prop · G30375 · 1979-12-31 00:00:00 — Genom att hjälpsystemenej kunde isoleras kvarstod ett mindre antal utsläppsvägar för radioaktivaärrmen via läckor i packningar, ventiler o.s.v. Enligt Kemenykommissionensanalyser har större delen av utsläppen gått via sådana vägar. Det gäller ävende utsläpp som gjordes senare i haveriförlopfjet (under ). Läckageav radioaktiva ämnen till hjälpsystembyggnaden, framför allt viareningssystemet för reaktorvattnet, gav problem även inom anläggningen. Från hjälpsystembyggnadenspreds främst radioaktiva gaser till andra delar av anläggningen, inklusivekontrollrummet. Personalen där utsattes aldrig för någon större fara. Genom attde måste bära skyddsmasker fick de dock bl.a. svårt att tala medvarandra. Det var vidare nödvändigt att personal vid olika tillfällen gick in ihjälpsystembyggnaden. Dessa personer, som var strålskyddsutbildade, utsattesig frivilligt för relativt höga stråldoser - i några faU upp till ellermöjligen något över tillåten årsdos. Det var också brist på lämpligastrålningsmätare. Störredelen av de radioaktiva klyvningsproduktema stannade kvar i den delvishavererade härden, i primärsystemet och i inneslutningen. Prop.1979/80:75 ' 38 som kom ut i omgivningen var främst en del av de vidhaveriet frigjorda radioaktiva ädelgaserna och en mycket liten del av joden.Huvuddelen av utsläppen skedde av haveriförloppet men vissa utsläppägde även rum . Enligt den amerikanska kärnkraftinspektionen (NRC) tordeutsläppen av radioaktiva ädelgaser fr.o.m. haveriet och en månad framåtsammanlagt ha uppgått till maximalt tillåtna utsläpp från normaldrift. av härdens totala innehåll av ädelgaser vid haveritillfället kom totaltut till omgivningen. Utsläppen av radioaktiv jod och andra radioaktiva ämnenhar enligt NRC legat under maximalt tillåtna utsläpp från normal drift.Det gäller även de mindre mängder radioaktiva ämnen som funnits i utsläpp avavloppsvatten till Susquehannafloden. Två tiomiljon-delar av härdens innehållav jod kom ut tUl omgivningen. Att utsläppen av jod var låga bekräftas avprover tagna i omgivningen. Prover på radioaktiv jod i mjölk visade sålundahalter långt under de tillåtna. De högsta stråldoserna till enskilda individer utanföranläggningen var mindre än deras årsdos från naturlig bakgrundsstrålning.Utsläppen torde på sin höjd leda till ett par ytterligare cancerfall totaltbland befolkningen i vindriktningen från kärnkraftverket. För en närmareredovisning av hur dessa cancerrisker beräknats hänvisas till kapitel 5,avsnitt 5.3. Kärnkraftverket var dåligt utrustat för att säkert mätaomfattningen av radioaktiva utsläpp långt öve normala driftutsläpp. Dettagjorde att de beräkningar av befolkningsdosema som amerikanska myndigheter gjordeomedelbart efter haveriet var något osäkra. noggrannareanalyser har dock i allt väsentligt bekräftat att doserna i alla fall inte varför lågt beräknade. fick mellan 200 och 300anställda vid stråldoser över det normala för arbete i kämkraftverk. Trefick helkroppsdoser nära eller möjligen något över tillåten årsdos. Hittillsunder uppröjningsarbetet har fem anställda fått hud- och extremitetsdoser överdet tillåtna - dock ej helkroppsdos. Ingen av dem har emellertid uppvisat strålskador. Annan inverkan på befolkningen av haveriförloppet fördesintensiva diskussioner mellan delstatsmyndighetema och NRC om det var motiveratatt utrymma stora områden med hänsyn till risken att haveriet skulle leda tillavsevärt större utsläpp av radioaktiva ämnen. Hvakueringsplaner togs också framför områden ut till ett avstånd av frånTMl. Inom detta avstånd frånTMlbodde«.. J"ka 650.000 människor. Delstatens guvernör beslutade dock att inte beordrautrymning. Däremot rekommenderade han en frivillig utrymning för iförsta hand Prop.1979/80:75 39 bam och havande kvinnor från de närmaste områdena. Studierhar visat att över 140.000 människor lämruide sina hem för kortjure ellerlängre tid. Studier av andra sociala och psykiska verkningar av haveriet harockså gjorts. drar härav slutsatsen att den allvarligaste hälsoeffektenav haveriet var svår psykisk stress. De som drabbades mest var de som boddeinom från kraftverket samt bamfamiljer. Eftersom utredningsuppdraget är begränsat tillhaveriförloppet vid själva kämkraftanläggningen och dess orsaker, har vi iövrigt inte funnit anledning att ta upp haveriets verkningar i stort till ennärmare diskussion. Att ett inledningsvis normalt snabbstopp utvecklades tillett allvarligt härd haveri berodde på en invecklad kedja av delorsaker. Dennakedja sträcker sig alltifrån reaktor- och kontrollrumskonstruktionen samtsäkerhetsgranskningen av denna till operatörsutbildning, underhållsrutiner ochuppföljning av infräffade tillbud. I följande sammanfattning pekar vi endast påett antal centrala länkar i denna händelsekedja. För en utförligare diskussionhänvisas till kapitel 5, avsrutt 5.4. Av störst betydelse på den tekniska sidan var sannoliktatt avblåsningsventilen fastande i öppet läge. Att så kunde ske var väl käntav tillverkare och tillsynsmyndigheter, bl.a. mot bakgrund av tidigareerfarenheter av dessa ventiltyper Ändå var själva ventilen inte försedd medgivare som i kontrollrummet direkt visade ventilläget. I stället gav olikainstrument information om ett eventuellt ångflöde från ventilen. Dennainformation var ej klar och entydig om - som i detta fall - dels ventilen hade småläckten tid, dels hade öppnat som ett led i ett normalt händelseförlopp. Av stor betydelse var vidare att reaktom inte var förseddmed instrument som gav entydig information om kylvattermivån i självareaktortanken. Hög vattennivå i tryckhållningstanken är vid denna typ avförlopp inte nödvändigtvis detsamma som att reaktortanken är fylld med vatten. När det gäWer operatöremas handlande bör främst följandeframhållas. Det tog och innan operatörerna ochtillkallade högre chefer vid upptäckte den fastnade ventilen. Detta hängdesamman med att man på grund av tidigare läckage i ventilen, bristande och svåröverskådliginsfrumentering samt otillräcklig utbildning låste sig vid en felaktiguppfattning om systemets tillstånd. Operatörerna ströp eller stängde av den högtrycksinsprutningav kylvatten som utlösts automatiskt på fallande tryck, som nivån i tryckhållningstankensteg. Därvid bröt operitörema mot instmktioner som säger att sådana åtgärder ärtillåtna endast när såväl tryck som nivå återgått till normala värden. Vidnormala snabbstoppsförlopp följs tryck Prop.1979/80:75 40 och nivå åt. 1 utbildningen fästs stor vikt vid att följanivån i tryckhållningstanken för att inte toppfylla den, vilket skulle kunnage onödiga påfrestningar på reaktorsystemet och dess säkerhetsventiler Däremot hadeoperatörerna inte utbildning i hur tryck och nivå i tryckhållningstankenuppträdde vid vissa typer av mindre läckor i reaktorsystemet, speciellt avtypen öppen ventil på tryckhålliungstanken. Inte heller hade de utbildats i dekokningsförlopp som i sådana fall kan uppfräda om rätt diagnos inte ställs inomca och i hur dessa kokningstillstånd skulle behärskas. Operatöremasfelhandlingar under de första tinunama av haveriförloppet kan sålunda återföraspå brister i instrumentering och utbildning. Under de givna förutsättningarnakan man knappast förvänta sig ett mera riktigt handlande. Under senare skeden av haveriförloppet togs besluten omolika handlingsvägar av kraftverksledningen med stöd av en med tiden ökandestab av experter från i första hand industrin. Uppåt 70-80 personer befann sigtidvis i kontrollrummet, mot normalt 5. De handlingsvägar som valdes tyder påbrister i kunskapema om hur man snabbt återför en skadad tryckvattenreaktor medstora mängder gas i prin\ärsystemet till ett tillstånd av stabil kylning avhärden. Man var också osäker om i vilket tillstånd reaktom befann sig. Manfick pröva sig fram. 1 sammanhanget kom NRC att sprida oberättigade farhågor omatt den s.k. vätgasbubblan i reaktortanken kunde explodera. Detta skapade stororo både bland civilförsvarsmyndigheter och allmänhet inom ett stort område.Någon vätgasexplosion i reaktortanken kunde inte ske på grund av grundläggandekemiska förhållanden. Detta var väl känt inom reaktorindustrin. Däremot förelågtidvis risk för explosionsartade vätgasbränder i inneslutningen, ochåtminstone en sådan inträffade som tidigare nämnts. Sammanfattningsvis kan sägas att operatörerna de förstatimmarna grundade sitt handlande på en felaktig bild av vad som hände i reaktom.De kom att låsa sig vid denna bild, bl.a. på grund av brister i instrumenteringoch utbildning. I denna felaktiga bild ingick att de trodde att härden var vältäckt med vatten. I själva verket kokade härden torrt,överhettades och fick svåra skador. Även under de närmast följande dygnen hademan i kontrollrummet en ofullständig förståelse av vad som skedde och hadeskett i reaktom. Det har inte ingått i vårt uppcfrag att närmare studerahur informationen fungerade till lokala, delstatliga och federala myndigheteroch till massmedia. har funnit stora brister inom dettaområde. De lägger fram många exempel på hur ansvariga för beredskapsplanläggningoch utrymning fick ofullständig, missvisande eller motsägande information. och andra undersökningar pekar på attvad som hände vid TMI-2 i väsenfiig grad får återföras på allvarliga bristervad gäller organisation, kontrollrumsutformning, utbildning, kvalitetskontroll Prop.1979/80:75 41 och annan tillsyn. Dessa brister får tillskrivas såvälkraftföretaget som leverantörema av utmstningen och den amerikanska kärnkraftinspektionen(NRC). Till det särskilt anmärkningsvärda hör brister i uppföljning av tidigaretillbud av liknande typ vid andra reaktorer Kraftiga vamingar från tekniker somanalyserat dessa tillbud fastnade eller fördröjdes i organisationen hos , NRC och Metropolitan . Därigenom trängde informationen intealls fram till operatörerna och fick inget genomslag i deras utbildning. Det onormala uppfrädandet hos nivån i tryckhållningstankenom avblåsningsventilen fastnat i öppet läge var även förutsett i teoretiskasäkerhetsanalyser. Detta hade bl.a. motiverat den tekniska utformningen av denautomatiska utlösningen av högtrycksinsprutningen. Det hade tydligen inteansetts motivera direkt lägesindikering på ventilen i kontroll-mmmet - ej hellernågra särskilda inslag i operatörsutbildningen. Enligt vår mening tyder dettapå att man för mycket koncentrerat sig på tekniken och försummat människansroll i systemet. Vad hade hänt om... ? Vid analyser av ett haveriförlopp som det vid TMl-2 anmälersig 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 inomrimlig tid ställt rätt diagnos på händelseförloppet? Denna fråga kan l>esvarassäkert. De tekniska analyser som gjorts visar att operatörerna under den förstatimmen eller något mer kunde välja mellan flera vägar för att återställa normalkylning av härden utan allvarliga skador på reaktom. Befintliga kylsystem varsamtliga tekniskt tillgängliga och tUlräckliga för detta ändamål under dennatid. En annan fråga är: hade haveriet kunnat utvecklas till enomfattande härdsmälta med stora utsläpp av radioaktiva ämnen om en låt varabristfällig kylning av härden inte återställts 2,5-3,efterhändelseförloppets början? Denna fråga är svårare att besvara säkert, bl.a. därföratt kunskapema om olika härdsmälteföriopp är ofullständiga. Kemenykommissionenhar dock sökt analysera frågan ingående. För en utförligare redovisning avderas resultat hänvisas till kapitel 5, avsnitt 5.5. Några intressantaslutsatser är - fortfarande med betonande av osäkerheterna: Om operatörerna hade dröjt ytterligare med attåterställa en låt vara bristfällig kylning kunde en mer omfattande nedsmältningav härden ha inträffat. Man hade då kunnat vänta sig ett relativt långsamtförlopp utdraget över tiotals timmar eller mer. Prop.1979/80:75 42 Om härdensmält ned hade den möjligen trängt igenom reaktortankens botten och fallit nedi vattnet på botten av inneslutningen. Den åtföljande ångutvecklingen hadesannolikt inte lett till skador på inneslutningen. Möjligen hade härdsmältan,trots vattenkylningen, smält igenom betonggolvet och trängt ner i berggrundenunder. Enligt är det stor sannolikhet att inneslutningen ochberggrunden tillsammans förhindrat stora utsläpp av radioaktiva ämnen tillomgivningen vid sådana härdsmälteföriopp. Om all vätgassom kunnat bildas vid en fullständig härdsmälta kommit ut i inneslutningen ochexploderat på en gång hade inneslutningen sannolikt motstått detta. Mycket tyderpå att operatörerna inte hade kunnat dröja mycket längre - högst - medatt återställa en ofullständig kylning av härden för att undvika en utbredd nedsmältning.Enligt våra egna expertanalyser kan tidsmarginalerna ha varit så små att detinte helt kan uteslutas att skillnadema i resteffekt mellan TMI-2 och en härd,som hade varit i drift vid full effekt , kan ha varit av betydelseför att undvika en mer utbredd nedsmältning. För att man skall få ett reaktorhaveri, som leder till enolycka med ett stort antal offer, måste följande kedja av händelser inträffa: Reaktom råkarut för ett tekniskt fel eller ett mänskligt felgrepp som skapar en onormaldriftsituation. AUa berördahaveriförebyggande och haveribekämpande system fungerar bristfälligt så atthärden allvarligt skadas och i värsta fall smälter ner. AUa berörda utsläppsbegränsandesystem fungerar bristfäUigt så att stora mängder radioaktiva ämnen släpps ut tiUomgivningen. Väderförhållandenavid haveritiUfäUet är sådana att de radioaktiva ämnena når tättbefolkadeområden. 1 olika typer av säkerhetsanalyser studerar man sådanatänkbara händelseutvecklingar och söker dela upp dem i ett stort antaldelhändelser Sannolikheten för vissa av dessa delhändelser kan ofta uppskattasförhållandevis väl. Det gäller t.ex. felfunktion hos ventiler, reläer etc.Också risken för ogynnsamma väder- och vindförhåUanden kan uppskattas ur meteorologiskadata. I åtskiUiga faU måste dock bedömningar göras av sanno- 1979/80:75 43 likheterna.Med hjälp av de på olika sätt uppskattade sannolikheterna för olikadelhändelser gör man en uppskattning av den totala sannolikheten för olyckor avolika omfattning när det gäUer stiåldoser tiU allmänheten. Viktigtär också att man genom dessa s.k. händelseträd får en uppfattning om vilkadriftstörningar och felfunktioner som ger stora bidrag till olycksriskerna ochdärför främst bör uppmärksammas i säkerhetsarbetet. Denmest kända säkerhetsstudien är den s.k. . Den angavsannolikheten för härdsmälta i en amerikansk tryckvattenreaktor tiU en på 17. (X)0per driftår och för en kokarreaktor till en på 33.0(X). högresannolikheter beräknades för mindre olyckor som leder tiU mycket begränsadeutsläpp. Studiens resultat gavs tillsammans med en bedömning av osäkerheten i siffroma.Värden som är upp till fem eller tio gånger högre eller lägre skulle också varatänkbara. Znergikommissionensexpertgrupp för säkerhet och miljö (EK-A) refererade ochlät utföra säkerhetsanalyser av kärnkraftverken och 2.Resultaten visade sig bli jämförbara inom det relativt breda osäkerhetsområdesom måste godtas. Nyastudier som den västtyska Birkhoferstudien har kommit fram till ungefär samma sannnolikheterför haverier av olika svårighetsgrad som inom deosäkerhetsgränser som gäller. Detta skänker ökad trovärdighet åt metoder ochresultat. Birkhoferstudien har bl.a. ägnat specieU uppmärksamhet åt mänskligtfelhandlande och s.k. common mode failures. Birkhoferstudien har i och för signågot högre sannolikheter än för härdhaverier ochhärdsmälta, men har i flertalet haverityper något lägre sannolikhet för attdetta också leder tiU tidigt brott på inneslutningen och stora utsläpp avradioaktiva ämnen. Det har som stått till förfogande ej varitmöjligt för oss att i detalj granska den tekniska och vetenskapliga bakgrundentill dessa skillnader, t.ex. om de beror på skiUnader mellan amerikanska ochtyska reaktor- och inneslutningskonstruktioner. Detmaterial som kommit fram efter EK-A har i stort bekräftat den bild som då gavsav metodikens styrka och svagheter såsom: Metodiken ger den bästa ledning vi har om vad somär viktigt för reaktorsäkerheten, om man är medveten om de brister som finns imodeller och dataunderlag. De upplysningar metodiken ger om den inbördesbetydelsen av olika händelseträd och orsakskedjor är en utomordentlig grund förinriktningen av säkerhetshöjande åtgärder och forskning. De absoluta värden metoden ger på sannolikheten förhaverier av olika omfattning skall inte användas okritiskt som politisktbeslutsunderlag utan att osäkerheterna i uppskattningarna beaktas. Prop.1979/80:75 44 Inget har framkommit som tyder på att svenska reaktorkonstrukticwierär avsevärt osäkrare än de amerikanska typreaktorei: som ingick i RasmuS' sen-studien.Däremot visade redan EK-A:s studie att de modenuire svenska reaktorerna ärsäkrare i vissa avseenden, bl.a. vad gäUer brandskydd och säker elförsörjningfrån yttre nät. De tekniska grunddragen i haveriförlopjjet vid TMl-2 fannspåvisade i olika säkerhetsanalyser Däremot har man uppenbarligen varken i Sverigeeller i i tillräcklig utsträckning använt dessa analyser i det löpandesäkerhetsarbetet för att på ett målmedvetet sätt införa föifoätt-ringar i komponentkonstmktioner,underhåll och operatörsutbildning. Antalet reaktordriftår hittiUs samt det faktum att TMI-2-haveriethar inträffat säger från rent matematisk-statistisk synpunkt mycket litet om tifl-förlitlighetenhos de teoretiska säkerhetsanalyserna utöver redan kända' osäkerhetsgränser. 1.5 Kan ett haveri liknande det vid TMI-2 hända iSverige? Med ettTMl-2-liknande haveri vid tryckvatterueaktoreravser vi i det följande en läcka i primärsystemet som leder tiU ett onormaltkokningsförlopp med ett minskande kylvatteninnehåll i primärsystemet. Detta minskandekylvatteninnehåU upptäcks inte av operatörerna for ati förhindra etthaveri med omfattande frigörelse av radioaktiva klyvningsprodukter, i första lumdtiU reaktoms primärsystem och till inneslutningen. Som nämnts har vi i fre reaktorer av tryckvattentyp:Ringhals 2,3 och 4. Dessa är av annat fabrikat () än TMl-2. EndastRinghals 2 har hittiUs tagits i drift. En närmare analys (se kapitel 8, avsnitt 8.2) visar attett härdhaveri liknande TMI-2 kan inträffa i 2.1 första hand gällerdetta om man ser tiU läget före . SannoUkheten för en sädan händelsevar dock lägre än vid TMI-2, främst på gmnd av väsentligt bättre instmmenteringtill hjälp för operatörerna att snabbt hitta en félfunge-rande avblåsningsventil.Andra skiUnader meUan och TMI-2 är troligen av mindre betydelse.Tillbud i form av mindre läcka i andra delar av primärsystemet hade inträffatoch klarats av utan att kylningen av härden var äventyrad. Det är en mer öp(>enfråga om operatörerna klarat ett tillbud med en liten läcka i form avpacknings- eUer röibrott pä tryckhåUningstankens topp. Sannolikheten för ensådan läcka just pä detta ställe i reaktorsystemet är erfarenhetsmässigtavsevärt lägre än for ett ventilfel. Vi vill dock i detta sammanhang erinra omatt brister i kvali- Prop.1979/80: 75 45 tetssäkringsfunktionen för underhåUsarbeten vid Ringhalsorsakat tillbud i form av packningsbrott i primärsystemet. har sannolikheten för ettTMl-2-liknande haveriförloppvid Ringhals-reaktorerna avsevärt minskat jämfört med läget före . Dettaär en följd dels av ytterligare förbättrad instrumentering bl.a. TV-övervakningi inneslutningen, dels av förbättrad utbildning av operatörerna bl.a. eftertillbudet (se vidare kapitel 8). Denna utbUdning torde hagivit en aUmänt ökad förståelse för tryckvatten-reaktorers uppträdande i olikasituationer, vilket kan förväntas ha en säkerhetshöjande effekt även vid andratillbud. vill vi framhåUa att det fortfarande ställs höga krav påoperatörerna nar det gäUer snabba och korrekta åtgärder vid tillbud av typenläckor i primärsystemet. Säkerhetsanalyserna visar att det även vid kokarreaktorerkan uppträda händelsekedjor, som leder fram tUl ett härdhaveri av lUcnande typsom vid TMI-2. För kokarreaktorer är det dock svårt att hitta händelseförloppsom är direkt jämförbara med det vid TMI-2, eftersom kokarreaktorema ärkonstruerade och fungerar efter andra tekniska principer. 1 kapitel 8, avsnitt8.3, diskuteras dock mer aUmänt de svenska kokarreaktoremas känslighet förnågra av de viktigare tekniska och mänskliga felfvmktio-nema, som ingick i TMl-2-förloppet.Resultaten visar att sarmolUcheten för att dessa felfunktioner skall uppträda, eUerfå aUvarliga följdverkningar vid svenska kokarreaktorer måste betecknas somutomordentligt liten. Det sagda innebär inte i och för sig att kokarreaktorema aUmäntsett är säkrare än tryckvattenreaktorerna. Följder av ettTMI-2-liknande utsläpp av radioaktiva ämnenvid svenska reaktorlägen Säkerhetsanalyserna visar att haveriförlopp som leder tiHstörre eUer mindre skador på reaktorhärden ej kan helt uteslutas, även omsannolikheten härför är liten. TMl-2-haveriet visar att ett sådant förlopp -även om det inte leder till en omfattande härdsmälta - kan ge vissa läckage fråninneslutningen, framför aUt av ädelgaser Det är omöjligt att säga om läckaget av ädelgaserfrån svenska reaktorinneslutningar vid en motsvarande härdskada skuUe blistörre eUer mindre än vid TMI-2, d.v.s. av de mängder som finns ihärden vid ett snabbstopp. Analyser av detta problem pågår genom de svenska reaktorinnehavamasförsorg i syfte att i möjligaste mån eliminera läckageriskema. För svenska reaktorlägen har utiedningen låtitstrålskyddsinstitutet beräkna stråldoser tiU befolkningen för antagna ädelgasutsläppav samma storlek som från TMI-2. Därvid har för varje reaktorläge antagits maxi- Prop.1979/80:75 46 malt ogynnsamma vindriktningar Befolkningsdoserna harberäknats under antagande att hela befolkningen befinner sig utomhus. Ganska oberoende av reaktorlägena visar sig dosernamotsvara en risk för 0,5-3 extra cancerfaU. svarar för det högstavärdet. 1.6 Omvärdering av svensk kämkraftsäkerhet? En av reaktorsäkerhetsutredningens huvuduppgifter enligtdirektiven är att överväga om det finns anledning att väsenfiigt omvärdera kämkraftensrisker mot bakgmnd av vad som har hänt vid TMl-2 och en genomgång av tidigaresäkerhetsanalyser. Den baslinje som vi då har att utgå från arbete. pet sakunderlag i kämkraftens säkerhetsfrågor som låg tUlgrund för stäUrungstagande finns redovisat i energi- och miljö-Jcommitténsbetänkande (SOU 1977:67) och i rapporten från energikom-rtussionens expertgruppför säkerhet och nuljö (Ds 11978:27). Det underlag som redovisades i dessa rapporter röranderisken för stora olyckor vid kämkraftverk kan erJigt vår mening sammanfattasenligt följande: Haveriförhindrandeoch skadebegränsande system beskrivs med kända eUer förmodade svagheter(förmodade i frånvaro av experimentella fuUskaleprov). Beträffandesannolikheten för en härdsmälta citerades siffra om ensannolikhet om en på tjugotusen driftår. Osäkerheterna i sannolikhetsuppskattningamabetonades. Dessa osäkerheter hänfördes främst till bristande empiriskt underlagoch de inneboende svaghetema i den mer teoretiska riskanalysmetodiken, särskiltnär det gäUer att ange absoluta sannolUchetstal. Enligt pessimistiska uppskattningarav dessa osäkerheter skuUe sannolUcheten kunna vara upp mot en på tusen driftårDet innebär att sannolikheten för att en härdsmälta skuUe inträffa någon gångunder ett svenskt reaktorprogram om exempelvis 12 X 25 driftår enligt skuUe liggakring en på sextio och med ett osäkerhetsintervaU som enligt de pessimistiska uppskattningarnaskuUe kunna sträcka sig upp mot en på fyra. En härdsmältaleder definitionsmässigt tiU mer eUer mindre omfattande utsläpp av radioaktivaämnen. 1 mindre aUvarliga faU rör det sig i första hand om ädelgaser och eventueUtäven jod. I de aUvarliga fallen tillkommer aerosoler av metaUer som cesium och strontium. Prop.1979/80: 75 47 Sannolikhetenför vädertörhäUanden som leder eventueUa utsläpp mot större tätbefolkadeområden ligger i genomsnitt för svenska reaktor-lägen på ett fåtal procent.