Föreskrifter om skydd av människors hälsa och miljön vid utsläpp av radioaktiva ämnen från vissa kärntekniska anläggningar

Transkript

1 2001:08 Föreskrifter om skydd av människors hälsa och miljön vid utsläpp av radioaktiva ämnen från vissa kärntekniska anläggningar Bakgrund och kommentarer

2

3 AVDELNIG / DIVISION: Avdelningen för Avfall och Miljö / Department of Waste Management and Environmental protection. TITEL Föreskrifter om skydd av människors hälsa och miljön vid utsläpp av radioaktiva ämnen från vissa kärntekniska anläggningar bakgrund och kommentarer SAMMANFATTNING: SSI har genomfört en grundläggande revision av bestämmelserna om utsläppsbegränsning från svenska kärnkraftverk och övriga kärntekniska anläggningar i Sverige. I denna rapport redovisar SSI bakgrunden till bedömningen varför en grundläggande revision ansågs motiverad samt anger ambitionerna för denna revision. Dessutom redovisas de nya föreskrifterna med åtföljande kommentarer. SUMMARY: SSI has performed an extensive revision of the regulations limiting the releases of radionuclides into the environment from nuclear installations. In this document the new regulations accompanied with explanatory descriptions of the regulatory demands are presented. The objective of the new regulatory requirements as well as the basis for SSI:s decision to accomplish a thorough revision of existing regulations is also reported. SSI rapport : 2001:08 april 2001 ISSN

4

5 - Innehållsförteckning 1 ALLMÄN BAKGRUND 3 2 KOMMENTARER TILL FÖRESKRIFTERNA TILLÄMPNING (1.3/m.nnnn_.uu.nuu.u.u nn. u. u. u.un.nu DEFINITIONER (2 2.3 HÄNSYNSREGLER SAMT SKYDD AV MÄNNISKORS HÄL,")A OCH MIUÖN (3-6 ~ ~/.um..... unn_.nn..nnnu.u.. n.u.u.u...nn...uu.. u.u....u u Skydd av människors hälsa globalt och i framtiden (3 )..hu.mmh...m_.h... U Skydd av miljön (3 d/uu... u..._... u u.n n uuu..n...nnun.n.. u.n.._ Optimering och bästa möjliga teknik (4 v/n.u u..uu...uuuu...u..u.u Begränsning av aktivitetsutsläpp och doser till människor Kritisk grupp u.u..u.u.u u u..u.u uu u..uu u Generella Realistiska Begreppen referens- och ALLMÄNNA BESTÄMMELSER ( Miljoovervakning, kvalitetssäkring och dokumentation (7-8 Lmmmmmmmmmm Bränskeskador och förhöjd utsläppsrat (9-10 Lu.mmmnuuummm.m.mnnmumm Nya anläggningar {Il 2.5 UTSLÄPPSKONTROLL { Mätningar och noggrannhet (12 u/......u....n._n...n u....n_n...n. m...-~ Utsläpp till luft (13 u/ n...uuuu... uu..uunn.. uuuum.u nn_nu u....m -~ Utsläpp till vatten (14-15 L._mm_mnm.m mnnmm.mmum...umm..mmnm Funktionskontroll (16-17 l Kontroll av reaktorvatten (18 ~/ u u...uun,...uuuu.uu.... nu..... n_u u.. u,~' ~ Diffusa utsläpp (19 v/uuuu.uuuu..uuu n. u u.u.u n u..uuuuu _u OMGIVNINGSKONTROLL (20-23 Lnmm._....mm.m. uuum.m.m.m RAPPORTERING (24-28 u olj. u....nnn. u...uu.. u.u..u...n... u uu Årlig rapportering om planer och åtgärder (24 olj.n...u.uu...n_...u Utsläpps- och omgivningsrapportering (25--28, samt bilagorna 1-2Luu.m mmmm UNDANTAG (29 olj u.. n n.nn..nunn...uuu..unu.u u u. n....n.- 3 REFERENSER, 28

6

7 1 Allmän bakgrund Statens strålskyddsinstitut (SSI) gav 1977 ut de första generella föreskrifterna om begränsning av utsläpp av radioaktiva ärrmen från kärnkraftstationer [SSI FS 1977:2]. Dessa föreskrifter har reviderats flera gånger, senast 1991 och 1997 [SSI FS 1991:5, SSI FS 1997:2] men är i allt väsentligt identiska med dem som utgavs De särskilda bestämmelser som utfärdats om begränsning av utsläpp från kärntekniska anläggningar istudsvik [SSI Dm 826/742/93] och ABB Atom [SSI Dm 831/741/93] har också utgått från 1977 års föreskrifter för kärnkraftstationer. I samband med utgivningen av SSI FS 1977:2, redogjorde SSI för föreskrifternas bakgrund och syfte i den s.k. "Gröna boken" [SSI 1977]. De grundläggande principerna till föreskrifterna baserades i sin tur på preliminära riktlinjer som beslutats av SSI:s styrelse Dessa principer har varit i överensstämmelse med gällande internationella rekommendationer (se t.ex. IAEA 1986, ICRP 26]. SSI har nu gjort bedörrmingen att en mer grundläggande revision av bestämmelserna om utsläppsbegränsning är motiverad. I en tidigare rapport till regeringen [SSI-rapport 1998: 11] redogjorde SSI för ambitionsnivån i de nuvarande föreskrifterna [SSI FS 1991:5] för utsläppsbegränsning från svenska kärnkraftverk, och varför en genomgripande revidering är motiverad. SSI grundar sin uppfattning på följande skäl: I strålskyddslagen [1988:220] finns krav på att miljön ska skyddas mot skadlig verkan av strålning. Miljöbalken [SFS 1998:808] definierar miljöfarlig verksamhet bl.a. som (9 kap. l 3) "användning av mark, byggnader eller anläggningar på ett sätt som kan medföra olägenhet för omgivningen genom buller, skakningar, ljus, joniserande strålning eller annat liknande". Miljöbalkens krav på sådan verksamhet blir därmed tillämpliga på kärntekniska anläggningar, vilket har bildat bakgrund till revideringen av föreskrifterna. Internationella konventioner inom miljöskyddsområdet betonar i flera fall frågan om utsläpp av radioaktiva ärrmen. Speciellt har detta diskuterats inom konventionen för skydd av den marina miljön i Nordostatlanten, "OSPAR" [SÖ 1994:25]. I samband med OSPAR:s kommissions- och ministermöte 1998 i Sintra (Portugal) antogs en strategi för utsläpp av bi.a. radioaktiva ärrmen, Sintra-deklarationen. Denna innebär att parterna till konventionen är överens om målet: att koncentrationen i miljön ska vara nära bakgrundsnivån för naturligt förekommande radioaktiva ärrmen och nära noll för artificiella radioaktiva ärrmen. Utsläpp ska begränsas så att detta mål (med undantag för historiska effekter av redan gjorda utsläpp) ska kunna nås till år 2020, dvs. inom en generation [OSPAR 1998]. Riksdagen har lagt fast femton nationella miljökvalitetsmål. SSI har huvudansvaret för miljökvalitetsmål 13, Säker strålmiljö: "Människors hälsa och den biologiska mångfalden skyddas mot skadliga effekter av joniserande strålning i den yttre miljön". SSI har gett förslag på delrnål [SSI-rapport 1999: 14] och uppföljningsmått för detta miljökvalitetsmål. Det innebär bl.a. att dostillskott till allmänheten år 2010, från utsläpp av radioaktiva ärrmen från varje enskild verksamhet, ska ligga under 0,01 msv per person och år. Mer än 20 års drifterfarenhet från både svenska och utländska reaktorer (dvs. mångdubbelt fler reaktorår) har tillkommit sedan de första föreskrifterna gavs ut. Det finns nu en betydande nationell och internationell erfarenhet av vilka utsläpp som normalt förekommer, 3

8 och vilka utsläppsbegränsningar som går att uppnå med hänsyn till både teknik, handhavande, drift och ekonomi. Utsläppen har från vissa svenska reaktorer och under vissa år legat högt i internationell jämförelse [UNSCEAR 2000]. SSI har under senare hälften av 1990 talet uppmärksammat dessa frågor och fört en dialog med anläggningarna i fråga. SSI lät under genomföra ett projekt för att genomlysa frågeställningarna [RAKUprojektet, SSI P ]. År 1977 pågick utbyggnad av det svenska kärnkraftprogrammet, vilket till en del avspeglas i nuvarande föreskrifter. Situationen är i dag annorlunda. Principbeslut har fattats genom politiska överenskommelser och åtgärder har vidtagits för att påbörja kärnkraftens avveckling. Sedan 1977 har en betydande utveckling skett när det gäller kunskap om radioaktiva ämnens spridning i miljön. Den ökade kunskapen har till stor del sitt ursprung i uppföljningar av Tjernobylolyckans konsekvenser. SSI har aktivt deltagit i detta arbete genom utvecklandet av nya radioekologiska spridningsmodeller och genom deltagande i internationella modellvalideringsstudier och forskningsprojekt (BIOMOVS, VAMP, MOIRA, LANDSCA PE)l. EU-rådets direktiv 96/29/Euratom av den 13 maj 1996, om fastställande av grundläggande säkerhetsnormer för skydd av arbetstagarnas och allmänhetens hälsa mot de faror som uppstår till följd av joniserande strålning (de s.k. Basic Safety Standards, EU BSS), är implementerat i svensk lagstiftning och övriga regelverk sedan den 13 maj, Ambitionen vid revisionen av utsläppsföreskrifterna har varit att åstadkomma en bättre överskådlighet och att tydliggöra de krav som SSI ställer för skydd av såväl människors hälsa som miljön. Bestämmelserna är generella och syftet är att, så långt det är rimligt möjligt, begränsa riskerna med kärnteknisk verksamhet, såväl i nutid som i framtid. Detta avser inte enbart Sverige utan samma skyddsnivå måste även gälla utanför Sveriges gränser. Föreskrifterna träder i kraft l januari 2002 och kommer att kompletteras med särskilda bestämmelser för varje anläggning, där så är befogat. I det följande ges bakgrund och kommentarer till de nya föreskrifterna, SSI FS 2000: 12, Statens strålskyddsinstituts föreskrifter om skydd av människors hälsa och miljön vid utsläpp av radioaktiva ämnen från vissa kärntekniska anläggningar. l BIOMOVS=Biosphere Model Validation Study; VAMP=VAlidation of Model Predktions; MOIRA=A modelbased computerised system for management support to identify optimal remedial strategies for restoring radionuc1ide contaitiinated aquatic ecosystems and drainage areas, LANDSCAPE=Long-term environmental behaviour of radionuclides. 4

9 2 Kommentarer till föreskrifterna 2.1 Tillämpning (1 ) 1 Dessa föreskrifter är tillämpliga på följande kärntekniska anläggningar för vilka regeringen meddelat tillstånd enligt 5 lagen (1984:3) om kärnteknisk verksamhet: 1. kärnkraftsreaktor, 2. forsknings- eller materialprovningsreaktor, 3. anläggning för tillverkning av urankutsar och kärnbränsleknippen, 4. anläggning för lagring eller annan hantering av använt kärnbränsle och 5. anläggning för lagring, bearbetning eller slutlig förvaring av kärnämne eller kärnavfall. Föreskrifterna är tillämpliga på alla utsläpp av radioaktiva ämnen från kärntekniska anläggningar som är direkt relaterade till verksamheten under normaldriftsförhållanden vid respektive anläggning. Föreskrifterna är inte tillämpliga L vid markdeponering av lågaktivt kärnavfall enligt 19 förordningen (1984: 14) om kärnteknisk verksamhet eller 2. vid transport av kärnämne eller kärnavfall utanför en anläggnings driftområde eller 3. vid rivning av kärnteknisk anläggning eller 4. efter förslutning av sådan avfallsanläggning som avses i Statens strålskyddsinstituts föreskrifter (SSI FS 1998: l) om skydd av människors hälsa och miljön vid slutligt omhändertagande av använt kärnbränsle och kärnavfall. Dessa föreskrifter gäller för vissa kärntekniska anläggningar under drift vilket innebär att de är tillämpliga på kärnkraftverken, bränslefabriken i Västerås (Westinghouse Atom AB), industrianläggningarna i Studsvik och återvinningsanläggningen i Ranstad. Vidare är föreskrifterna tillämpliga på utsläpp som kan ske under drift av anläggningar för slutligt omhändertagande av använt bränsle och kärnavfall som SFR, CLAB, och SFL. För rivning av kärnteknisk anläggning avser SSI att utarbeta särskilda föreskrifter. Efter förslutning av slutförvar för använt bränsle och kärnavfall utom lågaktivt avfall, gäller de krav som preciseras i SSI:s föreskrifter om skydd av människors hälsa och miljön vid slutligt omhändertagande av använt kärnbränsle och kärnavfall [SSI FS 1998:1]. För markförvar har SSI meddelat tillstånd i enlighet med 19 förordningen [1984: 14] om kärnteknisk verksamhet [SSI-rapport 2000: 15]. För dessa har också respektive länsstyrelse utfärdat särskilda krav. För transport av radioaktivt material gäller andra bestämmelser [Lagen om transport av farligt gods 1982:821]. Tillämpningsområdet innebär en utvidgning jämfört med SSI FS 1991:5 som bara omfattar kärnkraftstationer. Tillämpningsområdet är i överensstämmelse med det som anges i Statens kärnkraftinspektions (SKI) föreskrifter rörande säkerhet vid kärntekniska anläggningar [SKlFS 1998:1]. Vidare begränsar föreskrifterna utsläppen från anläggningen som helhet för beräkning av stråldoser till allmänheten (se avsnitt 2.3.4). I och med att begreppet bästa möjliga teknik införs (se vidare avsnitten 2.2 och 2.3), medför föreskrifterna begränsning av utsläpp från enskilda utsläppskällor inom anläggningen, Lex. reaktor. 5

10 2.2 Definitioner (2 ) 2 I dessa föreskrifter avses med bästa möjliga teknik: effektiv dos: intecknad effektiv dos: kritisk grupp: miljöövervakning: målvärde: nonnaldriftsförhåilanden: omgivningskontroll: optimering av strålskydd: referensvärde: utsläppskontroll: användande av den mest effektiva metoden för att begränsa utsläpp av radioaktiva ämnen och utsläppens skadliga effekter på människans hälsa och miljön, och som inte medför orimliga kostnader, summan av alla ekvivalenta doser till organ och vävnader, viktade för deras olika känslighet för strålning, den totala effektiva dosen efter ett intag av radioaktiva ämnen, beräknad över 50 år (för barn 70 år), representativ verklig eller hypotetisk grupp av personer ur befolkningen som kan förväntas få de högsta stråldoserna från en strålkälla, utsläpps- och omgivningskontroll den nivå som utsläppen av radioaktiva ämnen från en kämkraftsreaktor kan reduceras till under en viss given tid, drift inom fastställda villkor och begränsningar som framgår aven anläggnings säkerhetstekniska driftförutsättningar, provtagning och mätning av radioaktiva ämnen i omgivningen runt en kärnteknisk anläggning, begränsning av stråldoser till människor så långt detta rimligen kan göras med hänsyn tagen till såväl ekonomiska som samhälleliga faktorer, den utsläppsnivå som är representativ för optimalt handhavande och full funktion hos system av betydelse för uppkomst och begränsning av utsläpp från en kämkraftsreaktor, provtagning och mätning av utsläpp av radioaktiva ämnen till vatten och luft. 6

11 Definitioner som används i dessa föreskrifter är i de fall det är möjligt, identiska med eller i överensstämmelse med internationella rekommendationer eller med definitioner som använts i tidigare författningar utfärdade av SSI och SKI. Begreppet bästa möjliga teknik användes första gången i SSI:s föreskrifter om skydd av människors hälsa och miljön vid slutligt omhändertagande av använt kärnbränsle och kärnavfall [SSI FS 1998: l]. Begreppet används i miljöbalken [SFS 1998:808] och dess tillämplighet inom utsläppsbegränsning finns utförligt beskrivet i kommentarerna till SSI PS 1998: l [SSIrapport 1999:03]. Begreppen effektiv dos och intecknad effektiv dos finns tidigare utförligt definierade [SSI PS 1998:5]. Definitionerna utgår från Internationella strålskyddskommissionens (International Commission on Radiological Protection, ICRP) rekommendationer från 1990 (rcrp 60] och de definitioner som fastlagts i EU-rådets direktiv 96/29/Euratom om fastställandet av grundläggande säkerhetsnormer för skydd av arbetstagarnas och allmänhetens hälsa mot de faror som uppstår till följd av joniserande stråining (de s.k. EU Basic Safety Standards, EU BSS). Doskoefficienter som ska användas för beräkning av intags- och inhalationsdoser finns angivna i bilaga ID i detta direktiv. Statens strålskyddsinstitut kan ge upplysningar om koefficienter som inte är medtagna i bilagan. Doskoefficienterna är åldersberoende och för angivna värden ska integrationstiden 50 år användas för vuxna och 70 år för barn. Definitionen av kritisk grupp är i överensstämmelse med de rekommendationer som finns angivna i ICRP 60 och som fastlagts i EU BSS. Begreppet finns också beskrivet i den "Gröna Boken" [SSI 1977], underlaget till 1977 års föreskrifter. Den definition som här används för normaldriftsförhållanden är identisk med den som angetts i SKI:s föreskrifter [SKIFS 1998: l] om säkerhet i vissa kärntekniska anläggningar. När normaldriftsförhållanden upphör framgår inte ur ovanstående föreskrifter. Detta bör dock tydliggöras i samband med utgivande av föreskrifter om avveckling och rivning. Optimering av strålskyddet är en av ICRP:s tre grundläggande principer för allt strålskydd (de övriga är berättigande och dosbegränsning). Den definition som används här är internationellt vedertagen och identisk med den som används i SSI PS 1998: l. Miljöövervakning definieras i denna föreskrift som en samlingsbeteckning för utsläppskontroll och omgivningskontroll. Den innebär att mätning och dokumentation av utsläpp ska göras såväl vid källan som genom mätning av halter av radioaktiva ämnen i miljön runt de kärntekniska anläggningarna. Referensvärde och målvärde är nya begrepp, där referensvärdet ska ange den utsläppsnivå som är möjlig att uppnå under normala driftsförhållanden för respektive kärnkraftsreaktor. Referensvärde kan anges Lex. för enskilda eller grupper av radionuklider med avseende på utsläppt aktivitet per år. Valet av radionuklider kan avspegla biologisk verkan, utsläppens storlek, eller utgöra indikatorer på de utsläppsbegränsande systemens effektivitet. Värdena kommer att vara reaktorspecifika (se vidare avsnitt ). Målvärdet ska ange den nivå som utsläppen, under en viss given tid, kan minska till under normala driftsförhållanden för respektive reaktor. 7

12 2.3 Hänsynsregler samt skydd av människors hälsa och miljön (3-6 ) 3 Människors hälsa och miljön skall skyddas från skadlig verkan av joniserande strålning både då en kärnteknisk anläggning är under drift och i framtiden. Utsläppen av radioaktiva ämnen får inte orsaka svårare effekter på människors hälsa och miljön utanför Sveriges gränser än vad som accepteras inom Sverige. 4 Begränsning av utsläpp av radioaktiva ämnen från kärntekniska anläggningar skall baseras på optimering av strålskyddet och ske med utnyttjande av bästa möjliga teknik. Optimering av strålskyddet skall omfatta alla anläggningar belägna inom samma geografiskt avgränsade område. Möjligheten att stråldoser till personal kan komma att öka då utsläppen till omgivningen begränsas skall beaktas vid optimeringen, liksom konsekvenserna för annan avfallshantering. 5 Den effektiva dosen till någon individ i den kritiska gruppen av ett års luft- och vattenutsläpp av radioaktiva ämnen från alla anläggningar belägna inom samma geografiskt avgränsade område skall inte överstiga 0,1 millisievert (msv). Den effektiva dosen, som avser dosen från extern bestrålning och den intecknade dosen från intern bestrålning, skall integreras över en period av 50 år. Vid beräkning av dos till individer i kritisk grupp skall hänsyn tas till såväl barn som vuxna. Doskoefficienter som skall användas för intag och inhalation anges i bilaga ID i rådets direktiv 96/29/Euratom. När den beräknade dosen utgör 0,01 rnsv eller mer per kalenderår skall realistiska beräkningar av stråldoser genomföras för det mest belastade området. Beräkningarna skall utgå från uppmätta spridningsdata och kännedom om förhållandena inom det mest belastade området under den period som avses. Underlaget för gjorda dosuppskattningar och den metodik som används för att beräkna sambandet mellan utsläppt aktivitet och effektiv dos skall inlämnas till Statens strålskyddsinstitut för granskning. 6 Referensvärden skall fastställas för varje kämkraftsreaktor med avseende på utsläppt aktivitet per år av enstaka radioaktiva ämnen eller grupper av radioaktiva ämnen. Referensvärdena skall utarbetas av tillståndshavarna och anmälas till Statens strålskyddsinstitut för granskning. Till anmälan skall underlaget för de föreslagna referensvärdena bifogas. Målvärden skall fastställas för varje kämkraftsreaktor med avseende på utsläppt aktivitet av enstaka radioaktiva ämnen eller grupper av radioaktiva ämnen och visa till vilken nivå utsläppen kan reduceras till under en bestämd tid SKYDD AV MÄNNISKORS HÄLSA GLOBALT OCH I FRAMTIDEN (3 ) Den grundläggande principen är att skydd för framtiden och utanför landets gränser ska ges minst samma vikt som skyddet idag och inom landet, vilket är i överensstämmelse med principer i föreskrifterna om skydd av människors hälsa och miljön vid slutligt omhändertagande av använt kärnbränsle och kärnavfall [SSI FS 1998:1). I samband med utarbetandet av de föreskrifterna betonade SSI att kraven för skydd av framtida generationer också bör ta hänsyn till att framtida verksamhet kan alstra miljöbelastning. Bestämmelserna i om omgiv- 8

13 ningskontroll (se avsnitt 2.6) ger underlag för bedömning av påverkan på människors hälsa och miljön från uppbyggnad av radioaktiva ämnen i ekosystemen också efter driftskedet. Frågorna om ett globalt skydd, samt skydd för framtida generationer var även centrala när 1977 års föreskrifter utgavs. Detta formulerades i ett referensvärde (inte gränsvärde) för kollektivdos 2 om 5 mansievert (mansv) per gigawatt (installerad elektrisk effekt) och år. Vid en tänkt utbyggnad av kärnkraften omfattande en produktion av 10 kw per person (över hela jorden) och en drifttid om 500 år, samt ett lika stort dosbidrag från andra delar av kärnbränslekedjan som från driften av kärnkraftverk, uppskattades detta kunna leda till en årlig stråldos, i en avlägsen framtid, motsvarande 0,1 millisievert (0,1 msv) per person och år. Detta värde överensstämmer med dåvarande föreskrifters referensvärde (normutsläpp) för de mest utsatta personerna och med den dosgräns som anges i de nya föreskrifterna. Tiden 500 år valdes ursprungligen på basis av uppskattningar av storleken av världens ekonomiskt utnyttjbara uranreserver. Man ska dock notera att tiden har relativt liten betydelse: Den framtida dosen bestäms huvudsakligen av mängden uran som utnyttjas, inte av under hur lång tid utnyttjandet sker. Det stod klart redan när föreskrifterna ursprungligen utgavs 1977, att de antaganden som gj ordes om kärnkraftens utbyggnad sannolikt inte skulle förverkligas. Prognoserna pekade på en produktion motsvarande 4 kw per person i Sverige år Nu, i början av 2000-talet, vet vi att produktionen i Sverige - som är ett av de mest kärnkraftsproducerande länderna i världen sett i relation till invånarantalet stannat på strax över l kw per person. Det globala medelvärdet är betydligt lägre. Vidare blirdrifttiden i Sverige betydligt kortare än 500 år. De beräknade kollektivdoserna för svenska reaktorer ligger strax över 5 mansv (GW årr' för kokvattenreaktorer och väl under 5 mansv (GW årr l för tryckvattenreaktorer. Den globala kollektivdosinteckningen, kollektivdosen integrerad över 500 år, av ett årsutsläpp från samtliga svenska anläggningar är ca 50 mansv. Den absolut dominerande källan till kollektivdosen är utsläpp av l4c (halveringstid år) till luft och den globala kollektivdosen från 14C är i relativt låg grad styrd av driftförhållanden och avskiljningssystem. Enligt kärntekniklagen ska inga fler kärnkraftsreaktorer uppföras i Sverige. Vidare är de antaganden som ursprungligen låg till grund för beräkning av det gamla referensvärdet orealistiska. SSI har därför valt att låta bestämmelser om kollektivdos utgå i de nya föreskrifterna. SSI kommer dock att kunna genomföra beräkningar av kollektivdos även framgent, på basis av den rapporteringsskyldighet avseende utsläpp som föreskrivs SKYDD AV MILJÖN (3 ) I strålskyddslagen [1988:220] anges att "syftet med denna lag är att människor, djur och miljö ska skyddas mot skadlig verkan av strålning". I proposition 1987/88:88, NY strålskyddslag m.m., sägs att "en ny strålskyddslag inte som den nuvarande ska vara begränsad till huvudsakligen ett skydd för människan. Även effekter på djurlivet och växterna bör inrymmas i lagen, liksom skydd av miljön i övrigt". Den inom strålskyddet hittills rådande uppfattningen, baserad på ICRP:s rekommendationer [16, ICRP 60], har varit att organismer i miljön har varit skyddade om förutsättningar för skydd av människan har blivit uppfyllda ("...The Commission believes that the standard of environmental control needed to protect man to the degree currently thought desirable will ensure that other species are not put at risk."). Sedan ICRP m.fl. gjort dessa bedömningar har inriktningen inom miljöskyddsornrådet i övrigt förändrats, i huvudsak som ett resultat av Riokonfe- 2 Medeldosen i en population multiplicerad med antalet människor i populationen, anges i enheten mansv. 9

14 rensen 1992 om miljö och utveckling. Fokusering sker nu på begrepp som biologisk mångfald, biologiska resurser och hållbar utveckling. Riodokumenten betonar att miljön och naturen ska ses som resurser, som på ett hållbart sätt ska kunna nyttjas av lokala, nationella eller internationella samfund, i dag och i framtiden. Med andra ord ska dagens nyttjande inte äventyra framtida generationers nyttjande av resurserna. De biologiska resurserna är bl.a. avhängiga av den biologiska mångfalden, Lex. i form av genetiskt material av potentiellt värde för förädling med avseende på produktivitet och kvalitet. Marknadens värderingar kan utgöra en del av resursbegreppet och kan behöva tas i beaktande. Det kan gälla fall där produkters marknadsvärde försämras av att de är radioaktivt kontaminerade, även om hälsorisken är obetydlig (se t.ex. användandet av begreppet "legitimate uses ofthe sea" som använts i OSPARs strategi [OSPAR 1998] för radioaktiva ämnen). Föreskrifternas krav, att skydda miljön från utsläpp av radioaktiva ämnen, är en tillämpning av strålskyddslagens allmänna villkor. De tydliggör det ansvar strålskyddet har att begränsa effekter av joniserande strålning i miljön i dag och i framtiden, och att därmed behålla möjligheten för hållbart nyttjande av biologiska resurser. Detta är i överensstämmelse med det av riksdagen antagna miljökvalitetsmålet nr 13, Säker strålmiljö, där det anges att "människors hälsa och den biologiska mångfalden skyddas mot skadliga effekter i den yttre miljön". Det finns för närvarande inte tillräckligt med underlag och kunskap om joniserande strålnings miljöpåverkan för att i föreskriftsform ange kvantitativa kriterier för miljöskydd. Bestämmelserna i om omgivningskontroll (se avsnitt 2.6) ger dock underlag för bedömning av framtida påverkan på miljön från uppbyggnad av radioaktiva ämnen i ekosystemen OPTIMERING OCH BÄSTA MÖJLIGA TEKNIK (4 ) ICRP har angett tre grundläggande strålskyddsprinciper som är av central betydelse i alla strålskyddssammanhang och därmed för SSI:s verksamhet. Dessa är: Berättigande Ingen verksamhet ska införas förrän den har visats innebära större fördelar än nackdelar ur samhällets synpunkt. Verksamhet är i det här sammanhanget den normala driften vid de kärntekniska anläggningarna. Optimering av strålskydd Alla stråldoser till människor, antalet exponerade människor, samt sannolikheten att erhålla doser ska hållas så låga som rimligt möjligt, med hänsyn tagen till ekonomiska och samhälleliga faktorer. Detta refereras ofta till som ALARA (dvs. att doser ska vara As Low As Reasonably Achievable). Dosbegränsning - Dosgränser är satta i syfte att hindra att riskerna överstiger en viss nivå, och ska respekteras under alla omständigheter. Dosgränsen utgör ett högsta tak och kan enligt ICRP ses som en övre gräns för optimeringen. Den innebär att enskilda personers doser inte får överstiga fastställda maximala värden även om medeldosen till hela kollektivet därigenom skulle sänkas. ICRP:s principer är beroende av varandra och utgör tillsammans ett enhetligt system med olika skyddsnivåer. När en verksamhet bedömts berättigad sker en optimering som innebär en avvägning så att tillgängliga resurser utnyttjas på bästa sätt för att minska strålriskerna. De bedömningar som ligger till grund för att kraven på berättigande är uppfyllda för kärntekniska anläggningar, bygger dock i stor utsträckning på politiska ställningstaganden. Optimeringsprincipen baseras på antagandet om ett linjärt samband mellan risk för skada (i första hand cancer) och stråldos. Varje stråldos ger viss ökad risk för skadlig verkan. Optimering ska således genomföras oavsett om man närmar sig gränsvärdets dosnivåer eller ligger betydligt under. Teoretiskt går det alltid att sänka stråldosen ytterligare, men detta sker då till en 10

15 ökad kostnad. Någonstans finns därför en skyddsnivå som är optimal ur såväl kostnads- som risksynpunkl Sedan slutet av 1970-talet har optimering setts som den överordnade principen inom strålskyddet [ICRP 26, omarbetad i ICRP 60]. Optimering innebär oftast i praktiken en bedömning av det rimliga i att ytterligare sänka kollektivdosen för fall där skyddet redan är högt satt. Optimeringen avser då en bedömning av kostnaden för en tänkbar tilläggsåtgärd i form av ytterligare skyddsarbete, vägd mot minskningen av kollektivdosen som ett mått på förbättringen i strålskyddet (minskade strålrisker). Under senare år har diskussioner förts huruvida en strikt tillämpning av ALARA-principen kan appliceras på skyddet av miljön. ALARA, eller optimeringsprincipen, baseras på att det är stokastiska skador (som cancer) som är de mest kritiska. Inom miljöområdet har olika skadeverkningar diskuterats men någon konsensus finns ännu inte. Det är dock tveksamt om stokastiska skador är de mest kritiska hos andra organismer. Dessutom kan inte begrepp som kollektivdos tillämpas för andra organismer än människan. För att fortfarande behålla kraven på att inte späda eller sprida ut radioaktiva änmen i miljön tillämpas därför försiktighetsprincipen och begreppet bästa möjliga teknik ("best available technique", BAT). ICRP har bl.a. rörande förvar av långlivat radioaktivt avfall [ICRP 81] påpekat att tillämpning av BAT kan ha vissa fördelar för att minska doserna i miljön. Genom att införa begreppet bästa möjliga teknik i föreskrifterna ställs dessutom generella krav avseende tekniska lösningar och konstruktioner samt arbetsmetoder, kvalitetssäkring m.m. (se diskussion om begreppen bästa tillgängliga teknik och bästa möjliga teknik i proposition 1997/98:45, Miljöbalken). Begreppet BAT används i flera internationella konventioner, Lex. Helsingfors- och OSPARkonventionerna till skydd av den marina miljön i Östersjön respektive Nordostatlanten [SÖ 1976: 13, SÖ 1994:25]. Begreppet har en central ställning i miljöbalken [SFS 1998:808], i samband med begränsning av utsläpp från punktkällor. Användandet av bästa möjliga teknik för specificerade utsläppskällor bidrar till att inte miljötillståndet avviker negativt från miljökvalitetsnormen, dvs. den högsta accepterade belastningen på miljön från alla källor. BAT kan definieras som den senaste utvecklingen vad gäller processer, anordningar, arbetsmetoder m.m., för begränsning av utsläpp. Vad som är bästa teknik vid ett visst tillfälle kan avgöras genom s.k. "benchmarking", dvs. genom att jämföra prestanda hos en existerande eller planerad anläggning med prestanda hos andra anläggningar med dokumenterat väl fungerande system för utsläppsbegränsning. Användande av BAT på befintliga anläggningar kräver hänsynstagande till eventuella begränsningar som sätts av det grundkoncept som var aktuellt vid anläggningens uppförande. Med andra ord kan bästa möjliga teknik inte direkt appliceras på äldre anläggningar. Att tekniken ska vara möjlig innebär att den ska vara tillgänglig (även om ett visst spelrum för utvecklingsarbete måste ges) och ekonomiskt möjlig att införa. Införandet aven sådan teknik ska med andra ord inte orsaka sådana ekonomiska konsekvenser att nettoeffekten för samhället av åtgärdens genomförande blir negativ. Åtgärderna ska vara effektiva vilket innebär att åtgärdernas nytta ska vägas mot kostnaderna för deras genomförande. Det förutsätter dock en värderingsmetodik för miljöeffekter som medger att marginalkostnaden för att reducera dessa effekter kan beräknas. Kostnaderna ska vara rimliga vid tillämpning av BAT på liknande sätt som vid tillämpning av ALARA. Vid ALARA används kollektivdosen som instrument i kostnad-nytta-analyser med syfte att uppnå en optimal nivå på strålskyddet i olika sammanhang. Under senare år har konceptet betalningsvilja ("willingness to pay") börjat tillämpas i ökande grad för att bedöma en lämplig kostnadsnivå, speciellt i situationer där det har varit svårt att kvantitativt uppskatta konsekvenserna som t.ex. för trovärdighet eller skydd av miljö. Denna metod är tillämpbar (dock 11

16 inte invändningsfri) för såväl ALARA som BAT, även om ALARA oftast identifierats som en mer traditionell kostnad-nytta-analys. En avvägning av vad som är "rimlig kostnad" med avseende på betalningsvilja avgörs av den som är "förorenare", men med beaktande av ett flertal faktorer som Lex. myndighetskrav, internationell praxis, trovärdighet och konkurrenskraft. Svårigheterna ligger oftast i att uppnå rätt balans mellan dessa olika faktorer. Begreppen optimering och BATkompletterar varandra i syftet att begränsa aktivitetsutsläpp och doser till människa och miljö. För optimering utgör den beräknade stråldosen det viktigaste instrumentet för att begränsa utsläppen och därigenom beaktas konsekvenserna i första hand för människors hälsa. För att skydda miljön och förhindra en uppbyggnad av aktivitet i anläggningars närhet, som inte omedelbart leder till effekter på människa, kan de uppmätta aktivitetsutsläppen från väldefinierade utsläppspunkter inom varje anläggning vara ett begränsningsvillkor för BAT. ALARA bör tillämpas på anläggningen som helhet medan BAT snarare bör tillämpas så nära utsläppskällan som möjligt, exempelvis på varje reaktor inom en kärnkraftstation BEGRÄNSNING AV AKTIVITETSUTSLÄPP OCH DOSER TILL MÄNNISKOR (5-6 ) Dosgränser Enligt Statens strålskyddsinstituts föreskrifter [SSI FS 1998:4] om dosgränser vid verksamhet med joniserande strålning m.m., ska individer ur allmänheten inte erhålla stråldoser överstigande l msv per år, även om flera källor bidrar till exponeringen. Denna dosgräns har även angetts i EU BSS men gäller i Sverige sedan Emellertid kan en tillståndshavare inte ansvara för konsekvenser av utsläpp från andra anläggningar än sin egen. För att ta hänsyn till att utsläpp från flera anläggningar kan drabba sanuna individer ur allmänheten, införs därför särskilda dosrestriktioner för varje enskild verksamhet. SSI begränsar i dessa föreskrifter utsläpp från en kärnteknisk anläggning så att dosen inte ska överstiga en tiondel av dosgränsen, dvs. 0,1 msv per år. Det innebär att tillståndshavaren måste visa att dosen till de mest exponerade individerna ur allmänheten är under 0,1 msv per till följd av ett års utsläpp från den egna verksamheten. Jämfört med tidigare är detta en skärpning av kraven eftersom 0,1 msv då hade karaktären av ett referensvärde. Dosbegränsningen avser den stråldos som ett års utsläpp från anläggningen ifråga ger upphov till Utsläppen av radioaktiva ämnen förutsätts vara jämnt fördelade över året. Vissa radionuklider kommer att finnas kvar i miljön under längre tid än ett år och orsaka doser även i framtiden. Eftersom ambitionen är att garantera att alla dosgränser ska kunna respekteras även i framtiden är det viktigt att tillämpa gränsvärden på de årliga dosinteckningarna 3 snarare än på den årliga stråldosen. Den beräknade effektiva dosen av ett års utsläpp (D) ska därför omfatta såväl den dos (extern och intern) som utsläppen ger upphov till under året då utsläppet äger rum, som de framtida doser vilka orsakas av att vissa radionuklider finns kvar i miljön under längre tidsperioder: t D = f Dm (t) + Din! (t)dt O Med Dext(Sv/år) avses den externa dosen under år t av ett års utsläpp. Med Dint(Sv/år) avses den intecknade dosen som fås under år t av ett års utsläpp och som beräknas enligt: Djnt(t) = Intag (t) (kg/år) x A (t) (Bq/kg) X DOF (SvlBq) där A är lika med intagen aktivitet och DOF är dosomvandlingsfaktor integrerad över 50 år för vuxen och 70 år för barn [EU BSS]. 3 För ytterligare information, se Gröna Boken (1977). 12

17 Om utsläppen antas vara konstanta under den tidsperiod som väljs i beräkningarna innebär det, att det är den integrerade dosen av ett års utsläpp som ska jämföras med dosbegränsningen, eftersom den motsvarar den maximala dosen i framtiden. ssr anser att 50 år är lämplig integrationsperiod i beräkningar av dosinteckningen, emedan det är tillräckligt konservativt och dessutom kan uppskattas vara den förväntade drifttiden hos de flesta anläggningar Kritisk grupp För att säkerställa att allmänheten får ett gott skydd definieras de individer ur allmänheten som är mest exponerade som den kritiska gruppen. Begreppet finns tidigare beskrivet i den "Gröna Boken" (bakgrund till 1977:års föreskrifter) och är definierat av ICRP [rcrp 26, rcrp 60]. Det används för att beteckna den grupp av människor som till följd av levnadsvanor, ålder eller vistelseort får högre dostillskott än andra till följd av utsläppen. Enligt ICRP 60 ska medeldosen till den kritiska gruppen jämföras med den dosgräns (dosrestriktionen) som gäller för källan för vilken strålskyddet ska vara optimerat ("...the dose eonstraint should be applied to the mean dose in the eritica1 group from the source for which the proteetion is being optimised"). Även om den genomsnittliga dosen till den kritiska gruppen ligger under en dosbegränsning kan vissa individer i gruppen erhålla doser som överstiger denna. En förutsättning för att jämföra medeldosen till den kritiska gruppen med dosbegränsningen är därför att gruppen är homogen. Detta innebär att gruppen måste vara tillräckligt liten så att sammansättningen med avseende på ålder, födointag och andra relevanta egenskaper är homogen. Betydelsefulla faktorer i detta sammanhang är skillnaden mellan medeldos och dosgräns samt spridning och osäkerhet i enskilda mätvärden och uppskattningar. Om kvoten mellan uppskattad medeldos till den kritiska gruppen och dosgräns är mindre än 10 %, och om den kritiska gruppen består av individer med doser inom ett intervall aven faktor tio, dvs. en faktor tre kring båda sidor om medeldosen, anses gruppen vara homogen [ICRP 43]. Det finns två möjligheter att definiera en kritisk grupp. I det ena fallet bestäms kritiska exponeringsvägar för de radionuklider som släpps ut, och man identifierar individer som kan beröras. Dessa individer utgör därmed en reell kritisk grupp. I det andra fallet definieras en hypotetisk grupp av personer där samtliga exponeringsvägar som kan anses viktiga finns representerade. Utsläpp från en anläggning sker både till luft och till vatten. Undantagsvis kan samma grupp vara kritisk för båda dessa utsläppsvägar. Varje enskild grupp kan erhålla dos från källor som den inte är kritisk för. Om flera exponeringsvägar är viktiga kan det medföra svårigheter att identifiera en homogen kritisk grupp för en speciell anläggning. Dessutom kan dosbidragen från olika exponeringsvägar skilja mellan olika individer inom en och samma grupp, Lex. barn och storkonsumenter av fisk. Dosen till barn blir högre vid Lex. intag av jod via mjölk, beroende på såväl en högre dosomvandlingsfaktor som mängd intag. Tabell 1. Hur dosen ändras för olika åldersklasser vid intag av radioaktivt jod via mjölk. 1 år 10 år Vuxen Intag (I/år) DOF 1,1x10 7 3,2x10.ll 1,3x10 a PCCREAM EU BSS R (barn/vuxen) 11, , ,--,------, R är relativa stråldosen för barn i förhållande till vuxen. DOF anger dosornvandlingsfaktorn uttryckt i Sv/Bq. Koden PC CREAM har utvecklats vid NRPB 4 i Storbritannien. 4 National Radiological Protection Board. 13

18 I 5 anges att stråldoserna per utsläppt aktivitet av olika radionuklider ska beräknas för den grupp människor som för varje exponeringsväg bildar en kritisk grupp, varefter de olika dosbidragen summeras. Olika radionuklider kan ha olika kritiska grupper, t.ex. spädbarn för radioaktiv jod eller storkonsumenter av fisk för radioaktiva ämnen i vatten. Om varje reaktor inom en kärnkraftstation utgjorde en kärnteknisk anläggning skulle det kunna innebära att varje reaktor också borde ha en "egen" kritisk grupp. För att kunna göra en rimlig bedömning av konsekvenserna är det emellertid mest lämpligt att endast definiera en kritisk grupp för de anläggningar som är samlokaliserade (dvs. ligger inom geografiskt avgränsade områden), eftersom utsläppen från alla dessa utsläppskällor kan drabba identiska individer. Den dosgräns som anges i 5 kommer således att begränsa det totala utsläppetfrån alla samlokaliserade anläggningar snarare än utsläppet från en enskild utsläppspunkt. Exempel på samlokaliserade anläggningar är Oskarshamnsverket och CLAB, Forsmarksverket och SFR, respektive Studsvikanläggningarna. I sak medför inte detta någon förändring av nuvarande föreskriftstilllämpningar Generella dosberäkningar Det är inte möjligt att direkt mäta doser till individer boende i anläggningarnas närhet, på grund av låga stråldoser och många individer. Därför måste doserna beräknas utgående från spridnings- och radioekologiska modeller. Kravet på noggrannhet för modellerna och de ingående parametervärdena beror av förhållandet mellan beräknade doser och gällande dosbegränsningar. För de flesta svenska anläggningarna är det tillräckligt att utnyttja mer generella och konservativa modeller för att fastställa koncentrationer av radionuklider i miljön och doser till den kritiska gruppen, eftersom de beräknade doserna ligger betydligt under dosgränsen. Det innebär följaktligen att en hypotetisk kritisk grupp kan väljas. Metodiken som används kommer att granskas av SSI och det är därför viktigt att de antaganden som görs för olika parametervärden noga redovisas. Antagandena ska vara rimligt konservativa och ta hänsyn till skillnader mellan barn och vuxna. Det innebär att för varje radionuklid beräknas dosen till individer i olika åldersklasser varefter det högsta värdet för respektive radionuklid summeras. Denna summa jämförs sedan med dosgränsen. Detta medför att den metodik som hittills har använts för att beräkna dosen till den kritiska gruppen vid anläggningarna, behöver kompletteras så att barn inkluderas. Konservatismen i vissa antaganden liksom spridningsberäkningarna bör också ses över, särskilt i ljuset av den ökade kunskap som erhållits genom olika genomförda verifierings- och valideringsstudier under senare år Realistiska dosberäkningar Om den beräknade dosen till den kritiska gruppen under ett år överstiger 10 J-tSv, dvs. 1/10 av dosbegränsningen, ska dosberäkningar genomföras som bygger på en realistisk kritisk grupp och mer realistiska antaganden. För detta ändamål ska det mest belastade området kring anläggningen definieras. Det utgörs av det geografiska området där koncentrationen av radionuklider respektive den externa strålningen förväntas vara högst till följd av aktivitetsutsläppen. De meteorologiska observationer som kontinuerligt görs vid anläggningarna kan exempelvis utnyttjas för att bestämma det mest belastade området. Områdena behöver inte vara regelbundna eller ligga i nära anslutning till anläggningen. Till exempel kan vattendrag som ligger på långt avstånd från anläggningen utgöra ett belastat område. Alla typer av ekosystem som kan vara aktuella bör beaktas, såsom odlad mark, ängs- och betesmark, skog, sjöar och vattendrag, hav och kust samt stadsbebyggelse. Koncentrationen av radionuklider i olika miljöer ska anges som t.ex. mängd 137es i skogsmark eller 90Sr i sediment. Vid beräkning av dos till människor tas hänsyn till hur den lokala befolkningen utnyttjar det mest belastade området. Till skillnad mot en generell metodik bör exempelvis inte personer uppehålla sig utomhus på ett givet (fast) avstånd från anläggningen under en längre tid utan snarare slumpmässigt röra sig inom det mest belastade området. 14

19 Hänsyn bör även tas till hur området kan komma att användas av framtida generationer. Det innebär att ekosystem som normalt inte leder till dos till människa ska beaktas. Detta är särskilt viktigt för långlivade ämnen som kan ackumuleras i området. Kravet på en högre grad av realism vid doser som överstiger 10 JlSv står i samklang med delmål under miljökvalitetsmålet Säker strålmiljö [SSI-rapport 1999: 14] Begreppen referens- och målvärde Det primära syftet med föreskrifterna är att begränsa aktivitetsutsläppen vilket också var huvudsyftet i de föreskrifter som utgavs Då skedde det genom införande av normutsläpp som samtidigt innebar stor flexibilitet att styra utsläppen mellan olika utsläppskällor inom anläggningen. I föreskrifterna införs nu krav för tillståndshavare av kärnkraftsreaktorer att redovisa referensvärden avseende utsläpp av enskilda eller grupper av radionuklider. Avsikten är att dessa värden ska visa den normala, optimerade utsläppsnivån som är möjlig att uppnå under drift för respektive reaktor. Vilka dessa referensvärden kommer att vara för respektive reaktor går inte att precisera närmare eftersom det är upp till anläggningarna att själva ange lämpliga värden. SSI kommer att granska tillvägagångssättet och bakomliggande beräkningar till de värden som föreslås. SSI har i rapporter [SSI P , SSI P ] redovisat möjliga vägar att fastställa referensvärden. Avgörande faktorer för definition av värden är driftserfarenheter och kännedom om utsläppens storlek i ett historiskt perspektiv. Referensvärden kan också utgöras av indikatorer på de utsläppsbegränsande systemens effektivitet. Det bör understrykas att värdena bör baseras på optimala förhållanden och inte på de år då onormala utsläpp skett på grund av t.ex. bränsleskador. Det innebär följaktligen att det inte är lämpligt att välja en nivå som klart överstiger de faktiska förhållanden som gäller idagslägel Utsläppen fluktuerar under året, och för att bibehålla viss flexibilitet, bör detta vägas in vid fastställande av värdena. Statistiska metoder kan exempelvis användas för att ange en lämplig nivå för utsläppen aven viss radionuklid, Lex. kan värdet relateras till en nivå som täcker 95 % av denna radionuklids utsläpp i ett historiskt perspektiv (95 % konfidensintervall). En viktig faktor för utsläppens storlek är renheten på härden, dvs. mängden fritt fissilt material. Det kan vara ett annat exempel på referensvärde genom något lämpligt valt index. Referensvärden ska gälla för viss bestämd tid, vilken kraftverken själva kan påverka genom bl.a. införande av olika systemändringar som ger en permanent minskning av utsläppens storlek. Referensvärdena kommer att vara olika för olika reaktorer och det är viktigt att påpeka att dessa värden inte utgör några gräns- eller riktvärden, utan ska betraktas som mått på olika reaktorers normala utsläppsbegränsande förmåga. Värdena kan följaktligen ändras vid exempelvis förändringar i utsläppsbegränsande system. Under senare år har filosofin angående utsläpp av främmande ämnen förändrats och principen om att innehålla, alternativt reducera, utsläppen så långt detta är möjligt, blivit allmänt accepterad. Detta gäller oavsett om direkta skadliga effekter kunnat observeras i miljön eller inte. För kärntekniska anläggningar innebär det att BAT (se avsnitt 2.3.3) ska tillämpas i syfte att reducera aktivitetsutsläppen. Detta innebär dock inte att kostnaderna ska negligeras. Arbetet med utsläppsreducering bör därför styras av skäligt uppsatta mål. Föreskrifterna innebär att tillståndshavare ska redovisa sina ambitioner och strategier då det gäller att såväl kort- som långsiktigt begränsa aktivitetsutsläppen, dvs. redovisa lämpliga målvärden för en viss reell tidsperiod. Vid framtagandet av mälvärden bör hänsyn tas till internationella erfarenheter och beslut i internationella konventioner. Skillnaden mellan referensvärde och målvärde är att referensvärden visar hur situationen är i dagsläget medan målvärden indikerar vad som kan uppnås i framtiden. För vissa anläggningar 15

20 kan referens- och målvärden vara relativt lika eftersom man här redan uppnått vad som kan vara tillämpligt enligt BAT-principen. För de äldsta reaktorerna kan dock läget vara helt annorlunda. I den årliga rapporteringen till SSI ska redovisning ske av åtgärder som vidtagits eller planerats, samt av deras konsekvenser när det gäller att uppnå målvärdet. I det sammanhanget bör framhållas att följderna av minskade utsläpp för personalstråldoser och övrig avfallshantering ska belysas samtidigt. ~ U < referensvärde Ja , Optimering av system Nej Konservativ uppskattning av stråldos (DK> ~'------;------' ~~ '=---I UppfYller dosgräns. Nej '..,. " "\'''-..,... Realistisk bestämning av doser (DR) Ja """''''..."" Nej...""r----..L------{ Figur 1. Schematisk bild som visar hur de olika kriterierna för begränsning av utsläpp av radioaktiva ämnen vid kärnkraftstationer är relaterade till varandra. 16

21 2.4 Allmänna bestämmelser (7-11 ) 7 Vid kärntekniska anläggningar skall miljöövervakning utföras. 8 Miljöövervakningen skall kvalitetssäkras och dokumenteras enligt principerna i ISO 9000-familjen. De mätlaboratorier som används för miljöövervakningen skall på begäran av Statens strålskyddsinstitut deltaga i jämförande mätningar (interkalibrering). 9 För kämkraftsreaktorer skall det finnas handlingsplaner för att begränsa utsläpp av radioaktiva ämnen som kan uppstå i händelse av bränsleskador. I planerna skall redovisas dels strategin för att undvika uppkomst av bränsleskador, dels vilka åtgärder som man planerar att vidta för att begränsa utsläppen av radioaktiva ämnen till omgivningen omen bränsleskada skulle uppkomma. 10 Vid utsläpp av radioaktiva ämnen till luft eller vatten, som medför att dosen enligt 5 till någon individ i den kritiska gruppen kommer att överskrida 0,01 rnsv per månad eller då resultaten från en omgivningskontroll visar onormalt stora mängder av radioaktiva ämnen, skall Statens strålskyddsinstitut snarast underrättas. 11 Innan nya anläggningar tas i drift eller verksamheten på annat sätt förändras att nya utsläppsvägar eller nya utsläppsskällor uppkommer eller att en befintlig utsläppsväg påverkas, skall utredningar genomföras för att kartlägga de nya utsläppens storlek och sammansättning, miljö- och spridningsförhållanden samt förväntade doser. Utredningarna skall sändas till Statens strålskyddsinstitut för granskning MILJÖÖVERVAKNING, KVALITETSSÄKRING OCH DOKUMENTATION (1-8 ) Miljöövervakningen sker genom att kontrollera utsläppen vid källan (mätning eller uppskattning av punktutsläpp från identifierade källor och diffusa utsläpp) och genom mätningar i miljön. Miljöövervakning utgör dels ett styrinstrument, dels ett underlag för utvärdering av anläggningens påverkan på människors hälsa och miljön på kortare och längre sikt. Mer detaljerade kommentarer till rniljöövervakningen ges i avsnitten 2.5 och 2.6. Kvalitetssäkring kallas de planerade och systematiska aktiviteter som tillämpas för att säkerställa att en produkt eller tjänst uppfyller vissa krav. Syftet med införande av krav på kvalitetssäkring är att säkerställa att rniljöövervakningen, som sker i anläggningarnas regi, uppfyller detta. Kvalitetskraven ska dokumenteras och möjligheterna till förbättringar inom kvalitetssäkringssystemen bör också beaktas. Ett flertal kvalitetssystem eller standarder har växt fram där ISO 9000-serien är Europastandard (CEN EN 9000). Dokumentationen av kvalitetssäkring ska bl.a. innefatta organisation, ansvarsfördelning och kompetens, arbetsrutiner, mätinstrument och kalibreringsrutiner. Externa tjänster som utnyttjas av tillståndshavare för rniljöövervakning ska omfattas av samma kvalitetskrav som gäller för den egna anläggningen. Ansvaret för detta åvilar tillståndshavaren. Laboratorier vid kärntekniska anläggningar ska delta i interkalibreringar som samordnas av SSI. Genom detta program kontrolleras att mätningar sker korrekt och att resultaten är direkt jämförbara. Inom detta program kan också internationella interkalibreringar genomföras. 17