sou · GRB3100 · 2004-01-01 00:00:00 — Som tidigare nämnts skall tillståndshavaren utföra en säkerhetsgranskning i två steg vid förändringar i anläggningen, dess organisation och utrustning. Den primära säkerhetsgranskningen görs i den del av linjeorganisationen som arbetar med den aktuella frågan och den fristående säkerhets- granskningen utförs av en stabsenhet för kvalitet och säkerhet som har till uppgift att löpande följa att reaktorsäkerheten och strål- skyddet upprätthålls. Denna enhet bereder också de ärenden som Säkerhets- och strålskyddsarbetet i skall behandlas i företagets säkerhetskommitté samt följer och bevakar den operativa verksamheten. Kärnkraftverken har en eller flera reaktorer, s.k. block. Dessa drivs som separata produktionsenheter under varsin produktionschef. Vissa servicefunktioner, såsom teknisk service och administrativt stöd, delas dock med övriga block vid kärnkraftverket. Produk- tionscheferna omvandlar VD:s direktiv till instruktioner, rutiner och metoder för den operativa verksamheten. All verksamhet som är direkt driftrelaterad styrs av rutiner som finns dokumenterade i exempelvis drift- och underhållsinstruktioner. De täcker alla normala driftfall samt störd drift och haverier. Driftledningsansvaret är definierat i olika nivåer i linjeorganisa- tionen, där överprövning kan ske av beslut som tagits på lägre nivå. Avvikelser, incidenter, drifterfarenheter m.m. förs in i kontroll- rummets loggböcker och tas upp på dagliga möten med driftled- ningen. Driftserfarenheter och planering diskuteras också eller . Vid dessa möten deltar blockets driftled- ning och representanter för t.ex. underhålls- och servicefunktioner. 3.3.2Företagets verktyg och metoder för kärnsäkerhets- arbetet En viktig förutsättning för hög säkerhet och ett gott strålskydd är att organisationen och personalen som arbetar med kärnteknisk verksamhet genomsyras av en god säkerhetskultur. Betydelsen av en god säkerhetskultur uppmärksammades framförallt efter och har sedan både i och utomlands blivit föremål för studier, forskning och kompetensuppbyggnad hos företag och myndigheter. har försökt precisera vad som avses med säkerhetskultur: den samling av kännetecken och attityder hos organisationer och hos individer som i alla situationer garanterar att säkerheten får den uppmärksamhet som den för- tjänar (fritt översatt ur Safety Culture. Safety Series No 75 -INSAG-4, 1991). Säkerhets- och strålskyddsarbetet i Grundläggande för en god säkerhetskultur är att organisationen har en öppen attityd i alla frågor som har en säkerhetsaspekt och att värderingen av säkerheten som högsta prioritet genomsyrar organisationen på alla nivåer. En viktig del av säkerhetskulturen är att lärdomar dras av inträffade händelser och erfarenheter. En god säkerhetskultur förutsätter därför att det finns ett system med erfarenhetsåterföring från den egna verksamheten. Inträffade händelser analyseras metodiskt för att identifiera grundorsakerna, prioritera, åtgärda och följa upp resultat. De egna erfarenheterna förmedlas till andra intressenter och på motsvarande sätt tar man till sig andras erfarenheter. En väsentlig del av säkerhetsarbetet vid kärnkraftverken är att hålla säkerhetsanalyser och säkerhetsredovisningar, s.k. (Safety Analysis Report),10 uppdaterade och aktuella. beskriver anläggningens konstruktion och säkerhet och innehåller även de deterministiska (se nedan) säkerhetsanalyserna och ligger till grund för regeringstillstånden att få driva verksamhet vid kärnkraft- verken. SKI ställer krav på att skall omfatta aktuella analyser, konstruktionsförutsättningar och systembeskrivningar med genomförda anläggningsändringar så att de alltid avspeglar anlägg- ningens aktuella status. beskriver således hur anläggningen är utformad och hur den fungerar säkerhetsmässigt. Där skall finnas bl.a. beskrivningar av förläggningsplatsen, säkerhetsprinciper och regler som styrt konstruktionen, säkerhetsklassningen av system och komponenter, barriärerna och de barriärskyddande systemen som ingår i djupför- svaret, funktion och prestanda vid normaldrift, radioaktiva ämnen som kan frigöras vid en olycka, principer för funktionsprov och provningsintervall, utformningen av kontrollrum, organisationen och styrningen av driften och underhållet samt organisationen och principerna för haveriberedskapen. Viktiga delar av är vidare säkerhetsanalyserna och haverianalyserna som visar hur anlägg- ningen uppför sig och vilken omgivningspåverkan som sker vid normal drift och vid driftstörningar och konstruktionsstyrande haverier samt analyser av konsekvensbegränsande åtgärder vid svåra haverier. Säkerhetsanalyserna kan sägas ha två huvudsyften, dels att 10 Också bemämnd FSAR=Final Safety Analysis Report. Säkerhets- och strålskyddsarbetet i verifiera att anläggningen uppfyller gällande säkerhetskriterier och säkerhetskrav och dels att kontrollera att dimensioneringen och marginalerna är lämpliga. Säkerhetsanalyserna kan även peka på svagheter och förbättringsmöjligheter. Vid kärnkraftverken används två typer av säkerhetsanalyser: deterministisk respektive probabilistisk säkerhetsanalys. Den deterministiska analysen utgår från en systematisk inventering av händelser, händelseförlopp och förhållanden som kan påverka djupförsvarets funktion och ytterst leda till en påverkan på omgiv- ningen. Händelserna indelas i händelseklasser. Inom varje händelseklass beräknas hur anläggningen genom sin utformning klarar av de beskrivna händelserna med de krav på skydd av omgiv- ningen som gäller. Specificerade analysförutsättningar och acceptanskriterier anger vilka system som får tillgodoräknas, vilken feltålighet som skall beaktas och vilka konsekvenser som är acceptabla. Med utgångspunkt från händelseklasserna identifieras konstruktionsstyrande händelser för barriärernas och djupför- svarets konstruktion. Dessa händelser skall omfatta både sannolika och mindre sannolika händelser. Anläggningen skall ha förmåga att klara dessa händelser med gällande krav på skydd av omgivningen. Ett exempel på en sådan konstruktionsstyrande händelse är ett brott på det största röret som ansluter till reaktortryckkärlet. Reaktorns nödkylningssystem och inneslutningsfunktion skall vara dimensionerade för att klara ett sådant rörbrott. Den deterministiska analysen är inte så lättillgänglig när det gäller att bedöma anläggningens styrkor och svagheter i ett hel- hetsperspektiv. Detta kan göra det svårt att bedöma vilka säker- hetsmässiga effekter på helheten som t.ex. en anläggningsändring kan få eller vilken säkerhetsbetydelse en uppdagad brist i djupför- svaret har. började därför probabilistiska säkerhetsanalyser (PSA) användas i som komplement till de deterministiska analyserna. 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 en störning eller ett haveri skall leda till skador på härden. Genom att räkna samman frekvensen för stör- ningar och haverier med sannolikheterna för alla felkombinationer får man fram den totala härdskadefrekvensen. I en PSA-studie har analysen delats upp i två steg. I det första steget, nivå 1, analyseras händelseförloppet fram till definierade stationstillstånd, exempelvis inträffad härdskada. I nästa steg, Säkerhets- och strålskyddsarbetet i nivå 2, fortsätter analysen tills omfattningen av eventuella utsläpp av radioaktiva ämnen till omgivningen kan bedömas. Dessa båda steg analyseras för en rad tänkbara störningar och haverier benämnda "inledande händelser". Inledande händelser kan vara snabbstopp, rörbrott, brand, översvämning, eller missöden under revision. I började PSA användas . Reaktor- säkerhetsutredningen, som tillsattes efter TMI-haveriet, rekom- menderade att reaktorspecifika PSA skulle tas fram för samtliga svenska reaktorer som en del av återkommande säkerhetsgransk- ningar . Detta blev också efter riksdagsbeslut ett bindande krav och SKI utfärdade riktlinjer för hur analyserna skulle göras. finns dessa riktlinjer i SKI:s föreskrifter. Analyserna har utvecklats . De har större detaljeringsgrad under mer realistiska antaganden än tidigare och ger därmed en mer realistisk bild av riskerna. Även omfattningen har successivt utökats. har i stort sett alla händelser under drift analyserats t.o.m. nivå 2 för samtliga svenska kärnkraftverk (se tabell 3.1). Analys av riskerna under avställning för revision hör till de nya analyser där arbete pågår. PSA-analyser betraktas numera som en naturlig del av det vardagliga säkerhetsarbetet vid anläggningarna. Analyserna upp- dateras planmässigt och utnyttjas huvudsakligen för att identifiera svagheter i en anläggnings konstruktion och bedöma säkerhets- betydelsen av anläggningsändringar. Kraftbolagen har även visat intresse för att använda PSA för att optimera underhållsinsatser och driftvillkor. Säkerhets- och strålskyddsarbetet i SOU 2003:100 Tidpunkt för senaste redovisning av PSA Säkerhetstekniska driftsförutsättningar (STF) Till ledning för driften vid en reaktoranläggning har varje block s.k. säkerhetstekniska driftsförutsättningar, STF, som är upprättade av verket. Reaktorns drift skall ske inom de förutsättningar som anges i STF. STF skall vara uppdaterade så att de avspeglar anläggningens aktuella status. Innan en anläggning får tas i rutinmässig drift skall STF vara redovisade till och godkända av SKI. Därefter skall alla ändringar i och tillfälliga avsteg från STF anmälas till SKI innan de får tillämpas. SKI ställer grundläggande krav på vad som skall ingå i STF men det är tillståndshavarna som utformar innehållet utifrån säkerhets- redovisningen och reaktorleverantörernas anvisningar. STF skall minst innehålla uppgifter om: Högsta tillåtna gränsvärden av betydelse för bränsle- kapslingens och primärsystemets integritet och andra gräns- värden som behövs för att säkerställa att barriärernas konstruktionsgränser inte överskrids. Övriga villkor och begränsningar för anläggningen av betydelse för säkerheten i respektive driftläge.· Krav på driftklarhet hos anläggningens säkerhetsfunktioner samt vilka åtgärder som skall vidtas då driftklarhet inte råder.· Säkerhets- och strålskyddsarbetet i Styrningen av driftarbetet och säkerhetsgranskningen, inklu- sive hanteringen av fel och störningar, samt underhålls- arbeten, ändringar och provningar.· Specifikation av den bemanning som behövs för en säker drift.· Händelser och förhållanden som föranleder omedelbara åtgärder, utredning och rapportering till SKI. Varje STF skall dessutom innehålla en s.k. generalklausul: anlägg- ningen skall utan dröjsmål bringas i säkert läge då den visar sig fungera på ett oväntat sätt eller då det är svårt att avgöra hur allvarlig en konstaterad brist är. Säkert läge definieras som kall avställning eller annat driftläge som minimerar risken för en radio- logisk olycka. STF finns tillgänglig för personalen i kontrollrummet. Drift- personalen utbildas på dokumentet och dess bakgrund och övas i användningen av det. Förutom den tidigare nämnda säkerhetsredovisningen () är tillståndsinnehavarna skyldiga att minst utföra en samlad analys och bedömning av säkerheten vid varje reaktor. Analysen brukar benämnas ASAR (As-Operated Safety Analysis Report). Krav på ASAR infördes i som en följd av Reaktor- säkerhetsutredningens förslag efter TMI-händelsen. I ASAR skall tillståndshavaren värdera anläggningens säkerhet i ett helhets- perspektiv mot bakgrund av drifterfarenheter och ändringar som vidtagits . En grundtanke är att företaget skall värdera anläggningen i förhållande till nuvarande säkerhetskrav och den utveckling av kunskap och säkerhetsstandard som skett sedan förra värderingstillfället. Om verkets säkerhetsgranskning för- anleder åtgärder skall åtgärdsbehovet dokumenteras, värderas och prioriteras. Företagens redovisningar av återkommande säkerhetsgransk- ningarna lämnas till SKI som gör en omfattande granskning av materialet. SKI redovisar sedan sina egna bedömningar och slut- satser av varje redovisning till regeringen. Den första omgången ASAR är nu genomförd för samtliga svenska reaktorer. Den hade en teknisk tonvikt och innehöll också en bedömning av de PSA Säkerhets- och strålskyddsarbetet i som tagits fram. Den andra omgången lägger större vikt vid ledning och styrning av säkerheten vid anläggningen, hanteringen av tekniska och organisatoriska ändringar och hur lärdomar har dragits av inträffade händelser. Det aktuella läget i programmet framgår av tabell 3.2. Aktuella läget i ASAR-programmet 1992 (andra) 1995 (andra) 1994 (andra) 1996 (första) 1997 (första) 1998 (andra) 2001 (andra) 2001 (andra) 2002 (andra) 2004 (tredje enl. plan) 2004 (tredje enl. plan) När SKI granskat företagens ASAR- redovisning har SKI i allmän- het gett stöd åt de slutsatser och åtgärdsprogram som tillstånds- havarna har redovisat. I flera fall har tillsynsmyndigheten framfört att ytterligare åtgärder är befogade. Ingen ASAR har lett till så grava anmärkningar att reaktorns fortsatta drift har ifrågasatts. Kärnkraftföretagen har ett omfattande system för erfarenhets- återföring. Detta system är ett kraftfullt verktyg för att utveckla säkerhets- och strålskyddsarbetet vid verken. En viktig erfaren- hetsåterföring från driften av anläggningen är rapporter om avvikelser från de säkerhetstekniska driftsförutsättningarna (STF). I sina generella föreskrifter har SKI fastslagit hur kraftföretagens rapportering skall ske. Grundprincipen är att alla förhållanden som 11 En redovisning kan lämnas för tvillingblock om förutsättningarna för säkerheten är lika. Säkerhets- och strålskyddsarbetet i på något vis kan utgöra ett hot mot säkerheten och strålskyddet skall rapporteras. SKI:s föreskrifter anger vilka typer av händelser som skall rapporteras och hur. Dessa krav omsätts i praktiska riktlinjer i företagens STF där det anges vilka avvikelser som skall rapporteras. skickas rutinmässigt en driftrapport från kärnkraft- verken till SKI. I den skall alla händelser och störningar som inträffat rapporteras. Om en allvarlig brist i säkerheten inträffar skall detta rapporteras till SKI och vissa fall även till SSI. Vid en sådan händelse måste anläggningen utan dröjsmål bringas i säkert läge och SKI:s tillstånd krävs innan anläggningen får återstarta. En skriftlig rapport om händelsen skall lämnas till SKI . En utförlig utredning måste därtill göras innan SKI kan medge återstart. Dessa s.k. kategori 1 händelser inträffar mycket sällan. Vid händelser av mindre allvarligt slag, s.k. kategori 2 händelser, skall en utförlig rapport skickas till SKI . Vid dessa händelser får anläggningen fortsätta att vara i drift med de speciella begränsningar eller kontroller som kan behövas som åtgärder vidtas. Varje reaktor har i storleksordningen 30–40 sådana händelser . Kärnkraftföretagen har också ett omfattande system för interna- tionell erfarenhetsåterföring bl.a. genom WANO som samlar in incidentrapporter och resultat från fristående granskningar. Det finns också ett svenskt-finskt samarbete mellan de nordiska kärn- kraftsföretagen som driver kokarreaktorer. Detta samarbete kallas NORDSÄK och även leverantören deltar i arbetet. NORDSÄK har i sin tur initierat ett samarbete benämnt ERFATOM som analyserar samtliga händelser inom de finska och svenska kokarreaktorerna. som driver tryckvattenreaktorer deltar i en samman- slutning benämnd som är initierad av reaktorleverantören. För att få ytterligare underlag till utvecklingen av säkerhets- och strålskyddsarbetet på respektive verk tar företagen emellanåt initiativ till extern granskning av den egna verksamheten. Det före- kommer också att utländska granskningar utförs av de svenska Säkerhets- och strålskyddsarbetet i Både och har utfört granskningar av de svenska kärnkraftverkens säkerhet. Indikatorer som mått på säkerhet, strålskydd och effektivitet Som hjälpmedel för att följa och utvärdera driften av anläggning- arna använder sig kärnkraftsföretagen av indikatorer som mått på säkerhet, strålskydd och effektivitet. De indikatorer som används vid de svenska kärnkraftverken är i stort sett desamma som tillämpas internationellt på rekommendation av WANO. Exempel på indikatorer är: antal oplanerade snabbstopp per , oplanerat produktionsbortfall, säkerhets- systemens tillgänglighet och kollektivdosnivåer. Därutöver finns företagsspecifika indikatorer. Det kan röra sig om antal rapporter- värda omständigheter som klassats som säkerhetsrelaterade, perso- naldoser, utsläpp av radioaktiva ämnen till luft och vatten, bränsle- skador, etc. I ett par företag vägs resultaten från de olika indikatorerna sam- man i ett säkerhetsindex som diskuteras i företagens säkerhets- råd/kommittéer tillsammans med företrädare för anläggningen. Det förekommer också att säkerhetsindex inkluderas i företagets interna bonussystem. Indikatorer och säkerhetsindex används i första hand för att följa trender och för att se var åtgärder behöver vidtas eller var det finns goda erfarenheter att lära av. Internationella jämförelser kan också göras vad gäller WANO:s indikatorer. Däremot är inte avsikten med dessa indikatorer att rangordna anläggningarna i bemärkelsen säker, respektive mindre säker. Indikatorerna används internt på företagen och förmedlas inte till myndigheter eller allmänhet. Utbildning, kompetens och bemanning SKI och SSI ställer i sina föreskrifter särskilda krav på formella kunskaper hos den personal som är nödvändig för säkerhet och strålskydd. Personalen på kärnkraftverken utbildas för sina befatt- ningar och fortbildas kontinuerligt enligt en utbildningsplan vid varje anläggning och liksom på andra företag sker rekrytering utifrån de kompetens- och bemanningsplaner som tagits fram. Säkerhets- och strålskyddsarbetet i Enligt SKI:s generella föreskrifter skall den som har tillstånd för kärnteknisk verksamhet se till att personalen har tillräcklig kompetens för att anläggningen skall kunna drivas på ett säkert sätt. Av de allmänna råd som hör till föreskrifterna framgår att till- ståndshavaren bör ha en kompetens- och bemanningsplan . Det finns även föreskrifter om kompetens för drift- personal vid reaktoranläggningar (2000:1). Där regleras vilken behörighet vissa befattningar kräver och utformning av utbildningsprogram. I de allmänna råden anges vad som bör ingå i de obligatoriska årliga återkommande utbildningarna. För kontroll- rumspersonal krävs minst tio dagars utbildning varav minst fem dagars träning i fullskalesimulator. Enligt strålskyddslagen är den som bedriver verksamhet med strålning skyldig att se till att de som är sysselsatta i verksamheten har den utbildning som behövs och vet vad som gäller för att strål- skyddet skall fungera tillfredsställande. I SSI:s föreskrifter om personstrålskydd vid kärnkraftverk (SSI FS 2000:10) ställs exempelvis krav på att all personal skall erhålla strålskydds- information innan de får börja arbeta inne i anläggningen. Den personal som skall utföra strålskyddsuppgifter, företagets egna personal inom drift och underhåll samt entreprenörspersonal med arbetsledanden funktion måste genomgå en fördjupad strålskydds- utbildning. Innehåll i utbildningen tas fram av företaget utifrån de principer SSI godkänt. För strålskyddsexperter gäller särskilda krav. Här har SSI givit ut allmänna råd om kompetens hos strålskyddsexperter (2000:6) med specifika krav på vad som bör ingå i utbild- ningar för dessa strålskyddsexperter. Det rör sig om kunskap inom en rad områden, däribland växelverkan mellan strålning och materia, biologiska effekter av strålning, olika dosbegrepp, ICRP:s grundprinciper och olika strålkällor. Nivån för respektive område bestäms av vilken verksamhet med strålning som experten är tänkt att arbeta inom. Den strålskyddsföreståndare som skall finnas vid varje kärnteknisk anläggning är en sådan strålskyddsexpert och skall förutom ovannämnda färdigheter även ha ingående kunskap om anläggningen. De allmänna råden är kopplade till ett det tidigare nämnda EU- direktivet med regler om att varje verksamhet med strålning skall ha en strålskyddsexpert knuten till sig. Råden är också avsedda att fungera som underlag för personalutbildning inom strålskydds- området. Säkerhets- och strålskyddsarbetet i Utifrån de analyser av kompetensbehov som görs i samband med företagens kompetens- och bemanningsplaner identifieras utbild- ningsbehoven. För att genomföra den omfattande fortbildning och träning som verksamheten vid ett kärnkraftverk behöver startade kraftföretagen gemensamt företaget och (). KSU sköter merparten av utbildningen och träningen av driftpersonalen och har för det ändamålet byggt sju simulatorer som motsvarar de svenska reaktortyper som används för kraftproduktion. KSU tar även fram utbildnings- material och ger mer avancerade kurser inom områden relaterade till kärnteknisk verksamhet. Utbildningsverksamheten vid KSU omfattar ca . För driftpersonalen har KSU ett särskilt utbildningsprogram som omfattar teoretiska kurser om anläggningens system och processer, simulatorutbildning samt praktisk träning genom parallelltjänstgöring. Befordringsgången för kontrollrumspersonal är reglerad och det tar att bli reaktoroperatör och sedan ytterligare två för att bli skiftingenjör. Efter den grundläggande utbildningen genomgår all driftpersonal en årlig återträning. KSU utvärderar också störningar som inträffat i svenska och utländska kärnkraftverk. Rapporter om händelser i utländska anläggningar bearbetas och vidarebefordras till de svenska anlägg- ningarna. På motsvarande sätt bearbetar KSU information om händelser vid svenska kärnkraftverk och vidarebefordrar till den internationella organisationen . Rekryteringsunderlaget för kärnkraftverken är i stora delar samma som för andra kraftproducenter. Internutbildning och on- the-job-training kompletterar för att ge kärnteknisk kompetens. Endast till ett fåtal tjänster på verken krävs avancerad kärnteknisk kompetens från början. I kapitel 7 återkommer utredningen till frågan om kompetensen vid kärnkraftverken. Varje anläggning har en instruktion som specificerar kraven för strålskyddet. Instruktionen motsvarar de krav som SSI ställer i sina föreskrifter beträffande strålskyddet vid kärnkraftverken. Krav ställs bl.a. på: Säkerhets- och strålskyddsarbetet i Klassificering av olika områden beroende på risk för radioaktiv kontamination. Strålskyddsutbildning till personalen. Läkarundersökningar av personalen. Mätning av dos till personal och entreprenörer som arbetar till- fälligt i anläggningen. Övervakning av radiologisk kontamination i anläggningen. Kontroll av material som förs ut från anläggningen. Kalibrering av mätinstrument som används vid mätning av stråldoser. Regler för interntransporter. Rapportering till ledning och myndigheten. Som tidigare nämnts har varje anläggning en strålskyddsföre- ståndare. Den funktionen är ofta placerad i en stabsenhet som arbetar med verksövergripande granskning och kontroll samt annan s.k. kvalitetssäkring. Föreståndaren ger rekommendationer till verksledningen avseende mål och inriktning av strålskyddsarbetet. All personal som arbetar på kontrollerat område bär en s.k. dosimeter som registrerar den mängd strålning personen i fråga utsätts för. Den personliga dosimetern är en viktig komponent i anläggningarnas strålskyddsarbete. Information från dosimetrarna samlas i ett centralt register som också SSI har tillgång till. Registret används för att föra statistik över doser till personal samt att dokumentera de individuella doserna till alla personer som utför arbeten på kontrollerat område vid kärnkraft- verken. För att hålla doserna till personal och utsläppen till omgivningen så låga som möjligt sätter anläggningarna upp mål för exempelvis kollektivdos, dvs. genomsnittlig stråldos till individer i en grupp multiplicerat med antalet individer i gruppen. Ett annat exempel är mål om dosrater, dvs. dos per tidsenhet. Målet är att minska stråldoserna till personalen och till målen är kopplade åtgärder som skall vidtas för att nå målen.