prop · G70360 · 1983-12-31 00:00:00 — Innehavare av atomanläggning i skall teckna och vidmakthållaförsäkring för alt täcka sin ansvarighet för atomskada enligt atomansvarighelslageneller molsvarande lagstiftning i annan konvenlionsstal. 1983/84:60 192 läcka ansviirigheten inlill del ansvarighetsbelopp somgäller för vederbö-r;tnde anläggningsinnehavare. Försäkringen skall godkännasav legeringen eller myndighet som regeringen beslämmer (22 S förslå slyckel). Skyldighel all ha försäkring enligl alomansvarighelslagenär slraffsank-lionerad (40S). Den skadelidande har rätt alt få ul ersäiining direki avförsäkringsgivaren (24 S), I 25 S finns vissa beslämmelser som begränsarförsäkringsgivarens r-ätt all s;iga upp försäkringsavialel. Vidare gäller allförsäkringsgivaren i princip inle lår lill befrielse från ansvarighet mol denskadelidande åberopa omständighet som beror av annan än denne. Försäkringsplikt åvilar inte staten. Regeringen ellermyndighet som regeringen beslämmer kan från försäkringsplikten befriainnehavare av alomanläggning som slåller betryggande säkerhet för sinaförpliktelser enligl atomansvarighelslagen och molsvarande lagsiilining i annankonvenlionsstal saml visar alt han på tillfredsställande säll har söijl lörreglering av uppkommande skador, I sådant fall har vad som föreskrivs i lagenom försäkring motsvarande tillämpning i fråga om dylik säkerhet (27 S). I 28-35 SS finns beslämmelser om ersättning av slalsmedelför alomskada. Enligl 28 S har svenska staten subsidiårl ansvar för denersättningsskyldighet som åvilar innehavare av en svensk alomanläggning. Omsålunda den som enligt atomansvarighelslagen eller motsvarande lagstiftning iannan konvenlionsstal är berättigad till ersättning av innehavare av alomanläggningi visar alt han inte har kunnat få ul ersättningen av anläggningsinnehavarensförsäkringsgivare, utges ersättning av slalen. Sådan ersäiining uigår inle medhögre belopp än som svarar mot del ansvarighetsbelopp som gäller föranläggningsinnehavaren, Alomansvarighelslageninnehåller också bestämmelser om ersättning av statsmedel vid vissa kataslrofolyckor(29-31 a SS), Dessa bestämmelser grundas pä tilläggskonvenlionen. Delsammanlagda beloppel av de ersättningar som skall utges till följd av enatomolycka är enligl tilläggskonvenlionen i dess ursprungligalydelse 120 milj, särskilda dragningsrätter (cirka 950 milj, kr). När 1982 årsändringsprotokoll iräder i kraft höjs delta belopp till 300 milj, särskildadragningsrätter (ca ). För det fall alt anläggningsinnehavarens ansvarighetsbeloppoch i förekommande fall vad som utgår enligl tilläggskonventionen inle ärtillräckligt för atl ge full ersättning lill de skadelidande ges 131 aSbestämmelser om ytterligare ersättning av statsmedel. Denna rätt tillersättning är begränsad lill atomskador som innehavaren av en alomanläggning iSverige är ansvarig för och avser skador som uppkommit i , ,och . Med sådana skador jämställs skador som uppkomniit på ellfartyg 1983/84:60 193 ellerluftfartyg som är registrerat i något av de nordiska länderna eller på annatställe, om skadorna har tillfogats en svensk medborgare eller en svenskjuridisk person. Sådan ersättning utgår också för skada i annan stat som hartillträtt konventionen i samma män som ersättning i denna stat skulle utgå föratomskada som uppkommer i . De sammanlagda ersättningsbeloppen är idessa fall begränsade till (31 a S tredje stycket). Viden atomolycka kan genom radioakfiv strålning uppkomma skador som visar sigförst läng tid efter olyckan, s. k. sena skador. Bestämmelser om ersättning avstatsmedel för sena skador ges i 32 §. Denna paragraf är tillämplig päatomskada som har uppkommit i till följd av atomolycka för vars skadeverkningarinnehavare av atomanläggning i är ansvarig. Ersättning av statsmedelutgår för skada som har yppats först efter det att anläggningsinnehavarensansvarighet har preskriberats, dvs. efter det att preskriptionstiden på tioeller i vissa fall tjugo är har gått ut, men inom trettio är frän dagen förolyckan. Beträffande ersättningsskyldigheten för sena skador gäller sammakorttidspreskription på tre är som för atomskador i allmänhet. Skullebegränsningen av anläggningsinnehavares ansvarighetsbelopp leda till att deskadelidande inte får ut full ersättning och ersättning av statsmedel enligtatomansvarighetslagens tidigare bestämmelser inte förslär fullt ut föruppkommen skada, bereds gottgörelse av statsmedel enligt grunder som fastställsav i särskild lag (33 §). Itvä kungörelser (1969:439 och 1970: 264) om ersättning av statsmedel vid vissaatomolyckor har förordnats att intill dess och blivit bundna av1963 års tilläggskonvention till särskilt angiven ersättningav statsmedel utgår för skada i följd av atomolycka iatom-reaktoranläggningarna i Simpevarp och . Kungörelserna torde numeraha betydelse endast när det gäller reglering av eventuella "senaskador" som kan ha uppkommit före dessa länders tillträde till tilläggskonventionen. Särskildaersättningsbestämmelser beträffande atomfartyg gavs tidigare genom lagen (1963:158) om ersättning för skada i följd av atomfartygs drift. Lagen gälldeursprungligen t.o.m. , men giltighetstiden föriängdes iolika omgångar till utgången av . Eftersom lagen inte ansetts fyllanågot praktiskt behov har någon ytterligare förlängning inte skett. 13 1983/84. 1983/84:60 194 4.3 Tillämpningen av bestämmelserna om säkerhet ochberedskapsplanering 4.3.1 Anläggande och drift av kärnkraftverk m. m. Prövningav tillstånd I ansökan om tillstånd för uppförande, innehav och driftav ett kärnkraftverk eller annan kärnteknisk anläggning, t. ex.forskningsreaktor, bränslefabrik och förvaringsanläggning, lämnaranläggningsägaren en beskrivning av förläggningsplatsen och av anläggningen ochdess påverkan på omgivningen i olika driftsituationer. Anläggningsägarenpresenterar också en preliminär säkerhetsrapport, vanligtvis benämnd PSAR.Rapporten beskriver detaljerat det säkerhetstänkande som ligger till grund föranläggningens utformning, förhållandena på föriäggningsplatsen samt anläggningenspreliminära utformning och funktion. Särskild vikt läggs vid beskrivningen avsäkerhetssystem och konsekvenserna av tänkta haverier. Vid tillståndsprövningen, som sker efter en omfattanderemissbehandling, bedömer - efter prövning avtillståndsansökan och en översiktlig granskning av PSAR - anläggningen ursäkerhetssynpunkt och uppställer allmänna tekniska villkor för anläggningensuppförande. prövar ärendet från strålskyddssynpunktoch uppställer villkor för strålskyddet inom anläggningen och för utsläpp avaktivitet i luft och vatten. Tillstånd enligl aiomenergilagen att uppföra, inneha ochdriva en kärnteknisk anläggning samt i förekommande fall ta befattning medkärnämne eller använt kärnbränsle lämnas därefter av regeringen. De villkor somtillsynsmyndigheterna uppställt tas in i tillståndet tillsammans med andra erforderiigavillkor av allmän art. Regeringen uppdrar samlidigl ät kärnkraftinspektionenau som tillsynsmyndighet uppställa de ytteriigare villkor som behövs frånsäkerhetssynpunkt för anläggningens uppförande och drift. Sedan tillstånd lämnats fortsätter såvälkärnkraftinspektionen som strålskyddsinstitutet granskningen av PSAR.Myndigheterna bedömer hur anläggningen kommer aU uppfylla gällande säkerhetskrav.Därefter ges medgivande till uppförande tillsammans med erforderliga villkor.Samtidigt ges föreskrifter om den redovisning som under byggandet skall ges intill kärnkraftinspektionen. granskar rapporten ur strålskyddssynpunktoch lämnar sina anvisningar för arbetet. Under hela uppförandeskedet ges tillsynsmyndigheternafortlöpande information om frågor inom respektive tillsynsområde. För vissakomponenter och system i kärnkraftverk av stor säkerhetsmässig betydelse kanföreskrivas om speciell redovisning innan dessa får monteras. S.k. safeguardsredovisning, dvs. beskrivning avanläggningen, bränsle-konstruktion, mängden kärnämnen och bokföringsrutiner härtörm.m.. 1983/84:60 195 skallnormalt lämnas kärnkrafUnspektionen före planeradladdning. Devillkor som föreskrivits i regeringens tillstånd enligt atomenergilageninnebär, som framgått av del föregående, att anläggningens konstruktion ochuppförande blir föremål för en ingående och kontinuerlig övervakning frånmyndigheternas sida. Uppförande av en anläggning får således inte påbörjas förtänkärnkraftinspektionen godkänt organisation och program för att säkerställakvalitet och funktion hos anläggningen och kärnkrafUnspektionen ochstrålskyddsinstitutet skall hållas fortlöpande underrättade om konslruktion ochuppförande. Underuppförandet av anläggningen utarbetar tillståndshavaren en slutligsäkerhetsrapport, vanligen benämnd FSAR. Rapporten granskas avtillsynsmyndigheterna. Kärnkraftinspektionen kontrollerar utförandet motgällande säkerhetskrav och gör behöriga kontroller av beräkningar och analyser.Strålskyddsinstilutet granskar det slutliga utförandet ur strålskyddssynpunkt.Anläggningen får inte las i drift förrän den har blivit slutligt godkänd avdessa myndigheter. Efterhand som anläggningen färdigställs, driftsätls och provas olika komponenter ochsystem. Innan bränsle tillförs reaktorn genomförs en omfattande icke-nukleärprovdrift, först med kalla system, sedan varma upp till fullt tryck och fulltemperatur för att så långt möjligt efteriikna och verifiera funktion och samfunkfionav systemen vid normala driftförhållanden. Resultatet av denna provdriftsammanställs och redovisas till kärn-kraftinspektionen. Näranläggningen är färdigställd och resultaten av icke-nukleär provdriflredovisats, kan tillsynsmyndigheterna på basis av den slutligasäkerhets-rapporten (FSAR), provningsresultat och genomförda kontroller och inspektionerta ställning till frågan om slutligt godkännande av anläggningen för laddningav bränsle och nukleär driftsättning. Föratt lillföra reaktorn bränsle krävs, som tidigare nämnts, särskilt tillståndenligt villkorslagen. Denna lag uppställer krav på att det bränsle, som användsvid reaktorns drift, kan las om hand. Omtillsynsmyndigheterna godkänner anläggningen och ingiven redovisning samtregeringen lämnat tillstånd enligt villkorslagen kan bränsle tillförasreaktorn och nukleär provdrift påbörjas. Denna sker i etapper enligt ett i FSARredovisat program. Provdriften börjar vid låg effekt ().Effekten ökas därefter etappvis till , och slutligen fill . Tillsynsmyndigheternager som regel tillstånd för endast en etapp i taget. Resultaten fränprovdriften i en etapp skall sammanställas och redovisas samt granskas innantillstånd för följande etapp lämnas. Efter redovisning av sista etappen iprovprogrammet kan tillstånd för s, k, rutinmäsig drift lämnas. Underuppförandetidens slutfas och provdriftfaserna är anläggningen 1983/84:60 196 föremål för ökade kontroller och inspektioner fräntillsynsmyndigheternas sida. Rufinmässig drift, rapportering Vid meddelande av tillstånd för rutinmässig drift fastläggerkärnkraftinspektionen de villkor, som skall gälla för den forlsatla driften.Viktigast av dessa är vad som kallas "Säkerhetstekniska föreskrifter"(STF). Föreskrifterna, som är specifika för varje kärnkraft block, innehållertekniska villkor och begränsningar för driften, bemanningskrav, föreskrifter omperiodiska provningar och kontroller samt administrativa föreskrifter omorganisation för drift, handläggning av säkerhetsfrågor, underhåll och rapporteringlill myndigheter. SträlskyddsinsUlulet fastlägger föreskrifter förstrålskydd avseende personal, ulsläppsbegränsningar ochomgivningsundersökningar. Under den mlinmässiga driften sker regelbundenrapportering till tillsynsmyndigheterna. Rapporteringen sker dygnsvis tillkärnkraftinspektionen om anläggningens driflläge och produktion.Strålskyddsinstitutet erhåller och kvartalsvis rapportering omstrålnings- och aktivi-letsövervakningen i och omkring anläggningen.Rapportering av anläggningens drift och underhäll sker årsvis till bådatillsynsmyndigheterna. Redovisning av det klyvbara materialet samt rapporteringav vissa händelser sker enligl meddelade generella föreskrifter tillkärnkraftinspektionen. Vidare sker lill inspektionen särskild rapportering avinträffade händelser och av förhållanden som har säkerhetsmässig betydelse.Till strålskyddsinstitutet rapporteras om utsläppen börjar öka utöverfastlagda värden för utsläppslakten eller om onormal exponering av personalförekommit inom anläggningen eller annan händelse av betydelse urstrålskyddssynpunkt inträffat. Tillsynsmyndigheterna följer den rutinmässiga driftengenom erhållen rapportering och genom inspektioner pä platsen. Provning av vitala anläggningsdelar Som villkor för meddelade tillstånd till uppförande ochdrift av kärnkraftverk meddelar kärnkraftinspektionen förelägganden rörandesäkerheten hos tryckbärande komponenter, tryckkärl. 1 dessa förelägganden, sombl.a. baserar sig på svenska och utländska normer, uppställs krav päkvalitetssäkring, egenskaper, konstruktion, kontroll och provningar. Enomfattande provning av tryckkärl, rörledningar och lyftanordningar sker även enliglföreskrifter som utfärdas av arbetarskyddsstyrelsen. Dessa föreskrifter gällerför all industriell verksamhet i landet och är en grundval förkärnkraftinspektionens förelägganden vad gäller dessa anläggningar. Härutöveruppställer inspektionen vissa tilläggskrav. Provningsverksamhet avseende tryckbärande komponenter tillkärnkraftverken sker vid en särskild kårnkraftavdelning inom riksprovplatsen Prop.1983/84:60 197 förtryckkäri, AB . Till grund för provningen liggerdetaljerade kontrollplaner som enligt riktlinjer i kärnkraftinspeklio-nensförelägganden skall upprättas av beställaren eller tillverkaren. Kon-Irollplanerfinns således för konstruktion, tillverkning och montage saml för återkommandeprovning och besiktning. Provningsunderlag i form av kontrollplalser,specifikationer för provning och godkännande samt resultat från provningarnaskall granskas för godkännande av riksprovplatsen. Genomförandet av vissaprovningar skall helt eller delvis övervakas av riksprovplatsen och vissviktigare provning utförs av riksprovplatsen. För de viktigaste komponenterna, l.ex.reaktorkärl, är provningen avsevärt mer omfattande än för konventionellatryckkärl. Lyftanordningar, hissaroch viss elektrisk utrustning är föremål för officiell provning av riksprovplats.Vidare har anläggningsägaren att som föreskriven egenkontroH utföra omfattandeprovning och funktionskontroll av utrustning som är av betydelse försäkerheten i övrigt, såsom utrustning för el-försörjning, instrument och reglemtmstning,olika kylsystem, ventilationssystem o.d. Annankontrollverksamhet utförs härutöver av tillverkaren som elt krav frånanläggningsägaren. Den har som mäl att säkerställa kvalitet så alttillgängligheten blir god. Närmareom strålskydd och säkerhet vid kärnkraftverk Kontrollenav stråldoser sker på olika sätt, dels genom direktmälning på personer somarbetar i utrymmen där strålning kan förekomma, dels genom mätning av deradioaktiva utsläppen. Vissa kontroller görs också av aktivitet i luft, vatten,mark och födoämnen i omgivningen kring kärnkraftsanläggningen. Allasom arbetar med strålning vid s. k. yrkesmässigt exponering får sina stråldoserkontrollerade regelbundet enligt de villkor som uppställs avstrålskyddsinstitutet. Stråldoserna får vid bestrålning av hela kroppen ejöverskrida 50 mSv/år (mSv = milli ; 1 = 100 rem) och för andraän yrkesarbetare ej överskrida 5 mSv/år. Stråldosertill mesl utsatt (bestrålad) grupp bland allmänheten i omgivningen får inteöverstiga 5 mSv/är. Eftersom stråldoser kan erhållas också frän andra källor änkärnkraftverken har de nordiska strålskyddsmyndigheterna föreslagit en gränspä 0,5 mSv/år för utsatta grupper. Målsättningen enligt de svenskabestämmelserna är att de individuella stråldoserna i kraftstationernas närhetinte skall överstiga 0,1 mSv/år. Genomde uppställda dosgränserna kan gränsen för utsläpp vid kraftverk beräknas.Denna beräkning är komplicerad och kan skilja frän anläggning till anläggningberoende på befolkningsstruktur, klimat o.d. Tillåtna utsläpp kan därförvariera från olika anläggningar. Vidmätningar av slrälningsniväer i omgivningen, vilka företas av strål-skyddsinslitutetoch kraftproducenten, mäts strålningen i luft och radioak- 1983/84:60 198 liviteteni jord, och näringsämnen. Resultatel av de mätningar, som utförs av kraftproducentenskall bokföras och rapporteras till strålskydds-insfilutel. Rapportering avmätningar av de radioaktiva utsläppen skall ske till strålskyddsinslilulel bl.a. kvartalsvis av alla utsläpp, som har förevarit i luft och vatten, delsutsläpp som sker i en högre takt än vad man normall kan förvänta sig. kanske på gmnd av ökat läckage från bränslet eller någon annan störning harinträffat i normaldriften. Rapportering fill strålskyddsinstilutet av sädanautsläpp skall ske enligt de föreskrifter som har getts av institutet och som ikorthet innebär att tidsrymden inom vilken rapportering skall ske är kortare jumera ulsläppslakten avviker frän det normala. Därigenom ges en garanti alt inleotillfredsställande ulsläppsför-hållanden skall få fortsätta utan strålskyddsinstitulelskännedom. Är ulsläppslakten för hög kan reaktorn behöva stängas av. Föratt förhindra okontrollerade utsläpp av radioaktiva ämnen uppställs förkärnkraftverk omfattande säkerhetskrav. Dessa krav indelas i dels grundläggandesäkerhetskrav, dels speciella säkerhetskrav. Degrundläggande säkerhetskraven bygger pä vad som bmkar kallas "försvar pädjupet" (defence in depth). De innebär att säkerheten inle får bero päenbart särskilda säkerhetssystem utan måste vara "inbyggd" i självaanläggningen genom dess utformning, kvalitet och funktion av etl slort antalkomponenter och system. De grundläggande kraven kan indelas i - inbyggda säkerhetsegenskaper, - konsekvenslindrande och utsläppsbegränsandesäkerhetssystem, - övertalighet (redundans),skilda syslem (diversifiering) och fysisk separering, - skydd mot yttre påverkan ochsabotage. Kvalitetssäkring,som omfattar konslmklion, byggnad, drift och underhåll, har berörts tidigare idella avsnitt. Till denna grupp av åtgärder kan även räknas val och utbildningav driftpersonal. Inbyggdsäkerhet avser främst själva reaktorn och innebär sådan utformning avreaktorhärden att effeklhöjning på grund av vissa störningar begränsas i mestamöjliga mån. Haveriförebyggandesystem avser konlroll- och styrsystem som har till uppgift atl vid avvikelsereller störningar automatiskt återföra reaktorn till stabilt driftläge ellerslänga av reaktorn. Konsekvenslindrandeoch utsläppsbegränsande syslem har uppgift atl vid felfunktioner ellerhaverier dels ställa av reaktorn, dels kyla reaktorhärden, dels förhindra läckagefill omgivningen av radioaktiva ämnen (inneslulnings-, isolerings- och filtersyslem). Kravetpå övertalighet eller redundans innebär att varje skydds- och säkerhetsfunktionmåste ombesörjas med minst tvä delsystem. 1983/84:60 199 säkerställsfunktionen även om en enstaka komponent inte fungerar. Härtill kommer kravetatt delsystemen för en viss funktion skall vara fysiskt separerade för att inteen händelse som påverkar elt delsystem, t. ex. brand, skall äventyrasäkerhetsfunktionen. För atl ytterligare höja tillförlitligheten strävar manefter att delsystem för en viss funktion skall bygga pä skilda tekniskaprinciper (diversifiering). Säkerheten motokontrollerade utsläpp bygger också på flera i anläggningen inbyggdabarriärer. Man bmkar tala om fyra sädana barriärer. Den första barriären utgörsav bränslekutsarna, som är etl keramiskt material med god förmåga att bindahuvuddelen av klyvningsprodukterna. Först vid överhettning eller smältningfrigörs en siörre andel. Den andra barriären, bränslekapslingen, utgörs av heltlillslutna rör av en zirkoniumlegering, i vilka urankutsarna är inneslutna. Somden tredje barriären räknas reaktortanken med anslutande rör av stål. Denfjärde barriären slutligen utgörs av den s. k. reaktorinneslutningen, dvs. dentäta och trycksäkra byggnad av stål eller förspänd betong, som omger reaktornoch vissa tillhörande system. Inneslutningen är dimensionerad för att tåla dettryck och den temperatur, som uppstår om större mängder kylmedel skulle läckaut och förångas. De rör, som passerar genom inneslutningsväggen, tillsluts gentemotomgivningen i sådant fall med dubbla automatiska ventiler. Deangivna grundläggande säkerhetskraven omsätts i praktiken i mera detaljeradespecifika säkerhetskrav. Dessa krav uppställs av tillsynsmyndigheterna. Fleraav kraven gmndas på egna och andras erferenheter samt pä såväl nationella sominternationella standards och föreskrifter. Säkerhetshöjandeåtgärder vid kärnkraftanläggningarna vidtas fortlöpande i takt med denalltmera ökade insikten om de omfattande konsekvenser som en svår olycka kanfå, samt ökade kunskaper i och utomlands från driften av kärnkraftverkoch analyser av dessa erfarenheter. Som en följd härav har efterhand ställtsallt högre säkerhetskrav på nytillkommande anläggningar. På redan uppfördakraftverk har genomförts förhållandevis omfattande säkerhetshöjande åtgärderoch ytterligare sädana förbereds. Några exempel på säkerhetshöjande åtgärdersom genomförts redovisas nedan i tabell 4.1. Prop.1983/84:60 200 Tabell 4.1 Exempel på mera omfattande säkerhetshöjandeåtgärder vid svenska reaktorer. Separationav pumpar för härdnödkylning 1971 Alla kokarreaktorer Ändring i strilmunstycken för härdnödkyl- 1974 Förbättring av vattenintag för resteffekt- 1975 Allakokarreaktorer Ändring av vattenintag för härdnödkylning 1977 Allakokarreaktorer Förstärkningsålgärder på inneslutningsbas- 1978 Alla tryckvattenreak- Utbyte av värmeisolering på härdnödkyl- 1979- torer system 1 Införande av reservsyslem för el-matning 1979- Alla kokarreaktorer Utbyte av komponenter för förbättrad mil- 1979- , 3 och 4 Utbytetill spegelisolering i vissa rörsystem 1978-82 Utsläppsbegränsande åtgärder (filteran- 1983-85 Enligt beslut (prop. 1980/81:90, NU 60, rskr381) skall vidare upprättas elt program som syftar att varje kärnkraftblocki skall om möjligt under sin tekniska livslängd genomgå minst trefullständiga säkerhetsgranskningar. En sådan granskning kommer således atl skevart åttonde fill tionde år. Kontroll av internationella kontrollorganet lAEA m. m. Kontrollen av klyvbart material i regleras, somberörts i avsnitt 4.2.2, av de åtaganden som gjort i olikainternationella överenskommelser. Grunden i det nuvarande svenskakontrollsystemet utgörs av kontrollavtalet mellan och lAEA, vilketträffals i anslutning till icke-spridningsfördraget, och de bilagor som ingår idetta avtal. Dessutom har i avtal med de länder som leverar viktigakomponenter till det svenska kärnenergiprogrammet (t. ex. uran tillreaktorbränsle) gjort vissa åtaganden om fredlig användning. Del gäller främstUSA, och . Kontrollen enligl icke-spridningsfördraget (artikel III:1) har till syfte att garantera att klyvbart material, som införts lillSverige, hanleras eller förvaras här eller utförs ur landet, inte används förtillverkning av kärnladdningar eller pä annat sätt som står i strid med gjordaåtaganden eller överenskommelser. Omfattningen av kontrollverksamhet besiäms iallmänhet med hänsyn till den kärnverksamhet som bedrivs i ifrågavarande landoch regleras i avtalet mellan lAEA och medlemsstaten. Prop.1983/84:60 201 tillförsäkrats rätt att via ett informations- ochrapporteringssystem få aktuella uppgifter om vilken mängd och sammansättningklyvbart material som finns i anläggningar saml om de kvaniteter som tas emoteller avsänds lill och från respektive anläggningar. Dessutom skall lAEA iförväg informeras om förestående internationella transporter. lAEA utförockså, på plats, inspektioner av det klyvbara materialet med de tekniskainriktade kontroller man anser erfordras. Samordningen av 1 AEA:s verksamhetsker i hos . Frågor om kontroll av bl. a. bränsleleveranser tas upp ide överenskommelser som träffas mellan leverantörs- och mottagarlandet.Sålunda skall l.ex. material med olika ursprungsbeteckning hällas åtskilt.Innan sådant material får föras ut ur skall leverantörslandetsmedgivande inhämtas.