrafts- inspektion, SKI, ensam eller i samverkan med andra parter.

Utredningen föreslår att SKI utan dröjsmål upprättar en tids— och åtgärdsplan för dessa åtgärder.

Läge

Under kärnkraftteknikens utvecklingsskede fram till mitten av 1960-talet gick reaktorsäkerhetsforskningen hand i hand med reaktorutvecklingen. Sedan dess har reaktorkonstruktionerna mer eller mindre standardise- rats, och enhetliga säkerhetskrav har uppställts. Reaktorsäkerhetsforsk- ningen har därvid i första hand inriktats på att verifiera säkerhetsmargi— naler och skapa underlag för att förbättra säkerhetskraven. På senare tid har forskning och studier också genomförts för att mer systematiskt kart- lägga den samlade riskbilden. Betydande insatser har med detta som grund gjorts även för att utveckla nya och effektivare säkerhetssystem.

Den verifierande forskningen administreras i allmänhet av säkerhets- myndigheterna i olika länder och bedrivs i stor utsträckning vid statliga forskningslaboratorier. De myndighetsstyrda forskningsprogrammen har efter amerikansk förebild huvudsakligen varit inriktade på att studera förlopp vid haverier med potentiellt stora konsekvenser. Exempel på sådana förlopp är kylmedelsförlust och nödkylning.

Reaktorsäkerhetsforskningens omfattning har ökat snabbt under 1970- talet. Som ett mått på nuläget visas i tabell 10.1 ungefärliga kostnader under år 1978. Beloppen avser forskning på lättvattenreaktorers säkerhet och anges i miljoner kronor.

Tabell 10.1 Ungefärliga kostnader för reaktorsäkerhetsforskning 1978i milj kr. Land (motsv) Kostnad USA 900 Västtyskland 300 Japan 250 Frankrike 100 Storbritannien 80 Euratom 50 Sverige 20

Siffrorna i tabell 10.1 avser den offentligt finansierade forskningen. I snäv bemärkelse behandlar denna forskning i mycket liten utsträckning vida- reutvecklingen av säkerhetssystem. I vidaste bemärkelse kan dock all vidgad kunskap om reaktorsäkerhet sägas bidraga till att höja denna säkerhet.

Inte minst i USA har forskningen av tradition haft en mycket stark ton- vikt på att lämna underlag för säkerhetsgranskning. Rasmussen-studien är ett exempel på annan typ av forskningsverksamhet. Den syftade till att systematiskt kartlägga och kvantifiera riskerna vid drift av kärnreaktorer.

Rasmussen-studien ledde till en delvis förändrad syn på den relativa betydelsen av olika problem. För mera direkt säkerhetshöjande åtgärder föreslog det amerikanska NRC år-1978 ett treårigt forskningsprogram med en kostnad av ungefär 65 milj. kr. Endast en bråkdel av denna sum- ma anslogs dock av kongressen. Man kan förutse attTMI får som följd en förändrad syn på betydelsen av sådan forskning och en förskjutning av dess inriktning, exempelvis i form av en ökad satsning på människa—ma— skin frågor. Reviderade forskningsplaner föreligger dock ännu inte i USA.

I Västtyskland arbetar man inom ramen för ett flerårsprogram för säker- hetsforskning med successivt ökande anslag. Även här är tyngdpunkten verifikation av de befintliga säkerhetssystemens funktion. Åtskilliga forskningsprojekt inom denna ram bör dock indirekt ge underlag för säkerhetshöjande åtgärder. Ett exempel härpå är projektet "härdsmälta". Av särskilt intresse är den omfattande forskningssatsningen på kvalitets- säkring och komponenttillförlitlighet, där anslaget 1978 var ungefär 70 milj. kr. Den tyska reaktorsäkerhetsstudien (Birkhofer-studien) har själv- fallet ett mera allmänt säkerhetsintresse. Bl.a. har det framgått att den redan före sin publicering gett upphov till ett antal åtgärder i säkerhets— höjande syfte.

Det svenska forskningsprogrammet har redovisats mera utförligt senast i samband med SKI:s reaktorsäkerhetsstudie 1977 (SKI 1977). Där anges två huvudsyften för säkerhetsforskningen:

— att ge underlag för tillsyns- och licensieringsverksamheten,

— att bibehålla inhemsk forskarkapacitet och därmed beredskap för att kunna lösa frågor som i framtiden visar sig betydelsefulla.

Resurserna för säkerhetsforskning har ökat under senaste åren, som framgår av tabell 10.2.

Tabell 10.2 Medelsram för svensk kärnsäkerhetsforskning 1 milj. kr.

Budgetår Anslag 75/ 76 . 7 76/ 77 14 77/78 19 78/79 24 79/ 80 26 80/ 81 (äskat) _ 27

Som ytterligare motiv för forskningen har under de senaste åren angetts: — identifiering och belysning av tänkbara säkerhetsproblem, — uppföljning av utländsk forskning.

Några av de största områdena inom programmet är "värmetekniska för— sök och programutveckling" (10 milj. kr. 1979/ 80), "haveri- och säker- hetsanalys" (3 milj. kr.) och "Marvikenverksamhet"* (2 milj. kr.). Bl.a. inom området "haveri- och säkerhetsanalys" finns enskilda projekt som kan sägas ha direkt säkerhetshöjande syfte. Programmet i övrigt hlir framtagande av underlag för säkerhetsgranskning sorn huvudsyfte, men liksom för Västtyskland kan säkert flera av forskningsprojekten lämna indirekt underlag för säkerhetshöjande åtgärder.

Den svenska säkerhetsforskningen är helt inriktad på vattenkylda reak- torer. Tabell 10.3 ger en grov fördelning i procent av forskningsanslagen på de olika typerna av sådana reaktorer.

Tabell 10.3

Fördelning av säkerhetsforskningsanslag på olika reaktortyper Reaktorn/p Andel, % Kokarreaktorer 60 Tryckvattenreaktorer 10 Gemensamt 30 Utredningen

Utredningen har enligt sina direktiv bl.a. att bedöma inriktningen av kärnkraftsinspektionens forskningsprogram kring säkerhetshöjande åt— gärder. Detta innebär att de medel för säkerhetsforskning som finan- sieras av Nämnden för Energiproduktionsforskning inte kommenteras här. Utredningen kommenterar inte heller den del av SKI:s forsknings- program som helt avser att ge underlag för tillsyns- och licensierings- verksamheten.

Då det gäller forskning inriktad på säkerhetshöjande åtgärder gör utred- ningen nedan vissa allmänna bedömningar. Dessutom lämnas kommen- tarer till enskilda forskningsprojekt i de fall där detta befunnits särskilt motiverat. Utredningen har däremot inte funnit det möjligt att göra en genomgång av de enskilda forskningsprojekten punkt för punkt.

Utredningen konstaterar att säkerhetsforskningen som huvudsyften har att identifiera säkerhetsproblem, att ge idéer och anvisningar för deras lösning och att värdera effekten av lösningarna. Identifiering och värde- ring kräver en systematisk bearbetning av kärnkraftens risker. Utveck-

* Härmed avses nödkylningsexperiment i full skala i den nedlagda Mar- vikenreaktorn.

lingen av metoder för detta äri sig ett forskningsprojekt, men ger också underlag för avvägning av forskning inom olika delområden. Utredning- en 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 av- snittet om säkerhetshöjande åtgärder hävdat att frågor om policy, rollför— delning och organisation är väsentliga för säkerhetsarbetet med så kom- plexa 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. Bl.a. är en förstärkning av SKI:s resurser för arbete med människa — maskin-problem klart motive— rad. Ett viktigt exempel på arbetsuppgift är deltagande i uppbyggnad och utnyttjande av ett bättre system för händelseanalys. För närvarande sak- nar 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 psyko— logi är f.n. svag. Dock finns vid universiteten en omfattande grundforsk- ning att bygga på. Denna kompetens borde utnyttjas bättre genom att betingelser skapas för ett nära samarbete mellan psykologer och tekniker. 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 tjänster skall svara för utbildningen av tekniker och psykologer i informationsergonomi. De skall även ansvara för att den nu expanderande internationella forskningen på området bevakas i vårt land.

Forskningens närmare inriktning måste givetvis göras till föremål för 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), — presentation av information i kontrollrum, inklusive hjälpmedel för underlättande av beslutsfattande i krissituationer,

— 30-minutersregeln: tidsaspekter på driftpersonalens handlande i haverisituationer,

— avvägning mellan procedurträning och teoretisk förståelse vid utbild- ning, — arbetsorganisation och -rutiner, ex.vis för skiftöverlämning m.m.

Även följande områden är viktiga: — presentation och tillgänglighet av procedurer för onormala tillstånd, — metoder för prognos av mänskligt felhandlande,

— metoder för urval, — upprätthållande av riskmedvetande.

Inom området "utsläppsbegränsande åtgärder" ligger vissa idéer mycket nära ett direkt genomförande. Dessa har kommenterats tidigare. Det är utredningens uppfattning att detta område har en betydande ytterligare utvecklingspotential (Westermark 1979). Utredningen syftar här på mera långtgående åtgärder för utsläppsfiltrering samt på arrangemang för att ytterligare minska riskerna för härdsmältor och ångexplosioner, bl.a. genom s.k. härdfångare. Detta område har hittills bearbetats i liten ut- sträckning internationellt. Sverige bör här ha goda möjligheter att göra en insats av internationellt värde. Som en bieffekt härav kan våra möjlig- heter till tidig inblick i andra internationella forskningsprojekt, bl.a. i Västtyskland och USA, stärkas. Utredningen anser mot denna bakgrund att en långsiktig forskningsinsats bör göras inom området "utsläppsbe- gränsande åtgärder".

Utredningen har tidigare betonat vikten av en hög säkerhetsambition inom drift— och underhållsfuaktionen. Sverige bör därför eftersträva ett del- tagande i eller samverkan i andra former med det mycket omfattande västtyska projektet inom detta område.

Då det gäller SKI:s planeringsfunktion för säkerhetsforskning konstaterar utredningen att denna har belastats i ökande utsträckning genom den snabba tillväxten av forskningsprogrammet. På planeringsfunktionen ankommer inte bara att ha en överblick över kärnkraftens säkerhetsfrågor och en uppfattning om de tillgängliga internationella och nationella re- 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 tillgängliga resurserna är otillräckliga och måste för— stärkas.

I detta sammanhang vill utredningen också beröra frågan om utnyttjan— det av den resurs som Studsvik Energiteknik utgör. Utredningen finner Studsviks ställning oklar. Nationella forskningsstationer av Studsviks storlek kan inte väntas ge ekonomisk självtäckning men kan ändå i större sammanhang ha ett berättigande. Risö i Danmark och Kjeller i Norge är exempel på sådana forskningsstationer. Med avseende på personal och

laboratorieresurser innebär Studsvik en motsvarande tillgång i Sverige. Genom kravet på omedelbar ekonomisk lönsamhet har emellertid Studs- vik Energiteknik AB anträtt en väg där uppdrag och prioriteringar alltmer måste styras av kortsiktiga ekonomiska hänsyn. Det är under dessa för- hållanden osäkert i vilken omfattning man för framtiden kan räkna med Studsviks resurser i säkerhetsarbetet. Därför förefaller det angeläget att man från statens sida omprövar förutsättningarna för att i en ändamåls- enlig organisation utnyttja Studsviks resurser på ett fruktbart sätt.

Utredningens direktiv

Utredning om reaktorsäkerhet mot bakgrund av bl.a. haveriet vid kärnkraftverketThree Mile Island, block 2

Dir 1979z49 Beslut vid regeringssammanträde 1979-04-26. StatsrådetTham anför.

Alla energiomvandlingsprocesser är förenade med miljöeffekter och risker för olyckor, som kan leda till skada på människor och miljö. Det- ta gäller även produktion av elektrisk energi i kärnkraftverk.

Beräkningar av risker för stora haverier i kärn- kraftverk och konsekvenserna av dessa har utretts i många olika sammanhang, utöver de utredningar som regelmässigt görs, när ansök- ningar om att få uppföra nya kärnkraftverk be- handlas. Den internationellt mest kända utred- ningen är Reactor Safety Study WASH-1400, även kallad Rasmussen-rapporten, som utförts på uppdrag av United States Atomic Energy Commission (NUREG—75/014). I Sverige har ris- kerna för haverier i kärnkraftblock och de kon- sekvenser som kan bli följden av haveriema ut- retts av bl.a. närförläggningsutredningen och energikommissionen. Slutsatserna av dessa ut- redningars arbete har presenterats i betänkan- det ( SOU 1975:56 ). Närförläggning av kärnkraft- verk och betänkandet ( SOU 1978:49 ) Energi Häl- so— Miljö- och Säkerhetsrisker. Som underlag för dessa båda utredningars arbete har ett om- fattande faktamaterial framtagits. Utöver dessa båda offentliga utredningar kan nämnas den reaktorsäkerhetsstudie som statens kärnkraft- inspektion på uppdrag av regeringen utförde under åren 1976 och 1977.

De beräkningar och utredningar angående sä- kerheten i kärnkraftverk som har presenterats har under den senaste tiden blivit föremål för viss kritik. Sålunda har t.ex. rapporten WASH- 1400 till vissa delar utsatts för kritik av en arbets- grupp, under ledning av professor Harold

Lewis, sorn tillkallats av Nuclear Regulatory Commission i USA. Arbetsgruppen instämmer i sin rapport, den s.k. Lewis-rapporten, i stort i de slutsatser som presenteras i WASH-1400. Den kritik som arbetsgruppen framför riktar sig huvudsakligen mot att det saknas tillräckligt sta- tistiskt underlag för vissa av de antaganden som gjorts i WASH-1400, mot att konsekvensberäk- ningarna är osäkra samt mot att remissynpunk— ter på rapporten inte beaktats.

Sannolikheten för en härdsmälta med mycket allvarliga konsekvenser har ansetts vara utom- ordentligt liten. Det bör också framhållas att säkerhetskraven succesivt har skärpts och att teknisk utveckling har skapat förbättrad säker- het.

Sannolikheten för en härdsmälta, iden typ av kokarreaktorer som nu byggs i Sverige, torde därför vara mindre än i tidigare generationers kärnkraftverk. Med hänsyn härtill är det i första hand viktigt att inrikta säkerhetsarbetet på att minska riskerna för och konsekvenserna av stora olyckor i äldre kärnkraftverk.

Kärnkraftinspektionen har sedan några år tillbaka i begränsad omfattning studerat olika möjligheter att höja säkerheten i de befintliga kärnkraftverken och även föreslagit att vissa konkreta åtgärder genomförs. Detta arbete finns redovisat i bl.a. kärnkraftinspektionens reaktor— säkerhetsstudie. De säkerhetshöjande åtgärder- na kan indelas i tre kategorier nämligen haveri- förebyggande, haveribekämpande och konse- kvenslindrande. I många fall har åtgärderna en sådan karaktär att de ger resultat i mer än ett av dessa avseenden. Det torde vara möjligt att med relativt begränsade insatser inom dessa områ- den erhålla väsentliga förbättringar i säkerheten hos de äldre kärnkraftverken.

I propositionen Riktlinjer för energipolitiken (1978/79:115 s. 72) framhålls:

"För att göra det möjligt för kärnkraftinspektio- nen att öka insatserna för att höja säkerheten i de befintliga kärnkraftverken beräknar jag att kärnkraftinspektionen för budgetåret 1979/ 80

bör tillföras ytterligare 5 milj. kr. Dessa medel bör användas för att dels utarbeta ett åtgärds— program och föreskrifter sä att den kunskap som erhålls vid den återkommande säkerhetsgransk— ningen effektivt utnyttjas för att höja säkerheten i de befintliga kärnkraftanläggningarna, dels utvidga forskningsprogrammet i syfte att öka kunskaperna om konsekvenslindrande åtgär— der."

Haveriet i det amerikanska kärnkraftverket Three Mile Island, block 2, där ett antal miss- öden i kärnkraftverkets primär— och sekundär- system ledde till omfattande bränsleskador med åtföljande utsläpp av radioaktiva ämnen till om- givningen, har medfört att frågor om reaktor— säkerhet och riskbedömningar har fått förnyad aktualitet. Bl.a. har Förenta staternas president utsett en kommission under ledning av Dr. John C. Kemeny med uppgift att undersöka orsakerna till olyckan vid Three Mile Island, block 2, och utfärda rekommendationer för att förhindra lik— nande händelseri framtiden.

Som en första åtgärd från den svenska regering— ens sida har statens kärnkraftinspektion den 5 april 1979 fått i uppdrag att senast den 3 maj 1979 till regeringen redovisa vad som inträffat vid ha- verieti kärnkraftblocketThree Mile Island, block 2, och vilka åtgärder detta föranleder beträffan— de svenska kärnkra ftblock.

Med anledning av vad som nu har redovisats förordar jag att en kommitté tillkallas med upp- gift att på grundval av bl.a. gjorda reaktorsäker— hetsstudier och olyckan vid kärnkraftverket Three Mile Island, block 2, dels överväga om det finns anledning att väsentligt omvärdera kärn- kraftens risker, dels utreda vilka åtgärder som bör vidtagas för att stärka säkerheten vid de svenska kärnkraftverken.

Kommittén bör insamla och utvärdera det mate- rial, både svenskt och utländskt, som finns till— gängligt rörande såväl olyckan vid Three Mile Island, block 2, som anläggningen i övrigt. Spe- ciellt bör kommittén utreda om det haveri som inträffade i anläggningen på morgonen den 28 mars 1979 har berörts eller i övrigt nämnts i de säkerhetsanalyser som gjorts rörande Three Mile Islands kärnkraftverk eller andra anläggningar av liknande konstruktion. Om så har skett bör kommittén utreda om det inträffade haveriet,

med hänsyn till antalet ackumulerade reaktorår etc., väsentligt avviker från vad som kan förvän- tas. Kommittén bör även utreda huruvida ett haveri liknande det som inträffat vid Three Mile Island, block 2, kan inträffa i svenska kärnkraft— verk samt hur stor sannolikheten i så fall är att detta kan inträffa.

Kommittén bör vidare redovisa principerna för uppbyggnaden av säkerhetssystemen i svenska och utländska kärnkraftverk och hur säkerhets— analysen av kärnkraftverken har utförts. Kom- mittén bör särskilt redovisa hur riskerna har beräknats för haverier som orsakats av flera av varandra oberoende felfunktioner i reaktor- systemen. Betydelsen av reaktoroperatörernas inflytande över driften av kärnkraftverk vid uppskattning av riskerna för haverier bör analy- seras och redovisas.

Med anledning av resultat som erhålles vid utredningen av dels haveriet vid 'l'hree Mile Island, block 2, dels de riskbedömningar och säkerhetsanalyser som har genomförts och ge- nomförs rörande kärnkraftverk bör kommittén ta ställning till om de erfarenheter som härvid erhållits föranleder ändrade bedömningar av säkerheten i samband med produktion av elekt— risk energi i kärnkraftverk. Kommittén bör vida- re 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 olyckor i kärnkraftverk skall bedrivas. Kommittén bör lämna förslag till dels inom vil— ken eller vilka av de tre åtgärdskategorierna — haveriförebyggande, haveribekämpande och konsekvenslindrande åtgärder — som de primära insatserna bör göras, dels vilka dessa insatser bör vara. En utgångspunkt bör härvid vara att kommitténs arbete bör leda fram till en åtgärds— modell som inte är bunden till ett speciellt kärn— kraftverk utan kan tillämpas generellt.

Kommittén bör även lämna förslag till inriktning och utformning av kärnkraftinspektionens forskningsprogram kring säkerhetshöjande åt- gärder 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 vid— kommande.

Kommittén bör lämna förslag till hur de medel som enligt prop. 1978/79:115 skall tillföras Kärn— kraftinspektionen för säkerhetshöjande åtgärder skall disponeras. Kommittén bör när det gäller säkerhetshöjande åtgärderi de svenska kärnkraftblocken, liksom vid övriga kärnsäkerhetsrelaterade övervägan- den, beakta den kompetens som finns vid sta- tens kärnkraftinspektion och de utredningar som tidigare gjorts inom området.

Kommittén är oförhindrad att redovisa sitt arbe- te i delbetänkanden. Arbetet bör dock bedrivas så att resultatet av det kan slutligt redovisas senast i november 1979.

Med hänvisning till vad jag nu anfört, hemstäl- ler jag att regeringen bemyndigar mig

att tillkalla en kommitté med högst12 ledamöter, med uppdrag att på grundval av bl.a. gjorda reaktorsäkerhetsstudier och olyckan vid kärn- kraftverketThree Mile Island, block 2, dels över— väga om det finns anledning att väsentligt om- värdera kämkraftens risker, dels utreda vilka åtgärder som bör vidtagas för att stärka säker— heten vid de svenska kärnkraftverken,

att utse en av ledamöterna att vara ordförande,

att besluta om sakkunniga, experter och annat biträde åt kommittén.

Vidare hemställer jag att regeringen föreskriver

att kostnaderna skall belasta fjortonde huvud- titelns kommittéanslag.

Gällande svenska och amerikanska bestämmelser och deras tillämpning

A 2.1 Svenska föreskrifter Atomenergilagen

De grundläggande föreskrifterna om uppföran— de och drift av kärnkraftverk ges i lagen ( 1956:306 ) om rätt att utvinna atomenergi m rn (atomenergilagen). Där föreskrivs bla att ingen får utan tillstånd av regeringen eller myndighet som regeringen bestämmer, inneha eller driva atomreaktor eller anläggning för bearbetning av uran, plutonium eller annat ämne som används som bränsle (atombränsle) i anläggning för ut- vinning av atomenergi (atomreaktor) eller för— ening vari sådant ämne ingår.

Vid tillstånd enligt atomenergilagen får uppstäl- Ias de villkor som behövs av säkerhetsskäl eller ur allmän synpunkt. Tillståndet får återkallas om uppställt villkor inte iakttas eller om synner- liga skäl föreligger. Tillsynsmyndigheten har rätt att få de upplysningar och handlingar som behövs för att utöva tillsynen. Myndigheten får också meddela de föreskrifter som behövs för att trygga efterlevnaden av uppställt villkor.

Villkorslagen

Atomenergilagen kompletteras i vissa avseen— den av lagen (1977:140) om särskilt tillstånd att tillföra kärnreaktor kärnbränsle, mm, Denna lag, den sk villkorslagen, innebär att ingen reak- tor, som inte tillförts kärnbränsle före den 8 oktober1976, får tas i bruk utan särskilt tillstånd av regeringen. Tillstånd får bara ges om reaktor- innehavaren visat att hanteringen av högaktivt avfall kan ske på ett helt säkert sätt. Lagen ger två alternativ. Enligt det ena skall reaktorinne— havaren redovisa dels ett upparbetningsavtal, dels hur och var helt säker slutförvaring av det högaktiva upparbetningsavfallet kan ske. I det andra alternativet skall reaktorinnehavaren visa hur och var det använda, inte upparbetade kärnbränslet kan slutförvaras på ett helt säkert sätt.

Det kan nämnas, att regeringen 1979—06—21 bifal- lit ansökningar av statens vattenfallsverk, såvitt avser Ringhals, block 3, och av Forsmarks Kraft- grupp AB, såvitt avser Forsmark, block], att till— föra dessa anläggningar kärnbränsle. Samtidigt har föreskrivits att anläggningarna inte får dri- vas efter utgången av år 1990 utan särskilt till— stånd av regeringen. Vid ansökan om tillstånd till fortsatt drift efter nämnda tidpunkt skall fogas avtal om upparbetning av använt kärn— bränsle eller utredning om slutlig förvaring av använt, ej upparbetat kärnbränsle eller om annan metod för slutlig förvaring av använt kärnbränsle.

Anståndslagen

Regeringen har vidare, enligt riksdagens beslut (prop 1978/79:2l8; N U 62; rskr 432), utfärdat lagen ('19791335) om förbud mot att under viss tid tillföra kärnkraftreaktor kärnbränsle, den s k anståndslagcn. Enligt denna lag får kärnkraft— reaktor, som vid lagens ikraftträdande den '19 juni 1979 inte har tillförts kärnbränsle, inte heller till— föras sådant bränsle före utgången av juni må— nad 1980 eller den tidigare tidpunkt som rege— ringen föreskriver, även om det inte finns något hinder mot detta enligt annan lagstiftning. För förluster till följd av anständslagen kan kärn— kraftreaktors innehavare få ersättning av staten. I sina nyss återgivna beslut beträffande reaktor— anläggningarna Ringhals 3 och Forsmarkl har regeringen erinrat om att bestämmelserna i anståndslagen gäller för dessa anläggningar.

Byggnadslagen

Beträffande lokalisering av kärnkraftverk ges vissa regler i liyggimdslagm (1947385). [ dess 136 a & stadgas bla att tillkomsten och lokalise- ringen av atomkra ftanläggning skall prövas av regeringen. Tillstånd får meddelas endast om kommunen tillstyrkt detta (det sk kommunala vetot).

lbyggnadslagen ges även andra bestämmelser berörande atomkraftanläggningar. Sålunda föreskrivs i 81 & att utan länsstyrelsens medgi- vande får nybyggnad ej äga rum i närheten av atomreaktor eller annan atomenergianläggning, där risk kan antas föreligga för skadlig strålning från anläggningen. Länsstyrelsen kan också förordna (82 5) att detsamma skall gälla om man beslutat att anlägga eller utvidga atomreaktor eller annan atomenergianläggning, dv s även innan anläggningen byggts.

Miljöskyddslagen

Anläggande av atomenergianläggning kan även komma att prövas enligt annan lagstiftning. En- ligt miljiiskyddslagen (19691387) kan koncessions— nämnden för miljöskydd lämna tillstånd till sådan miljöfarlig verksamhet på vilken lagen är tillämplig. TiIl sådan verksamhet hänförs ut— släpp av avloppsvatten, fast ämne eller gas från mark, byggnad eller anläggning i vattendrag, sjö eller annat vattenområde; användning av mark, byggnad eller anläggning på ett sätt som kan förorena vattendrag, sjö eller annat vatten- område eller som kan medföra stöming för om— givningen genom luftförorening, buller, skakning, ljus ed, om störningen inte är helt tillfällig.

Dock gäller beträffande atomkraftanläggning att ansökan enligt miljöskyddslagen inte får tas upp av koncessionsnämnden innan prövning av regeringen skett enligt byggnadslagen. Har regeringen prövat frågan enligt byggnadslagen, är beslutet bindande vid prövning enligt miljö- skyddslagen.

Statens kärnkraftinspektion

I instruktionen (l974:427)för statens kärnkraft— inspektion föreskrivs att det åligger inspektionen som central förvaltningsmyndighet bla att . följa utvecklingen på kämenergiområdet, särskilt beträffande säkerhetsfrågor,

. pröva frågor om tillstånd enligt atomenergi- lagen,

. utöva tillsyn enligt atomenergilagen, och

. pröva behovet av forskning och utv eckling rörande säkerheten hos nukleära anläggning- ar och säkerheten vid transport av klyvbart material samt ta initiativ till sådan forskning och utveckling som rör säkerheten hos kärn- kraftverk och annan nukleär anläggning, för vilken koncession beviljats eller koncessions- ansökan ingivits, i den mån sådana uppgifter ej ankommer på annan myndighet.

Ansökan om tillstånd enligt 2 & atomenergilagen skall ges in till kärnkraftinspektionen. Inspek- tionen skall inhämta behövliga yttranden och med eget yttrande överlämna handlingarna i ärendet till regeringen.

Statens kärnkraftinspektion leds av en styrelse med en föreståndare som verkschef. Inspektio- nen är uppdelad på inspektionsenhet, teknisk enhet, materialkontrollenhet, avfallsenhet, forskningsenhet och administrativ enhet. Till inspektionen är som rådgivande organ knutna en nämnd för frågor rörande säkerhetsnormer och reaktorsäkerhet i övrigt; en nämnd för frå— gor om kontroll av klyvbart material, samt en nämnd för frågor rörande forskning och utveck— ling på kärnsäkerhetsområdet.

Strålskyddslagen

Atomenergilagen kompletteras i vissa avseen- den av strålskyddslagen (19581'110). Enligt den lagen gäller att när tillstånd beviljats enligt atom- energilagen, kan statens strålskyddsinstitut meddela de närmare föreskrifter som, utöver de för tillståndet gällande villkoren, erfordras för strålskyddet. Fråga om föreskrift, som angår annat än den normala driften eller som kan i avsevärd mån påverka utformningen av eller driften vid atomanläggning, skall underställas regeringens prövning.

Den som innehar tillstånd enligt atomenergi— lagen får inte utan strålskyddsmyndighetens medgivande vidta ändring med avseende på förhållande varom myndigheten meddelat före- skrift. Tillstånd eller godkännande som medde- lats enligt strålskyddslagen får återkallas om föreskrift angående strålskyddet inte iakttagits eller om det eljest är påkallat ur strålskydds- synpunkt.

Statens strålskyddsinstitut

Statens strålskyddsinstitut är enligt sin instruk- tion ( 1976:481 ) central förvaltningsmyndighet för ärenden om skydd mot joniserande strålning. Det åligger institutet särskilt att

. skaffa sig en noggrann kännedom om de ris— ker som är förenade med strålning och med uppmärksamhet följa utvecklingen inom de biologiska strålningsverkningarnas och strålningsfysikens områden,

0 ha ett centralt samordnande ansvar för mål— inriktad strålskyddsforskning,

. bedriva målinriktat forsknings och utveck- lingsa rbete inom strålskyddsområdet,

. beakta internationella normer på strål— Skyddsområdet,

. vara samordnande organ för olika strål- skyddsintressen i landet och därvid samverka med myndigheter och sammanslutningar som sysslar med strålskyddsfrågor,

. sprida upplysning om faror och olägenheter som kan orsakas av strålning.

Strålskyddsinstitutets verksamhet leds av en styrelse med en överdirektör som verkschef. ln- stitutet är organisatoriskt uppdelat på tre byråer, en tillsynsbyrå, en forsknings- och utvecklings— byrå samt en administrativ byrå.

Beredskapsnämnden mot atomolyckor

Till strålskyddsinstitutet är knuten beredskaps— m'imnden mot atomolyckor (B N A). Dess huvud- uppgift är att ge råd åt länsstyrelserna och strålskyddsinstitutet beträffande skyddsåtgär- der samt att bistå institutet beträffande allmän beredskapspolicy och planeringsfrågor. Vissa ledamöter av nämnden ingår i en akutgrupp som skall stå till förfogande vid en atomolycka.

Lag om skyddsåtgärder vid olyckor

Bland författningar på atomenergiområdet bör slutligen även nämnas lagen ( 1960:331 ) om skydds— åtgärder vid olyckor i atomanläggning mm. Den föreskriver att länsstyrelsen skall sörja för att er- forderliga åtgärder vidtas om radioaktiva ämnen

sprids ut från atomreaktor eller annan atoman- läggning, belägen inom riket, i sådan mängd att särskilda åtgärder påkallas för att skydda all- mänheten. ] län, som regeringen bestämmer, skall länsstyrelsen upprätta en organisations— plan avseende de åtgärder som erfordras för att skydda allmänheten mot radioaktiva ämnen från atomanläggning. Länsstyrelsen skall också utse en befattningshavare — med en eller flera ersättare — som får besluta i länsstyrelsens ställe för den händelse dess beslut inte utan olägenhet kan avvaktas.

Om det vid en atomanläggning inträffat händel- se, som kan antas komma att påkalla särskilda åtgärder till skydd för allmänheten, åligger det enligt lagen anläggningens innehavare eller den som innehavaren utsett att genast underrätta polismyndigheten i orten om händelsen. Vidare skall underrättas länsstyrelsen eller, om förbin- delse med länsstyrelsen inte omedelbart kan erhållas, den förutnämnda särskilda befatt- ningshavaren.

Lagen ger länsstyrelsen vissa särskilda befogen- heter. I den mån det finns påkallat från strål- skyddssynpunkt får sålunda länsstyrelsen, såvitt gäller område som kan antas vara eller bli berört av utspridningen av radioaktiva ämnen,

1. förelägga dem som uppehåller sig inom om— rådet att inte vistas utomhus eller att lämna området samt förbjuda tillträde till detta;

2. föreskriva att levande djur eller livsmedel skall bortföras; samt

3. förordna om inskränkning i rätten att nyttja mark- eller vattenområde eller naturproduk— ter samt och eljest i rätten att bruka eller för- foga över egendom.

Länsstyrelsen får också beordra att livsmedel eller annat, som blivit förorenat med radioaktiva ämnen, omhändertas och oskadliggörs genom särskild förvaring, beredning eller på annat lämpligt sätt.

Länsstyrelsen skall vidta erforderliga åtgärder för inkvartering och utspisning av samt annat bistånd åt dem som blivit i behov därav i anled- ning av föreläggande enligt lagen.

Kommunal myndighet har att på begäran lämna

länsstyrelsen erforderligt bistånd för skyddsåt- gärder som avses i lagen.

A 2.2 Tillämpningen av atomenergi- och strålskyddslagama

Normverk

Av den lämnade redogörelsen framgår att det krävs tillstånd av regeringen för att få uppföra, inneha eller driva ett kärnkraftverk. Regeringen har dock själv inte utfärdat några föreskrifter om de säkerhetskrav som skall vara uppfyllda för att tillstånd skall kunna meddelas. I stället ankommer det på kärnkraftinspektionen och strålskyddsinstitutet såsom beredande myndig— heter och tillsynsmyndigheter att ställa upp er- forderliga säkerhetskrav. Så har även skett i stor omfattning och i olika former. De föreligger dels i publicerade dokument (nationella och interna- tionella standarder), dels i rapporter, protokoll, brev och andra handlingar, vilka refereras i det material som utgör säkerhetsredovisning för tidigare av myndigheterna godkända kraftverk.

Det totala normkomplex, som representerar kra— ven för kärnkraftverk, brukar indelas i normer för konstruktion, uppförande och drift, s k utfö— r'midenurmcr, och i normer för påverkan, sk strålskyddsnonner. Utförandenom1erna anger hur kärnkraftverkets olika delar, komponenter och system skall utformas, tillverkas, provas och köras samt vilka slag av system och anordningar som skall finnas. Strålskyddsnormerna anger de krav på begränsningar som gäller för tillåtna radioaktiva utsläpp till kärnkraftverkets omg1vn1ng.

De flesta säkerhetskraven avser sådana säker— hetsrelaterade system, som har till uppgift att förhindra missöden och att lindra konsekven— serna av missöden, samt sådana system och an— läggningsdelar som själva kan ge upphov till radioaktiv strålning eller utsläpp av radioaktiva ämnen om de skadas eller fel uppstår i dem.

De säkerhetskrav som tillämpas i Sverige har utvecklats succesivt allt eftersom erfarenheter vunnits av riskmoment i tidigare inom eller utom landet uppförda och drivna kärnkraftverk.

Kraven bygger till stora delar på normer som utvecklats och tillämpas i U 5 A men har i vissa avseenden kompletterats med ytterligare eller skärpta krav.

Nordisk arbetsgrupp för reaktorsäkerhet

Några direkta föreskrifter har som nämnts ej meddelats om formerna för den prövning som skall föregå beslut om tillstånd att uppföra, in- neha eller driva atomreaktor eller om de villkor som kan knytas till sådant tillstånd. Emellertid har en nordisk arbetsgrupp för reaktorsäkerhet (N A R S) i juni 1975 publicerat fem rapporter med rekommendationer för de nordiska länder- nas nukleära säkerhetsmyndigheter för behand- ling av tekniska och organisatoriska förhållan- den i förbindelse med ansökningar.

N A R S upprättades i maj 1969. Gruppens upp— drag och reglerna för dess verksamhet fastställ- des i ett regeringsavtal om nordiskt samarbete om reaktorsäkerhet. Avtalet har undertecknats av Danmark, Finland, Norge och Sverige.

N A R S har utarbetat fem rapporter, alla datera— de juni1975. Den första rapporten ger rekom- mendationer om utformningen och innehållet av den säkerhetsdokumentation, som skall ges in till den nukleära säkerhetsmyndigheten och vid ansökan om tillstånd till lokalisering, uppfö- rande och drift av ett atomkraftverk. Rapporten, som omfattar ca 70 trycksidor, är mycket detalje— rad.

Den första rapporten följs upp i rapporterna 2 och 5. Dessa innehåller kompletterande rekom- mendationer, särskilt beträffande redogörelser i säkerhetsdokumentationen för möjliga felför— lopp och om tillägg till dokumentationen om an— läggningsinnehavarens beredskapsåtgärder vid större byggnadsföretag inom anläggningens område.

Rapporten 3 innehåller förslag rörande den tek— niska utfommingen av ett atomkraftverk. Dessa kriterier kan läggas till grund för fastställande av detaljkrav, föranledda av den teknologi som är tillgänglig vid den aktuella tidpunkten.

I rapporten 4 ger N A R S rekommendationer om de beredskapsåtgärder en anläggningsinne— havare skall vidta för att möta olyckssi tuationer.

Prövningsförfaranden

Prövningen av ett koncessionsärende är ett mycket omfattande, komplicerat och tidskrävande arbe— te. Det kan i sammandrag anges på följande sätt.

Koncessionsansökan ges in till kärnkrafts— inspektionen. I ansökningen skall ingå en be— skrivning av förläggningsplatsen och av anlägg— ningen samt av dennas påverkan på omgivning— en i olika driftssituationer, Anläggningsägaren skall också till kärnkraftinspektionen och strål— skyddsinstitutet ge in en preliminär säkerhets- analysrapport, kallad P S A R (Preliminary Safety Analysis Report). I rapporten skall detaljerat be- skrivas de säkerhetsbedömningar som ligger till grund för anläggningens utformning, förhållan- dena på förläggningsplatsen samt anläggning- ens preliminära utformning och funktion. Sär— skild vikt läggs vid noggrann beskrivning av säkerhetssystemen och av möjliga konsekvenser av hypotetiska haverier.

Efter remiss till andra berörda myndigheter och en översiktlig granskning av P S A R bedömer kärnkraftinspektionen anläggningen ur säker— hetssynpunkt och ställer upp de allmänna tek— niska villkor som anses böra gälla för anlägg- ningens utförande. Ärendet överlämnas härefter till regeringen, som prövar koncessionsansökningen och, om denna bifalles, lägger fast de av kämkraft- inspektionen föreslagna villkoren tillsammans med andra erforderliga villkor av allmän art. Samtidigt uppdrar regeringen åt kämkraft— inspektionen att som tillsynsmyndighet medde— la de ytterligare föreskrifter som behövs från säkerhetssynpunkt för anläggningens uppfö- rande och drift.

Sedan koncession lämnats av regeringen fort— sätter kärnkraftinspektionen sin granskning av P S A R.

Inspektionen bedömer nu mer detaljerat hur 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 granskas även av strålskyddsinstitutet från

strålskyddssynpunkt och institutet lämnar under hand synpunkter och kommentarer till inspektionen.

Koncessionsinnehavaren kan därefter börja bygga anläggningen. Under hela uppförande- tiden följer kärnkraftinspektionen och strål— skyddsinstitutet verksamheten genom den löpande information om frågor inom respektive myndighets tillsynsområde som koncessions— innehavaren lämnar samt genom inspektioner på platsen.

För komponenter och system av stor säkerhets- mässig betydelse kan kärnkraftinspektionen i tillståndet för uppförande av anläggningen före- skriva speciell redovisning innan komponenter- na får monteras. S k safeguardredovisning', vil- ket är en översiktlig beskrivning av anläggning— en, samt redovisning av bränslekonstruktionen, mängden nukleärt material, bokföringsrutiner härför mm, skall lämnas till kärnkraftinspektio- nen minst 8 månader före planerad laddning. Under uppförandetiden utarbetar koncessions- innehavaren en slutlig säkerhetsanalysrapport, kallad F S A R (Final Safety Analysis Report).

Denna beskriver detaljerat hur anläggningen utförs och hur den avses att drivas för att upp— ställda säkerhetskrav skall uppfyllas. Rapporten lämnas till kärnkraftinspektionen och strål- skyddsinstitutet för granskning i god tid före planerad laddning av reaktorn. Kärnkraft— inspektionen kontrollerar gjorda beräkningar och analyser. Om rapporten godtas, godkänner inspektionen anläggningens slutliga utförande. Strålskyddsinstitutet granskar det slutliga utfö- randet från strålskyddssynpunkt bla för att få underlag för strälskyddsföreskrifter.

Efterhand som anläggningen färdigställs provas komponenter och system. För provning av vissa komponenter, tex tryckkärl och cisterner, anlitas AB Statens Anläggningsprovning. Atomanlägg- ningens innehavare skall förete bevis om god— känd sådan provning.

'Redovisning enligt den internationella konventionen till förhindrande av kärnvapenspridning

Innan reaktorn tillförs bränsle görs en omfattan— de sk förkritisk provning dels med kalla system, dels upp till fullt tryck och temperatur för veri— fiering av de olika systemens funktion och sam- funktion mellan systemen. Provdriftsresultaten sammanställs och inlämnas för granskning till kärnkraftinspektionen, som också följer vissa prov på plats. Såsom förut nämnts får enligt villkorslagen bränsle inte tillföras reaktoranläggning utan till- stånd av regeringen. Förutsatt att sådant till- stånd lämnas kan anläggningsägaren hos kärn— kraftinspektionen och Strålskyddsinstitutet ansöka om tillstånd för tillförsel av bränsle och nukleär provdrift. Som främsta underlag vid denna tillståndsprövning har myndigheterna den slutliga säkerhetsrapporten, F S A R, och redovisning av genomförd provdrift. Utlåtan— den om genomförd besiktning av bla tryckkärls— säkerheten skall också föreligga. Kärnkraft- inspektionen granskar även anläggningsinneha- varens program för den etappvisa nukleära provdriften och föreslagna föreskrifter rörande denna. I samband med beviljande av tillstånd ger kärnkraftinspektionen föreskrifter rörande de system som skall följas för hantering av bränslet och för rutiner för bokföring av nukleärt material och för säkerställande av det fysiska skyddet. Strålskyddsinstitu tet ger strålskyddsföreskrifter, vilka ställer krav på vissa system, bla monte— ringssystem, ventilationssystem och avfalls- system samt på dosimetri och rapportering av utsläppt aktivitet. Reaktorn kan därefter tillföras bränsle. Därmed inleds den nukleära provdriften. Den första etappen omfattar kriticitetsprov och reaktor— fysikmätningar vid låg effekt. Därefter ökas suc- cessivt effekten och olika prov enligt provnings- programmet genomförs för reaktorsystemen och för reaktor- och turbinsystemen tillsam— mans. Resultaten från genomförda prov sam- manställs för varje etapp och redovisas till kärn— kraftinspektionen för granskning och godkän- nande innan nästa etapp får påbörjas.

När alla fastlagda prov år genomförda med till- fredsställande resultat och anläggningen därige— nom visats kunna drivas säkert under normala driftsförhållanden och vid olika störningar, kan inspektionen lämna tillstånd till rutinmässig

drift. Inspektionen fastlägger då de föreskrifter som skall gälla för sådan drift. Strålskyddsinsti- tutet fastlägger de permanenta strålskyddsföre— skrifterna.

Regler för drift av kärnkraftverk ges i säkerhets— tekniska föreskrifterna (STF). STF upprättas av kraftverksinnehavaren, granskas av dennes sä- kerhetskommitté och fastställs slutligen av kärnkraftinspektionen. STF upprättas i viss samverkan mellan kraftföretagen. Detta har lett till en i stort enhetlig uppställning.

STF anger högsta tillåtna värden för drift av re— aktorn, exempelvis för reaktorvattentemperatur och tryck. STF anger också villkor och begräns— ningar för drift i förhållande till funktionen hos olika system och komponenter. Vidare specifice- ras typ och frekvens av provning och inspek- tion. Slutligen redovisas administrativa före- skrifter.

Överskrids de högsta tillåtna värdena skall reak- torn ställas av. Den får därefter inte startas på nytt innan en särskild säkerhetsgranskning ägt rum. Är tillgängligheten för vissa säkerhetssy- stem reducerad i förhållande till normalvärdena skall reaktorns effektnivå minskas eller reaktorn helt ställas av.

Rapportering och tillsyn under drifttiden

Under den rutinmässiga driften sker regelbun— den rapportering till kärnkraftinspektionen och strålskyddsinstitutet. Rapportering sker dygns- vis till inspektionen om anläggningens driftläge och produktion. Strålskyddsinstitutet erhåller månadsvis och kvartalsvis rapportering om strålnings- och aktivitetsövervakningen i och omkring anläggningen. Rapportering av anlägg- ningens drift och underhåll sker årsvis till kärn- kraftinspektionen och strålskyddsinstitutet.

Redovisning av det klyvbara materialet samt rapportering av vissa händelser sker enligt med- delade generella föreskrifter till kärnkraftin— spektionen, som inom ramen för gällande avtal rapporterar till International Atomic Energy Agency (I A E A). Vidare sker icke-rutinmässig rapportering till inspektionen av inträffade hän— delser och av förhållanden som har säkerhets— mässig betydelse. Till strålskyddsinstitutet rap— porteras om fastlagda nivåer för utsläpp över-

skrides, om onormal exponering av personal förekommit inom anläggningen eller om annan händelse av betydelse från strålskyddssynpunkt inträffat.

Kärnkraftinspektionen och strålskyddsinstitu tet följer den rutinmässiga driften genom rappor- terna och genom inspektioner pa plats och kan vid behov göra ändringar i och tillägg till fastlag— da föreskrifter.

Till ledning förde operatörer, som har atti första hand ansvara för driften av en atomanläggning, upprättar kraftverkets innehavare ett i regel betydande antal sk driftsinstruktioner. Dessa avser olika moment av det normala driftsa rbetet, såsom tex avställning av verket, åtgärder vid olika underhållsarbeten, mm. Därjämte upprät— tas sk störningsinstruktioner, avsedda att ange operatöremas åtgärder vid driftsstörningar av olika slag, tex vid större eller mindre rörbrott. Såväl drifts- som störningsinstruktioner sänds till kärnkraftinspektionen för godkännande.

A 2.3 Amerikanska föreskrifter Grundläggande lagstiftning

Den grundläggande lagstiftningen om kärnkraft är ”The Atomic Energy Act of 1954". Lagen in- leds med en rad deklarationer om U S A:s policy i frågor om kärnkraftens utnyttjande för olika ändamål. Lagen är i övrigt huvudsakligen utfor— mad som en ramlag. Beslutanderätten i frågor om tillstånd att utnyttja kärnkraft delegeras till "The Atomic Energy Commission". Vissa all- männa föreskrifter meddelas om handläggning- en av tillståndsärenden, bl a om offentlighet och om offentliga förhandlingar, "hearings", i till— ståndsärenden.

Genom en annan lag, "The Energy Reorganiza- tion Act of 1974" har de befogenheter som enligt atomenergilagen tillkommer "The Atomic Ener- gy Commission" överflyttats på ett nyinrättat organ, "The Nuclear Regulatory Commission", i det följande kallat NRC. Denna kommission be- står av fem av presidenten med senatens sam— tycke utsedda medlemmar, "Commissioners". Under "The Commissioners" skall enligt lagen finnas bla en "Office of Nuclear Reactor Regula—

tion" med en "Director" som chef. Denne utses av medlemmarna av kommissionen. Samtidigt bemyndigas kommissionen att delegera beslu— tanderätt i tillståndsärenden till direktören.

len lag kallad "National Environmental Policy Act of 1969" utvecklas U 5 A:s allmänna policy beträffande miljöskydd. Som en praktisk före— skrift anges i lagen att innan nagon federal myn— dighet fattar besluti fråga som kan ha väsentlig betydelse för miljöns bevarande, skall ansvarig tjänsteman ha framlagt en detaljerad utredning, "environmental impact statement". Av denna skall bla framgå den inverkan föreslaget beslut kan få för miljön och vilka skadliga miljöeffekter som inte kan undvikas.

Föreskrifter utfärdade av NRC

Med stöd av sina befogenheter enligt atomener— gilagen har NRC meddelat ett antal författnings— mässigt utformade föreskrifter, sk "Regula- tions". Dessa äri likhet med av andra federala myndigheter meddelade bestämmelser intagna i U 5 A:s "Federal Register". Ur detta hari "Code of Federal Register" samlats sådana föreskrifter som är av allmän och bestående natur. I denna Code är NRC:s föreskrifter intagna under avdel- ning 10, kapitel]. De i samlingen intagna NRC—föreskrifterna be- rör många olika områden. Bla behandlas frågor om sekretess och om tystnadsplikt för NRC:s personal. I andra avsnitt ges regler rörande im— port och export samt transport och innehav av radioaktiva ämnen ävensom om användningen av sådana ämnen i kärnkraftverk men ocksa för andra ändamål än kraftproduktion. Bland före- skrifterna ingår vidare en redovisning av den policy NRC tillämpar vid handläggningen av ansökningar om tillstånd till uppförande och drift av kärnkraftverk.

I en i Coden intagen bilaga till NRC:s föreskrifter ges detaljerade anvisningar hur ett kärnkraft— verk i allmänhet bör vara konstruerat, med krav på dubblerade säkerhetsanordningar (redun- dans) och om åtgärder vid driftsstörningar av skilda slag. Anvisningarna anger ett 60—tal krite— rier som skall vara uppfyllda.

Det framhålls likväl att anvisningama inte är fullständiga men att detta ej fritar sökande från

att själv överväga säkerhetsfrågorna och vidta sådana åtgärder som behövs för att tillfredsstäl- lande säkerhet skall vinnas.

Vid sidan av föreskrifterna i Coden har NRC ut— givit ett mycket stort antal och mycket omfatta n— de sk ”Regulatory Guides" (flera hyllmeter). Dessa utgör serier av detaljerade anvisningar rörande tekniska detaljer i kärnkraftverk. Härtill kommer en "Standard Review Plan" (likaledes flera hyllmeter), som i detalj anger hur NRC:s personal skall pröva ansökningar om tillstånd att uppföra och driva kärnkraftverk.

N RC: s prövningsförfarande

Av intresse i förevarande sammanhang torde främst vara de föreskrifter och anvisningar, som avser tillstånd till uppförande och drift av kärn— kraftverk samt det formella förfarandet vid till— ståndsprövningen,

Huvudregeln är ett stadgande vari föreskrives att ingen får påbörja uppförande av ett kärn- kraftverk utan tillstånd, "construction permit". Detaljerade föreskrifter har meddelats om vad en ansökan om sådant tillstånd skall innehålla och vilka handlingar som skall biläggas ansö- kan.

I ansökan skall anges gränsvärden för olika komponenter. Dessa gränsvärden skall vara så bestämda att reaktorn ställs av om de skulle överskridas.

Vissa sådana gränsvärden anges i föreskrifterna, tex för högsta temperatur i reaktorhärden, be— räknad oxidation av de rör vari uranbränslet är inneslutet, maximal vätefrigörelse mm.

För olika enheter, såsom tryckkärl, rörledningar mm anges detaljerade hållfasthetskrav. Hänvis- ning görs härvid till olika allmänna standards, utarbetade bla av "The American Society of Mechanical Engineers". Av ansökan skall fram- gå att dessa krav är uppfyllda.

Tillståndsansökan skall vidare innehålla en plan för katastrofsituationer. Denna skall visa att anordningar och planer finns för att sådan situa— tion skall kunna bemästras med rimlig säkerhet och att ändamålsenliga åtgärder kan och kom— mer att vidtas till skydd för allmänheten och skada på annans egendom,

En bilaga till ansökningen skall innehålla en pre— liminär säkerhetsanalys, "Preliminary Safety Analysis Report" (I”SAR). I denna skall beskri- vas den planerade anläggningen med angivan— de av huvuddragen av dess konstruktion, dess funktionerande och säkerhetsanalyser beträf- fande konstruktionsdela r, olika system och komponenter, m rn. Tyngdpunkt skall läggas på funktionskrav för olika system och komponen— ter med tekniska beräkningar som visar att såda— na krav kan uppfyllas. Beskrivningen skall göra det möjligt att få en uppfattning om utformning— en av olika säkerhetssystem och dessas betydel— se för gjorda säkerhetsanalyser. Särskild vikt skall läggas vid en detaljerad beskrivning av så- dana enheter och planerade åtgärder som reak— torhärden, kylsystem, instrumentation och kon— trollsystem, hjälp— och nödsystem, krafttillför— selsystem samt system för handhavande av reaktorbrånsle och bränsleavfall.

I en annan bilaga skall sökande ange gränser för följande zoner runt den planerade anläggning- en.

1. En närzon som är så bestämd att en person, som uppehåller sig vid dess yttre gräns, icke skall under två timmar efter ett radioaktivt ut— släpp från kärnkraftverket motta mer än 25 rem radioaktivitet eller mer än 300 rem av jodutsläpp.

2. En zon med låg befolkningstäthet av sådan storlek att en person, som befinner sig vid dess yttre gräns och där utsätts för strålning från ett radioaktivt moln från ett utsläpp från kärnkraftverket, icke utsätts för starkare strål- ning än som angetts under 1.

3. En zon utan större befolkningscentra med en radie av minst 1 '1/3 gånger summan av ra- dierna av zonerna 1 och 2.

Till ansökan skall vidare vara fogad en miljö- skyddsrapport "Environmental Impact Report". Av denna skall framgå vilken inverkan på miljön den planerade anläggningen kan få, ur miljö- skyddssynpunkt skadliga konsekvenser som inte kan undvikas om anläggningen kommer till stånd, ev alternativa lösningar samt en costbe— nefitanalys, vari miljöskadliga effekter väges mot ekonomiska, tekniska och andra värden av anläggningen.

Sedan ansökan om "construction permit" in— kommit till NRC:s kansli och blivit underkastad en detaljerad teknisk granskning, inleds ett om- fattande, komplicerat och tidskrävande formellt förfarande.

Ansökan remitteras till "The Advisory Commit- tee on Reactor Safeguards" för granskning och yttrande. Sedan yttrandet avgetts upprättar NRC:s kansli ett utkast till sådan miljöskydds- deklaration som är föreskriven i miljöskydds— lagen. Utkastet delges ett flertal myndigheter och tillställes på begäran en var som begär det. [ lokala tidningar och genom andra lämpliga me— dia kungörs att utkastet är upprättat och att det och ansökningshandlingarna finns tillgängligt för korrunentarer under viss tid. Såvitt möjligt skall handlingarna vara tillgängliga på platsi närheten av den planerade anläggningen.

Efter utgången av den tid handlingarna varit ut— lagda för kommentarer utarbetar NRC:s kansli en slutlig miljöskyddsdeklaration. I denna skall nu även redovisas och kommenteras de invänd— ningar som framförts mot anläggningens uppfö— rande eller utföra nde.

Härefter skall anordnas en offentlig förhandling (hearing). NRC:s slutliga miljöskyddsdeklara— tion läggs till grund för förhandlingarna. En var har rätt att kritisera deklarationen och det för— slag till besluti tillstandsärendet som NRC:s kansli utarbetat och tagit in i deklarationen. Vid behov kan anordnas förberedande förhandling— ar för framsorterande av viktigare, kontrover— siella frågor. Huvudförhandlingarna kan upp— delas för behandling avskilda frågor var för sig. Detaljerade föreskrifter har meddelats om för- farandet vid sådan förhandling. Det ankommer härefter på den som utsetts till ordförande vid förhandlingarna att avgöra om miljöskyddslagens allmänna policyföreskrifter samt alla formella regler följts. Efter vägande av ekonomiska, tekniska och andra fördelar med anläggningen mot miljöskydds- och andra skäl skall han besluta huruvida tillstånd fär medde- las till anläggningens uppförande och om de villkor varmed ett tillstånd skall förknippas.

Förhandlingsledarens beslut kan överklagas till "The Atomic Safety and Licensing Appeal Board" till vilket organ NRC (commissioners)

delegerat befogenhet att slutligt pröva anförda besvär.

Sedan det formella förfarandet med tillstånds- ansökan slutförts, meddelar NRC "construction permit" med erforderliga villkor och föreskrifter.

Sökanden kan nu börja uppföra och färdigställa den planerade anläggningen. Men för att få ta denna i drift fordras att hans "construction per— mit" omvandlas till en licens. Aven härför krävs en ansökan. Den skall vara än fullständigare och mer preciserad än den första ansökan. Nu skall bifogas en slutlig säkerhetsanalys, "Final Safety Analysis Report" (FSAR). Den nya ansökningen behandlas på i stort sett samma formella sätt som den första även om hänvisning kan göras till tidigare ingivna bilagor.

NRC:s besluti licensärende är inte definitivt. Om NRC finner att komplettering, slopande eller modifiering av system eller komponenter i anläggningen är påkallade, kan krav ställas på förbättringar. Sådana krav kan bero på konstate— rade svagheter. Men de kan även bero på nya rön i samband med tillståndsprövning av nya anläggningar. Därvid uppställda krav kan göras tillämpliga även på befintliga anläggningar, s k "backfitting".

Beträffande NRC:s övriga Regulations kan näm— nas följande.

Enligt en särskild föreskrift har rätten att med- dela tillständ att bygga och driva kärnkraftverk delegerats till "The Director of Nuclear Regula— tion".

Infomation till personalen

Innehavare av kärnkraftverk skall hålla all per- sonal, som arbetar inom sadan del av ett kärn— kraftverk som skall vara avspärrat för tillträde av obehöriga, underrättad om förvaring, transport och bruk av radioaktiva ämnen inom området, om skyddsåtgärder vid radioaktiv strålning och skyddsåtgärder för att minska risken av sådan strålning, om syftet med och funktion av skyddsmedel samt om skyldighet att anmäla varje förhållande som kan leda till överträdelser av NRC:s föreskrifter eller till opakallade stral— ningsbelastningar.

Inspektion

Anläggningens innehavare skall ge N R C tillträ— de till anläggningen för inspektion. Vid sådan inspektion skall inspektör äga samtala privat med anställda och, om de anställda utsett ett ombud, skall denne ha rätt att följa N R C:s re- presentant vid dennes inspektion. Anställd eller anställdas ombud har rätt att privat påkalla in- spektörens uppmärksamhet beträffande visst förhållande.

Operatörslicens

Bland N R C:s föreskrifter ingår regler om examination av och kompetensbevis för opera- törer vid kärnkraftverk.

För att kunna erhålla kompetensbevis som ope- ratör krävs att sökanden har sådan hälsa och all— män fysisk kondition att risk ej föreligger för misstag som kan äventyra säkerheten. Bland sjukdomar eller andra brister som utesluter er- hållande av kompetensbevis anges bla epilepsi, mental sjukdom, sockersjuka, hjärtsjukdom, svimningsbenägenhet samt dålig hörsel eller syn, ävensom andra brister som kan påverka vederbörandes omdöme eller förmåga att utföra fysiska åtgärder. Vidare krävs att sökanden av— lagt en skriftlig examen och genomgått ett prak- tiskt prov. Sökande som misslyckats i sin exami— nation får göra nytt försök tidigast efter två må-

nader. Misslyckas han även då får nya försök göras först med sex månaders mellanrum. Vid omprövning skall företes intyg av innehavaren av kärnkraftverk om den ytterligare utbildning och träning sökanden genomgått sedan före- gående examination.

Syftet med den skriftliga examen och det prak- tiska provet anges vara att kontrollera att sökan- de har kännedom om konstruktionen av den anläggning för vilken han skall erhålla kompe- tensbevis och att han är väl insatt i handhavan— det av förekommande kontrollorgan och om de procedurer som skall följas i olika situationer. Den skriftliga examinationen bygger delvis på de uppgifter som lämnats i F S A R för anlägg- ningen i fråga.

Kompetensbevis utfärdas dels för ordinarie operatörer och dels för sk "senior officers", dvs befattningshavare som skall ha ansvar för ope— ratörsfunktionerna i anläggningens kontroll- rum.

Ett kompetensbevis har giltighet endasti två år och måste därefter förnyas. Nytt bevis kan ut- färdas mot företeende av intyg dels om veder- börandes hälsotillstånd, dels om att han under giltighetstiden för det utlöpta kompetensbeviset tjänstgjort som operatör resp senior officer vid anläggningen och dels om att han genomgått eller genomgår av anläggningens innehavare arrangerat rekvalificeringsprogram.

Förteckning över kontakter med myndig- heter, företag, organisationer och enskilda experter

(* utmärker att föredragningspromemoria finns redovisad i bilaga Ds I 1979z22)

Asea—Atom

angående Synpunkter på amerikanska åtgärder med anledning avTMI och behovet av åtgärder i Sverige m.m,

F. byråchef Leif Björk och avd.dir. Jan Hagberg, SCB

angående Olika sannolikhetsbegrepp*

Professor Janne Carlsson angående Risker för brott på reaktortryckkärl*

Electric Power Research Institute (EPRI), Washington, DC

angående TMI—analys, säkerhetshöjande åtgärder, erfarenhetsåterföring, kvalitetssäkring

Dr]. Fabricant, USA

angående

Uppdatering av amerikansk syn på människans strålningskänslighet

Folkkampanjen Nej till kärnkraft (Lennart Daléus)

angående Folkkampanjens synpunkter på vetenskapligt underlag för utredningen m.m., Utredningens tidsplan

Docent Sevald Forberg angående Kärnkemiska problem

Docent Bengt Hansson, Lund

angående Riskanalysmetodik

Dr van der Hoven, NOAA, Washington DC angående Meteorologiska prognoser

Institutt för Atomenergi, Halden, Norge angående Utformning av kontrollrum

Kemeny—kommissionen angående Pågående undersökningar inom Kemeny- kommissionen m.m.,

Uppföljning av slutrapport

Docent Björn Kjellström, AB Fjärrvärme angående Synpunkter på säkerheten i svenska kärnkraft- verk med anledning avTMl*, EK-A samlade syn på reaktorsäkerhet

Kraftföretagen och SKI

angående

NRC:s krav med anledning avTMl, Synen på säkerhetsarbetet i stort

Kraftföretagen och SKI

angående

Forskningsprogram för säkerhetshöjande åtgärder

Kraftföretagen och SKI

angående

Återkommande säkerhetsgranskning och säker- hetshöjande åtgärder

Professor Krister Källström angående Värme- och härdtekniska frågor

AB Kärnkraftutbildning angående Utbildning av kontrollrumspersonal

Dr C. Meinhold, Brookhaven, USA angående Atmosfäriska utsläpp vid TMI

Metropolitan-Edison Co., Pennsylvania angående Besök vid TMI och diskussion av händelseför— loppet Miljöförbundet (Peter Larsson) angående Miljöförbundets syn-punkter på vetenskapligt underlag för utredningsarbetet

Natural Resources Defense Council (NRDC), USA

angående

NRDC syn på TMI

US Nuclear Regulatory Commission (NRC) angående

TMI-förloppet, utbildning, säkerhetsanalyser, kontrollrumsdesign, säkerhetshöjande åtgärder m.m.

Pennsylvania Emergency Management Agency angående TMI-lärdomar i fråga om haveriberedskap

SKI (Paul Ek) angående Tillträdesskydd m.m. i kärnkraftverk

SKI (Frigyes Reisch) angående Reaktortekniska frågor för tryckvattenreaktorer

Statens vattenfallsverk/Ringhalsverket angående Studiebesök

Dr Alan Swain, USA

angående

Beteendevetenskapliga synpunkter på reaktor— säkerhet

Sydkraft AB /Barsebäcksverket angående Studiebesök

Union of Concerned Scientists (D. Ford), USA angående UCS' planer för utvärdering avTMl

DrJan Wirstad, Ergonområd AB angående Operatörsutbildning

Westinghouse Inc.

angående

Synpunkter på amerikanska åtgärder med anledning avTMl och behovet av åtgärder i Sverige m.m.

Professor Gustaf Östberg angående Risker för brott på reaktortryckkärl*

Förteckning över rapporter m.m. ingående i bilaga (Ds I1979:22)

Kurt M Becker, Bedömning av vattennivån i TMI-2-reaktorn vid haveriet den 28 mars 1979

Leif Björk och Jan Hagberg, PM om olika sannolikhetsbegrepp

Bo Braun,

Termohydraulisk analys av händelseförloppet vid haveriet i Three Mile Island 2, Harrisburg, Pennsylvania, USA, för de första 16 timmarna

Janne Carlsson, Brottmekanik, tillämpad på reaktoranläggningar — utvecklingstendenser de senaste åren

H Christensen, T E Eriksen, K Pettersson och E Rosén, TMI-2 — Uppskattning av radiolys och övriga bidrag till gasbubblan

Kay Edvarson, Beräkning av individ— och kollektivdoser från atmosfäriska utsläpp vid TMI Kjell Johansson,

Diskussion av utsläppsbegränsande åtgärder. Förslag till forskningsprogram för förbättring av inneslutningsfunktionen i kärnkraftverk

Sven Johansson, Riskanalys

Björn Kjellström,

Synpunkter på säkerheten i Svenska kärnkraft— verk med anledning av haveriet vid Three Mile Island-2 den 28 mars 1979

Göran Lilja, Rapporteringsverksamheter av flygsäkerhets- betydelse

Lars Nordström, Termohydraulisk analys

Kjell Pettersson, Smältfenomen i samband med överhettning av bränslestavar

Bo Rydnert, Riskanalytisk metodik vid reaktorsäkerhets- studier med avseende på mänsklig funktions- förmåga och bedömningsproblem

Bo Rydnert, Operatörsåtgärder under olycksförloppet TMI-2

Gunnar Svedberg, Utsläppsbegränsande anläggningar vid kontrol— lerat utsläpp av gas och ånga från reaktorinne— slutningar

Veritas, Safety Study of Quality Assurance Programme for a Swedish PWR Plant

Veritas, Review of the Three Mile Island Nuclear Power Station Accident

Torbjörn Westermark, Utsläppsbegränsande åtgärder Gustaf Östberg, Brott i reaktortankar, svar på frågor vid mötet på SSI 1979-10-10

Litteraturförteckning

(Asterisk (*) utmärker att handlingen finns re- dovisad i bilagan DsI1979:22)

Apostolakis George och Mosleh Ali 1979, Ex— pert Opinion and Statistical Evidence: An App— lication to Reactor Core Melt Frequency, Nuclear Science and Engineering 70, Nr 2 (1979)

Asea-Atom 1978, Säkerhetsstudie Forsmark 3, DsI1978:3

Asea-Atom 1979, Diskussion kring vissa reaktor- säkerhetsfrågor, svar på frågor från reaktorsäv kerhetsutredningen, Asea-Atom (1979—10-04)

Babcock & Wilcox 1979, Statement of the Bab— cock & Wilcox Company before the House Com- mittee on Science and Technology, Babcock & Wilcox (May 23, 1979)

Becker Kurt M 1979*, Bedömning av vattenni— vån iTMI-2 reaktorn vid haveriet den 28 mars 1979, Rapport KTH—NEL— 26 (1979)

Bergqvist m.fl. 1978, Hur säkert kan man veta något om olycksriskerna i komplicerade teknis— ka system?, D511978115

Beyea Jan1978, En undersökning av vissa av följdverkningarna på hypotetiska reaktor— olyckor vid Barsebäck, D51 197832

Birkhofer A 1979, Die Deutsche Risikostudie (Kurzfassung), Gesellschaft fiir Reaktorsicher— heit (1979), Svensk översättning AB Kärnkraft, AKK CEW/ San (1979-10—26)

Björk Leif och Hagberg Jan 1979*, PM om olika sannolikhetsbegrepp, Stencil (1979-10—24)

Braun Bo 1979*, Termohydraulisk analys av händelseförloppet vid haveriet i Three Mile Island 2, Harrisburg, Pennsylvania, USA, för de första 16 timmarna (1979)

Carlsson Folke och Johansson Kjell 1979, Infor- mation om härdsmältning, Sammanfattande slutrapport, Studsvik Rapport K2-79/111 och E2-79/ 25 (1979)

Carlsson Janne 1979*, Brottmekanik tillämpad på reaktoranläggningar — utvecklingstendenser de senaste åren, Hållfasthetslära, KTH, Stock- holm (1979)

Christensen H, EriksenT E, Pettersson K och Rosén E 1979*, TMI—2. Uppskattning av radiolys och övriga bidrag till gasbubblan, Studsvik Arbetsrapport E2—79/110 prel. (1979)

Denton Harold 1979, Resumption of licensing reviews for nuclear power plants, Memoran- dum till NRC:s Commissioners, Washington DC (1979)

Edlund O och Gyllander C, Hs -77 Haveristudie Barsebäck, Studsvik Rapport SM 78/ 5 (1978)

Edvarson Kay 1979*, Beräkning av individ- och kollektivdoser från atmosfäriska utsläpp vid TMI (1979)

EK-A 1978, Miljöeffekter och risker vid utnytt— jande av energi, Dsl 1978z27, Del 1 och 2 samt Underlagsrapport: Riskvärdering, Dsl 1978:15 Firing Jorgen och ijord Kåre 1979, Redegjorel— se vedrorende uhellet ved kjernekraftverket Three Mile Island II som startet 28 mars 1979 kl. 04.00 (Lokal tid), Institutt for Atomenergi Rapport HF—71, Kjeller, Norge (1979) Folbert Bertil och Wirstad Jan 1979, Rekryte— ring, Utbildning och Uppföljningsmetoder, En sammanställning över aktuella förhållanden för driftpersonal vid landets kärnkraftverk, Ergo— nområd AB Rapport nr 5 (jan 1979)

Forschungsprogramm 1978, Programm For- schung zur Sicherheit von Leichtwasserreakto- ren 1977—1980, Der Bundesminister fiir For- schung und Technologie, Bonn (1978) Harrisburg-Bericht1979, Bewertung des Stör- falles im Kernkraftwerk Harrisburg, Der Bun- desminister des Innern, Bonn (Mai 1979)

Johansson Kjell 1979*, Diskussion av utsläpps— begränsande åtgärder, Förslag till forsknings— program för förbättring av inneslutningsfunk- tionen i kärnkraftverk, Studsvik Arbetsrapport K2—79/192 (1979)

Johansson Sven 1979*, Riskanalys, PM, Lund (1979)

Kemeny John m.fl. 1979, The Accident atThree Mile Island, Report of the President's Commis— sion, Washington DC (1979)

Kemeny John m.fl. 1979 a, Kemeny-kommissio- nens rapporter, samt utskrifter av kommissio— nens förhör med företrädare för NRC, inneha— vare av kärnkraftverketTMI, operatörer och andra befattningshavare, Stenciler, Washington DC (1979)

Kjellström Björn 1978, Some generic problems related to Westinghouse PWR ECCS Evaluation, Rapport FV—78-0010/07 rev 1, AB Fjärrvärme, Trosa (1978)

Kjellström Björn, Eriksson 5 O och JonssonT 1978, Comments and suggestions regarding acceptance criteria for emergency core cooling systems for light water cooled nuclear power plants, Rapport FV—78—0010/105, AB Fjärrvärme, Trosa (1978)

Kjellström Björn 1979*, Synpunkter på säkerhe— ten i svenska kärnkraftverk med anledning av haveriet vid Three Mile Island-2 den 28 mars 1979, Rapport FV—79—0047/01, AB Fjärrvärme, Trosa (1979)

Leventhal L och Asselstine11979, Statement to the investigation of theTMI nuclear accident, Senate Committee on Environmental and Public

Works (Oct 1979)

Lewis H Wm.fl. 1978, Risk Assessment Review Group Report to the U S Nuclear Regulatory Commission, Rapport NUREG ICR-04OO (1978)

Lilja Göran 1979*, Rapporteringsverksamheter av Flygsäkerhetsbetydelse, FFA Rapport AU— 1590 (1979)

Malmqvist Lars 1979, Radiologisk analys av TMI, Statens Strålskyddsinstitut (SSI) (1979)

MHB Associates 1978, Undersökning av svensk reaktorsäkerhet: Riskbedömning för Barsebäck, Dsl 197833

Michelson C 1978, Decay heat removal during a very small break LOCA for a B&W 205-fueI—as- sembly PWR, NRC, Washington DC (Jan 1978)

Nordström Lars 1979*, Termohydraulisk analys, PM, Stockholm (1979)

NOU 1978z35 A—B, Kjernekraft og sikkerhet, Norges Offentliga Utredninger, Oslo (1978)

NRC, HWE och EPA 1979, Population Dose and Health Impact of the Accident at theThree Mile Island Nuclear Station (A preliminary assess- ment for the period March 28 through April 7, 1979), NRC, Washington DC m.fl. (1979)

NSAC1979, Analysis of Three Mile Island—Unit 2 Accident, NSAC Rapport NSAC-1, Washing- ton DC (1979)

NUREG-0438, Plan for Research to Improve the Safety of Light—water Nuclear Power Plants, NRC Rapport NUREG—0438 (1978)

NUREG-0510, Identification of Unresolved Safety Issues Relating to Nuclear Power Plants, NRC Rapport NUREG-0510 (1979)

NUREG-0560, Staff report on the generic as- sessment on feedwater transient in pressurized water reactors designed by the Babcock & Wil- cox Company, NRC Rapport NUREG—0560 (1979)

NUREG-0578, TMI-2 Lessons Learned Task Force Status Report and Short—Term Recommen- dations, NRC Rapport NUREG-0578 (1979)

NUREG-0585, TMI-2 Lessons Learned Task For- ce Final Report, NRC Rapport NUREG-0585 (1979)

NUREG-0600, Investigation into the March 28, 1979 Three Mile Island Accident by Office of Inspection and Enforcement, NRC Rapport NUREG—0600 (1979)

NUREG-0610, Draft emergency action level guidelines for nuclear power plants, NRC Rap— port NUREG—OGlO (1979)

OKG 1979, Svar på av Reaktorsäkerhetsutred— ningen ställda frågor med brev 1979—08—29,

Oskarshamnsverkets Kraftgrupp Aktiebolag, Bf/MS S-A349.3 (1979)

Pershagen Bengt 1979, Principer för Reaktor- säkerhet, Studsvik Projektadministration AB (1979)

Pettersson Kjell 1979*, Smältfenomen i sam- band med överhettning av bränslestavar, Studsvik Rapport KU—79/66 (1979)

Risö 1977, Calculation of the Individual and Population Doses on Danish Territory resulting from Hypothetical Core-melt Accidents at the Barsebäck Reactor, Risö Report No 356, Risö, Danmark (1977)

Roisman A 1979, Testimony before the Presi— dent's Commission, Natural Resources Defense Council, Washington DC (1979)

Rydnert Bo 1979*, Riskanalytisk metodik vid reaktorsäkerhetsstudier med avseende på mänsklig funktionsförmåga och bedömnings- problem, LUTAB PM TFO:170 (1979)

Rydnert Bo 1979 a*, Operatörsåtgärder under olycksförloppetTMI-Z, LUTAB PM TFO: 170-M3 (1979)

Sandia1978, AVaIue-Impact Assessment of Alternative Containment Concepts, Rapport NUREG/CR-0165, SAND 77—1344, 6A (1978)

SCB 1978, SCB:s yttrande över Energikommis- sionens betänkande "Energi-, Hälso—, miljö— och säkerhetsrisker" ( SOU 1978:49 ), Statistiska Centralbyrån, Stockholm (1978)

SK11977, Reaktorsäkerhetsstudie, Dell och 2, SKI (1977)

SKI 1977—79, Report on safety related OCCurren— Ces and reactor trips (författare: Lars Andermo, Bo Sundman), SKI Rapporter July 1, 1977 — De- cember 31, 1977 och January 1,1978 — June 30, 1978 och July 1, 1978 — December 31, 1978

SKI 1979, Synpunkter på NRC Short-Term Recommendations enligt NUREG-0578 och NRC MEMO av 1979—08-20 m.m., SKI (1979)

SKI 1979 a, Uppdrag att redovisa händelseför- loppet vid kärnreaktorolyckan vid Harrisburg, USA och vilka åtgärder som denna olycka föran- leder beträffande svenska kärnreaktorer, SKI

Rapport 1979-05-03

SOU 1977:67, Energi — Hälsa — Miljö, Betänkan- de av energi- och miljökommittén, Stockholm (1977)

SOU 1978:17 , Energi, Betänkande av Energi- kommissionen, Stockholm (1978)

SOU 1978:49 , Energi-, Hälso-, miljö- och säker- hetsrisker, Slutbetänkande av Energikommis- sionen, Stockholm (1978)

Vattenfall 1979, Läckage i flödesmättlåns FE 490 1979-02—02, Vattenfall/Ringhalsverket Rapport VK5-LS/me-3484 (1979-07—12)

Vattenfall 1979 a, Ringhals 2 — Läckage vid mät- tläns FIA 490, krets 1, Vattenfall/Ringhalsverket Rapport V-an/af—34821 (1979—07-18)

Vattenfall 1979 b, Svar på RSU:s frågor (1979-08-29) beträffande NRC:s Lessons Learned . . . . NUREG—0578 m.m., Vattenfall brev V—an/lE-3489 (1979)

Svedberg Gunnar 1979*, Utsläppsbegränsande anläggningar vid kontrollerat utsläpp av gas och ånga från reaktorinneslutningar, Kemisk Appa- ratteknik, KTH, Stockholm (1979)

Sydkraft 1979, Svar på frågor rörande NRC ShortTerm Recommendations och säkerhets- höjande åtgärder, Sydkraft, Malmö (1979)

Thedéen Torbjörn 1978, The Problem of Quanti— fication, PM, Stockholm (1978)

TVA 1979, TVA Nuclear Program Review, Task Force on Nuclear Safety, Tennessee Valley Authority (TVA), Tennessee (1979)

WASH-1400 (Rasmussen-rapporten), Reactor Safety Study; An Assessment of Accident Risks in U.S. Commercial Nuclear Power Plants. Main Report, Rapport WASH-1400 (NUREG 75/ 014) (1975)

Veritas 1979*, Safety Study of Quality Assurance Programme for a Swedish PWR Plant, Veritas Rapport No 79-0657 (1979)

Veritas 1979 a*, Review of the Three Mile Island Nuclear Power Station Accident, Veritas Rap- port No 79-0658 (1979)

Westermark Torbjörn 1979*, Utsläppsbegrän- sande åtgärder, PM, Stockholm (1979)

Westinghouse 1974, Technical Report on Beznau unit one incident of August 20, 1974, Westing- house (Sept, 1974)

Westinghouse 1979, Diskussion kring vissa reak- torsäkerhetsfrågor (på engelska), svar på frågor från reaktorsäkerhetsutredningen, Westing— house Telexmeddelande (1979—10-09)

Westinghouse 1979 a, Westinghouse response to ACRS generic recommendations associated with theThree Mile Island Event, Westinghouse

(1979)

Wirstad Jan och Andersson Håkan 1979, Kom- petensuppföljning avseende driftpersonal vid kärnkraftverk, Systemlösning, Ergonområd AB Rapport nr 9 (juni 1979)

Östberg Gustaf 1979*, Brott i reaktortankar, svar på frågor vid mötet på 5511979-10-10, Konstruk- tionsmaterial, LTH, Lund (1979)

Kemeny-kommissionens sammanfattande

överväganden

Den 11 april 1979 tillsatte USA:s president en kommission med uppdrag att undersöka den olycka som den 28 mars 1979 drabbat kärnkraft— verketThree Mile Island, Block 2 och att fram- lägga de förslag vartill undersökningen kunde föranleda. Kommissionen, som efter sin ordfö- rande, doktor John G. Kemeny, brukar kallas Kemenykommissionen, avlämnade sin rapport till presidenten den 30 oktober 1979.

Rapporten inleds med ett företa], av vilket fram— går atti rapporten redovisas sådana konstate- randen och rekommendationer varom förelegat en klar majoritet inom kommissionen. Varje redovisad rekommendation har beslutats av en majoritet av kommissionens ledamöter. Några ledamöter av kommissionen har lämnat sär- skilda yttranden. Rapporten inleds med kommitténs sammanfat- tande överväganden, som i svensk översättning har följande lydelse.

Sammanfattande överväganden (Overview)

Allmänna slutsatser

I meddelandet om kommissionens tillsättande sade USA:s president, att kommissionen skulle ge rekommendationer som gör det möjligt att förhindra framtida kärnkraftsolyckor. Efter sex månaders undersökning av alla förhållanden rörande olyckan och dess orsaker har kommis- sionen funnit att

"För att förhindra så svåra kårnkraftsolyckor som den vid Three Mile Island, är nödvändigt med genomgripande förändringar av "The Nuclear Regulatory Commission" (NRC, USA:s kärnkraftinspektion), dess organisation, dess procedurer och arbetssätt och — i synnerhet — NRC:s allmänna inställning samt, iden omfatt— ning undersökta företag och institutioner är typiska, inställningen inom kärnkrafts- industrin".

I denna slutsats talas om nödvändiga genomgri— pande ändringar. Vi påstår inte att de rekom- mendationer vi lägger fram är tillräckliga för att garantera kärnkraftens säkerhet.

På grund av innebörden av presidentens direk— tiv, tidsbegränsningen samt komplexiteten hos såväl energiproblemen som de jämförande risk- analysproblemen har kommissionen inte prövat frågan om vad som menas med "tillräckligt säker", eller den vidare frågan om kärnkraft i förhållande till andra former av energi. Vad kommissionen funnit beträffande olyckan och tillsynen av kärnkraftsindustrin — i synnerhet nuvarande och potentiellt läge vad gäller allmänhetens säkerhet vid användning av kärnkraft — har, enligt vår mening, betydelse för energifrågor i allmänhet. Men det slutliga ställ- ningstagandet till frågan innefattar sådana bedömningar av ekonomisk, miljömässig- och utrikespolitisk natur, som endast kan värderas och vägas genom den politiska processen.

Vad vi funnit behöver inte i sig leda till den slut- satsen att kärnkraft till sin natur är alltför farlig för att tillåtas fortsätta och öka som ett medel för kraftproduktion. Inte heller antyder vad vi fun— nit att nationen skall satsa kraftfullt på utbygg- nad av kommersiell kärnkraft. Innebörden av vad vi funnit är helt enkelt att om landet önskar att, av mer övergripande skäl, ta de risker som är förknippade med kärnkraft, så krävs genom- gripande förändringar om dessa risker skall kunna hållas inom godtagbara gränser.

Vi är synnerligen medvetna om att många andra utredningar rörande olyckan pågår. Flera utred- ningar utförs av kongressen, NRC utför egna utredningar och vidare utförs flera utredningar av industrin. Några av dessa undersöker enskil- da frågor, mycket mer ingående än det varit möjligt för oss att göra. Utan tvivel kommer dessa undersökningar att bringa ytterligare klar- het. Det är vår förhoppning att resultaten av våra ansträngningar kan hjälpa och påskynda de pågående undersökningarna och bidra till att snabbt få igenom erforderliga ändringar.

Attityder och arbetssätt

Vår undersökning började med en granskning av olyckan vid Three Mile Island (TMI). Detta ledde oss nödvändigtvis till att studera den roll som spelas av kraftföretaget och huvudleveran- törerna av anläggningen. Vid vår detaljunder— sökning av "The Nuclear Regulatory Commis— sion" (NRC), fick vi en bredare insikt om de atti- tyder och clet arbetssätt som är förhärskande inom delar av industrin. Vi undersökte dock inte industrin i dess helhet.

Diskussioner rörande kärnkraftverk tenderar att bli koncentrerade till frågor om den tekniska ut- rustningens säkerhet. Utrustningen kan och bör förbättras för att ge ökad säkerhet vid kärnkraft— verk och några av våra rekommendationer avser sådana förbättringar. Men allteftersom bevis samlats, blev det klart att de grundläggande problemen hänger samman med människorna och inte den tekniska utrustningen.

När vi säger att de grundläggande problemen hänger samman med människor, avser vi inte endast den enskilda människans begränsningar, fastän sådana finns. Vi menar mera allmänt att våra undersökningar har visat på problem i de "system" som tillverkar, driver och har tillsynen över kärnkraftverk. Det finns problem i de olika organisationernas sturktur, det finns svagheter i olika processer och det finns en brist på kommu- nikation mellan nyckelpersoner och nyckel— grupper.

Vi är övertygade om att om de enda svårigheter— na gällde den tekniska utrustningen så skulle denna kommission aldrig ha blivit tillsatt. Ut— rustningen var tillräckligt bra för att den svåra olyckan vid Three Mile Island bara skulle ha varit ett mindre tillbud — om mänskliga fel inte hade begåtts. Men, varhelst vi letade, fann vi problem med de människor som sköter anlägg- ningen, med viktiga delar av företagsledningen och med den myndighet som har getts ansvaret för tillsyn av säkerheten vid kärnkraftverk.

I de vittnesmål vi fått var det ett uttryck som återkom om och om igen. Det var uttrycket "Låst inställning" (mindset). Vid ett av våra offentliga förhör använde Roger Mattson, chef för NRC:s avdelning för systemsäkerhet, ut- trycket fem gånger inom loppet av 10 minuter. T.ex. "Jag tror man var för inställd på att opera-

törerna enbart bidrog positivt och att det skulle vara ett uttryck för försiktighet att bortse från dem". Man koncentrerade sig m.a.o. på den tekniska utrustningen och förutsatte att opera- törerna endast kunde förbättra situationen — de var ingen del av helheten.

Efter många års drift av kärnkraftverk utan nå- got bevis för att någon människa bland allmän— heten blivit skadad, växte tron på att kärnkraft- verk är tillräckligt säkra till en övertygelse. Man måste beakta detta för att förstå varför många viktiga åtgärder, som kunde ha förhindrat olyckan vid Three Mile Island, inte vidtogs. Kommissionen är övertygad om att denna in- ställning måste ändras till att kärnkraften till sin natur är potentiellt farlig och att man därför ständigt måste fråga sig om redan vidtagna säkerhetsåtgärder är tillräckliga för att förhindra stora olyckor. Ett övergripande systern behövs i vilket maskinen och människan ges samma betydelse.

Vi har noterat en koncentration till föreskrifter. Naturligtvis är det NRC:s skyldighet att utfärda föreskrifter för att garantera säkerheten vid kärnkraftverk. Men enligt vår mening kan så— kerheten inte garanteras bara genom föreskrif— ter. Snarare kan föreskrifterna, när de blir så omfattande och svåröverskådliga som de nu gällande, verka som en negativ faktor för kärn- kraftsäkerheten.

Bestämmelserna är så svåröverskådliga att det fordras enorma insatser av kraftföretaget, dess leverantörer och av NRC för att tillse att före- skrifterna efterlevs. Full efterföljd av meddelade bestämmelser har ansetts innebära säkerhet. Kommissionen anser att det krävs en djupgåen- de omtanke om säkerheten för att skapa säker- het, inte bara efterlevnad av vissa begränsade och svåröverskådliga bestämmelser.

Vi har också funnit ett grundläggande fel med gällande komplex av bestämmelser. Fastän vetenskapsmän och tekniker i årtionden oroat sig för säkerheten i den tekniska utrustningen, har vi funnit att inställningen till kärnkraftssä- kerhet har haft en allvarlig brist. Det var natur— ligt för myndigheterna och industrin att fråga: "Vad är det svåraste tekniska fel som kan inträf- fa?". Några tänkbara allvarliga händelser, som brott på en stor rörledning för kylvatten till reak-

torn, studerades ingående och skickligt och användes som grund för konstruktionen av anläggningarna. Det blev en fixering till olyckor föranledda av sådana stora rörbrott liksom till uppfattningen att om de kunde bemästras, behövde man inte bekymra sig om att analysera "mindre betydelsefulla" olyckor.

Stora rörbrott fordrar synnerligen snabba åtgärder, som därför måste utföras automatiskt av utrustningen. Mindre haverier kan utvecklas långsammare och att få dem under kontroll kan bli beroende av att människor vidtar lämpliga åtgärder. Detta var tragedin vid olyckan vid Three Mile Island, där inslagen av tekniska fel i händelseförloppet var väsentligt mindre drama- tiska än de fel som blivit noggrant analyserade, men där resultaten av felen förvirrade dem som skulle hantera olyckan. Ett i och för sig obetyd— ligt tillbud växte till TMI—olyckan med svåra ska- dor på reaktorn. Då sådana kombinationer av mindre tekniska fel sannolikt inträffar oftare än stora fel, bör de studeras grundligt. Därtill kom— mer att de kräver att operatörerna och deras chefer har grundlig förståelse för hur anlägg— ningen fungerar och att de kan hantera kombi— nationer av små tekniska fel.

Den allvarligaste typen av låst inställning är att alla koncentrerar sig på tekniska fel, vilket leder till en undervärdering av betydelsen av den mänskliga faktorn vid kärnkraftproduktion. Vi frestas säga att medan enorma insatser gjorts för att den säkerhetsrelaterade tekniska utrustning— en skulle fungera så bra som möjligt med utrust— ning i reserv i flera led, så hade NRC och indu- strin försummat att tillräckligt beakta att de människor som sköter och driver anläggningen utgör en väsentlig del av säkerhetssystemet.

Orsakerna till olyckan

Andra undersökningar har visat att, ehuru tek— niska fel initierade händelseförloppet, var den grundläggande orsaken till olyckan "operatör- fel". Det har påpekats att om operatörerna (eller deras chefer) hade hållit nödkylsystemet i gång under inledningsskedet av olycksförloppet, så skulleThree Mile Island ha stannat vid ett rela- tivt obetydligt tillbud. Även om vi instämmer i detta, anser vi att detta inte uttrycker de grund- läggande orsakerna till olyckan.

Låt oss granska några av de förhållanden som väsentligt bidrog till operatörernas förvirring.

För det första är det vår uppfattning att utbild- ningen av TMI-operatörerna var synnerligen bristfällig. Även om utbildningen kan ha varit ändamålsenlig för anläggningens drift under normala förhållanden, hade otillräcklig upp— märksamhet ägnats möjliga svara olyckor. Och förståelsen, även hos de erfarna reaktoroperatö— rerna, var inte djupare än att de var oförberedda att handskas med något så förvirrande som de förhållanden som de ställdes inför.

För det andra har vi funnit att de speciella drifts- instruktioner, som var tillämpliga vid olyckan, i vart fall var förvirrande och kunde uppfattas på sådant sätt att de ledde operatörerna att vidta de felaktiga åtgärder de gjorde. För det tredje hade lärdomar från tidigare olyc- kor inte resulterat i att nya, klara instruktioner delgivits operatörerna. Detta belyses av följande fallbeskrivning.

En erfaren ingenjör vid Babcock & Wilcox Com- pany (reaktorleverantören) lade märke till att operatörerna felaktigt stängt av nödkylsystemet vid en tidigare olycka, som hade stora likheter med den vid Three Mile Island. Han påpekade att det var tursamt att de förhållanden under vil- ka detta fel begicks inte var sådana att en svår olycka inträffade och han varnade för att under andra förhållanden (liknande dem som senare förelåg vid Three Mile Island) kunde en mycket allvarlig olycka inträffa. Han krävde i mycket starka ordalag att tydliga instruktioner meddela- des operatörerna. Hans promemoria skrevs 13 månader före olyckan vid Three Mile Island, men gav inte upphov till några nya instruktio- ner. Kommissionens undersökning åv denna händelse och andra liknande händelser vid B & Woch NRC tyder på att den bristande förståelse som ledde operatörerna till felaktiga åtgärder, fanns både hos NRC, hos kraftföretaget och hos dess leverantörer.

Vi har funnit att det brister i "avslut" inom sys- temet, d.v.s. viktiga säkerhetsaspekter aktuali- seras ofta och analyseras i viss män, men de full- följs inte till beslut; och de lärdomar som vinnes av dessa analyser når inte ut till de personer och organisationer som har mest behov av att känna till dem. Detta var fallet med den ovan beskriv—

na B & W händelsen och det var fallet med olika varningar inom NRC att felaktigt handlande av operatörer kunde förekomma vid vissa typer av mindre läckor, och det var fallet med många frå— gor, som väckts vid handläggningen av till- ståndsärenden men som inte fullföljdes och avgjordes av NRC:s personal.

I vår rapport ges flera andra exempel som visar bristen på insikt om betydelsen av den mänskli— ga faktorn för reaktorsäkerheten. Vi vill nämna endast ett ytterligare exempel (det fjärde). Det kontrollrum från vilket TMI—Z—anläggningen manövrerades uppvisar brister i många avseen- den. Kontrollpanelen är stor, med hundratals alarm, och vissa betydelsefulla mätinstrument är så placerade att operatören ej kan se dem. Det finns föga som tyder på att modern informa— tionsteknologi har fått genomslag i kontroll- rummet. Trots detta kan kontrollrummet vara ändamålsenligt för den normala driften av en kärnkraftanläggning.

Det uppvisar emellertid allvarliga brister i have— ristituationer. Under de första minuterna av händelseförloppet gavs mer än 100 larmsignaler och det fanns inget system för att undertrycka betydelselösa signaler så att operatörerna kunde koncentrera sig på de betydelsefulla. Informa— tionen presenterades inte i klar och tillräckligt begriplig form; t.ex. gavs, trots att tryck och temperatur i reaktorn kunde avläsas, ingen direkt anvisning om att kombinationen av tryck och temperatur innebar att kylvattnet höll på att förångas. Överhuvud taget hade föga uppmärk— samhet ägnats åt samverkan mellan människa och maskin under de snabbt föränderliga och förvirrande förhållandena vid en olycka. Kanske dessa brister i utformningen berodde på en kon- centration till stora rörbrottsolyckor — vilka inte ger tid för nämndvärda operatörsingripanden — under det att man vid utformningen bortsett från operatörernas behov vid långsamma för- lopp av typen mindre läckor (som vid TMI). Några av oss förordar en total modernisering av kontrollrummen, men vi är alla ense om att för- hållandevis få och ej särskilt kostnadskrävande förbättringar i kontrollrummet kunde ha väsent— ligt underlättat hanterandet av olycksförloppet.

Slutsatsen blir att medan huvudorsaken till att detta tillbud kom att utvecklas till en allvarlig olycka var olämpliga operatörsåtgärder så

bidrog många faktorer till operatörernas hand— lande, såsom brister i utbildningen, oklara drift— instruktioner, oförmåga hos olika organisationer att dra rätta lärdomar av tidigare tillbud samt brister i utformningen av kontrollrummen. Dessa brister får tillskrivas kraftföretaget, leve- rantörerna av utrustningen och den statliga till- synsmyndigheten. Vare sig operatörsfelen "förklarar" vad som inträffade i detta fall eller ej, är vi därför — i ljuset av alla ovan påtalade brister — övertygade om att en olycka liknande den vid Three Mile Island förr eller senare var ound- viklig.

Olyckans svårhetsgrad

Hur allvarlig var olyckan? Med utgångspunkt från våra undersökningar av olyckans hälso— verkningar drar vi den slutsatsen att huvud- delen av de radioaktiva ämnena stannade i inne- slutningen, trots allvarliga skador på anlägg- ningen, och att de faktiska utsläppen får för- sumbar inverkan på människors fysiska hälsa. Den huvudsakliga hälsoeffekten av olyckan befanns vara psykisk stress.

De stråldoser som människor utanför anlägg- ningen erhöll var mycket små. Emellertid kan även små stråldoser senare leda till cancer, ärftli- ga skador eller missbildningar hos barn som ut- satts för strålning under fostertiden. Då det inte finns någon direkt metod att mäta hälsorisken vid låga stråldoser, måste risken uppskattas indirekt. Olika vetenskapsmän har gjort skilda antaganden om hur en sådan uppskattning skall göras och därför varierar resultaten. Lyckligtvis var i detta fall stråldoserna så små att vi kan för- utsätta att hälsoeffekterna i stort blir minimala. Det blir antingen inga cancerfall alls eller också blir antalet fall så få att det aldrig blir möjligt att upptäcka dem. Samma slutsats gäller för de andra typerna av möjliga hälsoeffekter. Skälen härtill är följande.

Det totala antalet strålningsorsakade cancerfall hos den befolkning som berördes avTMl kan exempelvis enligt en uppskattning bli 0,7. Detta är ett uppskattat genomsnittsvärde av samma slag som följande utsaga: En genomsnittlig ame- rikansk familj har 2,3 barn.

Vad detta verkligen betyder i falletTMl är att envar av de omkring 2 miljoner individer som

bor inom 80 km löper en minimal extra risk att dö av cancer, och att om alla dessa minimala ris— ker adderas, får man totalt 0,7. lett sådant läge kan en matematisk lag, kallad Poissons fördel- ning (efter en berömd fransk matematiker), till— Iämpas. Om det beräknade genomsnittet är 0,7 blir den faktiska sannolikheten för cancerdöds— fall till följd av olyckan följande: Det är omkring 50 procent chans att det inte blir några extra dödsfall av cancer, 35 procent chans att en indi— vid kommer att dö av cancer, 12 procent chans att två individer kommer att dö av cancer och detär praktiskt taget säkert att det inte blir så många som fem dödsfall i cancer.

Liknande sannolikheter kan räknas fram för andra sätt att uppskatta riskerna. Alla har föl- jande gemensamt: Det är fullt möjligt att inget extra dödsfall i cancer kommer att inträffa. Och för alla beräkningsmetoderna gäller att det är praktiskt taget säkert att antalet cancerdödsfall blir mindre än 10.

Eftersom cancer som förorsakas av joniserande strålning inte skiljer sig från annan cancer, kan antalet extra cancerfall endast bestämmas statis- tiskt. Vi vet av cancerstatistiken att av de mer än 2 miljoner människor, som bor inom 80 km från TMI, kommer omkring 325,000 förr eller senare att dö av cancer, av orsaker som inte har att göra med kärnkraftverket. Detta antal är endast upp— skattat och det faktiska antalet kan bli 1000 fall mer eller mindre. Det är därför otänkbart att med statistiska metoder någonsin kunna upp- täcka mindre än 10 extra dödsfall. Därför kan det vara så att olyckan inte ger upphov till ett enda extra dödsfall i cancer eller, om det blir några, blir det så få att de inte kan upptäckas.

Vi fann att de personer, som bodde i närheten av Three Mile Island, utsattes för högst allvarlig psykisk stress. Flera förhållanden bidrog till denna stress. Hela den första veckan av olycks- förloppet förekom omfattande spekulationer om hur allvarlig olyckan kunde komma att bli. Vid flera tillfällen övervägde ledande tjänstemän inom NRC och delstatsregeringen möjligheten av en omfattande utrymning. Flera rådgivare rekommenderade åtgärder näst intill full utrym— ning. En betydande andel av befolkningen i det omedelbara grannskapet lämnade frivilligt om— rådet. NRC—tjänstemän bidrog till att öka oron under perioden från fredagen till söndagen (30

mars—] april). På fredagen föranledde en miss- tolkning av ett radioaktivt utsläpp några NRC— tjänstemän att rekommendera omedelbar ut— rymning. Och på fredagen rådde guvernören Thornburg havande kvinnor och barn under skolåldern att lämna området inom 8 km från TMI. På lördagen och söndagen trodde andra NRC—tjänstemän felaktigt att det förelåg en omedelbar fara för explosion av en vätgasbubbla i reaktorkärlet, och utrymning blev återigen en central diskussionsfråga.

Vi har funnit att den allvarligaste hälsoeffekten av olyckan var svår psykisk stress under en begränsad tid. De svåraste stresseffekterna fanns bland dem som bodde inom 8 km från TMI och i familjer med barn under skolåldern.

Anläggningen fick mycket omfattande skador. Ehuru själva reaktorn har bringats till "kall av- ställning", finns dock stora mängder radioaktiva ämnen samlade i inneslutningen och i hjälp— byggnader. Kraftföretaget står därför inför ett omfattande uppröjningsarbete som i sig kan innebära risker för allmänheten, De pågående uppröjningsarbetena vid TMI visar att konstruk- tionen är otillfredsställande när det gäller att kunna ta hand om en skadad anläggning. De direkta ekonomiska kostnaderna för olyckan är enorma. Våra bästa uppskattningar ligger i om- rådet en till två miljarder dollar, även om TMI-2 åter skulle kunna tas i drift. (Huvuddelen av detta är uppskattade kostnader för ersättnings— kraft under de närmaste åren). Då det kanske inte blir möjligt att åter ta anläggningen i drift, kan kostnaderna t.o.m. bli mycket högre.

Olyckan väckte oro i hela världen och medförde minskat förtroende för kärnkraftsindustrin och för NRC.

Alltifrån början ansåg vi det angeläget att söka klarlägga inte bara hur allvarlig olyckan faktiskt var för allmänhetens hälsa, utan även hur nära vi var en katastrofal olycka med ett stort antal dödsfall. Frågor som måste undesökas var huru— vida en kemisk explosion (väte) eller ångexplo- sion kunde ha lett till brott på reaktortanken och inneslutningen och huruvida ytterst hett, smält kärnbränsle kunde ha allvarligt skadat inneslut— ningen. Det förelåg aldrig — och kunde inte hel- ler föreligga — någon fara för en nukleär explo- sion (atombomb).

Vi gjorde en medveten ansträngning att få ett svar på denna fråga. Eftersom olyckan hade sin grund i en komplicerad kombination av mindre tekniska fel och stora fel i mänskligt handlande, ställde vi frågan: "Vad hade hänt om ytterligare något gått fel?".

Vi undersökte flera olika tänkbara förlopp repre- senterande förändringar i den händelsekedja som faktiskt ägde rum. Den största orosgrunden under olyckan var att den betydande mängd radioaktiva ämnen (särskilt radioaktiv jod) som samlats i anläggningen kunde komma fri till om— givningen. Vi frågade därför, i vart och ett av fallen, huruvida utsläppen kunde ha blivit mindre eller större och om stora mängder hade kunnat komma ut.

Många av dessa tänkbara förlopp ledde till mer gynnsamma resultat än det som faktiskt hände. Flera andra innebar ökade utsläpp av radioaktiv jod men alltjämt på sådan nivå att de inte inne— bär fara för allmänhetens hälsa. Men vi har också studerat två eller tre tänkbara förlopp vil- kas exakta följdverkningar är betydligt svårare att beräkna. De innebar svårare skador på här— den med ytterligare nedsmältning av kärnbräns— let i de hetaste delarna. Dessa konsekvenser är, överraskande nog, oberoende av hur länge härden varit i full drift.

På grund av det osäkra fysiskaliska tillståndet hos kärnbränslet, kapslingen och härden, har vi studerat vissa särskilda och svåra förhållanden som ofrånkomligt skulle leda till en olycka med härdsmälta. len sådan händelsekedja skulle kärnbränslet smälta, falla till botten av reaktor- kärlet, smälta igenom reaktorkärlets stålbotten och slutligen skulle vissa delar av bränslet nå botten av inneslutningen där det fanns tillräck- ligt med vatten för att täcka det smälta bränslet och föra bort en del av sönderfallsvärmen. För att bemästra en sådan olycka är det nödvändigt att föra bort sönderfallsvärme under åtskilliga månaders tid.

Vi närmar oss i sådana fall gränsen för vårt tek- niska kunnande om växelverkan mellan smält kärnbränsle, betong, stål och vatten och även de bästa tillgängliga beräkningarna är förenade med ett visst mått av osäkerhet. Våra beräkning— ar visar dock att även om en härdsmälta skulle ha inträffat, är det stor sannolikhet för att inne-

slutningen och det hårda berg på vilketTMl—2zs inneslutning är uppförd, skulle ha kunnat för- hindra utsläpp av stora mängder radioaktiva ämnen. Denna slutsats bygger på mycket nog- granna beräkningar, vilka är hållbara endast så långt som våra antaganden är giltiga. Vi kan inte vara absolut säkra på dessa slutsatser,

Några av de begränsningar som gällde för den- na studie var: (1) Vi har inte undersökt möjliga följder av operatörsmisstag under eller efter en härdsmälteprocess som kunde äventyra inne— slutningens effektivitet; (2) Vi har inte under— sökt sårbarheten hos de olika genomföringarna i inneslutningens väggar för elektriska kablar och rörledningar, ej heller hos dörrarna för männi- skor och utrustning; (3) Studien var specifik för TMI-225 konstruktion och läge (t.ex. fast berg- grund under anläggningen); (4) Vi är medvetna om att vi endast studerat ett begränsat antal tänkbara svar på frågan "Vad hade hänt

om. . .?"

Andra kan möjligen finna tänkbara händelse- kedjor med ännu allvarligare följder.

Vi förordar starkt att forskning snarast genom- förs för att fastställa och analysera möjliga följ- der av olyckor som leder till allvarliga härdska— dor. Sådan kunskap är väsentlig för att kunna bemästra verkningarna av sådana olyckori framtiden. Den kan också visa på svagheteri nuvarande konstruktioner där ändringar kan få betydelse för att förhindra framtida svåra olyckor.

Dessa osäkerheter har inte hindrat oss från att kunna nå överväldigande enighet om åtgärder för att rätta till missförhållanden. Vi stöder oss därvid på följande resonemang: Vare sig vi i detta fall var nära en katastrof eller inte, så var olyckan i vart fall alltför svår. Så svåra olyckor som den som TMI bör inte tillåtas inträffa i fram- tiden.

Man förlorade kontrollen över haveriförloppet i sådan grad att de som sökte hantera det i viss mån famlade i mörker. Fastän man i dag väl för- står orsakerna till olyckan, är det ännu 6 måna— der efteråt svårt att säkert bedöma härdens till- stånd och vilka förhållanden som råder i inne- slutningen. Så snart en olycka utvecklas på sätt som avviker från väl kända principer och tvingar operatörerna att experimentera (detta hände

den första dagen), blir osäkerheten huruvida olyckan kan leda till stora utsläpp av radioaktiva ämnen alltför hög. Läggs därtill de enorma ska— dorna på anläggningen, det kostnadskrävande och potentiellt farliga uppröjningsarbete som återstår och de stora kostnader olyckan medför— de, måste vi konstatera att olyckan redan nått över det godtagbaras gräns — vad än värre som kunnat hända.

Fastän vi genomgående i denna rapport under— stryker att grundläggande förändringar är nöd» vändiga för att förhindra lika svåra olyckor som den vid TMI, får vi inte utesluta att en lika all— varlig eller än allvarligare olycka kan inträffa igen även om de förändringar genomförs som vi rekommenderar. Det är därför nödvändigt att vi, utöver att göra allt för att förhindra sådana olyckor, måste vara fullt förberedda så att följ— derna för människors hälsa och säkerhet blir så små som möjligt om en sådan olycka skulle inträffa i framtiden.

Beredskapsåtgärderna

Ett annat område för våra undersökningar gäller frågan om myndigheterna var tillräckligt förbe— redda för ett krisläge och om deras åtgärder i krisläget var tillfredsställande. Vi har funnit att svaret på båda dessa frågor är negativt.

Vi har blivit oroade både av den ytterst ojämna kvaliteten på beredskapsplanerna och av de problem som uppkommer till följd av oklar an— svarsfördelning i händelse av ett krisläge med strålningsrisker. Flertalet beredskapsplaner byg— ger på snabba åtgärder på det lokala planet för att sätta igång nödvändig utrymning eller vidta andra skyddsåtgärder. Vi har funnit en i det när— maste total brist på detaljerade planer i kommu- nerna runtThree Mile Island. Det är ett av många ironiska inslag i händelseförloppet att den vettigaste planering som företogs av lokala myndigheter skedde först under olyckan. Vid en olycka där snabba skyddsåtgärder måste vid- tas inom några timmar kan otillräcklig planering i förväg visa sig ytterst farlig.

Vi förordar centralisering av beredskapsplane- ringen till en central myndighet på federal nivå med nära samordning mellan denna och myn- digheter på delstatlig och lokal nivå. En sådan myndighet skulle behöva expertstöd från många

andra organ, men den skulle ha ett samlat an— svar såväl för att ändamålsenlig planering kom— mer till stånd som för att de atgärder vidtas som en olyckssituation kräver. Detta förutsätter organisatoriska förändringar, eftersom de myn— digheter som handhar beredskapsfragor har större erfarenhet av sådana händelser som översvämningar och stormar än av radioaktiva utsläpp. I den omfattning radiologiska händel— ser kräver åtgärder utöver vad som gäller vid mera normala katastrofsituationer mäste ytterli- gare beredskapsplanering utföras noggrant.

En central princip i NRC:s gällande lokaliserings- policy är att reaktorer skall förläggas till ett "om- råde med låg befolkningstäthet" (LPZ), ett om— råde runt anläggningen där lämpliga skyddsåt— gärder för befolkningen kan vidtas i händelse av en olycka. Denna princip har emellertid tilläm— pats på ett egendomligt, onaturligt och lösligt sätt. För att bestämma storleken av LPZ upp— skattar anläggningens innehavare mängden utsläppta radioaktiva ämnen vid en antagen mycket allvarlig olycka. Med ledning av geogra— fiska och meteorologiska data beräknar inneha— varen det område inom vilket en individ skulle komma att få en helkroppsdos av 25000 milli- rem eller mer under hela olycksförloppet vid en olycka. Detta område utgör LPZ. 25000 milli— remgränsen är en synnerligen hög dos, många gånger större än någon person mottog under hela olycksförloppet vid TMI. LPZ-metoden har allvarliga svagheter. För det första därför att med de ytterst höga dosgränser enligt vilka området avgränsas blir LPZ för många kärnkraftverk relativt små, iTMl:s fall drygt 3 km radie. För det andra är det uppenbart att om en så svår olycka skulle inträffa, som den som ligger till grund för att bestämma LPZ, så skulle många människor bosatta utanför LPZ få motta lägre men likväl avsevärda stråldoser. För det tredje visar TMI-olyckan att LPZ har föga relevans för skyddet av befolkningen — NRC övervägde själv utrymning intill ett avstånd av 32 km — och detta trots att olyckan var väsentligt lindrigare än den som tagits som utgångspunkt vid lokaliseringen av anläggningen. Vi har där- för dragit slutsatsen att hela systemet är brist- fälligt.

Vi rekommenderar att LPZ—begreppet överges vid lokalisering och för beredskapsplanering.

Vid lokaliseringen bör många olika möjliga olyckor beaktas, särskilt "mindre" olyckor som har högre sannolikhet att inträffa. För varje sådan olycka skall beräknas tänkbara mängder av radioaktiva utsläpp och doser på olika av— stånd, för att bestämma vilka slag av skyddsåt— gärder som är nödvändiga och möjliga. Sådana skyddsåtgärder kan sträcka sig från utrymning av ett område nära anläggningen, till utdelande av kaliumjodid för att skydda sköldkörteln mot radioaktiv jod, till en enkel anmaning till befolk- ningen inom åtskilliga km från anläggningen att stanna inomhus under en viss bestämd tid. Endast med hjälp av en sådan analys kan man förutsäga de verkliga följderna av radioaktiva utsläpp och bestämma huruvida en viss plats är lämpad fören kärnkraftanläggning. På samma sätt skall beredskapsplaner innefatta olika typer av erforderliga atgärder för olika möjliga typer olyckor. Såväl delstatsmyndigheter som lokala organ måste vara beredda att vidta ändamåls— enliga åtgärder så snart information erhålls om arten av en olycka och den sannolika mängden av utsläpp.

Beredskapsatgärderna präglades av en atmosfär av nära total förvirring. Kommunikationerna brast på alla nivaer. Många betydelsefulla rekommendationer gavs av personer som inte hade tillgång till korrekt information och de som arbetade med olyckan insag inte omedelbart betydelsen och följderna av de händelser som inträffat. Samtidigt som vi försökt beakta dessa brister i våra rekommendationer är det viktigt att upprepa den grundläggande inställning vi angett ovan. Man måste göra allt som man kan för att förhindra olyckor av denna svårighets— grad men samtidigt förutsätta att sådana olyckor kan inträffa och vara förberedda för de åtgärder som erfordras i det krisläge som då uppstår. Det förhållandet att alltför många människor och organisationer var omedvetna om den omfatt— ning en allvarlig olycka vid ett kärnkraftverk kan få förklarar en stor del av bristen på beredskap och den låga kvaliteten på de åtgärder som före— togs.

Allmänhetens och de anställdas hälsa och säkerhet

Vi har funnit ett antal brister såvitt avser arbets- formerna för att förhindra eller begränsa hälso—

risker till följd av joniserande strålning vid drift av kärnkraftverk. Vid bestämmande av tillåtna stråldoser till de anställda, vid beslut om lokali— sering av anläggning och i andra avseenden av betydelse för människors hälsa har NRC inte ålagts och söker inte heller regelmässigt råd och granskning av sina bestämmelser av andra fede- rala myndigheter med ansvarsområden som in— nefattar hälsorisker av strålning, som t.ex. the Department of Health, Education, and Welfare (HEW) eller the Environmental Protection Agency (EPA). Kunskapen är otillfredsställande om verkningarna av låga stråldoser, om hand— lingsvägar för att begränsa hälsoriskerna vid be- strålning och om andra områden av betydelse vid utfärdande av bestämmelser för att skydda de anställdas och allmänhetens hälsa. Olika federala myndigheter (NRC, Department of Energy, HEW och EPA) har sig tilldelat ansvar för förberedelser för ett möjligt krisläge, såsom olyckan vid TMI-2, men planeringen före olyc— kan var så bristfällig att provisoriska åtgärder måste vidtas för att koppla in dessa myndighe- ter och samordna deras verksamhet.

Delstaten Pennsylvania, dess strålskyddsbyrå och hälsovårdsmyndighet — myndigheter med ansvar för allmänhetens hälsa — hade inte till- räckliga resurser för att handlägga strålskydds- frågor i anslutning till driften avTMI. Kraftföre- taget var inte skyldigt att föra och förde inte hel— ler journaler över sina anställdas totala yrkes- mässiga och andra (t.ex. medicinska) closer.

Vi lägger fram rekommendationer i syfte att för- bättra samordningen och samarbetet mellan fe- derala och delstatliga myndigheter med ansvar för strålskydd och hälsa. Vi anser att större vikt måste fästas vid forskning om strålningens häl- soverkningar för att få en bättre grund för rikt- linjer och föreskrifter avseende anställdas och allmänhetens hälsa och säkerhet. Vi menar att såväl delstaten som kraftföretaget har möjlighet och skyldighet att utforma och genomföra fasta- re program för information till anställda och till allmänheten i strålskyddsfrågor innefattande åtgärder för att förhindra skadlig inverkan på hälsan.

Rätt till information

Presidenten anmodade oss att undersöka huru— vida allmänhetens rätt till information under

olycksförloppet blev väl tillgodosedd. Vår slut- sats är återigen negativ. Det var emellertid många olika orsaker härtill och det är både vanskligare att fastställa var ansvaret låg och svårare att formulera lämpliga rekommenda- tioner. Det förelåg allvarliga problem med in- formationskällorna, med hur informationen förmedlades till pressen och med hur pressen rapporterade vad den inhämtat.

Vi har inte funnit några systematiska försök att "släta över" hos informationskällorna. Några av de officiella nyhetskällorna var själva förvirrade om vad som var fakta och det förekom stora meningsskiljaktigheter bland tjänstemännen. Första dagen av olycksförloppet försökte kraft- företaget att förringa betydelsen av vad som hänt trots starka belägg för att olyckan var all- varlig. Senare i veckan blev NRC en källa för överdrivna beskrivningar. På grund av miss- uppfattningar och i ett fall (vätebubblan) på grund av att det begicks vetenskapliga fel, gjor- de officiella källor uttalanden om radioaktiva utsläpp som redan inträffat (eller om omedelbar fara för stora radioaktiva utsläpp), som inte var grundade på fakta — i vart fall inte om förelig- gande fakta hade uppfattats rätt. Och NRC dröj- de med att bekräfta goda nyheter om väte- bubblan. Å andra sidan avslöjades inte den beräknade omfattningen av skadorna på härden till fullo till allmänheten.

Ett annat problem var det sätt på vilket fakta för- medlades till pressen. Somliga av dem som in- formerade pressen saknade tekniska kunskaper för att kunna förklara händelserna och förefaller att ha varit avskurna från dem som kunde ha tillhandahållit sådana kunskaper. Då de som hade kunskaper uttalade sig var deras uttalan— den ofta dolda i sådan teknisk "slang" som var mycket svår att förstå för pressen. Pressen stör- des vidare av att flera möjliga källor hade anmo- dats att inte lämna ut någon information för att inte öka förvirringen. Detta begränsade visserligen förvirringen, men det blev ett slag i ansiktet mot pressens långa tradition att kon- trollera fakta mot flera källor.

Många omständigheter bidrog till att olyckan blev en av de mest intensivt bevakade händelser i massmedia som någonsin förekommit. Pressen sökte i allmänhet att ge en efter omständigheter- na välbalanserad bild som inte skulle bidra till

att öka paniken. Det fanns emellertid ett par an— märkningsvärda exempel på oansvarigt rappor- terande och några bilder som användes i repor— tagen hade drag åt sensationshållet.

En annan allvarlig svårighet var att även den personal som företrädde de större nationella ny- hetsmedierna ofta saknade tillräcklig vetenskap— lig och teknisk bakgrund för att helt förstå vad de fick höra och inte hade tillgång till personer som kunde förklara informationen. Detta var särskilt allvarligt då det gällde att rapportera om olika radioaktiva utsläpp och att förklara hur all- varliga (eller betydelselösa) de var. Många artik- lar var så förvirrade att de var värdelösa som information.

Vi drar därför slutsatsen att, fastän den omfat— tande bevakningen var berättigad, blev allmän- heten dåligt underrättad genom en kombination av förvirring och svagheter hos informationskäl— lorna och brist på förståelse hos massmedia.

När man skall bedöma hur informationen han— teras under en kärnkraftsolycka är det av vital betydelse att tänka på den rädsla för kärnenergi som många människor har. Kärnenergi kom först till användning i de atombomber som för— störde två stora japanska städer. Ända sedan dess har funnits en rädsla för radioaktivitet och den har ökat till följd av förhållandet att vi, i motsats vad gäller flodvågor och virvelstormar, varken kan se, höra eller lukta oss till radioakti- vitet. Det är därför nödvändigt att företag som driver kärnkraftverk och nyhetsmedia som kan få bevaka en möjlig kärnkraftsolycka, vidtar extraordinära förberedelser för att korrekt och med känsla kunna handha informationen.

Det finns en klar motsats mellan allmänhetens rätt att få veta och behovet hos de med ansvaret att bemästra olyckan att få koncentrera sig på si- na livsviktiga uppgifter utan att bli störda. Det finns ingen enkel lösning på detta problem men lämpliga förberedelser kan underlätta. Det är vår bedömning att i detta fall var varken kraftfö— retaget, NRC eller nyhetsmedia tillräckligt för— beredda för att betjäna allmänheten väl.

Nuclear Regulatory Commission

Vi hade fått ett brett uppdrag av presidenten att undersöka the Nuclear Regulatory Commission (NRC). Då NRC bröts ut ur den tidigare Atomic

Energy Commission var syftet att skilja tillsyns- uppgifterna från uppgiften att främja atom- energins fredliga användning. Vi är medvetna om att NRC:s uppgifter skulle vara svåra att utföra under alla förhållanden. Men vi har sett tecken på att en del av det tidigare tänkandet kring att främja utvecklingen ännu påverkar till- synsarbetet inom NRC. Även om vissa kompro- misser mellan kraven på säkerhet och industrins krav är ofrånkomliga, finns tecken som tyder på att NCR ibland har felat till förmån för indu- strins bekvämlighet i stället för att utföra sin huvuduppgift att garantera säkerheten.

Två av NRC:s viktigaste uppgifter är dess till- ståndsprövning och dess inspektion och tillsyn av driften (] & E). Vi har funnit allvarliga brister i båda.

Vid behandlingen av ansökan om tillstånd krävs endast att s.k. "enkel—fel"—tillbud analyseras. Sökanden behöver inte analysera vad som skul- le hända om två system felar oberoende av var- andra, så som vid den händelse som inträffade vid TMI. Det finns en klar gräns mellan sådana komponenter i systemen som är "säkerhetsrela— terade" och de som inte är det. De förstnämnda är underkastade stränga granskningar och krav, de senare är undantagna från flertalet krav — och detta trots att de kan ha betydelse för anlägg- ningens säkerhet. Vi anser att denna skarpa antingen/ eller definition är olämplig. I stället borde det vara ett system graderat efter vilken betydelse olika komponenter och system har för den övergripande säkerheten vid anläggningen. Man tycks ihärdigt anta att anläggningarna kan göras tillräckligt säkra i förhållande till "den mänskliga faktorn". Därför har man inte vid till- ståndsprövningen ägnat tillräcklig uppmärk- samhet åt utbildningen av driftspersonalen och driftprocedurerna. Slutligen kan anläggningar få driftstillstånd fastän åtskilliga säkerhetsfrågor ännu inte avgjorts. Detta sätter en sådan anlägg- ning "mellan två stolar" där ansvaret är delat mellan två olika avdelningar av NRC. TMI-2 befann sig i detta läge vid tiden för olyckan, 13 månader efter det den fått sitt driftstillstånd.

NRC är främst inriktat på tillståndsprövningen och otillräcklig uppmärksamhet har ägnats det löpande arbetet med att garantera kärnkraftens säkerhet. Ett viktigt exempel på detta är de s.k. "generiska problemen", d.v.s. problem som gäl-

ler för ett antal olika kärnkraftverk. Så snart en fråga betecknas som "generisk" är den enskilda anläggningen vars tillstånd prövas inte skyldig att lösa frågan innan tillstånd meddelas. Detta kunde i och för sig vara godtagbart om det inom NRC tillämpades en fast handläggningsgång för att inom rimlig tid lösa generiska problem, an- tingen genom NRC:5 egen forskningsenhet eller genom kraftföretaget eller dettas leverantörer. Det har emellertid visat sig att förfarandet att beteckna en fråga som generisk kan vara ett bekvämt sätt att skjuta upp svåra avgöranden.

Den gamla AEG-inställningen märks även i form av obenägenhet att tillämpa nya säkerhets- normer på tidigare godkända anläggningar. Ehuru vi kan godta behov av rimliga tidtabeller för ombyggnader, har vi inte funnit belägg för att behovet av förbättringar av äldre anläggning- ar behandlats på ett systematiskt sätt före Three Mile Island.

Den stora mängden föreskrifter utfärdade av NRC leder till att industrin ägnar sin huvudsak- liga uppmärksamhet åt att följa föreskrifterna i stället för åt ett mer systematiskt säkerhetsar— bete. Härtill kommer att innebörden av vissa av föreskrifterna i förening med det sätt på vilket eltaxorna fastställs för kraftföretagen i vissa fall kan ha verkat avskräckande på kraftföretagen och deras leverantörer när det gäller att ta initia— tivet till förslag om åtgärder för ökad säkerhet.

Tidigare studier av tillsynsavdelningen inom NRC har riktat hård kritik mot denna avdelning. Inspektörerna misslyckas ofta att företa obero— ' ende bedömningar och inspektioner. De anvis-

ningar inspektörerna förväntas följa är så omfat— tande att många inspektörer inte förstår exakt vad de förväntas göra. Vid ett flertal tillfällen har inspektörer mött svårigheter att få sina överord- nade att koncentrera sig på viktiga säkerhetsfrå— gor. Analyser av kraftföretagens rapporter om tillbud har kommit att inriktas på felfunktioner hos teknisk utrustning och svåra operatörsfel har inte ägnats intresse.

Slutligen har en tidigare undersökning visat att tillsynsenheten har gjort minimalt bruk av de låt vara begränsade författningsenliga befogenhe— ter den har att utdöma böter.

Eftersom NRC i många fall inte har tillräcklig förstahandsinformation för att se till att dess fö-

reskrifter efterlevs, måste de i hög grad lita till industrins egna driftjournaler, etc för sin till- svnsverksa m het. NRC samlar stora mängder in- formation om erfarenheter från driften av anläggningar. Men före olyckan fanns ingen 51/5— tenmtisk metod för att utvärdera dessa erfaren- heter och inga systematiska försök att finna mönster som kunde tjäna som varning om grundläggande problem.

NRC är sårbara för anklagelsen att det är starkt inriktat på utrustningen och inte på människor. Bevis härför återfinns i form av den svaga och underbemannade avdelning av NRC som över— vakar operatörsutbildningen; i form av att in- spektörer som studerar tillbud koncentrerar sig på fel med utrustningen och inte på vad opera— törerna kan ha gjort för fel; i form av bristande intresse för kvaliteten hos driftsinstruktionerna samt en i det närmaste fullständig brist på intresse för samspelet mellan människa och maskin.

Utöver alla andra problem med NRC är vi ytterst kritiska beträffande den roll organisationen spe- lade vid hanterandet av olyckan. Det var en all- varlig brist på kommunikation mellan NRC:s kommissionsledamöter, de tjänstemän som i Bethesda (NRC:s huvudkontor) sökte fatta be— slut i anledning av olyckan, tjänstemännen på lokalkontoren och de som var på själva olycks- platsen. Denna brist på kommunikation bidrog till förvirringen kring olyckan. Vi ställer oss också skeptiska till att den kollegiala lednings- formen med fem kommissionsledamöter utgör ett lämpligt ledningsorgan i en krissituation och för ledning av myndigheten som sådan.

Vi fann allvarliga ledningsproblem inom myn— digheten. Dessa problem börjar högst upp i organisationen. Vi har inte fått klart för oss exakt vilka uppgifter de fem kommissionsleda— möterna har och vi har belägg för att de inte själ- va har klart för sig vad deras roll bör vara. Den stora byråkratin under kommissionsledamöter- na är strikt uppdelad i avdelningar med otill- räcklig kommunikation mellan olika enheter. Vi har inte funnit bevis för någon effektiv högsta ledning och vi har sett tecken på något av den gamla AEG-inställningen att främja kärnkraftut- byggnad hos nyckeltjänstemän under själva led- ningsnivån. Dessa ledningsproblem har blivit så mycket svårare till följd av att stränga regler

införts som hindrar kommissionens ledamöter från att tala med ledande tjänstemän i frågor rö- rande prövning av tillstånd. Vi anser att dessa regler har fått en onödigt sträng tillämpning i just denna myndighet. Den geografiska sprid- ningen, med högsta ledningen i Washington och huvuddelen av personalen i Bethesda och Silver Spring, Maryland (och i andra delar av landet), utgör också hinder för enkelt utbyte av idéer.

Vi drar därför slutsatsen att det inte finns något väl genomtänkt, integrerat system som garante— rar säkerheten inom nuvarande NRC.

Vi har funnit belägg för upprepade och ingåen- de utredningar och kritik såväl inom som utom organisationen, men mycket få belägg för att dessa utredningar resulterat i förbättringar av betydelse. Detta förhållande har väckt särskild

oro hos oss beträffande framtiden för nuvarande NRC.

Av dessa skäl rekommenderar vi en fullständig omorganisation av NRC. Vi rekommenderar att den görs till en oberoende myndighet inom den exekutiva förvaltningen, ledd av en enda admi— nistratör, som i alla avseenden skall vara exeku- tiv chef och som hämtas utanför NRC. Den nya chefen måste ges befogenhet att organisera om och tillföra nytt blod till en ombildad tillsyns— myndighet. Det nya blodet bör kunna resultera i den ändrade inställning som är av vital betydel- se för att lösa kärnkraftindustrins problem.

Vi har också rekommenderat ett antal andra organisatoriska och administrativa förändringar i syfte att verkligen göra den nya myndigheten effektiv när det gäller att garantera säkerheten vid kärnkraftverk. Bland dessa förändringar in— går en tillsynskommitté för att övervaka verk— samheten vid den omorganiserade NRC och en regelmässig granskning från HEW (närmast motsv. socialdepartementet) i frågor som rör strålning och hälsa.

Kraftföretaget

Då beslutet togs att göra kärnkraft tillgänglig för kommersiell produktion av energi, lades denna verksamhet i händerna på befintliga elektriska kraftföretag. Kärnkraft förutsätter mycket spe- ciella kvalifikationer och attityder hos ledningen

liksom ett omfattande system för stöd av veten- skapsmän och tekniker. Vi anser att General Public Utilities Corporation (GPU) ägnade otill- räcklig uppmärksamhet åt detta.

Inom GPU och dess dotterföretag finns ett delat system för beslutsfattande. Under det att det en— skilda kraftföretaget har juridiskt ansvar för en rad väsentliga beslut, från konstruktion av an- läggningen till utbildningen av operatörer, är många företag starkt beroende av expertis hos sina leverantörer och hos NRC. Vår rapport in- nehåller ett antal exempel på delat ansvar, som i fallet TMI kan ha lett till att konstruktionen och driftförhållandena inte blev optimala. Vi har t.ex. fått motsägande uppgifter om hur de krite- rier utvaldes som leder till att inneslutningen automatiskt isoleras. Likaledes förefaller ut— formningen av kontrollrummet att vara resulta- tet av en kompromiss mellan kraftföretaget, dess moderbolag, anläggningskonstruktören och reaktorleverantören (med mycket ringa uppmärksamhet i frågan från NRC). Men det mest påtagliga exemplet på brister till följd av delat ansvar gäller utbildningen av operatörer.

Det juridiska ansvaret för utbildning av operatö— rer och skiftingenjörer i säkert handhavande av en kärnkraftanläggning vilar på kraftföretaget. Men Met-Ed, d.v.s. det dotterbolag till GPU som driverTMl, hade inte tillräckligt kunnande för att genomföra ett utbildningsprogram utan hjälp utifrån. De lade därför ut olika delar av utbildningsprogrammet på Babcock & Wilcox, leverantörer av reaktorsystemet. Ehuru B & W har ett omfattande expertkunnande, har de inget ansvar för kvaliteten i h e la utbildnings- programmet utan bara för den del för vilken de anlitats. Samordningen av de båda bolagens ut- bildningsprogram var utomordentligt svag. B & W:s instruktörer kände t.ex. inte till de exakta driftföreskrifter som gällde för just denna anläggning.

Ett nyckelhjälpmedel i B & W:s utbildning är en simulator, som efterliknar riktiga kontrollpane- ler. På dessa kan realistiskt återges händelser som kan inträffa i en kraftanläggning. Simula- torn skiljer sig i vissa betydelsefulla avseenden från de riktiga kontrollpanelerna. Före den 28 mars var simulatorn inte heller programmerad för att återge sådana förhållanden som operatö- rerna ställdes inför vid olyckan.

Vi har funnit inom båda bolagen, att de som vet mest om hur kärnkraftanläggningen fungerar, har föga kontakt med dem som har ansvaret för operatörsutbildningen och att därför innehållet i utbildningsprogrammet inte ledde fram till till— räcklig förståelse av reaktorsystemen.

Det är vår slutsats att den roll NRC spelar vid tillsyn av operatörsutbildningen ger få positiva bidrag och faktiskt kan öka problemen. NRC har begränsad personal för tillsyn av examinationen av operatörer och flera vid denna enhet saknar praktisk erfarenhet från kraftverk. NRC:s verk- samhet är därför begränsad till handläggande av relativt rutinbetonade frågor om examination och stickprovskontroll av återkommande exami- nation och av utbildningsprogram. Då det gäller att värdera utbildningen av operatörer i att be— mästra olyckssituationer har NRC förbisett de grundläggande felen i de gällande instruktio— nerna vid TMI. Eftersom företaget har en benä- genhet att likställa en av NRC godkänd examen med en tillfredsställande utbildning av operatö- rer, kan NRC bidra till att vidmakthålla en me- delmåttig nivå.

Det sätt på vilket NRC värderar säkerheten vid planerade anläggningar under tillståndspröv- ningen har en högst olycklig inverkan på det sätt operatörer utbildas. Eftersom den som sö- ker tillstånd i ansökan koncentrerar sig på följ— derna av enstaka fel, ingår det inte i utbildnings- programmet några inslag som förbereder opera— törerna på olyckor där två system felar oberoen- de av varandra.

Det var påtagliga brister i ledningen avTMI-Z- anläggningen. Skiftledningen var övertyngd av pappersarbete utan betydelse för deras led- ningsfunktion och de kunde därför inte tillfreds— ställande utöva sina ledningsuppgifter. Det förekom ingen systematisk kontroll av anlägg- ningens tillstånd och av ventillägen vid Skiftav- lösning. Underhållsverksamheten övervakades inte tillfredsställande. Svagheter fanns i pro- grammet för kvalitetssäkring och kontroll.

Vi är eniga om att ett företag som driver en kärn- kraftsanläggning måste vara juridiskt ansvarigt för de grundläggande konstruktioner och ar- betsformer som garanterar säkerheten. Men analysen av denna speciella olycka väcker frå- gan om alla elektriska kraftföretag automatiskt

äger de nödvändiga tekniska kunskaperna och förmågan att leda och handha en så farlig anläggning byggande på högkvalificerad teknik. Vi rekommenderar därför att större krav ställs på organisation och ledning hos ett företag innan det ges tillstånd att driva en kärnkraft— anläggning.

Övergången

Vi är medvetna om att även vid den snabbaste handläggningsgång måste det ta avsevärd tid att genomföra de omfattande åtgärder vi föreslår. Kommissionen stod därför inför frågan vad som skall ske under mellantiden med de anläggning- ar som nu är i drift och de för vilka driftstillstånd är under prövning.

Kommissionen beslöt enhälligt följande:' Eftersom säkerhetsåtgärder som ger bättre skydd för den berörda befolkningen kan här- ledas från den höga säkerhetsstandard för kärnkraftverk som rekommenderas i denna rapport, bör NRC eller dess efterföljare från fall till fall innan byggnads- eller driftstillstånd beviljas: (a) bedöma behovet av att införa så- dana nya förbättringar av säkerheten som rekommenderas i denna rapport; (b) pröva, under beaktande av de rekommendationer som framförs i denna rapport, kompetensen hos de sökande av driftstillstånd när det gäller att administrera anläggningen och att de har lämpliga utbildningsprogram för sina opera- törer; samt (c) göra tillstånd beroende av granskning och godkännande av delstatliga och lokala myndigheters beredskapsplaner.

En varning

Under den tid kommissionen bedrivit sin un— dersökning har framlagts ett antal andra rappor- ter med rekommendationer för ökad säkerhet i kärnkraftverk. Vi känner allmänt till innebörden av dessa rekommendationer men vi har inte för- sökt att systematiskt analysera dem. I den mån andra organ har kommit till likartade slutsatser

och föreslagit likartade åtgärder, bör det förhål— landet att flera grupper dragit samma slutsatser öka vikten av dessa slutsatser.

Men vi är allvarligt oroade när det gäller några av de rapporter vi hittills har sett. Medan många föreslagna åtgärder förefaller fullt ändamålsenli- ga, angriper de inte vad vi anser vara det grund- läggande problemet. Vi har hävdat att genom- gripande ändringar krävs beträffande organisa- tion, arbetssätt och, framförallt, människornas inställning. Inga tekniska knep löser detta grundläggande problem. Det har tidigare fram- förts många rekommendationer syftande till ökad säkerhet vid kärnkraftverk; rekommenda- tioner som fått begränsat genomslag. Vad vi an— ser avgörande är huruvida de föreslagna förbätt- ringarna genomförs av samma organisationer (oförändrade), med samma förfaranden och samma inställning som var förhärskande före olyckan. Så länge som föreslagna förbättringar genomförs i en anda av "vi kör som vanligt", kan de grundläggande förändringar som olyc- kan vid Three Mile Island gjort nödvändiga, inte förverkligas.

Vi anser att vi, inom ramen för vår mänskliga förmåga och med den tidsbegränsning som gällt, samvetsgrant fullgjort det uppdrag USA:s president givit oss. Vi har inte funnit någon ma- gisk formel som garanterar att det inte i framti— den kan inträffa en ny svår olycka. Inte heller har vi kunnat utarbeta detaljerade ritningar för säkerhetsarbetet.

Våra rekommendationer kräver stora insatser av andra för att omsättas i effektiva planer.

Likväl har vi den känslan att våra iakttagelser och rekommendationer är av vital betydelse för kärnkraftens framtid. Vi är övertygade om att, såvida inte delar av industrin och dess tillsyns- myndighet undergår genomgripande föränd— ringar, kommer de till slut att helt undergräva allmänhetens förtroende och följaktligen är det d e som blir ansvariga för att kärnkraften inte överlever som användbar energikälla.

_______________.____———_——— ' Olika ledamöter av kommissionen har i särskilda yttranden förordat att nya driftstillstånd för kärnkraftverk inte skall få meddelas förrän de av kommissionen rekommenderade åtgärderna genomförts. Totalt förordar en majoritet av kommissionen någon form av sådant moratorium men eftersom man inte kunde samla majoritet kring hur det skulle utformas så föll frågan.

Kronologisk förteckning

10.

11.

12. 13. 14. 15. 16.

17. 18, 19, 20. 21.

22. 23. 24. 25. 26. 27. 28. 29, 30. 31. 32. 33. 34. 35. 36. 37. 38. 39. 40, 41. 42. 43. 44,

45.

46. 47. 48. 49, 50. 51. 52. 53.

FDF'QS—"PPNH

Utbyggt skydd mot höga vård- och läkemedelskostnader. S. Naturmedel för injektion. S. Regional Iaboratorieverksamhet. Jo. Avskildhet och gemenskap inom kriminalvården. Ju. Konsumentinflytande genom insyn? H. Polisen. Ju. Tandvården i början av 80-talet. S. Löntagarna och kapitaltillväxten 1. Löntagarfonder - bakgrund och problemanalys, E. Löntagarna och kapitaltillväxten 2. Den svenska förmögenhets- fördelningens utveckling. Löntagarfonder och aktiemarknaden- en introduktion. Internationella koncerner och löntagarfonder. E. Löntagarna och kapitaltillväxten 3. Löner, lönsamhet och soliditet i svenska industriföretag. Vinstbegreppet. Den lokala Iönebildningen och företagets vinster — en preliminär analys. E. Löntagarna och kapitaltillväxten 4. Lantbrukskooperationen — ideologi och verklighet. E. Svenska kyrkans gudstjänst. Band 4. Evangelieboken. Kn. Konkurs och rätten att idka näring. Ju. Naturvård och täktverksamhet. Jo. Naturvård och täktverksamhet. Bilagor. Jo. Ökad sysselsättning. Finansiella effekter i offentliga sektorn. A. Kulturhistorisk bebyggelse — värd att vårda. U. Museijärnvägar. U. Jaktvårdsområden. Jo. Anhöriga. S. Plötslig och oväntad död — anhörigas sjuklighet och psykiska reaktioner. S. Barn och döden. S. Avgifter i staten — nuläge och utvecklingsmöjligheter. B. Sysselsättningspolitik för arbete åt alla. A. Nya namnregler. Ju. Sjukvårdens inre organisation — en idépromemoria. S. Sysselsättningspolitik för arbete åt alla. Bilagedel. A. Barnolycksfall. S, Lotterier och spel. H. Lotterier och spel. Bilagor. H. Bättre kontakter mellan enskilda och myndigheter. Kn. Fastighetstaxering 81. B. Fastighetstaxering 81. Bilagor. B. Bilarna och qutföroreningarna. Jo. Rationellare girohantering. E. Konsumenttjänstlag. Ju. Aktivt boende. Bo. Lagerstöd. A Vattenkraft och miljö 4. Bo. Malmer och metaller. |. Barnen i framtiden. 3. Vår säkerhetspolitik. Fo. Ren tur. Program för miljösäkra sjötransporter. Jo. Ren tur. Program för miljösäkra sjötransporter. Bilagor 1-8. Jo. Ren tur. Program för miljösäkra sjötransporter, Bilagor 9—13. Jo. Koncernbegreppet m. m. Ju. Dokumentation och statistik om högskoleutbildning. U. Arbetstiderna inför BO—talet. A. Grundlagsskyddad yttrandefrihet. Ju. Huvudmannaskapet för specialskolan. U, Öst Ekonomiska Byrån. H, Viltskador. Jo, Nytt skördeskadeskydd. Jo.

54.

55.

56. 57. 58. 59. 60. 61, 62. 63. 64. 65. 66. 67. 68. 69. 70. 71. 72. 73. 74. 75, 76. 77. 78. 79, 80. 81. 82. 83, 84. 85. 86.

Hushållning med mark och vatten 2. Del I. Överväganden. Bo. Hushållning med mark och vatten 2. Del ll. Bakgrundsbeskriv- ning. Bo.

Steg på väg, . . A Barnomsorg — behov, efterfrågan, planeringsunderlag. S. Barnomsorg, Redovisning av särskilda undersökningar. S. | livets slutskede. S,

Bidrag till folkrörelser. Kn. Förnyelse genom omprövning. B. Kooperationen i Sverige. |. Barnets rätt 2, Om föräldraansvar m.m. Ju. Ny utlänningslag A. Ny plan- och bygglag, Del I. Bo. Ny plan- och bygglag. Del II. 80. Svensk sjöfartspolitik. K De allmänna advokatbyråerna. Ju. Nya vyer, Datorer och nya massmedier — hot eller löften. U. Tandvård i fred för värnpliktiga. Fö. Handläggningen av anmälningar mot polispersonal. Ju, Rationalisering och ADB i statsförvaltnirigen. B. Krigets lagar. Fö. Serviceföretagen—vägar till utveckling, H. Polisen i totalförsvaret. Ju. Ny hemförsäljningslag, Ju. Hemslöjd-kulturarbete, produktion, sysselsättning. |. Mål och medel för hälso- och sjukvården. S. Produktansvar 2, Produktansvarslag. Ju, Prognoser och arbetsmarknadsstatistik för högskolan. U, Fastighetstaxering -81. lndustribyggnader. B. Personell assistans för handikappade. U. Om vi avvecklar kärnkraften. I. Lekmän i försvaret. Fö. Folkbildning för BO-talet. U. Säker kärnkraft? |.

Statens offentliga utredningar 1979

Systematisk förteckning

Justitiedepartementet

Avskildhet och gemenskap inom kriminalvården. [4] 1975 års polisutredning. 1, Polisen. [6] 2. Polisen i totalförsvaret. [751 Konkurs och rätten att idka näring. [13] Nya namnregler. [251 Konsumenttjänstlag. [361 Koncernbegreppet rn. rn. [46] Grundlagsskyddad yttrandefrihet. [49] Barnets rätt 2. Om föräldraansvar m. m. [63] De allmänna advokatbyråerna. [68] Handläggningen av anmälningar mot polispersonal. [71] Ny hemförsäljningslag. [76] Produktansvar 2. Produktansvarslag. [791

Försvarsdepartementet

Vår säkerhetspolitik [421 Tandvård i fred för värnpliktiga. [70] Krigets lagar. [73] Lekmän i försvaret. [84]

Socialdepartementet

Utbyggt skydd mot höga vård— och låkemedelskostnader. [11 Naturmedel för injektion. [21 Tandvården i början av 80—talet. [7] Utredningen rörande vissa frågor beträffande sjukvård i livets slutskede. 1. Anhöriga. [20] 2. Plötslig och oväntad död - anhörigas sjuklighet och psykiska reaktioner. [21] 3, Barn och döden. [22] 4. | livets slutskede. [59] Sjukvårdens inre organisation - en idépromemoria. [261 Barnolycksfall. [281 Barnen i framtiden. [411 Planeringsgruppen för barnomsorg. 1. Barnomsorg — behov, efter- frågan, planeringsunderlag. [57] 2. Barnomsorg. Redovisning av särskilda undersökningar. [58] Mål och medel för hälso- och sjukvården. [78]

Kommunikationsdepartementet Svensk sjöfartspolitik [67]

Ekonomidepartementet

Utredningen om löntagarna och kapitaltillväxten. 1. Löntagarna och kapitaltillväxten 1. Löntagarfonder-bakgrund och problemanalys. [8] 2. Löntagarna och kapitaltillväxten 2. Den svenska förmögenhets- fördelningens utveckling. Löntagarfonder och aktiemarknaden. en introduktion. internationella koncerner och löntagarfonder. [S] 3. Löntagarna och kapitaltillväxten 3. Löner, lönsamhet och soliditet i svenska industriföretag. Vinstbegreppet. Den lokala Iönebildningen och företagets vinster — en preliminär analys. [ 10] 4. Löntagarna och kapitaltillvåxten 4. Lantbrukskooperationen - ideologi och verklig- het. [1 1] Rationellare girohantering. [351

Budgetdepartementet

Avgifter i staten — nuläge och utvecklingsmöjligheter. [23] 1976 års fastighetstaxeringskommitté. 1. Fastighetstaxering 81. [321 2. Fastighetstaxering 81. Bilagor. [33] 3.» Fastighetstaxering -81. Industribyggnader. [8 ll Förnyelse genom omprövning. [61] Rationaliseringar och ADB i statsförvaltningen. [72]

Utbildningsdepartementet

Kulturhistorisk bebyggelse — värd att vårda. [171

Museijämvågar. [18] Utredningen om studiedokumentation och statistik för högskolan. 1. Dokumentation och statistik om högskoleutbildning. [47]

2. Prognoser och arbetsmarknadstatistik för högskolan. [80] Integrationsutredningen. 1. Huvudmannaskapet för specialskolan. [50] 2. Personell assistans för handikappade. [821 Nya vyer. Datorer och nya massmedier — hot eller löfte. [69] Folkbildning för BO—talet. [851

Jordbruksdepartementet

Regional laboratorievarksamhet. [31 Naturvårdskommittén. 1. Naturvård och täktverksamhet. [14] 2. Naturvård och täktverksamhet. Bilagor. [15] Jakt- och viltvårdsberedningen. 1. Jaktvårdsområden. [19] 2, Vilt- skador. [521 Bilarna och qutföroreningarna. [341 Miljörisker vid sjötransporter. 1. Ren tur. Program för miljösäkra sjötransporter. [43] 2. Ren tur. Program för miljösäkra sjötranspor- ter. Bilagor 1—8. [441 3. Han tur. Program för miljösäkra sjötrans— porter. Bilagor 9-13. [451 Nytt skördeskadeskydd. [531

Handelsdepartementet

Konsumentinflytande genom insyn? [5] Lotteriutredningen. 1. Lotterier och spel. [29] 2. Lotterier och spel. Bilagor. [301 Öst Ekonomiska Byrån. [511 Serviceföretagen—vägar till utveckling. [74]

Arbetsmarknadsdepartementet

Sysselsättningsutredningen. 1. Ökad sysselsättning. Finansiella effekter i offentliga sektorn. [ 1 6l 2. Sysselsättningspolitik för arbete åt alla. [241 3. Sysselsättningspolitik för arbete åt alla. Bilagedel. [271 Lagerstöd. [381

Arbetstiderna inför 80-talet. [481 Steg på väg. . . [561

Ny utlänningslag. [64]

Bostadsdepartementet

Aktivt boende. [371 Vattenkraft och miljö 4. [391 Hushållning med mark och vatten 2. Del I. Överväganden. [54] Hushållning med mark och vatten 2. Del II. Bakgrundsbeskrivning. [55] PBL-utredningen. 1. Ny plan— och bygglag. Del l,[6512. Ny plan— och bygglag. Del ||. [661

lndustridepartementet

Malmer och metaller. [401 Kooperationen i Sverige. [621 Hemslöjd-kulturarbete, produktion, sysselsättning. [77] Om vi ewecklar kärnkraften. [83] Säker kärnkraft? [86]

Kommundepartementet

Svenska kyrkans gudstjänst. Band 4. Evangelieboken. [121 Bättre kontakter mellan enskilda och myndigheter. [31] Bidrag till folkrörelser. [601

im ISBN 91-3805237-7 LiberFörlag , _, ISSN 0375-250x Allmänna Förlaget