Granskning av återkommande helhetsbedömning. (ÅSP) vid Forsmark 1 och 2

Transkript

1 1/209 GRANSKNINGSRAPPORT Datum: Vår referens: SSM Tillståndshavare: Forsmarks Kraftgrupp AB Objekt: Forsmark 1 och 2 Granskningsgrupp: Per-Olof Sandén KM, Linus Norlander KD, Birgitta Ekström KD, Mats Häggblom KD, Lars Bennemo KS, Kostas Xanthopoulos KR, Jan In de Betou KR, Wiktor Frid KR, Anna Ryman KR, Richard Sundberg KR, Ann-Christin Hägg RD, Anders Wiebert RD, Joakim Dahlberg RN, Niklas Larsson SB, Lennart Frise RK, Maria Lüning SM Författare: Per-Olof Sandén KM Samråd: Anne Edland ckm, Lars Skånberg ckr, Jan Hanberg cks, Leif Karlsson ckd, Erik Welleman crk, Johanna Sandwall crd, Elisabeth André Turlind crn, Lynn Hubbard csb, Helene Asp csm, Lennart Carlsson ck Fastställd: Ann-Louise Eksborg, Generaldirektör Granskning av återkommande helhetsbedömning av strålsäkerheten (ÅSP) vid Forsmark 1 och 2 Sammanfattning Enligt 4 kap. 4 SSMFS 2008:1 ska tillståndshavarna göra en samlad analys och helhetsbedömning av anläggningens säkerhet minst vart tionde år avseende dels på vilket sätt anläggningen vid bedömningstillfället uppfyller gällande säkerhetskrav, dels om förutsättningar föreligger för att driva anläggningarna på ett säkert sätt fram till nästa bedömningstillfälle, med hänsyn tagen till den utveckling som skett inom vetenskap och teknik. Forsmarks Kraftgrupp AB (FKA) har redovisat sin helhetsbedömning av anläggningarna Forsmark 1 och 2 för perioden till Bedömningen omfattar 15 definierade områden. FKA har enligt SSM:s begäran om komplettering under 2009 dessutom analyserat och redovisat ytterligare två områden, Strålskydd inom anläggningen och Utsläpp av radioaktiva ämnen, omgivningskontroll och friklassning av material. Denna begäran om komplettering gjordes för att SSM skulle kunna bedöma anläggningen utifrån alla perspektiv av strålsäkerheten. Dessa två områden är be-

2 2/209 dömda utifrån hur säkerhetsläget var 2010, samt om förutsättningar finns för att driva anläggningarna på ett strålsäkert sätt fram till nästa bedömningstillfälle. SSM:s har granskat FKA:s redovisning. SSM har dessutom baserat sin bedömning på genomförd och relevant tillsyn under 2009 och Syftet med SSM:s granskning har varit att bedöma: på vilket sätt anläggningarna vid prövningstillfället uppfyller gällande säkerhetskrav; vilka förutsättningar som finns för att driva anläggningarna på ett säkert sätt fram till nästa prövningstillfälle, samt om Forsmark 1 och 2 har genomfört en samlad analys och helhetsbedömning av anläggningarnas strålsäkerhet. SSM:s samlade bedömning är att FKA för reaktorerna Forsmark 1 och 2 uppfyller syftet med de krav som finns angivna för de 17 definierade kravområdena, med undantag för att SSM bedömer att kraven på fysiskt skydd inte fullt ut är uppfyllda avseende analyser av sådant skydd. De redovisade analyserna för fysiskt skydd kan därför inte godkännas. Denna fråga hanteras emellertid inom ramen för ett annat ärende (SSM ). Vidare uppfyller inte FKA fullt ut kraven i SSM:s föreskrifter (SSMFS 2008:17) om konstruktion och utförande av kärnkraftsreaktorer. Dessa har dock tillkommit efter det senaste redovisningstillfället. FKA har tagit fram en övergångsplan för de åtgärder som ska vidtas för att uppfylla kraven i SSMFS 2008:17. SSM ser positivt på det arbete som hittills har uträttats. Även i detta fall hanteras bedömningen av FKA:s kravefterlevnad av SSMFS 2008:17 i ett annat ärende inom myndigheten (SSM 2010/807). FKA:s moderniseringsåtgärder ska vara genomförda SSM konstaterar att FKA i sin redovisning har identifierat ett antal förbättringsåtgärder och värderat dessa avseende påverkan på strålsäkerheten. SSM konstaterar vidare att många av FKA:s förslag till förbättringsåtgärder finns omhändertagna i pågående eller redan planerade aktiviteter i bolagets Utvecklingsprogram och Reaktorsäkerhetsprogram. FKA anger i sin redovisning att det dock återstår att ta fram en tidssatt handlingsplan för de rekommenderade åtgärderna utöver de som redan hanteras i befintliga program. SSM gör bedömningen att utöver de förbättringsbehov som FKA har identifierat finns behov av ytterligare förbättringar och kompletteringar. SSM förutsätter att FKA, i sin åtgärdsplan, även inkluderar de ytterligare förbättringsbehov som myndigheten har identifierat.

3 3/209 SSM bedömer att framtidsanalysen varit knapphändig avseende områdena: härd och bränslefrågor; strålskydd; utsläpp av radioaktiva ämnen till miljön, omgivningskontroll och friklassning av material. SSM:s samlade bedömning är att Forsmarks redovisning i stort är väl underbyggd, rimlig och trovärdig. FKA:s analys av åtgärdsbehov inom området beredskap kunde dock ha gjorts djupare med tanke på myndighetens identifierade brister under senare år. SSM anser att statusen för de deterministiska analyserna hade kunnat beskrivas tydligare. Vidare är FKA:s redovisning av området Fysiskt skydd begränsat till arbetsuppgifter för bevakning. Analyserna behöver även omfatta bl. a. arbetet i ledningscentralen samt åtgärder och beslut i de centrala kontrollrummen. SSM:s samlade bedömning är att FKA har förutsättningar att driva anläggningarna Forsmark 1 och 2 med bibehållen eller ökad säkerhet fram till nästa bedömningstillfälle förutsatt att såväl de av FKA som de av SSM identifierade förbättringsbehoven åtgärdas. En områdesvis sammanfattning av SSM:s identifierade behov av förbättringar och vad som behöver åtgärdas enligt SSM utöver FKA:s egna identifierade åtgärder ges i kap. 5 Samlad bedömning av kravuppfyllnad för anläggningarna, deras verksamhet och förutsättningarna för fortsatt drift.

4 4/209 Innehåll 1. Bakgrund och granskningens genomförande Syfte med granskningen Krav Områdesvisa sammanfattningar av gjorda säkerhetsvärderingar Konstruktion och utförande av anläggningen (inklusive ändringar) Ledning, styrning och organisation av den kärntekniska verksamheten Kompetens och bemanning för den kärntekniska verksamheten Driftverksamheten, inklusive hanteringen av brister i barriärer o djupförsvar Härd- och bränslefrågor samt kriticitetsfrågor Beredskap för haverier Underhåll, material- och kontrollfrågor med särskilt beaktande av degradering p.g.a. åldring Primär och fristående säkerhetsgranskning Utredning av händelser, erfarenhetsåterföring samt extern rapportering Fysiskt skydd, informationssäkerhet och transportsäkerhet Säkerhetsanalyser och säkerhetsredovisning Säkerhetsprogram Förvaring av anläggningsdokumentation Hantering av kärnämne och kärnavfall Kärnämneskontroll Strålskydd inom anläggningen Utsläpp av radioaktiva ämnen till miljön, omgivningskontroll och friklassning av material Samlad bedömning av kravuppfyllnad för anläggningarna, deras verksamhet och förutsättningarna för fortsatt drift Referenser

5 5/ Bakgrund och granskningens genomförande Den som har tillstånd att inneha eller driva en kärnteknisk anläggning ska enligt Lagen (1984:3) om kärnteknisk verksamhet minst vart tionde år göra en helhetsbedömning av anläggningens säkerhet och strålskydd. Kärntekniklagen reviderades under 2010 och krav på helhetsbedömning av anläggningens säkerhet och strålskydd infördes i denna med giltighet fr.o.m Helhetsbedömningen ska göras med hänsyn till utvecklingen inom vetenskap och teknik. Den ska innehålla analyser och redogörelser av 1. på vilket sätt anläggningens konstruktion, funktion, organisation och verksamhet uppfyller kraven i denna lag, miljöbalken och strålskyddslagen (1988:220) samt föreskrifter och villkor som har beslutats med stöd av dessa lagar, och 2. förutsättningarna för att dessa föreskrifter och villkor ska kunna uppfyllas fram till nästa helhetsbedömning Helhetsbedömningen och de åtgärder som denna föranleder ska redovisas till den myndighet som avses i 16. Regeringen eller den myndighet som regeringen bestämmer får meddela ytterligare föreskrifter om: 1 innehållet i en bedömning enligt 10 a, och 2 att en bedömning enligt 10 a av säkerhetsskäl ska göras oftare än vart tionde år. Forsmark Kraftgrupp AB (FKA) har emellertid redovisat sin helhetsbedömning av anläggningarna Forsmark 1 och 2:s säkerhet tidigare än då Kärntekniklagens bestämmelser trädde i kraft den 1 januari Redovisningen har därmed skett enligt tidigare föreskrifter dvs. 4 kap. 4 SSMFS 2008:1. Forsmarks Kraftgrupp AB:s redovisning omfattar perioden till och består av en huvudrapport PSR F12 Huvudrapport baserad på åtföljande underlagsrapporter för 15 definierade områden i enlighet med de allmänna råden till 4 kap. 4 SSMFS 2008:1, samt en övergripande framtidsanalys och en värdering av rekommendationer. FKA har enligt SSM:s begäran om komplettering under 2009 dessutom analyserat och redovisat ytterligare två områden dvs. Strålskydd inom anläggningen och Utsläpp av radioaktiva ämnen, omgivningskontroll och friklassning av material. Denna begäran om komplettering gjordes för att SSM skulle kunna bedöma anläggningen utifrån hela strålsäkerhetsmyndighetens perspektiv.

6 6/209 Vidare har FKA, efter det att underlaget PSR F12 inlämnats till myndigheten, ansökt hos regeringen om effekthöjning för Forsmark 2 under Regeringen har godkänt denna ansökan. Granskningens genomförande Granskningen har genomförts i form av projekt med deltagande från samtliga enheter inom Avdelningen för kärnkraftssäkerhet, deltagande från enheterna Drift och avveckling, Kontroll och skydd och Nukleär icke-spridning vid avdelningen för Radioaktiva ämnen, samt deltagare från enheterna Beredskap och Miljöövervakning vid Avdelningen för strålskydd. Granskningen har utgått från Forsmarks slutrapport [43] med underliggande rapporter för 15 definierade områden, samt en övergripande framtidsanalys och en värderingsrapport avseende Forsmarks rekommendationer. Till detta har SSM begärt kompletteringar inom områdena strålskydd inom anläggningen och utsläpp till omgivningen [162]. Forsmark har redovisat kompletteringarna i vardera en rapport för respektive område, samt en rapport gemensam för de båda områdena innehållande värderingar av rekommendationer. SSM har sammanställt frågor under granskningens gång till Forsmark Kraftgrupp AB (FKA), som har besvarat dessa samlat i en rapport. SSM har vidare använt sig av relevanta tillsynsrapporter och myndighetens årliga samlade värderingar för i huvudsak som underlag för sin granskning. Värt att notera är att FKA:s underlag för de 15 områdena och huvudrapporten samt framtidsanalys ger en bedömning av strålsäkerhetsläget vid Forsmark 1 och 2 under Områdena Strålskydd och Utsläpp till omgivningen däremot speglar däremot FKA:s bedömning för Vidare har FKA fått möjligheter att ge synpunkter på den preliminära granskningsrapporten avseende om SSM missuppfattat något i de delar i rapporten som beskriver FKA:s redovisning och bedömning, samt att inkomma med ytterligare underlag som har betydelse för ärendet. Att ge synpunkter på SSM:s bedömningar har inte ingått [179]. Av FKA:s svar [180] framgår att FKA inte identifierat några notervärda missuppfattningar. FKA anger dock att man har en annan uppfattning rörande analysen inom fysiskt skydd och har gett sina kommentarer i ett separat dokument till SSM. FKA har även lämnat ytterligare information/kommentarer avseende FKA:s pågående och avslutade åtgärder.

7 7/ Syfte med granskningen Syftet med granskningen är att bedöma på vilket sätt anläggningarna vid prövningstillfället uppfyller gällande säkerhetskrav, samt vilka förutsättningar som finns för att driva anläggningen på ett säkert sätt fram till nästa prövningstillfälle. 3. Krav Av föreskrifterna i 4 kap. 4 SSMFS 2008:1 framgår att tillståndshavarna ska göra en samlad analys och helhetsbedömning av anläggningens säkerhet minst vart tionde år och avse: dels på vilket sätt anläggningen vid bedömningstillfället uppfyller gällande säkerhetskrav, dels om förutsättningar föreligger för att driva anläggningarna på ett säkert sätt fram till nästa bedömningstillfälle, med hänsyn tagen till den utveckling som skett inom vetenskap och teknik. Analyserna, bedömningarna och de åtgärder som föranleds av dessa ska dokumenteras och redovisas för Strålsäkerhetsmyndigheten, som bestämmer om den närmare tidpunkten för redovisningen. 4. Områdesvisa sammanfattningar av gjorda säkerhetsvärderingar 4.1. Konstruktion och utförande av anläggningen (inklusive ändringar) Berörda krav: 2 kap 1, 3 kap 1-4 samt bilaga 2 i SSMFS 2008:1, 3-20 i SSMFS 2008:17. (Notera att kraven i 1 och 7 4 kap i SSMFS 2008:13 behandlas och bedöms i avsnittet 4.2 Ledning, styrning och organisation av den kärntekniska verksamheten under rubriken Rutiner för bedömningar av entrepenörer och leverantörer. Vidare behandlas kraven i 4 4 kap SSMFS 2008:13 i avsnittet 4.8 Primär och fristående säkerhetsgranskning).

8 8/209 Forsmarks 1 och 2:s redovisning och bedömning FKA:s redovisning av konstruktion och utförande av anläggningen [1] har genomförts paragrafvis mot berörda krav i SSMFS 2008:1 samt SSMFS 2008:17. FKA:s framtidsanalys har genomförts i [2]. Anläggningens tillförlitlighet och driftstabilitet FKA skriver i sin redovisning [1] att anläggningarna historiskt uppvisat hög tillgänglighet och driftstabilitet. Man betecknar de senare åren som en förvaltningsperiod vilken gradvis gått över till en period av förnyelse i samband med att man närmar sig slutet på den tekniska livslängden. Detta har resulterat i att bl. a. revisionsperioderna förlängs vilket i sin tur har påverkan på tillgängligheten. Även specifika händelser har de senaste åren resulterat i långa stopp. Dessa händelser har också visat på kända och okända svagheter. De händelser som ägde rum under ledde till åtgärder vars konsekvenser FKA bedömer kommer att ge en positiv inverkan på anläggningarnas framtid. FKA menar att detta dessutom medför att historiska tillbakablickar över driftstatistik och händelser inte bör ligga som grund för en framtidsbedömning. FKA har startat åtgärdsprogram och genomfört analyser för att identifiera och åtgärda brister efter föreläggande från myndigheten. Programmet har utökats efter det att man identifierat brister. Reaktorsäkerhetsprogrammet och affärsplaner har reviderats. LOK uppdateras och kompletteras kontinuerligt och ledningens intentioner har klarställts. Konstruktionens generella förmåga att upprätthålla säkerhetsfunktionerna vid händelser tom konstruktionsstyrande händelser FKA anger att man tillämpar angivna krav. Kravet på anläggningens barriärskyddande säkerhetsfunktioner är att givna acceptansvärden för belastningar på barriärerna bränsle, reaktorns primärsystem och inneslutningen innehålls. För händelseklasserna, upp till och med osannolika händelser (H4) finns specifika acceptansvärden för belastningarna på barriärerna. De analyserande beräkningarna har gjorts för att bestämma de påkänningar i form av belastningar som barriärer och säkerhetsfunktioner utsätts för vid olika inledande händelser, upp till och med osannolika händelser (H4). FKA anger att analyserna visar att anläggningarnas säkerhetsfunktioner upprätthålls i den omfattning som stipuleras i 3 SSMFS 2008:17, alternativt

9 9/209 visas tidsperspektivet till dess att åtgärder måste sättas in för att hantera situationen i syfte att säkerställa erforderligt rådrum. Vidare anger FKA att för vissa händelser knutna till extrem yttre påverkan i händelseklass H4 kan inte vissa säkerhetsfunktioner säkert upprätthållas. FKA bedömer dock att reaktorsäkerheten trots detta inte är hotad och utsläppen bedöms vara försumbara baserat på barriärpåverkan. FKA beskriver i sin rapport hur säkerhetsfunktionerna är uppbyggda och vilka system som upprätthåller dessa. Vidare beskriver man principerna för redundans, diversifiering och separation av säkerhetsfunktioner och säkerhetssystem. Även automatisk styrning eller passiv funktion, manuella åtgärder förklaras. FKA skriver att generellt gäller att komponenter eller system med säkerhetsfunktion är fysiskt separerade från komponenter och system med driftfunktion och placerade på ett sådant sätt att sannolikheten för missiler eller annan mekanisk direkt eller indirekt påverkan från komponenter eller system med driftfunktion är rimligt låg. För delning av säkerhetssystem mellan olika reaktorer gäller generellt att byggnader, system och komponenter med säkerhetsfunktion är separata för respektive block. För rådrum gäller att automatiken för säkerhetsfunktionerna är konstruerad utifrån 30-minutersregeln för händelser till och med osannolika händelser (H4). Vid svåra haverier som tillhör händelseklassen mycket osannolika händelser (H5) är målet att rådrummet skall vara 8 timmar och att manuella åtgärder som behövs därefter är förberedda och styrda av instruktioner. Ej förberedda åtgärder förväntas inte krävas inom 24 timmar efter inledande händelse. Reaktorerna i Forsmark saknar härdstril sedan år 2004 i och med reduceringen av system 213. Analyser som visar att härden kan hållas kyld genom tillräcklig vattentäckning vid brott i anslutningar till reaktortryckkärlet redovisas i SAR allmän del Kraven i 8 SSMFS 2008:17 tillämpar FKA genom att definiera säkert läge i enlighet med SKIFS 2004:1 vilket redovisas i SAR kapitel för händelser i händelseklass H2-H4. För händelseklassen mycket osannolika händelser (H5) utgår tillämpningen från kraven

10 10/209 enligt regerings beslut 13 av år 1986 och acceptanskriterierna avseende konsekvenser för barriärerna anges i SAR Allmän del, kapitel 4.6. Acceptanskriterierna avseende tryck inom CPB (Containment Presssure Boundary) för händelseklass H5 har tillämpats på byggnaden men tidigare har inte tryck och temperatur inom CPB ansatts på anslutande system. I ett pågående arbete utreds hur de anslutande systemen 322, 323 och 327 klarar acceptanskriterierna i H5 och om åtgärder behövs. Utöver åtgärder i övergångsplanen (De åtgärder som behöver utföras för att uppfylla kraven i SSMFS 2008:17) och den pågående utredningen om anslutande system har ett antal frågor kring FRISKsystemens funktion väckts i samband med uppdatering av säkerhetsanalyser. FKA:s redovisningsområde Konstruktionens specifika tålighet mot felfunktioner samt andra yttre och inre händelser t o m konstruktionsstyrande händelser FKA anger att vid säkerhetsanalyser skall enkelfel ansättas i enlighet med ANS FKA:s tillämpning av ANSI/ANS 52.1 innebär att om särskilda skäl föreligger medges avsteg från kravet på godtyckligt enkelfel. I dessa fall beaktas sannolikheten för enkelfelet vid bestämningen av händelseklass. Analyserna som redovisas i SAR allmän del, kapitel 9 Säkerhetsanalys utförs generellt med enkelfel för inledande händelser samt en utvärdering av nyckelparametrar med konservativt valda indata. FKA beskriver vilka som är de huvudsakliga åtgärderna för att minska risken för uppkomst av fel med gemensam orsak (CCF, Common Cause Failiure). SAR beskriver vidare hur diversifiering av säkerhetsfunktionerna härdnödkylning, resteffektkylning, tryckavsäkring, reaktoravställning, initiering av säkerhetskedjor samt hur nivåmätning i reaktortanken är utförd. För att förbättra separationen och öka tillgängligheten har åtgärder vidtagits för att separera 110 och 220 volt spänningsmatningar till säkerhetsutrustning och driftklassad utrustning. En utredning har ge-

11 11/209 nomförts som klar ställer vilka åtgärder som är rimliga att göra för att förbättra subseparationen i vissa relä- och apparat rum. En åtgärdsplan för att uppfylla SSMFS 2008:17, 11 finns i övergångsplanen. För att fastställa dimensionerande värden (acceptanskriterier) för yttre händelser har frekvensen för vissa extrema naturfenomen använts som ett led i händelseklassningen. Redovisning av de belastningar i form av extrema naturfenomen och externa laster som anläggningens byggnader dimensionerats för framgår av Systemdelarna i SAR. Befintlig brandanalys baseras på PSA-teknik och ska revideras. De eventuella brister som då framkommer ska åtgärdas. Tillämpningen av PLI (PLanerat Ingrepp) baseras på en riskvärdering av nedsatt systemfunktion. Reglerna för PLI anger att åtgärder bara får ske i en sub åt gången i fyrsubbade system, eftersom säkerhetsanalyserna endast beaktar PLI i en sub. Denna regel innebär att berörda säkerhetssystem kan fullgöra sina uppgifter beaktat enkelfel och PLI. Planerat ingrepp får inte tillämpas för utrustning som har sådana fel att säkerhetsfunktionen ej uppfylls. I sådana fall tillämpas avhjälpande underhåll och reparationskriterier. I SAR allmän del kapitel 2 anges principerna för hur system och systemdelar får ställas av under drift för planerat underhåll. För att beakta kraven så används som förutsättning i SARanalysen att om förebyggande underhåll (FU/PLI) tillåts under drift för någon komponent eller funktion skall man i analyserna generellt beakta att denna komponent eller funktion kan vara otillgänglig oberoende av enkelfelet. Vid åtgärd av akuta fel som hotar driftklarheten för en säkerhetsfunktion tillämpas reparationskriterier enligt STF. Reparationskriterierna baseras på en analys av det riskbidrag som drift med felbehäftade säkerhetsfunktioner innebär. Avhjälpande underhåll behöver inte beaktas i säkerhetsanalysen, eftersom otillgängligheten på grund av urdrifttagning (enligt ovan) förutsätts vara acceptabelt låg. FKA:s redovisningsområde 3.4- Konstruktionens beaktande av mycket osannolika händelser

12 12/209 Reaktorinneslutningen är försedd med system (systemgrupp 360) som avser att skydda inneslutningen mot övertryckning, förhindra genomsmältning av botten på inneslutningen, kyla härdresterna samt medge ett kontrollerat och filtrerat utsläpp från inneslutningen. Möjlighet till tillförlitlig kylning i långtidsförloppet vid genomsmält tank saknas. Underlag för säkerhetsvärdering av fenomen som kan uppstå vid svåra haverier har tagits fram i ett kraftverksgemensamt projekt med deltagande från myndigheten, projekt APRI (Accident Phenomena of Risk Importance). Projektet fortlöper och följer den internationella utvecklingen samt bedriver även egen forskning. Den information som kommer fram genom forskning utvärderas och relevant ny kunskap tillförs säkerhetsanalyser, instruktioner och handledningar. För att begränsa utsläpp till omgivningen har ett antal konsekvenslindrande system installerats. I SAR allmän del redovisas säkerhetsanalys av svåra haverier (H5- händelser). Svåra haverier utvärderas också i PSA nivå 2 som bedömer risker för utsläpp inom 24 timmar efter en inledande händelse. För händelseklassen mycket osannolika händelser återstår arbete med att säkerställa de barriärskyddande säkerhetsfunktionernas integritet samt de konsekvenslindrade systemens förmåga att begränsa konsekvenserna. FKA anger följande exempel: System 361 (tryckavsäkring för reaktorinneslutning) tryckavlastar under 10 minuter efter I-isolering. Detta kräver att I- isolering detekteras tidigast i samband med rörbrott. Vid Leak- Before-Break (LBB) inträffar en läcka innan själva rörbrottet där läckan antas lösa ut I-isolering. I dessa fall kommer alltså rörbrottet ske då system 361 återstängt. Säkerhetsventiler i system 323 (nödkylsystem för reaktorhärden) öppnar vid ett lägre tryck än vad som kan antas inträffa vid händelser med högre tryck än reaktorinneslutningens konstruktionstryck. System 361/362 (filtrerad tryckavlastning av reaktorinneslutning) avbördar, vid aktivering (tidigare än 10 minuter efter I- isolering), inert gas ur reaktorinneslutningen så att pumparna i system 322 (sprinklersystem för reaktorinneslutning) och 323, inte uppfyller kravet på NPSH-marginaler i vissa fall.

13 13/209 När det gäller säkerhetsventilerna i system 323 pågår ett förbättringsarbete. Där ingår bland annat analys av om öppningstrycket behöver höjas för att säkerställa funktionen i system 323. FKA konstaterar att rådrummet (8 timmar) vid svåra haverier kan vara svårt att uppnå i scenarierna i det första och sista exemplet ovan. FKA:s redovisningsområde Utformning för underlättande av underhåll, kontroll och provning Den omfattande instruktionsfloran som finns på FKA bedöms som tillräcklig och heltäckande då det gäller underhåll, kontroll och provning, vilket säkerställer tillämpningen vid varje konstruktions- och anläggningsändring i nutid och framtid. Vid anläggningsförnyelse ingår det som en del i processen att beakta utformningen av nya anläggningsdelar så att dessa utformas så att underhållsinsatser samt kontroll och provning underlättas. Vid anläggningsändring anger alltid konstruktionsspecifikation vilka delar i kravdokumenten som skall tillämpas för att beakta utformning för underlättande av underhåll, kontroll och provning. De tekniska bestämmelserna är levande dokument som kontinuerligt utvecklas och där erfarenheter från drift och underhåll fångas upp i samarbete med andra kärnkraftverk. FKA:s redovisningsområde Användning av beprövad eller utprovade konstruktionslösningar FKA:s bedömning är att använda guider och regler är tillräckligt. Vid komponentersättning utförs en kvalitetsbedömning av den nya komponenten enligt instruktion FT-I Syftet med kvalitetsbedömningen är att säkerställa att den nya komponenten svarar mot ställda systemkrav. I processen komponentersättning utförs också leverantörsbedömning inklusive uppföljning av referenser i syfte att så långt möjligt erhålla beprövade och utprovade komponenter med hög tillförlitlighet. TBM säkerställer att väl beprövade och dokumenterade material alltid väljs. Förfarandet bedöms vara tillräckligt vid processen komponentersättning. Konstruktionskontoren samarbetar nationellt och internationellt med annan kärnkraftindustri för att utbyta erfarenheter och höja kompetensen inom detta område. Detta utbyte har enligt FKA utvecklats betydligt under 2000 talet och fortsatt utveckling eftersträvas.

14 14/209 FKA:s redovisningsområde Konstruktionens miljötålighet och miljöpåverkan Miljökvalificering görs för att säkerställa att säkerhetsutrustning bibehåller sina specificerade egenskaper och funktioner under hela sin livslängd samt under och efter ett haveri så länge funktionerna krävs. Praktisk tillämpning av de krav som specificeras i SAR sker genom att införa kraven i tekniska bestämmelser (TBE) och kontrollbestämmelser (KBE). Haverimiljöer skall identifieras för samtliga analyserade störningar och haverier i händelseklass H2 till H4. För händelser i händelseklass H5 samt för komplexa sekvenser krävs ingen generell framtagning av miljöförhållanden, dock skall för de system och komponenter som utnyttjas i dessa analyser göras troligt att de fungerar i uppkomna miljöer. Vissa system och komponenter i säkerhetsklass 4 skall ändå uppfylla specifika miljökrav. Detta gäller exempelvis systemgrupp 360. Dessa krav specificeras i SAR i respektive systemkapitel. För att klarställa vilken utrustning som erfordras vid olika störningar skall redovisning av funktionskedjor för olika scenarier finnas. Av säkerhetsredovisningen skall det framgå under hur lång tid som säkerhetsutrustningen erfordras under och efter en störning/haveri. Kvalificering skall genomföras på komponentnivå och vara dokumenterad under komponentens livslängd. Åldring Enligt övergångsplanen finns en åtgärdsplan för att uppfylla SSMFS :17. Arbetet pågår och åtgärderna enligt övergångsplanen bedöms av FKA vara tillräckliga. I SAR:s systemdelar anges om systemet har säkerhetsuppgifter, om systemet ingår i de anläggningsvisa säkerhetsfunktionerna och under hur lång tid ett system erfordras. Förfarandet säkerställer enligt FKA att kraven enligt allmänna råden uppfylls. FKA:s redovisningsområde Utförande enligt krav som är anpassade till säkerhetsfunktion och säkerhetsbetydelse Anläggningarna är konstruerade enligt barriärtänkande och djupförsvarsprincipen, enligt redovisade normer i SAR kap 4. Forsmark tilllämpar uppdelning av djupförsvarets i fem nivåer för att upprätthålla barriärernas effektivitet.

15 15/209 Samtliga byggnadsdelar, system, komponenter och anordningar i Forsmark är indelade enligt klassningssystem anpassat till deras säkerhetsbetydelse för styrning av kraven på konstruktions och kvalitetskontroll. Omfattningen bedöms heltäckande och tillräcklig. FKA:s redovisningsområde Utformning för att personalen skall kunna övervaka och hantera anläggningen i alla driftlägen De Centrala kontrollrummen för Forsmark 1 och 2, är designade efter ett synsätt som var rådande för tiden. Designen är en vidareutveckling av den design som fanns för Barsebäck 1 och Oskarshamn 1, vars design för kontrollrum är sprungna ur experimentreaktorer. En likhet mellan anläggningarna eftersträvades för att underlätta träning av operatörer då den simulator som fanns var byggd efter B1. Då Forsmark 1 och 2 är tvåturbinsanläggningar innebar detta att kontrollrummen blev större, separeringen mellan reaktor och turbin gjordes tydligare och pulpeterna höjdes till ståpulpeter. Tillkommande system för att kunna klara mycket osannolika händelser har installerats, och instrumentering för dessa har kompletterat grundkonstruktionen. Säkerhetsrelaterade objekt övervakas och signaleras enligt grundkonstruktionen. Turbinanläggningarna har i senare års uppgradering övergått till digitalisering och övervakas och styrs numer till stor del via datorer. Övervakningsmöjligheterna för operatörerna i kontrollrummen har väsentligt förbättras ifrån grundkonstruktionen i fråga om normal effektdrift. Dock har signalflödet ökat. Svårigheter att selektera viktigt från oviktigt har accelererat vid störda lägen i processen. Dessa signaler riskerar att överlasta operativ personal även vid relativt små störningar. Forsmark arbetar med kontrollrumsutveckling med avseende på den långsiktiga strategin för kontrollrummen. För detta finns styrande dokument. Vid anläggningsändringar i kontrollrummen ingår det att analysera påverkan på arbetssätt och presentationen i kontrollrummen. Detta genomförs enligt en fastställd instruktion.

16 16/209 FKA anger att Forsmark 1 och 2 tillämpar ovanstående krav. FKAs utformning av kontrollrum styrs av en framtagen "kontrollrumsfilosofi". FKA anger att kraven på kontrollrum behandlas i SAR allmän del kap. 4, avsnitt 4.4.3, där det framgår enligt FKA att kraven i 18 SSMFS 2008:17 uppfylls. Händelser av sådan art att kontrollrummet kan bli obeträdbart, t.ex. brand, ångutströmning, översvämning eller radiologiskt utsläpp är identifierade och analyserade i bl.a. SAR allmän del. I haveriberedskapsplanen finns förberedda åtgärder för att hantera radiologiska utsläpp som kan påverka icke drabbat block. Enligt SAR tillämpas och uppfylls kraven i 19 SSMFS 2008:17 med tillhörande allmänna råd enligt nuvarande tolkning. Kompletterande åtgärder kan bli nödvändiga för att uppfylla kraven i SSM:s föreskrift om fysiskt skydd av kärntekniska anläggningar. Erfarenhet från ställverksbrand på andra våningen E byggnad Forsmark visar att rökgasfyllning av vitala utrymmen för övervakning av reaktordriften orsakat av bränder både från inre som yttre områden inte kan uteslutas. Utredning av brandspridning pågår som en del i uppfyllandet av SSMFS 2008:17 och OSART-granskning. Forsmark 1 och 2 tillämpar kraven i 20 SSMFS 2008:17. Brister åtgärdas enligt övergångsplanen. I SAR allmän del behandlas bland annat krav på reservövervakningsplats där det framgår att ovanstående krav inte uppfylls. En utvärdering av kraven i 20 med tillhörande allmänna råd visar att en ny reservövervakningsplats och tillhörande kontrollutrustning behöver införas. Övergångsplanen fastställer att ny reservövervakningsplats med annan placering än befintlig införs. FKA:s redovisningsområde Hantering av anläggningsändringar Anläggningsändringsprocessen är mycket komplex och inbegriper oftast många aktörer med olika roller. Vid intervjuer har det framkommit att de medarbetare som arbetar med

17 17/209 anläggningsändringsprocessen är väl förtrogna med de mål och riktlinjer som styr arbetet med anläggningsändringar Kännedomen om innehåll i, och vilka instruktioner, normer, kriterier, guider och anvisningar som styr den egna verksamheten är också mycket god. Stickprovsmässigt utförda kontroller visar att kontrollerade anläggningsändringar är genomförda enligt gällande instruktioner och anvisningar i enlighet med anläggningsändringsprocessen. Forsmarks samlade slutsatser FKA bedömer att konstruktion och utförande av anläggningen, efter genomförd övergångsplan för SKIFS 2008:17, kommer att uppfylla majoriteten av för kravområdet berörda kraven. Identifierade förbättringsåtgärder: Ett förtydligande i SAR av skillnaderna mellan tryckavsäkringsanalys och säkerhetsanalys av högt tryck i RCPB bör göras. En djupare analys med avseende informationsmängd, selektering och förmåga att stödja operatörer under revision bör genomföras. Redovisningen av händelser som kan utgöra hot mot verksamheten i kontrollrummet (brand, översvämning) är bristfällig och bör kompletteras (SAR kap 9.17) Analys och omkonstruktion av system tillhörande de konsekvenslindrande systemen (systemgrupp 360). Forsmark 1 och 2:s framtidsanalys I sin framtidsanalys [2] betonar FKA att grundkonstruktionen är robust och tillförlitlig med goda säkerhetsmarginaler. Man bedömer att med rätt underhåll och modernisering kan anläggningarna drivas på ett säkert sätt under lång tid. Nya säkerhetshöjande åtgärder kan byggas in efterhand. Vidare bedömer man att åldrandet av anläggningen fortsätter och att det kommer att krävas mer åtgärder för att uppfylla framtida krav. FKA poängterar i framtidsanalysen om identifierade åtgärdsområden att vid förnyelse måste grundläggande konstruktionsprinciper tilläm-

18 18/209 pas. Anläggningen är robust och välbeprövad, vilket sätter gränser för vilken ny teknik som kan införas. Samtidigt blir det svårare att ersätta komponenter och detaljer, då dessa inte går att få tag på. Forsmark bedömer därför att man kan behöva knyta leverantörer till sig som kan tillhandahålla långsiktig leverans av produkter och tjänster. Kravbilden mot leverantörer kan samtidigt förtydligas och förenklas. Forsmark måste ge en tydlig kravbild avseende dokumentation och kvalitet till leverantörer för att missförstånd och långa leveranstider ska undvikas. FKA betonar vidare vikten av att vid ombyggnation och förnyelse ska instruktioner och utbildningar vara klara innan driftsättning. Forsmark framhåller att man måste efterleva detta krav. FKA bedömer även att man bör genomföra risk- och konsekvensanalys i större utsträckning. Kompetensen avseende risk- och konsekvensanalys måste höjas. Förnyelse, framförhållning och styrning är avgörande åtgärder för att konstruktion och anläggningens utförande ska kunna utvecklas så att anläggningen kan drivas på ett säkert sätt fram till För att lyckas med detta behöver man också arbeta med kompetensförsörjning, ledarskap, erfarenhetsåterföring samt utveckla ledningssystemen SSM:s bedömning Under senare år har FKA, både på Forsmark 1 och 2, genomfört ett omfattande arbete med att införa anläggningsändringar föranledda av bestämmelserna i SSMFS 2008:17. FKA följer i huvudsak den ursprungliga övergångsplanen. SSM anser också att det finns en godtagbar framförhållning i planeringen. SSM:s granskning av hur de presenterade lösningarna uppfyller myndighetens krav pågår och först efter avslutad granskning kan en allmän bedömning göras huruvida de faktiska åtgärderna får eftersträvad effekt. SSM bedömer att de nya inre ångskalventilerna, som byttes på Forsmark 2 år 2009 och på Forsmark , uppfyller de grundläggande säkerhetskraven enligt SSMFS 2008:17 [ 3, 9]. Det gäller bland annat avseende tålighet mot effekter av rörbrott och att ökad diversifiering erhålls. De nya ventilerna bedöms sammantaget medföra en viss säkerhetsförbättring. SSM har påpekat att kravet på att vattennivån inte får nå upp till ångledningsstudsarna dock ska kvarstå i säkerhetsredovisningen eftersom ventiler i avblåsning- och tryckavsäkringsfunktionen inte är klassade för tvåfasflöde. SSM genomför för närvarande, i ett separat projekt, granskning av tillståndshavarnas åtgärder för att uppfylla de övergångsbeslut [4, 5, 6] som

19 19/209 tagits utifrån kraven i SSMFS 2008:17. (Dessa beslut är blockvisa och anger tidpunkter när kraven i de olika paragraferna i SSMFS 2008:17 ska vara uppfyllda i de fall TH angett att man inte redan uppfyller dessa.) Generellt bedömer SSM att FKA har goda möjligheter att uppfylla ställda krav inom föreskriven tid. Endast ett fåtal granskningsrapporter avseende enskilda paragrafers uppfyllande har ännu tagits fram men vissa konstateranden har dock gjorts utifrån läget i december Forsmark använder ett traditionellt likställande mellan 30-minutersregel och rådrumskrav vilket i så måtto är korrekt hanterat. Analyserna av olika sekvenser tar konsekvent hänsyn till regeln. Med en vidgning av tolkningen kan eventuellt ett antal manövrar behöva analyseras bättre. En inventering bör göras för att belysa karaktären av vissa driftomläggningar, t ex hur man kan bedöma hur kritiska de kan vara. Detta är en generell frågeställning för fall där 30-minutersregeln likställs med rådrum. SSM har också i en rapport [7] angett att för att kunna bedöma huruvida FKA uppfyller syftet med kraven enligt 5 SSMFS 2008:17 krävs att FKA kompletterar sin redovisning med en beskrivning och värdering av fenomenen undertryck i inneslutningen och felfungerande mellanbjälklag, samt att FKA behöver undersöka vidare på ett deterministiskt sätt om det finns behov på åtgärder för att hindra/mildra effekterna av de fenomen som kan utgöra ett hot mot inneslutningens integritet. Vad gäller konstruktionens beaktande av mycket osannolika händelser, noterar SSM att FKA uppmärksammat exempel på scenarier för händelseklassen mycket osannolika händelser i vilka rådrummet (åtta timmar) kan vara svårt att uppnå. SSM behöver värdera dessa scenarier för att ta ställning till om kraven på konstruktion och rådrum uppfylls på ett godtagbart sätt. Kravet på tålighet mot enkelfel var i varierande grad en förutsättning redan på 1960-talet då de första svenska anläggningarna byggdes och togs i drift. Målet med kravet var då som nu att uppnå redundans. Säkerhetsfunktioner konstruerades för att vara feltoleranta, för att kunna ha nödvändig tillförlitlighet. Det ursprungliga kravet har i grunden inte förändrats utan gäller än. Detta innebär att kravet är en vital del vid både konstruktion, vid anläggningsändringar samt vid analys av anläggningens robusthet. Av denna anledning är det svårt att hitta analyser som inte beaktar enkelfelet i någon mening. Omfattningen av beaktandet av enkelfel i varje analys för forsmarksreaktorerna är i många fall svåröverblickbar. Av samma anledning är

20 20/209 också uttolkningarna av kravet i mångt och mycket väldigt likt mellan tillståndshavarna. För 15 har ingen granskning genomförts ännu men vid hantering av 9 (enkelfel) och 10 (CCF) har framkommit att FKA i SAR tillåtit att vissa säkerhetssystem inte är enkelfelståliga och att säkerhetsfunktioner inte behöver uppfylla tillämpad diversifiering vid planerat underhåll under drift (PLI). Detta är rimligtvis i strid med föreskriften och SSM har därför beslutat att FKA ej får genomföra planerat underhåll under drift. [SSM Beslut 2010/807-91, ]. Utöver detta har FKA ej tagit ställning till hur man ska hantera ickedetekterbara enkelfel. Med anledning av detta är det inte klarställt hur dessa beaktas i analyser. Detta försvårar utvärderingen av korrektheten av enkelfel i analyser. FKA anger också att enkelfel får användas för att flytta en händelse från H2 till H3 alternativt H3 till H4. Detta är en tillämpning utifrån ANSI/ANS FKA:s syn avviker från SSM:s syn på tålighet mot enkelfel gällande de ovan tre nämnda frågorna. I övrigt finns det inga tydliga avvikelser. SSM har en något striktare tolkning av kraven på enkelfel. För uppfyllande av diversifieringskravet i 10 SSMFS 2008:17 har SSM en annan uppfattning än FKA hur tillämpningen ska utföras. Även för kraven på diversifiering gäller att SSM:s tolkning är mer långtgående. Den bedömning som Forsmark 1 och 2 har presenterat för vilka åtgärder som skall genomföras för att uppfylla kravet i 11 SSMFS 2008:17 verkar rimlig. Det går dock inte att bedöma om åtgärderna är tillräckligt effektiva förrän en analys är genomförd av de åtgärder som verkligen införs och detta redovisas en brandanalys för respektive utrymme. FKA hävdar att anläggningarna uppfyller 12, SSMFS 2008:17 men detta är inte tydligt dokumenterat enligt SSM granskningsrapport [8]. Det gäller speciellt vissa dynamiska effekter som rörslag och jetstrålar. Även områden där det kan finnas aktiva skademekanismer anser FKA att man uppfyller 12 genom att det inte blir allvarliga konsekvenser vid ett rörbrott. FKA medger att man inte har visat hur man uppfyller kraven på rörbrottsskydd i genomföringsområden. Här behöver FKA göra mer analyser alternativt via utökad provning visa att man har kontroll över sådana områden.

21 21/209 De krav i 14 SSMFS 2008:17 som ska vara uppfyllda i dagsläget är inte kompletta. Speciellt för brand pågår för närvarande på FKA framtagning av en metodik för genomförande av deterministisk brandanalys. Inom F12 pågår även förstärkningar av brandskyddet i 2-subade utrymmen. I samband med de s.k. stresstester som svenska kärnkraftverk utför enligt beslut från SSM har FKA själv identifierat att F1 och F2 dessutom inte uppfyller de krav som följer av 14 avseende tålighet mot jordbävningar. Detta gäller fören dimensionerande jordbävning, inom en radie på två mil med en styrka som motsvarar cirka 6 på Richterskalan och har en sannolikhet på 1 gång per år (10-5). SSM har granskat underlaget från stresstesterna och bedömer att det i dagsläget inte är fullt ut visat att viktiga funktioner som behövs för att bringa reaktorerna till säkert läge kommer att fungera som avsett under och efter en jordbävning enligt dimensioneringskraven. FKA har inget undantag från dessa krav på jordbävningstålighet, och måste således genomföra detaljerade analyser och utredningar som grund för åtgärder i anläggningarna. Den hittillsvarande granskningen avseende krav på reservövervakningsplats (RÖP) (20 SSMFS 2008:17), har i första hand omfattat hur kravet är redovisat med avseende på tillämpning och verifiering (analyser) utan att gå in på om tillämpningen kan accepteras av SSM. SSM har i den pågående granskningen av uppfyllandet av SSMFS 2008:17 konstaterat att dokumentation av krav och analyser i flera fall är knapphändig vilket begränsat granskningsmöjligheterna. FKA själva konstaterar att 20 inte uppfylls. Vad gäller anläggningens förmåga att motstå naturfenomen kommer dessa frågor även att belysas ytterligare i de s.k. stresstester vilka ska utföras enligt SSM:s föreläggande [175]. Sammantaget konstaterar SSM att anläggningarna är konstruerade med hög grad av redundans och separation vilket ger förutsättningar för en hög säkerhet som klarar av händelser samt att genomföra planerad service och underhållsinsatser. SSM:s granskning av hur FKA:s presenterade lösningar av hur man uppfyller myndighetens krav i SSMFS 2008:17 pågår och först efter avslutad granskning kan en allmän bedömning göras huruvida de faktiska åtgärderna får eftersträvad effekt. I de fall SSM konstaterar att åtgärder behöver utföras av FKA för att fullt ut uppfylla kraven kommer beslut att tas i det pågående granskningsprojektet. FKA:s moderniseringsåtgärder ska vara genomförda SSM:s bedömning i dagsläget är att moderniseringsåtgärderna genomförs på ett acceptabelt sätt.

22 22/209 FKA har också på ett godtagbart sätt visat hur Forsmark 1 och 2 uppfyller syftet med berörda krav inom det aktuella kravområdet med reservation för de åtgärder som kan komma att behöva genomföra för att uppfylla kraven i SSMFS 2008:17. FKA pekar själva på vikten av förnyelse, framförhållning och styrning i sin framtidsanalys och SSM instämmer i att detta är nyckelparametrar som om de följs bör ge förutsättningar att på ett säkert sätt driva anläggningarna fram till nästa prövningstillfälle. FKA har dock inte redovisat mot kraven i 4 kap. SSMFS 2008:13 i detta avsnitt. I avsnittet om ledning, styrning och organisation av den kärntekniska verksamheten beskrives och värderas kraven i 4 kap 1 och 7 SSMFS 2008:13. Vidare i avsnittet om primär och fristående säkerhetsgranskning behandlas kraven i 4 kap 4 SSMFS 2008: Ledning, styrning och organisation av den kärntekniska verksamheten Berörda krav: 2 kap, 7-9, 4 kap, 5, SSMFS 2008:1; 1-6, SSMFS 2008:7 Forsmark 1 och 2:s redovisning och bedömning Organisationen i stort av den kärntekniska verksamheten Forsmarks beskriver i sin redovisning [10] hur ledningssystemet LOK är uppbyggt. LOK är ett integrerat kvalitetssystem som anger policy, ansvar, befogenheter, organisation och kvalitetskrav som ska beaktas i styrningsoch planeringsprocessen för alla verksamheter inom företaget. Både väsentliga lagar och myndighetskrav ska vara inarbetade och beaktade i ledningssystemet. Forsmark redovisning innehåller även en beskrivning av styrningen av verksamhetsprogram, ägaredeförhållanden samt det juridiska ansvaret som är VD:s. I LOK beskrivs också hur säkerhetsledningen är uppbyggd med ansvar och uppgifter (se vidare avsnitt om beslutsfattande i säkerhetsfrågor). Forsmarks samtliga ansvarsformer finns definierade i LOK dvs. resultatansvar, funktionsansvar, driftledningsansvar, produktionsansvar, verksamhetsansvar och fackansvar. Forsmark konstaterar bl.a. att produktionsenheterna har ett entydigt ansvar för såväl reaktorsäkerheten som produktionen och att detta även innefattar drift, underhåll och förnyelse av anläggningen. Driftledningen har det operativa ansvaret för att verksamheten bedrivs enligt föreskrivet och planerat sätt. Forsmark tillämpar linjestyrning i organisationen

23 23/209 med inslag av tvärorganisatorisk styrning och utveckling i form av funktionsansvar (för gemensamma processer). Forsmark konstaterar i sin analys att kritik har riktats mot ansvarsfördelningen och arbete har påbörjats i seminarieform mellan underhållschefer, representanter för produktionsenheterna samt VD för att diskutera ansvarsfrågorna. Forsmark redovisar också hur organisation är uppbyggd och de organisationsförändringar som genomförts sedan mitten på 90-talet. Till exempel samlades i mitten av 90-talet produktionsenheterna egna resurser för underhåll, personal och ekonomiadministration samt administrativ service i företagsgemensamma organisationsenheter. Forsmark 1 och 2 slogs dessutom ihop under 2007 till en produktionsorganisation, men drivs som två driftledningsområden. Erfarenhetsåterföringen har inte fungerat tillräckligt bra varför ett nytt erfarenhetskontor (FTQ) införts för hela Forsmark. Forsmarks sammanfattande bedömning är att organisationen uppfyller gällande säkerhetskrav samt att - den interna kommunikationen/dialogen har utvecklats genom bl.a. ledningens förväntningar, ledningen direkt och chefsseminarier - processerna för underhåll och förnyelse börjar bli alltmer kända, men medarbetarnas engagemang kan bättre tas tillvara i förbättringsarbetet - ledningen stödjer utveckling av erfarenhetsåterföring - arbetet med stärkt ledarskap fortsätter Ekonomiska och personella resurser Ledningssystemet LOK med definierad ansvarsfördelning ska ge förutsättningar för att arbetet bedrivs på ett säkert och effektivt sätt. Forsmark har en affärsstyrningsprocess som styrs av instruktion och bedömer att ägarna Vattenfall är finansiellt starka vilket bidrar till att de ekonomiska resurserna inom FKA är goda. Arbetet med effekthöjningar och pensionsavgångar bedömer Forsmark under 2008 ge stöd för en överrekrytering av personal den närmaste tiden. Även identifierade brister för att ta fram åtgärdsprogrammet för att uppfylla SSM:s krav är anda skäl till att öka bemanningen enligt Forsmark. Varje avdelning har enligt gällande personalprogram en långsiktig bemanningsplan till 2015.

24 24/209 Bemanningssituationen för kontrollrumspersonalen vid Forsmark 1 och 2 har under en längre period varit ansträngd och en dokumenterad en åtgärdsplan har tagits fram för att bibehålla kompetensen och stärka återväxten. En analys av minimibemanningen i kontrollrum är genomförd och verifierad i simulator mot DBA-händelser. Forsmarks sammanfattande bedömning är att de ekonomiska och personella resurserna uppfyller säkerhetskraven. Det finns dock intern kritik om kommunikation och uppföljning i verksamhetsplaneringen. Speciellt underhållsavdelningen uppfattar det som att deras åtgärder inte är beställda. Intern dialog och uppföljning är dock under utveckling. Även kommunikation och dialog kring affärsstyrningsprocessen behöver utvecklas enligt Forsmark. Ledningssystem för den kärntekniska verksamheten Forsmark bedömer att ledningssystemet varit relativt stabilt under den senaste tioårsperioden. Uppdateringar har dock skett avseende policy för att förtydliga ledningens förväntningar och krav. Organisationsutvecklingen har inneburit att alltmer arbete utförs på enheter som inte har produktionsansvar och då under fackansvar enligt avtal eller beställning från produktionsenheterna. I och med att stödenheterna har vuxit kraftigt, att beställarens engagemang i leverantörens planering och resurssäkring har varit begränsad, samt att de strategiska frågorna har hamnat i skymundan, har en översyn av den övergripande styrningen och ledningen initierats. I ledningssystemet LOK kap 3, om generella chefsuppgifter, ställs krav på egenutvärdering och analys av verksamheten. En rad metoder används för egenutvärdering. Chefer och deras ställföreträdare genomför regelbundet besök i anläggningen för att utvärdera tillämpade arbetsrutiner avseende arbetsmiljö och house keeping. Observationer och/eller avvikelser (positiva och negativa) samt åtgärder dokumenteras och rapporteras. Dessutom finns Ledningens genomgång om reaktorsäkerhet som är ett forum som hålls på FKA-nivå samt på F12-nivå i organisationen, samt ett beslutsuppföljningssystem i vilket beslutade åtgärder på företagsnivå följs upp. Vidare följer F12:s ledning upp pågående viktiga ärenden i uppföljningssystemet KUR. Forsmarks sammanfattande bedömning är att ledningssystemet uppfyller gällande säkerhetskrav. Ledningssystemet kan dock göras tydligare vad gäller krav och rutiner för hantering av entreprenörer och leverantörer av tjänster.