Säker kärnkraft?

Ur KB:s samlingar

Digitaliserad år 2013

Säker ärn a t.

98=6L6L

ietänkande av

Reaktorsäkerhetsutredningen

Statens offentliga utredningar 1979:86 Industridepartementet

Säker kärnkraft?

Betänkande av

ieaktorsäkerhetsutredningen

Stockholm 1979

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

Till

industridepartementet

Genom beslut den 26 1979 statsrådetTham

april bemyndigade regeringen

att tillkalla en kommitté med 12 ledamöter, med att

högst uppdrag på

grundval av bl.a. reaktorsäkerhetsstudier och vid kärn-

gjorda olyckan

kraftverketThree Mile Island, block 2, dels om det finns anled-

överväga

ning att omvärdera kärnkraftens risker, dels utreda vilka

väsentligt åtgär-

der som bör för att stärka säkerheten vid de svenska kärnkraft-

vidtagas

verken.

Med stöd av tillkallades den 9 1979 i häl-

bemyndigandet maj professorn

sovårdslära vid karolinska institutet, chefen för

omgivningshygieniska

avdelningen vid statens naturvårdsverk Lars dåvarande före-

Friberg,

ståndaren för statens numera i reaktor-

kärnkraftinspektion, professorn

säkerhet vid tekniska i Stockholm Arne i

högskolan Hedgran, professorn

kärnfysik vid universitetet i Lund Sven Johansson, i

professorn zoofysio-

logi vid universitetet i Kerstin överdirektören

Uppsala Lindahl-Kiessling,

vid statens Bo Lindell, universitetskans-

strålskyddsinstitut professorn

lern Hans Löwbeer, dåvarande professorn vid i Luleå numera

högskolan

föreståndaren för statens Lars Nordström,

kärnkraftinspektion profes-

sorn i psykologi vid universitetet i Lennart docenten

Göteborg Sjöberg,

Evelyn Sokolowski vid Studsvik AB, vid

Energiteknik generaldirektören

statens haverikommission Göran Steen, vid arbe-

forskningspsykologen

tarskyddsstyrelsens arbetsmedicinska avdelning Carin Sundström-Frisk och professorn i kärnkemi vid tekniska i Stockholm

högskolan Torbjörn

Westermark. Till ordförande Löwbeer.

utsågs

Som den 14 1979 vid

sakkunnig utsågs maj departementssekreteraren

industridepartementet Gösta Lindh och som experter den 1 1979

juni

byråingenjören vid statens den

kärnkraftinspektion Ambjörn Lindskog,

25 juni 1979 vid för Per

överingenjören delegationen energiforskning

Strangert och den 1 1979 docenten vid institutionen vid

juli fysiska

universitetet i Lund samt forskaren vid försvarets

Ingvar Bergqvist, forskningsanstalt Gunilla Bergström.

Till sekreterare förordnades den 28 1979 vid försva-

maj överingenjören

rets forskningsanstalt Lars den 11 1979

Högberg (huvudsekreterare), juni

f sjöfartsrådet Gustaf Lindencrona samt den 25 1979

juni överingenjören

vid försvarets Nils

forskningsanstalt Gyldén.

- som vid sitt första sammanträde den 22 maj 1979 antog

Utredningen

- får härmed överlämna sitt

benämningen reaktorsäkerhetsutredningen

Säker kärnkraft?. överlämnas en bilagedel, inbetänkande Samtidigt nehållande av konsulter m.fl. som anlitats av utredningen

bl.a. rapporter

och är

för särskilda utredningar undersökningar. Utredningsuppdraget

därmed slutfört.

Stockholm den 19 november 1979

Hans Löwbeer

Lars Friberg Arne Hedgran Sven johansson

Kerstin Bo Lindell Lars Nordström

Lindahl-Kiessling

Lennart Sokolowski Göran Steen

Sjöberg Evelyn

Carin Sundström-Frisk Torbjörn Westermark

/Lars Högberg

Nils Gyldén

Lindencrona

Gustaf

Innehåll

Förord 8

Läsanvisning 8

1 Säker kärnkraft? 9

Sammanfattande analys,

överväganden och förslag i huvudfrågoma

1.1 Teknisk 9

bakgrund

1.2 och 17

Haveriförlopp säkerhetssystem

1.3 vid kärnkraftblocketThree Mile Island

Haveriförloppet

nr 2 (TMI-2) 22 1.4 Teoretiska 32

sannolikhetsanalyser

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

Sverige?

1.6 av svensk kärnkraftsäkerhet? 36

Omvärdering

1.7¶Säkerhetshöjande och 45 åtgärder forskning

2 - Direktiv - Arbetssätt 51

Bakgrund

2.1 51

Tidigare utredningar

2.2 1979 års beslut och förarbetena härtill 54

energipolitiska

2.3 direktiv m.m. 55

Reaktorsäkerhetsutredningens

2.4 bedrivande 57

Utredningsarbetets

3 - och funktion

Kämkraftaggregat uppbyggnad 63

3.1 Kärnkraftens i och i världen i 63

utbyggnad Sverige övrigt

3.2 Hur kämreaktorer? 64

fungerar

4 och 71

Säkerhetsprinciper säkerhetssystem

4.1 Hälsorisker från 71

joniserande strålning

4.2 Reaktorhärdens innehåll av radioaktiva ämnen 78 4.3 Radioaktiva vid normaldrift 78

utsläpp

4.4 Säkerhetsfilosofi 80 4.5 säkerhetskrav 82 4.6 och funktion 85

Säkerhetssystemens uppbyggnad

4.7 93

Operatörsutbildning

4.8 Drifterfarenheter och tillbud 95

Händelseförloppet vid TMI-2 99

5.1 av kärnkraftblocket Three Mile

Översiktlig beskrivning

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

händelseförloppet

5.3¶Radiologiskt 119

händelseförlopp

5.4 122

Orsaksanalys

5.5 Vad hade hänt om. . . ? 128

Säkerhetsanalys

6.1 haverier m.m. 131

Konstruktionsstyrande

6.2 av 132

Analys riskbidrag

i till TMI-2 153

Säkerhetshöjande åtgärder anslutning

7.1 153

Bakgrund

7.2 Amerikanska krav som avTMI 153

på åtgärder följd

7.3 De svenska reaktorinnehavarnas samt tillverkarnas 154

synpunkter

7.4 SKI:s kommentarer 156 7.5 Icke 156

avgjorda säkerhetsfrågor

Svensk reaktorsäkerhet 159

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

haveriförlopp

Sverige?

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

tryckvattenreaktorer

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

bedömningar

haverier i svenska kärnkraftverk 173

8.6 Risker vid ett svenskt Skade-

kärnkraftprogram.

vid 174

verkningar olyckor

Såkerhetshöjande åtgärder

9.1 179

Utgångspunkter

9.2 och 182

Rollfördelning organisation

9.3 Konstruktion och utförande 184 9.4 188

Utsläppsbegränsande åtgärder

9.5 193

Människa-maskin-frågor

9.6 Personal- och 195

rekrytering utbildning

9.7 Normaldrift 198 9.8 200

Haveriberedskap

9.9 och 203

Händelseuppföljning, felanalys erfarenhetsåterföring

9.10 Tids- och 206

åtgärdsplan

10 207

Forskning

Appendix 213

A1 direktiv

Utredningens 213

A2 Gällande svenska och amerikanska bestämmelser

och deras 216

tillämpning

A3 över kontakter med

Förteckning myndigheter, företag,

organisationer och enskilda 226

experter A4 m. m. i

Förteckning över rapporter ingående bilaga

(Ds I 1979:22) 228

A5

Litteraturförteckning 229

A6 Kemenykommissionens sammanfattande överväganden

(Overview) i svensk 233

översättning

Förord

Enligt direktiven har reaktorsäkerhetsutredningens uppdrag avgränsats

till två dels att om det finns anled-

huvuduppgifter, nämligen överväga

till ändrade av säkerheten i samband med produktion

ning bedömningar

av elektrisk i kärnkraftverk, dels att ge förslag om säkerhetshöjan-

energi

de vid de svenska kärnkraftverken och om kring så-

åtgärder forskning dana åtgärder.

Utredningen vill framhålla, att härav följer,

att inte har behandlat kärnkraftens totala riskbild utan

utredningen endast reaktorsäkerhetsfrågor,

att inte har haft att bedöma om kärnkraftens risker är god-

utredningen

eller med till de alternativ som står till buds och

tagbara ej hänsyn

verksamhetens sociala nytta, och

att inte heller har haft att ta till om kärnkraft i fort-

utredningen ställning

skall användas för elenergiproduktion eller ej.

sättningen

Läsanvisning

1 redovisar i avsnitt 1.6 överväganden i huvudfrå-

Kapitel utredningens

om det finns att omvärdera kärn-

gan, nämligen anledning väsentligt

kraftens risker mot av vad som har hänt vid TMl-2 och en

bakgrund

av Kapitlet inleds med en fyllig

genomgång tidigare säkerhetsanalyser.

av det för överväganden, som

sammanfattning underlag utredningens

redovisas i 2-8. 1 avslutas med en översikt över utred-

kapitel Kapitel

till och Dessa för-

ningens förslag säkerhetshöjande åtgärder forskning.

redovisas och motiveras mer utförligt i kapitel 9 och 10.

slag

I 1 har vi så undvikit att använda ord och begrepp

kapitel långt möjligt

som förutsätter särskilda Detta har inte helt kunnat und-

fackkunskaper.

vikas i 4-10, där den diskussionen med nödvändig-

kapitel fackmässiga

het blir mer och annan ingående. Kapitel 2 och 3 ger därför teknisk Använda och samband förklaras

bakgrundsinformation. fackbegrepp

i särskilda faktarutor, med blått.

vanligen avgränsade

1¶Säker kärnkraft?

Sammanfattande

analys, överväganden och i förslag huvudfrågoma

1.1¶Teknisk

bakgrund

För att kunna föra en diskussion om kärnkraftsäkerhet och förstå vad som hände vid reaktorn Three Mile Island nr 2 (TMI-2) utanför Harrisburg i USA är det nödvändigt med ett visst kunnande om

översiktligt

kämkraftverks tekniska uppbyggnad och funktion. Därför inleds även detta sammanfattande med en kort av den tekniska

kapitel presentation

bakgrunden. En utförligare återfinns i 3 och 4. beskrivning kapitel

Tryckvattenaggregat och kokaraggregat

I ett får man elektrisk att

kärnkraftaggregat energi genom utnyttja energi

som frigörs när uranatomer (se faktaruta 1.1).

klyvs Kärnkraftaggregatet

består av en reaktor, där av uranatomerna åstadkommer

klyvningen höga

temperaturer. Värmen används för att omvandla vatten till som får

ånga

driva en turbin, kopplad till en

elgenerator.

Det finns en rad olika av reaktorer som används i

typer kärnkraftaggre-

gat. I Sverige förekommer numera endast s.k. lättvattenreaktorer. De kännetecknas av att reaktorhärden, där kärnreaktionerna och därmed värrnealstringen sker, befinner sig under vatten i en stor reak-

trycktank,

torkärlet. Detta är helt eller delvis med vatten, beroende reaktor-

fyllt på

typen. Vattnet omvandlas till som driver en turbin. konden-

ånga, Ångan

seras sedan genom med vatten och vattnet tillbaka

avkylning går till ny

uppvärmning i reaktorhärden. Kondensorn kan med havs-,

kylas sjö-

eller flodvatten eller med vatten som runt stora

pumpas genom kyltorn och där kyls med luft. Sådana används vid

kyltorn kärnkraftanläggningen

på Three Mile Island och ger dess nu välbekanta silhuett.

anläggningen

I den av reaktor som kallas kokarreaktor är reaktorkärlet med en

typ fyllt

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

tryck

som är ca 70 gånger det driver sedan direkt en

vanliga lufttrycket. Ångan

turbin. och kondenseras till vatten där

Därpå kyls ångan i en kondensor,

kallt kylvatten, t.ex. havsvatten, förs in och ut i ett

rörledningssystem.

Kylvattnet genom kondensorn kommer dock i direkt kontakt med

aldrig

ånga och vatten som passerar reaktorhärd och turbin.

igenom

I är reaktorkärlet helt med

tryckvattenreaktorn fyllt vatten, trycket höjt

till cirka 155 det till 3l5°C.

gånger vanliga lufttrycket och temperaturen

Det heta vattnet, som vid detta inte till leds i ett slutet

tryck övergår ånga, system (primärkretsen) till en ånggenerator. Där vatten

förångas i en yttre ångkrets driver en turbin och

(sekundärkretsen). Ångan avkyls på

Atomer och

kämklyvning

All materia är av atomer av olika grundämnen såsom väte,

uppbyggd

etc. Atomema består av en kärna av ett hölje av syre, kol, kväve omgiven elektroner. Elektronen är en sk elementarpartikel med negativ elektrisk Atomkärnan är och neutroner. Proto-

laddning. uppbyggd av protoner

nen är en med elektrisk laddning och en massa

elementarpartikel positiv

närmare 2000 elektronens. Den kärnan i den enklaste

gånger utgör

atomen, väteatomen. Neutronen är en elektriskt neutral (oladdad) elementarpartikel med praktiskt taget samma massa som protonen.

Uranatomer består och ett varierande antal (135-148) neuav 92 protoner troner. Olika uranatomer kan således ha olika massa beroende på hur neutroner som Alla atomer av samma grundämne har sam-

många ingår.

i kärnan. Antalet bestämmer kärnans elekma antal protoner protoner triska och därmed, via kemiska

laddning elektronhöljet, grundämnets

Atomer av samma grundämne men med olika massa genom

egenskaper.

olika antal neutroner kallas Den i naturen uran-

isotoper. vanligaste

isotopen är uran-238 (92 protoner och 146 neutroner).

uran-235 och 143 neutroner) har den viktiga egen- Isotopen (92 protoner att kunna i två lättare atomkärnor (t ex krypton och ba-

skapen klyvas

träffas av en neutron. Vid klyvningen bildas också rium) när urankärnan som i sin tur kan På 2 å 3 nya neutroner (se figur), klyva nya uranatomer. så sätt kan en och vidmakthållas. Vid kämklyv-

kedjereaktion uppstå

bunden i urankärnan. Huvuddelen

ningen frigörs energi, ursprungligen

av denna omvandlas så till värmeenergi. De lättare

energi småningom

atomer som bildas vid av urankärnan kallas klyvnings-

klyvningen produkter.

Av att en neutron också kan in av en atom av iso-

figuren framgår fångas

Denna omvandlas då till en atomkäma topen uran-238. plutonium-239, som också är i en Detta sker i viss omfattning i alla

klyvbar kedjereaktion.

kämreaktorer. Särskilt detta fenomen i den särskilda reaktortyp

utnyttjas

som kallas bridreaktor breed = avla). Där tillvaratas neu-

(av engelskan

tronerna så effektivt att man får fler klyvbara plutoniumatomer genom av uran-238 än man förbrukar klyvning av den ur-

bestrålning genom

kan man den mycket

sprungliga bränsleladdningen. Härigenom utnyttja

förekommande uran-238 för av reaktor-

vanligare isotopen framställning

bränsle trots att som sådan inte är direkt användbar för detta

isotopen

ändamål.

lá

JEUTRON URAN-235

AK

® KLYVNINGS- PRODUKT

Kärnklyvningsprocessen

Källa: AKA-utredningen

samma sätt som i kokarreaktorn. I kommer således

tryckvattenreaktorn

vattnet och i turbinkretsen i direkt kontakt med

vattenångan aldrig

reaktorhärden.

1.1 och 1.2 visar den principiella uppbyggnaden av de båda

Figurerna reaktortyperna.

Från är de båda reaktortyperna likvärdiga.

energiutvinningssynpunkt

två av förs bort med kylvattnet. Ett

Omkring tredjedelar värmeenergin

elektrisk effekt klarar att förkämkraftaggregat om cirka 1000 megawatt

en stor stad som t.ex. med elektrisk energi. Den spillvär-

sörja Göteborg

me som bort med under ett års full drift motsvarar ungefär

går kylvattnet

vad som åt till i samma stadsområde under ett år.

går lokaluppvärmning

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

Kondensor

Styrstavar

cirkulations-

pumpar

Både och i det svenska käm-

tryckvattenaggregat kokaraggregat ingår

kraftprogrammet. Tryckvattenreaktorn (PWR) tillverkas av det amerikan-

ska kokarreaktom (BWR) tillverkas av Asea-

företaget Westinghouse,

Atom. Tabell i drift, 1.1 upptar dels aggregat som tagits dels aggregat för vilka koncession beviljats och Av de senare

byggnadsarbeten påbörjats.

är Ringhals 3 och 4 samt Forsmark 1 och 2 i stort sett

färdigställda.

Utsläpp av radioaktiva ämnen under normal drift

Reaktorhärden är en oerhört intensiv källa till av

joniserande strålning

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

tjocka

av stål samt i tillsam-

tankväggen betongväggar reaktorbyggnaden på

Fi ur1.2 Påncijøskiss av ett kärnkraftaggregat med tryckvattenreaktor (PWR). En tryckvattenreaktor arbetar med två skilda värmetranspørtsystem. Själva reaktorn ingår iett primärsysterrz som arbetar med vatten under trögt tryck. 1en ânggenerator alstrar det heta vattnet i primärsystemet ånga i ett sekundärsystem. Ångan isekzzndärsystemet driver sedan en tarbin, varefter den kyls ned i en kondensor på samma sätt som iett kokaraggregat.

Avblásningsventiler

Ånggenerator Ånggenerator

i

Blockeringsventiler U

... U...

Tryckhállningstank Generator

Pump Ö

Kondensor Styrstavar

Huvudcirkulationspump

Avblåsningstank Reaktor

joniserande strålning

joniserande är ett samlande namn som kan orsaka

strålning på strålning

att elektroner nedan) slits loss från de atomer och molekyler som all

(jfr

materia är av. Man då att atomerna eller molekylema

uppbyggd säger

Sker detta i levande materia, tex i en cell, kan detta innebära att

joniseras. de kemiska livsprocesserna påverkas.

joniserande utsänds av radioaktiva ämnen. Den kan också

strålning

alstras annat sätt, tex i Ibland används den fysikaliskt sett

på röntgenrör.

radioaktiv strålning i stället för joniserande

felaktiga benämningen strålning.

Olika typer av joniserande strålning

av är främst av intresse i detta

Följande typer joniserande strålning

betänkande:

och Detta är sk elektromagnetisk strålning med mycket

gammakort - tusentals till miljonen gånger

röntgenstrålning: våglängd

kortare än tex hos synligt ljus som också är elektro-

magnetisk strålning.

består av elektroner. Elektroner är de

betastrålning: Betastrålning

som är bärare av den negativa

elementarpartiklar

elektriska Elektroner ingår bla i

enhetsladdningen.

de atomer och molekyler varav all

ytterhöljet på

materia är uppbyggd.

Alfastrålning består av alfapartiklar, dvs atomalfastrålning:

kämor av helium. Alfapartiklarna är

grundämnet

positivt elektriskt laddade. Denna består av neutroner, dvs elementarpartiklar

neutronstrålning:

med i stort sett samma massa som väteatomens kärna men utan elektrisk laddning.

Genomträngningsförmågan för a1fa-, beta- och gammastrålning belyses

i intill. räckvidd är bara några centimeter i luft

figuren Alfastrålningens

och hundradels till tiondels millimeter i kroppens

någon någon

vävnader.

räckvidd i luft är av meter och i

Betastrålningens storleksordningen beroende av betapartiklarnas

kroppsvävnaderna upp mot en centimeter,

rörelseenergi.

1:2

Gammastrålningen, som är av samma natur som dvs

röntgenstrålning,

en har till skillnad mot alfa- och betastrål-

elektromagnetisk vågrörelse,

ningen stor liksom

genomträngningsförmåga, neutronstrålningen.

Genomträngningsförmågan för

alfa; beta- och

gammastrålning.

a: rv é” 8 än #050 ö; å? å? §8

zzzzzzzzzzzzzzzzzzn

Papper Aluminiumplåt Tegelsten

Naturligt förekommande strålning

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

ständigt joniserande strålning.

mer från solen och strål-

joniserande strålning världsrymden (kosmisk

ning). Av de stråldoser vi detta sätt får kommer i

på genomsnitt omkring

en femtedel från radioaktiva ämnen i en

naturligt kroppen. Omkring

tredjedel kommer från kosmisk Resten, dvs hälften av

strålning. omkring

den årliga stråldosen, kommer från radioaktiva ämnen i mark

naturligt

och Stråldosen från mark och kan dock variera

byggnader. byggnader

starkt beroende på var i landet man bor, vad husen där man vistas är byggda av och till och med var i husen man vistas. Olika

huvudsakligen

personer kan därför väl skillnader eller i en

mycket uppvisa på 20 procent

del fall ändå mer i den totala årliga stråldosen från radioaktiva

naturligt

amnen.

Tabell 1.1 Svenska kämkraftaggregat

I Typ Netto- Anläggning Ägare drift

Ringhals

2 Vattenfall 1975 PWR 800

Ringhals

Barsebäck 1 1975 BWR 580

Sydkraft

3 Vattenfall PWR 915

Ringhals

Barsebäck 2 1977 BWR 580

Sydkraft

Forsmark 1 FKA” BWR 900

4 Vattenfall PWR 915

Ringhals

Forsmark 2 FKA BWR 900 Oskarshamn 3 OKG BWR 1.050

3 FKA BWR 1.050 Forsmark

9.480 Summa

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

mans meters svarar för att den direkta strålningen från

några tjocklek

reaktorhärden stoppas upp.

Bränslestavarna i reaktorhärden skall i princip vara fullständigt täta, men det inte att undvika ett visst under normal drift. Det som

går läckage

främst läcker ut är ämnen, såsom isotoper av ädelgasema

gasformiga

xenon och av i samt tritium, en radioaktiv

krypton, isotoper jod ångforrn

(se faktaruta 1.3). Därför innehåller det vatten som passerar

väteisotop

reaktorhärden vissa radioaktiva En del av dem

genom föroreningar.

bildas bestrålning vattnet och i detta lösta

också genom den intensiva föroreningar utsätts för i reaktorn.

De i reaktorvattnet får i en s.k.

gasformiga föroreningarna avklinga

De fortfarande något radioaktiva gaserna släpps

fördröjningskammare.

därefter skorsten. Små mängder radioaktiva

ut genom anläggningens

ämnen också ut med det havsvattnet i det yttre kyl-

släpps utgående

systemet.

radioaktiva ämnen mäts Gränserna för

Mängden utsläppta fortlöpande. tillåtna utsläpp anges i Sverige av strålskyddsinstitutet. Utsläppshögsta

bestäms med till hälsoriskema, dels för dem som bor

gränserna hänsyn

nära reaktorn, dels för i stort och på lång sikt.

befolkningen

Det har rått en utbredd om att hälso- och från

länge enighet miljöriskema

de radioaktiva vid normal drift av kärnkraftverk är små jämfört

utsläppen

med motsvarande hälso- och vid de flesta andra energislag.

miljörisker

Diskussionerna kring kämkraftens risker har därför senare år främst

på

ägnats riskerna för att någon del av den stora radioaktiva äm-

mängden

nen i reaktorhärden skulle kunna till Detta skulle

spridas omgivningen.

kunna ske dels i samband med av utbränt kärnbräns-

omhändertagandet

le för slutförvaring - med eller utan - dels i samband med

upparbetning

reaktorhaverier. Därtill har kommit de mer betonade

säkerhetspolitiskt

diskussionerna kring möjliga samband mellan kärnkraft och av

spridning kärnvapen.

1.2 och

Haveriförlopp säkerhetssystem

Barriärer mot av radioaktiva ämnen

utsläpp

För att stora radioaktiva ämnen skall kunna från reak-

mängder frigöras

torhärden och slippa ut till måsie en rad olika barriärer

omgivningen genombrytas.

Radioaktivt sönderfall. 1:3

Halveringstid

Atomkärnorna i ett radioaktivt ämne är instabila. Det innebär att de omvandlas till andra, stabila atomkärnor radioaktivt sönderfall.

genom Därvid utsänds joniserande (Faktaruta 1.2).

strålning.

Sönderfallet går med en bestämd för

hastighet varje typ av radioaktivt ämne (radioaktiv Hur snabbt ett radioaktivt ämne sönderfaller

isotop).

anges ofta med halveringstiden. Halveringstiden är den tid det tar för hälften av antalet närvarande atomkärnor att sönderfalla. Om

ursprungligen

man från har 1 000 atomkärnor återstår det efter en i

början halveringstid

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 hur stor man har av ämnet,

på mängd

dels på hur snabbt det sönderfaller, dvs

halveringstiden.

Aktiviteten har hittills mätts i curie (Ci). En curie är 37 sönder-

miljarder

fall per sekund. När det gäller radioaktiva ämnen i talar man ofta

miljön

om så låga aktiviteter som En är en mil-

picocurie. picocurie miljondels

jondels curie eller 2,22 sönderfall per minut.

Enligt SI-systemet för olika måttenheter skall i användas

fortsättningen

enheten 1 som är ett sönderfall

becquerel (Bq), per sekund.

1 Ci = 3,7 10° Bq

Den första barriären består av bränslekutsarna av urandioxid (se

själva

är ett keramiskt material med att figur 1.3). Urandioxiden god förmåga binda en stor del av Det har vidare hög smält-

klyvningsprodukterna.

punkt, ca 2850°C.

Den andra barriären rör av zirkoniumlegering

utgörs av de helt tillslutna som urankutsarna är inneslutna i. De företrädesvis gasformiga radioaktiva som under normal drift slipper ut från urankut-

klyvningsprodukter

sarna stannar således mellan kutsarna och kapslingsrören.

i utrymmet

Den barriären (reaktorkärlet) med an-

tredje utgörs av reaktortanken slutande Dessa har vid normal drift förbindelse till den

rörsystem. ingen

annat än via noggrannt kontrollerade avklingnings-

yttre omgivningen

tankar och filter. Vid skall automatiska systern se till att de

haveriförlopp

radioaktiva ämnena isoleras fullständigt gentemot omgivningen.

Den barriären d.v.s. den

fjärde utgörs av den s.k. reaktorinneslutningen

reaktortanken och vissa delar av de därtill

byggnad som omger själva

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

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

anslutna systemen för cirkulation av och Vid haveriför-

kylvatten ånga.

lopp får man normalt räkna med vissa av radioaktiva ämnen från

utsläpp

reaktortanken och de delar av som inom inneslut-

rörsystemet ligger

ningen, t.ex. genom att säkerhetsventiler öppnar eller genom att själva haveriet utgörs av ett rörbrott. är för att

Reaktorinneslutningen byggd

klara stora vid ett haveri utan att radioaktiva ämnen

påkänningar läcker

ut till

omgivningen.

Fysikaliskt möjliga haveriförlopp som kan leda till stora radioaktiva

utsläpp

De svåraste som är i en lättvattenreaktor

haveriförlopp fysikaliskt möjliga

leder till förlust av det kylvatten I lättvattensom omger reaktorhärden. reaktorn som moderator, d.v.s. vattnet

fungerar kylvattnet samtidigt

bromsar neutronerna till för att uranatomerna skall kun-

lagom hastighet

na klyvas i en (se faktaruta försvinner

kedjereaktion 1.1). Om kylvattnet

stoppas således och därmed huvuddelen av

kärnklyvningen energi-

utvecklingen i reaktorhärden. En lättvattenreaktor kan bl.a. därför

aldrig

explodera som en d.v.s. att stora

kärnladdning, genom mycket mängder kärnenergi plötsligt frigörs. Brott på själva reaktortanken skulle troligen

ge de svåraste haveriförloppen. De framstår som de mest osan-

samtidigt

nolika senare redovisade

haveriförloppen enligt riskanalyser.

Tankbrott leder även till omfattande skador på reaktorinneslut-

troligtvis

och till att stora delar av härdens innehåll av radioaktiva ämnen

ningen

ut till kort tid. Vid mindre plötsliga och våldsam-

slipper omgivningen på

ma hinner snabbstoppa kärn-

haveriförlopp säkerhetssystemen

i reaktorhärden. Fortfarande utvecklar då sönderfallet av

klyvningen

i härden så mycket värme (den s.k. resteffekten)

klyvningsprodukterna

att utebliven medför att kärnbränslet överhettas och i värsta fall

kylning

smälter ned. Om når 800-900°C (mot normala ca

kapslingstemperaturen

Genom läcker i första hand

350°C) spricker kapslingsrören. sprickorna

som och jod uti reaktortanken

gasformiga klyvningsprodukter ädelgaser

och anslutna rörsystem.

Vid ännu över ca 1.200-1.400°C förstörs zirkoniumhögre temperaturer, helt och hela härden kan rasa och så småningom smälta

kapslingen ihop

ned. Om härden av vilket är troligt, på-

genomströmmas vattenånga,

vid dessa av att zirkoniet förenar

skyndas förloppet höga temperaturer

varvid stora värme frigörs. Vidare bildas sig med syret i vattnet, mängder

stora mängder vätgas.

Smälter härden alla som funnits

frigörs gasformiga klyvningsprodukter

bundna i bränslekutsarna. Därutöver räknar man med att även andra

däribland och metaller som Cesium, till stora

klyvningsprodukter, jod

delar från smältan som når en temperatur på 2.900°C eller högre.

frigörs

Man räknar också i av sådana haveriförlopp med att härd-

analyserna

smältan reaktortankens botten och i vissa fall även reak-

tränger igenom

och vidare ett antal meter ner i marken

torinneslutningens betonggolv under reaktorbyggnaden (det s.k. Kinasyndromet).

av beskriven art kan också ge upphov till så stora

Ett härdsmälteförlopp

eller i att

genom ång- gasutveckling reaktorinneslutningen tryckökningar

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

ut till Om kylningen av reaktorhär-

ningsprodukter släpps omgivningen.

den förlorad först flera timmar efter det att reaktorn (d.v.s. kedjereak-

går

hunnit ned avsevärt - till en tionen) stoppats har resteffekten gå fjärdedel minuterna efter reaktorstopp. Säreller mindre av vad den är de första fall är det att man får mindre våldsamma härdskilt i sådana möjligt av radioaktiva ämnen kan fortfarande bli om-

smälteförlopp. Utsläppen

fattande men ändå avsevärt mindre än vid de svåraste haveriförloppen.

om vad som händer vid olika typer av härdskade-

Kunskaperna troligen

är fortfarande men en omfattande forskning pågår

förlopp ofullständiga,

olika håll i världen. De av skadeverkningar från svåra

på uppskattningar

haverier som redovisas i det från pessimistiska antagan-

följande utgår

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

produkter slipper ut till omgivningen.

Möjliga skadeverkningar vid olyckor

Ett reaktorhaveri av som det vid TMI-2, är inte

begränsad omfattning,

osannolikt inom ett reaktorprogram. Å andra sidan blir

skadeverkningar-

na i inte av nämnvärd

omgivningen omfattning.

För att ett haveri skall kunna måste haveriet

ge skador på befolkningen

innefatta såväl härdskador som skador så att radioak-

på inneslutningen

tiva ämnen i större kan komma ut. I sådana fall beror skadeverk-

mängd ningarna mycket på väderförhållandena, d.v.s. vindstyrka, vindriktning

och nederbörd.

Det mest troliga efter svårt haveri med brott är skade-

på inneslutningen

verkningar med några hundra akut strålskadade och så

småningom

några hundra cancerfall årligen under årtionden. Till detta kommer

några

en radioaktiv kanske tusentals kvadratkilometer.

markbeläggning på

Man kan emellertid också tänka extremt omfattande

sig skadeverkningar

om från ett haveri förs med vinden till ett tättbefolkat

utsläppen allvarligt

område och faller ned där t.ex. i samband med regn. Då kan skadorna omfatta tusentals döda och strålskadade. En annan form av extremt stora konsekvenser skulle vara att utsläppen i stället för att falla ned inom ett begränsat område förs långt bort med vinden och ut över stora

sprids

områden. Detta kan ge en liten i den individuella cancerrisken.

ökning

Den drabbade kan emellertid vara stor och antalet

befolkningen mycket

fall av cancer kan öka med tusentals fall om året under

sammanlagt några

årtionden framöver.

Såkerhetssystem

För att förhindra att reaktorhaverier inträffar och leder till av

utsläpp

radioaktiva ämnen är kärnkraftverken utrustade med omfattande säkerhetssystem, som bl.a. av

bygger på följande grupper åtgärder:

o och att avvikel- Haveriförebyggande haveribekämpande system, som hindrar ser från normala driftförhållanden leder till skador reak-

allvarliga på

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

omfattning, nödkylsystem

hindra allvarligare skador härden, även om det normala

på kylvatten-

flödet skulle förlorat, av de stora gå t.ex. genom brott på någon rörledningarna, som är anslutna till reaktortanken.

o Konsekvenslindrande system som skall förhindra eller

begränsa utsläpp

av radioaktiva ämnen om ett haveri som leder till härdskador

allvarligt

skulle inträffa. Hit hör främst som skall klara

reaktorinneslutningen

stora påkänningar vid ett haveri utan att radioaktiva ämnen läcker ut till samt olika och

omgivningen isolerings- filtersystem.

l största förser man en reaktor med flera av varand-

möjliga utsträckning

ra oberoende som skall kunna ta hand om

säkerhetssystem, uppkom-

mande fel. En skall kunna förhindras eller begränsas även om inte

olycka

Det skall t.ex. räcka om ett av tre eller två av fyra av alla system fungerar. de oberoende träder i funktion om det uppstår ett fel.

säkerhetssystemen

Man att är med redundans. För att

säger säkerhetssystemen uppbyggda

öka säkerheten i flera fall på skilda tekniska

ytterligare bygger systemen

En del kan exempelvis manövreras med elektriska motorer,

principer.

andra med Man talar då om diversifiering. Man eftersträvar

hydraulik.

även att i skilda utrymmen, t.ex. för att de inte sam-

placera systemen

skall slås ut av bränder. Man talar då om separering.

tidigt

Även det normala är delvis liknande sätt. Det

driftsystemet uppbyggt på

att driften kan normalt även om någon del av kontrollutrust-

gör fortgå inte fungerar. ningen

I att en hos säkerhetssystemen har man en

syfte uppnå hög tillförlitlighet

kvalitetssäkring (QualityAssurance) i alla led, vad gäller konstruktion,

drift och underhåll av ett kärnkraftverk. Kontrollen utövas

byggnad,

i förhållande till dem som och vanligen av organ som är fristående bygger driver kärnkraftverket. Till denna av kan även räknas ur-

grupp åtgärder val och utbildning av drifts- och underhållspersonal.

För att man skall få ett reaktorhaveri med stora utsläpp av radioaktiva ämnen måste sålunda flera av de redundanta samti-

säkerhetssystemen

sättas ur funktion. Riskerna för att detta inträffar kan undersökas

digt

att närmare studera olika tänkbara med s.k. fel-

genom händelseförlopp

och händelseträdsanalys (se vidare avsnitt 1.4).

trädsanalys

1.3 vid kämkraftblocket Three Mile

Haveriförloppet

Island nr 2 (T MI-2)

av haveriförloppet vid TMI-2 blir med nödvän-

Följande sammanfattning

dighet mycket starkt förenklad och tar bara upp ett fåtal av de väsentli-

I verket var naturligtvis haveriförloppet ett

gaste delhändelserna. själva

invecklat nätverk av delhändelser av varierande betydelse för

mycket den slutliga utgången. För utförligare redovisningar av händelseförlop-

till 5, till och till olika rapporter i litteratur-

pet hänvisas kapitel bilagorna förteckningen.

Läget före haveriet

KärnkraftverketThree Mile lsland en ö med samma namn i Sus-

ligger på

i delstaten omkring 15 km sydväst om del-

quehannafloden Pennsylvania

statshuvudstaden Kraftverket drivs av Edison

Harrisburg. Metropolitan

Co (Met-Ed) i Met-Ed som ingår i elkraftkoncer-

Reading, Pennsylvania.

nen General Public Utilities (GPU) är också huvuddelägare i kraftstatio-

nen med andra kraftbolag som minoritetsdelägare.

l: Primärvatten

ZAvbIásningsventil i Sekundäwanen

Blockeringsventil l: Ånga

Varmt ben

Ånggenerator Ånggenefalm

Reaktorkärl

Kallt ben

Avblåsningstank Krets Å Krets B

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

Kraftverket består av två av fabrikat Babcock S:

tryckvattenaggregat

Wilcox. Dessa bygger på samma som de tre

grundprincip tryckvatten-

reaktorer av som finns i men det tek-

Westinghouse-fabrikat, Ringhals,

niska utförandet är i flera avseenden annorlunda.

Figur 1.5 visar uppbyggnaden av det s.k. vid TMI-2, d.v.s. reaktortank,

primärsystemet

tryckhållningstank och ånggeneratorer med tillhörande och rör-

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

anläggningen.

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

på

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

ger en elektrisk på ungefär samma storlek som vart och ett av de tre

tryckvattenaggregaten i Ringhals.

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

grund driftstömingar

under förrän

inkörningen korn man inte upp i nämnvärda effektuttag 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.

Det tekniska

händelseförloppet

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

kärnkraftinspektionen 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 avloppstankar var Sedan (den 27 mars) hade man vissa

trasiga. föregående dag

med det system som renar det s.k. matarvattnet från turbinkon-

problem

densorn till sekundärsida (se 1.5). Det senare är

ånggeneratorernas figur

en driftstörning av en typ som är utan förutsedd betydelse för säkerheten, även om den i detta fall råkade upphov till den utlösande händel-

ge sen i det förlopp som utvecklade sig till ett allvarligt reaktorhaveri.

Klockan 04.00 den 28 mars ledde ett missöde vid arbetet på

på morgonen

till stopp i de matarvattenpumpar som förser ånggene-

reningssystemet

ratorerna med matarvatten. Detta utlöste inom loppet av några sekunder

och sedan av reaktorn. Som ett

först stopp av ångturbinen snabbstopp led i denna händelsekedja öppnade avblåsningsventilen på tryckhållövertryck i primärsystemet

ningstankens topp för att blåsa av ett tillfälligt (se 1.5). Så alla normalt på den ut-

figur långt reagerade säkerhetssystem

lösande händelsen. fick också, som normalt, en

Avblåsningsventilen

efter ca 10 sekunder när trycket i primärsystemet åter

stängningssignal

nått normala värden. Ventilen fastnade emellertid i öppet läge. Genom den ventilen strömmade vatten, i form av vattenånga, ut ur pri-

öppna

Detta flöde fortsatte oavbrutet under ca 2 timmar och 20

märsystemet.

minuter efter då en en blockeringsventil i

snabbstoppet, operatör stängde

serie med den fastnade.

På kunde inte avläsas om ventilen var öppen eller

manöverpanelen

från en ventilen saknades. På man-

stängd. Signal lägesgivare på själva

visade endast en att för gått ut. Inte

överpanelen lampa signal stängning

heller i och lättillgänglig informa-

övrigt gav instrumenten någon entydig

tion om att ventilen fastnat i läge. Så länge operatörerna inte upp-

öppet

täckt detta sökte de efter andra till att reaktorn betedde sig

förklaringar

onormalt. På av att ventilen förblev råkade reaktorn in i ett

grund öppen

för onormalt koktillstånd. Detta kännetecknas av att

tryckvattenreaktorer

reaktorkärl och alltmer fylls av en blandning av ånga och

ånggeneratorer

vatten. är vattennivån i att

Samtidigt tryckhållningstanken hög, genom

vatten av Eftersom tryck-

på grund ångbildningen pressas upp i tanken.

än reaktorhärden drog operatörerna den

hållningstanken ligger högre

felaktiga men nära till hands liggande slutsatsen att en full tryckhåll-

också innebar att härden var väl täckt med vatten. För att ej

ningstank

tillflödet av vatten de s.k.

överfylla systemet ströp operatörerna genom högtryckspumparna. Dessa ingår i nödkylsystemet och hade automatiskt

startat ca två minuter efter kom primärsyste-

snabbstoppet. Härigenom

met att tillföras mindre vatten än vad som gick bort genom den öppna ventilen och annat sätt. Under detta skede av bildades allt-

på förloppet

mer ånga i primärsystemets nedre delar. Ångan bubblade upp genom den vattenfyllda tryckhållartanken och vidare ut genom den öppna ventilen på toppen.

Omkring klockan 05.40, d.v.s. ca 100 minuter efter hade

snabbstoppet

man förlorat så mycket vatten från nedre delar att man

primärsystemets

inte längre kunde hålla en cirkulation av

igång blandningen av ånga och

vatten. Man hade då av

stängt samtliga huvudcirkulationspumpar. Här-

den började nu koka torrt, d.v.s. vattennivån

började sjunka under 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 denna

stoppade ångflödet genom

genom att en senare ökade man tillflödet

stänga blockeringsventil. Något

av vatten genom Detta ledde

högtrycksinsprutningen. förmodligen till

att vattennivån i reaktorkärlet åter

började stiga.

Den under detta, och även senare

bristfälliga kylningen möjligen skeden,

ledde dock till att stora delar av härden tidvis nådde temperaturer kring 1.900°C eller möjligen mer, d.v.s. härden blev Detta ledde

vitglödande.

troligen redan omkring 120-150 minuter efter d.v.s. mellan

snabbstoppet,

klockan 06.00-06.30, till omfattande skador bränslestavarnas zir-

på

koniumkapsling. Gasformiga radioaktiva ämnen, främst och

ädelgaser

jod, frigjordes från bränslet och kom ut i och så små-

reaktorsystemet

ningom i Genom kemisk reaktion mellan zir-

reaktorinneslutningen.

konium och vattenånga alstrades vidare stora som

mängder vätgas, gick

samma vag.

De över vad härden är konstruerad

angivna temperaturema ligger långt

för att tåla. talar också för att delar av härden rasat till en

Mycket ihop

grushög, bestående av uranbränslekutsar samt rester av

kapslingsma-

terial och styrstavar. Detta inträffade timmar efter snabb-

troligen 2,5-4,0

stoppet, d.v.s. mellan klockan halv och åtta sju på morgonen, b1.a. genom att den vitglödande härden utsattes för kallchocker av inströmmande kallt vatten. Den under detta och senare skeden tidvis

bristfälliga kyl-

ningen var dock för att förhindra att utvecklades till

tillräcklig förloppet

en omfattande härdsmälta. Det kan dock helt uteslutas ej att temperaturen lokalt i mindre delar av den skadade härden nått uranoxidens smält-

punkt, d.v.s. över ca 2.850°C. Ett tecken att härden var ska-

på allvarligt

dad var det stora antal larm om strålnivåer, som utlöstes

mycket höga

med 142 minuter efter d.v.s. vid samma

början snabbstoppet, tidpunkt

som man hittade den fastnade ventilen.

När man hittat den fastnade ventilen och deras nu började operatörerna allt talrikare och mer kvalificerade

rådgivare att pröva olika handlingsvä-

gar för att återupprätta en stabil kylning av härden. Stor osäkerhet rådde om läget i reaktorn. av de visade

Ingen prövade vägarna sig framgångs-

rik under de närmaste 13 timmarna, d.v.s. fram till klockan 19.50 kväl-

på

len. Orsaken var främst att stora delar av var med

primärsystemet fyllt vätgas och radioaktiva ädelgaser. Därigenom misslyckades man att få igång kylvattencirkulationen. Försöken ledde istället till möjligen förnyad

avtäckning och av härden.

bristfällig kylning

En av de var att söka sänka trycket i_ reaktor-

prövade handlingsvägarna

från så att man kunde

systemet genom avblåsning tryckhållningstanken

det s.k. Detta kan bara kopplas in vid lågt

utnyttja resteffektkylsystemet.

Försöket men gjorde att stora mängder

tryck. misslyckades avblåsningen radioaktiva ut till reaktorinneslutningen. ädelgaser och vätgas släpptes

Detta ledde till en kort men i inneslutningen omkring

häftig vätgasbrand

efter Branden medförde att trycket i inneslut-

9,5 timmar snabbstoppet. ungefär tredubbla atmosfärtrycket. ningen tillfälligt gick upp till

Klockan 13 timmar efter beslöt man att åter 17.00, d.v.s. snabbstoppet och försöka det med vatten med hjälp av

trycksätta reaktorsystemet fylla

Sannolikt att man i ett skede

högtrycksinsprutningen. genom tidigare

vatten att blåst av en hel del ädelgaser och vätgas fick man in så mycket man kunde återstarta en hade man

huvudcirkulationspump. Därigenom

också återställt en stabil av härden. Detta skedde strax före kloc-

kylning

ca 16 timmar efter Efter denna tidpunkt kan 20.00, d.v.s. snabbstoppet. var Man hade de första dagar-

härdkylningen aldrig allvarligt äventyrad.

med att bli av med kvarvarande i reak-

na problem vätgas och ädelgaser s.k. så att trycket i reaktorsys-

torsystemet (den ryktbara vätgasbubblan) temet kunde sänkas. Efter var detta problem löst, bl.a.

några dagar

från och andra

genom återkommande avblåsningar tryckhållningstanken

Efter en vecka kunde i minskas och efter en

åtgärder. trycket systemet

månad kunde man över till s.k. cirkulation, d.v.s. man lät kyl-

gå naturlig

vattnet cirkulera härden utan hjälp av pumpar. genom

reaktorn fortfarande. i är

I detta befinner sig Trycket reaktorsystemet läge

ca 20 Vattentemperaturen är ca 70°C. Reaktorin-

gånger atmosfärtrycket.

är med ca 2.400 kubikmeter vatten, förorenat av

neslutningen fylld

stora radioaktiva ämnen. är så hög att

mycket mängder strålningen

kan in i 1.440 kubikmeter radioaktivt vatten

ingen gå inneslutningen.

finns i tankar i hjälpsystembyggnaden.

Vattennivån i sakta av vissa mindre läckor

inneslutningen stiger på grund

i Nivån kan inte tillåtas eftersom man

reaktorsystemet. stiga obegränsat

då riskerar skada som behövs i det fortsatta arbetet med reaktorn. system

vattnet i inneslut- Anordningar för att pumpa ut och rena det radioaktiva

har Alla berörda hälsovårds- och strålskyddsmyn-

ningen byggts upp.

samt domstolar har dock ännu att ta hand

digheter ej gett tillstånd börja

om vattnet i Arbetet med att rena vattnet i hjälpsystem-

inneslutningen. byggnaden har påbörjats.

och utförande av Mycket höga krav har ställts på noggrann planering till undviks och stråldosema till

detta arbete så att utsläpp omgivningen

tillåtna vården. Det är för närvarande, både av arbetarna inte överskrider om reaktorn komtekniska och skäl, en öppen fråga någonsin

politiska

även om detta är mål för uppröj-

mer att tas i drift igen, kraftbolagets

ningsarbetet.

Den s.k. Kemenykommissionen som av USA:s

på uppdrag president

utrett haveriet vid TMI-2 kostnaderna för haveriet uppskattar till mellan 4 och 9 miljarder kronor. hälften härav är kostnader Drygt för att ersätta

bortfallet i elproduktion.

Utsläpp av radioaktiva ämnen

I och med att reaktorhärden överhettas vid sex-tiden

började på morgo-

nen den 28 mars i första hand stora radioaktiva

frigjordes mängder ädel-

gaser och jod i reaktorsystemet och vidare till

spreds inneslutningen.

Med början klockan 06.22, d.v.s. 142 minuter efter

snabbstopp, kom en

stor larm om i

mängd höga strålningsnivåer inneslutningen. Nivåerna

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

anläggningen. grundval gavs anläggningsalarrn

(site emergency) klockan 06.55 och allmänt alarm

(general emergency)

klockan 07.24. Dessa larm innebar att delstaten

Pennsylvanias bered-

skaps- och alarmerades.

utrymningsorganisation

Reaktorinneslutningen isolerades automatiskt på signal om

förhöjt tryck

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

allvarliga skador på

bränslet Innan

börjat uppträda. inneslutningen isolerades fanns flera

möjliga läckagevägar för framförallt radioaktiva hand gaser till i första hjälpsystembyggnaden och vidare till atmosfären. av

Analysen utsläpps-

förloppen visar att detta trots allt var av mindre

betydelse. Operatörerna

bröt omedelbart isoleringen för vissa som befann i ut-

hjälpsystem sig

rymmen utanför Detta var för att kunna

inneslutningen. nödvändigt

kontrollera det fortsatta Genom att kunde

förloppet. hjälpsystemen ej

isoleras kvarstod ett mindre antal för radioaktiva

utsläppsvägar ämnen

via läckor i ventiler o.s.v.

packningar, Enligt Kemenykommissionens

analyser har större delen av via sådana Det

utsläppen gått vägar. gäller

även de som senare i utsläpp gjordes haveriförloppet (under den 29 och 30 mars).

Läckage av radioaktiva ämnen till framför allt

hjälpsystembyggnaden,

via även inom

reningssystemet för reaktorvattnet, gav problem anlägg-

ningen. Från främst radioaktiva

hjälpsystembyggnaden spreds gaser till

andra delar av inklusive kontrollrummet. anläggningen, Personalen där utsattes för större fara. Genom att de tidvis

aldrig någon måste bära

skyddsmasker fick de dock bl.a. svårt att tala med varandra. Det var vidare in i nödvändigt att personal vid olika tillfällen gick hjälpsystem-

byggnaden. Dessa personer, som var utsatte

strålskyddsutbildade, sig

frivilligt för relativt stråldoser - i höga några fall upp till eller möjligen något över tillåten årsdos. Det var också brist

på lämpliga strålningsmätare.

Större delen av de radioaktiva stannade

klyvningsprodukterna kvar i den

delvis havererade härden, i och i

primärsystemet inneslutningen. Vad

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

omgivningen

och en liten del av joden. Huvuddelen

radioaktiva ädelgasema mycket

skedde de första av men vissa ut-

av utsläppen dygnen haveriförloppet

även rum de följande veckorna.

släpp ägde

torde av

den amerikanska kärnkraftinspektionen (NRC) utsläppen Enligt

fr.o.m. haveriet och en månad framåt sammanlagt radioaktiva ädelgaser tillåtna från 10-15 års normal drift. 2-9% ha uppgått till maximalt utsläpp totala innehåll av vid haveritillfället korn totalt ut av härdens ädelgaser av radioaktiv och andra radioaktiva

till omgivningen. Utsläppen jod

NRC under maximalt tillåtna från ett års

ämnen har enligt legat utsläpp

radioaktiva ämnen som normal drift. Det gäller även de mindre mängder i av till Två tiomiljon-

funnits utsläpp avloppsvatten Susquehannafloden.

delar av härdens innehåll av kom ut till Att utsläppen

jod omgivningen.

bekräftas Prover på radioav jod var låga av prover tagna i omgivningen. i visade sålunda halter under de tillåtna.

aktiv jod mjölk långt

till enskilda individer utanför var

De högsta stråldosema anläggningen

mindre än deras årsdos från naturlig bakgrundsstrålning. Utsläppen cancerfall totalt bland befolktorde på sin höjd leda till ett par ytterligare i från kärnkraftverket. För en närmare redovis-

ningen vindriktningen

av hur dessa cancerrisker beräknats hänvisas till kapitel 5, avsnitt

ning

5.3.

var utrustat för att säkert mäta omfattningen av Kämkraftverket dåligt över normala Detta att de

radioaktiva utsläpp långt driftutsläpp. gjorde av befolkningsdosema som amerikanska myndigheter gjorberäkningar

de omedelbart efter haveriet var något osäkra. Kemenykommissionens har dock i allt bekräftat att doserna i alla

noggrannare analyser väsentligt

fall inte var för lågt beräknade.

1979 fick mellan 200 och 300 anställda vid Under perioden mars till juni över det normala för arbete i kärnkraftverk. Tre fick hel- TMI stråldoser över tillåten årsdos. Hittills under

kroppsdoser nära eller möjligen något

fått hud- och extremitetsdoser över har fem anställda

uppröjningsarbetet

det tillåtna - dock av dem har emellertid uppvisat

ej helkroppsdos. Ingen

strålskador.

Annan inverkan på befolkningen

de första av fördes intensiva diskussioner

Under dagarna haveriförloppet

mellan och NRC om det var motiverat att utrym-

delstatsmyndigheterna

med till risken att haveriet skulle leda till avsema stora områden hänsyn värt större av radioaktiva ämnen. Evakueringsplaner togs också

utsläpp

fram för områden ut till ett avstånd av 32 km från TMI. Inom detta av-

stånd från TMI bodde cirka 650.000 människor.

beslutade dock att inte beordra Däremot

Delstatens guvernör utrymning.

rekommenderade han den 30 mars en utrymning för i första hand

frivillig

barn och havande kvinnor från de närmaste områdena. Studier har visat att över 140.000 människor lämnade sina hem för kortare eller tid.

längre

Studier av andra sociala och av haveriet har också

psykiska verkningar

gjorts. Kemenykommissionen drar härav slutsatsen att den

allvarligaste

hälsoeffekten av haveriet var svår stress. De som drabbades mest

psykisk

var de som bodde inom ca 8 km från kraftverket samt

barnfamiljer.

Eftersom är till vid

utredningsuppdraget begränsat haveriförloppet själva

kärnkraftanläggningen och dess orsaker, har vi i övrigt inte funnit anledning att ta upp haveriets verkningar i stort till en närmare diskussion.

Orsaksanalys

Att ett normalt utvecklades till ett

inledningsvis snabbstopp allvarligt

härdhaveri berodde en invecklad av delorsaker. Denna

på kedja kedja

sträcker alltifrån reaktor- och kontrollrumskonstruktionen samt

sig

säkerhetsgranskningen av denna till underhålls-

operatörsutbildning,

rutiner och uppföljning av inträffade tillbud. l

följande sammanfattning

pekar vi endast ett antal centrala länkar i denna För en

på händelsekedja.

utförligare diskussion hänvisas till 5, avsnitt 5.4.

kapitel

Av störst den tekniska sidan var sannolikt att

betydelse på avblåsnings-

ventilen fastande i Att så kunde ske var väl känt av tillverkare

öppet läge.

och bl.a. mot av erfarenheter av

tillsynsmyndigheter, bakgrund tidigare

dessa ventiltyper. Ändå var ventilen inte försedd med som i

själva givare

kontrollrummet direkt visade I stället instrument

ventilläget. gav olika

information om ett eventuellt från ventilen. Denna information

ångflöde

var klar och om - som i detta fall- dels ventilen hade småläckt

ej entydig

en tid, dels nyligen hade öppnat som ett led i ett normalt händelseför-

lopp.

Av stor var vidare att reaktorn inte var försedd med instrument

betydelse

som gav entydig information om kylvattennivån i reaktortanken.

själva

Hög vattennivå i är vid denna inte

tryckhållningstanken typ av förlopp

nödvändigtvis detsamma som att reaktortanken är med vatten.

fylld

När det gäller operatörernas handlande bör främst framhållas.

följande

Det tog 2 timmar och 20 minuter innan och tillkallade operatörerna högre chefer vid TMI den fastnade ventilen. Detta samman

upptäckte hängde

med att man på grund av i ventilen, bristande och svår-

tidigare läckage överskådlig instrumentering samt låste vid en otillräcklig utbildning sig

felaktig uppfattning om systemets tillstånd.

Operatörerna ströp eller av den av

stängde högtrycksinsprutning kylvat-

ten som utlösts automatiskt fallande som nivån i

på tryck, samtidigt

tryckhållningstanken steg. Därvid bröt mot instruktioner

operatörerna

som att sådana är tillåtna endast när såväl som nivå

säger åtgärder tryck

återgått till normala värden. Vid normala

snabbstoppsförlopp följs tryck

och nivå åt. I fästs stor vikt vid att nivån i tryckhåll-

utbildningen följa

för att inte den, vilket skulle kunna ge onödiga

ningstanken toppfylla

och dess säkerhetsventiler. Däremot

påfrestningar på reaktorsystemet hade inte utbildning i hur tryck och nivå i tryckhållningsoperatörerna tanken läckor i reaktorsystemet,

uppträdde vid vissa typer av mindre ventil Inte heller hade

speciellt av typen öppen på tryckhållningstanken.

de utbildats i de som i sådana fall kan uppträda om rätt

kokningsförlopp

inte ställs inom ca 15 minuter och i hur dessa kokningstillstånd

diagnos

skulle behärskas. under de första timmarna

Operatörernas felhandlingar

av kan sålunda återföras brister i instrumentering och

haveriförloppet på

Under de kan man förvän-

utbildning. givna förutsättningarna knappast

ta sig ett mera riktigt handlande.

Under senare skeden av togs besluten om olika hand-

haveriförloppet

av med stöd av en med tiden ökande stab

lingsvägar kraftverksledningen

från i första hand industrin. 70-80 personer befann sig av experter Uppåt tidvis i kontrollrummet, mot normalt 5. De handlingsvägar som valdes brister i om hur man snabbt återför en skadad

tyder på kunskaperna

med stora till ett till-

tryckvattenreaktor mängder gas i primärsystemet

stånd av stabil av härden. Man var också osäker om i vilket till-

kylning

stånd reaktorn befann Man fick fram. I sammanhanget

sig. pröva sig

kom NRC att farhågor om att den s.k. vätgasbubblan

sprida oberättigade

i reaktortanken kunde Detta skapade stor oro både bland

explodera.

och allmänhet inom ett stort område. Någon

civilförsvarsmyndigheter

i reaktortanken kunde inte ske på grund av grundläg-

vätgasexplosion

kemiska förhållanden. Detta var väl känt inom reaktorindustrin.

gande

Däremot tidvis risk för vätgasbränder i inneslut-

förelåg explosionsartade

och åtminstone en sådan inträffade som tidigare nämnts.

ningen,

kan att de första timmarna

Sammanfattningsvis sägas operatörerna

sitt handlande en bild av vad som hände i reaktorn.

grundade på felaktig

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

sig på grund

och I denna bild att de trodde att här-

tering utbildning. felaktiga ingick

den var väl täckt med vatten. I verket kokade härden efter cirka 2

själva

timmar överhettades och fick svåra skador. Även under de närmast torrt, hade man i kontrollrummet en ofullständig förståelse av

följande dygnen

vad som skedde och hade skett i reaktorn.

Det har inte i vårt att närmare studera hur informationen

ingått uppdrag

till lokala, och federala myndigheter och till mass-

fungerade delstatliga

media. har funnit stora brister inom detta områ-

Kemenykommissionen de. De fram hur ansvariga för beredskapsplanlägger många exempel på

och fick missvisande eller motsägande

läggning utrymning ofullständig,

information.

och andra pekar på att vad som

Kemenykommissionen undersökningar

hände vid TMI-2 i får återföras brister vad gäl-

väsentlig grad på allvarliga

ler kvalitetskontroll

organisation, kontrollrumsutformning, utbildning,

och annan Dessa brister får tillskrivas såväl som

tillsyn. kraftföretaget

leverantörerna av och den amerikanska

utrustningen kämkraftinspektio-

nen (NRC). Till det särskilt hör brister i

anmärkningsvärda uppföljning

av tidigare tillbud av liknande reaktorer.

typ vid andra Kraftiga varningar

från tekniker som dessa tillbud fastnade eller i

analyserat fördröjdes

organisationen hos Babcock 6: Wilcox, NRC och Edison.

Metropolitan

Därigenom trängde informationen inte alls fram till och fick

operatörerna

i deras

inget genomslag utbildning.

Det onormala hos nivån i om avblås-

uppträdandet tryckhållningstanken

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

utformningen

den automatiska av Det hade

utlösningen högtrycksinsprutningen. tydli-

gen inte ansetts motivera direkt ventilen i kontroll-

lägesindikering på

rummet- heller särskilda i

ej några inslag operatörsutbildningen. Enligt

vår detta att man för koncentrerat tekni-

mening tyder på mycket sig på

ken och försummat människans roll i systemet.

Vad hade hänt om . . . ?

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

haveriförlopp sig

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

En sådan fråga inom tid ställt är: vad hade hänt om operatörerna rimlig rätt Denna kan besvaras säkert. De

diagnos på händelseförloppet? fråga

tekniska analyser som under den första gjorts visar att operatörerna timmen eller något mer kunde mellan flera för att återställa

välja vägar

normal av härden utan skador reaktorn.

kylning allvarliga på Befintliga

kylsystem var samtliga tekniskt och för detta

tillgängliga tillräckliga

ändamål under denna tid.

En annan är: hade haveriet kunnat utvecklas till en omfattande

fråga

härdsmälta med stora av radioaktiva ämnen om en låt vara brist-

utsläpp

fällig kylning av härden inte återställts 2,5-3,5 timmar efter händelseför-

loppets början?

Denna är svårare att besvara säkert, bl.a. därför att

fråga kunskaperna

om olika fortfarande är

härdsmälteförlopp ofullständiga. Kemenykom-

missionen har dock sökt För en

analysera frågan ingående. utförligare

redovisning av deras resultat hänvisas till 5, avsnitt 5.5.

kapitel Några

intressanta slutsatser är - fortfarande med betonande av osäkerheterna:

o Om operatörerna hade med att återställa en låt vara

dröjt ytterligare

bristfällig kylning kunde en mer omfattande av härden

nedsmältning

ha inträffat. Man hade då kunnat Vänta ett relativt

sig långsamt förlopp

utdraget över tiotals timmar eller mer.

o Om härden smält ned hade den reaktortan-

möjligen trängt igenom

kens botten och fallit ned i vattnet på botten av inneslutningen. Den

hade sannolikt inte lett till skador på inne-

åtföljande ångutvecklingen

hade härdsmältan, trots vattenkylningen, smält

slutningen. Möjligen betonggolvet och ner i berggrunden under. Enligt igenom trängt Kemenykommissionen är det stor sannolikhet att inneslutningen

och tillsammans förhindrat stora utsläpp av radioaktiva

berggrunden

ämnen till vid sådana härdsmälteförlopp.

omgivningen

0 Om all som kunnat bildas vid en härdsmälta kom-

vätgas fullständig mit ut i inneslutningen och exploderat på en gång hade inneslutningen

sannolikt motstått detta.

o Mycket tyder på att operatörerna inte hade kunnat dröja mycket längre

- en timma - med att återställa en av härden

högst ofullständig kylning

för att undvika en utbredd nedsmältning. Enligt våra egna expertanalyser kan tidsmarginalerna ha varit så små att det inte helt kan uteslutas att skillnaderna i resteffekt mellanTMI-2 och en härd, som hade varit i drift vid full effekt under en längre tid, kan ha varit av betydelse för att undvika en mer utbredd nedsmältning.

1.4¶Teoretiska

säkerhetsanalyser

Händelsekedj or och riskuppskattningar

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

o Reaktorn råkar ut för ett tekniskt fel eller ett mänskligt felgrepp som

skapar en onormal driftsituation.

o Alla berörda haveriförebyggande och haveribekämpande system fun-

så att härden skadas och i värsta fall smälter

gerar bristfälligt allvarligt

ner.

o Alla berörda systern fungerar bristfälligt så att

utsläppsbegränsande

stora mängder radioaktiva ämnen släpps ut till omgivningen.

o Väderförhållandena vid haveritillfället är sådana att de radioaktiva

ämnena når tättbefolkade områden.

I olika studerar man sådana tänkbara händel-

typer av säkerhetsanalyser

och söker dela upp dem i ett stort antal delhändelser. San-

seutvecklingar

nolikheten för vissa av dessa delhändelser kan ofta uppskattas förhållandevis väl. Det gäller t.ex. felfunktion hos ventiler, reläer etc. Också risken för ogynnsamma väder- och vindförhållanden kan uppskattas ur meteorologiska data. I åtskilliga fall måste dock bedömningar göras av sanno-

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

omfattning gäller

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

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

gånger högre lägre

Energikommissionens expertgrupp för säkerhet och miljö (EK-A) refererade och lät utföra av kärnkraft-

Rasmussen-rapporten säkerhetsanalyser

verken Forsmark 3 och Barsebäck 2. Resultaten visade sig bli jämförbara inom det relativt breda osäkerhetsområde som måste godtas.

Nya studier som den västtyska Birkhoferstudien har kommit fram till ungefär samma sannnolikheter för haverier av olika svårighetsgrad som Rasmussen-studien inom de osäkerhetsgränser som gäller. Detta skänker ökad trovärdighet åt metoder och resultat. Birkhoferstudien har bl.a.

ägnat speciell uppmärksamhet åt mänskligt felhandlande och s.k. com-

mon mode failures. Birkhoferstudien har i och för sig något högre sannolikheter än Rasmussen-studien för härdhaverier och härdsmälta, men har i flertalet sannolikhet för att detta också leder

haverityper något lägre

till tidigt brott på inneslutningen och stora utsläpp av radioaktiva ämnen. Det har på den tid som stått till förfogande ej varit möjligt för oss att i

detalj granska den tekniska och vetenskapliga bakgrunden till dessa 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:

o 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.

o 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.

o De absoluta värden metoden på sannolikheten för haverier av olika

ger

omfattning skall inte användas okritiskt som politiskt beslutsunderlag

utan att samtidigt osäkerheterna i uppskattningarna beaktas.

har framkommit som tyder på att svenska reaktorkonstruktioner är

Inget

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

De tekniska grunddragen i haveriförloppet vid TMl-2 fanns påvisade i olika säkerhetsanalyser. Däremot har man uppenbarligen varken i

eller i USA i använt dessa analyser i det

Sverige tillräcklig utsträckning

säkerhetsarbetet för att på ett målmedvetet sätt införa förbätt-

löpande i komponentkonstruktioner, underhåll och operatörsutbildning. ringar

Antalet reaktordriftår hittills samt det faktum attTMl-2-haveriet har inträffat säger från rent matematisk-statistisk synpunkt mycket litet om till-

hos de teoretiska utöver redan kända

förlitligheten säkerhetsanalyserna osäkerhetsgränser.

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

Sverige?

Svenska tryckvattenreaktorer

Med ettTMl-2-liknande haveri vid tryckvattenreaktorer avser vi i det

en läcka i som leder till ett onormalt koknings-

följande primärsystemet förlopp med ett minskande kylvatteninnehåll i primärsystemet. Detta minskande kylvatteninnehåll upptäcks inte i tid av operatörerna för att

förhindra ett haveri med omfattande frigörelse av radioaktiva klyvningsprodukter, i första hand till reaktorns och till inneslut-

primärsystem

ningen. Som nämnts har vi i Sverige tre reaktorer av tryckvattentyp: Ringhals 2, 3 och 4. Dessa är av annat fabrikat (Westinghouse) änTMI-2. Endast Ringhals 2 har hittills i drift.

tagits

En närmare analys (se kapitel 8, avsnitt 8.2) visar att ett härdhaveri liknande TMI-2 kan inträffa i Ringhals 2. I första hand gäller detta om man ser till före den 28 mars 1979. Sannolikheten för en sådan hän-

läget

delse var dock än vid TMl-Z, främst på grund av väsentligt bättre

lägre

till hjälp för att snabbt hitta en felfunge-

instrumentering operatörerna

rande Andra skillnader mellan Ringhals 2 och TMl-2

avblåsningsventil.

är troligen av mindre betydelse. Tillbud i form av mindre läcka i andra delar av hade inträffat och klarats av utan att kylningen

primärsystemet

av härden var äventyrad. Det är en mer öppen fråga om operatörerna klarat ett tillbud med en liten läcka i form av packnings- eller rörbrott på tryckhållningstankens topp. Sannolikheten för en sådan läcka just på

detta ställe i reaktorsystemet är erfarenhetsmässigt avsevärt lägre än för

ett ventilfel. Vi vill dock i detta erinra om att brister i kvali-

sammanhang

tetssäkringsfunktionen för underhållsarbeten vid Ringhals orsakat tillbud i form av i

packningsbrott primärsystemet.

Idag har sannolikheten för ettTMI-Z-liknande haveriförlopp vid Ringhals-reaktorerna avsevärt minskat jämfört med läget före den 28 mars. Detta är en följd dels av ytterligare förbättrad instrumentering bl.a. 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 en allmänt ökad förståelse för

givit 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 krav på operatörerna när det snabba

höga gäller

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 TMl-2, eftersom kokarreaktorerna är konstruerade och fungerar efter andra tekniska I kapitel 8,

principer.

avsnitt 8.3, diskuteras dock mer allmänt de svenska kokarreaktorernas

känslighet för några av de viktigare tekniska och mänskliga felfunktio-

nerna, som ingick i TMI-2-förloppet. Resultaten visar att sannolikheten för att dessa felfunktioner skall uppträda, eller få allvarliga följdverkningar vid svenska kokarreaktorer måste betecknas som utomordentligt liten. Det sagda innebär inte i och för att kokarreaktorerna allmänt sett

sig

är säkrare än

tryckvattenreaktorerna.

Följder av ett TMI-2-liknande av radioaktiva ämnen vid

utsläpp svenska reaktorlågen

Säkerhetsanalyserna visar att som leder till större eller

haveriförlopp

mindre skador på reaktorhärden kan helt uteslutas, även om sannolik-

ej

heten härför är liten. TMI-2-haveriet visar att ett sådant förlopp - även om det inte leder till en omfattande härdsmälta - kan

ge vissa läckage från inneslutningen, framför allt av

ädelgaser.

Det är för närvarande att om av från

omöjligt säga läckaget ädelgaser

svenska reaktorinneslutningar vid en motsvarande härdskada skulle bli större eller mindre än vid TMl-2, d.v.s. omkring 2-9°/o av de mängder som finns i härden vid ett snabbstopp. av detta problem pågår

Analyser

genom de svenska reaktorinnehavarnas försorg i syfte att i möjligaste

mån eliminera läckageriskerna.

För svenska reaktorlägen har utredningen låtit strålskyddsinstitutet 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 att hela befinner utomhus.

antagande befolkningen sig

Ganska oberoende av visar doserna motsvara en risk

reaktorlägena sig

för 0,5-3 extra cancerfall. Barsebäck svarar för det högsta värdet.

1.6 av svensk kämkraftsäkerhet?

Omvärdering

Utgångspunkter för värderingarna

En av direktiven är

reaktorsäkerhetsutredningens huvuduppgifter enligt

att om det finns att omvärdera kärnkraf-

överväga anledning väsentligt

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 i kärnkraftens som låg till grund för ener-

sakunderlag säkerhetsfrågor

finns redovisat i energi- och miljö-

gikommissionens ställningstagande

kommitténs betänkande (SOU 1977:67) och i rapporten från energikommissionens expertgrupp för säkerhet och miljö (Ds l 1978:27).

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

följande:

o l-Iaveriförhindrande och skadebegränsande system beskrivs med kän-

da eller förmodade svagheter (förmodade i frånvaro av experimentella

fullskaleprov).

o Beträffande sannolikheten för en härdsmälta citerades Rasmussen-

studiens siffra om en sannolikhet om en på tjugotusen driftår. Osäkerheterna i sannolikhetsuppskattningarna betonades. Dessa osäkerheter hänfördes främst till bristande empiriskt underlag och de inneboende

i den mer teoretiska särskilt när det

svagheterna riskanalysmetodiken, gäller att ange absoluta sannolikhetstal. Enligt pessimistiska uppskatt-

av dessa osäkerheter skulle sannolikheten kunna vara upp mot

ningar

en på tusen driftår. Det innebär att sannolikheten för att en härdsmälta

skulle inträffa under ett svenskt reaktorprogram om exem-

någon gång

12 25 driftår enligt Rasmussen-studien skulle ligga kring en på

pelvis

sextio och med ett osäkerhetsintervall som enligt de pessimistiska uppskattningama skulle kunna sträcka sig upp mot en på fyra.

o En härdsmälta leder till mer eller mindre omfattan-

definitionsmässigt

de av radioaktiva ämnen. I mindre allvarliga fall rör det sig i

utsläpp

första hand om ädelgaser och eventuellt även jod. I de allvarliga fallen tillkommer aerosoler av metaller som cesium och strontium.

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

o För ett svenskt om exempelvis 12 25 driftår blir då på

reaktorprogram

grundval av Rasmussen-studien sannolikheten av storleksordningen en tio tusen för en Därmed förstås en olycka som

på allvarlig olycka.

leder till akuta dödsfall och något tusental cancerfall fördelade

några över en trettioårsperiod genom en kombination av allvarliga utsläpp

väder i förhållande till tätorter. Osäkerheten i dessa och ogynnsamt

är sådan att sannolikheten för en sådan olycka under

uppskattningar

kan sträcka på hundra, för

pessimistiska antaganden sig upp mot en

ett reaktorprogram om 12 25 driftår.

o De fallen (olycka i Barsebäck med mycket stora utsläpp,

allvarligaste

inklusive aerosoler under ogynnsamma väderförhållanden) kan ge

tusen dödsfall företrädesvis i form av sena cancerfall. En snabb

många

av eventuellt berörda storstadsområden bedömdes ej som

evakuering

realistisk.

o I de räknar man med svårsanerade be-

mycket allvarliga utsläppsfallen

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.

o Man vet om de sociala av en olycka åtföljd av längre eller

föga följderna

kortare tids evakuering.

Energikommissionens bedömningar och ställningstaganden till säkerhetsfrå-

vid kärnkraft och andra återfinns i dess slutbetänkande

gorna energislag

(SOU 1978:49). från kommissionens expertgrupp för säkerhet

Underlaget

och miljö (EK-A) om kämkraftens olycksrisker sammanfattas där på föl-

sätt i 5 Kommissionens bedömningar och ställningstaganjande kapitlet

den (sid 189-190).

Vid kärnkraftverk finns risker för haveri som leder till nedsmältning av reaktorhärden, vilket kan leda till stora av radioaktivitet. Detta

utsläpp

förutsätter i allmänhet liksom om en LNG-olycka, en kombina-

ifråga tion av en lång rad olyckliga omständigheter.

utförs med flera oberoende säkerhetssystem så

Reaktoranläggningar att man tar hänsyn till även sådana mycket ovanliga händelseförlopp

som inte kan uteslutas även om sannolikheten bedöms vara mycket

Kommissionen har låtit utföra studier av riskerna för olyckor och

låg.

konsekvenserna av dessa avseende händelseförlopp på en mer osannolik nivå. Bedömningen av dessa risker måste ske på grundval av teoretiska utredningar. De syftar bl.a. till att finna metoder för att än mer begränsa riskerna.

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

Vad sannolikheten för en olycka kan man sammanfattningsvis

gäller

konstatera att de olika kommit till ungefär likartade

utredningarna

resultat som den s.k. WASl-I-1400, som publi-

Rasmussen-rapporten,

cerats i en slutversion i USA år 1975. I denna beräknas att en

rapport härdsmälta för de studerade av lättvattenreaktorer kan inträffa

typerna i en 20.000 reaktorår. En sådan beräkning utesluter

genomsnitt gång på

inte att ett haveri kan inträffa när som helst. De hittills-

givetvis dylikt

varande erfarenheterna av drift med kommersiella reaktorer är att

600 reaktorår utan att någon härdsmälta inträffat.

ungefär uppnåtts

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

säkerhetssystem.

Vid en härdsmältning finns en stor risk för att såväl reaktortanken som

inneslutningsbyggnaden kommer att genombrytas och att ett stort ut-

av radioaktivitet kommer att ske. Dessa förlopp är emellertid

släpp

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. flera alternativa beräk-

gäller meteorologin föreligger

ningsmodeller som ger skilda utslag beträffande väderlekens inverkan på spridningen av det radioaktiva materialet.

Det kan emellertid konstateras lokaliserade an-

att även vid ogynnsamt läggningar är de mest troliga konsekvenserna för av en

omgivningen

härdsmälta begränsade. En sådan kan likväl medföra

olycka allvarliga problem.

Vid ett stort haveri i en anläggning lokaliserad nära ett 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 begränsningar för områdets framtida användning. Ett omfattande och

dyrbart saneringsarbete skulle bli nödvändigt.

De svåra konsekvenser som en i och för ytterst osannolik reaktor-

sig

olycka kan medföra under ogynnsamma omständigheter motiverar

studier av vilka olika för evaku-

fördjupade slags beredskapsåtgärder

och av områden etc. som bör vidtas.

ering, avskärrnningar sanering

Det är härvid att bedöma vilka olika typer av haverier och kon-

viktigt

sekvensbilder som kan vara så pass sannolika att det finns någon anledning att befara att de kan inträffa. för att förebygga

Åtgärderna

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

skap.

Kommissionens ställningstagande till kärnkraftens risker åter-

slutliga

finns på sid 200 och följande i slutbetänkandet. Inledningsvis diskuteras

där riskerna vid normaldrift, uranbrytning och bränsleframställning.

Därefter kommer kommissionen in på olycksriskerna: Risken för en stor - - och dess effekter har stu-

olycka härdsmältning

derats ingående. Metodiken i dessa undersökningar är i princip upp-

byggd analogt med kämkraftssäkerhetssystem, d.v.s. man söker utrö-

na vad som kan inträffa om extremt ogynnsamma

omständigheter

samverkar. Det finns av reaktorsäkerheten

skiljaktliga bedömningar

såväl inom kommissionens expertgrupp som i andra studier.

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

avser markbeläggning.

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

Därefter berör kommissionen bl.a. avfallsproblemen innan kommissio-

nen ger sitt slutliga ställningstagande:

Den avgörande frågan som således måste besvaras är om de risker som är förenade med kärnkraften är godtagbara med hän-

otvivelaktigt

som står till buds och verksamhetens sociala nytta. syn till de alternativ Kommissionens svar på denna fråga är ja.

Detta var ett av kommissionens majoritet. En minoritet

ställningstagande

av ledamöterna har anmält avvikande i reservationer och särskil-

mening

da yttranden. Dessa går i stark ut att man anser att

sammanfattning på

kärnkraftens risker i stort är redovisade på ett rättvisande sätt i sakunderlaget från kommissionens expertgrupp för säkerhet och miljö (EK-A) men att kommissionens majoritet på ett missvisande och sätt

ofullständigt beaktat detta sakunderlag vid sina överväganden och slutliga ställnings-

taganden.

Till detsakunderlag från och och EK-A som ovan

energi- miljökommittén

redovisades i sammanfattning vill

reaktorsäkerhetsutredningen foga

följande kommentarer:

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

skadeverkningar

olycka skulle kunna förorsaka.

o Risken för att den enskilda individen skall drabbas av och för

sjukdom

tidig död till följd av en reaktorolycka kan visas vara mycket liten,

jäm-

fört med andra risker individen möter i vardagslivet. Detta kan

sägas

oavsett de osäkerheter som vidlåder uppskattningarna av sannolikheten för allvarliga reaktorhaverier. För att en individ skall drabbas

given

krävs nämligen - utöver ett inträffat haveri - även för den individen ofördelaktiga väder- och vindförhållanden samt att den erhållna stråldosen verkligen leder till en skada. Sannolikheten för detta kan uppskattas med större säkerhet än sannolikheten för reaktor-

allvarliga

haverier.

o Den totala skadeverkan i form av akuta och sena skador och dödsfall kan ändå bli stor om utsläppet driver mot tätbebyggda områden. Dessutom kan sannolikheten för väderförhållanden som leder till omfattande radioaktiv markbeläggning vara betydligt större än sannolikheten för att utsläppta radioaktiva ämnen skall träffa tätbefolkade områden. Från exempelvis Barsebäck kan utsläpp av radioaktivt cesium leda till

långvarig markbeläggning av stads- eller jordbruksområden i Sverige

eller Danmark i de flesta Ur samhällets

utsläppsriktningar. synpunkt

kan det vara av intresse att veta något om sannolikheten för ett större kärnkrafthaveri under ett helt kärnkraftprogram om t.ex. 12 25 reaktorår, även om detta är av mindre intresse när det gäller risken till enskilda individer. Man bör emellertid hålla i minnet att den tekniska utvecklingen och vunna drifterfarenheter kan leda till säkerhetshöjande åtgärder som minskar sannolikheten för haverier under programmets löptid. Förebud till stora olyckor är avsevärt mer sannolika än den fullbordade katastrofen och bör leda till som

åtgärder höjer

säkerheten.

Till av

redovisningen energikommissionens bedömningar och ställn in gsta-

ganden vill vi för att motivera vårt val av

foga följande påpekande baslinje:

De som grundat sin uppfattning om kärnkraftens risker på vad som sägs på sid 189-190 och 200-201 i slutbetänkande utan

energikommissionens att tränga in i bakgrundsmaterialet har fått en och otillräckligt nyanserad

delvis ofullständig bild av kärnkraftens framför allt av

säkerhetsfrågor,

osäkerheterna när det gäller att uppskatta sannolikheten för sådana reaktorhaverier som får omfattande t.ex. i form av radio-

följdverkningar,

aktiva markbeläggningar. Vi vill att detta inte innebär

understryka något

ställningstagande från vår sida till hur energikommissionen utifrån det underlag som stod till dess samman riskerna vid olika

förfogande vägde

energislag i förhållande till nyttan. Sådana faller utanför

överväganden vårt uppdrag.

Förändringar i sakunderlaget efter energikommissionens bedömningar

av svensk kämkraftsäkerhet.

Haveriet vid TMI-2 Från haveriet vid TMI-2 kan ett antal lärdomar dras. De vår me-

enligt

ning viktigaste sammanfattas i det följande tillsammans med våra kommentarer beträffande motsvarande förhållanden i Därvid har

Sverige.

jämförelsen med svenska förhållanden fått till sådana säker-

begränsas

hetsfrågor som har belysts av haveriet vid TMI-Z.

1. Härdhaveriet vid TMI-2 utvecklade inte till en härd-

sig fullständig

smälta. I har man att härdskadeför-

tidigare säkerhetsanalyser antagit

lopp som går så långt att härden helt eller delvis rasar samman leder till en fullständig härdsmälta. Haveriet vid TMI-2 har visat att det i alla fall inte är helt omöjligt att en svårt skadad och delvis samman-

kyla

rasad härd. Hur stora man har i förhållande till

marginaler tidigare,

mer pessimistiska i Rasmussenstudien är det

antaganden exempelvis

ännu för att uttala om. Bättre i detta avseende har

tidigt sig kunskaper

stor Kan man i större än man

säkerhetsmässig betydelse. utsträckning

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

utsläpp.

2. förblev oskadad, trots vät-

Reaktorinneslutningen explosionsartade

gasbränder. Utsläppen av radioaktiva ämnen var små och

begränsade

till radioaktiva Dessa läckte ut från utanför

ädelgaser. hjälpsystem

inneslutningen. Speciellt bör noteras att sådana ämnen som skulle ha kunnat förorsaka radioaktiv och

markbeläggningar, exempelvis jod

Cesium, effektivt kvarhölls, lösta i de stora som fanns

vattenmängder

inom byggnaderna. De som skedde beräknas kunna medföra

utsläpp

ett par extra cancerfall.

3. Det fanns vid TMI påtagliga brister i av

utformningen störningsin-

struktioner och i operatörernas i att hantera och

utbildning störningar

tillbud som avvek från de vanligaste förloppen.

Förhållandena i dessa avseenden torde på många punkter inte vara bättre i än i USA. av i hantering

Sverige Simulatorträning operatörer

av olika onormala har hittills hunnits med i

tillbudsförlopp exempelvis relativt begränsad omfattning.

4. Det fanns vid TMI brister i utformningen av instrumentering

påtagliga

och kontrollrum. mötte därför stora svårigheter när det

Operatörerna

att ställa rätt förhållandena i reaktorn och välja rätt

gällde diagnos på

för att undvika ett haveri. Det kunskapsunder-

handlingsväg allvarligt

som hade funnits i rapporterade säkerhetsana-

lag tillgängligt tidigare

av kritiska i olika hade inte utnyttjats vid

lyser punkter tillbudsförlopp

av instrument och kontrollrum.

utformningen

Förhållandena är i de anförda avseendena bättre i

på många punkter

än i USA. Främst vill bättre instrumente-

Sverige utredningen peka på

och manöverrum vid svenska kärnkraftverk, även

ring överskådligare

om det fortfarande finns brister i med avseende på

utformningen

människa-maskin. Den svenska s.k. 30-minutersregeln har

samspelet också mer och automatisering av åtgärframtvingat ingående analyser der som behöver vidtagas vid olika tillbudsförlopp.

5. Haveriet vid TMI-2 visade brister i säkerhetsarbetet när

på påtagliga

det av erfarenheter av driftstörningar och inträffade

gäller återföring

tillbud. Inte minst detta som man tidigare inte upp-

gäller störningar

fattat som säkerhetsrelaterade. Erfarenheterna hade inte fått genom-

i tekniska och av Om man i

slag förbättringar utbildning operatörerna.

dessa avseenden bara ser till det formella samspelet mellan tillverkare,

och finns det skillna-

kraftföretag tillsynsmyndighet inga avgörande

der mellan USA och Däremot finns det vissa tecken som ty-

Sverige.

der att det informella bättre i Sverige. Det sätt

på samspelet fungerat

vilket en del åtgärder initierats och genomförts

på säkerhetshöjande

talar härför.

6. vid TMI visar på betydelsen av en väl fungerande

Händelseförloppet

kvalitetskontroll underhållssidan. Förhållandena i i detta

på Sverige

avseende diskuteras fram i detta i anslutning till diskus-

längre kapitel

sionen av inträffade tillbud.

Punkterna att frångå tidigare säkerhetsbedöm-

1 och 2 ger inte anledning

Erfarenheterna beträffande punkt 1 visar dock att tidigare be-

ningar. dömningar kan ha varit för pessimistiska.

När det 3-6 är det att man såväl hos kraft-

gäller punkterna uppenbart

och reaktortillverkare som hos tillsynsmyndighetema levt med

företag

att säkerhetsarbetet bedrivits mer tillfredsställande än vad

uppfattningen

haveriet vid TMI-2 uppenbarade.

Teoretiska säkerlzetsanalyser

Utredningen har inte funnit att omvärdera resulta-

anledning väsentligt

ten av olika teoretiska sådana de redovisades och be-

säkerhetsanalyser,

dömdes i från EK-A. Den kritik, som i den s.k.

underlaget Lewisrappor-

ten riktades mot Rasmussenstudien var i allt redan känd och

väsentligt

redovisad i underlagsrapporterna till EK-A.

Den Birkhoferstudien kommer

nyligen publicerade tyska fram till unge-

fär samma resultat som Rasmussenstudien. De av EK-A diskuterade osäkerheterna i av sannolikheter för härdhaverier kvarstår i

uppskattningen

stort sett oförändrade. Bl.a. varnade man för osäkerheter i

uppskattning-

arna av mänskligt felhandlande. I de teoretiska sak-

säkerhetsanalysema

nar man idag metoder att när och hur en människa handlar i

förutsäga

strid mot givna instruktioner, eller hur han eller hon handlar i avsaknad av instruktioner. vid TMI-2 detta.

Händelseförloppet belyser

inträffade tillbud i Sverige

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

Inga enligt kraftinspektionen (SKI) på tidigare ej uppmärksammade brister i de

tekniska säkerhetssystemens utöver vad som aktualiserats av

utformning

haveriet vid TMI-2.

Ett par tillbud under 1979 dock

pekar på tidigare ej tillräckligt uppmärk-

sammade brister i kvalitetssäkringsfunktionen underhållssidan vid

på

Ringhalsverket. Detta bekräftas av den studie som låtit Det

utredningen

Norske Veritas utföra. I Veritas studie att bristerna också kan

påpekas sammanhänga med svagheter i SKI:s tillsyn av kvalitetskraftföretagens

säkring på underhållssidan. Av tidsskäl har Veritas studie kunnat ut-

ej

sträckas till övriga kraftföretag. har därför att

Utredningen ej underlag

uttala sig om förhållandena vid dessa.

Hittills - icke

genomförda säkerhetshöjande åtgärder avgjorda säkerhetsfrågor

SKI har liksom den amerikanska en lista icke

kärnkraftinspektionen på

avgjorda säkerhetsfrågor. SKI:s lista överensstämmer i stort med den amerikanska. Utöver TMI-2-anknutna har

problem inget nytt framkom-

mit som gett reaktorsäkerhetsutredningen anledning att komplettera el-

ler ändra innehållet i listan - åtminstone inte i mot att säkerheten

riktning

skulle ha minskat.

SKI och har redovisat en rad

kraftföretagen säkerhetshöjande åtgärder

som under senare tid eller är vid reaktorer. En

vidtagits på gång befintliga

del åtgärder som man i USA krävt till av haveriet vid TMI-2, t.ex.

följd

lägesindikering på avblåsningsventilerna var redan införda svenska

på

reaktorer.

Sammanfattande bedömningar av svensk kämkraftsäkerhet

Den centrala i utredningsuppdraget är om det kommit fram nytt

frågan

att omvärdera riskerna för-

sakunderlag som ger anledning väsentligt

med av elektrisk i svenska kärnkraftblock.

knippade produktion energi

Låt oss då med ett konstaterande som vid första anblicken kan låta

börja

som en Den säkerheten vid svenska kärnkraftverk

motsägelse. verkliga

är sannolikt än den var för ett och ett halvt år sedan, då EK-A

idag högre lämnade det som låg till grund för energikommissionens sakunderlag

De inte säker-

ställningstaganden. tidigare tillräckligt uppmärksammade

hetsriskerna som ledde till TMI-2-haveriet är nu väl kända och avsevärt minskade olika Flera andra säkerhets-

genom säkerhetshöjande åtgärder.

har de senaste åren de svenska kärnkraft-

höjande åtgärder vidtagits på

block som är i drift. att andra åtgärder vidtagits som vä-

lnget tyder på

försämrat säkerheten. Man måste därför den bedömningen

sentligt göra

att den sannolikheten för härdhaverier och härdsmältor har min-

verkliga

skat under det senaste året- hur stor eller liten denna verkliga sannolik-

het än är med resultaten av de teoretiska säkerhetsanalysema.

jämfört

En sådan som den här är inte unik för kärnkraftindu-

bedömning gjorda

strin. Även Lex. har säkerheten ökat när en tidigare

på flygsidan givetvis

obeaktad risk och åtgärdats till följd av inträffade

uppmärksammats

olyckor eller tillbud.

Ur det som fram i detta betänkande kan vidare enligt vår

underlag lagts

slutsatser dras:

mening följande viktiga

Den slutsatsen är att det inte finns anledning att på vetenskaplig

första

omvärdera och miljökom-

grund väsentligt den bild som gavs av energi-

mittén och för säkerhet och miljö

energikommissionens expertgrupp

om sannolikheten för reaktorhaverier, därmed samman-

(EK-A) ifråga

av radioaktiva ämnen och följdverkningarna av dessa

hängande utsläpp

(se sidan 36 ovan).

Haveriet vid TMI-2 har visat brister i tidigare säkerhetsana-

visserligen på

framför allt när det felhandlande. Å andra sidan

lyser, gäller mänskligt

visar att särskilt de svenska kokarreaktorerna är mindre käns-

underlaget

för den typ av felhandlande som gav upphov till TMI-2-haveriet,

liga

att en felaktig bild av reaktorhärdens

nämligen operatörerna skapade sig bl.a. av brister i instrumentering och utbildning. kylning, på grund

Erfarenheterna frånTMl-Z visar också att de radioaktiva utsläppen till blev i förhållande till de mycket svåra

omgivningen mycket begränsade

skadorna reaktorhärden. På denna punkt bekräftas säkerhetsanaly-

på

sernas resultat. av radioaktiv blev t.o.m. mindre än

Utsläppen jod

befarat.

Den andra slutsatsen är att man - mot av såväl haveriet vid

bakgrund

TMI-2 som de teoretiska -i det fortsatta säkerhets-

säkerhetsanalysema

arbetet måste ?från att det faktiskt kan inträffa ett allvarligt härd-

utgå

haveri med omfattande frigörelse av radioaktiva ämnen från härden och

åtföljande påfrestningar på reaktorinneslutningen. Det osannolika har

faktiskt inträffat och kan inträffa Denna om kärnkraftens ris-

igen. insikt

ker måste få fullt i säkerhetsarbetet. Aven om sannolikheten

genomslag

för sådana händelser är och även om den säkerheten har

låg, verkliga

förbättrats under det senaste året, visar likväl TMI-2-haveriet och andra tillbud att man såväl inom som utom kärnkraftindustrin

uppenbarligen

ansett att kvaliteten på vissa delar av säkerhetsarbetet varit än vad

högre

som visat vara fallet. Den rad av olika som faktiskt

sig åtgärder vidtagits

till följd avTMI-Z-haveriet kan ses som en bekräftelse denna förändra-

på

de I innebär detta att säkerhets-

uppfattning. praktiken inriktningen på

arbetet förändrats i avseenden. Andå står det klart att det

många viktiga inträffade negativt påverkat trovärdigheten i en del alltför långtgående

uttalanden om säkerheten som förekommit på sina håll.

De nu redovisade slutsatserna vår me-

ger vid en samlad bedömning enligt ning inte anledning att väsentligt omvärdera den bild som och

energimiljökommittén och energikommissionens expertgrupp för säkerhet och

miljö (EK-A) tidigare gett av kärnkraftens risker. Men både denna riskbild och erfarenheterna av haveriet vid TMI-2 visar vår att

enligt uppfattning

väsentligt högre krav måste ställas på säkerhetsarbetet i samband med produktion av elektrisk i kärnkraftverk. Detta både i förhål-

energi gäller

lande till hur det hittills bedrivits och i förhållande till de relativt allmänt hållna lade fram i denna (SOU 1978:49,

förslag energikommissionen fråga

sid 190 och 202). Det gäller också alla led, alltifrån konstruktionen av reaktorerna och deras via

säkerhetssystem, tillsynsmyndighetemas

verksamhet till det säkerhetsarbetet vid drift och

löpande, vardagliga

underhåll av

kärnkraftanläggningarna.

Särskilt viktig är av erfarenheter av och inträf-

återföring driftstörningar

fade tillbud i syfte att Ökande före-

förebygga olyckor. satsningar på

byggande åtgärder ger dock till slut minskande utbyte. Härdhaverier kommer att kunna inträffa även i framtiden. De konsekvenslindrande

åtgärderna måste därför ägnas väsentligt ökad uppmärksamhet.

Våra överväganden och förslag när det gäller säkerhetshöjande åtgärder

och forskning utvecklas närmare i 9 och 10. De slutsat-

kapitel viktigaste

serna och förslagen redovisas i sammanfattning i avsnitt.

följande

1.7 och

Säkerhetshöjande åtgärder forskning

Utredningen anser att den yttersta ambitionen för alla säkerhetsåtgärder bör vara att helt riskerna för omfattande förluster av liv eller

undanröja

egendom. Detta även för kärnkraftverk. Det

gäller åtgärder på befintliga

står är tillräcklig för att helt och

visserligen klart att ingen nu känd åtgärd hållet nå detta anser emellertid att det existerar åtgär-

syfte. Utredningen

der, tekniska och andra, som kan föra säkerhetsnivån avsevärt närmare detta mål. Möjligheterna härtill bör tillvaratas.

anser att hittills i praktiken fått en allt-

Utredningen säkerhetsbegreppet

för snäv innebörd såväl i som utomlands. Vi menar att den

Sverige

faktiska säkerheten bestäms inte bara av utformningen av härdnödkyl-

och andra tekniska utrustningar, utan

system, reservkraftförsörjningar

också av faktorer som i säkerhetsfrågor,

kraftproducenternas kompetens dessa i respektive organisation och utbildningen frågors genomslagskraft av personal av olika kategorier.

har kunnat konstatera att ett arbete i syfte att

Utredningen betydande

säkerheten redan vid de svenska kraftföretagen, vid SKI samt

höja pågår

vid andra institutioner. anser emellertid att denna verksam-

Utredningen

het bör breddas, förstärkas och systematiseras.

ytterligare

l om och anser utredningen att en hög am-

fråga rollfärdelning organisation

bition för säkerhetsarbetet måste känneteckna all kärnkraftverksamhet. Det direkta säkerhetsansvaret bör liksom tidigare åvila kraftföretagen, medan bör vara att granska säkerheten i

tillsynsmyndigheternas uppgift

stort. Mot denna bakgrund föreslår utredningen

att huvuduppgift inom detta område, liksom

tillsynsmyndigheternas

skall vara att ange mål för säkerhetsarbetet hos kraftföre-

tidigare,

deras och arbetsformer för att uppnå

tagen och granska organisation

dessa mål samt noga verksamheten, allt under en långtgående

följa offentlig insyn,

att SKI tillförs ökade resurser för konstruktions- och utrustnings-

granskning, för tillsyn av drift av kärnkraftverk samt för systern-

och på den sidan är det därvid nöd-

analys systemkontroll; operativa vändigt att SKI i väsentligt ökad utsträckning följer upp utbildning och träning av drift- och underhållspersonal,

att SKI ges att personal med erfarenhet från

möjlighet rekrytera

industriellt säkerhetsarbete,

formerna för samverkan mellan SKI och SSI klarläggs,

@att

att inriktar och arbetsformer på att

kraftföretagen policy, organisation

till fullo förverkliga den mycket höga säkerhetsambitionen,

att reaktortillverkarnas i full

säkerhetskompetens utnyttjas utsträckning.

Beträffande konstruktion och av kärnkraftverk konstaterar utred-

utförande

att viss oklarhet kan ha rått beträffande de formella säkerhets-

ningen

kraven, vid av de första svenska kärnkraftverken.

speciellt tillkomsten

Utredningen har funnit att kraftindustrin visat förutseende och initiativ,

då det gällt att successivt vidta tekniska

säkerhetshöjande åtgärder på befintliga verk. Dessa har i huvudsak varit inriktade att

på förebygga olyckor, medan åtgärder för att lindra konsekvenserna om en trots

olycka allt inträffar mindre föreslår

ägnats uppmärksamhet. Utredningen

att tillsynsmyndigheternas krav i tekniskt hänseende Câ principiella

preciseras ytterligare,

att även probabilistiska metoder för utnyttjas i säkerhets-

riskanalys granskningen,

att säkerhetsanalyser dessa metoder efter hand utförs för alla

enligt de enskilda reaktoranläggningarna,

att tyngdpunkten i säkerhetsarbetet även skall vara

fortsättningsvis att förebygga haverier,

att de konsekvenslindrande likväl ökad

åtgärderna ägnas väsentligt uppmärksamhet.

Då det konsekvenslindrande eller

speciellt gäller zltslägøiøsbegrünsande åtgärder konstaterar utredningen att befintliga reaktorinneslutningar

ger ett betydande skydd även mot omfattande haverier. Risken för omfattande omgivningskonsekvenser kan dock minskas ytterligare. Därför föreslås

att ett principbeslut fattas att vidta

ytterligare utsläppsbegränsande åtgärder,

att dessa inriktas främst på att ytterligare minska riskerna för

utsläpp

som kan leda till höga stråldoser genom bl.a. omfattande radioaktiv markbeläggning,

att åtgärderna vidtas i första hand för de reaktorer som är i

förlagda närheten av omfattande

bebyggelse,

att en kompletterande

säkerhetsgranskning omgående genomförs beträffande riskerna i samband med i

vätgasexplosioner tryckvattenreaktorernas inneslutningar,

att kompletterande i detta avseende vid behov

säkerhetsåtgärder vidtas.

Utredningen konstaterar att människa-maskin- frågor tidigare varit ofullständigt beaktade. anser att det är att successivt

Utredningen möjligt vidta åtgärder för att minska riskerna för och konsekvenserna av mänskligt felhandlande. Utredningen föreslår

att människa-maskin-frågor ökad uppmärksamhet i samband

ägnas med säkerhetshöjande

åtgärder,

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

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

Personalens och är avgörande faktorer för kärnkraf-

rekrytering utbildning

tens säkerhet. anser att i säkerhetsfrågor skall

Utredningen utbildningen

breddas till att omfatta flera än driftpersonalen och att

personalkategorier den skall fördjupas. Speciellt föreslås

att får en utbildning rörande de grundläg-

driftpersonalen fördjupad

och tekniska processerna i reaktorer,

gande fysikaliska

att och haverisituationer utrymme i utbild-

driftstörningar ges större ningen,

att underhållspersonalen omfattas av säkerhetsutbildning,

®

att mellan säkerhetsspecialisterna främjas genom kunskapsutbytet

olika och genom samverkan med de tekniska

samarbetsarrangemang

högskolorna och Studsvik,

att ett ökat av gemensam utbildning för olika personalkatego-

inslag rier, exempelvis drift- och underhållspersonal, eftersträvas,

att SKI:s resurser för att följa kraftföretagens utbildningsverksamhet

förstärks.

Utredningen konstaterar att kärnkraftverkens normaldrift är reglerad på ett sätt i säkerhetstekniska bestämmelser (STF). För den faktiska

lämpligt

säkerheten är kvaliteten i underhåll och av avgörande betydel-

provning

se. Av stor vikt är också kompetensen hos vissa centrala befattningshavare. Utredningen föreslår

att en intas i STF med innebörd att kärnkraftverk

generalklausul

skall bringas till säkert avställt tillstånd vid felsituationer under driften vilka inte täcks av instruktioner eller inte kan diagnostiseras

omgående,

att SKI formulerar krav i stort för kraftföretagens kvalitetssäkringséâ

arbete och för uppföljning av genomförandet,

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

mässigt,

att kompetenskraven för skiftpersonalen preciseras,

att ett system med av tillsynsmyndigheterna godkända namngivna,

föreståndare för säkerhetsarbetet övervägs,

att mellan skift sker i striktare former än nu, på bas av

överlämningen principkrav från tillsynsmyndigheten.

Kraftföretagens haveriberedskap kan ställas inför krav snabba höga på

långtgående beslut. Detta alldeles särskilt för

gäller tryckvattenreaktorer-

na. Haveriplaneringen måste innefatta snabb

entydig ansvarsfördelning, förstärkning av personalresurserna och av övning beredskapsorganisa-

tionen. Utredningen föreslår

att inställelsetiden för vakthavande avkortas till att med

ingenjörer

säkerhet inte 30 minuter (redan i Barsebäck),

överstiga genomfört

att vakthavande skall ha för

ingenjör tillräcklig kompetens långt-

gående drifttekniska beslut,

att inom verken övas även beträffande

beredskapsorganisationen

förlopp med omfattande reaktorskador,

att att i haverisituatio-

tillsynsmyndigheternas befogenheter ingripa

ner och deras för sådana situationer

beredskapsplanering granskas,

att uppbyggnad av en teknisk för av

specialistgrupp förstärkning

kraftverkets kompetens i haverisituationer och att en kon-

övervägs

taktman från kärnkraftverket stationeras vid berörd i

länsstyrelse

samband med ett haveri.

En väl fungerande från driften av kärnkraftverken är

erfarenhetsåterföring

mycket viktig för upprätthållande och av säkerheten.

vidareutveckling

Nuvarande system för är

erfarenhetsåterföring otillräckligt. Utredningen

föreslår därför

att en särskild för och av allvar-

ordning övervägs utredning analys

liga tillbud och av särskilt intresse från

driftstörningar säkerhetssyn-

punkt, och att frågan om den formen härför aktualiseras

lämpligaste

genom SKl:s försorg,

att ett förbättrat i för

system övrigt händelseuppföljning, felanalys

och mellan kraftföre-

erfarenhetsåterföring byggs upp i samverkan

tag, tillsynsmyndighet och tillverkare,

att resurserna för kvalificerad av händelser

analys rapporterade

beaktas särskilt,

att resurser för av

probabilistisk riskanalys Rasmussentyp ingår,

att internationellt av stimuleras,

utbyte fördjupade analyser

att i verksamheten säkerställs.

offentlig insyn

Utredningen har det svenska

översiktligt granskat forskningsprogrammet

för och dess till internationell

säkerhetshöjande åtgärder anknytning

verksamhet. konstaterar att den nuvarande till

Utredningen forskningen

stor del berör tekniska och föreslår bl.a.

frågor

att och som säker-

forskning kring policy, rollfördelning organisation

hetsfaktorer tas upp,

att den faktorn beaktas i väsentligt större utsträckning,

mänskliga

av i teknisk psykologi dels genom inrättande ytterligare professurer vid de tekniska dels genom utvidgning av SKl:s

högskolorna, resurser inom området,

att en långsiktig forskning kring utsläppsbegränsande åtgärder etableras,

att i det internationella förstärks

deltagandet forskningssamarbetet och att särskilt den drift- och under-

västtyska forskningen kring hållsfunktionen följs uppmärksamt,

att SKI:s för forskning förstärks,

planeringsfunktion

att av både svenska och utländska forskningsresultat

spridningen

stor uppmärksamhet. ägnas Initiativ, och eller bevakning i annan form av här

förberedelse gcmmqiirandc,

ankommer på statens kärnkraftinspektion, SKI, föreslagna åtgärder ensam eller i samverkan med andra Utredningen föreslår

parter.

SKI utan en tids- och åtgärdsplan för av

dröjsmål upprättar

att

utredningen här framlagda förslag.

- -

2¶Direktiv Arbetssätt

Bakgrund

Tidigare utredningar på kärnenergiområdet

Redan år 1945 tillkallades den första - atomkom-

offentliga utredningen

mittén - med uppgift att för

planlägga forskningsarbetet atomenergins

utveckling. Atomkommitténs förslag godtogs av statsmakterna

(prop.

1947:131, SU 217, rskr 403).

I 1955 anordnade FN en första konferens i Geneve om atom-

augusti energins fredliga utnyttjande.

Som följd av den tillkallade handelsministern i december 1955 en utred-

med att fram om atom-

ning uppdrag lägga förslag arbetsuppgifterna på energiområdet.

1955 års lade redan efter tre månader fram sitt be-

atomenergiutredning

tänkande (SOU 1956:11).

Utredningen angav riktlinjer för ett brett upplagt svenskt utvecklingsprogram, innefattande såväl reaktorer som bränsle, och för organisationen av arbetet. Dessa riktlinjer kom att bli bestämmande för det svenska under år.

atomenergiprogrammet åtski-lliga

Våren 1956 lades en i fram för

proposition fråga riksdagen (prop. 1956:176).

Den energipolitiska för att satsa under-

motiveringen på atomenergin

ströks starkt. Departementschefen framhöll bl.a. att det är

väsentligen

genom denna som vi kan undvika att vår

energikälla energiförsörjning

blir beroende av en alltmer ökad måste därför

bränsleimport. Sverige

med all kraft göra en självständig insats för en efter våra förhållanden

anpassad utveckling på atomenergiområdet. Mot denna bakgrund tillstyrktes utredningens reaktor- och

bränsleprogram.

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

l enlighet med inrättades ett särskilt

utredningens förslag rådgivande

organ till för

regeringen, delegationen atomenergifrågor. Delegationen

hade även till uppgift att underlätta samråd mellan

handelsdepartemen-

tet och andra berörda och fick

departement myndigheter. Delegationen

senare ställning som

tillsynsmyndighet enligt den nya atomenergilagen

(1956:306). Granskningen av atomenergianläggningar m.m. från säkerhetssynpunkt handhades av en särskild

reaktorförläggningskommitté

inom delegationen.

I samband med Suezkrisen i mitten 1950-talet framstod det som ett

på

nationellt intresse att minska beroendet av omvärlden

på energiområdet.

Sådana tankegångar starka i det betänkande, som

tog sig mycket uttryck

den statliga i december 1956 (SOU 1956:46).

bränsleutredningen avgav

Utredningen ansåg att bränsleimporten och handelspolitiskt beredskaps-

mässigt hotade att växa oss över huvudet. En aktiv fram-

energipolitik

stod som en för fortsatt

ovillkorlig förutsättning välståndsutveckling.

framhöll att den enda aktuella inhemska källa, som förmår Utredningen att uthålligt tillgodose nytillkommande behov, utgörs av våra uranhaltiga

förutsatte därför först och främst, oljeskiffrar. Bränsleproblemets lösning att den aktiva inriktades ett snabbt av

energipolitiken på tillgodogörande

att man snabbt skulle kunna uppnå atomenergin. Utredningen ansåg den önskvärda av bränsleimporten genom att använda

avlastningen atomreaktorer för värmealstring.

Redan i 1957 års statsverksproposition åberopades bränsleutredningens

som motiv för en ny av anslaget till atomsynpunkter kraftig höjning energiverksamhet.

Under slutet av 1960-talet genomfördes en organisatorisk översyn på

som även berörde på atom-

energiområdet myndighetsuppgifterna

om och dess reaktorförläggenergiområdet. Frågan atomdelegationens

i de direktiven till 1966 års ningskommittés ställning ingick ursprungliga

och i av år 1969 fick utredningen tilläggsatomenergiutredning, början direktiv som bl.a. till att omfatta även avgiftsfinan-

utvidgade uppdraget

av verksamhet. I december lade utredningen fram siering myndighetens ett betänkande med till en av de resurser för

förslag väsentlig ökning

och tillsyn som stod till reaktorförläggningskomsäkerhetsgranskning mitténs (Ds l 1969:7). Dessa resurser borde administrativt

förfogande

till statens varvid kommittén skulle bestå i knytas strålskyddsinstitut, form av en nämnd till institutets styrelse. Vidare föreslogs att

rådgivande

skulle och dess allmänt beredande och rådgivande delegationen upphöra

fördelas vederbörande departement och AB Atomenergi. uppgifter på

I en som lades fram i mars 1970, förordades utredningens

proposition,

beträffande ökade resurser för det tekniska säkerhetsarbetet hos förslag

I var emellertid departementstillsynsmyndigheten. anknytningsfrågan

chefen inte beredd att ta ställning förrän förslagen från två utredningar

energikommittén och kommerskollegieutredningen prövats. Delegationen och fick därför bestå till dess en

reaktorförläggningskommittén

samlad av och samordningsproblemen på an-

prövning organisations-

områden kunde beslöt i härmed gränsande äga rum. Riksdagen enlighet (prop. 1970:83, SU 94, rskr 220).

I avvaktan en av olika

på slutlig lösning organisationsfrågan vidtogs

för att ställning som självständig åtgärder understryka delegationens

och den tekniska expertisen inom delegationen säkerhetsmyndighet förstärktes. Vidare den nära anknytningen till

upphörde tidigare vederbörande departement.

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

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

stora som är med kärnkraften. Stockholms elverk

olyckor förknippade ansökte 1968 om tillstånd att ett kärnkraftvärmeverk vid Värtan

uppföra

endast några km från Stockholms centrum. Detta reaktorför-

avstyrkte läggningskommittén. Därefter tillsattes närförläggningskommittén. Dess

betänkande (SOU 1974:56), Närförläggning av kärnkraftverk

presenterades i juni 1974.

Närförläggningsutredningen rekommenderade slutligen

att värrneproduktionen i landets kärnkraftvärmeverk men

storstadsregioner utnyttjar

att utpräglad närförläggning undviks till dess erfarenheter

ytterligare

vunnits av anläggningar lokaliserade enligt dittillsvarande

principer.

Delegationen för forskning rörande kärnkraftens säkerhets- och

miljöfrå-

gor (Kärnsäkforsk) tillsattes år 1972 för att planera och administrera ett

med sådan som är av

forskningsprogram inriktning på forskning bety-

delse för myndigheternas av kraftreaktorers, främst lättvat-

bedömning

tenreaktorers, säkerhet och inverkan på miljön såvitt avser radioaktivt

utsläpp.

Verksamheten omfattade i huvudsak följande huvudområden:

0 haveriförebyggande system och åtgärder,

0 konsekvenslindrande och inkl. och haveri-

system åtgärder störningsanalys,

0 radioaktivt avfall och

reningssystem,

o och samt

strålskyddsfrågor miljöeffekter

o säkerhetskriterier.

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

kärnkraftinspektion strålskyddsinstitut.

I samband med att försvarsstaben år l972 över av statens vat-

yttrade sig tenfallsverk föreslagna kraftstationslägen vid Tunaberg, Brodalen och

Lyse aktualiserade den frågan om bergförläggning av kärnkraftverk. Med anledning härav beslöt Centrala driftledningen (CDL) i 1973 att

april utreda bl.a. de anläggningstekniska möjligheterna att från krigsskyddssynpunkt förlägga kärnkraftverk i berg.

I 1974 tillsatte CDL en vars arbete till att

maj utredning, syftade klarlägga

för- och nackdelar från med en

reaktorsäkerhetssynpunkt bergförlagd

kärnkraftstation jämfört med en station ovan jord. Utredningen redovisade i betänkandet av kärnkraftstationer ur reaktor-

Bergförläggning säkerhetssynpunkt principer och principlösningar för en bergförlagd

kärnkraftstation samt frågor rörande mot Även

skydd sabotage. frågor rörande nedläggning av en kärnkraftanläggning efter brukbarhetsperio-

dens slut behandlades. Utredningsarbetet avsåg i huvudsak

enkärn-

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

och de av CDL utförda utredningarna ut-

Närförläggningsutredningen

bl.a. för det program som regeringen

gjorde underlag energipolitiska

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

I denna att det svenska kärnkraftpro-

proposition föreslog regeringen

t.o.m. år 1985 borde till 13 block. Regeringen föreslog

grammet begränsas

även att förstärka resurserna kärnsäkerhetsområdet. Riksda-

kraftigt på

förslag (NU 1975:30, rskr 1975:202).

gen tillstyrkte regeringens

2.2 1979 års beslut och förarbetena härtill

energipolitiska

I 1975 fick i av att utföra

juli kärnkraftinspektionen uppdrag regeringen

en studie över vissa Uppdraget avsåg i huvudsak

reaktorsäkerhetsfrågor.

säkerheten hos lättvattenreaktorer och var avsett att ingå i underlaget för det beslut som avsågs att fattas år 1978. Kärnkraftinspek-

energipolitiska

tionen redovisade arbetet i rapporten Reaktorsäkerhetsstudie som presenterades i juni 1977.

Hälso- och vid av olika energikällor, bl.a.

miljöeffekterna användning

kärnkraft, har studerats av och miljökommittén som tillsattes av

energi-

i februari 1976. redovisades i be-

jordbruksministern Utredningsarbetet

tänkandet Hälsa, vilket överlämnades till

(SOU 1977:67) Energi, Miljö, energikommissionen för att ingå i dess arbete.

tillkallades i december 1976 för att utarbeta alterna-

Energikommissionen

tiva till utformning för tiden fram till år 1990.

förslag energipolitikens

Kommissionens arbete så att fem expertgrupper med an-

organiserades

svar för var sitt område underlag för kom-

tog fram och sammanställde missionens inom Dessa

ställningstagande resp. verksamhetsområde.

områden var säkerhet och miljö, energitillförsel, energihushållning, styr-

medel samt och Kommissionens arbete presentera-

forskning utveckling.

des i två betänkanden (SOU 1978:17) Energi och (SOU 1978:49) Energi, hälso; och säkerhetsrisker. Beträffande kärnkraften fann kom-

miljö-

missionen att de effekterna under normaldrift är tolerabla, att

negativa

riskerna för stora inom med hänsyn till

olyckor ligger godtagbara gränser

de alternativ som står till buds och verksamhetens sociala nytta samt att tillfredsställande tekniska för förvaring av högaktivt avfall

lösningar

finns. Mot denna fann kommissionen att man varken bör av-

bakgrund

veckla kärnkraften eller binda vid den som en oundgänglig del av vårt

sig en större av kärnenergiverksamheten i Sveenergisystem genom ökning anslöt i Riktlinjer för energipolitiken rige. Regeringen sig propositionen

(prop. 1978/ 791115), som beslutades den 1 mars 1979, till energikommissionens och att det svenska kärnenergi-

bedömningar föreslog riksdagen

skulle till 12 kärnkraftblock. I propositionen framprogrammet begränsas lades även till för att höja säker-

förslag kraftiga satsningar på åtgärder

heten vid drift av kärnkraftreaktorer.

Inverkan av haveriet vid Three Mile Island nr 2

Den 28 mars 1979, ungefär en månad efter det att lagt fram sin

regeringen proposition om den framtida energipolitiken för riksdagen, inträffade

haveriet i kärnkraftblocketThree Mile Island nr 2. från

Rapporteringen

haveriet i svenska massmedia upphov till en mycket omfattande dis-

gav kussion om säkerheten vid produktionen av elektrisk i kärnkraft-

energi

verk. Bl.a. ifrågasattes om de av dessa risker som

beskrivningar tidigare

redovisats i statliga utredningar och av kraftindustrin varit korrekta. Diskussionen ledde så småningom till att de politiska partierna enades om att inte under våren 1979 behandla de i prop. 1978/791115

framlagda

förslagen med anknytning till kärnenergin. I stället kom man överens om

att i en folkomröstning, i början av år 1980, låta väljarna ta ställning till

kärnkraftens framtida roll i den svenska energiförsörjningen och först

därefter fastställa de slutliga riktlinjerna för energipolitiken.

2.3 direktiv m.m.

Reaktorsäkerhetsutredningens

Internationell bakgrund

Onsdagen den 28 mars 1979, klockan 04.00 på morgonen, inträffade vid kärnkraftverketThree Mile Island, block 2 (TMI-2) i USA en

driftstörning,

som kom att utvecklas till ett komplicerat, oförutsett

händelseförlopp

med bl.a. betydande skador på blockets reaktorhärd som följd. Stora delar av härdens innehåll av radioaktiva ämnen ut i

släpptes reaktorbygg-

naden och i viss mån i anslutande utrymmen. Utsläppen till

omgivning-

en blev Haveriet betraktas som den svåraste och

begränsade. allvarligaste

olycka som inträffat vid ett kommersiellt kärnkraftverk i USA. Händelseförloppet har gett anledning till analyser av och intensiva diskussioner om olycksorsakerna, och säkerheten vid fortsatt ut-

händelseförloppet

nyttjande av kärnkraft, inte bara i USA utan världen över.

I USA tillsatte landets en kommission under av dr.

president ledning

Iohn G. Kemeny med uppdrag att undersöka orsakerna till olyckan och att utfärda rekommendationer för att förhindra liknande händelser i framtiden. Kommissionen överlämnade sin rapport till Carter

president

den 30 oktober 1979. Mer eller mindre omfattande eller speciella utredningar och undersökningar har eller i ett flertal andra

företagits påbörjats

former i USA, däribland av särskilda kommissioner eller

arbetsgrupper,

tillsatta av senaten och av kongressen. Den amerikanska kärnkraftinspektionen (NRC) har i flera rapporter redovisat och analyserat haveriförloppet och de lärdomar som bör dras därav för det fortsatta säkerhetsarbetet. NRC har även tillsatt en särskild utredning under ledning av juristen Mitchell som skall hela

Rogovin, gå igenom haveriförloppet,

inklusive NRC:s eget handlande under

förloppet.

Flera andra amerikanska myndigheter och forskningscentra har också

med analyser av haveriet och dess följdverkningar. bidragit

länder, däribland Danmarkfrankrike, Japan och Förbundsre-

Många publiken Tyskland, samt den europeiska gemenskapen, EG, har sänt de-

till NRC och Three Mile Island för att få direkta informationer

legationer

om och dess orsaker. Delegationerna har avlämnat mer

olycksförloppet

eller mindre omfattande rapporter.

I fick statens kämkraftinspektion (SKI), som en första åtgärd av

Sverige

den 5 1979, i uppdrag att redovisa vad som inträffat vid

regeringen april

haveriet och vilka detta föranledde beträffande svenska kärn-

åtgärder

kraftblock. redovisade resultaten av sin undersökning i en

Inspektionen

daterad den 3 1979. rapport, maj

En särskild avseende strålskydds- och beredskapsaspekter,

rapport, överlämnades den 7 1979 av statens strålskyddsinstitut till SKI.

juni

Reaktorsäkerhetsutredningens direktiv

Vid den 26 april 1979 bemyndigades statsrådet

regeringssammanträde

Tham att tillkalla en kommitté med högst 12 ledamöter, med uppdrag att

av bl.a. reaktorsäkerhetsstudier och olyckan vid

på grundval gjorda

kärnkraftverketThree Mile Island, block 2, dels överväga om det finns

att omvärdera kärnkraftens risker, dels utreda vilka

anledning väsentligt

som bör för att stärka säkerheten vid de svenska kärn-

åtgärder vidtagas

kraftverken.

I sitt anförande till utvecklade statsrådet Tham närmare inne-

protokollet

börden av det och anförde härom bl.a.

angivna utredningsuppdraget följande.

Kommittén bör insamla och utvärdera det material, både svenskt och

utländskt, som finns rörande såväl olyckan vid Three Mile

tillgängligt

Island, block 2, som anläggningen i övrigt. Speciellt bör kommittén ut-

reda om det haveri som inträffade i på morgonen den 28

anläggningen

mars 1979 har berörts eller i nämnts i de säkerhetsanalyser som

övrigt

rörande Three Mile Islands kärnkraftverk eller andra anläggning-

gjorts

ar av liknande konstruktion. Om så har skett bör kommittén utreda om

det inträffade haveriet, med till antalet ackumulerade reaktorår

hänsyn

etc., väsentligt avviker från vad som kan förväntas. Kommittén bör även utreda huruvida ett haveri liknande det som inträffat vid Three

Mile Island, block 2, kan inträffa i svenska kärnkraftverk samt hur stor

sannolikheten i så fall är att detta kan inträffa.

Kommittén bör vidare redovisa för uppbyggnaden av

principerna

i svenska och utländska kärnkraftverk och hur

säkerhetssystemen

säkerhetsanalysen av kärnkraftverken har utförts.

Kommittén bör särskilt redovisa hur riskerna har beräknats för haverier som orsakats av flera av varandra oberoende felfunktioner i reak-

torsystemen. Betydelsen av reaktoroperatörernas över drifinflytande

ten av kärnkraftverk vid uppskattning av riskerna för haverier bör analyseras och redovisas.

Med anledning av resultat som erhålles vid utredningen av dels haveriet vid Three Mile Island, block 2, dels de riskbedömningar och 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 i kärnkraftverk. Kommittén bör

energi

vidare studera de svenska kärnkraftblocken och i samverkan med

kärnkraftinspektionen dra upp de närmare riktlinjerna för hur arbetet

med att minska riskerna för och konsekvenserna av stora

olyckori

kärnkraftverk skall bedrivas. Kommittén bör lämna till dels

förslag

inom vilken eller vilka av de tre -

åtgärdskategorierna haveriförebyggande, haveribekämpande och konsekvenslindrande åtgärder - som

de primära insatserna bör dels vilka dessa insatser bör vara. En

göras,

utgångspunkt bör härvid vara att kommitténs arbete bör leda fram till en åtgärdsmodell som inte är bunden till ett speciellt kärnkraftverk

utan kan tillämpas generellt.

Kommittén bör även lämna förslag till inriktning och utformning av

kärnkraftinspektionens forskningsprogram kring säkerhetshöjande

åtgärder i befintliga kärnkraftverk. Kommittén bör särskilt studera de

utländska forskningsprojekt som berör säkerhetshöjande åtgärder och

ange vilka av dessa som är av intresse för svenskt vidkommande.

Kommittén bör, när det gäller säkerhetshöjande i de svenska

åtgärder

kärnkraftblocken, liksom vid kämsäkerhetsrelaterade över-

övriga

väganden, beakta den kompetens som finns vid statens kärnkraftinspektion och de utredningar som inom området.

tidigare gjorts

Arbetet bör bedrivas så att det kan redovisas senast i november

slutligt

1979.

Utredningsdirektiven återfinns i sin helhet i appendix 1.

2.4 bedrivande

Utredningsarbetets

Kommittén antog vid sitt första sammanträde den 22 1979 namnet

maj

Reaktorsäkerhetsutredningen. Sammanlagt har kommittén hållit 12 sam-

manträden.

Särskilda utredningar och sammanställningar

På av kommittén har följande särskilda utredningar och sam-

uppdrag

utförts av nedan personer eller företag:

manställningar angivna

o till för förbättring av inneslutningsfunk- Förslag forskningsprogram

tionen i kärnkraftverk av Kjell Johansson vid Studsviks Energiteknik AB,

0 Beräkning av individ- och kollektivdoser från atmosfäriska utsläpp

vid TMI av Kay Edvarson, statens strålskyddsinstitut,

0 Radiologisk analys avTMI av Lars Malmqvist, statens strålskydds-

institut,

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

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

LUTAB,

o Review of the Three Mile Island Nuclear Power Station Accident av

Det Norske Veritas,

0 of Assurance for a Swedish PWR

Safety Study Quality Programme

Plan av Det Norske Veritas,

0 av vattennivån i TMI-2-reaktorn vid haveriet den 28 mars

Bedömning

1979 av Kurt M Becker, Kungl. Tekniska Högskolan,

0 TMI-2, av radiolys och till gasbubblan

Uppskattning övriga bidrag

av H.Christensen, Studsvik, T. E. Eriksen, KTH, K. Pettersson, Studsvik, och E. Rosén, Umeå Universitet,

0 metodik vid reaktorsäkerhetsstudier med avseende på

Riskanalytisk funktionsförmåga och bedömningsproblem av Bo Rydnert, mänsklig

LUTAB,

o av av Göran Lilja,

Rapporteringsverksamhet flygsäkerhetsbetydelse

FFA,

0 av vid haveriet i Three

Termohydraulisk analys händelseförloppet

Mile Island 2, USA, för de första 16 timmar-

Harrisburg, Pennsylvania,

na av Bo Braun.

Dessa och sammanställningar har, jämte särskilda

specialutredningar

utarbetade av enskilda utredningsledamöter, samlats i en

promemorior

särskild l 1979:22) till kommitténs betänkande. Persha-

bilaga (Ds Bengt gen, Studsvik Projektadministration AB, har vidare på utredningens

utarbetat en sammanställning för reaktorsäkerhet.

uppdrag Principer

Materialet i denna har inarbetats i olika kapitel i betänkan-

promemoria

det, främst kapitel 3 och 4.

Studiebesök

Kommittén har studiebesök vid kärnkraftverk och vid

företagit Ringhals

AB Kärnkraftutbildnings i Studsvik. Därvid har

anläggning utredningen

haft diskussioner med företrädare för vid

ledningen respektive anlägg-

ningar och med företrädare för olika såsom

personalgrupper reaktorope-

ratörer.

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

kärnforskningsanläggningen

speciellt kontrollrumsfrågor.

Kommitténs samtliga ledamöter och sekretariatet under veckan

företog

den 20-25 augusti 1979 en studieresa till USA. stod bl.a.

På programmet

0 och diskussioner med olika enheter och

överläggningar projekt-

grupper inom den amerikanska (NRC), rörande

kärnkraftinspektionen

säkerhetsfrågor som aktualiserats av haveriet vid TMI-2.

o Bevistande av förhör

Kemeny-kommissionens med bl.a. personer

i ledande ställning inom NRC.

o Diskussioner med chefen för den projektgrupp (NSAC) som

på upp-

drag av den amerikanska kraftindustrins (EPRI)

forskningsinstitut

gjort en omfattande teknisk analys av vid TMI-2.

haveriförloppet

0 Besök vid kärnkraftverketThree Mile Island. Tre av kommitténs leda-

möter hade därvid tillfälle att även besöka kontrollrummet för block 2.

0 Diskussioner med företrädare för

Pennsylvania Emergency Manage-

ment Agency, dvs den som är för bered-

delstatsmyndighet ansvarig skapsplanläggning och utrymning.

Därutöver hade i USA ett antal samtal med enskilda forska-

utredningen

re och företrädare för olika (se vidare 3).

organisationer appendix

Den 29-31 oktober besökte två ledamöter och huvudsekreteraren

ånyo

USA i samband med att Kemeny-kommissionen överlämnade sin rapport. Härvid gavs tillfälle till diskussioner såväl med ledamöter av kommissionen som med experter ur dess stab. Vidare besöktes NRC, bl.a. för diskussion med företrädare för den arbetsgrupp inom NRC som

nyligen

lagt fram sina rekommendationer om

säkerhetshöjande åtgärder på läng-

re sikt (NUREG 0585).

Kontakter med myndigheter och

företag

Vid besöket i USA i 1979 erhöll de rekommendatio-

augusti utredningen

ner om säkerhetshöjande kort sikt som då

åtgärder på just framlagts

inom NRC (NUREG-0578, Denton 1979).

Reaktorsäkerhetsutredningen

överlämnade dessa rekommendationer till Oskarshamns AB,

Kraftgrupp

statens vattenfallsverk och AB samt till statens

Sydkraft kärnkraftinspek-

tion med anhållan om kommentarer till rekommendationerna samt om

vilka de påkallade för svenskt vidkommande. Dessa frå-

åtgärder ansåg

skriftliga svaren diskuterades med företrädare för kraftföretagor och de

den 20 september 1979. Utred-

gen och SKI vid utredningssammanträde

anhöll även om synpunkter från reaktortillverkarna (Asea-Atom

ningen

och i hithörande frågor. Svaren diskuterades med företrä-

Westinghouse)

dare för nämnda vid sammanträde den 10 oktober 1979.

företag

Vidare har kommittén i haft diskussioner med ett antal forskare

Sverige

inom olika områden. Kommitténs ordförande har också och experter

kontakt med olika i kärnkraftfrågan, närmast i syfte

tagit intressegrupper

att informera sig om i vad mån genom dessa gruppers försorg företagits eller initierats vetenskapliga undersökningar av intresse för kommitténs arbete. En över dessa kontakter återfinns i appendix 3.

förteckning

Underlag från andra länder

Genom av vetenskapsattachén vid svenska ambassaden i

förmedling

Lars Gunnar Larsson, har kommittén fått del av det mycket

Washington, omfattande i reaktorsäkerhetsfrågor, som tagits fram utredningsmaterial

i USA före och efter haveriet vid TMI-Z.

Detta finns förtecknat i i appendix 5. Vetenskaps-

litteraturförteckningen

attachén i medverkade även vid uppläggning och genom-

Washington

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:

o NRC:s inspektionsenhets redogörelse för och analyser avTMI-2-

haveriet (NUREG-0600).

0 NRC:s om lärdomar av haveriet vid TMI-2 med

rapporter dragna rekommendationer om säkerhetshöjande åtgärder (NUREG-0578, NUREG-0585).

0 avTMl-2-haveriet av the Nuclear Safety Analysis Center (en

Analysen

projektgrupp inom den amerikanska kraftindustrins forskningsinstitut, EPRI (NSAC-l).

o En rapport om säkerhetshöjande åtgärder utarbetad av en arbetsgrupp

inom Tennessee Valley Authority, ett av USA:s största kraftföretag (TVA

1979).

o Kemeny-kommissionens rapport till USA:s president om haveriet vid

TMI-2 med förslag till säkehetshöjande åtgärder (Kemeny 1979), samt

kommissionens utskrifter av bandinspelningar av

stabsrapporter,

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

Genom utrikesdepartementets försorg har vidare utredningen fått ta del

av ett omfattande från en rad andra länder. Av särskilt

rapportmaterial

intresse har därvid varit material från Förbundsrepubliken Tyskland. Kommitténs rapportmaterial kommer efter avslutat arbete att deponeras

vid statens kärnkraftinspektion. Vid SKI finns även tillgänglig en detalje-

rad förteckning över erhållet material.

Antal idrifttag na

kärnkraftverk

A

1960 -65 -70 -75 -80 År

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

-

3¶Kämkraftaggregat

och funktion

uppbyggnad

3.1 Kärnkraftens i och i världen i

utbyggnad Sverige Övrigt

Den första kärnreaktorn, som var en forskningsreaktor, togs i drift i december 1942 i Chicago, USA. Denna reaktor utgjorde det första experimentella beviset för att det att frigöra kärnenergi ur uran i en reaktor.

gick

Efter en trevande inledning startade under slutet av 1940-talet utvecklingen av kärnreaktorer för ubåtsdrift och produktion av elkraft. Utvecklingen av kommersiella reaktorer ledde till att ett antal olika reaktortyper

såg dagens ljus. Utvecklingen av gaskylda reaktorer gick snabbast. I 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. [Canada och Skandinavien satsade man inledningsvis

på utveckling av tungvattenkylda reaktorer. Tungvattenlinjen övergavs i

Sverige i början av 1970-talet, medan Canada fortsatte och

utvecklingen

har utvecklat den s.k. Candu-reaktorn. Utvecklingen av lättvattenreaktorer började i USA under senare delen av 1940-talet. Först utvecklades

tryckvattenreaktorer för Litbåtsdrift. Den första tryckvattenreaktorn för

demonstration av kommersiell kärnkraft var den s.k. 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 av det kapi-

avhängig

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

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

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

kraftproduktion Sverige Ågesta-

var av och hade tungt vatten

reaktorn.Ågestareaktorn tryckvattentyp

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

Sverige

Oskarshamn 1 beställdes av Oskarshamnsverkets kraftgrupp AB (OKG) ijuli 1965. Reaktorn togs i drift 1974. Omfattningen av det svenska 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 kärnkraftverk i bruk för produktion av

tagit

elkraft eller som har för avsikt att det. Utbyggnadstakten för kärn-

göra

kraft har under senare år mattats något bl.a. beroende på att ökningstakten i elektrisk kraft mattats av. Även prognoserna för

efterfrågan på

den framtida av kärnkraften har modifierats av denna an-

utbyggnaden ledning.

3.2 Hur kämreaktorer

fungerar

Grundprinciper

Kärnkraftverk är -liksom kol- och oljeeldade kraftverk - värmekraft-

där värme omvandlas till elektricitet. De består av ett ång-

anläggningar

och en turbinanläggning med tillhörande elektro-

genererande system

teknisk Arbetsmediet är vatten som cirkulerar i form av ånga

utrustning.

från det till turbinanläggningen där en del av

ånggenererande systemet

dess omvandlas till och därefter vidare till elenergi.

energi rörelseenergi

avkyls sedan och kondenseras till vatten som återmatas till det

Ångan

För krävs att energi bortförs

ånggenererande systemet. kondenseringen vilket innebär att kylvattnet uppvärms.

och

Tryck temperatur

Tryck betecknar kraft per ytenhet. lnom tekniken används ofta enheterna bar och Psi är en av inch. Normalt

psi. förkortning pounds per square

lufttryck är ungefär 1 bar eller 14,5 psi. Trycket i ett bildäck är två till tre gånger så högt som lufttrycket. Enligt det internationella måttenhets-

skall enheten Pascal, Pa, användas fr.o.m. 1978. Fortfarande systemet används dock bar och i stor utsträckning. 1 miljon Pascal (1 MPa) =

psi

10 bar. Sambandet mellan bar, Pascal och psi är exemplifierat i tabell l.

Temperaturen mäts vanligen i grader Fahrenheit eller grader Celsius.

Sambandet mellan båda dessa temperaturskalor är

_ i

c _ (F-32)

9 där C är celsiusskalans avläsning och F är fahrenheitskalans. Sambandet mellan dessa båda skalor är exemplifierat i tabell 2.

I ett kärnkraftverk alstras den kärnreaktioner -

primära energin genom

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

kapitel

sileldat kraftverk frigörs kemisk i

energi genom förbränningsprocesser

organiskt bränsle i en ångpanna. Reaktorns härd motsvarar

ångpannans

eldstad. I båda fallen den som värme. Detta

uppträder primära energin

överförs till arbetsmediet och till vid

som uppvärms bringas kokning hög

temperatur och högt tryck.

En viktig skillnad mellan ett kärnkraftverk och ett fossileldat kraftverk är att i kärnreaktorn inte helt kan

energiutvecklingen stängas av genom

yttre åtgärder. Detta fenomen kallas resteffekt. Resteffekten alstras av den energi som de radioaktiva i form av

klyvningsprodukterna avger strålning.

I resteffekten

avstängningsögonblicket uppgår till ca 5-7 procent av

effektutvecklingen vid fulleffektdrift. Den avtar dock snabbt och är efter ett dygn endast ca 5 av effekten vid fulleffektdrift.

promille

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

kokning.I tryckvattenreaktorn ångan

värmeväxlare där reaktorkylvattnet värmer upp vattnet i en yttre krets, sekundärkretsen, till l båda fallen har 285°C

kokning. ångan ungefär

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

3:1

Tabell 1 Tabell 2

bar MPa psi °C °F

1 14,5 0,1 0 32

4532 180 2610 18 200 2900 20

Vattnets 3:2

ångtryckskurva

När det av värmetekniska förlopp, Lex. i kärnkraft-

gäller beskrivningar

verk, är hos vatten och vattenånga vid olika tryck och tem-

uppträdandet

av central Termen används ofta

peraturer betydelse. mättnadstemiøerafzir

vid vilken vatten över till ånga vid givet och anger den temperatur går Detta kallas för en För vat-

tryck. tryck mättnadstrycket given temperatur.

ten är vid atmosfärstryck 100°C och

exempelvis mättnadstemperaturen

omvänt är mättnadstrycket vid 100°C ca 1 bar. Vid 70 bar är mättnadstem- 286°C. Genom att rita in sådana punkter i ett diagram med peraturen och fås för vatten (se ne-

tryck- vattentemperaturaxlar ångtryckskurvan

danstående figur).

När vattnet har kurvan i kallas

tryck och temperatur enligt figuren

vattnet mättat. Om vattnet vid ett har temperatur än

givet tryck lägre

mättnadskurvan kallas det Om vid ett vattnets

underkylt. givet tryck

över för detta vattnet

temperatur höjs mättnadstemperaturen tryck börjar

koka. Omvänt så kommer också vattnet att koka om trycket vid en given

temperatur underskrider mättnadstrycket.

och för PWR och BWR har inlagts i

Typiska drifttryck drifttemperaturer För PWR är inlagt drifttrycket 155 bar och in- och utloppstempefiguren.

raturerna 290 och 325°C. För BWR är motsvarande värden 70 bar samt 275

resp 285°C.

Tryck

(MP3) Arbetsomrâde PWR

we=-_«,i

| |

Icke kokning Kokning

I

- 10 | | Arbetsområde BWR

l

I

5 - il

l

|

I I

|| 0 _ l II_ l I ,

100 200 300 400 Temp (°C)

Kokarreaktorns uppbyggnad framgår av 1.1, 1. Det

figur kapitel ånggene-

rerande systemet består av reaktortanken och

väsentligen (reaktorkärlet) utrustning innanför tanken.l tanken finns härden med uranbränsle. Ånga bildas i härden, avskiljs i tankens övre del och leds direkt till turbinen. För att förbättra cirkulationen och i härden

värmeöverföringen

pumpas reaktorvattnet runt i ett antal huvudcirkulationskretsar.

Ång-

och i härden kan ändras som

värmeutvecklingen med styrstavar, reglerar

klyvningshastigheten, och genom reglering av varvtalet hos huvudcirku-

lationspumparna.

Hur en tryckvattenreaktor är visas schematiskt i 1.2,

uppbyggd figur

kapitel 1. Reaktortanken är fylld med vatten under så att det

högt tryck

inte kokar.

Ångproduktionen sker i ett antal separata värmeväxlare, benämnda ånggeneratorer. Man har således två helt skilda kretsar huvudcirkulationskretsen som omfattar reaktorn och

ånggeneratorernas

primärsida samt sekundärkretsen som omfattar turbinen och

ånggenera-

torernas sekundärsida. i härden

Värmeutvecklingen regleras med styr-

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

ändring

neutronabsorberande ämne -

påverkar klyvningshastigheten.

Tvåkretssystemet i tryckvattenreaktorn medför att reaktorns drifttryck

blir högre än i kokarreaktorn. I är 15

praktiken reaktortrycket ungefär

MPa i tryckvattenreaktorer och 7 MPa i kokarreaktorer. De båda reaktor-

typemas arbetsområden vad gäller tryck visas i fakta-

och temperatur ruta 3.2.

l är turbinen isolerad från

tryckvattenreaktorn primärsystemet och från

de radioaktiva ämnen som bildas där av reaktorhärdens

strålning.

I kokarreaktorn är turbinen en del av Det innebär att

primärsystemet.

radioaktiva ämnen i (framförallt under drift

primärsystemet kväve-16)

transporteras genom turbinsystemet.

Bränsle

Bränslet består av små (kutsar) av urandioxid som är ett kera-

cylindrar

miskt material med Kutsarna är varandra i

hög smältpunkt. staplade på

långa kapslingsrör av en som har hållfasthet och

zirkonium-legering, hög

korrosionsbeständighet. Bränslestavarna är sammansatta i knippen till bränsleelement (faktaruta 3.3, se även 1.3 och 1.4 i 1).

figur kapitel

Vid normal drift råder balans mellan det värme som av

produceras klyv-

ningarna i bränslet och det värme som bortförs av

kylmediet. Klyvnings-

produkterna kvarhålls i bränslet och hindras av att komma ut

kapslingen

i kylmediet. Bränslet och således en första barriär mot

kapslingen utgör

spridning av radioaktiva ämnen.

Vid bristande balans mellan och kan bränslet

värmeproduktion kylning

överhettas och kapslingen sönder. l extrema fall kan bränslet smälta.

gå

Kapslingsskador kan även korrosion i kombination med

uppstå genom

mekaniska

påkänningar.

håHarstav

Bränslestav

Bränslebox

g J

Bottenplatta

Figur 3.2 B ränsleelcnzen t för vn knkarreaktur, 68

Kåmbränsle 3:3

l lättvattenreaktorer är det U-235 som

huvudsakligen uranisotopen klyvs

och ger upphov till Sannolikheten för att en neutron skall initiera

energi.

en kärnklyvning ökar med ökande halt av uran-235. Uranet anrikas därför med avseende U-235 innan bränsle tillverkas. För de

på isotopen

svenska reaktorerna anrikas U-235 från en halt av 0,7% i uran

naturligt

till mellan 2 och 3%.

Vid uranet i form av urandioxid vilket år

bränsletillverkningen föreligger

ett svart pulver. Den urandioxiden till kutsar, små

pulverformiga pressas

cylindrar med en längd av 9-15 mm. Diametern varierar beroende vil-

på

ken typ av reaktor det är fråga om. För BWR är diametern ca 10 mm medan den för PWR är någon eller mm mindre. Skillnaden i diameter

några

motiveras av att bränslet i PWR har effekt bränsle.

högre per volymenhet

Bränslet måste därför fördelas på ett större antal bränslestavar. Härigenom minskas belastningen per längdenhet (W/ cm) för den enskilda bränslestaven och därmed också temperaturen i centrum av bränslekutsen. Vid högsta tillåtna effekt den

skall centrumtemperaturen på högst belastade bränslekutsen med underskrida

god marginal smältpunkten

för urandioxid.

Sedan kutsarna till exakt diameter de in i ca 4 m rör

slipats stoppas långa

av en zirkoniumlegering, Rören med kutsarna kallas bränsle-

zirkaloy.

stavar. Zirkaloy har använts som för bränsle i lätt-

kapslingsmaterial

vattenreaktorer sedan 1950-talet. I PWR används företrädesvis

zirkaloy-4 och i BWR zirkaloy-2.

Legeringarna är zirkoniumbaserade, ca 98%, med tillsatser av tenn, järn och krom. I zirkaloy-2 dessutom nickel. En bränslestav för

ingår något

BWR innehåller ca 3 urandioxid mot ca 2 för PWR.

kg kg

Bränslestavarna sammanhålls med av konstruktionselement i

hjälp knip-

pen med kvadratisk tvärsnittsform, bränslestavknippen. I BWR omges dessutom bränslestavknippena av kvadratiska bränsleboxar, för

höljerör,

att förhindra av reaktorvatten i härden. En bränslebox och

tvärströmning

ett stavknippe för en kokarreaktor visar i 3.2.

fig. Bränslestavknippena

omgivna av bränsleboxarna kallas bränsleelement. Bränsleelementen för PWR innehåller ca 250 bränslestavar mot ca 60 för BWR. I PWR är antalet bränslepatroner ca 160 medan det i BWR varierar från 400 till 600. Reaktortankar med bränslehärd för BWR PWR visas i 3.3.

respektive fig.

Kokvattenreaktorn (BWR)

Fuktavskiliare Taromhanddesista fukfresternahos ångan.

Ångseparalor

r I ångseparatorernabefriasånganfrån g_ vatten, -

j Utloppför ånga Detfinns fyraelier fler utI0pp,Over1000 g kgångapersekundiämnarreaktorn. _ Änganstemperaturär ca 280°C,

Li

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

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

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

Tryckvattenreaktorn (PWR)

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

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

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

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

Figur 3.3 Reaktortank för kokarreaktor och tryckvatteizrøaktor.

4 och

Säkerhetsprinciper säkerhetssystem

Riskerna med kärnkraft är framför allt med de skador som

förknippade

kan vållas av joniserande strålning från utsläpp av radioaktiva ämnen. Att i alla lägen, inklusive haverisituationer, hålla dem så låga som möjligt är en utgångspunkt för reaktorsäkerhetsarbetet.

I detta behandlas först de hälsorisker som är

kapitel översiktligt förknip-

pade med joniserande strålning. Därefter redovisas innehållet av radioaktiva ämnen i härden i en stor lättvattenreaktor. Vidare redovisas översiktligt de utsläpp som sker vid normal drift. Därefter behandlas de

grundläggande principerna för säkerhetsarbetet, varefter följer en fyllig

teknisk av de tekniska och

beskrivning säkerhetssystemens uppbyggnad

funktion. beskrivs

Avslutningsvis operatörsutbildningen.

4.1 Hälsorisker från

joniserande strålning

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

Man skiljer mellan extern (yttre) och intern (inre) bestrålning. Vid extern bestrålning befinner sig strålkällan utanför kroppen och vid intern be-

finns den i form av radioaktiva ämnen inom Gamma-

strålning kroppen. strålningens stora genomträngningsförmåga gör att den har större bety-

delse som extern strålkälla än vad alfa- och betastrålning har. De två sistnämnda har vid intern eftersom den de

betydelse bestrålning strålenergi

avger stannar koncentrerat i den vävnad där det radioaktiva ämnet befinner sig.

Cancerrisker

Man vet att kan ge till cancer. De cancerty-

joniserande strålning upphov

per det framför allt är om är leukemi, sköldkörtelcancer,

fråga lungcan-

cer, skelettcancer och bröstkörtelcancer.

Den tid som förflyter från det man utsätts för cancerframkallande

påverkan till den tidpunkt då cancersjukdomen uppträder kallas latenstid.

Denna är hos människan flera år, ibland flera decennier.

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

någon gång. sig

dubbelt så många cancerfall.

Stråldoser 4:1

Stråldosen är den strålenergi som upp per kilogram av den bestrå-

tagits

lade vävnaden. Stråldoser anges vanligen i rad. En rad betyder att vävnaden strålenergi av en hundradels joule per kilogram. En ny

tagit upp en enhet för stråldos enligt SI-systemet är 1 gray = 1 joule per kilogram.

Olika av joniserande strålning, tex gammastrålning och neutroner

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

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

ra vid olyckor och kärnvapenkrig.

Den naturligt förekommande joniserande strålningen (se faktaruta 1:2) ger

människa i en dos 100 millirem (0,1 rem) per år, med

varje genomsnitt på

variationer mellan olika individer flera tiotal millirem

på per år eller mer.

Den internationella strålskyddskommittén (ICRP) och FN:s vetenskapli-

strålningskommitté (UNSCEAR) har sammanställt siffror från olika ga undersökningar av verkningar av större stråldoser. Mortalitetsrisken, d.v.s. risken att dö i cancer orsakad av dessa stråldoser, uppskattas till 1-2 på 10.000 per rem. Morbiditetsrisken, d.v.s. risken att insjukna i cancer till

följd av strålningen, uppskattas vara ungefär dubbelt så stor, men varie-

rar mellan olika cancertyper. att bedöma risken att få

mycket Svårigheten

cancer då man utsätts för låga stråldoser behandlas i faktaruta 4:2. Cancerrisken för människor har kunnat bestämmas genom direkta iakttagelser bara vid förhållandevis höga stråldoser. Ett exempel är erfarenheter från de överlevande efter bombningarna i Hiroshima och Nagasaki (faktaruta 4:3). Vid riskbedömningar räknar vi i detta betänkande med ett s.k. linjärt samband mellan stråldos och cancerrisk även vid låga stråldoser (se vidare faktaruta 4:4).

De man anger är ett medelvärde för hos e.

risksiffror samtliga cancertyper

större människor med normal ålders- och Man

grupp könsfördelning.

mäste dock vara medveten om att risksiffrorna varierar med olika cancertyper. För en del cancertyper förekommer också en viss variation beroende på individens ålder och kön. För t.ex. leukemi är risken för vuxna 2

på

100.000 per rem, för barn 5 100.000 25 100.000

på per rem och för foster på per rem. Det genomsnittliga riskvärdet i en med normal

befolkning

åldersfördelning blir 2,5 på 100.000 per rem.

Vid använder man ofta kollektivdos. Kollektiv-

riskberäkningar begreppet

dosen är lika med den stråldosen antalet männi-

genomsnittliga gånger

skor. Om t.ex. den stråldosen är 1 rem och antalet under-

genomsnittliga

sökta människor 5.000 är kollektivdosen 5.000 manrern. Kollektivdosbegreppet är framför allt användbart vid samband mellan dos och

linjärt

risk.

att fastställa cancerrisk vid små doser 4:2

Svårigheter

Svårigheterna att fastställa sambandet mellan stråldos och hälsorisk beror på statistiska och kan inte Det också för olika

lagar kringgås. gäller

ärftliga skador från och för av kemiska ämnen -i det

strålning påverkan

senare fallet tillkommer dessutom andra

grundläggande svårigheter.

I i cancer år. Det är

Sverige insjuknar drygt 30 000 personer varje omkring

36 fall per 10000 innevånare. I en 5000 personer kan

befolkningsgrupp på

man alltså normalt förvänta 18 cancerfall

sig omkring per år. Om dessa 5000 personer utsätts för 1 rem

joniserande strålning per år, tex i arbetet, beräknar man att man kan vänta eller extra fall av cancer.

sig något några

Det tillskottet går inte att till av de variatio-

upptäcka följd slumpmässiga

nema kring det förväntade värdet 18 fall per år. Variationer eller

uppåt

nedåt på, i detta ca 3-6 fall om året är vad man måste

exempel, nämligen

vänta sig.

Om den stråldosen till var och en i

genomsnittliga Sveriges befolkning

ökade med 1 millirem att -

per år kan man vänta sig några fler personer troligen ett par tre stycken - så i cancer.

per år småningom insjunknar

Mot bakgrund av den slumpmässiga variationen 150400 fall per år

på

bland åtta miljoner skulle en sådan inte kunna iakttas.

personer ökning

I fall har vi räknat med doser utöver den normala

samtliga bakgrundsstrålningen.

Ärftliga skador

Om den förorsakar skador på arvsmassan i köns-

joniserande strålningen

cellernas kromosomer förs skadan vid befruktningen vidare till nästa

individ. Skadan är ärftlig. Man har genom överslagsmässiga beräkningar

kommit fram till att risken för en genetisk skada är 1 på 10.000 per rem. Dessa värden och av barn

grundar sig på djurförsök på undersökningar

som utsatts för från atombomberna i Japan. till personer strålning

När det skador bör man lägga märke till att de kvinnliga

gäller ärftliga

könscellerna de skador som de utsätts för under kvinnans hela liv.

lagrar

Kvinnor föds med en anlag till äggceller. Dessa lig-

komplett uppsättning

tills och eventuell befruktning sker. Detta är ger i vilstadium ägglossning inte fallet med könsceller, där det sker en omsättning av celler.

manliga

Cancerfrekvensen bland överlevande efter 4:3

atombomberna över Hiroshima och

Nagasaki

Bland de överlevande efter i Hiroshima och Nagasaki

atombombningarna

märktes först en av leukemi (blodcancer). I en undersökt grupp

ökning

som beräknades ha fått en stråldos på mer än 10 rem om 20000 personer från atombomberna förekom fram till 1972 84 leukemifall. Antalet fall utan skulle normalt ha varit ca 14. Allt tyder på att leukemi-

bestrålning

risken var år 1955, 10 år efter bestrålningen. Därefter avtog risken

högst

Detta stämmer med vad som är känt från andra fall av bestrålade

gradvis.

människor, bland annat en engelsk grupp av patienter som röntgenbestrålats mot ledsmärtor och ryggåkommor.

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

Ökningen

Den Ökade risken kvarstår i ett antal år. Sedan avtar den för att

ningen.

bli normal efter 20-25 år. För andra cancerformer med

ungefär igen

latenstid har man inte kunnat om risken minskar med

längre avgöra

tiden.

För den undersökta 20000 som hade fått mer än 10 rem

gruppen japaner

från atombomberna finns siffror även för andra cancerformer från tiden 1950-1972. Antalet dödsfall i alla andra former av cancer än leukemi var under denna 1075 med väntade 918. Mellanskillnaden, 157

period jämfört

fall, kan ha orsakats av Det finns säkra tecken på att den

strålningen. inga

cancerrisken ännu skulle ha avta inom denna grupp. Medel-

årliga börjat

åldern emellertid bli Det verkar därför osannolikt

i gruppen börjar hög.

att det totala överskottet kan bli mer än 250 cancerfall även om den årliga risken för de bestrålade aldrig sjunker.

Det s.k. sambandet vid Sannolikheten

linjära låga doser 4:4

artfácancer

L

C

C O Som vid risken att dö i _ _ _ _ _ __ O

tidigare sagt bedöms

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

på på l I

rem. När det gäller relativt stråldoser I |

höga

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

verkligen

R I I rekomst av cancer av den ^ *

storleksordning- I I

en. Därifrån till att l I

är steget långt uppskatta

hur /V U :Stråldos

många cancerfall man kan vänta ef-

sig Do AD AD ter en dos på bara någon millirem

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

över den naturliga

bakgrundsstrålningen (risken) attfå cancer. Risken ökar rdtlinjigtfrån mycketldga strål- (cirka 100 millirem per år). Som av doser till de observerande värdena vid höga stråldoser. Okningen

framgår

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

belägga Do = Bakgrundsstrålningens nivå AD = Dostillskott

av cancerrisken ur statistiken. AR = Risktillskott

ökningar

Sannolikheten Vid stråldoser ökar risken att få cancer an få cancer

höga

rätlinjigt med stråldosens styrka. Hittills har

man att detta s.k. samband

antagit linjära

råder även vid låga stråldoser. Man drar ut

(extrapolerar) kurvan ner mot

rätlinjigt

mycket låga värden på stråldosen. I

figurA

visas det linjära sambandet ner till

lägsta

bakgrundsdos. (Stråldosen är aldrig lika

med noll eftersom det överallt finns en viss

Stråldos

naturlig bakgrundsstrålning).

Numera anser en stor del forskare att kur-

l-igur B. Sannolikheten attfå cancer vid låga stråldoser är lägre van för sambandet mellan dos-risk (dos-re- än vid linjärt samband. Kurvan är konkav. Okningen av sanno-

likheten vid ett litet dostillskott är liten. sponskurvan) är konkav vid stråldoser.

låga

Risken att få cancer skulle alltså vara

något Sannolikheten lägre än vad den attfácancer

rätlinjigt extrapolerade

kurvan visar, men framför allt innebär ett li-

. Z tet dostillskott ett lägre risktillskott. B)

(Figur

yÃO

Några forskare anser att risken är /

stegrad

vid doser. I stället för en rät skulle /

låga linje

/ dos-responskurvan vara konvex. Då ger ett

litet dostillskott ett större risktillskott. //

An{ /

(Figur C) //

Det v ^ Stråldos

föreligger alltså fortfarande vissa osä-

Do AD kerheter i av effekter vid

bedömningen låga

doser. Figur C. Sannolikheten attfå cancer vid lågasträldoser är högre

än vid linjärt samband. Kuruan är konvex. Okningen av sanno-

likheten vid ett litet dostillskott är stor.

Fosterskador

Risken för individuella fosterskador av joniserande strålning anses vara

liten då stråldoserna är mindre än en rem. Är dosen över 10 rem

mycket

är risken däremot för bestrålningen är av avgö-

betydande. Tidpunkten

rande Vissa data att fostret år som känsligast ur der

betydelse. tyder på

första månader. Då skulle stråldoser mellan 1 och 10 rem

havandeskapets

kunna innebära påtagliga skaderisker.

Akuta strålskador

Vid stråldoser 200 rad eller mer till hela finns risk för

på omkring kroppen

att den bestrålade dör till följd av skador på benmärgens blodbildande funktion. Vid en dos ca 200 rad når antalet ett

på livsviktiga blodkroppar

minimum efter 30 Vid stråldoser är skadorna på de blod-

dygn. lägre

bildande inte livshotande. Den som fortfarande lever sex veckor

organen efter att ha fått en har utsikter att klara sig helt.

hög helkroppsdos goda

Med medicinsk en strål-

god vård har man 50 procent chans att överleva dos på 300 rad till hela kroppen.

Om stråldosen 500 rad har man inte stora möjligheter att över-

överstiger

leva. Vid doser mellan 500 och 2000 rad är det framför allt skador på

som leder till döden. Delar av tarmvävnaden

matsmältningsorganen

förstörs och kan inte ta upp vätska och näring. Vid doser över

kroppen

1 000 rad leder skadorna till döden inom tre till fjorton dygn. Om stråldosen är mycket hög - större än 2000 rad - skadas det centrala nervsystemet. Stråldoser över 5000 rad leder med visshet till dessa skador. Döden

inträffar i så fall inom ett dygn.

risken för olika skador och död till följd av Stråldoser som

Figuren belyser

drabbar hela kroppen inom en kort tidsrymd.

Om bara träffar delar av blir skadorna annorlunda.

strålningen kroppen

Vid av huden med doser från 300 till 1 000 rad uppstår allt-

bestrålning

ifrån rodnader och håravfall till svårläkta sår, beroende på stråldosens storlek. Vid 2000 rad läker hälften av skadorna inom ett par månader.

Om man delar flera bestrålningstillfällen blir skadorna

upp en stråldos på mindre än om personen i utsätts för samma dos på en enda gång.

fråga

Fördelas dosen över tio dygn krävs exempelvis dubbelt så stor samman-

stråldos som vid ett för att åstadkomma samma

lagd bestrålningstillfälle

skada. Fördelas över flera månader, behövs ca tre gånger

bestrålningen

så stor dos. Det beror att hinner nybilda en del

sammanlagd på kroppen

celler och ersätta de skadade mellan Trots det

varje bestrålningstillfälle.

kan skador kvarstå betyder att ett antal förhållan-

som inte syns utåt. Det

Akuta strålskador

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

4:5

devis höga stråldoser som var för sig inte åstadkommer någon synlig skada, tillsammans kan förstöra ett tillräckligt antal celler för att ge en

strålskada av samma slag som vid en kraftig engångsbestrålning.

Risk för skada eller död

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

50 4

O Uverlevnadstid 500 1 000 1 500 rad

dygn

i

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

Övre diagrammet: Risken för skada och död Ljfter akut Izelkriyzrpshestrålning med olika stråldoser. u Undra diagrammet: Overlezvrzadsfid efter akut lzelkroppsbestrål›zing.

4.2 Reaktorhärdens innehåll av radioaktiva ämnen

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

Övriga

bassängerna för använt kärnbränsle innehåller betydligt mindre mängder radioaktiva ämnen.

Antalet kärnklyvningar och därmed mängden klyvningsprodukter i

reaktorhärden beror på den energi som produceras i reaktorn. Hur mängden klyvningsprodukter ökar i reaktorhärden under drift beror på de olika ämnenas halveringstider. Allmänt kan man säga att om reaktorn körs med konstant effekt ökar de kortlivade klyvningsproduktema snabbt till en nivå som sedan förblir oförändrad. Mängden långlivade

ämnen uppnår aldrig en jämviktsnivå. De ökar så länge det produceras

energi. Eftersom en del av bränslet byts ut årligen kommer reaktorhärden att bestå av flera olika delar vilka har producerat mycket olika energi-

mängder och följaktligen innehåller olika mängder klyvningsprodukter.

Tabell 4.1 visar reaktorhärdens innehåll av radioaktiva klyvningsprodukter omedelbart efter ett snabbstopp från drift med full effekt för en reaktor med en termisk effekt av 3.200 MW. I tabellen har med de klyv-

tagits

ningsprodukter som skulle upphov till de största strålriskema vid ett

ge haveri. Härden, vilken antas uppdelad på tre regioner beroende på bränslebyten, har en utbränning av ungefär 8.800, 17.600 resp 26.400

Det att reaktorn antas vara

megawattdygn per ton uranbränsle. betyder

vid slutet av en bränslecykel varför innehållet av klyvningsprodukter är

som högst.

4.3¶Radioaktiva vid normaldrift

utsläpp

Bränslestavarna i reaktorhärden skall i vara fullständigt täta.

princip

Under normal drift det ändå inte att helt undvika mindre Det

går läckage.

som främst läcker ut är ämnen, såsom isotoper av ädelgaser-

gasformiga

na xenon och av i samt tritium, en radio-

krypton, isotoper jod ångform

aktiv Därför innehåller det kylvatten som passerar genom

väteisotop.

reaktorhärden vissa radioaktiva En del av dem bildas också

föroreningar.

genom den intensiva bestrålning kylvattnet utsätts för i reaktorn.

De i reaktorvattnet avskiljes i olika filter.

gasformiga föroreningarna

Radioaktiviteten i de ämnena får sedan avklinga i en s.k. för-

avskiljda

De fortfarande något radioaktiva gaserna släpps

dröjningskammare.

sedan ut genom skorsten. Små mängder radioaktiva

anläggningens

ämnen släpps också ut med det utgående havsvattnet i det yttre kyl-

systemet.

Tabell 4.1 Reaktorhärdens aktivitetsinnehåll efter snabbstopp från full

effekt (3.200 MW termisk effekt, slutet av bränslecykel).

Aktivitets-

Antaget innehåll Halverings-

lsotop- kemiskt (millioner tid grupper tillstånd lsotoper Ci) (dagar)

Ädelgaser Grund- 0,56 3.950

Krypt0n-85

tillstånd 24 0,183

Krypt0n-85m

47 0,0528

Krypt0n-87 Krypton-88 68 0,117

Xen0n-133 170 5,28

Xenon-135 34 0,384 Halogener jod J0d-131 85 8,05

metyljodid ]0d-132 120 0,0958

jodider ]0d-133 170 0,875

jodater ]0d-134 190 0,0366

]0d-135 150 0,280 Alkali- oxider Rubidium-86 0,026 18,7 metaller hydroxider Cesium-134 7,5 750

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

Kalkogener oxider Tellur-127 5,9 0,391 m.m. Tellur-127m 1,1 109

Tellur-129 31 0,048

Te1lur-129m 5,3 34

Tellur-131m 13 1,25

Tellur-132 120 3,25

Antim0n-127 6, 1 3,88

Antim0n-129 33 0,179

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

Källa: NOU 1978:35

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 av och utsläpp under

sammanställning utsläppsgränser

1976 vid Ringhals 1 och Ringhals 2.

4.4 Säkerhetsfilosofi

De radioaktiva ämnena i reaktorhärden hindras normalt att komma ut i

omgivningen av ett antal barriärer: bränslets egen kristallstruktur, 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-

som präglats av amerikanska säkerhetsmyndigheter och som kal-

princip

Tabell 4.2 Utsläppsgränser och under 1976 vid 1 och 2

utsläpp Ringhals

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

Utsläpps- Högsta mätta Utsläpps- Högsta mätta

gränser utsläppshas- gränser utsläppshastighet 1976 tighet 1976

Utsläpp till luft: Ädelgaser (mCi/sek) 100 5b) 1 0,02“

b) “l Halogener (mCi/ sek) 0,001 00000074 0,0001 0,00000018 Alfa- och beta- a) Totalt för a) Totalt för aktivitet i aerosoler året: året:

beta: 560 mCi beta: 6,5 mCi

alfa: 8,2 mCi alfa 0,0 mCi Utsläpp till vatten:

a)

Registrering och värdering av utsläpp, ingen utsläppsgräns. bl

Utsläppshastigheten varierar under året. Genomsnittsutsläppet för hela året ligger en

faktor 10 lägre. “l

Utsläpp från fördröjni ngstankarna sker diskontinuerligt. Mellan dessa utsläpp är utsläp-

pet via ventilationsluften negligerbart.

Källa: Strålskyddsinstitutet

las om för

principen djupförsvar. Djupförsvarsprincipen ger riktlinjer

reaktorkonstruktion på tre nivåer.

Den första nivån innebär konstruktion för maximal säkerhet vid normal drift och maximal tolerans för felfunktion hos

komponenter och system.

Det sker t.ex. genom att i största möjliga utsträckning bygga in naturligt stabila egenskaper i konstruktionen, att dimensionera med

lämpliga säkerhetsmarginaler mot kritiska för gränsvärden materialegenskaper,

att systematiskt försäkra om kvalitet hos material och

sig hög komponen-

ter. Vid fel i säkerhetsanknutna komponenter och system skall konstruktionen vara så utförd att felet inte leder till ett okontrollerbart tillstånd.

Den andra nivån från att tillbud och kan inträffa trots om-

utgår störningar

sorgsfull konstruktion och Därför skall säkerhets-

driftövervakning.

system finnas som förhindrar skador vid sådana tillbud. skall

Systemen

vara så utförda att ett fel i en inte får innebära komponent att sytemets funktion Detta så kallade enkelfelskriterium leder till krav

äventyras. på

redundans (övertalighet), d.v.s. måste minst dubbleras.

viktiga system

Som exempel på kan nämnas:

erforderliga säkerhetssystem

0 som utlöses via redundanta och oberoende vill-

Snabbstoppsystem,

korskedjor och mätgivare.

o i flera som

Nödkylsystem, uppdelade parallella delsystem fungerar

oberoende av varandra.

o Hjälpkraftsystem, bestående av två eller flera

spänningsmatnings-

system som är oberoende av yttre nät och redundanta

uppdelade på delsystem.

Vid konstruktion av söker man

säkerhetssystem uppnå diversifiering,

d.v.s. man eftersträvar att en och samma säkerhetsfunktion kan utföras av två eller flera system baserade på olika Där-

konstruktionsprinciper.

med reduceras sannolikheten för fel. Som

systematiska exempel på

tillämpning av kan nämnas:

diversifieringsprincipen

o kan ske Reaktoravställning dels med styrstavar dels genom insprutning av borvatten i reaktorn. Aven kan införas med styrstavarna redundanta och diversifierade t.ex. dels med ett

system, hydrauliskt

system (snabbstopp), dels genom elmotordriven

inskruvning.

o Elektroniska kretsar för säkerhetsrelaterad

kontrollutrustning styrs till

vissa delar av system baserade på viloströmskoppling (strömlöshet ger funktion) och till vissa delar av

arbetsströmskoppling (ström ger funk-

tion).

o i en består

Nödkylsystemen tryckvattenreaktor dels av gasdrivna

ackumulatorsystem, dels av och

pumpdrivna högtrycks- lågtrycks-

system.

o dels med tryckluft.

Tryckavsäkringsventilerna styrs dels elektriskt,

Detta även skalventiler, där de inre ventilerna i

gäller inneslutningens

allmänhet är utförda som backventiler.

Den nivån i baseras på utvärdering av händel-

tredje djupförsvarsstrategin

där funktionen hos vissa säkerhetssystem antas utebli. Analy-

seförlopp

sen av sådana bildar för dimensioneringen av vissa

förlopp underlag

händelsesekvenser kallas därför kon-

säkerhetssystem. Dessa antagna

struktionsstyrande haverier (se vidare kapitel 6, avsnitt 6.1).

innebär att säkerhetsarbetet

Sammanfattningsvis djupförsvarsprincipen

inriktas på att

0 haverier ändamålsenlig konstruktion och noggrann

förebygga genom

kvalitetskontroll av komponenter och system,

o motverka haverier redundanta och diversifierade säkerhetsgenom system,

0 lindra av haverier för att mini-

verkningarna genom dimensionering

mera även vid osannolika händelser.

utsläpp mycket

4.5 säkerhetskrav

Mot av har den amerikanska tillsyns-

bakgrund djupförsvarsprincipen

föreskrivit och villkor för konstruktion, upp-

myndigheten (NRC) regler

förande och drift av som vunnit efterföljd i de flesta

reaktoranläggningar,

andra länder. Dessa säkerhetskrav har formen av dels normer och standels och Normerna i Code of

darder, riktlinjer anvisningar. publiceras

Federal (CFR) och har status av lag. De har varit av stor betydel-

Register

se för lättvattenreaktorernas konstruktion och utveckling.

En av amerikansk och svensk på reaktor-

utförlig redovisning lagstiftning

säkerhetsområdet återfinns i 2.

appendix

Amerikanska såkerhetsbestämmelser

Säkerhetsbestämmelserna omfattar bl.a. konstruktionskriterier och

driftföreskrifter.

Konstruktionskriterierna är dels allmänna och grundläggande, dels speciella som de kraven på ett mera detaljerat sätt.

uttrycker grundläggande

De allmänna kraven inte skillnad på kokarreaktorer och tryck-

gör någon

vattenreaktorer. De tre nivåer:

återspeglar djupförsvarsprincipens

1. Reaktorn skall ha inbyggd stabilitet och ha mot

tillräckliga marginaler

överbelastning av bränslet vid normala och onormala driftsituationer. Komponenter och systern skall ha hög och jämn kvalitet. Det krävs

särskild kontroll av att kvaliteten hålls en nivå under alla faser

på hög

av tillkomst och drift.

reaktoranläggningens

2. Reaktorn skall ha både ett och ett för

kontrollsystem skyddssystem

reglering och avställning. ReaktornNskall ha särskilda

säkerhetssystem

för kylning av reaktorn och för och av

kylning rening inneslutningen.

Varje säkerhetssystem skall utformas så att den avsedda

systemfunk-

tionen kan utföras även om ett fel inträffar i en enstaka

komponent

som ingår i systemet.

3. Reaktorn och dess för

primärsystem skall omges av en inneslutning

att minimera av radioaktiva ämnen till i händel-

utsläpp omgivningen

se av ett haveri. Det största haveri för vilket reaktorns

nödkylsystem

och inneslutning konstrueras skall antas vara ett brott i

fullständigt

det grövsta rör som ingår i

primärsystemet.

Driftföreskrifterna gäller bland annat tillåtna i bränsle och

belastningar

tryckbärande system, villkor för hos viss säkerhets-

funktionsberedskap

relaterad utrustning, och inspektion av och provning komponenter

system, procedurer som skall följas vid normal drift, och

driftstömingar

underhållsarbeten samt av

behörighetsprövning reaktoroperatörer.

Svenska säkerhetsbeståmmelser

Sverige har i stor utsträckning tillämpat de amerikanska konstruktionskriterierna med vissa tillägg och skärpningar. Av svenska säker-

specifikt

hetskrav kan nämnas den så kallade 30-minuters Denna

regeln. regel

som uppställdes redan under arbetet med innebär att

Ågesta-reaktorn

alla åtgärder som måste vidtas inom 30 minuter i samband med ett tillbud som kan ge risk för radioaktiva utsläpp måste kunna utföras automatiskt. Denna regel har tillkommit tid att överblicka situa-

för att ge operatörerna

tionen och därefter kunna SO-minuters

vidtaga nödvändiga åtgärder.

regeln och dess beskrivs i avsnitt 8.3.

tillämpning utförligt

Ett område där svenska bestämmelser än de amerikanska

går längre gäl-

ler krav och av säkerhetsrelaterad

på brandskydd separation utrustning.

Det ovannämnda enkelfelskriteriet innebär i att säkerhets-

praktiken

systemen måste minst dubbleras. Emellertid finns risk att dubblerade system kan slås ut av fel. Denna risk

samtidigt på grund systematiska

kan minskas

genom separation av systemen.

För de svenska kokarreaktorerna från och med Forsmark 1 att en

gäller

av vissa i i

uppdelning säkerhetssystem gjorts fyra delsystem förlagda

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

gäller

enkelfelskriteriet är även om en av i något av

uppfyllt komponenterna

är avställd av underhålls- eller reparationsarbete.

delsystemen på grund

av mot och terroraktioner har under

Skydd reaktoranläggningar sabotage

senare år stor i och utomlands. Anvis-

ägnats uppmärksamhet Sverige

för hur sådant skall utformas har fastställts av statens kärn-

ningar skydd kraftinspektion under 1979.

Ansvarsförhållanden

Verksamheten vid lagar. I Sveri-

kämenergianläggningar regleras genom

tillstånd av för och drift av kämenergi-

ge krävs regeringen uppförande

Tillståndsinnehavaren har det ansvaret för

anläggningar. primära säkerhet. Statens kärnkraftinspektion är tillsynsmyndiganläggningens

het och svarar för av säkerhetsbestämmelser och

utformning erforderliga

att dessa fastställs av statens strålskydds-

följs. Strålskyddsföreskrifter

institut som även tillser att föreskrifterna efterlevs.

Tillståndsprövning

Innan en ansökan om tillstånd för uppförande

enligt atomenergilagen

och drift av ett kärnkraftverk måste sökanden erhålla tillstånd till

inges

av kärnkraftverket enligt och miljöskyddslagen.

lokalisering byggnads-

av tillstånd inleds med en ansökan till

Prövning enligt atomenergilagen

vari en av

kärnkraftinspektionen, ingår beskrivning förläggningsplatsen och av anläggningen och dess påverkan på omgivningen.Med yttrande

från remissinstanser överlämnar kärnkraftinspektionen ärendet till regesom i fall av innehåller förslag till

ringen med eget yttrande tillstyrkan

villkor för tillståndet.

lämnar koncession och de villkor som kärnkraft-

Regeringen fastlägger inspektionen och remissinstanserna ställt upp. Kärnkraftinspektionen

lämnar efter av säkerhet med-

ytterligare granskning anläggningens

om varefter kan påbörjas. Under upp-

givande uppförande byggandet

förandeskedet kontrollerar utförandet mot

kärnkraftinspektionen gällande säkerhetskrav. Om kraven uppfylls godkänner inspektionen anläggningens slutliga utförande.

Efter hand som anläggningen färdigställs provas komponenter och sys-

och temperatur. Innan tem dels med kalla system, dels upp till fullt tryck bränsle får tillföras reaktorn krävs tillstånd enligt villkorsla-

regeringens

tillstånd erhållits har att ansöka

gen. Om sådant anläggningsinnehavaren

hos om tillstånd för tillförsel av bränsle och

kärnkraftinspektionen nukleär provdrift.

Den nukleära och resultaten av varje

provdriften genomförs etappvis

redovisas till för granskning innan tillstånd

etapp kärnkraftinspektionen

för När fastställda genomförts tillpåföljande etapp kan erhållas. prov

fredsställande lämnas myndighetens tillstånd för drift och

rutinmässig

fastställer de villkor och föreskrifter som skall Däri

gälla. ingår regelbun-

den av driften till och

rapportering kärnkraftinspektionen strålskydds-

institutet inklusive av onormala händelser av säkerhetsmäs-

rapportering sig betydelse. Tillståndsprövningen behandlas utförligt i appendix 2.

Återkommande

säkerhetsgranskning

Drifterfarenheter och forskningsresultat kan leda till förändrade säkerhetskrav och av

säkerhetshöjande åtgärder. Säkerhetsgranskningen

kärnkraftverken är en från

kontinuerlig process tillsynsmyndigheternas

och sida.

anläggningsägamas

Förändrade säkerhetskrav kan föranleda

modifieringar av äldre aggregat. Som exempel kan nämnas att det äldsta svenska Oskars-

aggregatet, hamn 1, byggdes innan nu säkerhetskriterier för och

gällande separation

redundans mellan olika fastställdes. Reaktorblocket har

säkerhetssystem

därför försetts elektriskt

med ett nytt kompletterande matningssystem

som placerats i en särskild helt skild från den Detta

byggnad, gamla.

höjer säkerheten eftersom man fått två från varandra

separerade system för avställning.

Vid efter rörbrott innanför

nedblåsning reaktorinneslutningen uppstår

höga dynamiska laster. Utförda försök har visat att dessa laster kan vara större än vad som förutsatts vid av i

dimensioneringen inneslutningarna

de svenska kokarreaktorerna. de interna delar-

Förstärkningsarbeten på

na i har därför utförts i kokarreaktorer.

inneslutningen samtliga

I Oskarshamn 2, 1 och Barsebäck 1 ändrades 1974 härdstrilen i

Ringhals

reaktorernas nödkylsystem, så att det totala antalet

strildysor blev unge-

fär det därför att

fyra gånger ursprungliga. Modifieringen genomfördes

experiment hade visat på behovet av en bättre av

fördelning kylvattnet

över härden vid

nödkylning.

En av det svenska säkerhetsarbetet olika områden

sammanställning på

finns i kapitel 9.

4.6 och funktion

Säkerhetssystemens uppbyggnad

Säkerhetssystemen hos kärnreaktorerna och

år av två typer: passiva aktiva. Passiva är sådana som utan att de sätt

systern fungerar på något

behöver anropas eller annat sätt aktiveras. De aktiva

på säkerhetssyste-

men måste erhålla signaler utifrån för att träda i funktion. Till de

passiva säkerhetssystemen räknas t.ex. och bränslekapsling reaktorinneslutning-

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

brukar, beroende sin funktion, indelas i haveri-

Säkerhetssystemen på

haveribekämpande och konsekvenslindrande system.

förebyggande,

Kokarreaktoremas säkerhetssystem

Bränslet och dess är den första barriären mot radioaktiva

kapsling

Reaktorinneslutningar

har en funktion vid

Reaktorinneslutningen viktig skadebegränsande

ett eventuellt reaktorhaveri. Den skall förhindra omfattande läckage av

radioaktiva ämnen till Reaktorinneslutningen är en tryckomgivningen.

bärande och Den är dimensionerad för tryck upp till

gastät byggnad. omkring fem gånger det vanliga lufttrycket.

i en kokarreaktor omfattar bara reaktorn och hu-

Inneslutningen (BWR)

vudcirkulationskretsarna. Den som vid ett rörbrott leds

ånga frigörs

Reaktorinneslutnung hos BWR (kokarreaktor)

Reaktorinneslutningens betongvägg

DryweH

lngjuten stálkonstruktion

Wetwell

Reaktorbyggnad

Kondensationsbassäng

Iiá-zo-nme

utsläpp (se kapitel 3, avsnitt 3.2). Den andra barriären är reaktortanken

(reaktorkärlet) och primärsystemet (se 3, 3.3). kapitel figur

För att förhindra att en läcka i skulle kunna leda till

primärsystemet

utsläpp i finns en barriär i form av en

omgivningen tredje inneslutnings-

byggnad.

lnneslutningen för kokarreaktorer baseras om

på principen tryckdämp-

ning med hjälp av en (se faktaruta 4.6).

kondensationsbassäng

4:6

genom nedblåsningsrör till en vattenbassäng. Där kondenseras ångan.

lnneslutningen är fylld med för att förhindra

kvävgas knallgasexplosion

från eventuell som kan bildas vid ett haveri.

vätgas

i en tryckvattenreaktor (PWR) omfattar hela

Reaktorinneslutningen pri-

märsystemet, d.v.s. reaktorn, cirkulationskretsar och

ånggeneratorer. Denna inneslutning är fylld med luft.

Reaktorinneslutning hos PWR

(tryckvattenreaktor)

Servicekran

:s:

Fleaktor-

inneslutning

Ånggeneratorer

40m l J

dimensioneras för att kunna motstå den tryckstegring

lnneslutningen som vid brott den rörledningen i primäruppstår fullständigt på grövsta

för och matarvatten, som inneslut-

systemet. Ledningar ånga går igenom

är försedda med dubbla snabbstängande ventiler, så kallade

ningen,

skalventiler.

Även vissa kan en form av passivt säker-

driftegenskaper sägas utgöra

Lättvattenreaktorer har den att själva sträva

hetssystem. egenskapen

efter att minska effekten vid leder nämligen

effektökning. Effektökning

till av och av kylmediets täthet.

höjning bränsletemperaturen minskning

Därmed minskar termiska neutroner, vilket med-

mängden (långsamma)

för att och därmed i bränslet mins-

kärnklyvningen energiutvecklingen

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

egenskap

Bland de aktiva kan nämnas styrstavarna. De an-

säkerhetssystemen

vänds normalt i reaktorn men utgör även

för att styra effektutvecklingen ett säkerhetssystem.

För att snabbt av reaktorn och hålla den avstängd används styr-

stänga

stavar, som i kokarreaktorer sätts in i härden underifrån (se figur 3.3, ka-

3). Den verksamma delen består av korsformade stålplattor, inne-

pitel

hållande neutronabsorberande material, som förs in mellan fyra angränsande I Forsmark 1 finns 161 styrstavar.

bränslepatroner.

drivdon består i Asea-Atoms reaktorer av ett hydrauliskt

Styrstavarnas

för snabb och ett elektromekaniskt för normal system inskjutning system

Dessutom finns ett oberoende system för reak-

manövrering. ytterligare toravställning av borhaltigt vatten. genom insprutning

initieras automatiskt via mätgivare och villkors-

Reaktoravstängning

kretsar.

Viss fortsätter i bränslet sedan klyvningsprocesserna

värmeproduktion

förts in i reaktorn. Denna så kallade reststoppats genom att styrstavarna effekt härrör från sönderfall. Resteffekten uppgår

fissionsprodukternas

minut efter det att styrstavarna förts in till cirka 5% av den ur-

någon

reaktoreffekten. Den avtar med tiden men kräver fortlöpande

sprungliga

för att bränslet inte skall överhettas. Tabell 5.1 i kapitel 5 ger mer i

kylning

detalj resteffektens beroende av tiden.

Normalt sker att leds från reaktorn till

resteffektkylningen genom ånga

turbinens kondensor, där värme bortförs genom huvudkylvattensystemet. Kondensatet återförs till reaktorn matarvattensystemet. När

genom

så att kondensorns funktion inte längre kan

reaktortrycket sjunkit långt

skalventiler, och resteffekten bort-

upprätthållas, stängs ångledningarnas

anslutet till reaktorn. Reaktorn då förs genom ett särskilt kylsystem sägs vara kallt avställd, d.v.s. i reaktorsystemet ligger

tryck och temperatur

inte långt från omgivningens.

Om trycket i reaktorn blir för automatiskt avblåsningsventi-

högt öppnas ler på ángledninggarna och ångan leds via särskilda rör till inneslutningens kondensationslnassäng. Ökar trycket ytterligare öppnas säkerhets-

ventiler. Dessa har också till att vid vissa haverier snabbt sänka

uppgift reaktortrycket.

Huvudventilerna kan öppnas med hjälp av styrventiler på elektrisk väg

eller genom tryckaktivering. Avblåsningsventilerna återstänger automa-

tiskt när under ett visst värde. ventiler

reaktortrycket sjunkit Samtliga

kan tvångsstangas manuell manöver från kontrollrummet.

genom

Vid normal drift råder balans mellan avledd ånga och tillfört

mängden

matarvatten. Om balansen rubbas kan vattennivån i reaktortanken sjunka. I denna situation in. har till

kopplas spädmatningen Spädmatningen

Lippgift att upprätthålla vattennivån så att reaktorhärden kan kylas tillfredsställande.

Vid stora rörbrott i räcker spädmatningen inte för att hål-

primärsystemet

la vattennivån i reaktortanken. Därför finns ett lågtryckshärdkylsystem bestående av oberoende delsystem med vilka vatten kan tillföras reaktorn vid under cirka 1.5 MPa (15 bar). Vatten tas från kondensa-

tryck tionsbassängen.

Figur 4.l visar nödkylningssystemen i en kokarreaktor av Forsmark-typ.

Varje system har fyra kretsar A-D. är tillräcklig för att med

Kapaciteten

enbart två kretsar i drift klara systemets funktion.

Surinklersystem tor reaktonnneslutuungen spnnklmsystem

fö! reaktorinneslutningen

Lagtrycks- : _

hardkylsvstem hgaârügsløm

Hiáivmotar - Hjälpmalar-

vanensvstem vattensyslem

Lágtrycks- L l k_

hardkylsvstem hêágdrllçlsâstem

Hjälprnatar- Hiä|pfna|ap vanensystem vanensysçem

Sprinklersystem , V _ Sprinklersystem

var reaktonnneslutnlngen för reaktorinneslulningen

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

Om rörbrott inträffar innanför inneslutningen snabbstoppas reaktorn och

inneslutningen isoleras genom att skalventilema stänger. Nödkylningen

har till dels att reaktorhärden, dels att bortföra resteffekten.

uppgift kyla

av reaktorhärden åstadkoms vid små brott av hjälpmatar-

Kylningen

och vid stora brott av lågtryckshärdkylsystemet. Två av vattensystemet

kretsar tillför vatten till reaktorns fallspalt och de övriga två till systemets

över härden. kyls av inneslut-

strildysor Kondensationsbassängvattnet

som via värmeväxlare bortför resteffekten till

ningssprinklingssystemet

havet. Genom de dieselmatade hjälpkraftsystemen säkras elförsörjningen även vid bortfall av yttre nät.

Tryckvattenreaktom

I likhet med kokarreaktom bränslet och dess kapsling den första

utgör säkerhetsbarriären i tryckvattenreaktom. Tryckvattenreaktorns annor-

lunda konstruktion i förhållande till kokarreaktom att även säker-

gör

hetssystemen blir annorlunda.

Svenska har tre huvudcirkulationskretsar, som är

tryckvattenreaktorer

anslutna till reaktorn. Varje krets innehåller en ånggenerator

parallellt och en huvudcirkulationspump. Dessutom finns en tryckhållningstank med tillhörande avblåsningstank. 1.2 i kapitel 1 år en principskiss Figur av en tryckvattenreaktor av fabrikat Westinghouse.

Tryckvattenreaktorer har en mera kompakt härd och ett högre reaktor-

tryck än kokarreaktorer. Eftersom vattnet inte kokar i reaktorn saknas

för ångavskiljning i reaktortanken. Reaktortanken får därför

utrustning

lägre höjd, mindre diameter och tjockare vägg än motsvarande kokarreaktor (se figur 3.3, kapitel 3).

för är en byggnad av

Reaktorinneslutningen tryckvattenreaktorer gastät

förspänd betong som omsluter reaktortank och huvudcirkulationskretsar (faktaruta 4.6).

För att minska tryckstegringen vid rörbrott i finns ett

primärsystemet

sprinklingssystem bestående av två oberoende kretsar, som vardera har

tillräcklig kapacitet att hålla trycket under det högsta tillåtna. Sprink-

lingssystemet tar vatten först från en förrådstank, sedan från en sump i

botten av inneslutningskårlet. lnneslutningssprinklingen har även till uppgift att rena inneslutningsatmosfären från luftburna radioaktiva klyv-

ningsprodukter.

är i svenska tryckvattenreaktorer av så kallad U-rörs-

Ånggeneratorerna

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

Ånga

nen som strömmar utsidan av U-rören. l ånggeneratorns övre

uppåt på del finns och fuktavskiljare. En ånggenerator är ång/vattenseparatorer

21 rn hög och har en diameter av 4.5 m. är i de svenska

Ånggeneratorerna

Till turbin ää :sä

§3

År ggenerator Tryckhållningstank

Huvudcirku- Iations- DUmP

Reaktorkärl

r_ Nödkylsystemets for Pumpar högtryckspumpar reaktorsnne- . T|||krets1 shnningens ._ Sprinklersystem .FH l i

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

-P

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

1 ._

Nödkyisystemets lågtryckspumpar

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

av fabrikat Westinghouse belägna högre än reaktryckvattenreaktorema

torhärden. Andra reaktorkonstruktioner, som Babcock 8: Wilcox har annan av Detta kan i vissa lägen ha bety-

utformning ånggeneratorerna.

delse för reaktoms (se vidare analyserna i

passiva säkerhetsegenskaper

kapitlen 5 och 8).

Om det ordinarie matarvattensystemet inte är tillgängligt träder hjälpmatarvattensystemet i funktion. Systemet levererar kallt vatten från en förrådstank till ånggeneratorernas sekundärsida. Ofta finns två oberoende

det ena med en och det andra med pumpsystem, ångturbindriven pump två elmotordrivna, dieselsäkrade Förlust av ordinarie matarvat-

pumpar. tensystem innebär att snabbstopp utlöses.

i av består av

Nödkylsystemen tryckvattenreaktorer Westinghousetyp

system för insprutning av borhaltigt vatten i reaktorn och system för

sprinkling av inneslutningen (se figur 4.2).

Borvatteninsprutningen ombesörjes av tre delsystem: ett gasdrivet ackumulatorsystem, ett pumpdrivet högtryckssystem och ett pumpdrivet lågtryckssystem.

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

under ackumulatortrycket.

Högtrycks- och lågtryckssystemen har motordrivna pumpar med säkrad

De kan leverera tillräckligt med borvatten under lång tid

elförsörjning.

genom återcirkulation av vatten från inneslutningssumpen.

Sprinklingssystemet för inneslutningen kyls via en mellankylkrets till

kylvattenkanalerna för havsvatten som utgör den slutliga värmesänkan för resteffekten.

En innehåller elektriska med

typisk tryckhållningstank värmepatroner

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

När effektuttaget från turbinen minskar ökar reaktorvattnets temperatur och tryck, vilket automatiskt utlöser strilsystemet i tryckhållarens topp.

kondenseras en del ånga vilket sänker trycket. På motsvaran-

Härigenom de sätt kommer vid ökning av effektuttaget trycket att sjunka i primär-

systemet. Då slås värmaren på, varvid ånga produceras och trycket ökar.

Om trycket i primärsystemet blir för högt öppnar först avblåsningsventi-

lema, och sedan - om trycket fortsätter att stiga - säkerhetsventiler.

Ventilerna är placerade på tryckhållningskärlet och blåser ånga till en avblåsningstank. Avblåsningstanken skyddas mot överbelastning genom sprängbleck som blåser till inneslutningen.

Om trycket i blir för högt öppnar en säkerhetsventil på

sekundärsystemet

och blåser ut ångan i fria luften.

huvudångledningen

För resteffektkylning efter reaktoravställning används till en början det

ordinarie sekundärsystemet. Om turbinens yttre belastning fallit bort, dumpas ånga direkt till kondensorn. När kondensorns vakuum inte

länge kan upprätthållas, inkopplas kylsystemet för kall avställd reaktor

som är anslutet direkt till primärsystemet.

Operatörsutbildning

Operatörsutbildningens struktur och längd påverkas av flera faktorer

t.ex.: o anläggningens status, d.v.s. om anläggningen i drift eller är

tagits under uppbyggnad,

o den teoretiska och erfarenhetsmässiga bakgrunden hos den nyanställda personalen.

Målet för utbildningen är att operatören skall uppnå en sådan 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:

o om kärnkraft; om eleven inte har

grundläggande undervisning tidigare

kunskap inom området kan kursen utökas, 0 vistelse på ett kärnkraftverk (ej det där och rutiner

egna), procedurer

studeras; i denna fas ingår också konventionella lektioner i klassrum, o simulatorträning; eleverna arbetar om tre och roterar ini grupper bördes så att var och en får erfarenhet av arbetet som skiftingenjör,

reaktor- respektive turbinoperatör,

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

operatören

o träning på det egna kärnkraftverket; i denna del ingår lektioner, teoretiska prov och praktisk träning av arbetsuppgifter under kämkraftver-

kets uppstartningsfas.

Detta också i för nyanställd perso-

utbildningsprogram tillämpas princip

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 utbildas vid AB Kärnkraftutbildning (AKU),

Sverige reaktoroperatörer av kraftbolagen.

som gemensamt ägs

AKU:s för kokarreaktorer i Studsvik togs i bruk 1974.

träningssimulator

vid Barsebäck 1 var de första, som hade tillgång till denna

Operatörerna

som Det kan också nämnas att denna simulator

utbildningshjälpmedel.

var den första i sitt i i Sverige liknar den som

slag Europa. Utbildningen

finns i USA. Reaktortillverkaren Asea-Atom erbjuder på liknande sätt som amerikanska tillverkare kurser inom sitt område med undantag av simulatorträning, som handhas av AKU.

2 var till en början hänvi-

Operatörerna på tryckvattenreaktorn Ringhals

sade till Westinghouse anläggningar i USA för simulatortänin g. Numera

AKU även över en simulator för de svenska tryckvattenblocken.

förfogar

Nuvarande utbildningsgång för svenska reaktoroperatörer är följande:

o på kärnkraftverket som omfattar

grundläggande befattningsutbildning

såväl teori som praktik,

o grundkurs vid AKU-simulator,

0 fortsatt utbildning på kärnkraftverket.

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

I sker en och utvärdering av utbildningsresultatet Sverige uppföljning

inom Vidare sker genom ett av kraftföretagen inrättat

varje kraftföretag.

samarbetsforum en nära av utbildningsprogrammen liksom

samordning av kraven på eleverna och utvärderingen av deras utbildningsresirltat.

Driftchefen är gentemot myndigheterna för att kraftverksperso-

ansvarig

nalen redovisade utbildningsplaner med

genomgått utbildning enligt

godkänt resultat.

Det ordinarie arbetet i ett kontrollrum ett kärnkraftverk består till stor

på

del av där jämförelsevis få manuella aktiviteter in-

övervakningsarbete,

går. Detta får till följd, att de färdigheter för att ta hand om driftstömingar som övas i simulator snart faller i glömska, om inte träningsmöjligheter

och skäl är det inte ges. Av driftsäkerhetsskäl produktionsekonomiska möjligt att träna driftstömingar i det egna kontrollrummet utan man är hänvisad till Det antalet simulatorer

träningssimulatorn. begränsade

medför, att det inte är att sända till simulatorn mer än

möjligt operatören

vartannat år.

ungefär

I inkluderas en två-veckorskurs vid AKU träningssimulator i

Sverige

Behovet av återträning har sammanfattats på följande sätt:

återträningen.

o teoretiska och måste genomföras, för att

praktiska repetitionskurser hålla personalens specifika kunskaper aktuella,

o med hjälp av kan driftstörningar och ononnala

träningssimulatorn

driftsituationer simuleras, och deras riktiga omhändertagande tränas.

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

omfattande

innan de tillåts att arbeta i kontrollrummet. Okande drift-

självständigt

erfarenheter och ändringar i kan leda till behov av modi-

organisationen fiering av nu gällande utbildnings- och träningsprogram för operatörerna

i kärnkraftverk och därmed av kraven på och motiven för eventuell

licensiering.

I motsvaras kraven för av licens i USA av det återträ-

Sverige förnyelse

ningsprogram som läggs upp av driftchefen vid kärnkraftverket i samråd

med myndigheten.

4.8¶Drifterfarenheter och tillbud

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

sägas

Browns Ferry

Det allvarligaste reaktorhaveriet före Three Mile Island var branden i Browns Ferry som inträffade i mars 1975. Anläggningen har tre kokarreaktorer av vilka två var i drift när olyckan hände. Den direkta orsaken till branden var av som användes för av

antändning polyuretanskum tätning

luftläckor vid kabelgenomföringar. Materialet antändes när flamman från ett ljus som användes för att prova tätheten in i skummet

drogs genom luftdraget i den läckande genomföringen. Elden fortplantade sig till ett

kabelfördelningsrum innan den bragtes under kontroll och slâcktes.

Skador uppstod genom kortslutning och jordkontakt sedan isoleringen

bränts bort på ett stort antal elektriska kablar för väsentlig utrustning.

Tillräckligt mycket av utrustningen förblev dock manöverduglig för att

reaktorerna kunde hållas under säker kylning och ställas av. Under två

skeden av händelseförloppet var nödkylsystemen satta ur funktion.

Inget utsläpp av radioaktiva ämnen utöver de nivåer som hörde samman med normal drift ägde rum.

Davis-Besse

I 1977 inträffade ett missöde under den nukleära

september provdriften

av aggregat 1 i Davis-Besse stationen. Reaktorsystemet är av samma konstruktion och fabrikat som Three Mile Island. Reaktorn kördes vid tillfället vid 263 MW termisk effekt (= 9% av full effekt) med turbinen avstängd. Händelsen började med att systemet för kontroll av läckage i sekundärkretsen av okänd anledning utlöste av en ventil i

stängning

matarvattenledningen till den ena av reaktorns två Där-

ânggeneratorer.

med sjönk vattennivån sekundärsida, vilket initierade

på ånggeneratorns 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 förorsakade ökad temperatur och ökat tryck i

kylningen avblåsningsventil öppnade som primärkretsen. Tryckhållningskärlets beräknat men fastnade i läge. Utströmning skedde kontinuerligt öppet till avblåsningstanken och vattennivån i tryckhållaren steg. Operatören

då av reaktorn 1 min och 47 sek efter incidentens början.

stängde

På grund av den avblåsningsventilen minskade trycket i primäröppna

snabbt. startade automatiskt och vis-

systemet Högtrycksnödkylsystemet sa av inneslutningens skalventiler stängde. Avblåsningstanken överfyll-

des och dess utlöstes cirka 40 m3 vatten i form av

sprängbleck varigenom ånga strömmade ut i inneslutningen.

Efter ungefär 6 min stoppade operatörerna pumparna i högtrycksnödkylsystemet. Reaktortrycket fortsatte att sjunka till dess att mättnadstrycket

nåtts och bildas. Tryckhållningskärlets nivåmätare gick

ånga började

utanför skalan, och en av huvudcirkulationspumparna i varje krets stoppades för att minska bidraget från pumparnas egen värmeutveckling.

Efter 21 min blev det klart att avblåsningsventilen stod öppen. En blockventil stängdes då från kontrollrummet, varigenom utströmningen från

primärsystemet till avblåsningstanken stoppades. Genom högtrycksnöd-

kylsystemet kunde stabilisera reaktortrycket och vattenni-

operatörerna

vån i tryckbehållningskärlet och ta ner reaktorn till kallt avställt tillstånd.

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

Beznau

I 1974 inträffade ett haveri i den schweiziska reaktorn Beznau

augusti 1, som är en 350 MW(el) tryckvattenreaktor av Westinghouse tillverkning

med två turbiner. Händelsen inleddes med att en av turbinerna snabbstängde på grund av vibrationer i lager och Normalt skulle då

hölje. ånga

ha letts förbi turbinen direkt till kondensom, men av fel i turbi-

på grund

nens tryckregulator inte Detta ledde till att

öppnade dumpventilerna.

temperatur och tryck snabbt och att nivån i

steg i primärsystemet tryck-

hållningskärlet ökade. Vid 16 MPa (160 bar)

tryck öppnade avblåsnings-

ventilerna vilket medförde snabb

på tryckhållningskärlet, tryckminskning i primärsystemet.

Ungefär 10 sekunder efter hade så

ventilöppningen reaktortrycket sjunkit

långt att signal utlöstes för av ventilerna. En av ventilerna

återstängning

fastnade i vilket att fortsatte att

öppet läge, gjorde reaktortrycket sjunka.

Reaktorn snabbstoppades om för Efter cirka 1

på signal lågt reaktortryck.

minut var trycket 10 MPa (100 bar). Det fortsatte att minska och vid 7 MPa

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

Ångan pressade upp vatten tryckhållningskärlet fylldes

ungefär 3 minuter efter

snabbstoppet.

2 á 3 minuter efter att

snabbstoppet upptäckte operatören avblåsnings-

ventilen inte och isolerade den med av en

återstängt hjälp blockerings-

ventil. Vattennivån i då och 11 minu-

tryckhållningskärlet började sjunka,

ter efter utlöstes automatiskt av

snabbstoppet injektion nödkylnings-

vatten på signal om för och nivå i

lågt tryck låg tryckhållaren. Nödkyl-

systemet fungerade normalt och åstadkom av och nivå i

ökning tryck tryckhållaren till 11 MPa (110 bar) respektive 70°/o, då nödkylsystemets

pumpar stängdes av. Därefter togs reaktorn normalt sätt ner till kallt

på

avställt tillstånd.

Ungefär 3 minuter efter erhölls om för

snabbstoppet larmsignal högt

tryck i och 1 minut senare aktivitetslarm.

inneslutningen Operatören

startade då Eftersom flera indi-

inneslutningens kylsystem. larmsignaler

kerade fel snabbt slutsatsen att

på avblåsningstanken, drog operatörerna avblåsningstankens sprängbleck hade blåst och att var avblåsningsröret

skadat.

Tillbudet i Beznau är ett ett TMI-liknande där två

exempel på förlopp,

onormala händelser (utebliven av och utebli-

öppning dumpventilerna

ven av en åstadkom en

återstängning avblåsningsventil) potentiellt farlig

situation. Tack vare normal funktion hos och korrekt

säkerhetssystemen

handlande från operatörernas sida undveks konsekvenser.

allvarliga

Karnkraftverket Three Mile Island zitanför Harrisburg, Pennsylvania, USA. Den hitre högra av de runda byggnaderna i mitten är inneslutningen till den havererade reaktorn TMI-2. (Foto Reportagebild)

5 vid TMI-2

Händelseförloppet

Kapitlet inleds med en teknisk av kärnkraft-

översiktlig beskrivning

blocket Three Mile Island Därefter en relativt

nr 2 (TMI-Z). följer fyllig

redovisning i för det tekniska vid haveriet

tidsföljd händelseförloppet

med kommentarer till vid olika redovisas

läget tidpunkter. Därpå viktiga-

re punkter i det d.v.s. av

radiologiska händelseförloppet, frigörandet

radioaktiva ämnen från härden, deras inom och utom

spridning anlägg-

ningen samt stråldoser till anställda och allmänhet. av

Beskrivningarna

de tekniska och avslutas med korta redo-

radiologiska händelseförloppen

visningar av nuvarande beträffande m.m.

läge uppröjningsarbete,

Efter detta redovisas och som tekanalyseras olika typer av felfunktioner niska fel, operatörernas m.m. avslutas med en

åtgärder, Kapitlet analys

av frågor fanns att förhindra härdhaveriet? av typen Vilka möjligheter

och Vad hade hänt om haveriet fått ett

allvarligare förlopp?

För utförligare och av hänvisas

beskrivningar analyser händelseförloppet

dels till de amerikanska rapporterna i dels till

litteraturförteckningen,

bilagorna.

5.1. av kämkraftblocket

Översiktlig beskrivning

Three Mile Island nr 2 (TMI-2)

Allmänt

KärnkraftverketThree Mile Island en ö med samma namn i

ligger på

Susquehannafloden i delstaten 15 km om

Pennsylvania, omkring sydväst

delstatshuvudstaden Kraftverket har och drivs av

Harrisburg. byggts

Metropolitan Edison C0 (Met-Ed) i Kraftverkets

Reading, Pennsylvania.

ägare är Metropolitan Edison Co (50%), Central Power and

Jersey Light

Co (25%) och Pennsylvania Electric C0 (25°/o). Edison

Metropolitan ingår

i sin tur i elkraftkoncernen General Public Utilities (GPU).

Kraftverket består av två av fabrikat Babcock 8:

tryckvattenaggregat

Wilcox . TMI-l om 790 MW elektrisk effekt 1974. togs i drift i september Den är sedan haveriet i TMI-2, bl.a. därför att den har vissa

avstängd

hjälpsystem gemensamma med den havererade reaktorn. TMI-2

började

byggas 1970. Reaktorleverantör var som nämnts Babcock & Wilcox,

medan Westinghouse har levererat den elektriska Huvud-

utrustningen.

konstruktör för hela var firman Burns & Roe. Licens att

anläggningen

börja ladda aggregatet lämnades av USA:s US

kärnkraftinspektion,

Nuclear Regulary Commission den 8 februari 1978.

(NRC), Aggregatet

togs i provdrift den 28 mars 1978. På av olika under

grund driftstörningar

inkörningen kom man inte upp i nämnvärda förrän mot slutet

effektuttag

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

elenergi, motsvarande drift vid full effekt under 60-70

dagar.

Teknisk beskrivning avTMI-2

Reaktorn i är konstruerad för en värmeeffekt på

TMl-Z-anläggningen

effekt 880 MW. Reaktom är maximalt 2700 MW, vilket ger en elektrisk på storlek som de tre i Ring-

alltså av ungefär samma tryckvattenaggregaten

utförandet är i flera avseenden annorlunda. hals, men det tekniska i den tekniska av figur 5.1.

Huvuddragen uppbyggnaden framgår

leds från reaktortanken till två ånggenera-

Det uppvärmda primärvattnet

och tillbaka sammantorer av s.k. genomströmningstyp (OTSG) genom

i primärkretlagt fyra huvudcirkulationspumpar. Tryckhållningstanken

med en likale-

sen är försedd med en fjärrmanövrerad avblåsningsventil

des i serie samt två säkerhetsventiler.

fjärrmanövrerad blockeringsventil

leder ett rör till en i inneslutningen. Från dessa ventiler avblåsningstank

Vatten via det s.k. Let-down-systemet.

kan tappas ur primärsystemet

delen av A. kan tillfö- Detta är anslutet till nedre ånggenerator Kylvatten ett Detta är

ras primärsystemet genom högtrycksinsprutningssystem.

är an-

ett av nödkylsystemen. Högtrycksinsprutningssystemet

samtidigt

slutet till (se figur

trycksidan på samtliga fyra huvudcirkulationspumpar

med hjälp av en 5.1.). Under normal drift sker spädmatning (make-up) krets i Dessutom kan primär-

särskild högtrycksinsprutningssystemet.

är tillföras vatten det andra

systemet om trycket tillräckligt lågt genom

det s.k. Det är anslutet

nödkylsystemet, lågtrycksinsprutningssystemet.

direkt till reaktortanken.

deras och inbördes nivå- De här nämnda systemen, anslutningspunkter de av 5.1 är av stor betydelse för förhållanden, sådana framgår figur

haveriförloppet.

finns ett stort antal mätinstrument och reglage för alla I kontrollrummet såväl som sekundärsidan.

viktigare systern på primär-

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

väg inprogrammerade,

där kan fram aktuella värden på

en frågeterminal operatörerna begära

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

frågeterminalen operatörerna

fram aktuella värden. Larrnen markeras också i kontrollrummet genom

signallampor och genom ljudsignaler.

var också försedd med en s.k. reaktimeter. Det är en databand- TMI-2 sekund in viktigare mätvärden

spelare som var tredje spelar tjugofyra

som beskriver tillståndet i olika delar av reaktorsystemet.

...az

;oimmr .wczm›

uñfoimw. ...Q ...S

woctm.mumê.o. 9.22:

uwE .S

EoñåzwEca

EEwñm§c3ou

râxöimom ,p _oztmcommc/x .w .m .v .m 59.:.. .Smöcoo _omcmncox

xcåmmczzäcxuå... _zcmmmc_cmm_a> _zcgmmczmxunzm .o _=cm›m.wc..mxmm .n xcmuwm:_:mm_n› .w Emuøm._w_v_c_.aw .m cmmEcäiwcc_ Emummmmc_com EmummmmEcmm

aEaqmcozmäxtuuzåx _o_ .S .mr .mr .3 .mmc_cua._amc_mv_u›zmox m.. _m_ .C

|. n!

_

i êmuuåñEta

.

ä ...näxwtoä

:EEE

smått, 9

.mo .mc__.=:_wøc:_._oe_mw.

. .mncmzws :ua

.Näää

m t.

3:53

§3

anti

m ®

30.5_ ©

Al rv li “mäsâxâxåux E.

§ _

mmwc

E

..m.mEa_m_I :wzmñåmå

ämm_

mmtaamuirxw

5.2¶Det tekniska händelseförloppet

Före haveriet

Natten till den 28 mars 1979 drevs TMI-Z vid 97% av full effekt. Den amerikanska (NRC) har i sin analys pekat på att aggre-

kärnkraftinspektionen

med brister i och underhåll. Sålunda hade man ett gatet då drevs tillsyn onormalt stort av vatten och från primärkretsen, bl.a.

läckage ånga

genom att den s.k. avblåsningsventilen på tryckhållningstankens topp läckte. Vidare var ventiler felställda och s.k. sprängbleck på några

var trasiga. avloppstankar

Sedan problem med det föregående dag (den 27 mars) hade man vissa som renar matarvattnet från turbinkondensorn till ånggeneratosystem rernas sekundärsida 5.1). Det senare är en driftstörning av en

(se figur

för säkerheten, även om den i detta typ som är utan förutsedd betydelse fall råkade till den utlösande händelsen. Denna inträffade

ge upphov

kl. 04.00 den 28 mars. I kontrollrummet fanns då två operapå morgonen törer och en förman medan befann sig ute i anlägg-

skiftingenjören ningen.

De första 15 minutema

Tid O Under arbetet för matarvattnet i

på reningssystemet

sekundärkretsen kommer vatten ett missöde in i (0400:236) genom ett Som följd stänger vissa tryckluft-

tryckluftsystem.

manövrerade ventiler i matarvattensystemet.

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

Tryckhållningstankens nivå börjar stiga snabbt, ångblåsan och trycket stiger i

i dess övre del pressas samman

primärsystemet.

3-8 sek vid

Avblåsningsventilen på tryckhållningstanken öppnar

förutsett Reaktorn automatiskt.

tryck. snabbstoppas

Värmeutvecklingen i härden går snabbt ned till resteffekt.

9-13 sek Sekundärsidans ångtryck når sitt högsta värde liksom primärsidans. stänger Let down-flödet

Operatörerna

för att parera ett väntat snabbt fall i tryckhållningstankens niva.

Kommentar: Operatörerna är beredda på stora svängningar i nivå vid en s.k. transient av

tryckhållningstankens denna (reaktorsnabbstopp efter turbinutlösning). De

typ

har varit med om liknande transienter

tidigare. Förloppet

har även tränats i simulator.

Operatörerna återstartar också Make up-pumparna

samt förbereder start av av

högtrycksinsprutningen

samma skäl som ovan. Tidigare erfarenheter har visat att

tryckhållningstankens nivå sjunker mycket långt ner. I sammanhanget skall påpekas att Makeup-pumparna

är svårstartade vilket ökar stressen

på operatörerna.

13-15 sek i är Trycket primärsystemet på väg nedåt och passerar det

värde där avblåsningsventilen får signal att stänga.

Ventilen fastnar dock i Flödet ventilen

öppet läge. genom

fortsätter oavbrutet under cirka 2 timmar och 20 minuter framåt. Nivån i når sitt värde och

tryckhållningstanken högsta

vänder. startar.

Hjälpmatarvattenpumparna

Kommentar: Hittills har till synes allt förlöpt normalt. Operatörerna har inga tecken på att något är fel. På manöverpanelen kan ej avläsas att ventilen har fastnat i

öppet

läge. Där visar endast en lampa att normal för

signal stängning gått ut.

ca 30 sek matarventiler till

Ånggeneratorernas börjar öppna följd

av låg nivå på sekundärsidan.

1 min Larmskrivaren 145°C i

anger temperaturen avblåsnings- (04.01) ledningen. Instrumenten visar mycket låg vattennivå i

båda ånggeneratorernas sekundärsida. Nivån i tryckhållningstanken börjar att stiga snabbt. Reaktortrycket är nu

nere i omkring 125 bar (12,5 MPa) mot normalt

omkring

150 bar (15 MPa).

Kommentar: Här instrumenten visa en rad

börjar på

onormala tillstånd. Det är nu

tydligt att operatörerna främst inriktar den nivån i

sig på stigande tryckhållnings-

tanken. skulle nivån

Erfarenhetsmässigt sjunkit betydligt

djupare. Om nivån får för snabbt kan en

stiga toppfyll-

ning av systemet befaras med risk för vissa skador

på

reaktorkärlet. Vad som i Verket inträffar

själva är att trycket nu så att man fått en kok-

sjunkit lågt begynnande

ning i härdens centrala delar. kondenserar

Ångbubblorna

när de kommer ut i härdens med det

topp och blandas kalla vattnet från härdens delar. i

yttre Ångvolymen

centrum trycker dock vattnet i

reaktorsystemet upp i tryckhållningstanken.

Operatörerna har inte utbildats i att kokning kan uppträda på detta sätt. Deras att man nu riskerar

tolkning

att toppfylla systemet är mot den

bakgrunden naturlig.

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

Ånggeneratorerna

sekundärsidan.

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

2 min 4 sek Högtrycksinsprutningen startar automatiskt på grund av

lågt tryck i primärsystemet, cirka 110 bar (11 MPa).

3 min 14 sek Operatörema ställer om högtrycksinsprutningen på

manuell kontroll. Detta är en invand beredskapsåtgärd. Operatörema koncentrerar sig fortfarande på den stigan-

de nivån i tryckhållningstanken.

4 min 38 sek De bryter

Operatörema stryper högtrycksinsprutningen.

därvid mot den instruktion som att en automatiskt

säger

utlöst högtrycksinsprutning endast får strypas om både

och nivån i tryckhållningstanken I verkligtrycket stiger.

heten fortsätter trycket att falla. Temperaturen i reaktorsystemet ligger still.

Kommentar: Ångbildningen i härdens centrala delar ökar men ångblåsorna slås ned när de blandas med kallare vatten i andra delar av Vatten fortsätter

primärsystemet. att pressas upp i tryckhållningstanken.

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

genom Let d0wn-systemet.

6 min Nivån i utanför mätområdet.

tryckhållningstanken går

Operatörema anser därmed att systemet är toppfyllt.

Kommentar: Kokningen breder nu ut sig i hela härden. Trycket är 95 bar och och temperaturen kring

stigande

307°C. (Jämför figur 5.2)

8 min att hjälpmatarvattenflödet är Operatörema upptäcker

blockerat. Man öppnar de stängda ventilerna.

Ånggene-

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

reaktorsystemet igen.

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

Operatörema startar på nytt inmatning genom högtrycks-

insprutningen.

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

°ZAvbIåsningsventiI Sekundärvatten

6.0;

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

a EDID

O-“o

Ånggenerator

›°°.°° O .O

oc

Från reaktor- v Åter till kärl O reaktorkärl

anno-var*

a

;We

0,00.

no °o Reaktorkärl , _ Kallt ben Avblåsnnngstank Krets A Krets B

Figur 5.2 Tillståndet i YULIklOYSl/SMNILW 6-8 minuter efter snabbstoppet. Primärsystemet är toppfyllt. Kokningen breder ut sig ihärden. (Källa: NSAC-1)

12-17 min Larm fås om minskat huvudcirkulanågot flöde genom

tionspumparna. Någon gång vid denna tid också börjar

troligen avblåsningstanken att svämma över. Detta uppmärksammas inte bland det antal stora larm som nu erhålls. Larmskrivaren har sackat efter och instru-

långt

menten som ger detaljinformation om förhållandena i

avblåsningstanken finns på en sidopanel bak i konlångt

trollrummet.

Kommentar till de 15 minuterna:

första

En transient av denna normalt ett stort antal och kontyp kräver ingrepp troller av operatörerna de första 10-15 minuterna. Detta är de också väl tränade i. I detta fall fick de också tid och åt

ägna uppmärksamhet proble-

met med de De har

stängda hjälpmatarvattenventilerna. inga entydiga

och i kontrollrummet som visar att

lättillgängliga signaler avblåsnings-

ventilen fastnat i avviker från det

öppet läge. För operatörerna förloppet

normala främst vad och nivå i

gäller tryck tryckhållningstanken. Opera-

törema koncentrerar i med sin och i med

sig enlighet utbildning enlighet

handlingsmönstret för normala transienter främst nivån i

på tryckhållningstanken.

förefaller läget nu stabiliserat. I själva verket har man För operatörerna dock ingen kontroll över hur mycket vatten och ånga som finns i systemet och som pumpas runt.

Kokningen i reaktorhärden är nu starkt utbredd. En emulsion bestående av en av och vatten strömmar från härden över till ång-

blandning ånga

generatorerna där ångan i emulsionen kondenseras delvis till vatten. Huvudcirkulationspumparna pumpar emulsionen tillbaka till härden.

Man kan att primärsystemet fungerar som ett slags kokarreaktor,

säga där ånggeneratorerna utgör kondensorerna och huvudcirkulationspumparna fungerar som kondensatpumpar.

Den totala mängden ånga och vatten i systemet minskar dock genom 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 huvudcirkulationspumparna arbetar med en emulsion av ånga och vatten. De analyser som

i efterhand visar dock att härdens kylning ännu inte är i fara.

gjorts

Figur 5.3 Några :viktigare nzätzvärziørz på tillståndet iprimärkrøtsøn vid TMl-Z dc första 16 timmarna efter snabbsloppcf. (Källa: NRC)

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

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

2 B j I Huvudcirkulations- 1 B j pumpar på 2A _ 1 A _ l I Ä TRYCK NIVÅ bar MPa crn 150 -y-15 “- I I l I | I I I I | I l l I l I | l I

Niváitryck- 1000- __,., v-- - hállningstank

4z 130 --13 - ›_ ___ Mättnadstryck för temp 900

i varma benet, Krets B H0-›-|1 300-

Trycketi 700- primärkretsen 50-- 9 600 - 70-- 7 .\4 50a .._

Männadstryck för 400- temp i varma benet, 50 -- 5 KretsA

_ .4 Mättnadstryck för 300-

i max temp i kalla benet. “HQ 200 _ il ,i -.| 1 l | | l 012345678910111213141516171819 Tid efter snabbstopp (timmar)

Tiden 15 minuter - 100 minuter (04.15-05.40)

lngångsläget är att väsentliga data som tryck, temperatur, 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 oroliga, t.ex. flödet genom Den nivån i

huvudcirkulationspumparna. höga

tryckhållningstanken tas dock troligen som ett tecken att härden är väl

på

täckt.

Man samråder flera om vad som kan vara fel och vad som skall

gånger

göras. Efter omkring en timme kallar man på de högre cheferna vid

anläggningen.

Under denna tid ett antal kontroller, bl.a. att det inte är fel mät-

görs på ningen av nivån i tryckhållningstanken. Vidare vid två

går operatörerna olika tillfällen till datortenninalen och i led-

frågar efter temperaturen ningen från avblåsningsventilen. Man förefaller sålunda ha misstänkt att ventilen står

öppen.

Temperaturen i är vid båda tillfällena 140°C. Detta

avblåsningsledningen

förefaller alarmerande med tanke i

ej högt på att temperaturen tryckhåll-

ningstanken är 280-290°C och med tanke att man vet att ventilen

på nyli-

gen öppnat och dessutom under en tid läckt 20 liter vatten i

längre drygt

minuten även i Av skäl kan nu de

stängt läge. ångtekniska uppmätta

temperaturerna inte bli särskilt även när ventilen är

högre öppen. Ingen

har dock lärt operatörerna detta.

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

läckage ånggeneratorerna -troligen

fullt riktigt- ånggenerator B med till misstänkt läcka. Man

hänsyn

stänger då också av huvudcirkulationspumparna i krets B cirka 74 minuter efter förloppets början (kl. 05.14).

Vid samma tidpunkt i larmskrivaren som

strejkar pappersmatningen

därmed är ur funktion nära tre timmar framåt. Det innebär att en hel del alarmutskrifter för de närmaste timmarna inte finns bevarade. Eftersom alarmskrivaren i detta läge ändå arbetar med torde

lång eftersläpning

detta ha mindre för informationen till

betydelse operatörerna.

Under detta skede - fram till 100 minuter -förlorar man

kylmedium genom avblåsningen och genom att högtrycksinsprutningen eller Make

up-flödet är mindre än Let down-flödet, som tas från krets A.

Syste-

met fylls därför av en emulsion som innehåller allt större del och allt

ånga

mindre del vatten 5.4). Vid tiden 100 minuter kan man

(figur uppskatta

att proportionerna är 60% och 40% vatten men det kan ocksâröra

ånga

sig om 80% ånga och 20% vatten. Flödet i A-kret-

genom de två pumpar sen som fortfarande är i drift faller snabbt. kaviterar och

Pumparna börjar

vibrera allt kraftigare. Så kan man dock räkna med

länge pumparna går

att härden blir av emulsionen. Efter 100 minuter, kl. 05.41,

tillräckligt kyld

t E 1,5t. Primärvatten p E 7,3MPa

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

[m] a

00100000 o:) D» O Ånggenerator Ånggenerator

o 0:5 0

NVov 0%; o s.

?°,0°:.03

oc»

0 .q o.go

_ g

. S-OGOQQCGO

Qfø? o\

§30 °-°o°

u. .u”o, °°§° °°

;oeow

A990 J. ø°o°åü

› O»cK.0a g . k?? Reaktorkärl 0 6 o i» 0,0, 0.9.9 y Kalltben Avblåsningstank Krets A Krets B

Figur 5.4 Tillståndet i reaktorsystemet Ca90 minuter eftersnabbstopjzet. Inget flöde genom krets B sedan pumparna i denna krets stoppats. Krets B är vidare isolerad (har ingen kylning) på sekunddrsidan. En emulsion bestående av allt mer ånga och allt mindre ziatten pumpas genom reaktorhärden och krets A. Avblåsningsventilen iir fortfarandeöppen (Källa NSAC-l)

blir dock att även i A-kretsen för operatörerna tvungna stoppa pumparna att undvika skador dem. Därmed inleds ett nytt skede i händelseför-

på loppet.

Tiden 100-140 minuter (0540-0620)

När tror

operatörerna nu stoppat samtliga huvudcirkulationspumpar

man att krets A skall med s.k. cirkulation och att kyl-

fungera naturlig

av härden skall behöva äventyras. De stöder sig därvid för-

ningen ej

den nivån i Vad man inte vet är

modligen på höga tryckhållningstanken.

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

mängden övriga primärsystemet

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

detta avseende.

Genom de som företas stoppas nu all cirkulation i primärsyste-

åtgärder

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

ligger

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

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

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

börja

t 5 21,

E] Primärvatten p E 5,3 MPa

Avblâsningsventil 2 Sekundäwanen

Z

é Blockeringsventil |:] Ånga Varmt ben

Ånga/Vätgas

Ånggenerator Ånggenerator

Reaktorkärl

4 Kallt ben

Avblásnnngstank Kmts A Krets B

Fi var 5.5 Tillståndet i _reaktorsystemet ca 2 timmar efter snabbstopgøet. Härdøn börjar koka torrt och överhettas. Overhettad ånga strömmar dels till trjvcklzållrzirzgstanken, dels till änggenerator A. Ångan kondenserar där till vatten som samlas ikalla benet (under härdniziån) och förs delvis bort genom Let dozun-s_i/5temct (jämför figur 5.1). Avblåsningsvcrztiløn är fortfarande öppen. (Källa NSAC-l) bara räcker till att täcka en del av härden. Vattnet kokar gradvis av från härden. strömmar härden och denna i viss ut-

Ångan upp genom kyler

överhettas Den överhettade ångan ström-

sträckning. Samtidigt ångan.

mar över i A-kretsen - den enda som har kylning på

huvudsakligen

sekundärsidan. kondenseras där i viss utsträckning och vatten

Ångan

på i de nedre delarna av krets A. Där kan det pumpas ut genom Let

fylls

från härden bubblar också upp genom tryck-

down-ledningen. Ånga

eftersom man fortfarande inte den

hållningstanken uppmärksammat

ventilen (figur 5.5).

öppna

Vad observerar i de utgående rören

operatörerna är att temperaturerna från reaktorn (varma benen) snabbt. Detta är ett tecken på att över-

stiger

hettad har bildats. Försöket att få igång naturlig cirkulation har

ånga

således och man samlas till ett som pågår i nästan

misslyckats rådslag

40 minuter. I detta deltar flera chefer vid kärnkraftverket samt Babcock & Wilcox Man anser att cirkulation med huvudcirkula-

platsrepresentanter.

måste Vidare bör man in i reaktorinneslut-

tionspumparna igång igen. gå

och manuellt på toppen av ånggene-

ningen öppna avluftningsventilerna

ratorerna. Alarm om radioaktivitet i hindrar dock

hög inneslutningen

detta.

KEZBL

Primärvatten p 2 3,4MP3 [Avblåsnnngsventnl _ sekuadäwanen e Blockeringsventii :j Ånga

Varmt ben

Ånga/Vátgas

Pump av

Ätertill

reaktorkärl

Reaktorkärl

Kalltben Avblásningstank Krets A Krets B

Fi ur 5.6 Tiålstândeti reaktorsystemet ca 2 timmar och 50 minuter efter snabbstopjzet. Stora delar av hürden har kokat torrt och äverhettats. Vatgas har bildats genom kemisk reaktion mellan bränslestaziarrzas zirkoniumkapsling och zwattenåizgan.Flyktiga kIi/ziningsjirødukter som ädelgaser och jod har frigjorts från Izärden. Blockeringszrentilerz i serie med avblåsningszieøztileiz har stängts. (Källa: NSAC-l)

Innan rådslaget är slut en av att blockeringsprövar operatörerna stänga ventilen före avblåsningsventilen. Möjligen sker detta på inrådan av

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

Skedet 140-226 minuter (06.20-07.46)

Detta skede inledes således med att flödet den fastnade avblås-

genom ningsventilen har blockerats. Detta märks omedelbart. Trycket i systemet slutar att falla och börjar i stället Tryckhållningstankens nivå, som

stiga.

sakta sjunkit, hejdar sig, liksom den sjunkande temperaturen i kalla benet. Trycket i Man kan lämna teorin att

inneslutningen sjunker. ångge-

nerator B skulle ha läckt. Man att in båda

överväger på nytt koppla ång-

generatorerna för att försöka få cirkulation i båda kretsar-

igång naturlig

na. i systemet ökar nu. bor

Mängden kylmedium möjligtvis Ytterligare

matas också in då man befarar att man kan ha liten till återstart

marginal

av i härden (kriticitet).

kedjereaktionerna

Temperaturerna i härden och över härden visar nu värden, i flera

höga

fall över instrumentens mätområde, d.v.s. instrumenten bottnar. Larm om hög radioaktivitet erhålls flera ställen i På

på anläggningen. grundval

härav utlöses anläggningsalarm klockan 06.55.

När trycket i systemet till cirka 120 bar (12 MPa) beslutar man för

stigit sig

att starta en i krets B. startar och

huvudcirkulationspump Pumpen släng-

er i väg en mindre mängd vatten från krets B. Sedan släpper

pumpen omedelbart. Vattnet tas från en kall del i krets B med

lågt lägre tempera-

tur och in i reaktortankens nedre del och når

slängs bakvägen tydligen

även in i krets A.

Det innebär att kallt vatten in i härden underifrån

slängs och upp i en torr och delvis härd. Härden får en Avsevärda

glödande temperaturchock.

skador bör ha uppstått. Det är att man nu har en delvis

troligt kompak-

terad härd med sammanrasade delar som i inte tillåter

fortsättningen

samma som förut.

vattengenomströmning

Pumpen i krets B stannas nu eftersom den tom. når

går Reaktortrycket

sitt högsta tillåtna värde och måste

blockeringsventilen öppnas igen.

Trycket faller då liksom nivån i

tryckhållningstanken. Högtrycksinsprut-

ningen startas också manuellt, vilket dels till

bidrager trycksänkningen,

dels ökar i systemet.

mediemängden

I första hand fylls kalla benen och i reaktortanken. Hade här-

fallspalten

den varit i normalt skick skulle även de övre delarna av reaktortanken ha fyllts. Så sker inte - den delvis sammanrasade och heta härden att

gör

tryckfallet genom härden blir onormalt stort. Härdens översida

avger överhettad ånga

och gas ut till varma benen. Ånggeneratorerna fylls upp underifrån och även tryckhållningstanken med kallt vatten via

fylls

sprayledningen som är ansluten till ett av de kalla benen.

Under detta skede ökar i i

strålningsnivåerna kraftigt inneslutningen,

hjälpsystembyggnaden och i olika Klockan 07.24 ut-

ventilationssystem.

löses allmänt larm med av de och ökande

anledning höga strålningsnivå-

erna inom anläggningen. Denna larmnivå innebär före-

enligt gällande

skrifter att lokala och liksom NRC underrättas

delstatliga myndigheter

om att man befinner sig i ett som kan leda till all-

tillbudsförlopp möjligen

varliga radiologiska följdverkningar för allmänhetens hälsa och säkerhet.

Det innebär vidare att ett antal sänds ut för att mäta

mätlag strålnings-

nivåerna utanför

anläggningen.

Klockan 07.46 iakttas en av med 20 bar (2

hastig ökning trycket omkring

MPa), en lika hastig ökning av i kalla benen

temperaturen och en steg-

ring av neutronflödet utanför tanken. Aven nivån i

tryckhållningstanken

ökar snabbt. Denna kombination av snabba förändringar i ett antal mätvärden har endast iakttagits vid just detta tillfälle. Någon entydig förkla-

ännu ej, men olika alternativ diskuteras i expertbilagorna.

ring föreligger

Ett alternativ är att heta delar av den svårt skadade härden rasar ner i det vatten som nu underifrån. Detta ger en häftig ångstöt. Eftersom

fylls på

den sammanrasade härden i stort sett blockerar flödet uppåt slängs hett vatten bakåt fallspalten och ut i kalla benen. När fallspalten

upp genom fylls med en ångemulsion i stället för vatten får man ett ökat neutronflöde utanför tanken.

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

Även andra förklaringar kan finnas. Klart är att själva häftigheten i förloppet tyder på att härden ytterligare skadas och rasar samman vid 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 400°C. Härden ger tyd-

ifrån het och gas utan tecken bidrar

ligen sig ånga på svalning. Möjligen

värmen från det radioaktiva sönderfallet av de fissionsgaser som samlats i varma benen till de höga temperaturer som uppmäts där.

Under detta skede och tidigare ligger temperaturerna från ett antal mätpunkter omedelbart över härden över för vad instrumenten i

gränsen

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

Operatörerna prövar under detta skede olika vägar för att få igång kylmedelscirkulationen i systemet. Fram till omkring klockan 9.20 prövar man att köra med låga tryck i systemet. Därefter trycksätter man och fram till omkring klockan 11.30 kör man med högt tryck i systemet (se

5.3). av detta systemet nämnvärt. Man har en mycket

figur Inget påverkar

oklar uppfattning om hur mycket kylmedel man har i systemet. Man tror omväxlande ång- och gasblåsor i

att systemet är fullt och att man har

systemet. Även i efterhand har det visat svårt att fastställa

sig mängden

kylmedium i systemet under detta skede.

Systemets uppträdande kan förklaras av att det är i två delar

uppdelat

åtskilda av den sammanrasade, härden. Den ena delen

kompakterade

består av utrymmet över härden inne i reaktorkärlet samt de två varma benen. Den andra delen består under härden och

av utrymmet fallspalten kring härden i reaktorkärlet samt de kalla benen. De kalla benen inklusive ånggeneratorernas en stor mellan

primärsidor utgör buffertvolym

de två Denna

systemdelarna. volym kan ta upp betydande förändringari mängden kylmedel.

Trycket i systemet byggs upp av överhettad ånga och vätgas, som avgår från härdens alstras att vatten tillförs i härdens bot-

topp. Ångan genom ten och i den här-

långsamt trängei upp genom porema kompakterade

den. Detta innebär att och

trycket i systemet byggs upp från reaktorkärlet ej som normalt från Den senare är med rela-

tryckhållningstanken. fylld

tivt kallt vatten och värmarna är mer eller mindre ur funktion under detta

skede. Genom att trycket inte utan i

byggs upp i tryckhållningstanken

reaktorkärlet kan vattnet i tömmas ner i reaktor-

tryckhållningstanken ej

kärlet. mellan och heta

Anslutningsledningen tryckhållningstanken

benet bildar ett vattenlås som förhindrar detta.

Tiden 7 timmar 30 minuter -10 timmar 30 minuter

(11.30-14.30)

Klockan 11.30 finner man att de inte leder

vidtagna åtgärderna någon

vart. Man bestämmer sig nu för att sänka i systemet så att man

trycket

kan kyla ned det s.k. som endast kan arbeta vid

resteffektkylsystemet,

lågt tryck. Sänks kan också de s.k. ackumulatortankar-

trycket tillräckligt

na gå in och översvämma härden om den nu är vilket man är

blottlagd,

osäker om.

Blockeringsventilen öppnas och en två timmar lång trycksänkning följer

(se figur 5.3). Högtrycksinsprutningen blockeras och det är att

möjligt

man nu härden helt eller delvis. Totalt sett bör

ånyo torrlägger mängden

kylmedium ha minskat under detta skede.

Ackumulatortankarna automatiskt in mitt under

kopplas någon gång

perioden men relativt litet vatten flödar in i reaktorn. Detta kan förklaras med att dessa tankar står i nivå med och med en

härdtoppen kompakte-

rad härd är det bara några kubikmeter som behövs för

nivåutjämning.

Vattnet kan inte härden eller reaktorkärlets nedre delar. Inflödet

kyla

leder dock till en viss tryckstegring och en sakta

sänkning av temperaturerna i varma benen. Man kommer dock inte i för att

tillräckligt lågt tryck

kunna koppla in Mot slutet av skedet

resteffektkylsystemet. återupptas

högtrycksinsprutningen.

Försöket att sänka har lett till att stora

trycket genom avblåsning mängder

vätgas som alstrats under från

härdskadeförloppet frigörs primärkretsen

till Klockan 13.50 hör man en dov smäll i kontroll-

reaktorinneslutningen.

rummet och observerar instrumenten en snabb tryckstegring på om-

på

(Det är ungefär hälften av vad

kring 2 bar (0,2 MPa) i inneslutningen.

är konstruerad för att tåla under lång tid. För kortvariga

inneslutningen är än beror på en explosionsartryckstötar tåligheten högre). Tryckstöten

tad i Denna slutsats drar man dock i kon-

vätgasbrand inneslutningen.

trollrummet först ett senare. Vid denna tidpunkt tror man

omkring dygn

att härden är skadad så att kapslingen brustit och de radioak-

visserligen

tiva kommit ut, men man anser fortfarande inte att tempera-

ädelgaserna

turen kunnat bli så bildas genom en zirkoniumhög att vätgas kunnat vattenreaktion.

Tiden 10 timmar 30 minuter -13 timmar 30 minuter (14.30-17.30)

inte avsett resultat men det tidigare förhål-

Trycksänkningen ger sålunda

landevis låsta i varma benen sjunker

läget löses nu upp. Temperaturerna

och sannolikt värmas upp redan vid ingång-

börjar tryckhållningstanken

en till skedet. Tanken övertar nu och det leder i sin tur till

trycksättningen

att töms ner i De omkring 20

tryckhållningstanken reaktorsystemet.

kubikmeter som töms ner är för att fylla utrymmet ovanför

tillräckligt

härden, delar av varma benen och även de delar av kalla benen som är

tomma för tillfället.

är numera normalt, med av den kompakterade här-

Systemet undantag

den och den står i de övre delarna på de ånga och gas som fortfarande varma benen. vatten tillförs också genom Make up-pum-

Ytterligare

parna.

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

Man beslutar nu för att fullt med vatten för att senare

sig trycka systemet

starta en Det tar timma att komma upp i

huvudcirkulationspump. någon

och sedan väntar man timma vid fullt tryck

arbetstryck ytterligare någon

innan man Klockan 19.30 stöter man igång en huvudprövar pumpstart. i krets A för ett kort och klockan 19.50 startar

cirkulationspump ögonblick

alla temperaturer i varma och kalla man den för gott. Med detta löper benen samman. Alla hindrande gas- och ångblåsor har svepts bort.

har lyckats (figur 5.7). Operationen

Vilken cirkulationen kan dock inte fastställas. Huvuddelen av

väg går

flödet dock krets A för att sedan fortsätta bakgår troligen rätt väg genom krets B medan litet behöver härden. Den

länges genom mycket gå genom

kan fortfarande vara eller hopsintrad av smälta

hoprasad, kompakterad

delar med endast som släpper igenom vatten och avger gas. Temporer inne ibränslet i härden kan fortfarande vara höga. Från och peraturerna med den då ackumulatorerna och flödat

tidpunkt tryckhållningstanken

in vatten bör dock bor finnas inne i härden som kan hindra kedje-

igen

reaktionerna från att starta igen.

1215:. = e

I: Primarvatten psai MPa

ZAvblåsmngsvenuI g Sekundäwanen

á é Blockenngsventil

[:] Ånge Varmt ben

Ånga/Vätgas ,I ll

Ånggenerator Ånggenerator

Pump av

Åter till

reaktorkarl

Reaktorkärl

Kallt ben

Avblasningstank Kmts A Krets B

Figur 5. 7 Tillståndet i røaklorst/stvme! ca 16 timmar efter snabbstoppet. C irkulation och kylning genom krets A har återslällls. Härden iir täckt med vatten men i toppen på reaktorkârlet finns en sammanprcssad gasbubbla. (Källa: NSAC-l)

En månad senare man över från till

lyckas gå pumpcirkulation naturlig

cirkulation. Eftersom den senare förutsätter härden är

strömning genom

det därför mest att starten av en

troligt huvudcirkulationspump bryter

upp några passager i den sammanrasade härden.

Tiden efter 16 timmar (Klockan 20.00 den 28 mars)

Efter starten av en i

huvudcirkulationspump pendlar temperaturema

såväl varma som kalla benen 140°C och faller

kring långsamt. Trycket går

ner till cirka 100 bar (10 MPa) och faller långsamt mot cirka 70 bar (7 MPa). Temperaturen i härden är varierande 300°C och vissa vär-

med toppar på den utanför instrumentens mätområde som vid max 370°C.

ligger

Den gas som blockerat cirkulationen i kretsarna

har svepts bort av pumpflödet. Man kan förutsätta att av denna runt som en

mycket gas går

emulsion i systemet. Gas som kan ha stått inne i reaktorkärlet

i dess topp bör också ha svepts bort åtminstone till i höjd med

röranslutningama.

Även denna som små bubblor i emulsionen. Allra överst i

gas bör finnas reaktorkärlet kan en obruten finnas kvar. Med den tem-

gasbubbla låga

peraturen och det höga tryck som råder löses också en stor

mängd gas i

vattnet.

är nu varm och normal trycksättning sker med

Tryckhållningstanken

av i Detta tillstånd varar i

hjälp ångvolymen tryckhållningstankens topp.

flera dygn.

I samband med finner man att inmatningen av nytt vatten i systemet i i den grad man

ångvolymen tryckhållningstanken ej pressas samman

väntat som väntat. Härav drar man slutsatsen

sig. Ej heller stiger trycket

att det finns vilken volym

gasbubblor i systemet. Beräkningar görs på

dessa skulle motsvara. Man kommer till resultat kring 35 kubikmeter.

Andra lägre värden. Man bedömer att gasen främst är

beräkningar ger

Efter ett har man nu fått fram så mycket analyser

vätgas. omkring dygn

och mätvärden att man inser att härden blivit så överhettad att en zir-

konium-vattenreaktion Man erinrar sig i detta sammanhang ägt rum. också i klockan 13.50 och inser

tryckstöten inneslutningen på onsdagen att en vätgasbrand ägt rum i inneslutningen.

Under blir man inom NRC:s huvudkontor i Washington orolig

fredagen

att i reaktorkärlet kunde innehålla både vätgas och syrgas,

gasbubblan

att man kunde få en skulle i så fall

d.v.s. explosiv knallgasblanding. Syret

komma från av vatten vid den höga strålnivå

sönderdelning (radiolys)

i Man räknar denna under freda-

som rådde reaktorsystemet. på radiolys

och kommer fram till oroande höga knallgashalter.

gen och lördagen

Man därvid det felet att inte ta till att det råder överskott på

gör hänsyn

Under rådande förhållanden med hög gammastrålvätgas i systemet. återförenas radiolys omedelbart ningsnivå det syre som bildas genom

om vätgasproble-

med väte och ger vatten igen (jämför expertutredning met i Lättvattenreaktorer körs alltid med överskott på vätgas i

bilagorna).

så sätt förhindrar korrosion. Det fökylvattnet för att få bort syret och på alltså i reaktorkärlet. Såväl kämkrafts-

relåg aldrig någon explosionsrisk

inom NRC inser snabbt detta. Disindustrins experter som vissa experter mellan varar dock till pyten olika expertgrupper kring explosionsrisken då man blir allmänt övertygad om att någon explo-

söndag eftermiddag

sionsrisk inte Under får såväl lokala

föreligger. perioden fredag-söndag

och som massmedia uppgifter om

delstatliga myndigheter motstridiga

från olika vid NRC och från industrin. Detta

explosionsrisken tjänstemän

bidrar till att stor inte minst i evakueringsfrågan.

skapa förvirring,

Under de närmaste dygnen efter olyckan avgår vätgasen i systemet sakta

från läckage i pumptät-

genom avblåsning tryckhållningstanken, genom

där lättas av. Av-

ningarna samt genom Let down-systemet, trycket

att man

blåsningen och läckaget av vätgas till reaktorinneslutningen gör

där mäter 1-1,7°/o. Detta är under antändningsgränsen,

vätgashalter på

om att halter kan innebära risker. Man sätmen man är medveten högre ter därför in rekombinatorer (anordningar för att återförena vätet och sy-

för att hålla nere. Rekombinatorerna måste ret till vatten) vätgashalterna dock förses med extra och det tar innan de kan tas

strålskydd några dygn

i drift.

Ett nytt problem kommer upp när operatörerna vill sänka och

trycket gå

över till annan kylning. Man ställer då vad som händer frågan om gasen i systemet utvidgas - kan en i reaktorns nedåt och

gasblåsa topp utvidgas

på nytt avtäcka härdens topp?

Denna fråga blir föremål för hårda diskussioner tills man efter

någon

vecka finner att man blivit av med så mycket gas att kvarvarande volym

ej längre kan nå härdtoppen.

Efteråt kan man se att för

farhågorna härdavtäckning troligen grundat sig

på en felaktig tankemodell - en modell med absolut åtskillnad mellan gas och vatten. Rätt modell är ner från

antagligen att gas som expanderar

reaktorns övre del mot bort av det vat-

härdtoppen svepts mycket häftiga

tenflödet från och återfinns i den emulsion

huvudcirkulationspumpen

som pumpas runt. En expanderande kan därför inte ha

gasblåsa utgjort

någon fara för

kylningen.

Efter en vecka kan i systemet sänkas och efter en månad kan man

trycket

gå över till cirkulation. Det sistnämnda att

naturlig tyder på strömnings-

vägar genom härden brutits upp, sannolikt då redan vid pumpstarten kring klockan 20.00 den 28

april.

Härdskadorna

Den verkliga av skadorna härden i TMI-2 kan inte fast-

omfattningen på

ställas förrän reaktorkärlet har Detta kan ske

öppnats. troligen tidigast

om något eller år. Man kan dock dra ett antal slutsatser om skador-

några

nas på grundval av av det värme- och

omfattning analyser ångtekniska (termohydrauliska) förloppet, analyser av det radioaktiva innehållet i

vattnet i reaktorsystemet och etc.

inneslutningen, Kemenykommissio-

nens tekniska kommer sådana fram till

expertstab på grunder följande

bedömning av härdskadorna:

o 90% eller mer av kapslingsrören har

troligen spruckit upp.

o 44-63°/o av har oxiderats. De övre 60-70°/o av

zirkoniumkapslingen

härden har förlorat sin mekaniska hållfasthet.

0 Bränsletemperaturerna 1900°C i 40-50°/o av härden.

översteg Tempera-

turerna kan ha överskridit 2200°C i 30-40°/o av

härdvolymen.

0 En del av urandioxiden kan ha i form

övergått flytande vid temperatu-

rer klart under urandioxidens att en delvis smältpunkt (2 850°C) genom oxiderad zirkoniumsmälta har bildats vid cirka 1 900°C. Urandioxiden kan lösas i en sådan smälta vid direkt kontakt. Den bränsle som

mängd

smält på detta sätt dock vara liten.

uppskattas

o En fortgående av radioaktiva ämnen till

urlakning kylvattnet tyder på

att en del av bränslet kan vara i finfördelad form.

0 En del av härden rasade troligen ihop efter 226 minuter (se beskriv-

ningen av händelseförloppet).

0 Delar har smält men deras beståndsdelar finns

av styrstavarna troligen

troligen kvar i härden.

o kan starta i härden (d.v.s. den kan bli kritisk igen)

Kedjereaktioner ej ej

oberoende tillstånd så borhalten i vattnet över-

av styrstavarnas länge

För närvarande upprätthålls en borhalt

stiger 3200 ppm (miljondelar).

om 3500 ppm.

De svenska som det amerikanska materialet har kom-

experter granskat

mit fram till i stort sett samma slutsatser (se expertbilagorna).

Nuvarande läge. Uppröjningsarbetet

i reaktorsystemet var i augusti 1979 cirka 20 bar (2 MPa). Vatten-

Trycket

var cirka 70°C. Vattnet i totalt cirka 340

temperaturen primärsystemet,

kubikmeter, är starkt förorenat med radioaktiva ämnen. I reaktorinne-

finns radioaktiva främst krypton-85, samt cirka 2400

slutningen gaser,

kubikmeter vatten, även det förorenat av stora mängder radioaktiva ämnen. är så att kan in i inneslutningen. På

Strålningsnivån hög ingen gå

av diverse småläckor vattnet i inneslutningen sakta. Enligt

grund stiger

från NRC räknar man dock med att det kan ta närmare ett år

uppgifter

eller mer innan vattennivån når så att den kan skada utrustning av

högt

betydelse för det fortsatta uppröjningsarbetet.

I i finns 1440 kubikme-

förvaringstankar hjälpsystembyggnaden omkring

ter radioaktivt förorenat vatten. (s.k. jonbytarfilter) har

Anordningar

ut och rena vattnet i hjälpsystembyggnaden.

byggts upp för att pumpa

NRC tillfredsstäl-

De togs i drift i oktober. Enligt fungerar utrustningen

lande och man räknar med att det kommer att ta två till tre månader att behandla vattnet i NCR ser för närvarande inga

hjälpsystembyggnaden.

med den totala vid TMI-anläggningen. Det

problem tankkapaciteten

innebär dock att man måste använda TMI-1:s tankar som reserv. Det är bl.a. därför som detta block tills vidare inte kan tas i drift igen.

Man räknar med att använda liknande teknik för att ta hand om vattneti

Alla berörda hälsovårds- och strålskyddsmyndigheter

inneslutningen.

samt domstolar har dock ännu gett tillstånd att börja uppröjningsarbe-

ej tet i inneslutningen.

Kostnaderna

framhåller att efter haveriet i

Kemenykommissionen uppröjningsarbetet

TMI-2 innebär av hittills unik omfattning och komplexi-

arbetsuppgifter

tet för kärnkraftsindustrin, även om man i huvudsak kan bygga på väl känd teknik, t.ex. från Kemenykommissio-

upparbetningsanläggningar.

nen har kostnaderna för till mellan 400

uppskattat uppröjningsarbetet

och 900 miljoner kronor och räknar med att arbetet tar åtminstone två år. Totalt räknar med att haveriet kommer att kosta

Kemenykommissionen

mellan 4 och 9 kronor varav hälften är kostnaderna för att

miljarder drygt

ersätta bortfallet i elkraftproduktion. Denna förutsätter att

uppskattning

TMI-2 och tas i drift inom år. Annars kan kostnader-

kan repareras några

na, speciellt för ersättningskraften, bli avsevärt högre.

Radiologiskt händelseförlopp

Utsläpp av radioaktiva ämnen

Inom de två första timmarna efter d.v.s. före klockan

snabbstoppet,

06.00, erhölls flera från Det berod-

strålningslarm reaktorinneslutningen.

de på att mindre radioaktiva ämnen, som även under normal

mängder

drift förekommer i reaktorvattnet, strömmade av-

ut genom den öppna blåsningsventilen. Cirka 30 kubikmeter av det vatten

som kom ut genom ventilen pumpades under den första halvtimmen ut ur

inneslutningen

och över till en tank i den s.k. Tanken svämma-

hjälpsystembyggnaden.

de över och vattnet kom ut på golvet i Detta vat-

hjälpsystembyggnaden.

ten var ej särskilt radioaktivt. nämnvärt för-

Det gav enligt mätningar ej höjda strålningsnivåer i

hjälpsystembyggnaden. Utpumpningen upp-

hörde klockan 04.38 och inte.

återupptogs

I och med att reaktorhärden började överhettas vid sextiden i

frigjordes

första hand stora mängder radioaktiva och i

ädelgaser jod reaktorsyste-

met och spreds vidare till Med klockan

inneslutningen. början 06.22,

d.v.s. 142 minuter efter kom en stor larm om

snabbstoppet, mängd höga

strålningsnivåer i inneslutningen. Nivåerna fortsatte att och strål-

stiga

ningslarm kom efter hand även från andra delar av

anläggningen.

Reaktorinneslutningen isolerades automatiskt på signal om

förhöjt tryck

klockan 07.56, d.v.s. cirka 1,5 timmar efter det att skador

allvarliga på

bränslet Innan isolerades fanns flera

börjat uppträda. inneslutningen

möjliga läckagevägar för framför allt radioaktiva hand

gaser till i första hjälpsystembyggnaden och vidare till atmosfären. bröt

Operatörerna

omedelbart isoleringen i

för de system som renar och borerar kylvattnet reaktorn. Detta var bl.a. eftersom en fortsatt tillförsel av

nödvändigt,

borerat vatten till reaktorn för att säkerställa att

ansågs nödvändig kedje-

reaktionen ej startade på Genom att kunde isole-

nytt. reningssystemet ej

ras helt kvarstod ett mindre antal för radioaktiva ämnen

utsläppsvägar

via läckor i ventiler etc. ana-

packningar, Enligt Kemenykommissionens

lyser har större delen av via sådana Att automatisk

utsläppen gått vägar.

isolering av inträffade rätt sent i

reaktorinneslutningen haveriförloppet

har enligt Kemenykommissionen haft för de faktiska ringa betydelse utsläppen.

Senare i haveriförloppet (under den 29 och 30 mars) hade så mycket härden samlats tankar att gaser från den skadade upp i reningssystemets man fick morgonen den 30 mars fann operatörerna

problem. Tidigt på

det att lufta av en tank i via ventiler och led-

nödvändigt reningssystemet

som man visste läckte till ledde till att

ningar omgivningen. Utsläppen

man i en omedelbart ovanför kraftverket mätte strålnivåer på

helikopter

1200 millirem per timme. Enligt Kemenykommissionens undersökningar

kom detta värde att blandas samman med en vid samma tid-

uppmätta

relativt beräknad strålnivå vid markytan omedelbart

punkt pessimistiskt

utanför kraftverksområdet. Detta, om ris-

jämte ofullständiga kunskaper

ken för framtida till att NRC m.fl. myndigheter föreslog

utsläpp, bidrog

delstaten en På middagen

Pennsylvanias guvernör partiell evakuering.

den 30 mars utfärdade också en rekommendation om frivillig

guvernören

av havande kvinnor och barn inom 8 kilometers avstånd från

evakuering

TMI. Under de minskade utsläppen snabbt.

följande dagarna

av radioaktiva ämnen till framför allt

Läckaget hjälpsystembyggnaden,

via för reaktorvattnet, problem även inom anlägg-

reningssystemet gav

Från spreds främst radioaktiva gaser till

ningen. hjälpsystembyggnaden

andra delar av inklusie kontrollrummet. Personalen där

anläggningen,

utsattes för större fara. Genom att de tidvis måste bära

aldrig någon

fick de dock bl.a. svårt att tala med varandra. Det var

skyddsmasker

vidare att vid olika tillfällen gick in i hjälpsystem-

nödvändigt personal

byggnaden, bl.a. för att kontrollera vissa system och ta vissa prov. Dessa som var utsatte sig frivilligt och delvis

personer, strålskyddsutbildade,

slarv för stråldoser - över tillgenom höga upp till eller möjligen något låten årsdos. Det var också brist på lämpliga strålningsmätare.

För att minska till prövade man att stänga venti-

utsläppen omgivningen

lationen i Detta problem med

hjälpsystembyggnaden. gav dock sådana

ökade strålnivåer inom att man fick slå på ventilationen

anläggningen igen.

Kärnkraftverket var utrustat för att säkert mäta omfattningen av

dåligt

radioaktiva över normala driftsutsläpp. Detta gjorde att de

utsläpp långt

av radioaktiva utsläpp och stråldoser som amerikanska

beräkningar

lade fram kort tid efter olyckan kritiserades för vissa osäker-

myndigheter

heter. De mera som bl.a. låtit

ingående analyser Kemenykommissionen

utföra visar dock att dessa beräkningar i allt väsentligt var riktiga.

under tiden 28 mars - 27 april ut

Enligt Kemenykommissionen släpptes

2,4-13 curie xenon-133) och 13-17

miljoner ädelgaser (huvudsakligen

curie NRC torde dessa av

jod (huvudsakligen jod-131). Enligt utsläpp

radioaktiva uppgå till maximalt tillåtna utsläpp

ädelgaser sammanlagt

från 10-15 års normal drift. av radioaktiv jod och andra radio-

Utsläppen

aktiva ämnen (i den mån de senare överhuvud taget varit mätbara) har NRC under maximalt tillåtna från ett års normal drift.

enligt legat utsläpp

Det även de mindre radioaktiva ämnen som funnits i ut-

gäller mängder av till Susquehannafloden. släpp avloppsvatten

Enligt Kemenykommissionens analyser innehöll reaktorhärden vid

TMI-2 omkring 150 miljoner curie xenon-133 vid haveriet. Den utsläppta mängden motsvarar således 2-9°/o av härdens totala innehåll. Innehållet

av jod-131 i härden uppskattas enligt Kemenykommissionen till cirka 60 miljoner curie. Omkring hälften härav frigjordes troligen vid 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 och l

reaktorsystemet inneslutningen. ventilationssystemet på

TMI-2 fanns även filter med aktivt kol för att begränsa jodutsläppen. Dessa filter visade sig dåligt underhållna. Hade de varit i fullgott skick hade jodutsläppen blivit drygt tio gånger lägre än som nu blev fallet.

Nuvarande läge

Enligt Kemenykommissionen innehåller vattnet i TMI-2:s primärsystem,

reaktorinneslutning och olika cirka 850 000 curie

uppsamlingstankar långlivade klyvningsprodukter, framför allt cesium-137 30 (halveringstid

år) strontium-89 (halveringstid 51 dygn) och strontium-90 (halveringstid 29 år). Atmosfären i inneslutningen innehåller cirka 51 000 curie av den

radioaktiva ädelgasen krypton-85 (halveringstid 10,7 år). De jod- och

xenon-isotoper som dominerade strålningsbilden de första veckorna har så korta halveringstider att de nu helt av. Av de hundratals

klingat 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 beskrivits. Kryptongasen kan bli ett problem. I och för kan man ventile-

sig

ra den till atmosfären över en period av något år utan att därigenom överskrida av NRC tillåtna normaldriftsutsläpp från andra reaktorer. Det är dock osäkert i vad mån lokala kommer att tillåta detta.

myndigheter

Flera metoder att isolera och aktiv finns dock.

långtidsförvara kryptongas

Stråldoser till de anställda

Under perioden mars till juni 1979 fick de anställda vid TMI en kollektivdos om cirka 1 000 manrem. Normal kollektivdos per år vid svenska kärnkraftverk ligger i området 100-200 manrem. Mellan 200 och 300 anställda fick under denna tid stråldoser i området 0,5-3 rem. Normalt utsätts mindre än en anställd per månad för doser i detta område. Tre anställda fick doser i området 3-5 rem. Det skedde under själva haveriveckan.

Hittillsvarande erfarenheter från efter 1979

uppröjningsarbetet juni pekar

enligt Kemenykommissionen på årsmedeldoser till de anställda av storleksordningen 0,5-0,6 rem. Det torde ligga nära genomsnittet för anställda vid amerikanska kärnkraftverk, men är cirka två till tre gånger mer än genomsnittlig årsdos till personal vid svenska kärnkraftverk. Hittills under uppröjningsarbetet vid TMI har vid ett tillfälle fem anställda fått hud- och extremitetsdoser över det tillåtna - dock ej helkroppsdoser.

Stråldoser till allmänheten

av har olika amerikanska studier givit kollektiv-

Utsläppen ädelgas enligt

doser på mellan 2000 och 5000 manrem till den befolkning om cirka 2 miljoner som bor inom 80 kilometers avstånd från TMl. Kemenykommissionen stannar för sin del vid siffran 2000 manrem. Då har man tagit hän-

inomhus när den radioaktiva luftmassan syn till att de som befinner sig passerar i viss mån är skärmade från strålningen.

De amerikanska har kritiserats för att de

myndigheternas dosberäkningar

utstråckts från TMl. Reaktorsäkerhetsutredningen har låtit

ej längre

utföra sådana beräkningar. Resultaten visar att kol-

strålskyddsinstitutet

lektivdostillskottet för övriga delar av Nordamerika uppgår till omkring 2500 manrem för om 12-13 curie, d.v.s. den

ädelgasutsläpp miljoner

Då har ej heller hänsyn tagits till

troliga övre gränsen för utsläppen.

nedsatt stråldos inomhus.

Med av EK-Azs expertgrupp för

användning (energikommissionens

säkerhet och om cancerriskens storlek vid låga stråldo-

miljö) antaganden

ser skulle det av de värdena på kollektivdosen kunna

högsta angivna

leda till totalt bland i vindriktningen

ett par extra cancerfall befolkningen frånTMI. Med dosuppskattning blir det förvän-

Kemenykommissionens

tade antalet cancerfall lägre. Antalet allvarliga ärftliga skador kan över all framtid förväntas bli lika stort som antalet tillkommande cancerfall.

högst

Kemenykommissionen uppskattar den maximala dosen som någon

enskild individ bland allmänheten fått till cirka 70 millirem. Omkring 260 individer beräknas ha fått doser mellan 20 och 70 millirem. Alla övriga fick doser under 20 millirem. Den årliga naturliga bakgrunds-

troligen

dosen i området uppskattas till 120 millirem. 760 personer som bodde inom 5 kilometers avstånd frånTMl mättes under första hälften av april 1979 i s.k. för att bestämma eventuellt onormalt upptag

helkroppsräknare

av radioaktiva ämnen. visade värden över det normala.

Ingen

från getter och kor i området analyserades med avseende på

Mjölkprov

radioaktiv och cesium. De - 41

jod högsta jodhalterna picocurie (biljon-

dels curie) per liter -ligger 300 gånger lägre än av amerikanska myndigheter tillåtna halter. Ingen förhöjning av cesiumhalten uppmättes.

Orsaksanalys

Att ett normalt utvecklades till ett allvarligt

inledningsvis snabbstopp

härdhaveri berodde en invecklad av delorsaker. I det följande

på kedja

diskuterar vi vissa länkar i denna kedja. Vi tar också upp några

viktigare

mindre länkar eftersom de ansetts betydelsefulla. Orsaks-

viktiga tidigare analysen är uppdelad i tekniska fel och operatörsfel även om det i många

fall år svårt att dra en klar Det år också klart att flertalet tekniska fel

gräns.

beror på slumpartade komponent- och materialfel utan fastmer på

ej

mänskligt felhandlande vid konstruktion, säkerhetsgranskning, kvalitetskontroll, utbildning och underhåll.

Tekniska fel

Stopp i matarvattnet på sekundärsidan: Det är osäkert om detta skall betecknas som ett tekniskt fel eller ett mänskligt felhandlande. Anläggningen är dock konstruerad för att klara driftstörningar av denna typ. Att just detta blev den utlösande händelsen bör därför ej tillmätas någon större vikt.

U tlösningen av snabbstopp:

Turbinstopp utlöser inte direkt reaktorsnabbstopp utan först indirekt med cirka 8 sekunders fördröjning. En direkt utlösning skulle ha minskat sannolikheten för att avblåsningsventilen behöver vid denna typ

öppna

av snabbstoppsförlopp. Därmed skulle sannolikheten för ett haveri av denna typ ha minskat men ej bortfallit.

Avblåsningsventilen: Att avblåsningsventilen hängde sig i läge var av avgörande betyöppet

delse för haveriförloppet. Det var känt av Babcock 8: Wilcox och NRC att detta ej var någon ovanlig händelse. Vid nio tillfällen hade ventilen fastnat på Babcock & Wilcox-reaktorer och vid åtminstone två tillfällen på tryckvattenreaktorer av andra fabrikat. Ändå var själva ventilen ej försedd med som i kontrollrummet direkt visade ventilläget. I stället

givare

gav olika instrument information om ett eventuellt ångflöde från ventilen. Denna information var klar och om - som i detta fall- dels

ej entydig

ventilen hade småläckt en tid, dels nyligen hade blåst som ett led i ett

normalt händelseförlopp.

Ånggeneratorernas konstruktion:

De ånggeneratorer av som Babcock S: Wilcox an-

genomströmningstyp

vänder har relativt liten vattenvolym på sekundärsidan. Vid bortfall av matarvattnet som vid TMI kokar de snabbt torrt. Denna egenskap hos konstruktionen har till häftigheten i förloppet de första

möjligen bidragit

minuterna. Analysen visar dock att detta haft nämnvärd betydelse för

ej

det fortsatta förloppet. Att ånggeneratoremas kalla ben i Babcock 8: Wilcox-konstruktionen ligger under härdnivån bidrog möjligen i vissa skeden till en snabbare kylvattenförlust från härden än i andra konstruktioner.

Anslutningsledningen till tryckhållningstanken:

Denna är på Babcock 8: Wilcox-reaktorn så utformad att den under vissa förhållanden bildar ett vattenlås som förhindrar att tryckhållningstanken töms ner i reaktorsystemet. Analyser visar att detta hade

ej någon bety-

delse så länge avblåsningsventilen stod Däremot kan det ha haft

öppen.

en viss senare i men då var härden redan allvarligt

betydelse förloppet,

skadad.

Utlösning av isolering av inneslutningen:

Att av utlöstes är i och för en

isoleringen inneslutningen ej tidigare sig

brist vid denna visar dock i detta fall att förhål-

typ av tillbud. Analysen landet var av för de faktiska utsläppen av radioaktiva

ringa betydelse

amnen.

Läckor i primärkretsens reningssystem: Läckor i de delar av primärsystemet som går ut i hjälpsystembyggnaden

visade vara av för de utsläpp av radioaktiva äm-

sig avgörande betydelse

nen som skedde. Bättre möjligheter att isolera de utrymmen där dessa

finns och att ventilera åter till inneslutningsystem möjligheter systemen en hade förhindrat huvuddelen av de radioaktiva utsläppen.

troligen

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

o Bristande lägesindikering på avblåsningsventilen (har redan berörts).

0 Bristande i av olika larm. Inom de första

överskådlighet presentationen

minuterna efter utlöstes över 100 olika larm. Operatörer-

snabbstoppet

na hade av för att sålla ut vilka larm som

föga hjälp instrumenteringen

var när det att ställa rätt tillståndet i reaktorn.

viktiga gällde diagnos på

o Brist på instrument som ger enkel information om att härdens kylning

kan vara i fara, t.ex. nivåmätare i reaktortanken eller instrument som

direkt visar förekomst av ånga eller gas i primärsystemet. Några såda-

na instrument fanns utvecklade för tryckvattenreaktorer. Flera vikti-

ej

i kontrollrummet, t.ex. för temperaturmätning, hade

ga instrument

mätområde för att ge en klar bild av hur långt

otillräckligt operatörerna

från normala driftförhållanden man befann sig.

0 Avsaknad av ventiler som skulle det möjligt att

fjärrmanövrerade gjort

senare i blåsa av vätgas och ädelgaser från reaktortank

haveriförloppet och för att underlätta återställning av kylvattencirkulaånggeneratorer

tionen.

Brister i den ledde i senare skede till svå-

radiologiska instrumenteringen

att få en klar bild av härdskador och utsläpp. Dels fanns ej

righeter

instrument med stort mätområde, t.ex. i skorstenen och andra

tillräckligt ventilationsöppningar, dels var många instrument ej tillräckligt skydda-

de för den som uppstod när radioaktiva ädel-

höga strålningsbakgrund gaser spreds i hjälpsystembyggnaden.

Mänskligt felhandlande

Felställda hjälpmatarvattenventiler:

Att man ej upptäckte att dessa ventiler var stängda -troligen under flera dygn - får anses bero på brister i rutinerna för provning av hjälpmatarvattenpumpar och i rutinerna vid skiftbyte. Dessutom gjorde kontrollrummets utformning att hade svårt att snabbt upptäcka av-

operatörerna

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 avblåsningsventilen:

fastnade

Att det tog operatörerna 2 timmar och 20 minuter att upptäcka att avblås-

ningsventilen fastnat i öppet läge blev av avgörande betydelse för haveriförloppet. Operatöremas svårigheter att hitta detta fel torde i hög grad

hänga samman med brister i instrumenteringen (se ovan), med att ventilen läckt under längre tid samt med brister i störningsinstruktioner och

utbildning.

Stängning/strypning av högtrycksinsjørutningen: Det blev av avgörande betydelse för haveriförloppet att operatörerna

och tidvis helt av den av

ströp stängde högtrycksinsprutning kylvatten

som utlösts automatiskt på fallande tryck, samtidigt som nivån i tryckhållningstanken bröt mot instruktioner som

steg. Därvid operatörerna

att sådana åtgärder endast är tillåtna när såväl tryck som nivå åter-

säger

till normala värden. Vid normala snabbstoppsförlopp följs tryck och

gått

nivå åt. I utbildningen fästs stor vikt vid att följa nivån i tryckhållningstanken för att ej toppfylla den, vilket skulle kunna ge onödiga påfrest-

och dess säkerhetsventiler. Vidare var opera-

ningar på reaktorsystemet

törerna medvetna om att om högtrycksinsprutningen kördes för fullt under tid kom vatten in i systemet, vilket krävde

längre natronluthaltigt

driftavbrott under längre tid för Däremot hade ej

rengöring. operatörerna utbildning i hur tryck och nivå i tryckhållningstanken uppträdde i vissa

typer av mindre läckor i reaktorsystemet, speciellt då av typen Öppen

ventil på tryckhållningstanken.

Det kan nämnas i detta sammanhang att Kemenykommissionen vid sina undersökningar hos andra kraftföretag med Babcock & Wilcox-reaktorer

hittat betydligt bättre utformade störningsinstruktioner för operatörerna.

Bl.a. i dessa instruktioner att nivån i tryckhållningstanken kan stiga

sägs

samtidigt som trycket sjunker om man har tillbud av typen liten läcka i primärsystemet. I samband med sådana tillbud uppmanas också operatörerna i dessa instruktioner att kontrollera tryck och temperatur så att

marginalen till kokning är tillräcklig.

Feldiagnos av kokning och kylmedelsförlust:

Att att man hade i

operatörerna ej uppmärksammade kraftig ångbildning

blev av för haveriförloppet, bl.a.

primärsystemet avgörande betydelse

att man då fick en bild av mängden kylmedel i primärsys-

genom felaktig

temet. En relativt enkel jämförande analys av tre centrala mätvärden:

och flöde huvudcirkulationspumparna skulle

tryck, temperatur genom ha visat att Varken stömingsinstruktioner eller ut-

ångbildning förelåg. vägledning om en sådan analys.

bildning gav dock operatörerna

Osäkerhet om skadornas omfattning och handlingsvagar för att återställa säker kylning av reaktorn: Under senare skeden av haveriförloppet togs besluten om olika hand-

av kraftverksledningen med stöd av en med tiden ökande stab

lingsvägar

av experter från i första hand industrin. Uppåt 70-80 personer befann sig tidvis i kontollrummet mot normalt 5. De handlingsvägar som valdes

brister i om hur man snabbt återför en

tyder på förhandskunskaperna

skadad med stora mängder gas i primärsystemet till

tryckvattenreaktor

ett tillstånd av stabil kylning av härden. Man fick pröva sig fram. Det tog också tid - ett - att komma fram till en någorlunda

lång omkring dygn

bild av skadornas omfattning. Delvis berodde detta på att man inte

riktig

vissa mätdata från det första dygnet eller ansåg dem

uppmärksammade

missvisande, t.ex. i härden och tryckstöten från

temperaturmätningarna vätgasbranden i inneslutningen. Delvis berodde det på att det tog lång

tid att få fram radiokemiska vattnet i bl.a. på

analyser på primärsystemet,

av brister i och hög allmän strålningsnivå. De fel-

grund mätutrustningen

bedömningar som gjordes av vissa experter när det gäller risken för en explosion i reaktortanken har tidigare berörts.

Ovrigt:

I finns ett antal andra fall av mänskligt felhandlande

expertbilagorna belysta, som inte var av betydelse för händelseförloppet, t.ex. avstäng-

av dieslarna för reservkraftförsöj Det sistnämnda innebar

ning ningen.

dock en överträdelse av gällande instruktioner.

Information till myndigheter och massmedia

Det har ej ingått i vårt uppdrag att närmare studera hur informationen fungerade till lokala, delstatliga och federala myndigheter samt massmedia. Vi får här hänvisa till Kemenykommissionen och andra undersök-

Dessa visar att det stora brister inom detta område. Det

ningar. förelåg

finns hur för beredskaps-

uppenbarligen många exempel på ansvariga

och fick ofullständig, missvisande eller motsä-

planläggning utrymning

gande information. Några av dessa fall har berörts i tidigare beskrivning

av händelseförloppet.

Brister i organisation, tillsyn och utbildning, m.m.

Kemenykommissionen och andra undersökningar pekar på åtskilliga allvarliga brister vad gäller organisation, utbildning, kvalitetskontroll och

annan tillsyn, bl.a. av den löpande driften. l-lär kan nämnas o Brister i löpande tillsyn och underhåll vid TMI, vilket bl.a. yttrade sig i

längre tids drift med läckande avblåsningsventil, felställda hjälpmatar-

vattenventiler, diverse läckor i olika rör och tanksystem i hjälpsystembyggnaden samt i att diverse strålskyddsutrustning var i bristande skick, bl.a. strålningsmätare för höga strålnivåer och jodfiltren i venti-

lationssystemet.

0 Brister i uppföljning av tidigare tillbud av liknande typ vid andra reaktorer. Kraftiga varningar från tekniker som analyserat dessa tillbud fastnade eller fördröjdes i organisationen hos Babcock & Wilcox, NRC

och Metropolitan Edison. Därigenom trängde informationen ej igenom

till

operatörerna.

0 Bristande framför allt i att hantera och

operatörsutbildning, störningar

tillbud av olika slag. Särskilt allvarligt var att det brast i utbildning i de

kokningsförlopp som kan uppträda vid vissa typer av störningar samt att inträffade tillbud enligt föregående punkt ej fått genomslag i operatörsutbildningen. De störningsinstruktioner som fanns vid TMI för

denna typ av tillbud var svårtolkade och kunde därigenom leda 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 de första timmarna av händelseförloppet att grunda

operatörerna

sitt handlande på en felaktig bild av vad som hände i reaktorn. De kom att låsa vid denna bild, bl.a. av brister i instru-

sig felaktiga på grund

och utbildning. I den felaktiga bilden ingick att de trodde att

mentering

härden var väl täckt med vatten. I själva verket kokade härden efter cirka två timmar torrt, överhettades och fick svåra skador. Även under de närmast följande dygnen hade man i kontrollrummet en ofullständig förståelse av vad som skedde och hade skett i reaktorn, trots att man då hade god tillgång till utifrån.

expertis

Det kan i detta sammanhang också vara värt att citera 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 handlande, såsom brister i utbild-

operatörernas

oklara driftinstruktioner, oförmåga hos olika organisationer att

ningen,

dra rätta lärdomar av tillbud och brister i utformningen av

tidigare

kontrollrummet. Dessa brister får tillskrivas kraftföretaget, leverantö-

rerna av utrustningen och den statliga tillsynsmyndigheten. Vare sig

förklarar vad som inträffade i detta fall eller ej är vi

operatörsfelen

därför -i av alla ovan brister - om att en

ljuset påtalade övertygade

olycka som den vid TMI förr eller senare var oundviklig.

5.5 Vad hade hänt om. . . ?

Vid analyser av ett haveriförlopp som det vid TMI-2 anmäler sig ett antal hypotetiska frågor av typen Vad hade hänt om . . . ? som kan besvaras mer eller mindre säkert.

En sådan fråga är: Vad hade hänt om operatörerna inom rimlig tid hade ställt rätt diagnos på händelseförloppet? Denna fråga kan besvaras säkert. De tekniska analyser som visar att operatörerna under den första

gjorts

timmen eller något mer kunde välja mellan flera vägar för att återställa normal kylning av härden utan allvarliga skador på reaktorn. Befintliga

kylsystem var samtliga tekniskt tillgängliga och tillräckliga för detta

ändamål under denna tid.

En annan är: Hade haveriet kunnat leda till en omfattande härd-

fråga

smälta med stora av radioaktiva ämnen om en låt vara bristfällig

utsläpp

av härden inte återställts cirka 2,5-3,5 timmar efter händelseför-

kylning loppets början? För att besvara denna fråga har Kemenykommissionen låtit analysera ett antal hypotetiska händelseförlopp. För en utförlig beskrivning hänvisas till Kemenyrapportens tekniska bilagor. Några

intressanta resultat av dessa analyser är

o Under tidsperioden 2-3,5 timmar efter snabbstoppet var ett antal 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 var men det mesta tyder på att de

tidsmarginalerna

var mindre än en timme. Vissa av våra egna expertanalyser antyder att

tidsmarginalerna kan ha varit så små som något eller några tiotal 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 med härden och därmed kokar bort.

beröring

0 Om all zirkonium i härden reagerat med vatten och bildat vätgas och

vidare all denna kommit ut på en gång i inneslutningen och där

vätgas

brunnit eller detonerat hade inneslutningen sannolikt klarat påkän-

ningarna.

Kylmediumnivå (fot över hä rdens botten)

A Härdtopp 12

10-

8-

_ /xx

I \ , / \ 6 / / \\/ _ / / / / / 4- ,/ / / - / z

2, _ Blockerlngs- Huvudcirk. Högtrycksventil pump 2 B insprutning _ stängs startas startas

O, l I I I 1 I I I l 100 110 120 130 140 150 160 170 180 efter 190 200 snabb- 4 4 4 0600 0630 stopp 0700 Absolut tid

Fi ur 5.8

tiden 100-200 minuter

Hårdazvtäckningsjfirloppct efter snabbstuppet. Den skuggade

delen antyder skillnader mellan två beräkningar. [Källan NSAC-I, Becker 1979 (i bilagormül

o Om härden smält ner hade den

möjligen trängt igenom reaktortankens

botten och fallit ned i vattnet bottnen av

på inneslutningen. Kemeny-

kommissionens experter bedömer det osannolikt att den

åtföljande

ångutvecklingen lett till skador hade

på inneslutningen. Möjligen

härdsmältan trots smält i inne-

vattenkylningen igenom betonggolvet

slutningen och ner i under.

trängt berggrunden Enligt Kemenykom-

missionen är det stor sannolikhet att och

inneslutningen berggrunden

tillsammans förhindrat stora av radioaktiva ämnen till

utsläpp omgiv-

ningen vid sådana

härdsmälteförlopp.

o Om reaktorhärden vid TMI-2 hade varit mer utbränd, d.v.s. körd med

full effekt under tid, hade resteffekten under den mest kritiska

längre

perioden 1-5 timmar varit 3-11 °/o (tabell

högre 5.1). Enligt Kemeny-

kommissionens skulle detta ha det faktiska

analyser föga påverkat

haveriförloppet. Inte heller påverkas de härdsmälteför-

hypotetiska

lopp som ovan diskuterats. att tids-

Våra egna expertanalyser pekar på

marginalerna för de som förhindrade en omfat-

operatörsingripanden

tande härdsmälta (se ovan) kan ha varit mindre vid en mer

möjligen

utbränd härd. Det kan inte helt uteslutas att var så

tidsmarginalerna

små att en inte kunnat om det hade

begynnande nedsmältning hejdas

varit fråga om en fullt utbränd härd.

5.1 Resteffekten i TMI-2:s härd med fullt utbränd härd

Tabell jämförd

TMI-2 Utbränd härd Tid efter resteffekt resteffekt Utbränd

MW MW härd/ TMI-2

snabbstopp

Alternative Event Sequences

hade blivit svårare vid en fullt utbränd härd till

Uppröjningsarbetet

av innehåll av radioaktiva ämnen. Av

följd väsentligt högre långlivade

samma skäl hade blivit om haveriet lett

följdverkningarna allvarligare till brott på inneslutningen.

framhåller att även om deras analyser är mycket

Kemenykommissionen

är om olika fortfa-

omsorgsfullt gjorda kunskaperna härdsmälteförlopp

rande Man kan därför vara helt säker på resultaten av de

ofullständiga. ej

studerade, antagna svårare händelseförloppen.

6¶Säkerhetsanalys

6.1 haverier rn m

Konstruktionsstyrande

Säkerhetsmyndighetema föreskriver en som redovisas i

säkerhetsanalys

samband med tillståndsansökan. skall dels bestämma de sä-

Analysen

kerhetsmarginaler som råder vid normal drift och vid sådana driftstörningar som inträffar relativt ofta, dels vissa sk konstruktions-

analysera

styrande haverier med potentiellt stora konsekvenser.

Denna föreskrivna omfattar bland annat:

haverianalys

o olika fall som kan leda till snabb såsom

effektstegring, felaktig styr-

stavsutdragning eller utrusande styrstav, av kallt

plötsligt intrång

vatten i härden eller otillåten av

forcering kylvattenflödet

o som till kan innebära att en

felaktig bränslebytesoperation, exempel

bränslepatron fastnar eller tappas

o brott eller utanför

på ångledning vattenledning inneslutningen

o brott på ett från reaktorn innanför

trycksatt system inneslutningen.

Stor uppmärksamhet åt de haverierna. Av

ägnas konstruktionsstyrande

särskilt stor är sådana haverier som medför förlust av

betydelse kylmedel

i reaktorhärden. De kallas med en amerikansk Loss Of

benämning

Coolant Accidents (LOCA). En LOCA kännetecknas av att ett sådant läckage uppstår i reaktorns primärsystem att lâckflödet överskrider

kapa-

citeten på reaktorns normala För att motverka

spädmatningssystem.

konsekvenserna av sådana händelser träder i funktion.

nödkylsystem

Om nödkylningen som avsett förhindras av

fungerar överhettning

bränslet. Om nödkylningen inte är effektiv kan bränslet smälta.

För av LOCA har den amerikanska

analys säkerhetsmyndigheten före-

skrivit regler som även i andra länder inklusive

tillämpas Sverige. Syftet

är att genom pessimistiska antaganden åstadkomma stora säkerhetsmar-

ginaler mot av bränslet. effektivitet bedöms

överhettning Nödkylningens

mot kriterier som bland annat definierar den tillåtna

högsta kapslings-

temperaturen. Härden får inte deformeras så att för-

kylningen allvarligt

svaras.

För en kan en

tryckvattenreaktor LOCA-analys bygga på följande antagan-

den

(exemplet gäller Ringhals 3)

1 Reaktorn körs vid nominell effekt med av

jämviktskoncentration

klyvningsprodukter i bränslet.

2 Ett momentant, dubbelsidigt brott (s.k. inträffar en ut-

giljotinbrott) på

loppsledning intill i en huvudcirkulationskrets.

reaktortankväggen

3 Ett totalt bortfall av yttre nät inträffar. Två (av

fyra) dieselgeneratorer

startar och levererar

hjälpkraft.

4 utlöses.

Nödkylsystemen

l en kokarreaktor med extern cirkulation är brott på en cirkulationsledning

omedelbart intill reaktortanken det konstruktionsstyrande haveriet.

6.2 av riskbidrag Analys

Syfte och grundproblem

Säkerhetsstudier för kärnkraftverk kan efter läggas upp så att man söker tänkbara som leder till haveri och jämför bidragen dessa ger till

förlopp

en Av sådana undersökningar är den s.k. Ras-

sammanlagd olycksrisk.

mussenstudien den mest omtalade. Efter dess mönster har flera studier är dels kan studien ut-

för olika reaktorer. Användningen tvåfaldig: gjorts

för att var säkerhetshöjande åtgärder kan sättas in för att ge

nyttjas säga

dels har man velat in sannolikheten för en

största riskminskning, ringa

tex under ett års drift.

reaktorolycka

för kärnkraftverk behandlar riskerna för haverier som

Säkerhetsanalyser

beror felfunktion eller felhandlande och leder till stora radioaktiva

på

som orsak till haveri har inte tagits upp i

utsläpp. Sabotagehandlingar

inte heller andra än sådana som är för kärn-

dem, olyckstyper speciella

kraftverk främst Riskerna beskrivs genom att man

genom strålningen.

tänkbara konsekvenser av haverier tillsammans med sannolikhetsuppanger skattningar för att de skall inträffa.

beskrivs till sin natur och och uttrycks i t.ex. Konsekvenserna omfattning antalet strålskadade och akuta dödsfall, sena cancerfall, aborter, ärftliga och den som blir med radioaktivt nedfall.

förändringar landyta belagd

Olika säkerhetsstudier har kommit till olika resultat för konsekvenserna

av samma tänkta i reaktorn. Konsekvenserna kan därtill

olycksförlopp

vara svåra att föreställa dels därför att de i en del fall kan vara mycket

sig,

dels därför att man inte har erfarenhet av

omfattande, någon tidigare

dem.

för en är på flera sätt. För det Att ange en sannolikhet olycka vanskligt av sannolikheterna inte klar. De sannolikheter som

första är tolkningen

fram har ett stort av och grundas bara till

har räknats inslag bedömningar

statistik. Detta medför att det inte att i en del på observerad går pröva om är - annat än

vetenskaplig mening riskuppskattningarna riktiga

med de drifterfarenheter som successivt växer fram.

genom jämförelse

är sannolikheterna som beräknas och med var- För det andra jämförs ofta av en - och så

andra mycket små tal- storleksordningen på miljonen små sannolikheter en meningsfull föreställning

är det svårt att göra sig om. För det är osäkerheten stor. I Rasmussen-studien t.ex. angavs

tredje

att värdena vara 5 eller lägre än det den genom sägs kunna gånger högre värde en ännu större som ges i första hand. Senare har man velat ange

osäkerhet. Det är f.ö. oklart vilken som i ordet osäkerhet i

mening läggs sammanhanget.

Ibland beskriver man risker det s.k. väntevärdet för konsekvenser-

genom na. Med det menas de av sannolikheterna för

sammanlagda produkterna

olika typer av olyckor och något mått på deras konsekvenser, t.ex. antalet dödsfall. Med det redovisningssättet blir det lättare

att göra jämförelser

med mera alldagliga man miste om en väsent-

olycksrisker. Samtidigt går

lig dimension vid riskbedömningen, att stora katastrofer i flera

nämligen

viktiga avseenden är annorlunda än samma

skada genom flera mindre olycksfall, t.ex. de som inträffar

trafikolyckor dagligen. Kärnkraftsolyckor

kan få mycket stor omfattning, och det är inte hur detta skall

självklart

mot den mycket lilla sannolikheten att de faktiskt inträffar. Risk-

vägas

studier bör därför redovisa både konsekvenser och sanno-

uppskattade

likheter.

Sannolikheter i säkerhetsanalyserna

När man talar om sannolikheten för en händelse, måste man också mena att händelsen är slumpmässig. Vår har

genomgång avTMI-2-förloppet

visat att bl.a. brister i kunskap och var starkt

instrumentering bidragande

orsaker till haveriet, förhållanden som inte är Ändå

ju slumphändelser.

vill man, för att bedöma risker för olyckor i framtiden, tala om sannolikhet och mäta den i siffror.

Denna är en fundamental men inte unik för kärn-

motsägelse svårighet

kraften. Haveriutredningar i flyg- eller till att

trafiksammanhang syftar

fastställa en eller flera orsaker och ofta med det.

lyckas 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 det

gör

möjligt att tala om olyckssannolikheter, t.ex. för ett valt fordon.

slumpvis

Detta ger bl.a. en meningsfull grund för verksam-

försäkringsbolagens

het.

En säker grund för att beräkna kan bara fås ur erfa-

olyckssannolikheter

renheten, d.v.s. från olycksstatistiken. För och finns

flyg- trafikolyckor

statistik så att man kan ange sannolikheter för olika typer av och

olyckor

hänföra dem till år eller kilometer.

Ännu har man inte driftserfarenhet från kärnkraftverk för

tillräckligt lång

att man den skulle kunna skatta kan

vägen olyckssannolikheterna.Man

bara ge en grov övre gräns för riskerna. Även om det inom en inte alltför avlägsen framtid kommer att finnas driftserfarenheter från

tillräckliga

världens reaktorer, är det vanskligt att härifrån dra slutsatser om en speciell reaktorkonstruktion.

Det alternativ som står till buds är att söka beräkna

olyckssannolikheten,

och den har både nackdelar och fördelar. Rasmussen-studiens

utvägen

metod är att dela upp ett haveriskeende i en följd av felfunktioner och felhandlande som man sätter sannolikheter på var för

sig.

En haverisannolikhet som är beräknad har klara Man kan ald-

svagheter.

vara säker att fantasin har räckt till att förutse alla händelseutveck-

rig på

som kan leda till Inte heller det att få erfarenhetssiffror

lingar olycka. går

alla sannolikheter för felfunktion eller felhandlande. Fram-

på ingående

för allt är det svårt att mäta sannolikheten för mänskligt felhandlande trots att man har stor åt denna faktor i säkerhets-

ägnat uppmärksamhet

studierna. sannolikhetssiffror som sätts in är subjektiva skatt-

Många ningar.

Olika av sannolikhet 6:1

betydelse

En tändsticksask kastas på ett bord. Vad är sannolikheten att den hamnar på en kortsida?

Först bör vi tala om vad vi menar med sannolikhet. Om man kastar asken flera och successivt beräknar kvoten mellan antalet fall på hög-

gånger

kant och hela antalet kast, visar andelen närma sig ett tal- det talet är

sig

lika med sannolikheten. Om vi känner det talet, är det samtidigt ett mått

våra att vi skall få högkant när vi kastar bara en gång.

på förväntningar

Detta kallas sannolikhet i frekvensmening eller sannolikhet.

frekventistisk

Man kan i en del fall beräkna sannolikheter. En sådan beräkning är svår för tändsticksasken, betydligt lättare för en tärning med sex lika sidor. Om man räknar rätt, bör resultatet stå när man prövar det praktiskt.

sig

Ibland kan man inte för att få fram en sannolikhet. En

göra experiment

är att i stället bedöma - mer eller mindre välinformerat - vad

utväg

sannolikheten är. En sådan kallas en subjektiv sannolikhet.

uppskattning

Här finns att kontrollera en uppskattning annat än att

ingen möjlighet förkasta uppenbart orimliga gissningar.

Ett problem med subjektiva sannolikheter är att man inte vet vilken

kunskap som ligger bakom uppskattningen - och hur den utnyttjats.

Ett annat är att sannolikhetslärans satser och metoder inte utam

problem

vidare får användas på subjektiva uppskattningar - även om så sker

många gånger.

De statistiska riskanalysema för kärnkraftverk innebär att man beräknar haverisannolikheter. Viktiga reservationer måste clock göras. Till grund för räkningarna ligger sannolikhetsdata som i en del fall är frekventistiska, men i fall måste man använda subjektiva skattningar eller

många

erfarenhetsvärden som modifierats och anpassats ett subjektivt sätt.

Några viktiga säkerhetsanalyser

I det följande ges en översikt av av intresse för

några säkerhetsanalyser

svenskt vidkommande. för

Redovisningen ger en metodikbeskrivning

den s.k. Rasmussenstudien och de resultaten från den och

viktigaste

några andra redovisas direkt

analyser. Sannolikhetsuppskattningarna

från källorna och bör läsas mot bakgrund av den diskussionen.

tidigare

Rasmussenstudien Rasmussenstudien (Wash-1400) av U.S.

genomfördes på uppdrag

Atomic Energy Commission och redovisades till Nuclear

Regulatory

Commission i oktober 1975. var att studera vid ameri-

Syftet olycksrisker

kanska kommersiella kämkraftsreaktorer. haveririsken studerades

Själva

för en kokarreaktor (Peach Bottom 2) och en

tryckvattenreaktor (Surry 1).

Spridning och konsekvenser av studerades och beräknades för

utsläpp

befolkningsförhållanden som var representativa för 100 större amerikanska reaktorer som var i drift eller vid denna

planerade tidpunkt.

Rasmussenstudien anses allmänt ha varit en pionjärinsats för statistiskt

upplagda säkerhetsanalyser. Man har med vissa modifikationer utnyttjat

metodiken för säkerhetsanalyser på andra reaktorer, t.ex. de svenska för Barsebäck 2 och Forsmark 3 och den reaktorsäkerhetsstudie som

tyska

redovisats hösten 1979. Rasmussenstudiens metodik beskrivs i det

följan-

de och gäller i stora drag för de riskstudierna.

övriga

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

I kan man tänka ett stort antal inledande händelser och för-

princip sig

lopp som leder till haven och utsläpp. Det visar att ett an-

sig begränsat

tal av dessa dominerar riskbilden. kan avföras därför att

Övriga tidigt

händelsekedjan som helhet har bedömts få extremt liten sannolikhet. I praktiken räcker det därför att analysera ett urval betydelsefulla fall, men problemet är att identifiera så som av dessa. Härför krävs

många möjligt

ett betydande mått av fantasi, liksom stor erfarenhet och

systemkänne-

dom. Det ligger dock i sakens natur att denna metodik kan

aldrig göra

anspråk på fullständighet.

Händelseträd För att identifiera händelseförlopp som kan leda till härdskada man

utgår

från en inledande händelse och studerar hur reaktoranläggningens olika

delar fungerar. Händelseutvecklingarna ett sätt med följs på systematiskt

hjälp av händelsetrüd. En inledande händelse bildar händelseträdets stam, och grenarna återger säkerhetssystemens funktion eller felfunktion. Se faktaruta 6.2.

Två grupper av inledande händelser dominerar riskbilden. Den ena gruppen representeras av LOCA-händelser genom brott på reaktoms huvudkylsystem. I den andra gruppen sammanfattas störningar i effekt, tryck, temperatur etc under benämningen transien ter.

Från olika källor - driftdata, subjektiva bedömningar, felträdsanalys (se

nedan) - hämtade Rasmussenstudien sannolikheter för händelserna i varje träd och beräknade därur sannolikheter för olika slutresultat med eller utan härdskador. Det betyder att olika händelseföljder ger olika riskbidrag i form av en uppskattad sannolikhet för härdskada och utsläpp.

håndelseträd

Exempel på

Som illustration till händelseträdsmetodiken väljer vi ett exempel på en transient, som leder till otillräcklig spädmatning av kylvatten till reaktorhärden. Det är hämtat från en studie på Forsmark 3.

Den initierande händelsen är att yttre kraftnätet faller bort. Det finns två

yttre matningskällor. Den ena (400 kV) är kopplad via generatorskenan,

vilket betyder att reaktorn kan hållas kvar i husturbindrift även om yttre nätet bortfaller. Inledningsvis antas att såväl 400 kV nätet som husturbindriften strejkar. Det andra (70 kV) är säkrat genom matning från gasturbinaggregat. Vid bortfall av 400 kV-nätet (och husturbindriften) sker omkoppling till 70-kV-nätet. Gasturbinema skall då starta och ge 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 gasturbinerna ej startar, från dieselgene-

ratorer som automatiskt skall starta. Om även dessa missar (två av de fyra dieslarna behövs för full hjälpkraft), kan varken hjälpmatarvattensystemet (327) eller lågtryckshärdkylsystemet (323) fungera med otill-

räcklig spädmatning som följd (understa grenen). Samma slutresultat

inträffar vid samtidigt fel på systemen 327 och 323 oavsett om gasturbinema eller dieslarna levererar hjälpkraften. Sannolikheten för felfunktion i varje förgrening uppskattas med felträdsmetodiken och totalsannolikheten för otillräcklig spädmatning p. g.a. bortfall av yttre nätet kan beräknas.

De som ger de största riskbidragen är angelägnast att

händelseföljder förebygga tillkommande säkerhetssystem.

genom

Fel trädsanalys

Sannolikheterna för hur komponenter i reaktorn och dess säkerhetssystem fungerar beräknades i Rasmussen-studien genom s.k. felträdsanalys. Det är en systematisk metod att undersöka komponentfel och andra händelser som kan leda till systemfel, och den påminner en del om händelseträdstekniken. Metoden introducerades i början av 1960-talet

6:2

T(O)* Bi B2 V2 Otillräcklig

Nätbort- Gas- Diesiar 327 323 spädmatning?

fall turbiner

Föreligger

Funktion

Uteblir

1 Nätbortfall under längre tid än 25 minuter samt

misslyckad övergång till husturbindrift.

7 Inklusive manuell trycknedtagning.

Källa: Ds i 1978:3

inom flygindustrin och har sedan dess i ökande utsträckning använts för

att studera systemkonstruktioners tillförlitlighet.

Ett felträd byggs från verkan till orsaker. Utgångspunkten är en felfunktion. Därifrån identifieras händelser som kan leda till felfunktionen. Uppdelningen drivs så långt att man får med enstaka komponenters funktion att göra.

Felsannolikheterna kombineras sedan enligt felträdets mönster

logiska

till en resulterande sannolikhet för topphändelsen. Även där mänskligt felhandlande påverkar funktionen, beskrivs detta med sannolikheter. Man försöker också uppskatta osäkerheten i den beräknade felsannolikheten.

Fel med gemensam orsak

En felträdsanalys som utgår från att de slumpmässiga är komponentfelen

oberoende av varandra kan ge för låga systemfelsannolikheter. Rasmussenstudien tar hänsyn till det.

En och samma företeelse kan förorsaka flera fel. En brand i

samtidiga

kärnkraftverket Browns i USA 1975 satte till flera av säker-

Feny exempel

hetssystemen ur funktion på en gång. Sannolikheten för att flera system samtidigt fungerar fel var då större än om man förutsatt att felen skulle uppträda oberoende av varandra. Den gemensamma orsaken kan också vara t.ex. konstruktionsfel, tillverkningsfel, miljöpåverkan eller yttre händelser. Den risk för underskattning av haveririsk som dessa s.k. common cause failures särskilt för dubblera-

ger är naturligtvis betydelsefull de, redundanta säkerhetssystem.

Det är viktigt att möjligheterna till fel med gemensam orsak identifieras och beaktas vid felanalysen. Den verkliga resulterande felsannolikheten är svår att uppskatta eftersom i stor

erfarenhetsunderlag utsträckning

saknas. Rasmussen-studien använde ganska godtyckliga metoder och olika antaganden kan ge resultat. På denna

mycket skiljaktiga punkt

uppstår ett betydande bidrag till osäkerheten i den beräknade haverisannolikheten.

Mänskligt felhandlande

Mänskligt felhandlande kan påverka reaktorsäkerheten via alla faser av en anläggnings konstruktion, uppförande, drift och underhåll. Driften är visserligen i hög grad automatiserad, men kan som

operatörsingrepp

regel ta över automatiken och måste det i vissa situationer. I säker-

göra

hetsanalyserna sätts sannolikheter för felhandlande från drift- och underhållspersonalens sida, så att detta kan tas med i felträden. Det är främst två typer av felhandlande som har

mänskligt uppmärk-

i samband med reaktorsäkerheten, nämligen felkalibrering av

sammats

elektrisk kontrollutrustning och felaktiga åtgärder i kontrollrummet. Fel-

i f*

i

kan leda till att automatiska funktioner uteblir exempelvis vid

kalibrering

eller vid LOCA. Den andra typen av

reaktoravställning trycknedtagning

felhandlande kan uppträda i den stressituation som uppstår

mänskligt

vid en serie onormala händelser. Operatören kan då förbise viktiga manuella och säkerhetsfunktioner eller utföra dem fel.

ingripanden

I Rasmussenstudien har försök att analysera operatörsbeteende i

gjorts

kontrollrummet. Ett operatörsingripande uppdelades i tre steg:

0 av en onormal situation via utslag på instrument eller

varseblivning larrnsignaler

0 övervägande och beslut

0 åtgärder

Felsannolikheten därefter kombination av bidrag

uppskattades genom

från de olika stegen. Härvid beaktades bl.a. följande faktorer:

av instrument, signaler och skyltar

utformningen

stressnivån skrivna instruktioner och arbetsrutiner utbildning och erfarenhet

kopplingsberoende mellan ingrepp av olika slag o typ av signalåterföring

0 bemanningen

Att sätta sannolikheter på mänskligt felhandlande ger problem i säkerhetsanalysen. Felfrekvensen måste ofta baseras på bedömningar och blir därför osäker. I Rasmussenstudien tog man bara hänsyn till planerade ingrepp, förutsedda i driftsinstruktionerna. Oplanerade ingrepp, som kan inverka såväl negativt som positivt, är inte beaktade.

Konsekvenser i omgivningen Om en härdskada inträffat kan radioaktiva ämnen komma ut i atrnosfä-

läckage i inneslutningen. I en fullständig riskanalys

ren genom brott eller beräknas hur ämnena sprids med vinden och hur en del av dem faller ned på marken. Vindar, nederbörd och temperaturförhållanden spelar en stor roll för l Rasmussenstudien valde man ut sex typis-

spridningen. ka reaktorförläggningar och mätte där under ett års tid vindriktning,

olika samt nederbörden. Man valde

vindstyrka och temperatur på höjder

sedan ut 90 tidpunkter och beräknade för dessa radioaktivitetens sprid-

med hjälp av insamlade meteorologiska data.

ning

Skadeverkningarna bestäms naturligtvis också av befolkningsfördelning-

en och därför studerade man hur den ser ut vid de 68 förläggningsorter som var aktuella i USA vid studiens genomförande. Den dos av strålning som utsätts för från luft, mark och livsmedel leder, om den

befolkningen

är stor, till strålskador samband som är relativt säkert kän-

mycket enligt

da. Små doser - som kan drabba ett stort antal individer - kan leda till sena effekter, bl.a. cancer. Vid riskstudier antar man ett proportionellt samband mellan de sammanlagda stråldosema för individerna (kollek-

tivdosen) och antalet cancerfall. I Rasmussenstudien har man reducerat sannolikheten för cancer hos de individer som får mindre än 10 rem per dag till en femtedel av det värde som annars antas.

Rasmussenstudiens resultat För säkerhctsarbetet är det av intresse att se vilka initierande händelser och fortsatta händelseföljder som ger stora till risken. Det visade i

bidrag sig

Rasmussenstudien att det är transienter och små LOCA som var för

sig

och tillsammans bidragen, medan stora LOCA och framför

ger de största allt tankbrott gav mindre bidrag för såväl tryckvatten- som kokarreaktorer.

De initierande händelserna för de dominerande haveriförloppen i tryckvattenreaktorn är av tre slag:

o små brott i primärsystemet

0 transient vid nätbortfall o ventilfel mellan lågtryckshärdkylsystemet och huvudcirkulations-

systemet

Förlopp som initieras av stora rörbrott och där nödkylningen inte fungerar leder till härdsmältning, men de ger mindre bidrag till den totala

utsläppssannolikheten eftersom de är ovanliga.

Små brott i primärsystemet beräknades vara ungefär tio gånger sannolikare än stora brott. De ger det största till utsläppssannolikheten.

bidraget

Som tidigare nämnts innefattar bereppet transient en rad onormala händelser som kräver snabb reaktoravställning. Vid en transient måste reaktorn av och resteffekten kylas bort. Det dominerande tran-

stängas 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 sannolikhet förstör och en utsläppsväg direkt

lågtryckssystemet samtidigt öppnar ut ur inneslutningen.

Transienthändelser med utebliven reaktoravställning och otillräcklig resteffektkylning dominerade utsläppsbilden för kokarreaktorn. Sådana händelser ledde till och med stor sannolikhet till bristning

härdsmältning av inneslutningen på grund av övertryck.

Bortfall antogs inträffa i genomsnitt någon gång

av matarvattensystemet

och år. I sådana situationer träder normalt hjälpsystem i funkper reaktor

tion för och Reaktorn ställs av och trycket

spädmatning resteffektkylning.

avlastas att Om är

genom avblåsningsventiler öppnas. spädmatningen

kan härden så friläggas och överhettas.

otillräcklig småningom

är den typen av haveri som en kämkraftreak-

Trjx/cktanksbrott allvarligaste

tor kan utsättas för. Ett tankbrott innebär med stor sannolikhet att kylav kärnbränslet vilket kan leda till en härdsmälta. Sanningen äventyras nolikheten bedömes dock vara mycket låg.

av sannolikheten för kan i princip ske nå

Uppskattningen trycktanksbrott

tre olika sätt, baserade på:

- driftserfarenheter från reaktortryckkärl - haveristatistik för konventionella tryckkärl - brottmekaniska

beräkningar

Drifterfarenheterna från är ännu otillräckliga för en me-

reaktortryckkärl

av brottsannolikheten. Brottmekaniska beräkningar

ningsfull bedömning indikerar för reaktortryckkärl av

en övre gräns för brottsannolikheten 5 - 107 per tryckkärl och år.

Det är mera osäkert vilka slutsatser som kan dras från annan tryckkärlseftersom extra tillkommer i en reaktor, b1.a. på

erfarenhet, påfrestningar

av Å andra sidan är kontrollen av reaktorkärl under

grund strålningen.

såväl som driftsskedet särskilt noggrann.

tillverknings-

För är man mest intresserad av storlek och

riskbedömningen utsläppens

Olika haverisekvenser som ledde till jämförbara

sammansättning.

därför samman. För valdes

utsläpp grupperades tryckvattenreaktorer

av haveriförlopp, varav de sju svåraste

typiska utsläpp för nio grupper

med härdsmälta. För kokarreaktorer valdes fem ut-

sammanhängde

varav de efter härdsmälta. Resultat

släppskategorier, fyra allvarligaste

från Rasmussenstudiens redovisas i

sannolikhetsuppskattningar

tabell 6.1.

De beräknade konsekvenserna redovisas för och

gemensamt tryckvatten-

kokarreaktorer som ett för de aktuella reaktorlägena. I tabell

genomsnitt

6.2 konsekvensbilden för successivt svårare och samtidigt osan-

återges nolikare olyckor.

Tabellen över beräknade konsekvenser hänför till med härd-

sig olyckor

smälta. Sannolikheten för haverier med är enligt Ras-

kapslingsskador

mussenstudien flera (ca 1/ 2.000 för en tryckvatten- och

gånger högre

1/10.000 för en kokarreaktor Dessa olyckstyper leder för per driftår). till som är mindre än eller jämförbara med

tryckvattenreaktorer utsläpp

de minsta efter härdsmälta. Från kokarreaktorer blir utsläppen

utsläppen

i dessa fall mycket mindre.

Tabell 6.1

Sannolikheter för radioaktiva av olika för

utsläpp omfattning tryck-

vatten- och kokarreaktorer Rasmussen-studien.

enligt

Utslapps- Sannolikhet Andel av härdinnehåll som

frigörs

kategori per driftar ädel- oorganiskt cesium/ barium/

gaser jod kubidium strontium PWR 1. 9 - 1057 0.9 0.7 0.4 0.05 PWR2 8 - 10* 0.9 0.7 0.5 0.06 PWR3 4- 10° 0.8 0.2 0.2 0.02 PWR4 5 - 107 0.6 0.09 0.04 5 - 10” PWRS 7 10” 0.3 0.03 9- 10” 1 -103 PWR6 6- 10° 0.3 8- 10* 8- 10 9- 1055 PWR7 4-105 6›10“3 2-105 1-105 1-10° PWR8 4 - 10* 2 103 1 1054 5- 10” 1 -10“ PWR9 410“ 3-10° 1-1057 6-107 110* BWR1 1 10” 1.0 0.4 0.4 0.05 BWR2 6 10° 1.0 0.9 0.5 0.10 BWR3 2 - 105 1.0 0.1 0.1 0.01 BWR4 2 - 10° 0.6 8 - 10* 5 10” 6 - 10* BWR5 1-10” 5-10“ 6-10“ 4109 810” PWR = BWR

tryckvattenreaktor, = kokarreaktor

Källa: Main sid 78

Rasmussen-rapporten, Report,

Tabell 6.2

) Motsvarande normala antal fall är ca 17.000. 3) Talen är vägda medelvärden av de härdsmältesannolikheter som uppskattats för

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

Report,

Diskussion och kritik av Rasmussen-studien

Lezuisraiøporten (Lewis 1978) avgavs i september 1978 av en arbetsgrupp Lewisrapporten

som hade tillsätts av Nuclear Commission. Den är en gransk-

Regulatory

av och diskuterar även allmänt hur riskanaly-

ning Rasmussenrapporten

Sema borde kunna utnyttjas i säkerhetsarbeet.

konstaterar att Rasmussenstudien varit ett betydande

Lewisrapporten

i för kärnkraftreaktorer. Händelseträdsmetoden

framsteg riskanalysen

är allmänt användbar för att studera och kvantitati-

olyckssekvenser göra

va avfärdar inte Rasmussenstudiens sanno-

riskbedömningar. Rapporten

av haveririskerna, men osäkerheten i sannolikheten

likhetsskattningar

anses vara avsevärt större än vad studien angav. Lewisgruppen pekar på de faktorer som kan leda till eller till av den

underskattning överskattning

risken. T.ex. anses av fel med gemensam orsak

verkliga behandlingen

kunna leda till av haverisannolikheterna medan bl.a. den

underskattning i en hotande hándelseutveckling inte

mänskliga improvisationsförmågan

räknats säkerheten tillgodo.

att NRC inte hade de möjligheter Rasmus-

Lewisgruppen ansåg utnyttjat

senstudien av säkerhetsarbetet. Studien be-

ger för inriktning pekade på

av transienter och små LOCA som inledande händelser. Dessa,

tydelsen

liksom riskbidrag som NRC inte

mänskliga felhandlingar, ger betydande

stor vikt vid med de mera dramatiska förloppen efter stor

lagt jämfört

LOCA.

lämnar presentationen av Rasmussen-

Överlag enligt Lewisgruppen

studien i att önska. Den inledande sammanfattningen

mycket övrigt

är så kortfattad att den har blivit direkt missledan-

(Executive Summary)

de. av sena effekter, dvs. främst cancer, blev inte redovisade

Betydelsen där, trots att beräkningar hade gjorts i huvudrapporten. Överhuvudtaget

vara svår att eftersom metodik och

ansågs Rasmussenrapporten granska,

data blivit ofullständigt redovisade.

varnar för användande av de uppskattade

Lewisrapporten oförsiktigt

NRC deklarerade med anledning av detta att den

olyckssannolikheterna.

inte betraktade som och att siffrorna inte

uppskattningarna tillförlitliga

skulle användas okritiskt vid

policyöverväganden.

EK-Ar underlag för bedömning av Rasm ussenstudien för säkerhet och miljö lät som under-

Energikommissionens expertgrupp

för sina i genomföra bl.a. en studie av meto-

lag bedömningar riskfrågor

dik och i data i Rasmussenstudien. (Bergqvist et al 1978)

om sannolikhetsbegreppet och Rapporten tar upp grundläggande frågor

att med statistiska metoder analysera risker i komplicerade

möjligheterna

tekniska Därefter förs en relativt ingående diskussion av meto-

problem.

diken. Flera typer av felkällor tenderar att leda till av

underskattning olyckssannolikheter. Det gäller t.ex. borttappade och en händelseföljder

del brister i behandlingen orsak. Samma

av fel med gemensam gäller

även behandlingen av mänskligt felhandlande.

Vad gäller de undersökta händelseträden att sk.

påpekas driftstömingar,

transienter, kan ha varit en försummad kategori av inledande händelser i jämförelse med förlust av kylmedel. Det även att små transienter

påpekas

kan övergå i förlust av

kylmedel.

I sin sammanfattande bedömning författarna Rasmussenstudiens

godtar

metodik och resultatet i stora men också att det

drag påpekar angivna

osäkerhetsområdet torde vara avsevärt underskattat. Man kan inte utesluta haverisannolikheter som är ca tio gånger högre än Rasmussenrapportens i första hand skattade värde, d.v.s. 1/2000.

Riskstudier av svenska kokarreaktorer Forsmark 3

På initiativ av Asea-Atom (1977) en

Energikommissionen genomförde

studie av säkerheten mot i Forsmark 3. Studien

härdsmältning gjordes

med händelseträdsmetodik. Utredningen kom till slutsatsen att sannolikheten för var i Forsmark 3 än i Rasmus-

härdsmältning väsentligt lägre

senstudiens kokarreaktor Peach Bottom 2.

Den bättre säkerheten i Forsmark 3 tillskrevs studien bl.a.

enligt följande

orsaker:

o större redundans hos vilket radikalt reducerar

säkerhetssystemen,

sannolikheten för utebliven

resteffektkylning

o tillförlitligare yttre nät, beroende att 70 kV nätet i Forsmark är anslu-

på tet till gasturbindrivna elgeneratorer

o säkerhetssystemen i Forsmark 3 har att i de

inga uppgifter fylla övriga

aggregaten (Forsmark 1 och 2). I Peach Bottom delas vissa utrymmen mellan aggregat 2 och 3.

o den svenska minskar sannolikheten för mänsk-

trettiominutersregeln

ligt felhandlande främst vid LOCA-händelser i kokarreaktorn.

På många punker, t.ex. vid av sannolikheten för reaktortank-

beräkning

brott övertogs metodik och vissa data direkt från Rasmussenstudien. Den sammanlagda sannolikheten för

härdsmältning blev 3.1 - 10°° per år, vilket är ungefär en faktor 8 än för Peach Bottom 2. Forsmark 3-stu-

lägre

dien syftade dock inte i första hand till en absolut

säkerhetsbedömning

utan till en jämförelse med Rasmussenstudiens resultat.

Barsebäck 2

På uppdrag av kärnkraftinspektionen genomförde Studsvik Energiteknik

AB under 1977/78 en riskstudie för Barsebäck 2 (Studsvik 1978). En parallell studie av samma kraftverk gjordes av den amerikanska konsultfirman MHB Technical Associates på initiativ av Energikommissionens expertgrupp för säkerhet och miljö (MHB 1978). Vidare har konsekvenser av olyckor vid Barsebäck studerats den danska Risö

på forskningsanstalten

(Risö 1977). Studsviksstudien byggde på metodik och databas Rasmussenstu-

enligt

dien. MHB-studien använde samma händelseträdsmetodik och samma indelning av utsläpp efter deras omfattning. Däremot användes en modifierad databas och ett annat sätt att uppskatta sannolikheter för utsläpp.

En sammanställning av de båda studiernas resultat visas i figur 6.1. MHB-studien uppskattade en betydligt högre sannolikhet för härdsmältning till följd av stort rörbrott än Studsvik. är delvis att

Anledningen

Studsvik valt samma värde för frekvensen av rörbrott som inledande händelse som Rasmussenstudien medan MHB antog ett åtta gånger

högre tal.

I kan noteras att MHB en frekvens för transienter

övrigt antagit högre

som inledande händelse än Studsvik, 20

mot 10 per år. Att trots detta den förväntade frekvensen för härdsmältning på grund av transienthändelser inte blev större i MHB-studien beror att MHB antog en bättre

på tillgänglighet hos säkerhetssystemen än Studsvik.

Konsekvenserna av reaktorolyckor vid Barsebäck som leder till stora utsläpp har studerats dels av Beyea för EK-A (Beyea 1978), dels av Studsvik. Resultaten varierar mycket mellan olika studier. Som

uppskattningar

av maximala konsekvenser av en olycka anges t.ex. 10.000 eller mindre än 100 akuta dödsfall, 25.000 eller högst 1.000 sena dödsfall och 24.000 eller 5.600 kmz yta med radioaktiv beläggning. När man försöker ta hänsyn till

alla faktorer av betydelse för utsläppets skadeverkningar, som molnets stigning, vindförhållanden, nedfallshastighet och med urtvättning

nederbörden, utrymning m.m. blir resultatet beroende av Vilka antaganden som görs och som delvis måste grundas på bedömningar. De beräknade strålskadorna m.m. kan skilja 10 till 20 gånger mellan olika studier, utan att man kan säga att det ena är rätt och det andra fel.

EK av säkerhetsstudierna

sammanfattning och egen bedömning

Energilommissionen (EK) i sitt slutbetänkande om hälso-, miljö- och

gör

säkerhetsrisker (SOU 1978:49) en sammanfattande bedömning av de svenska säkerhetsstudiema och av genomgången av

Rasmussenrappor-

ten. Vad den senare beträffar konstaterar EK att resultaten visserligen hänför sig till två speciella reaktortyper, men att dessa i huvudsak torde

vara representativa. Däremot påpekar EK, liksom Rasmussenrapporten

själv, att studien får anses endast vid tiden för

tillämpbar på anläggningar

Studsvik

Perår

10”-

10-6-

10--

10-

s c §6 S. En :ä :05 ?E EE - Sá L :n- êg §3 §2.- w EP 4- 3 .-4g_ 3 L D $ O en

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

Stort Medelstort Nätbonfa” Tomt Händehe [litet

rörb rott rörbrott rorb rott

Bidrag till 1% 3% 72% 24% 100% frekvensen för E El E

I | härdsmältning

Feltyper i UA

UA+CMA i CMA

CMA+MF

UA+MF » i MF

UA = slumpmässiga, oberoende fel CMA= fel med gemensam orsak MF = mänskligt felhandlande

Figur 6.2 Bidrag från olika feltyper till frekvensen för härdsmältning i den tyska riskstudien. Källa: Birkhofer (1979).

studiens genomförande och för ytterligare kanske fem år framåt. Såväl i tillkommande anläggningar som i kan säkerheten antas bli

tidigare högre

med tiden på grund av tillkommande säkerhetssystem och erfarenhets-

återföringen.

EK bedömer att osäkerheten i Rasmussenstudiens resultat måste anses vara större än vad studien själv Därtiñ kommer att konsekvenser-

anger. na kan vara underskattade i studien.

EK sammanfattar också sin bedömning av de båda studierna för Barsebäck 2 och konstaterar att skillnaderna i riskuppskattning får betraktas som liten och i Dock bör även här ett bredare

sammanhanget oväsentlig.

osäkerhetsintervall anges.

Den tyska riskstudien

(Birkhoferstudien)

Den s.k. Birkhoferstudien (Birkhofer 1979) genomfördes på uppdrag av

förbundsministeriet för forskning och teknologi i Västtyskland. Den

redovisades i 1979. Studien avser förhållanden

augusti tyska (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 strömförsörjningen. I det förra fallet leder till att viktiga funktioner sätts ur

operatörsfel

i det senare stora sannolikheten för den initierande spel, ger den relativt händelsen ett avsevärt till totalrisken. Det är intressant att notera

bidrag

att det största till den totala sannolikheten för ett haveri ges av

bidraget

felhandlande, varefter kommer Fel med

mänskligt komponentfel.

orsak ett mindre bidrag. jämför figur 6.2. gemensam ger endast

l studien den roll som inneslutningen spelar för begränspåpekas viktiga

av konsekvensema. Om den är intakt, dröjer det omkring ett

ningen

efter en härdsmälta innan tryckstegringen går så långt att inneslut-

dygn

sönder. Då hinner man företa Det är endast när

ningen går utrymning.

en inträffar eller en stor läcka uppträder som man får ett

ångexplosion

Detta att endast 0,7% av alla härdsmältor leder till

tidigt utsläpp. gör

akuta strålskador.

av konsekvenserna för den omgivande befolkningen har

Beräkningen

i huvudsak samma sätt som Rasmussenstudien. Dock finns vis-

gjorts på

sa skillnader. Så har exempelvis de lokala förhållandena

betydelsefulla

vid var och en av de 19 beaktats. Olika konsekvens-

förläggningsorterna lindrande åtgärder, främst uppsökande av skydd, evakuering, omflyttoch dekontaminering har behandlats i detalj. ning

Av intresse är att resultaten från den tyska studien med

speciellt jämföra

motsvarande resultat i Sannolikheten för härd-

Rasmussenrapporten.

smälta 10* 5 per år mot 5 - 10* i De

anges till 9 Rasmussenrapporten.

studerade reaktorerna är relativt likartade till sin konstruktion, och denna relativt överensstämmelse kan ses som ett stöd för möjligheten att

goda en Trots att metodiken skiljer sig i många detaljer genomföra riskanalys.

och trots olika databaser har de beräknade sannolikheterna blivit av

samma storleksordning.

i belysning avTMI-Z-händelsen och övrig

Säkerhetsanalysema

drifterfarenhet

Kvalitativ jämförelse TMI-2-händelsen möjlighet att pröva om säkerhetsanalyserna är

ger en

Man kan ställa om händelseutveckligen vid haveriet

fullständiga. frågan

varit förutsedd i något händelseträd. Svaret i så fall något om hur

säger

kunde Det är också av intresse att studera hur

fullständig analysen göras.

långt överensstämmelsen sträcker sig.

l finns en sekvens som motsvarar TMl-Z-haveriet

Rasmussenrapporten och som betecknasTMLQU-B, där har följande betydelbeteckningarna

se:

lnitierande transient Huvudmatarvattnet ej tillgängligt

Hjälpmatarvattnet ej tillgängligt Avblåsningsventilen stänger ej efter tryckavlastning Högtrycksinjektionen fungerar ej Inneslutningen ofullständigt isolerad

äçprga

Vid TMl-2 började förloppet med att kondensmatarpumparna stannade,

vilket ledde till förlust av vatten i ånggeneratorerna. Som en följd av detta kopplades turbinen ur och signal gavs att dra ner reaktoreffekten. I det motsvarande händelseträdet i Rasmussenrapporten är den initierande händelsen förlust av kondensvatten.

Förloppet fortsatte med att det ökade trycket ledde till öppning av avblås-

Vidare skedde snabbstopp av reak-

ningsventilen på tryckhållarkärlet.

torn i avvaktan på att hjälpmatarvattensystemet skulle träda i funktion. I Rasmussenstudien finns exakt motsvarande händelser.

Haveriet i TMI-2 fortsatte med att hjälpmatarvattensystemet inte trädde i funktion beroende på att ventiler, som stängts vid provning av systemet, hade lämnats i tillstånd. Därigenom kom inget vatten fram och

stängt

ånggeneratorernas sekundärsida kokade torrt. I Rasmussenstudien fortsätter händelseträdet med denna händelse. Även den angivna

just

orsaken (mänskligt felhandlande i samband med översyn) stämmer med

verkligheten.

Den händelsen i haveriet kom i och med att avblåsningsventi-

avgörande len inte stängde när trycket gick ner. I Rasmussenrapporten finns detta

fel medtaget med en sannolikhet av 0.01 per anrop.

Vid det fortsatta förloppet i TMl-2 sattes högtrycksinjektionen igång

automatiskt. När den efter en kort stund stängdes av manuellt, ledde detta till de allvarliga härdskadorna. I Rasmussenrapporten antas att

inte Här således verklighet och

högtrycksinjektionen fungerar. skiljer sig riskanalys. Iden senare finns ingen möjlighet att få med det komplicerade operatörsbeteende, som i hög grad bidrog till haveriets allvarliga för-

lopp, men som å andra sidan ledde till att situationen kom under kontroll innan härden smält.

Denna jämförelse visar alltså attTMl-haveriet var förutsett i Rasmussenrapporten i avsevärd detalj men understryker också betydelsen av det

mänskliga felhandlandet när det gäller operationer, som går utöver enkla, programmerade ingrepp.

En intressant fråga är naturligtvis om en riskanalys utförd på TMI-2-

skulle ha lett till att man i

anläggningen uppmärksammat svagheter

konstruktion och Denna är svår att besvara med

instrumentering. fråga

hänsyn till risken för efterhandskonstruktioner. På en punkt vågar man dock påstå att en riskanalys borde gett anledning till eftertanke. Det

gäller avblåsningsventilen som fastnade i öppet läge. I Rasmussenrap-

för detta 0.01 per anrop. Speciellt vid porten anges en sannolikhet på

av en ny reaktor kan man vänta så många öppningar att

inkömingen sig

ventilen sannolikt kan fastna en siffra borde gett

gång per år. En så hög

till eftertanke.

anledning

I detta kan det noteras att sekvensen ifråga tas upp i Birk-

sammanhang

hoferstudien. Det framgår där att risken med en hängande avblåsningsventil under diskussioner av studien och att detta

uppmärksammades

ledde till konstruktionsändringar på de tyska reaktorerna för att undvika haverier av denna typ. Det visar att riskanalys kan vara ett viktigt hjälpmedel för att upptäcka svagheter i reaktorkonstruktioner.

Statistiska jämförelser

De samlade driftserfarenheterna från kärnkraftverken, inklusive TMI-2,

kan ställas mot säkerhetsanalysernas sannolikhetsuppskattningar för

Driftserfarenheterna inkluderar alla haveririsker, även

jämförelse. ju

sådana som förbisetts i händelseträdsanalyserna och blir på så vis även

kontroll på dessas fullständighet.

Driftserfarenheterna från västvärldens större kommersiella vattenkylda reaktorer för närvarande till ca 1.100 driftår. Enligt till

uppgår en rapport

Kemenykommissionen uppgick drifttiden för amerikanska tryckvatten-

reaktorer vid tiden förTMI-2 till 223 och för kokarreaktorer till 187 år.

TMI-2-händelsen själv innebar ett härdhaveri men inte härdsmälta. Utsläppen blev avsevärt mindre än vad som beräknats för motsvarande händelseföljd i Rasmussenrapporten, där man inte förutsett det opera-

som förebyggde en härdsmälta.

törsingripande

En statistisk skattning av den verkliga haverisannolikheten utifrån dessa driftserfarenheter på den verkliga haveri-

ger bara svaga indikationer risken. av tänkbara värden.

Den ger ett brett konfidensintervall

I den nämnda till Kemenykommissionen härleds sannolikhe-

rapporten terna för några händelser med härdhaveri och radioaktiva utsläpp utifrån

värden. Sannolikheten för ett sådant haveri i USA

Rasmussenrapportens

under tiden fram till TMI-2 angiven övre osäker-

var 13 procent med en

Om ett sådant haveri inträffat skulle sannolik-

hetsgräns på 80 procent.

heten att den inte omfattade härdsmältning vara 90 procent och sannolikheten att den inträffade i en tryckvattenreaktor 80 procent.

I finns bara utsläppskategorier efter härdsmältning Rasmussenrapporten

eller utsläpp till följd av läckage från måttligt skadade bränsleelement. TMI-2-händelsen kan klassas med hän-

i rapportens kategorier antingen eller med hänsyn till händelseföljden. syn till utsläppens omfattning

av alternativen lösning. I förra fallet har Inget ger en tillfredsställande

man att sätta sannolikhetsskattningarna i fråga. Det är ingen anledning

den som den nämnda rapporten till Kemenykommissionen

ståndpunkt

intar, men den är inte fri invändningar. I det senare alternativet leds

från

man till en att sannolikheten för felfunktioner m.m. kan vara

bedömning underskattade men att samtidigt möjligheterna att hejda förloppets

utveckling mot härdsmälta och stora utsläpp har underskattats.

Vad konsekvenserna för av den svenska reaktorsäker-

gäller bedömning

heten mot av drifterfarenheterna möter en grundläggande osä-

bakgrund

kerhet i av haverisannolikheter från internationella förhållan-

överföring

den till svenska. för svenska reaktorer talar dock

Säkerhetsanalyserna

inte för att sannolikhetema skulle vara högre i svenska reaktorer.

Allteftersom drifterfarenheterna från världens kärnkraftverk växer, blir den riskbedömning som grundas på dem istället för på teoretiska säker-

hetsanalyser allt tillförlitligare - detta oavsett om någon ytterligare olycka

inträffar eller ej. Det har redovisats (Apostolakis och Mosleh 1979) ett försök att med s.k. Bayesiansk revision av sannolikheter väga samman säkerhetsanalysernas information med drifterfarenheterna. Resultatet blev en av haverisannolikheten som är ca två gånger högre än

skattning

Rasmussenstudiens, vilket indikerar att drifterfarenheterna är tillräckligt omfattande för att en av säkerhets-

korrigera pessimistisk bedömning analysernas tillförlitlighet.

Sammanfattning och slutsatser

Utredningen vill sammanfattningsvis konstatera att:

- konstruktionsbestämmande haverier och

säkerhetsanalyserna (genom

genom händelseträdsmetodik) kan och bör utnyttjas i säkerhetsarbetet;

- lärdomar från händelseträdsanalyserna inte tillfullo utnyttjats i säker-

hetsarbetet; - vid TMl-2 varit förutsedd i

händelseutvecklingen säkerhetsanalyserna

vad det men att de händelser som korn att

gäller fysikaliska förloppet, förloppet var andra än de som antagits; avgöra

- och av de skattade haverisannolikhetema som

tolkning användning mått på den absoluta olycksrisken medför principiella och praktiska

problem;

- de skattningama inte av erfarenheterna från ca 1.000

angivna motsägs

driftår med större kommersiella kärnkraftverk;

- visar en stor mellan olika studier

konsekvensberäkningama spännvidd

men att detta främst beror på olika, redovisade antaganden.

Utredningen bedömer därför att studier med händelseträdsmetodik är ett

värdefullt i säkerhetsarbetet genom att de pekar på de

mycket hjälpmedel

angelägnaste målen för insatser. Att använda studiernas sannolikhetsuppskattningar för att beskriva haveririskema stöter på principiella pro-

blem, bla. av inslaget av subjektiva bedömningar. De sannolikpå grund

heter som har dock inte av driftserfarenhetema. Men

angivits motsägs studiernas sannolikhetsuppskattningar bör enligt utredningens mening inte ensamma användas som i riskfrågor. Andra

politiskt beslutsunderlag resultat av särskilt den systematiska genomgången

säkerhetsanalysema, av möjliga händelseförlopp, bör kunna ge en väl så säker förståelse för kämkraftens som risker beskrivna i några enstaka siffror.

säkerhetsfrågor

7¶Säkerhetshöjande åtgärder

i till TMI-2

anslutning

Bakgrund

har i svenska och utländska kärn-

Säkerhetshöjande åtgärder vidtagits

kraftverk alltsedan deras tillkomst. Sådana åtgärder utan direkt samman-

med TMI diskuteras i avsnitt 9.1.

hang

Som en avTMl tillsatte den amerikanska tillsynsmyndigheten NRC

följd

en Lessons learned som skulle komma med förslag

utredningsgrupp

till säkerhetsåtgärder på kort och lång sikt utöver de redan

ytterligare

Alla civila reaktorer i USA åsyftades. Eftersom

genomförda. vattenkylda

samma i de svenska reaktorerna har förslagen

funktionspriciper utnyttjas

stort intresse även här.

om kort sikt (N UREG 0578) föreligger och har

Rapporten åtgärder på

vidarebehandlats formellt inom NRC (Denton 1979). Den är uppställd i ett 20-tal med relativt tekniska och driftmässiga krav.

punkter detaljerade Reaktorsäkerhetsutredningen har inte funnit anledning till en 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

av de tekniska kommentarer som lämnats.

förenkling detaljerade

Vid sidan härav finns sedan tidigare en amerikansk sammanställning över Icke för Iättvattenreaktorer (Unresolved

avgjorda säkerhetsfrågor Issues) som NRC förtjänar en ytterligare analys och even- Safety enligt

tuella och dess svenska motsvarighet kom-

åtgärder. Sammanställningen

menteras kortfattat i avslutningen av detta kapitel.

7.2¶Amerikanska krav som avTMI

på åtgärder följd

l USA beslöt tillsynsmyndigheten NRC omgående efter reaktorhaveriet vid TMI tryckvattenreaktorer av Babcock 8: Wilcox

att stänga fem fabrikat. Reaktorerna fick inte återstartas förrän vissa åtgärder vidtagits.

Vid sidan härom igångsatte NRC alltså en omfattande utredningsverksamhet som på kort sikt gav som resultat en förteckning i drygt 20 punkter över tekniska och driftmässiga åtgärder. Åtgärderna kan indelas i tretton grupper, varav tio avser konstruktionsåtgärder och tre regler för driften.

I stark omfattar de

sammanfattning

beträffande konstruktion

1.1 ytterligare reservkraft för värmare i tryckvattenreaktorernas tryck-

hållningskärl m.m.,

1.2 kompletterande test av alla säkerhets- och inkl.

avlastningsventiler, test med ång/vattenblandningar,

1.3 förbättrad för att underlätta av -

instrumentering diagnos olyckor avser direkt indikering av ventillägen samt förbättrade anordningar

för att mäta vattennivå och kylning,

1.4 förbättrade regler för inneslutningsisolering,

1.5 förbättring av för i samband med

anordningar vätgaskontroll olyc-

kor - avser bl.a. kvävgas- eller koldioxidfyllning av vissa kokarreak-

torinneslutningar samt möjlighet att ansluta vätgasrekombinatorer,

1.6 åtgärder för att minska för radioaktiva ämnen från

läckagerisken

pumpar, ventiler etc. i samband med haverier, 1.7 förbättrad för - avser bl.a.

tillgänglighet hjälpmatarvattensystem

automatisk start av systemen samt av vattenflödet,

mätning

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 instruktioner och för och

analys, träning störningar

haverier,

1.10 fjärrmanövrerade ventiler på höga punkter i reaktorkylsystemet

(i praktiken tillämpbart på tryckvattenreaktorer),

och beträffande regler för driften

2.1 klargörande av för förbättrad

ansvarsfördelning driftpersonalen,

kunskap i kontrollrummet om haveriförhållanden och striktare överlämnanderutiner mellan skift, 2.2 förbättrad haveriberedskap inom kärnkraftverken - avser bl.a. tillträdesbestämmelser, sambandssystem m.m., 2.3 vid bortfall av säker-

skärpta driftbegränsningar fullständigt någon

hetsfunktion.

Ovanstående punkter krav vid konstruktion. På befintliga anlägg-

utgör

ningar utgör de i allmänhet krav på åtgärder senast 1981.

7.3¶De svenska reaktorinnehavamas samt tillverkarnas

synpunkter

De svenska reaktorinnehavarna redovisade i september detta år på reaktorsäkerhetsutredningens anmodan läget vid de svenska reaktorerna och

behovet av ytterligare åtgärder, jämfört med NRC:s krav.

OKG och Sydkraft konstaterar i starkt förenklad sammanfattning följande.

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

Åtgärder enligt

genomförda eller under genomförande. Punkterna 1.3 (del), 1.8 och 2.2 anses i huvudsak önskvärda, men åtgärder är inte påbörjade. Vad gäller 1.1, 1. 7 och 1.10 bedöms dessa inte tillämpliga på kokarreaktorer.

synpunkter likartade OKG:s och Syd- Vattenfall ger för kokarreaktorer krafts. Man menar dock att även 2.2 i huvudsak finns redan i grundkonstruktionen, medan är önskvärda bl.a. beträf-

ytterligare åtgärder

fande 1.6.

Beträffande anför Vattenfall, att reservkraft för

tryckvattenreaktorerna

1.1) kan manuellt 2.

tryckhållarvärmarna (punkt inkopplas på Ringhals

Punkterna 1.3,l.4,1.5,1.7,1.9, 1.10, 2.1 och 2.2 fanns i huvudsak redan i eller är redan i huvudsak åtgärdade eller är under

grundkonstruktionen

arbete. Då det 1.2 (test av ventiler) avvaktar man amerikanska

gäller

1.6 och 1.8 anses önskvärda men är inte

undersökningar. Åtgärder enligt genomförda eller påbörjade.

Ovanstående bild, med de nödvändiga skillnaderger i stort en enhetlig na mellan kokar- och Man kan konstatera att en-

tryckvattenreaktorer.

dast två frågor framkallat invändningar eller tveksamhet i sak, nämligen under 2.1 om särskilda haverirådgivare i skifttjänst - shift

delförslaget technical advisors - och åtgärd 2.3 om driftbegränsningar. Utredning-

ens om shift technical advisors redovisas nännare i kapitel

uppfattning

9, avsnitt 9.8. Utredningen avvisar där inrättandet av sådana befattningar

och förordar i stället en fördjupad utbildning för skiftpersonalen.

l om driftbegränsningar vid fel på säkerhetsfunktioner anför Vat-

fråga

tenfall att detta förslag är oklart men att det i praktiken troligen ligger nära de som redan finns inskrivna i Sverige i de säkerhetstekniska

regler

föreskrifterna (STF) för de olika reaktorerna. STF kommenteras av utredningen i kapitel 9, avsnitt 9.7.

har också inhämtat reaktortillverkarnas kommentarer till de

Utredningen

amerikanska initiativen. Asea-Atom liksom reaktorinnehavarna i

bejakar

huvudsak kraven. Man att dessa tre innebär revision

påpekar på punkter

av nuvarande amerikanska formella bestämmelser och kommenterar det svenska för två av dessa som rör konstruktionsmässiga förhållan-

läget

den. Som en del av den amerikanska punkt 1.5 krävs att kokarreaktorers skall vara med eller koldioxid under drift

inneslutningar fyllda kvävgas

för att i samband med haverier med härdska-

förebygga explosionsrisker

dor. Asea-Atom att alla svenska kokarreaktorer som nu är i drift

påpekar

redan har 3 har dock få drivas med

kvävgasfyllning (Forsmark föreslagits

inneslutning). Vidare krävs nu i USA (del av punkt 1.5) förbere-

luftfylld

delser för att ansluta Asea-Atom påpekar att

vätgasrekombinatorer.

svenska kokarreaktorer redan har fast anslutna rekombinatorer.

samtliga

anför kortfattat att de amerikanska åtgärderna förefaller

Westinghouse

Man reserverar dock för vissa samt för tidtabellen för

skäliga. sig detaljer genomförandet.

7.4 SKI:s kommentarer

SKI har (SKI lämnat utförliga kommentarer till de amerikanska åt-

1979)

gärdskraven. Aven SKI konstaterar att flera av dessa redan är tillgodosedda i Sverige.

Bland övriga frågor bedömer SKI främst ytterligare störningsanalyser, sammanhängande med bl.a. punkt 1.9, som viktiga. Beträffande 1.8 (instrumentering för att följa en olycka) sägs för strålningsmätande instrument att SSI bevakar frågorna. För avser SKI övrig instrumentering att själv genomföra utredningar.

SKI ställer i fall direkta krav inom de områden som inget på åtgärder ännu inte åtgärdats av I ett fall- av skiftkraftföretagen. beskrivningen ingenjörens ansvarsområde i säkerhetsredovisningen från verken (punkt 2.1) - avser man att komma med ett krav I ett annat på förtydligande. (minskning av i samband med haverier, 1.6) kommöjligt läckage punkt 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 ställningstaganden till NRC:s Lessons learned visar sålunda att de svenska kraftföretagen vidtagit åtgärder och har ambitioner som i flera avseenden går längre än de krav som SKI hittills ställt. Man kan å andra sidan fråga sig om SKI dragit de fulla slutsatserna i form av krav på åtgärder och genomförandetider i de fall där man själv bedömt vissa som problem viktiga. Utredningen utgår här från att SKI i ökad utsträckning följer upp kraftföretagens och åtgärdsförslag genomförandeplaner.

7.5 Icke

avgjorda säkerhetsfrågor

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

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

I några fall krävs omedelbara I andra kan lössäkerhetsâtgärder. tillfälliga ningar vara tillräckliga medan ytterligare studier som undergenomförs lag för definitiva beslut. Oftast emellertid en första pekar utvärdering på att omedelbara åtgärder eller tillfälliga inte krävs. I sådana fall lösningar kan ytterligare studier krävas för att bedöma behovet av framtida åtgärder. Ärendet över icke säkerhetsförs då upp på förteckningen avgjorda någon

De frågor som åsatts högsta prioritet (med flera olika bedömningsgrunder) av NRC är

vattenslag, nedblåsningsbelastningar, hållbarhet hos rör i ånggeneratorer (tryckvattenreaktorer), vissa frågor rörande kokarreaktorinneslutningar, förutsedda transienter utan snabbstopp,

i stutsar sprickor motståndsförmåga hos reaktortankmaterial,

\1O\U1›J0Jf\)›-4 8 hos för och

brottmotståndsförmåga infästningar ånggeneratorer pumpar,

9 systemväxelverkan, 10 miljökvalifikation för säkerhetsutrustning, 11 skydd mot trycktransienter i reaktortankar, 12 krav på restvärmekylning, 13 tunga lyft nära bränslelagringsbassänger, 14 motståndsförmåga mot jordbävningar, 15 rörsprickor i kokarreaktorer, 16 tillförlitlighet hos nödkylsystem i inneslutning, 17 totalt bortfall av elektricitet.

I bevakas dessa frågor inom ramen för det s.k. SKISOS-samarbe- Sverige tet mellan SKI och jämför kapitel 8, avsnitt 8.4 och kapitel

kraftföretagen, 9, avsnitt 9.1. SKISOS har också punkter till för-

fogat några ytterligare teckningen nämligen 0 brandskydd, 0 läckagedetektering, o

översvämning, o tunga lyft.

Det av SKISOS dokumentation att flera, dock ej alla av NRC:s

framgår

redan eller håller på att åtgärdas vid svenska viktigaste punkter åtgärdats reaktorer. l de flesta övriga fall bevakas frågorna.

bör SKI i samarbete med övriga be- Enligt reaktorsäkerhetsutredningen rörda se till att det föreligger en klar åtgärds- och tidsplan för be-

parter

av de för svensk del aktuella, icke avgjorda säkerhetsfrågoma. handling

Km1t›0IIrzz»zmct 1Ring/tals 2. TV-nnmifnrerna i förgrundm zvisarfräzz vänster till lmgcr: Dränagctank för primänuzthvz ibottøn på rcaktorinnøsltlmingen, ef! av sprängblcckcøz på trvtk/zållningsfzznkcns nzvhläsrtiugslnøzk, rvaktnrkiirlcts IOUÅmed skx/ddslzöl/ut till styrshzvsnzckaznismøn. (foto: Vntfønfáll)

8¶Svensk reaktorsäkerhet

I 6 diskuterade vi allmänt risken för reaktorhaverier utifrån olika

kapitel

teoretiska l detta tar vi upp säkerheten vid

säkerhetsanalyser. kapitel

svenska kärnkraftverk utifrån inträffade tillbud och andra driftserfarenheter, samt tekniska och andra jämförelser mellan svenska och i första hand amerikanska kärnkraftverk. Den korta tid som stått till förfogande

har inte mer djupgående jämförelser. Frågan om ett medgivit några

haveri liknande det vid TMI-2 kan hända i dock för-

Sverige analyseras hållandevis ingående. Avslutningsvis i kapitlet diskuteras översiktligt

riskerna vid antagna svenska reaktorprogram av olika storlek.

8.1 Inträffade tillbud

Tillbud före den 1 juli 1977

I de flesta länder som har kommersiella kärnkraftverk sker en systematisk till av alla händelser, som anses

rapportering tillsynsmyndigheterna

ha direkt eller indirekt för hur den-

säkerhetsmässig betydelse. Reglerna

na skall ske finns för del angivna i de säkerhetstek-

rapportering Sveriges

niska föreskrifterna för varje verk.

Händelser av säkerhetsmässig betydelse publiceras löpande i rapporter

från statens I den reaktorsäkerhetsstudie i två

kärnkraftinspektion (SKI).

delar som SKI av hittills

publicerade i juni 1977 finns sammanställningar

inträffade tillbud. Av dessa tillbud var ett trettiotal av sådan säkerhetsde säkerhetstekniska föreskrifterna att de föran-

mässig betydelse enligt

ledde att reaktorn stoppades. l det stora flertalet fall var orsaken kompoframför allt i ventiler, m.m. l fall rörde det om nentfel, pumpar, några sig brott och mindre rör i Utöver dessa tillbud

sprickor på reaktorsystemet.

har fel i bl.a. turbin- föranlett ett stort antal reakoch generatorsystem För en närmare av dessa tillbud hänvisas till SKl:s

torstopp. redovisning

reaktorsäkerhetsstudie.

Ett tillbud i dock uppmärksammas som exem-

Ågestareaktorn förtjänar

en som är svår att i felträdsanalyser. En

pel på orsakskedja förutsäga

läcka som i inte var av betydelse för säkeruppstod i ett vattensystem, sig och vattnet elektrisk Detta

heten, kom att spruta på manöverutrustning.

utlöste en förutsedd som i slutfasen innebar att en

ej händelsekedja

mindre vatten från reaktorns kom ut till olika be-

mängd primärsystem

hållare i stationen. Detta innebar fara för Men det

ingen omgivningen.

inträffade visar hur en i och för godartad händelse kan leda till allvar-

sig

skador och äventyra säkerheten.

liga på kärnkraftanläggningen

I SKl:s reaktorsäkerhetsstudie av år 1977 återfinns också analyser av hittillsvarande drifterfarenheter. Där man bl.a. på ventilfel som den

pekar

dominerande orsaken till i svenska kärnkraftverk. Proble-

driftstörningar

men med säkerhetsventilerna

(avblåsningsventilerna) uppmärksamma-

des särskilt.

Utöver av man också

störningar säkerhetsmässig betydelse pekade på

det stora antal driftstömingar som föranletts av med turbiner

problem

och generatorer. Detta hängde samman

med att dessa systern i flera fall var vad storlek och tekniskt utförande, och

förstagångsexemplar gäller

att man därmed kunde vänta sig vissa

barnsjukdomar.

Tiden 1 juli 1977 _ 1 juli 1979

l tabell 8.1 finns en av tillbud av sådan

sammanställning säkerhetsmässig

betydelse att de enligt de säkerhetstekniska föreskrifterna föranlett att reaktorn Linder l 1977 --l 1979. Generatorhave-

stoppats perioden juli juli

riet med åtföljande brand i Barsebäck innebar omfattande skador

givetvis

men faller formellt inte i samma kategori eftersom reaktoms säker-

själva hetssystem ej påverkades.

Bl.a. mot bakgrund av vid TMl-2 är de två

händelseförloppet packnings-

brotten i Ringhals 2 den 2 februari

och den 16 juni 1979 av särskilt intresse.

Tillbud den 2 februari 1979 i 2

Ringhals

Vid tidpunkten för tillbudet var reaktorn i drift men med endast

en procent effekt. En i en fläns i en huvudcirkulations-

packning mätledningi

kretsl brast, d.v.s. man fick ett tillbud i form av en liten läcka i

primär-

systemet (liten LOCA). Operatörerna ställde rätt diagnos, kompenserade läckan med och sedan till rutin för kall

högtrycksinsprutningen övergick

avställning av reaktorn instruktionen. 55 kubikmeter

enligt Omkring

vatten läckte ut till inneslutningen och vidare till

uppsamlingstankar.

Orsaken till befanns vara att ett hade

läckaget felaktigt packningsmaterial

använts. Vidare var flänsarna helt En av

ej parallella. packning godkänd

typ monterades in och blocket återstartades.

Den lokala säkerhetskommittén vid Ringhals behandlade tillbudet vid sitt sammanträde den 23 februari och beslöt då kräva att packningen skulle bytas ut mot en av ännu kvalitet samt att flänsen skulle rik-

högre

tas upp. Detta skulle ske vid den årliga översynen försommaren 1979.

Tillbud den 16 juni 1979 :Ringhals 2 Reaktorn var under efter den 1979.

uppvärmning årliga översynen Uppvärmningen skedde väsentligen med huvudcirkulationspiimpama.

Härden hade ej kritisk och resteffekten var efter den avställ-

gjorts långa ningen för översyn och bränslebyte i var låg. Trycket primärsystemet

uppe i 154 bar (l5,4 MPa) och temperaturen i 270°C.

Tabell 8.1 Tillbud i svenska kärnkraftverk perioden 77-07-01-79-06-30 som föranlett reaktorstopp enligt de säkerhetstekniska föreskrifterna. Verk Datum Händelse 1 77-11-16 För att kunna utföra ett test av reaktorns

Ringhals snabbstoppsystem urkopplades tre vakter

i ett Efter testet

ingående snabbstoppsvillkor.

man att koppla in vakterna och de

glömde

förblev urkopplade i två veckor. Oskarshamn 2 78-05-26 Ett läckage spricka uppstod i ett rör

p. g.a. med diametern 200 mm i reaktorns reningssystem. som var belägen intill

Sprickan, rörets påstick på kylsystemet för avställd

reaktor, uppstod p.g.a. att ett litet kallvattenflöde blandades med ett varmvattenflöde vilket gav upphov till termisk utmattning. Barsebäck 1 78-06-20 Efter läckaget i Oskarshamn 2 undersöktes motsvarande rör i Barsebäck 1 och man fann

även där en spricka, dock ej genomgående.

Ringhals 1 78-11-12 P. g.a. att en transformator var överbelastad löste en säkring vilket medförde att vissa indikeringar samt datorn i kontrollrummet

att

upphörde fungera. Ringhals 2 79-02-02 Vid effektuppgång upptäckte man att både nivån och trycket i tryckhållartanken sjönk

och att fukthalten i inneslutningen steg. Orsaken till detta var ett flänsläckage (blåst

packning) i en temperaturmätningsloop i reaktorns primärsystem.

Barsebäck 1 79-02-09 Ökad fukthalt i registrerades i

inneslutningen

kontrollrummet. Efter nedgång till kall avställd reaktor kunde man konstatera ett brott på ett rör i reaktordelens dränagesystem.

Ringhals 2 79-06-16 Vid effektuppgång erhölls återigen läckage i

samma fläns som omnämns ovan. Läckaget

berodde denna gång på att en felaktig packning satts in samt en dåligt utförd reparation.

För att minimera mängden utläckt vatten försökte man ta ned trycket i reaktorn så fort

som möjligt. Under trycksänkningsförlop-

pet blockerades säkerhetsinsprutningen

vilket strider mot säkerhetstekniska föreskrifter. Källa: SKI

Samma packning brast som den 2 februari. Operatörerna konstaterade snabbt, bl.a. via tv-kameror i inneslutningen, att man hade en läcka i primärsystemet. Med till den låga resteffekten och önskemål om

hänvisning

att snabbt få ner trycket för att minska läckaget blockerade operatörerna automatisk start av på signal om lågt tryck. Sam-

högtrycksinsprutning

kontrollerade man fortlöpande tryck och temperatur med avseende

tidigt

till Som extra kontroll av vätskenivån och even-

på marginalen kokning.

tuell följde flödet genom den enda hu-

ångblåsbildning man noggrannt vudcirkulationspump som hölls kvar i drift. Den uppmärksamhet man

dessa mätvärden var mot bakgrund av att operatörerna

ägnade naturlig

kände till vid TMI-2. Koncentrationen på dessa mät-

händelseförloppet

värden förefaller dock ha lett till ett tunnelseende, eftersom man

att även hålla kontroll på nivån i tryck-

uppenbarligen glömde samtidigt

Detta ledde till att nivån under 20 till 25 minuter låg

hållningstanken.

under nollnivån i tanken och även något under reaktortan-

förmodligen

härdavtäckning var dock liten med hänsyn till den kens topp. Risken för

resteffekten och ovan redovisad kontroll av nivån via hu-

mycket låga När den låga nivån i tryckhållningstanken uppvudcirkulationspumpen.

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 primärkretsen.

Blockeringen av högtrycksinsprutningen stod i strid mot gällande stör-

Den eftersträvade snabba trycksänkningen hade

ningsinstruktioner.

kunnat åstadkommas på annat sätt.

Orsaken till tillbudet visade vara att man ej och riktat

sig bytt packning

i med säkerhetskommitténs beslut efter tillbudet upp flänsen enlighet den 2 februari. Tillbudet den 16 omedelbart till SKI i

juni rapporterades

SKI krävde en detaljerad analys av tillbudet

vanlig ordning. omgående

samt en av vidtagna åtgärder. Statens vattenfallsverk med-

redovisning

delade att man efter tillbudet ändrat vissa Vidare

störningsinstruktioner.

hade man tillbudet och störningsinstruktionerna med samt-

gått igenom

liga operatörer samt sett över vissa underhållsrutiner.

kommentarer till tillbuden

Utredningens

De två tillbuden vår mening brister i rutinerna

tyder enligt på uppenbara

för kvalitetskontroll av underhållsarbeten vid Ringhals 2. Tillbuden

bekräftar de i kvalitetssäkringsfunktionen vid Ringhals som svagheter

diskuteras närmare i ett följande avsnitt (8.4).

Trots sin kännedom om haveriförloppet vid TMl-2 blockerade operatören

högtrycksinsprutningen i strid mot gällande instruktioner. Enligt operatö-

rernas i efterhand lämnade redogörelse tyder dock en rad övriga åtgärder som och deras härför på en förhållan-

operatörerna vidtog motiveringar

devis förståelse av kritiska drag i det termohydrauliska förloppet.

god

Skiftingenjörens egen redogörelse för sitt arbete under tillbudet den 16

juni understryker behovet av att skiftingenjören kan koncentrera sig på att analysera tillbudsförloppet och mot bakgrund härav leda och över-

vaka åtgärder i kontrollrummet i syfte att åstadkomma en

operatörernas

snabb och säker avställning av reaktorn. Skiftingenjören måste kunna överlämna ansvaret för av alla yttre kontakter och

genomförande åtgär-

der, t.ex. tillkallande av strålskyddspersonal, till annan befattningshavare. Detta aktualiserar kravet på att exempelvis vakthavande ingenjör eller annan kvalificerad kraft skall finnas på plats och vara beredd att sköta sådana uppgifter inom högst 30 minuter efter tillbudets början.

8.2¶Kan ett liknande det vid TMI-2 hända i

haveriförlopp Sverige?

Enligt våra direktiv skall vi utreda huruvida ett haveri, liknande det som inträffat vid TMI-2 kan inträffa i svenska kärnkraftverk samt hur stor sannolikheten i så fall är att detta kan inträffa.

Denna fråga kan i första hand ställas vad gäller de tre svenska tryckvattenreaktorerna Ringhals 2, 3 och 4. Dessa är av samma typ men av något annorlunda konstruktion än reaktorn i TMI-2. De är också av annat fabri-

kat (Westinghouse). Av de tre tryckvattenblocken i Ringhals har endast

Ringhals 2 hittills tagits i drift.

I avsnitt vi först de tekniska och andra skillnader som

följande analyserar föreligger mellan TMI-2 och de svenska tryckvattenblocken i Ringhals.

Därefter diskuterar vi sannolikheten för att ettTMI-Z-liknande haveri skulle ha kunnat inträffa i Ringhals 2 före den 28 mars 1979 och för att det kan inträffa idag. Avsnittet avslutas med våra sammanfattande slutsatser rörande den i direktiven ställda frågan.

Teknisk analys Tidigare redovisade säkerhetsanalyser visar att det i och för sig finns flera tänkbara händelsekedjor som kan leda till härdhaverier av samma omfattning som vid TMI-Z. Med ett händelseförlopp liknandeTMI-2 avser vi dock i det följande en läcka i primärsystemet som leder till ett onormalt kokningsförlopp med ett minskande kylvatteninnehåll i systemet. Detta minskande kylvatteninnehåll upptäcks inte i tid av för att

operatörerna

förhindra ett haveri med omfattande frigörelse av radioaktiva klyvningsprodukter, i första hand till reaktorns och inneslutning. I

primärsystem

det följande diskuterar vi några skillnader mellan Ringhals 2 och TMI-2

av betydelse för utvecklingen av ett sådant händelseförlopp.

Avblâsningsventilens konstruktion.

TMI-2 och 2 har av olika konstruktion och

Ringhals avblåsningsventiler

Skillnader i tillförlitlighet mellan olika ventiltyper har ej närmare

fabrikat.

analyserats. Allmänt har dock tillförlitligheten för denna typ av ventiler länge varit ett problem (se t.ex. SKI:s reaktorsäkerhetsstudie från 1977).

till nio tillbud med fastnade avblåsningsventiler är rapporterade för

Upp

Babcock år Wilcoxreaktorer och ett tillbud för Westinghousereaktorer (Beznau). Detta kan ha samband med skillnaderna i anropsfrekvens (se nedan). Skillnaderna i tillförlitlighet får därför enligt vår mening

tillmätas någon större betydelse vid en jämförande riskanalys. ej

Anropsfrekvens för avblåsningsventiler

driftstatistik i

Enligt tillgänglig anropas avblåsningsventilerna Westing-

housereaktorerna i mer sällan (en gång på fyra reaktorår) än

genomsnitt

för Babcock 8: Wilcox-reaktorer (sex gånger per reaktorår). Detta torde främst bero skillnader i vid snabbstopp. Ringhals 2

på reglersystemet

har dock en för Westinghousereaktorer onormalt hög anrops-

uppvisat frekvens, främst på grund av driftstömingar i tryckregleringssystemet.

Sålunda skedde under de två första driftåren ett tjugotal anrop. Under den senaste har avblåsningsventilen endast anropats vid

treårsperioden

två tillfällen. De driftstömingar som var orsaken till den höga anropsfrekvensen synes sålunda i stort sett eliminerats. Skillnader i anropsfrekvens mellan 2 och TMI-2 kan dock enligt vår mening ej

Ringhals

tillmätas vid en särskilt inte om

någon betydelse jämförande riskanalys,

man år tillbaka i tiden.

går några

Ånggeneratorernas utformning.

avTMI-2-haveriet visar att det kortvariga bortfallet av matar-

Analysen

vatten och den snabba torrkokningen av ånggeneratorerna omedelbart efter haft för det fortsatta händelseför-

snabbstoppet ringa betydelse loppet. Det faktum att ånggeneratorerna i Westinghousekonstruktionen

befinner helt ovan härdnivån torde bidra till att tiden fram till härdav-

sig täckning förlängs vid läckor och kokningsförlopp som det vid TMI-Z.

Operatörerna får sålunda längre tid på sig att hitta felen innan härden skadas. vår bör detta tillmätas en viss betydelse vid en

Enligt mening jämförande riskanalys.

Förbindelseröret mellan tryckhållningstanken och varma benet. Detta förbindelserör är i Babcock & Wilcoxreaktorn utformat så att det

kan bildas ett vattenlås mellan tryckhållningstanken och reaktorsystemet i övrigt. Detta kan ej ske i Westinghousekonstruktionen. Westinghouse egna analyser visar dock att vid läckor på tryckhållningstankens topp gör

detta skillnad. Det genom röret förhindrar

ingen uppstigande ångflödet

att töms ned i reaktorkärlet såvida läckan ej är

tryckhållningstanken

mycket liten. Som framgår av analysen avTMI-2-haveriet var härden redan allvarligt skadad när denna skillnad i konstruktionen kunde påverka

förloppet.

® Instrument för tryck, och ® Manöverdon för blockeringsventiler (3 st)

temperatur

nivå i tryckhållningstanken för avblåsningsrör C5) Temperaturmätare

® Lägesindikering för säkerhetsventilcr från avblåsningsventiler med tillhöran-

(3 st) och indikering av temperatur i av- de blockeringsventiler

blåsningsrör @ Instrument för nivå, tryck och tempera-

® Manöverdon för avblåsningsventiler tur i avblåsningstank jämte indikering (3 st) med lägesindikering på utlösta sprängbleck.

Figur 8.1 Kontrollrummet i Ringhals 2: Knrztrnllpaiicljäir hjuckliållnirzgstarzken

Utlösning av isolering av inneslutning.

2 har en bättre utlösningslogik för automatisk

Ringhals säkerhetsmässigt

av inneslutningen än TMl-2. inneslutningen hade sålunda isole-

isolering rats tidigare i förloppet. Som framgår av analysen avTMl-2-haveriet

skedde dock huvuddelen av de radioaktiva via för

utsläppen hjälpsystem

vilka till medvetet brutits. Vid en försiktig

isoleringen inneslutningen

bedömning bör man utgå från att motsvarande problem hade uppträtt även vid 2.

Ringhals

Instrumentering.

I motsats till TMI-2 har Ringhals 2 givare som direkt visar avblåsningsventilens i kontrollrummet. Instrument som visar tillståndet i tryck-

läge avblåsningsventilens läge och tillståndet i avblåsningshållningstanken,

tanken är och samlat på central plats i kontroll-

placerade överskådligt

rummet. i 2 har sålunda väsentligt bättre möjlig-

Operatörerna Ringhals

heter att upptäcka en ventil som fastnat i öppet läge (se figur 8.1).

2 har sedan sommaren 1979 även tv-övervakning i inneslut-

Ringhals

bl.a. som för att och lokalisera läckor. TV-installa-

ningen, hjälp upptäcka

tionen krävdes av SKI efter haveriet i TMl-Z. Skillnaden i instrumente-

är vår av avgörande betydelse vid en jämförande ring enligt mening riskanalys.

Operatörsutbildning och störningsinstruktioner.

av skillnader i operatörsutbildning år svår att bedöma, sär-

Betydelsen

skilt när det före den 28 mars 1979. Det finns anledning anta

gäller läget

att av vid Ringhals 2 uppvisade liknande bris-

utbildningen operatörerna

ter som vid TMI-2. för Ringhals 2 är tydligare

Störningsinstruktionerna

utformade, men det brast i träning i hantering av läckor på tryckhåll-

ningstankens topp.

Att en läcka topp, t.ex. i form av en ventil som

på tryckhållningstankens

fastnat i ledde till en kombination av lågt tryck och hög nivå i

öppet läge,

var sedan känt av Westinghouse och statens

tryckhållningstanken länge

vattenfallsverk. Detta anfördes som ett huvudmotiv från verket när det 1977 hos SKI att få ändra för automatisk utlösning av

begärde logiken

och

högtrycksinsprutningen på Ringhals 2. SKI gav sitt godkännande

under den av Ringhals 2

ändringen genomfördes årliga avställningen

sommaren 1977. Vid en riskanalys bör dock enligt vår me-

jämförande

ning ovannämnda skillnader inte tillmätas någon större betydelse.

Sannolikheten ett haveri liknande TMI-Z i Ringhals före och den 28 mars

för efter

av sannolikheten för att ett haveri liknande TMI-2 skulle

Bedömningen

inträffa i blir vår olika för perioden före respekti-

Ringhals enligt mening

ve efter den 28 mars 1979.

Redan före den 28 mars var sannolikheten lägre än vid TMI-Z, främst på

grund av väsentligt bättre instrumentering till hjälp för operatörerna att

snabbt hitta en Tillbud i form av läcka i

felfungerande avblåsningsventil.

andra delar av hade inträffat men klarats av utan att kyl-

primärsystemet

av härden Reaktorn var vid tillfället uppe i drifttem-

ningen äventyrades.

peratur och drifttryck men under effektdrift. Detta torde dock haft

ej mindre betydelse för händelseförloppet, t.ex. vad gäller krav på säker-

funktion handlande. Det är en mer hetssystemens och operatörernas öppen om klarat ett tillbud med en läcka i form av

fråga operatörerna packnings- eller rörbrott på tryckhållningstankens topp. Sannolikheten

för ett sådant brott på detta ställe i reaktorsystemet är erfarenhets-

just

avsevärt lägre än för ett ventilfel. Vi vill emellertid i detta sam-

mässigt

manhang erinra om att brister i underhållsarbeten vid Ringhals orsakat tillbud i form av i

packningsbrott primärsystemet.

I TMI-Z var det underhållsarbeten som utlöste händelseförloppet, samt uteblivna underhållsarbeten som bidrog till svårigheterna att ställa rätt

dvs hitta den eftersom den läckt en

diagnos, öppna avblåsningsventilen,

tid. Detta visar samma av försummelser i kvalitetssäk-

längre på typer ringsarbetet i TMl-2 och i Ringhals.

I är på avblåsningsventilerna ytterligare förnuläget lägesindikeringen

bättrad och av införd. Sannolikheten för

tv-övervakning inneslutningen

som leder till anrop av avblåsningsventilerna har mins-

driftstörningar

kats, särskilt om man med förhållandena år tillbaka. Efter

jämför några

haveriet i TMI-2 blev mer medvetna om riskerna för fel-

operatörerna

handlande vid vissa tillbudsförlopp. Ändå fanns vid tillbudet den 16 juni

avTMl-2-liknande felhandlande av operatörerna vid Ringhals 2.

inslag

har dock väsentligt bättre utbildning i att hantera

Idag operatörerna

läckor i primärsystemet av olika slag. Inom något år kan förväntas ytter-

förbättrad för att kontrollera kylvattennivån i

ligare instrumentering

reaktortanken. Redan den ventil som efter haveriet vid TMI-2 installera-

av reaktorkärlet 2 utformades så att den kan ge des i toppen på Ringhals indikation på att vattennivån når till toppen av reaktorkärlet.

Vi kan därför konstatera att sannolikheten för ett TMI-2-liknande haveriförlopp vid Ringhals 2 har minskat avsevärt jämfört med läget före den 28 mars. Detta får dels tillskrivas förbättrad instrumentering, dels

ytterligare

torde de ha fått en all-

vidgad utbildning av operatörerna. Härigenom mänt ökad förståelse för tryckvattenreaktorers termohydrauliska uppträ-

dande och hur man kritiska drag i detta, vilket kan förvän-

diagnosticerar

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 tillbudet i 2 i 1979 i viss mån skulle

allvarliga Ringhals juni

kunna tala i motsatt riktning har dock utredningen den samlade be-

gjort

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 och utbild-

instrumentering

ning av operatörerna vill utredningen dock framhålla att det fortfarande ställs krav på operatörerna när det snabba och korrekta åt-

höga gäller

gärder vid tillbud av typen läckor i primärsystemet.

8.3 Säkerheten vid svenska kokarreaktorer. Jämförelser

med och med amerikanska

tryckvattenreaktorer

konstruktioner

Svenska kokarreaktorers känslighet förTMI-2-liknande felfunktioner

De tidigare redovisade säkerhetsanalyserna visar att det även vid kokarreaktorer kan uppträda händelsekedjor som leder fram till härdhaverier av liknande typ som vid TMI-2. För kokarreaktorer är det dock svårt att hitta händelseförlopp som är direkt jämförbara med det vid TMl-Z, eftersom kokarreaktorema är konstruerade och fungerar efter andra tekniska

Det kan dock vara av intresse att allmänt diskutera svenska

principer.

kokarreaktorers känslighet för några av de viktigare tekniska och mänskliga felfunktioner som ingick i TMI-2-förloppet. Till dessa felfunktioner hörde: o Liten läcka i reaktorsystemet, i detta fall i form av en avblåsningsventil

som fastnat i läge.

öppet

o En onormal avkokning av kylvatten som ej uppmärksammades av operatörerna av brister i instrumentering och utbildning, och på grund

som ledde till att härden frilades, överhettades och rasade samman. 0 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: o Även kokarreaktorer har avblåsningsventiler. I de svenska reaktorerna

visas ventilernas faktiska läge i kontrollrummet. Därifrån kan man

även manövrera blockeringsventiler i serie med avblåsningsventilerna.

För kokarreaktorer kan anropsfrekvensen erfarenhetsmässigt uppskat-

tas till svensk och

tre-fyra gånger per år. Enligt provningsstatistik

drifterfarenheter fastnar ventilen cirka en gång på 100

i öppet läge

har i samtliga fall de behövt tas i

anrop. Blockeringsventilen fungerat

vid svenska reaktorer. Säkerhetsanalyserna visar att om samt-

anspråk matarvatten- och nödkylsystem strejkar samtidigt som såväl liga avblåsningsventilen som dess blockeringsventil hängt sig i öppet läge

leder detta till torrkokning, överhettning av härden och ytterst

troligen

härdsmälta i ett relativt utdraget förlopp liknande det vid TMI-2.

I kokarreaktorn är, som av namnet, i reaktorkärlet det

framgår kokning

normala drifttillståndet. Reaktorkärlet är försett med flera oberoende

för att mäta och reglera vattennivån. Instrumenten gör det system

för att vattennivån även om den skulle sjunka

möjligt operatören följa

under härdens topp.

är i inriktad på att kontrollera kok-

Operatörernas utbildning hög grad och vattenmängden i härden. ningsförloppet

Svenska kokarreaktorer är från konstruerade med utgångs-

början

från den s.k. Den innebär att vid tillbud av

punkt 30-minutersregeln.

olika som medför av t.ex. snabb-

slag, utlösning säkerhetssystemen,

så skall normalt inte behöva ingripa de första 30

stopp, operatörerna

minuterna för att säkerställa kylningen av reaktorhärden. Naturligtvis kan man vara helt säker att alla förutsetts vid

aldrig på tillbudsförlopp

konstruktionen av automatiken. Därför skall alltid över-

operatören

vaka automatiken och kunna vid behov. Det väsentliga är att

ingripa

fram en av vilka åtgärder som snabbt

regeln tvingar ingående analys

behöver vidtas i av en rad tillbud som ingår i de av till-

inledningskedet

krävda t.ex. läckor av olika

synsmyndigheterna säkerhetsanalyserna,

storlek och olika i reaktorns rörsystem. Som exempel på

på platser

resultatet av denna kan nämnas att 30-minutersautomatiken

analys

svenska kokarreaktorer automatiskt eventuellt felställda

på öppnar

matarvattenventiler.

I de svenska kokarreaktorerna utvecklar varje enskilt bränsleelement

effekt än bränsleelementen i TMI-2. Detta

lägre per längdenhet minskar risken för överhettning vid bristande kylmedelcirkulation.

Om härden ändå skulle skadas så att ädelgaser och vätgas frigörs

inte detta den fortsatta cirkulationen av kylvatten på samma äventyrar sätt som i en Gasema kan i en kokarreaktor lätt

tryckvattenreaktor. blåsas av till inneslutningen.

De svenska kokarreaktorernas är vid drift fyllda med

inneslutningar

risk för vätgasbränder eller vät-

kvävgas. Därigenom föreligger ingen gasexplosioner i inneslutningen.

0 Att döma av erfarenheterna från TMI-Z 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-

och fördröjning av ventilationsluften. Detta samman med

ring hänger

att turbin och kondensor med tillbehörande matarvattenpumpar och reningssystem utgör en del av reaktorns primärkrets. Därför har man vid konstruktionen räknat med läckage av radioaktiva ämnen till bl.a. turbinhallen.

Mot bakgrund av ovanstående faktorer finner vi att sannolikheten för att de felfunktioner som har betydelse fÖrTMI-2-haveriet skall uppträda eller få allvarliga följdverkningar vid svenska kokarreaktorer måste betecknas

som utomordentligt liten.

En uppskattning av följdverkningarna av radioaktiva utsläpp vid svenska

reaktorlägen av samma omfattning av det som skedde vid TMl-2-haveriet har redovisats i kapitel 1.

Allmänna skillnader mellan tryckvattenreaktorer och kokarreaktorer

Diskussionen i föregående avsnitt innebär inte i och för att kokar-

sig

reaktorerna allmänt sett kan anses säkrare än De

tryckvattenreaktorerna.

säkerhetsanalyser som hittills gjorts och som redovisas bl.a. i kapitel 6 tyder inte heller på att det finns avgörande skillnader ur

säkerhetssyn-

punkt mellan kokarreaktorer och tryckvattenreaktorer om hänsyn tas till de osäkerheter som finns i analyserna.

De två reaktortyperna förfaller dock att ha sina inom

känsliga punkter

olika områden när det gäller säkerheten mot haverier.

Teoretiska säkerhetsanalyser som senast den tyska Birkhoferstudien likaväl som erfarenheterna från TMI-2 att till

pekar på tryckvattenreaktorns

svaga punkter hör felhandlande i samband med olika tillbud,

mänskligt

t.ex. små läckor i primärsystemet. Vi vill här framhålla att den s.k. 30-mi-

nutersregeln ligger till grund för utformning av säkerhetssystemen även

vid de svenska tryckvattenreaktorerna. I motsats till Asea-Atoms kokarreaktorer har man dock ej kunnat utgå från 30-minutersregeln redan vid reaktorkonstruktionen. I stället fick man i efterhand en redan

anpassa föreliggande amerikansk konstruktion till 30-minutersregeln. Bl.a. 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 i automatigått längre sering. Bl.a. stängs blockeringsventilen i serie med avblåsningsventilen

efter några sekunder om

på tryckhållningstankens topp automatiskt

inte kvitterat en beordrad stäng-

lägesgivaren på avblåsningsventilen

av en sådan funktion underlättas av att

ningssignal. Automatiseringen reaktorer har ett högsta arbetstryck högtrycksinsprutningen på tyska

som är än för såväl avblåsningsventiler som säker-

lägre öppningstrycket

hetsventiler.

För kokarreaktorerna tyder säkerhetsanalysema på att de svaga punkter-

na ur är riskerna för att matarvatten- och

säkerhetssynpunkt samtliga

helt eller delvis i samband med större eller

nödkylningssystem strejkar

mindre läckor i reaktortankens botten. Hit hör även frågan om härdstrilamas effektivitet i sådana (se 6, avsnitt 6.1). Risken för

lägen kapitel

läckor i reaktortankens botten bedöms större än vid tryckvattenreaktorer, av att kokarreaktorerna har ett större antal i reak-

på grund anslutningar

tortankens botten. Moderna reaktorkonstruktioner som Forsmark 3 är därvid mindre känsliga än äldre konstruktioner med yttre huvudcirkula- Bortfall av matarvatten- och nödkylningssystem förut-

tionspumpar.

sätter att ett antal tekniska felfunktioner samtidigt inträffar. Som framgått av är de svenska reaktorema här i flera avseenden mindre

riskanalyserna

än andra, bl.a. av väsentligt säkrare strömför-

känsliga många på grund

felhandlande kan få betydelse vid vissa

sörjning från yttre nät. Mänskligt

Som kan nämnas att utlösning av borering typer av tillbud. exempel måste ske manuellt vid utebliven styrstavsfunktion.

8.4 av icke-tekniska säkerhetsfaktorer

Jämförelse

Den samlade säkerhetsnivån i bestäms inte bara av

kärnkraftsystemet

tekniska hos kärnkraftverken. Haveriet vid TMl-2 visar att

egenskaper

den säkerheten, d.v.s. säkerheten i det system som svarar

operativa

för driften av kärnkraftverken är av minst lika stor betydelse.

Detta är omfattande. Förutom de enheter och den

system organisatoriskt

som är direkt för driften ingår också underhållsverk-

personal ansvariga

samheten samt funktioner för utbildning, kvalitetssäk-

bakomliggande

m.m. Ytterst den samlade verksamheten och ledningen inom

ring ingår

hela stöds i sin tur bl.a. av tillverkarna och

kärnkraftföretaget. Företagen

särskilda och kontrolleras av tillsynsmyndig-

utbildningsorganisationer

heterna statens (SKI) och statens strål-

(i Sverige kärnkraftinspektion skyddsinstitut (SSI) ).

Ovanstående i huvudsak för alla länder. När

principbeskrivning gäller

det finns däremot betydande skillnader,

gäller praktisk rollfördelning

tills mellan USA och Inte minst gäller detta y n s

exempelvis Sverige.

i avsnitt 9.2 men m y n d i g h e t e r n a s roll. Denna diskuteras utförligare beskrivs kortfattat även här. Det amerikanska NRC är en, även relativt,

väsentligt större organisation än sin svenska motsvarighet och bygger sin

verksamhet på ett mycket omfattande Denna skillnad har

regelsystem.

tidigare ofta bedömts som en svaghet i det svenska systemet. Det har sagts att de svenska resurserna är otillräckliga för den nödvändiga omfat-

tande säkerhetsgranskningen.

Efter haveriet vid TMI-2 är det emellertid inte lika att jämförelsen

givet

utfaller till svensk nackdel. Inte minst inom NRC självt har det framförts att det i detalj formaliserade amerikanska en förlamande

systemet lagt hand över initiativkraft i och dess-

många kraftföretags säkerhetsfrågor

utom inom NRC från i stort.

dragit uppmärksamheten säkerhetsfrågorna Det mycket komplicerade formaljuridiska förfarandet har säkert inte

heller bidragit till en hög effektivitet i NRCzs säkerhetsarbete.

I har systemet i större informella

Sverige väsentligt utsträckning byggt på

kontakter mellan och Som av

tillsynsmyndigheter kraftföretag. framgår

avsnitt 9.2 anser att fördelar finns med ett sådant

utredningen väsentliga

system, men att också vissa olägenheter i form av beroende och otillräcklig auktoritet kan riskeras om inte särskilda motåtgärder vidtas.

K r a ft fö r e t a g e n i USA uppvisar en stor spännvidd då det gäller kvalitet och resurser för säkerhetsarbetet. Några av dem har

uppenbarligen

analysmöjligheter som ligger nära reaktortillverkarnas och en erkänt mycket hög klass på det samlade säkerhetsarbetet. Andra visar

påtagliga brister. Utredningen har inte underlag för någon säker jämförelse mellan

svenska och amerikanska

kraftföretag.

Kvalitetssäkringen inom kraftföretagen är en viktig del av det samlade

säkerhetsarbetet. Den berör inte minst underhållsfunktionerna vid kärnkraftverken. TMl flera brister i detta avseende, vilket

uppvisade bidrog

till haveriet där. Utredningen har inte någon genomgång av kvali-

gjort

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 underlagsrapport (Veritas 1979). Rapporten är kritisk mot såväl resurser som organisation m.m. för detta arbete. Statens vattenfallsverk har denna höst

tagit

viktiga initiativ isäkerhetshänseende som även berör kvalitetssäkringsfunktionen (jämför kapitel 9, avsnitt 9.3). Läget vid vattenfallsverket

tidigare detta år ger däremot inte anledning hävda att kvalitetssäkrings-

funktionen var bättre än vid de amerikanska verken.

Utbildningsfrågorna behandlas närmast i kapitel 9 avsnitt 9.6. Utredningen konstaterar att det knappast finns något underlag för en

generell

värdering av den svenska utbildningen med den amerikanska.

jämfört

Vissa brister i den amerikanska av finns även

utbildningen driftpersonal

här. Dock noteras en ambition i då det att in-

högre Sverige gäller skapa

sikt och förståelse av processerna i stället för att enbart förlita

sig på givna

instruktioner.

T i l l v e r k a r n a s roll är för säkerhetsarbetet såväl i

mycket väsentlig

USA som i De har ett inflytande över den

Sverige. uppenbart avgörande

tekniska men bidrar också i större eller mindre ut-

grundkonstruktionen

då det mera omfattande tekniska Dess-

sträckning gäller förändringar.

utom har tillverkarna en roll för säkerhetsanalyser såväl i an-

avgörande

som senare. S.k. utförs i

läggningsfasen transientanalyser exempelvis

stor utsträckning hos tillverkarna.

bedömer det inte att säker jämförelse

Utredningen möjligt göra någon

mellan till i och USA. Då det gäl-

tillgången tillverkarkompetens Sverige

ler är tillverkaren densamma (Westinghouse) som

tryckvattenreaktorer

för amerikanska verk. tyder på att det geografiska

åtskilliga Ingenting

avståndet har och vattenfallsverkets deltagande i en

någon betydelse,

för säkerställer numera i ännu högre

ägargrupp Westinghousereaktorer

till väsentlig information.

grad tillgång

För kokarreaktorerna kan hävdas att Asea-Atom har mindre

möjligen

resurser än sin amerikanska Det är emellertid tydligt att

motsvarighet.

Asea-Atom har ett långtgående engagemang i sina köpares säker-

gjort

och att till säkerhetsrelaterad information därifrån

hetsfrågor tillgången

inte varit mindre än motsvarande från Westinghouse då det gällt tryckvattenreaktorerna.

vill vid mellan amerikanska och svenska säker-

Utredningen jämförelsen

hetsförhållanden också det svenska samarbetet mellan kraft-

peka på

och SKI beträffande (numera inom

företagen säkerhetshöjande åtgärder

SKISOS, se 9, avsnitt 9.2) som en för faktor. Delvis

kapitel Sverige positiv

i härtill har utan formella krav från SKI i

anslutning kraftföretagen,

större visat avsevärd initiativkraft då det gällt att

någon utsträckning,

successivt förbättra säkerhetsnivån vid de svenska kärnkraftverken.

8.5¶Sammanfattande av sannolikheten för

bedömningar

haverier i svenska kärnkraftverk

kan här liksom i 6 konstateras att fram-

Sammanfattningsvis kapitel inget

kommit som att svenska reaktorblock är avsevärt osäkrare än de

tyder på

amerikanska som i olika säkerhetsanalyser som

typanläggningar ingått

Rasmussen-studien. Tvärtom visade redan energikommissio-

exempelvis

nens studier att de modernare svenska reaktorerna är säkrare i vissa avseenden, bl.a. vad gäller brandskydd och säker elförsörjning från yttre nät. Vår är också att de svenska kontrollrummen ger en bätt-

bedömning

re och av tillståndet i olika delar av reaktor-

överskådligare presentation

än amerikanska kontrollrum. Vi vill dock understryka systemet många att tiden inte en mer omfattande och djupgående teknisk och

medgivit

av svensk och amerikansk reaktorsäkerhet.

organisatorisk jämförelse

8.6¶Risker vid ett svenskt

kämkraftprogram. vid olyckor.

skadeverkningar

En uppskattning av riskerna med ett svenskt måste

kärnkraftprogram

förses med starka reservationer för den inneboende osäkerheten. De

principiella och praktiska vanskligheterna i att använda siffror från

driftserfarenheter och har

säkerhetsanalyser påpekats tidigare.

Haverier som berör förhållandevis litet, som TMl-2, kan in-

omgivningen

träffa med en sannolikhet som är stor för att man skall kunna

tillräckligt

göra sig en om den. med större konsekvenser för

föreställning Olyckor

omgivningen är osannolika. Man kan bara få en om dem

föreställning

från de teoretiska säkerhetsanalyserna. De allra största som det

olyckor

går att tänka kräver ett av och

sig mycket speciellt samspel olyckstyp

väderförhållanden. Det är knappast meningsfullt några sanno-

att ange 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.

Haverier med utsläpp av samma begränsade omfattning som vid TMI-2, eller ännu mindre, kan innefatta eller härd-

kapslingsskador partiella

skador utan smältning. Sådana haverier får större hälso- eller miljö-

inga

effekter. Säkerhetsanalysernas kan här ses

sannolikhetsuppskattningar

mot bakgrund av driftserfarenheterna, som inte talar emot dem. För det större svenska programmet skulle man - med alla reservationer som nämnts ovan - kunna på för det

ange en haverisannolikhet sex procent, mindre ca femtedelen därav. Osäkerheten dock att upp till tio gånger

gör

högre eller lägre haverisannolikheter inte kan uteslutas.

De lindrigaste haveriema med härdsmälta har även de ska-

begränsade

- enstaka akut strålskada och därtill

deverkningar högst någon något

cancerfall per år under några årtionden, samt mindre än en kmz belagt område. Sannolikhetstalen som kan anges är mindre än i det

betydligt

förra fallet och kan knappast bekräftas

eller motsägas av drifterfarenheten hittills. För det större kan man från

programmet säkerhetsanalyserna

härleda en haverisannolikhet om cirka en procent och för det mindre ca femtedelen därav. Osäkerhetsområdet täcker upp till tio gånger högre eller lägre värden.

De olyckor som ger mera allvarliga konsekvenser kräver större

utsläpp

från inneslutningen. De kan t.ex. ge några hundra fall av akuta strålskador och några hundra fall av cancer under årtionden fram-

årligen några

åt. Det belagda området kan till flera tusen kmz. Vill man försöka

uppgå

en sannolikhet för av detta slag finns ingen annan

uppskatta olyckor

än att från de teoretiska säkerhetsanalysernas resultat.

möjlighet utgå

svenska skulle sannolikheten för olyckor av För de antagna programmen detta då bli av tiondels procent. Osäkerheten

slag storleksordningen

täcker eller värden. även här upp till tio gånger högre lägre

Extrema olyckor

De värsta tänkbara konsekvenserna vid ett reaktorhaveri förutsätter tänkbara i alla led av haveri och sprid-

ogynnsammast omständigheter

av radioaktiva ämnen. En av det värsta som kan hända

ning beskrivning

är av intresse för att förstå hur dessa faktorer samverkar medan ett försök

att ange en sannolikhet inte skulle tillföra något väsentligt.

Det värsta som kan hända under sådana omständigheter är att de radioaktiva ämnena förs med vinden mot tätbebyggda områden. Vid svag vind de största stråldoserna inom kilometers

eller regn uppträder några

avstånd. Det inandning av

viktigaste bestrålningsvägarna är genom

radioaktivt stoft när de förorenade luftmassoma passerar samt genom från den radioaktiva i vindriktningen.

strålning markbeläggningen

radioaktiva ämnen marken och kan redan Vid regn ökar mängden på inom ett inom avstånd på 30-40 km så höga

dygn ge oskyddade personer

stråldoser att det medför risk för akut Risk för fosterskador

strålsjuka.

kan förekomma ännu större avstånd. Den radioaktiva markbelägg-

på

kan vid stora evakuering av de mest

ningen olyckor nödvändiggöra

drabbade områdena inom ett Om stora mängder långlivat Cesium-

dygn.

137 har ut kan områden lOO-tals till 1.000-tals kvadratkilometer

släppts på

bli obrukbara under många år, om man inte kan finna saneringsmöjligheter. Man vet om de sociala följderna av detta.

föga

kan erhållas efter av den radioaktiva luft-

Skadliga lungdoser inandning

där denna driver fram med vinden, särskilt när det inte

föroreningen

Vid väderförhållanden kan en

regnar. speciella (temperaturinversion)

sammanhållen av förorenad luft nå långt och i vissa fall förorsaka

plym

större avstånd än 40 km. Möjligheten att undvika

skadliga lungdoser på

sådan bedöms vara mycket små.

bestrålning genom evakuering

Det antal dödsfall i akut som kan förväntas efter en maximal

strålsjuka

i ett kärnkraftverk beror således kraftigt av väderförhållanden

olycka

men kan i fall röra om tusental. Antalet cancerfall

ogynnsammaste sig

kan bli ännu större. Större delen av den kollektiva stråldosen (produkten av antalet bestrålade och deras stråldos) faller

personer genomsnittliga

emellertid vid torrt väder och på avstånd som, efter

vanliga vindstyrkor

är större än 300-800 km. Antalet cancerfall efter en

omständigheterna,

maximal i skulle därför bli rätt oberoende av

reaktorolycka Sverige

reaktorns men beroende av vindriktningen.

geografiska läge,

Beläggning av eventuella jordbruksområden i med radiovindriktningen

aktiv därifrån odrickbar under månad eller två

jod kan göra mjölk någon

om olyckan sker under Vid stora kan områ-

betessäsongen. jodutsläpp

den i vindriktningen beröras.

på upp till 1.000 kms avstånd

En del av de som här har nämnts i

uppgifter ingår bakgrundsmaterialet till strålskyddsinstitutets

pågående beredskapsutredning.

Utgångspunkter för i avsnitt 8.6. 8:1

riskuvj ;kattningar

Beräkningarna av skadeverkningar och deras sannolikheter i texten

bygger på följande grundmaterial.

Sannolikheterna för haverier har hämtats från

Rasmussen-rapporten

(WASH-1400). Som framgår i kapitel 6 bör dessa siffror med ett omges osäkerhetsintervall med upp till tio eller värden. Den-

gånger lägre högre

na osäkerhet är till största delen Från rent statistisk-

subjektivt grundad.

vetenskaplig synpunkt är varken sannolikhetstalen eller osäkerhetsbanden väldefinierade - men de är de enda siffror som i samlad

tillgängliga

form redovisar resultat. Bl.a.

säkerhetsanalysernas tillsynsmyndigheter

som NRC och SKI anser dock att siffrorna inte bör

utnyttjas som argu-

ment vid politiskt beslutsfattande.

Svenska reaktorer kan från anses vara med dem

risksynpunkt jämförbara

i WASI-l-1400. De som undersökts är Forsmark 3, som i en säkerhetsanalys fick lägre haverisannolikhet, och Barsebäck 2, som fick

något högre.

De svenska har omfatta ca 300 driftår, varav

reaktorprogrammen antagits

ca 75 med PWR, respektive högst 60, varav högst tio med en PWR.

Ingen hänsyn har tagits till eventuella i säkerheten under

förändringar

programmets löptid. Nyare reaktorkonstruktioner är troligen säkrare än äldre. Under inkörningsperioden visar de flesta reaktorer ett antal

högre

driftstörningar som leder till anrop av säkerhetssystemen. Vunna erfarenheter och tekniska sedan säkerheten. Mot slutet av

förbättringar höjer

reaktorernas livslängd kan som förutsetts eller

ålderdomssymptom ej

eljest uppmärkssammats komma att ge lägre säkerhet.

Sannolikheten i WASH-1400 för haverier utan härdsmälta men med vissa utsläpp har citerats litet. jämförelsevis De är per driftår 0.0004 för en tryckvattenreaktor (PWR) och 00001 för en kokarreaktor (BWR).

Sannolikheten för härdsmälta i WASH-1400 är per driftår 1/17000 för en PWR och 1/ 34000 för en BWR. Det troligaste vid en härdsmälta är relativt

obetydliga utsläpp.

Omfattande utsläpp kan ge akuta strålskador och ökad risk för cancer och ärftliga skador. Ett medelvärde för befolkningsförhållandena vid amerikanska reaktorlågen och ett genomsnitt för olika väderförhållanden

WASH-1400 en sannolikhet av 1/1.000.000 per driftår för ca 300

ger enligt

strålskadade och ett par hundra cancerfall årligen under några årtionden.

De extrema konsekvenser som beskrivits i texten förutsätter en kombination av väderförhållanden vid haveritillfället som gör att sannolikheten för en sådan olycka blir ytterst liten.

När man studerar hur radioaktiva ämnen sprids och utsätter människor för får man en osäkerhet om ca tio som beror på skillna-

strålning gånger

den mellan olika Sambandet mellan stråldos och akuta

beräkningssätt.

strålskador är säkert känt. Sambandet mellan stråldos och cancer-

ganska

risk är mer omdiskuterat. Oämför kapitel 4, avsnitt 4.1 och kapitel 6, av-

Denna kan snitt 6.2). Beräkningarna ovan är tagna ur Rasmussenstudien. underskatta cancerrisken avstånd, dock högst ca 5 gånger.

på längre

säkerhetshöjande åtgärder

9.1¶Utgångspunkter

Läge

Kärnkraften ställer mycket höga krav på säkerhet. Orsaken är de omfattande konsekvenserna en svår kan få under ogynnsamma förhål-

olycka landen. säkerhetsåtgärder har vidtagits med syfte Mycket långtgående

att riskerna i bemärkelsen kombination av sannolikhet och

nedbringa