sou · GRB3100 · 2004-01-01 00:00:00 — SKI fokuserade på de för tillsynsmyndigheten väsentliga delarna av en modern kravbild och utgick från drifterfarenheter, säkerhetsanalyser och FoU-projekt. När det stod klart för SKI att skulle dröja, beslöt myndigheten att omforma sitt projekt till ett föreskriftsprojekt för att komplet- tera de allmänna krav på konstruktion och utförande som finns i 1998:1 med mer preciserade krav för kärnkraftsreaktorerna. Utkast till föreskrifter och allmänna råd har diskuterats med de berörda kraftföretagen. De nya föreskrifterna om konstruktion och utförande av kärnkraftsreaktorer planeras träda ikraft . En reaktors livslängd beror inte bara på teknisk konstruktion och beräknad livslängd för olika material och delar, utan även på skötsel och underhåll. Det är därför missvisande att tala om gamla respek- tive nya reaktorer, förutom i bemärkelsen byggår. naturligt att olika komponenter och material i en reaktoranläggning gradvis förändras i takt med att de åldras. De svenska reaktorerna har varit i drift i och uppvisar samma typ av åldringsfenomen som observerats i liknande utländska anläggningar, t.ex. i , , och . I anläggningarnas rörsystem, reaktorernas interna delar och vissa andra vitala komponenter är det huvudsakligen spän- ningskorrosion som lett till skador. Spänningskorrosion uppträder främst i vissa legeringar och rostfria stål då de utsätts för drag- spänningar och korrosiva miljöer. Materialens känslighet för skador beror dels på deras kemiska sammansättning, dels på vad materialen utsatts för i form av värmebehandling och bearbetning vid tillverk- ning och installation i anläggningen. Trots att det byggts upp betydande kunskaper om hur dessa tre faktorer samverkar är kunskaperna ännu inte tillräckligt ingående för att helt undvika problem eller fullt ut kunna förutse vilka anläggningsdelar som kan skadas. För att undvika spänningskorrosion har kärnkraftsföretagen gjort förändringar av vattenkemin i anläggningarna. Dessutom har omfattande byten av känsliga rördelar gjorts i de flesta anläggningar med kokvattenreaktorer. I två av anläggningarna med tryckvatten- reaktorer har också ånggeneratorerna bytts ut. Ytterligare åtgärder planeras , bl.a. byte av reaktortanklock som har delar i material känsligt för spänningskorrosion. Andra vanliga skademekanismer som drabbat de svenska anlägg- ningarna är erosionskorrosion och termisk utmattning. Erosions- korrosion uppstår i rörledningar eller andra komponenter till- verkade av låglegerat stål och där de kemiska förhållandena och strömningsförhållandena är sådana att inget skyddande oxidskikt kan bildas. En urgröpning av materialet kan då ske mycket snabbt, med per driftår. Termisk utmattning uppstår när komponenter ofta utsätts för kraftiga temperaturskill- nader. Sådana skador har bl.a. inträffat i rörsystem där vattenflöden med olika temperatur möts. Omfattande åtgärder har gjorts för att komma till rätta med dessa problem men denna typ av skador fort- sätter att uppträda. Ett mindre antal skador har också observerats i reaktorinne- slutningarnas betongkonstruktioner. Skadorna förekommer huvudsakligen i konstruktionernas metalliska delar, t.ex. tätplåtar och armeringsjärn, och har berott på brister i samband med till- verkningen vilka upptäckts först efter en längre tids drift. tecken på försämring av betongkonstruktionerna i övrigt har inte observerats. Både SKI och industrin deltar emellertid i nationellt och internationellt forsknings- och utredningsarbete för att kunna möta eventuella hot mot reaktorinneslutningarnas täthet och integritet. Även åldring av anläggningarnas elutrustning är ett område som bevakas. Kraftföretagen har särskilda kvalificeringsprogram där nya typer av elutrustning utsätts för accelererad åldring (t.ex. kraftig bestrålning, höga temperaturer och fuktighetsprov) innan de installeras. Befintlig utrustning följs upp genom att materialprov tas ut och kontrolleras. De skadeförebyggande åtgärder som kärnkraftsföretagen vidtagit har lett till att SKI inte ser några påtagliga tecken på att antalet åldersrelaterade skador ökar trots att anläggningarna blir allt äldre (se figur 5.1). Myndigheten framhåller dock att för att denna situa- tion skall bestå krävs fortsatt hög ambitionsnivå i underhålls- och utbytesarbetet. Även om det byggts upp avsevärd kunskap om olika miljöer i anläggningarna och om hur olika mate- rial reagerar på dessa miljöer, går det inte att garantera att skador undviks eller att förutse var nästa skada kommer att uppträda. Därför krävs fortlöpande utveckling av program och metoder för den återkommande kontrollen i anläggningarna så att de skador som inträffar fångas upp innan säkerheten påverkas. Genom att upptäcka problem tidigt kan också kostsamma reparationer och avställningar längre fram undvikas. Totalt antal rapporterade skadefall1 i de svenska anläggningarnas mekaniska anordningar, exklusive tryckvattenreaktorernas ånggeneratortuber Källa: SKI. Erfarenheterna visar att merparten av de skadefall som inträffat har upptäckts . Endast några få av alla defekter har lett till läckage eller andra allvarligare förhållanden. När skador av det slag som beskrivits i detta avsnitt upptäcks är det inte alltid nödvändigt att åtgärda dem direkt. Det kan räcka med att hålla skadan under bevakning, ibland . Vilka åtgärder som eventuellt bör vidtas, och när de bör vidtas, bedömer företaget utifrån vilken säkerhetsmässig betydelse skadan har och hur skadeutvecklingen ser ut att vara. I bedömningen vägs interna- erfarenheter om liknande skador in liksom driftserfaren- heter från den aktuella anläggningen. SKI har reviderat sina föreskrifter om mekaniska anord- ningar (2000:2). Där ställs krav på utökad säkerhetsgransk- ning av analyser och utredningar när anläggningarna planerar för fortsatt drift med skador av en viss omfattning. Enligt SKI ger föreskrifterna möjlighet att säkerhetsmässigt optimera kontroll- programmen, dvs. att utifrån erfarenhet och utveckling av analys- metoder göra kontroller där de har störst säkerhetsmässigt bety- delse. 1 skadefall: en eller flera sprickor eller andra defekter som upptäckts i en viss anläggningsdel . stod det klart att framför allt de äldsta reaktorerna behövde moderniseras för att kunna möta framtida krav på drifttillgänglighet och säkerhet. Kärnkraftsföretagen drog därför upp riktlinjer för omfattande moderniseringar. En del av de åtgärder som nämndes i föregående avsnitt är att betrakta som moderniseringar, t.ex. utbyte av rörsystem och tanklock. Det mest omfattande projektet är annars renoveringen av 1, äldsta reaktor. byttes flertalet komponenter i reaktorn ut. Dessutom genomfördes en mängd byten och ombyggnader av rörsystem i inneslutningen. Projektet gav värdefull erfarenhet på flera områden. Bland annat visade det sig att reaktortanken, som kunde inspekteras efter ett omfattande och komplicerat dekontamineringsförfarande, var i ett betydligt bättre skick än vad de flesta experter förutspått. Det visade sig emellertid också att projektet var så omfattande att det blev svårt att överblicka för både företaget och myndigheterna. Det är inte aktuellt att starta några nya stora sammanhållna moderniseringsprojekt av liknande slag. Tendensen är snarare att företagen delar upp större projekt i mindre delar. Moderniseringen sker då mer successivt och delar som är kostnadskrävande, men inte nödvändiga av säkerhetsskäl, kan senareläggas om praktiska eller ekonomiska skäl talar för det. Dessutom medger sådana program en högre drifttillgänglighet, dvs. att moderniseringar kan göras utan alltför långa avställningstider. Läget beträffande kärn- kraftsföretagens moderniseringsplaner är följande: OKG överväger moderniseringar av 2 och 3 men det kommer inte att röra sig om samma omfattning som 1. Företaget har inget sammanhållet moderniseringsprogram utan uppgraderingar av anlägg- ningarna sker löpande. Inriktning och omfattning av fram- tida investeringsplaner är i stor utsträckning beroende av SKI:s nya föreskrifter. Ringhalsgruppen satsar i reinvesterings- program fram . En tredjedel är säkerhets- motiverat, resten innebär förnyelse av produktions- utrustning, t.ex. turbindelar. Större delen av modernise- ringarna görs vid de tre tryckvattenreaktorerna, , 3 och 4. I avvaktan på beslut om framtiden för och som en följd av den specifika kärnkraftsskatten har företaget fattat beslut att tills vidare inte göra andra investeringar i och än säkerhets- motiverade sådana. har just avslutat ett större projekt som startades och omfattade investeringar på fram i syfte att säkra produktionen . beslutade företaget att starta ett nytt projekt omfattande totalt fram . Målet för projektet är att säkra driften vid reaktorerna till motsvarande livslängd, dvs. till omkring 2020-25. Moderniseringsprojekt innebär ofta tidskrävande arbete i miljöer med höga strålnivåer vilket medför att de kostar stråldos. En noggrann planering av arbetet från strålskyddssynpunkt så att dessa aspekter kommer in tidigt i projektplaneringen är därför nödvändig. Å andra sidan har moderniseringar i vissa fall inneburit att material och tekniska system bytts mot nya, med högre tillför- litlighet. Därmed har företaget kunnat minska antalet provnings- tillfällen och sina reparationsbehov, vilket i sin tur lett till minskade stråldoser till personalen. I samband med moderniseringar går det ibland också att utnyttja förändringen till att vidta åtgärder som ger lägre strålnivåer och på så sätt förbättrar strålmiljöerna . När trädde i kraft ersatte den ett antal tidigare lagar om miljöskydd, hälsoskydd, utnyttjande av naturresurser, m.m. Även frågor om strålning omfattas av bestämmelserna i balken. Enligt krävs tillstånd för att bedriva miljöfarlig verk- samhet. Frågor om tillstånd att bedriva viss miljöfarlig verksamhet, bland annat att uppföra och driva kärntekniska anläggningar, prövas av miljödomstolen. Eftersom tillämpas parallellt med annan lagstiftning som reglerar miljöfarlig verksamhet tillämpas balken, kärntekniklagen och strålskyddslagen parallellt. Detta innebär överlappande myndighetsutövning både när det gäller prövning av tillstånd och när det gäller tillsyn. För de kärnkraftanläggningar som fått tillstånd enligt tidigare gällande miljölagstiftning gäller tillstånden även fortsättningsvis. Av kärnkraftverken har emellertid endast Forsmark prövats enligt De övriga måste före utgången av lämna ansökan till miljödomstolen om tillstånd enligt . Miljödomstolens tillståndsprövning, och tillsyn där- efter, gäller då verksamheter som regeringen har tillståndsprövat och som SKI och SSI utövar tillsyn över enligt kärntekniklagen och strålskyddslagen. Miljödomstolen är skyldig att ta hänsyn till bestämmelserna i kärntekniklagen och strålskyddslagen vid sin prövning av en ansökan som rör t.ex. ett kärnkraftverk. Rimligen beaktas då vad respektive tillsynsmyndighet anger bör gälla enligt dessa lagar. Ett problem som SKI och SSI uppmärksammat utredningen på är emellertid att villkoren för ett tillstånd som beslutats av miljö- domstolen senare kan behöva skärpas på grund av erfarenheter från säkerhets- och strålskyddstillsynen. Detta är ingen orealistisk tanke. En successiv uppgradering av säkerheten och strålskyddet är förutsatt i det svenska systemet. Eftersom ett tillstånd enligt (24 kap. 1§) gäller mot alla skulle följden kunna bli att villkoren i tillståndet enligt balken tar över de strängare villkor som beslutas med stöd av kärnteknik- lagen och strålskyddslagen. Så som lagstiftningen är utformad saknar SKI och SSI dessutom möjlighet att ansöka hos miljödomstolen om pröv- ning av nya villkor för kärnteknisk verksamhet respektive verk- samhet med strålning som givits tillstånd med stöd av . Sådan ansökan kan enbart göras av , Kammar- kollegiet och länsstyrelserna. Det kan även uppstå administrativa komplikationer eftersom till- synsmyndigheterna agerar självständigt i förhållande till anlägg- ningarna. Det finns risk att de var för sig beslutar om t.ex. före- läggande i samma sakfråga. Beslut med stöd av kärntekniklagen överklagas då hos regeringen, beslut med stöd av strålskyddslagen hos länsrätten och beslut med stöd av balken hos miljödomstolen. För att lösa dessa problem har SKI och SSI till utredningen framfört förslag om vissa ändringar i och i förord- ningen (1998:900) om tillsyn enligt balken. Utredningen har under hand diskuterat frågan med (M 1999:03) sekretariat. 5.5Utveckling av teknik och metoder Utvecklingen inom kärnkraftsindustrin sker till största delen successivt genom förbättring av befintlig teknik och befintliga metoder. Men det är inte bara förnyelse av grundkonstruktionen och den tunga tekniska utrustningen som har betydelse för kärn- säkerhetsarbetet. Även informationsteknik, beräkningsmodeller och nya metoder bör uppmärksammas. Utredningen har valt att lyfta fram ett antal faktorer där utvecklingen är särskilt märkbar. 5.5.1Övergång från analog till digital teknik Mycket av den kontroll- och övervakningsutrustning som ingick i grundkonstruktionen av de svenska reaktorerna bygger på analog teknik som blivit föråldrad. Både ersättningsdelar och kompetens blir allt svårare att finna. De äldsta anläggningarna är därför i färd med att byta ut eller komplettera den gamla utrustningen med programvarubaserad digital teknik. Behov av sådana förändringar kan också förutses hos de nyare anläggningarna men i ett senare skede. Införandet av modern utrustning med programvarubaserad digital teknik ger kärnkraftsföretagen möjligheter att utforma kontrollrum där mer information från driften än tidigare kan visas. Det blir lättare att anpassa informationen till personalens behov i olika situationer och för olika uppgifter. Detta innebär oftast att kontrollrummen utrustas med fler bildskärmar än tidigare för presentation av information och med storbildskärmar för över- siktsinformation. Allt fler kommandon ges via datorn och inte via reglage som . Rätt utformade kan de nya gränssnitten mellan människa och maskin ge kontrollrumspersonalen ett bättre stöd i deras uppgifter. Brister i gränssnittens utformning och införande kan dock försämra operatörernas prestation och öka risken för misstag. Kontrollrummens utformning och instrumente- ring har stor betydelse för hanteringen av störningar, något som bekräftats från många incidenter, bland annat . Den digitala tekniken ger alltså nya förutsättningar för säker- hetsarbetet. Kärnkraftsföretagen måste nu kunna visa tillsyns- myndigheten hur de försäkrar sig om att människans förutsätt- ningar och personalens behov av information från processer inne i anläggningen beaktas när kontrollrummen utformas. kontrollrum med den nya tekniken tas i drift måste företagen också kunna visa att kontrollrummet tillsammans med instruktioner, rutiner och utbildning av personalen fungerar tillfredsställande, både vid normaldrift och vid olika typer av störningar. Dessutom behöver både hård- och mjukvara genomgå rigorösa säkerhetskontroller, vilket kräver nya arbetsformer hos både kärn- kraftsföretagen och leverantörerna av den nya tekniken. Den digitala tekniken förutsätter att både kärnkraftsföretag och myndighet bygger upp sin kompetens för att kunna sköta och granska de nya systemen och utöva tillsyn. Grundläggande för att radioaktiva ämnen inte skall komma ut i anläggningarna och i omgivande miljö är en tät bränslekapsling. Vid tillverkningen av bränsle ställs därför strikta kvalitetskrav med låg acceptabel felfrekvens. Det ställs även höga krav på kapslings- materialet som skall tåla den omgivande miljön under drift och de belastningar som kan uppkomma i olika situationer. Utvecklingen inom bränsle- och härdområdet har kontinuerligt gått mot tåligare kapselmaterial och en högre utbränningsgrad av bränslet. Utbränningsgraden har en direkt koppling till bränsle- ekonomin, ju högre utbränningsgrad desto mer energi kan produceras per mängd uran. För att kunna gå till högre utbrän- ningsgrad av bränslet med bibehållen säkerhet krävs att kapslings- materialet är analyserat och utprovat vid denna utbränningsgrad. Bränslets beteende vid reaktordrift skall också verifieras. Först sedan resultat finns från analys och provning av demonstrations- bränsle kan en högre utbränningsgrad tillåtas. Högre utbränningsgrader skall anmälas till SKI som granskar och i förekommande fall ger godkännande. har företagen reviderat sina kostnadsberäkningar för bränslet och funnit att en något högre utbränning är ekonomiskt fördelaktig. SKI följer därför ingående kärnkraftsföretagens planer på det här området. Som framgår av avsnitt 3.3.2 bör en probabilistisk säkerhetsanalys (PSA) ses som en komplettering till den analys som ursprungligen genomförts i samband med tillståndsgivning för anläggningarna, s.k. deterministisk analys. PSA innebär att man för tänkbara driftstörningar och haverier tar reda på alla kombinationer av ytterligare fel i en anläggning som måste inträffa för att störningen eller haveriet skall leda till härdskador. Genom att räkna samman frekvensen för störningar och haverier med sannolikheterna för alla felkombinationer får man fram den totala härdskadefrekvensen. PSA som metod har förfinats och förbättrats i takt med att kapaciteten hos datorerna ökat och allt fler drifts- erfarenheter från anläggningarna kunnat läggas in i analyserna. Därmed har också möjligheterna ökat att t.ex. upptäcka svagheter i konstruktionsförutsättningarna, utvärdera anläggningsändringar och bedöma vilka anlägggningsförbättringar som ger största säker- hetsnyttan. I har metoden främst använts till att identifiera svagheter i anläggningarna och som stöd för moderni- seringsarbeten. Vartefter metoden utvecklas ökar möjligheterna att också använda den för att optimera säkerhetsåtgärder, dvs. att välja mellan olika säkerhetsåtgärder efter en vägning av effekt mot kost- nad. Den svenska tillsynsmodellen innebär att det är företagen som ansvarar för att utveckla och tillämpa PSA. SKI:s roll är att ge ut föreskrifter och råd om tillämpningen och att sedan granska hur företagen arbetar med PSA. Detta innebär att SKI också måste vara väl insatt i metoden. Kunskaperna kan också användas för att utveckla SKI:s tillsyn så att den bättre fokuserar på de åtgärder som är av störst säkerhetsbetydelse. I flera andra kärnkraftsländer sker en liknande utveckling mot en ökad användning av PSA, och metoden ser ut att få en allt större roll i säkerhetsarbetet framöver. Bland annat har kärnkraftverken i hävdat att belastningen på tillsynsmyndigheten skulle kunna lätta om fler tillsynsbeslut grundas på PSA. Men även om PSA- metoden får en allt större detaljeringsgrad och därmed ger en mer realistisk bild av riskerna, så är den en metod under utveckling. Exempelvis klarar den inte av att beakta mänskligt felhandlande på ett rättvisande sätt. Den måste därför även fortsättningsvis betraktas som ett komplement till den deterministiska säkerhets- analysen. I strävan att följa upp hur säkerheten och strålskyddet fungerar vid kärnkraftverken och få signaler om eventuella problem använder såväl kraftföretagen som myndigheterna ett antal olika mätvärden och checklistor, samlade i system av indikatorer, performance indicators. Syftet är att systematiskt och över tiden kunna följa utvecklingen och upptäcka t.ex. negativa trender. har intresset ökat att utveckla även indikatorer som skall kunna förutsäga kommande problem, s.k. prediktiva indika- torer. Såväl inom kärnkraftföretagens samarbetsorganisation som inom t.ex. /pågår sådant arbete och frågan om användningen av olika slags indikatorer har diskuterats vid kärnsäkerhetskonventionens partsmöten. Internationellt varierar användningen av indikatorer. Kraftföre- tagen använder sig i stort sett genomgående av performance indicators och samarbetar inom WANO för att utveckla dem ytterligare och även – så långt möjligt – inkludera indikatorer för säkerhetskultur. I många fall använder företagen dem som underlag för jämförelse mellan sina anläggningar eller mot tillgänglig information om andras anläggningar av liknande slag. De används också ofta för att på ett lättförståeligt sätt visa för personal och beslutsfattare hur driften har fungerat. Exempel på använda indikatorer för reaktorsäkerhet är antal snabbstopp, avvikelser från säkerhetstekniska föreskrifter eller antal bränsleskador. Tillsynsmyndigheterna i olika länder har haft skiftande intresse av att introducera indikatorer i sitt arbete på reaktorsäkerhets- området, medan det på strålskyddsområdet traditionellt före- kommit indikatorer av typen uppföljning av stråldoser till personal eller utsläpp till omgivningen. SSI tillämpar sådana indikatorer . Exempelvis har ett mycket väl- utvecklat system som täcker både reaktorsäkerhet och strålskydd och som ansluter till de olika avsnitten i myndighetens föreskrifter. I är förhållandet likartat. Båda länderna ser indikatorerna som en uppsättning objektiva data och använder dem också i informa- tion till allmänheten, media och olika samhällsorgan. I har SKI förhållit sig mer avvaktande och först för egen del börjat utveckla och prova indikatorer som tillsyns- instrument. I likhet med myndigheter i en del andra länder har SKI ansett att det finns risker med indikatorer genom att de dels kan ge en alltför förenklad bild av komplicerade förhållanden, dels kan inge en falsk trygghetskänsla när de inte visar på något onormalt. Man arbetar nu på att se hur indikatorer för säkerheten kan kombineras med inspektions- och granskningsresultat och integreras i den årliga utvärdering som görs av varje anläggnings säkerhet. Det handlar fortfarande om performance indicators, medan prediktiva indikatorer, här liksom på andra håll, är en utvecklingsfråga. 5.6Nya reaktorer och reaktorkoncept Det som nämnts om successiv förbättring och förfining av befintlig teknik stämmer in på de reaktorsystem som offereras av utrustningstillverkare. I det internationella samarbete som pågår för att utveckla framtidens reaktorer handlar det däremot om ny och oprövad teknik. har genom beslut om avveckling och genom stängningen av tydligt visat att byggandet av nya kärnkraftreaktorer inte är aktuellt här. Enligt kärntekniklagen är det dessutom förbjudet att bevilja tillstånd att bygga nya reaktorer i . Svenska myndigheter och kärnkraftsindustri visar därför marginellt intresse för den internationella utvecklingen av nya reaktor- koncept. För svenskt säkerhetsarbete kan dock utvecklingen ha betydelse på vissa detaljområden. Dels genom att nya reaktor- koncept skapar nya tekniska lösningar som eventuellt kan appliceras på befintliga reaktorer, dels genom att fortsatt kompetensuppbyggnad blir möjlig. Att studera nya konstruktioner kan också ge ett annat perspektiv på befintliga anläggningar. I så motto är den internationella utvecklingen av nya reaktorkoncept värd att följa för såväl myndigheter som industri. Det största samarbetsprojektet för att utveckla nya reaktortyper är . Projektet, som än så länge är att betrakta som ett FoU-projekt, drivs av och syftar till att skapa ett eller flera kärnkraftssystem som uppfyller morgondagens krav på energiproduktion i fråga om säkerhet, ekonomi och lång- siktig hållbarhet. Enligt representanter för projektet innebär det att de skall vara billigare, säkrare och bättre på att förhindra kärn- vapenspridning och stå emot terroristattacker än dagens reaktorer. De skall också hushålla med uranet och minimera det långlivade högaktiva avfallet. Tanken är att systemen skall kunna tas i kom- mersiell drift kring . Kartläggningsprocessen är just klar, och man har valt ut sex reaktorkoncept som anses lovande. Tio länder deltar i projektet2. Ett annat projekt där arbetet hunnit längre är den s.k. kulbädds- reaktorn. En sådan projekteras just nu i . En väsentlig skillnad jämfört med lättvattenreaktorer är att en kulbäddsreaktor saknar resteffekt, dvs. reaktorn har ingen överskottsenergi som gör att den kan skena iväg. Reaktorn är passiv, dvs. kärnreaktionen upphör av sig själv om inte bränsle tillförs.