NUCLEUS POST- TIDNING A. Sverige. Porto betalt F&U-MAGAZINET NUCLEUS GES UT AV STATENS KÄRNKRAFTINSPEKTION

Transkript

1 F&U-MAGAZINET NUCLEUS GES UT AV STATENS KÄRNKRAFTINSPEKTION POST- TIDNING A Avsändare/Returadress: Infohuset Vik, Lukasvägen 31, Simrishamn Sverige Porto betalt NUCLEUS Nr 1/2007

2 Innehåll NUCLEUS 1/07 5 Inledaren Monument och sjömärken 6 Människa-Teknik-Organisation En organisation kan inte lära av misstag som a ldrig rapporteras 10 Safeguardperspektiv på slutförvaret Kontroll av bränslets egenskaper lika viktigt som att kontroll era antalet element 16 Marvikens kärnkraftverk Industripolitiskt utvecklingsprojekt i otakt med tiden 26 Utblick/Icke-spridning Förändrad syn på kärnvapenstaten Indien 33 Myndighetsgranskning av LBB SKI utvecklar synen på tidig upptäckt av läckage och rörbrott 38 Europeisk samarbetsgrupp studerar initiering av spänningskorrosion Gränsöverskridande metodutveckling ökar möjligheterna att tidigt finna sprickor Omslagsbilden: Skeppssättningen Ales stenar högt uppe på Kåsebergaåsen torde vara ett av Sveriges mest besökta turistmål. Monumentet som ligger på kanten av ett 37 m högt stup står i skarp kontrast mot den bakomliggande himlen och havet. Men vad våra förfäder velat tala om för oss med denna skeppssättning är fortfarande höljt i dunkel. Teorierna är flera: gravmonument eller kultplats säger några experter, solkalender säger en annan. Ännu mer förvånande är att man i de nutida källorna inte ens är överens om hur många stenar det är eller hur mycket de enskilda stenblocken väger. Dock tycks de flesta vara ense om att stensättningen är 67 m lång och 19 m bred. När det gäller dateringen av denna Sveriges största bevarande skeppssättning anser Riksantikvarieämbetet att Ales stenar uppfördes under tidiga vendeltiden omkring 600 e.kr. Möjligen står vi inför ett liknande problem, att överföra information till framtida generationer om en nutida händelse, då vi skall bygga det svenska slutförvaret för använt kärnbränsle? Foto: Raoul Hellgren

3 Adressaten okänd! Eftersändning upphört! Har flyttat! Är inte längre anställd! Okänd på angiven adress! Personen är inte riksdagsledamot längre! Mottagaren slutat! Åter avsändaren!... Antalet prenumeranter på Nucleus ökar varje år - trots att vi tyvärr, mellan de olika utgåvorna, tappar bort ett antal läsare. Några anledningar framgår av punkterna ovan. Sedan vi ändrade distributionsformen för Nucleus för tio år sedan - från buntutskick till personliga prenumerationer - har frågan om adresskvalitet blivit allt mer central. Posten har räknat ut att varje år byter 15-20% av deras kunder adress. Den högre siffran gäller för studerandegruppen medan den lägre siffran gäller för oss andra som etablerat ett mer fast boende. De gamla klyschan Vi flytt i nt gäller alltså inte längre. Den som har ansvaret att sköta ett adressregister har för länge sedan konstaterat att vi inte bara byter bostadsadress, vi byter arbete också. Några byter till och med bransch. Och då kan man ibland glömma bort att meddela detta till alla berörda. Vi lovar därför att vi inte skall glömma bort dig - om du inte glömmer bort oss! Så, håll oss uppdaterad om din adress (så länge du vill ha tidningen) så skall vi hålla dig informerad om bl.a. vad som händer på forsknings- och tillsynsområdet. Få tidningar torde ha lika intresserade och kunniga läsare. Det märks inte minst på den feedback vi får från er. Vi fortsätter gärna att dra vårt strå til stacken. Det vore därför synd att missa något nummer av Nucleus, eller hur? Vykort, flyttkort, e-post......eller varför inte påskkort. Glad Påsk! NUCLEUS Chefredaktör Raoul Hellgren Ansvarig utgivare Anders Jörle, SKI Redaktionskommitté Lars Bennemo, Lars van Dassen, Ninos Garis, Lars Hildingsson, Gustaf Löwenhielm, Peter Merck, Bertil Moberger, Leif Pettil, Per-Olof Sandén och Öivind Toverud. Layout Infohuset Vik Simrishamn Tryck Intellecta Tryckindustri AB Solna Upplaga exemplar ISSN-nummer ISSN Redaktion/adressändringar m.m. Nucleus Infohuset Vik Lukasvägen Simrishamn E-post nucleus@sw .se info@ski.se Telefon Vx/SKI Webbplats Artiklar i Nucleus utgår ofta från FoU-projekt och deras tillämpningar vid Statens kärnkraftinspektion, SKI. Tidningen bidrar därmed till SKI:s information när det gäller att sprida ny kunskap om risker och säkerhetshöjande åtgärder. Målgrupper är i första hand lokala säkerhetsnämnder, anställda i kärnkraftsbranschen, forskare, beslutsfattare, media och en intresserad allmänhet. Författarna svarar själva för innehållet i sina artiklar. Materialet får användas fritt om källan uppges. För illustrationer och bilder krävs dock skriftligt tillstånd från upphovsrättsinnehavaren. Monument och sjömärken Kärnkraftverkens placering utmed den svenska kusten gör att de resliga reaktorbyggnaderna samtidigt får tjäna som sjömärken. Det mest kända sjömärket i det sammanhanget torde vara Barsebäck. Men kanske inte alltid älskat eller ens önskvärt. Det fanns dock en tid när danskarna var lika angelägna om bygget av Barsebäck som initiativtagarna på denna sida sundet var (se Nucleus Nr 1/2005). Nu skall emellertid Barsebäck rivas. Om detta råder ingen oenighet. Ett annat kärnkraftverk som fått tjäna som sjömärke, sedan det stod klart 1969, är anläggningen i Marviken, synlig från hela Bråviken. Men till skillnad från övriga kärnkraftverk i landet har här aldrig kluvits någon enda atom. Många anser av den anledningen att monumentet Marviken lika mycket går till historien för den enorma kapitalförstöringen. Bland annat mot den bakgrunden finns det anledning att titta lite närmare på historien bakom Marvikens tillkomst. Carl-Erik Wikdahl som själv var en av pionjärerna på området låter oss här (sid. 14 ff) följa utvecklingen och bygget av Marviken som bars upp av idén om nationell självständighet. I slutet av denna högst intressanta artikel ställer han sig frågan: Var Marviken ändå till nytta för landet? Den frågan tänker jag inte kommentera här. Den intresserade läsaren finner säkert själv svaret. Wikdahl har med sin artikel (och bakomliggande rapport) på ett engagerat och personligt sätt fyllt ett historiskt tomrum. Och visst skulle det bli tomt om Marviken revs. Frågan är om man inte i stället borde göra det till museum vilket har diskuterats från tid till tid. Ett monument som fått stå orört under århundranden, ja, mer än ett årtusende är Ales stenar i Skåne. Skyddat av fornminneslagen kan man hoppas att det så får förbli. Men vilka värderingar som kommer att råda i framtiden kan man bara sia om. Mot den bakgrunden kan man fråga sig hur vi skall märka ut och skydda det slutförvar av använt kärnbränsle vi inom bara några år skall bygga. Hur skall vi försäkra oss att vårt budskap tolkas rätt och tas på allvar? Den första delen av den problemställningen aktualiseras när vi skall fatta beslut om ett fungerande safeguardsystem kring anläggningen. Några centrala frågeställningar diskuteras i Anni Fritzells artikel på sid 10 ff. Välkommen till ett nytt nummer av Nucleus! Raoul Hellgren chefredaktör telefon Foto: Ninos Garis 2006 Inledare 5

4 En organisation kan inte lära av misstag som a ldrig rapporteras Av Sven Keski-Seppälä Artikelförfattaren är verksam inom företaget LUTAB, Professor Sten Luthander Ingenjörsbyrå AB, ett specialist- och konsultföretag med rötterna i militära applikationer inom flygindustrin. I ett forskningsuppdrag som SKI beställt har frågan om hur nära misstag bör hanteras i olika rapporteringssystem och om det går att påverka rapporteringsviljan kring denna kategori. I denna artikel sammanfattas de viktigaste slutsatserna. Forskningsuppdraget har huvudsakligen genomförts som en litteraturstudie. Till det har lagts deltagarnas erfarenhet av säkerhetsarbete i allmänhet och rapporteringssystem i synnerhet. Dessutom har samtal förts med både forskare och organisationer som har erfarenhet av rapporteringssystem i säkerhetskritiska tillämpningar. Uppfattade och faktiska risker Ett antal definitioner av den engelska termen nearmisses har hittats i litteratur om säkerhetskritiska system. En viktig slutsats är att definitionen i sig inte är avgörande. Det viktiga är att få individer att rapportera såväl uppfattade risker som faktiskt inträffade händelser eller tillstånd. De rapporteringssystem som har hittats har all rapportering i ett gemensamt system. De är inte uppdelade i särskilda system för rapportering av incident respektive near-misses. Begreppet incident är i litteraturen inte konsekvent använt, speciellt inte om man beaktar både svensk och engelsk text. I en stor del av litteraturen där rapporteringssystem omnämns så är fokus mer på analys av händelsen än på problematisering runt rapporteringsviljan. Då fokus ändå är på rapporteringen är det ofta på utformningen av själva rapporten i syfte att underlätta den efterföljande behandlingen av data. Detta har i vissa fall lett till onödigt komplicerade rapporteringsformulär. Rapport och konsekvens Grunden till en hög rapporteringsvilja är en noblame kultur. Erfarenhetsmässigt kan det konstateras att frågan huruvida en avrapportering kan leda till att personligt ansvar utkrävs är avgörande. Även ett system som uttalat ger rapportören immunitet är fortsatt bräckligt. Bara misstanken hos rapportören att immuniteten kan försvinna minskar rapporteringsviljan drastiskt. Detta betyder att syftet med analysen av rapporter inte får vara att hitta den skyldige utan måste vara att finna ett sätt att undvika att situationen uppkommer igen. Det finns därför allvarliga problem med både disciplinära såväl som legala följder av rapporteringen. Nära Miss Operatör Ingen Rapport Rapport Kvitto Ingen Analys Analys Öppenhet och återkoppling De viktigaste rekommendationerna är följande. Individen skall ha endast ett rapporteringssystem att rapportera i. Rapportören måste få en bekräftelse på att rapporten mottagits. En eventuell klassificering skall ske i nästa steg. Både rapportören och potentiella rapportörer skall få vetskap om att rapporterna håller på att analyseras. Samtliga tänkbara rapportörer måste se att analysen leder till förbättringsåtgärder (utan jakt på skyldiga). Risk Ingen Åtgärd Åtgärd Risk Risk Ingen uppföljning Uppföljning av effekt Motivation att rapportera Nära Miss Illustrationen ger en klar bild av hur processflödet för ett rapporteringssystem kan se ut. 6 7

5 ...Det är viktigt att rapporteringssystemet tillåts innehålla rapporter om allt det som operatörerna anser kan förbättras eller som de upplever är en risk. Mängden tillgänglig information minskar om iakttagelser filtreras bort på grund av för tidiga analyser, korrigerande åtgärder eller för snäva definitioner av vad som är rapporterbart... Hela processen att ta hand om rapporten måste alltså vara öppen och medföra regelbunden återmatning till både rapportören och organisationen. Ledningens engagemang i processen är drivkraften i byggandet av en god säkerhetskultur. Rapportören måste känna förtroende för hur rapporter hanteras och trygghet i hur rapporteringssystemet används av organisationen. Rapporteringsprocessen För att analysera verksamheter i syfte att vidmakthålla eller förbättra säkerheten behövs en beskrivning av nuläget. Beskrivningen av nuläget hämtas oftast från olika dokument, såsom konstruktionsbeskrivningar, skriftliga instruktioner, verksamhetsbeskrivningar och beskrivningar av olika händelser. En vanlig ansats i säkerhetsarbete är att införa någon form av rapporteringssystem. Genom att förmå operatörerna att systematiskt rapportera om händelser/tillbud/incidenter skapas ett bättre underlag för att bedöma samt åtgärda det nuvarande systemets säkerhetsnivå. Det är viktigt att rapporteringssystemet tillåts innehålla rapporter om allt det som operatörerna anser kan förbättras eller som de upplever är en risk. Mängden tillgänglig information minskar om iakttagelser filtreras bort på grund av för tidiga analyser, korrigerande åtgärder eller för snäva definitioner av vad som är rapporterbart. Rapporterbar händelse? Det finns erfarenheter från ett flertal rapporteringssystem, främst inom flyg-, hälso- och kärnkraftsområdet. Rapporteringssystemen varierar dock när det gäller hur händelser kan, bör eller skall rapporteras, det vill säga vad som skall anses vara en rapporterbar händelse. Vi kan dock konstatera att vi inte hittat några system som är begränsade till endast rapportering av nära misstag. Rapporteringsvilja För att ett rapporteringssystem skall bli effektivt måste medarbetarna se såväl fördelarna av att rapportera som vikten av detta. Krav på verksamheten som bidrar till viljan att rapportera är att: Analyser av rapporter skall leda till åtgärder som syftar till att minska risker och förhindra upprepningar. Analyserna får inte syfta till att hitta skyldiga utan skall identifiera lösningar. Organisationen måste välkomna rapporter Medarbetarna förstår vikten av att alla rapporterar Medarbetare och organisation får återmatning av hur bearbetning och analyser av rapporter fortskrider Rapporteringssystemen skall vara lättillgängliga Rapporteringssystemets tillgänglighet är relativt lätt att både bedöma och åtgärda. Målet är att det skall vara lätt att rapportera. Komplicerade formulär tar bort fokus från själva rapporten. Det är bättre att få många enkla rapporter än att få enstaka överarbetade rapporter. En större mängd enkla rapporter kan ligga till grund för en djupare analys av liknande händelser och bakomliggande orsaker. Analyser av rapporter som verkar ha som syfte att utpeka den skyldige ger upphov till en berättigad oro för repressalier. Risken för repressalier, verkliga eller inbillade minskar rapporteringsviljan fundamentalt. Det är fördelaktigt med en noblame -kultur där den som påtalar brister/risker inte bestraffas. Rapporter som innehåller information om avvikelser från instruktioner eller regler får inte leda till en jakt på den skyldige. Det är viktigare att finna orsaken till avvikelsen än att verkställa en eventuell påföljd. Det kan till exempel visa sig att regeln är olämpligt formulerad. Immunitet för rapportören Flera av de system vi hittat förespråkar någon form av immunitet för rapportören. Ett minimikrav skulle kunna vara att själva rapporten absolut inte får användas som bevis för att ett regelbrott begåtts. Oavsett tillgänglighet och eventuell risk för repressalier så upphör rapporteringen om rapportören upplever att rapporterna inte får någon effekt. Det är därför viktigt att ge rapportören ett kvitto på att rapporten mottagits. Det är också viktigt att meddela alla presumtiva rapportörer att mottagna rapporter bearbetas, till exempel genom månadsvis redovisning av antalet mottagna rapporter och även exempel på utförda åtgärder. Men framför allt måste operatörerna, de presumtiva rapportörerna, se att verksamheten förbättras och även förstå att detta blivit möjligt tack vare deras rapporteringsvilja. Principer för rapportering De erfarenheter som finns visar på för- och nackdelar vid olika utformningar av rapporteringssystem. Helt anonyma rapporter, till exempel ett webbaserat system, gör att rapportören kan känna sig relativt trygg att inte bli utsatt för repressalier. Några av de system vi hittat betonar till och med att systemet inte registrerar vilken IP-adress som rapporten kommer ifrån. Problemet med anonyma rapporter är dock att det inte finns någon möjlighet att återkomma med kompletterande frågor. Anonyma rapporter gör det även svårt att se om flera rapporter egentligen berör samma händelse och därmed snedvrider statistiken. Det finns även en risk för falska rapporter vilket i sin tur kan leda till misstro till hela rapportdatabasen. Öppna rapporter finns i rapporteringssystem där det i hela bearbetningsprocessen går att spåra både var händelsen inträffat och vem som rapporterat. Dessa ger en väldigt hög trovärdighet men här kommer risken för repressalier mot rapportören. Först finns risken för att myndigheter lagför rapportören eller dennes medarbetare och/eller arbetsgivare. Sedan finns risken att arbetsgivaren/organisationen uppfattar rapportören som obekväm och försöker förhindra att fler olämpliga rapporter dyker upp. Slutligen finns en risk att kollegor både inom den egna organisationen och i parallella organisationer anser att olämpliga uppgifter kommer till andras kännedom. Ett mellanting är konfidentiella rapporter. Dessa är, åtminstone initialt, spårbara till rapportören vilket möjliggör kompletterande frågor och ytterligare informationshämtande. I vissa av de system vi hittat betonas att denna initiala informationshantering bör göras av en oberoende organisation/ grupp. Detta för att minska misstankarna att någon form av filtrering av rapporteringen görs. Men även för att de som rapporterat skall kunna känna sig trygga. Den grupp som hanterar rapportdatabasen kan därefter sammanställa avidentifierade rapporter som fokuserar på själva händelsen och vidarebefordra dessa till myndigheter, organisationer (även konkurrerande) samt operatörer. Det är av yttersta vikt att rapportörerna har ett stort förtroende för den grupp som hanterar de initiala rapporterna. Underhåll av säkerhetskulturen Det är verksamhetsledningen som skall skapa och underhålla en säkerhetskultur. Denna stöds bland annat av ett rapporteringsystem innehållande systematiskt dokumenterade rapporter från verksamheten. Potentiella rapportörer måste fås att förstå den nytta som deras rapportering medför. Dessutom måste de få information/utbildning i hur systemen fungerar och ges förståelse för att potentiella faror också bör rapporteras Om operatörer rapporterar händelser men upplever att de problem som ligger bakom dessa sopas under mattan upphör snabbt viljan att rapportera. Därför är det oerhört viktigt att processen att bearbeta, analysera, föreslå åtgärder, besluta om åtgärder och implementera förändringar både kommuniceras ut tydligt samt sker tillräckligt snabbt. Viktigt är sedan att följa upp att de genomförda förändringarna leder till en reell förbättring. En välfungerande återmatning ger effektivare och säkrare processer samt ökad kompetens hos medarbetarna vilket är en vinst för hela verksamheten. Sven Keski-Seppälä SKI-rapporten som refereras här finns att ladda hem som pdf-fil på SKI:s webbplats Bakom rapporten står följande personer som alla är verksamma inom LUTAB, Professor Sten Luthander Ingenjörsbyrå AB. Bo Renborg: Civilingenjör KTH Flygteknik (68 år) Pensionerad Överste (Flygingenjör) och pilot från Flygvapnet Försvarsmaktens (FM) Luftvärdighetsinspektör Teknisk utredningschef för Statens Haverikommission (SHK). Klas Jonsson Civilingenjör KTH Flygteknik (58 år) Major i flygvapnet (Flygingenjör) och pilot i Flygvapnet och SAS Tidigare chef för den civila och militära flygutprovningen på Saab. Teknisk utredningschef för Statens Haverikommission (SHK) Sven Keski-Seppälä Civilingenjör KTH Flygteknik Teknisk licentiat KTH Maskinteknik Uppdrag på Lutab: Utbildningssimulatorer för flygförare Kristoffer Broqvist Civilingenjör KTH Flygteknik Utbildad Trafikflygare TFHS Uppdrag på Lutab: Flygutprovning och systemsäkerhet 8 9

6 Safeguardperspektiv på slutförvaret Kontroll av bränslets e genskaper lika viktigt som att kontroll era antalet element Safeguard Av Anni Fritzell Artikelförfattaren är antagen som doktorand på institutionen för neutronforskning vid Uppsala universitet efter att ha avlagt civ.ing-examen på institutionen för partieklfysik. En viktig del av det internationella samfundets kontrollarbete för att förhindra spridning av kärnvapen går under begreppet safeguard (läs kärnämneskontroll). Denna kontroll omfattar alla anläggningar och aktiviteter där kärnämnen hanteras. Dit hör kärnkraftverk, kärnbränslefabriker och lagringsplatser. Syftet med safeguardarbetet är att i tid kunna upptäcka om kärnämne har avletts från den civila kärnbränslecykeln. I praktiken innebär det kontroll av dokumentation före och efter en transport samt verifieringar av att innehållet på lagringsplatser är komplett. I november 2006 lämnade Svensk Kärnbränslehantering AB, SKB, in en ansökan om tillstånd att få uppföra en inkapslingsanläggning för avfallet, i form av använt kärnbränsle, från våra svenska kärnkraftverk. Motsvarande ansökan för slutförvaret planeras att lämnas in under SKI ska undersöka om tillstånd till att uppföra dessa anläggningar kan ges utifrån kärntekniklagen 1. Eftersom den svenska kärnbränslecykeln utökas med en inkapslingsanläggning och ett slutförvar för använt kärnbränsle måste även safeguardssystemet utökas för att innefatta dessa nya anläggningar. En aspekt som SKI i sin tillståndsgivning måste väga in är alltså hur safeguards ska implementeras i detta slutsteg av kärnbränslecykeln. Ny situation Ett slutförvar för använt kärnbränsle placerat i berggrunden liknar ingen annan anläggning som vare sig myndigheter eller internationella organisationer (läs SKI, IAEA och Euratom red:s anm) tidigare behövt befatta sig med. Och därmed ställs de inför helt nya situationer. I slutförvaret ska använda bränsleknippen från de svenska kärnkraftverken förvaras. Bränslet skall enligt den tekniska lösning som är föreslagen kapslas in i kopparbehållare som omges av bentonilera och deponeras på ca 500 meters djup i berggrunden. Då slutförvaret är fyllt kommer det att förseglas genom att man fyller igen alla anslutande tunnlar med sprängsten och lera. Av denna beskrivning kan man förstå att kärnbränslet är i det närmaste oåtkomligt när det väl är i slutförvaret, vilket är en del av poängen. Men detta betyder samtidigt att det inte är praktiskt möjligt att kontrollera innehållet i slutförvaret i efterhand om oklarheter skulle uppstå. Ett annat särdrag hos slutförvaret som ger konsekvenser för kärnämneskontrollen är att det är konstruerat för lagring under mycket lång tid, i storleksordningen år. Dessa egenskaper gör att man dels måste se till att de data man har bevaras säkert, dels att man drar rätt slutsatser utifrån dem. Denna artikel avser att belysa aspekter som är viktiga att ta hänsyn till vid konstruktionen av ett safeguardssystem, särskilt med tanke på de särdrag som slutförvaret uppvisar. Vad behöver vi veta? Ur ett safeguardsperspektiv är det främst två aspekter som särskilt måste beaktas: Att det använda bränslet har de förväntade egenskaperna och att materialet som skall vara på en viss plats vid en viss tidpunkt också är det. De viktigaste bränsleegenskaperna i safeguardarbetet är de som har påverkan på hur bränslet skulle kunna användas till kärnvapenproduktion samt de egenskaper som visar hur operatörerna har handhaft bränslet. Av dessa anledningar är det viktigt att ha kunskap om andelen uran- och plutoniumisotoper det vill säga det material i det använda bränslet som skulle kunna användas i kärnvapen. Mängden av dessa isotoper är beroende av hur operatörerna kör reaktorerna. Vid normal civil kraftproduktion blir andelen 239 PU (plutonium) i det använda bränslet lågt, men det finns sätt att köra reaktorerna så att denna andel ökar avsevärt. Att upptäcka om detta skett är därför viktigt för safeguardssystemets syften. Kontroll av plats Om material inte är på den plats man förväntar sig vid en viss tid är detta en mer direkt indikation på avledning. För närvarande utgör kontroller som syftar till bestämning av att materialets position är den korrekta en stor del av de inspektioner som utförs. I sammanhanget är det värt att notera att om safeguardsmyndigheternas inspektioner ständigt visar att allt är korrekt så ger det en kvittens på att kärnkraftsoperatörerna bedriver sin verksamhet på ett seriöst sätt. Överföring av ansvar Idag finns det använda kärnbränslet från de svenska kärnkraftverken i mellanlagret Clab i Oskarshamn. I samband med den fysiska förflyttningen överförs även ansvaret från verken till SKB. Detsamma gäller för dokumentation om varje bränsleknippe. Den överförs också till SKB. I dokumentationen finns information om ett antal bränsleparametrar som hur mycket energi som utvunnits ur bränslet, den ursprungliga anrikningen, hur länge det har varit i reaktorn med mera. Att kontrollera att vikterna av uran och plutonium är i överensstämmelse med de faktiska förhållandena (verifiering) är en viktig del i safeguardsmyndigheternas inspektionsverksamhet. Ökade krav på noggrannhet och snabbhet För att kunna verifiera olika bränsleparametrar krävs mätningar av olika slag. För detta ändamål har inspektörerna en arsenal av instrument till förfogande. Dessa instrument är i stor utsträckning portabla och är delvis på grund av det inte ägnade för precisionsmätningar av bränsleparametrarna. Kraven på noggrannhet kan dock komma att öka i samband med att anläggningarna för inkapsling och slutförvar tas i bruk. I dessa anläggningar förväntas mätningar ske på ett löpande sätt varför stationära mätstationer kan vara ett bättre alternativ än portabla. Då krav på vikt och bärbarhet blir mindre viktiga finns istället utrymme att förbättra instrumentens precision. Därför pågår forskningsarbete att ta fram sådana mätmetoder. Vid Uppsala universitet har ett sådant arbete pågått under snart två decennier. För trovärdighetens skull måste safeguardssystemet ha förmåga att upptäcka oegentligheter även i situationer när dokumentationen om bränslet, av någon anledning, inte skulle finnas till hands. Detta gör att man kommer in på frågan med vilken noggrannhet och säkerhet som data bör samlas in. Kon

7 Att sätta något under sigill är en vanlig metod för att skydda känslig verksamhet och information. Bilden härintill visar en typ av sigill som anävänts av såväl SKI som Euratom och IAEA. Dagens sigill som skulle kunna komma ifråga för att skydda information om bränsleknippen eller för att försegla ett visst utrymme är betydlig mer avancerade än dessa knappar. I dag används ofta elektroniska sigill vid t.ex förvaringsbassänger. Dessa består av en elektronikenhet och en optisk fiber som registrerar bl.a. vid vilken tid sigillet bryts. Foto: Raoul Hellgren fidensen för de siffror som operatörerna räknat fram är oklar. Därför kan man argumentera för att till exempel innehållet av 235 U och Pu ska bestämmas med hjälp av en mätning där man vet med vilken säkerhet resultaten stämmer. Osäker informationkvalitet En relaterad fråga handlar om gammal dokumentation: I Clab finns kärnbränslen från hela den svenska kärnkraftshistorien, de äldsta från sent 1960-tal. Inkapslingsanläggningen och slutförvaret beräknas tas i bruk 2017 och då kommer många bränslen ha varit mellanlagrade i fyrtio år. Majoriteten av bränslena i Clabs lagringsbassänger har aldrig blivit undersökta genom mätning. Den enda information som finns om dem är därför dokumentationen från verken, som är lika gammal som bränslena. Om det skulle visa sig att denna dokumentation är felaktig eller försvunnen så är det inte troligt att man kan återskapa den efter så lång tid. Inte heller kan man räkna med att de personer som då var ansvariga kan hjälpa till med att reda ut problemen om de fortfarande är i livet och vid god hälsa. Om en mätning på ett fyrtio år gammalt bränsleknippe skulle klargöra att viktiga bränsleparametrar inte överensstämmer med det förväntade kvarstår frågan om vad som har hänt. Har ett plutoniumrikt bränsleknippe ersatts med ett annat? Varför saknas bränslestavar i knippet och vart har de tagit vägen? Förmodligen kommer safeguardsmyndigheterna inte att tillåta inkapsling och slutförvaring av ett bränsle med dylika frågetecken runt sig. Ett myndighetsingripande att stoppa processningen av ett sådant bränsleknippe skulle innebära svåra störningar av driften i inkapslingsanläggningen. En handlingsplan bör därför utarbetas i förbebyggande syfte för sådana situationer. En del i en sådan handlingsplan kan vara att starta mätningar på det använda bränslet redan nu, med användandet av befintliga mätmetoder. Då skulle eventuella felaktigheter upptäckas i god tid, vilket ger utrymme att reda ut oklarheter. Hur vet vi när vi vet? Som beskrivits ovan är det inte praktiskt möjligt att kontrollera innehållet i slutförvaret på grund av flera fysiska barriärer. Slutförvarets otillgänglighet gör att man måste skapa den nödvändiga kunskapen om bränslena innan de placeras i förvaret och dessutom försäkra sig om att inget inträffar som gör att den kunskapen blir ogiltig. På safeguardsspråk kallas detta Continuity of Knowledge (CoK). Att bevara CoK innebär att vidta de åtgärder som behövs för att se till att inga fakta om kärnämnet ändras. Exempel på åtgärder för att bevara CoK är att försegla förvaringsutrymmen med sigill så att de inte kan öppnas utan att det upptäcks, eller att med videokamera kontinuerligt övervaka ett förvaringsområde. CoK kommer sannolikt att bli en mycket viktig del i den strategi som ska leda till att säkerställa att till exempel slutförvarskapslarna verkligen innehåller det använda bränslet och inget annat. Kvantifierad kunskap Hur ska vi då kunna veta att vi vet? Detta är naturligtvis ingen lätt fråga, men det kan finnas en poäng i att försöka göra graden av kunskap mätbar eftersom det skulle stärka safeguardssystemets trovärdighet. Det främsta skälet till det är att man skulle kunna konstruera safeguardssystemen mer rationellt. Exempelvis är ett system som möjliggör en utsaga att kunskapen om slutförvarets innehåll är säkerställd till exempelvis 95 % bättre än ett system som innebär att motsvarande mått är 66 %. För att kunna kvantifiera kunskapen på detta sätt måste funktionen hos en hel del underliggande system också kvantifieras, till exempel hur väl en videokamera kan avspegla verkligheten. Målsättningen att kunna kvantifiera resultaten från safeguardsaktiviteterna är högt satt och kommer att kräva mycket utvecklingsarbete men vinsterna skulle kunna bli stora, både vad gäller resursutnyttjande och effektivitet. Från safeguardsmyndigheternas håll har man efterfrågat en metod som skulle kunna öka möjligheterna att uppnå CoK från inkapslingsanläggningen ända ner i slutförvaret genom ett så kallat fingeravtryck. Ett sådant skulle vara unikt för varje kapsel. Man skulle läsa av det efter inkapslingen och sedan nere i slutförvaret direkt innan kapseln placeras i sitt hål för att verifiera att det verkligen är samma kapsel som transporterats från inkapslingen till förvaret. En metod för detta har ett examensarbete 2 vid Uppsala universitet undersökt. I korthet är utgångspunkten att genom att mäta neutronflödet från kapseln, som är starkt beroende av utbränningsgraden hos de inkapslade bränsleknippena, skapa en signatur för varje kapsel. Enligt examensarbetet är denna metod lovande för att uppfylla syftet. En sådan mätning skulle innebära att CoK bevaras och därmed säkerställa att det använda bränslet faktiskt hamnar i slutförvaret och inte avleds på vägen (se även Nucleus Nr 4/06 sid. 16 ff, red:s anm). Hur ska kunskapen bevaras? All information om innehållet i slutförvaret måste bevaras så att kommande generationer ges möjlighet att själva besluta huruvida det värdefulla innehållet ska upparbetas för vidare energiproduktion eller inte. Detta är inte så lätt åstadkommet som man kanske kan tro. Ska man välja ett traditionellt medium som papper till exempel för att lagra informationen? Papper kan bevisligen lagras i flera hundra år, trots att det sönderfaller med tiden, men i ett attentat eller en brand kan det lätt förstöras. Digitala arkiv degraderas inte på samma sätt, men är kopplade till en viss teknologi för att bli läsbara. För att illustrera problematiken kan man idag svårligen läsa ett femton år gammalt dokument skapat i ett ännu äldre ordbehandlingsprogram! För närvarande finns ingen bra lösning på hur man på ett säkert sätt kan lagra information över sekler men många forskare världen över arbetar med detta som mål. En sak man kan konstatera redan idag är att den information vi sparar förmodligen kommer att räknas som sann när den används i framtiden. Detta ställer naturligtvis mycket stora krav på dokumentationens autenticitet och precision. Till sist I denna artikel har inte kraven från safeguardsmyndigheterna SKI och IAEA nämnts. För varje typ av anläggning finns specifika krav för safeguardssystemet men några sådana har ännu inte ställts upp för slutförvar av den typ som ska uppföras i Sverige. De krav som SKI tar fram för safeguardssystemet måste först och främst uppfylla IAEA:s grundläggande krav, men det finns också utrymme att formulera kriterier som skulle kunna motiveras vara strängare än för andra anläggningar på grund av slutförvarets unika egenskaper. Eftersom det bränsle som så småningom ska kapslas in och slutförvaras en gång placerades i reaktorerna kan det vara lämpligt att, ur ett safeguardsperspektiv, ta ett helhetsgrepp om den svenska kärnbränslecykeln. Med detta menas att man undersöker hur ett safeguardssystem för hela den nya bränslecykeln bäst kan konstrueras, istället för att lägga till nya aktiviteter för slutsteget till det befintliga systemet av safeguards. Ett exempel är att, som nämnts, redan nu börja utföra safeguardsmätningar i Clabs bassänger. Andra systemaspekter är att implementeringen inte bör utgöra onödigt hinder i den industriella hanteringen av bränslet, men också att det ansvar vi har gentemot kommande generationer i fråga om information om slutförvaret uppfylls. Under alla omständigheter kan vi sannolikt förvänta oss ett fortsatt arbete att utveckla safeguards för slutförvaret i dels systemaspekter men också i de mätmetoder som sannolikt krävs för att uppnå rimlig säkerhet i verifieringen av det utbrända bränslet. Anni Fritzell Slutnot: Denna artikel är grundad på tankar som först presenterats i examensarbetet Concerns when designing a safeguards approach for the back-end of the Swedish fuel cycle av Anni Fritzell, Uppsala universitet, Fotnot 1. Lag (1984:3) om kärnteknisk verksamhet 2. J. Vegelius, Investigation of a neutron detection method for safeguarding of spent fuel, Intitutionen för neutronforskning, 2006 Den schematiska bilden härintill illustrerar problematiken hur man skall kunna verifiera vad som finns i ett slutförvar - sedan det förslutits. En annan frågeställning som också diskuterats flitigt är huruvida det skall gå att återta det deponerade använda kärnbränslet. Skall det finnas en nyckel och hur skall den utformas och förvaras för framtiden? Illustration: 12 13

8 Kärnkraftverket som byggdes... men aldrig startades Foto: SKI Mattias Jönsson 2007 Marviken 14 15

9 Marvikens kärnkraftverk Industripolitiskt utvecklingsprojekt i otakt med tiden Kärnkrafthistoria Svenska politiker, forskare och tekniker började tidigt intressera sig för utvecklingen av kärnkraften. Den första forskningsreaktorn var färdig Fem år senare hade AB Atomenergis forskningsstation i Studsvik byggts ut och det fanns konkreta planer på en svensk urangruva och två tungvattenreaktorer, Ågesta och Marviken. Av Carl-Erik Wikdahl Artikelförfattaren började arbeta vid AB Atomenergi 1956, samma år som Atomenergiutredningen presenterade sina planer på den svenska kärnkraftutbyggnaden. Sedan dess har han levt med och följt svensk kärnkraft inom OKG och i eget konsultföretag. Han är sedan starten 1986 medlem av Analysgruppen vid KSU. Mot bakgrund av de goda erfarenheterna av kraftvärmeverket Ågesta utvecklades kärnkraftverket Marviken som ett avancerat nationellt industripolitiskt projekt. När anläggningen stod färdig 1969 hade den konkurrerande tekniken i form av lättvattenreaktorer lämnat Marviken efter sig. Projektet lades ner 1970 utan att en enda uranatom blivit kluven i dess reaktorhärd. Kontrollerad kedjereaktion Den första kontrollerade kedjereaktionen ägde rum i Fermi-reaktorn i Chicago den 2 december Efter ett intensivt målinriktat forsknings- och utvecklingsarbete i USA exploderade atombomberna över Hiroshima och Nagasaki mindre än tre år senare. Det blev startsignal för insatser på atomenergiområdet i Sverige liksom i många andra länder. Redan i november 1945 tillsatte regeringen en Atomkommitté och 1947 bildades AB Atomenergi med staten som huvudägare och ensam finansiär. År 1954 startades den första svenska forskningsreaktorn, R1 och några år senare började AB Atomenergi att bygga ut sin forskningsstation i Studsvik. Så småningom skulle över tusen personer vara anställda inom AB Atomenergi, de allra flesta i Studsvik. Även försvaret följde utvecklingen och politiskt hölls dörren öppen under några decennier för en möjlig svensk atombomb. Men något konkret målinriktat projekt kom aldrig till stånd. Många unga fysiker, kemister och tekniker lockades under 1950-talet in på det nya spännande området. Själv gick jag på KTH och gjorde mitt examensarbete vid R1-reaktorn i mitten av 50-talet flyttade jag till Studsvik och deltog i arbetet med reaktorfysikaliska experiment som gjordes för att öka detaljkunskapen om de reaktorhärdar som sedan togs fram för Ågesta och Marviken. Atomenergiutredningen I mars 1956 presenterade den av regeringen tillsatta Atomenergiutredningen sitt betänkande som innehöll en rad förslag på kraftfulla statliga insatser på atomenergiområdet. Under de närmaste tio åren planerades fem à sex atomdrivna värmeverk och därefter väntades en motsvarande utbyggnad av atomkraftverk. Reaktorerna skulle baseras på naturligt uran, som fanns (finns) i stor mängd i Sverige och tungt vatten som moderator och kylmedel. Denna s.k svenska linje inom atomområdet innebar att man skulle kunna generera värme och elkraft utan att importera bränsle. Verksamheten skulle styras av ett nyinrättat rådgivande organ till regeringen, Delegationen för atomenergifrågor (Dfa). Adam och Eva Redan innan Atomenergiutredningen slutfört sitt arbete offentliggjorde Vattenfall (som då hette Kungl. Vattenfallsstyrelsen och var ett statligt verk) planer på två reaktorprojekt, Adam och Eva. Några månader senare presenterade AB Atomenergi liknande reaktorplaner men med de könlösa beteckningarna R3 och R4. År 1958 enades Vattenfall och Atomenergi efter påtryckningar från Dfa om samarbete i två gemensamma projekt. R3/Adam skulle byggas i Ågesta utanför Stockholm och R4/Eva skulle så småningom realiseras som Marviken på Vikbolandet. Marvikens reaktorbyggnad med sin hjälpkondensor på taket finns fortfarande kvar som ett sjömärke synligt från hela Bråviken. Reaktorns funktion har ersatts med en oljepanna och den gamla STAL-turbinen på 200 MW levererar fortfarande spetskraft till nätet. Tio man underhåller utrustningen och ser till att elkraft produceras ca 100 timmar per år. Foto: SKI Mattias Jönsson 16 17

10 Ågestaprojektet startades I ett samarbetsavtal delades konstruktionsansvaret i första hand mellan Atomenergi (reaktor) och Vattenfall (byggnad). Asea var huvudleverantör av reaktorn. Ågesta bestod av en tryckvattenreaktor med naturligt uran som bränsle och tungt vatten som moderator. Den levererade 55 MW värme till den nybyggda förorten Farsta utanför Stockholm och dessutom 10 MW el. Driften startade 1964 och efter tio år avslutades den aktiva verksamheten vid Ågesta. Ågesta var ångtekniskt en relativt enkel anläggning och den togs fram i stor enighet. Alla parter har alltid varit överens om att Ågesta var ett viktigt utvecklingsprojekt som gav värdefulla erfarenheter på en mängd olika områden som reaktorkonstruktion, reaktorfysik, kärnkraftsäkerhet, bränsletillverkning, reaktordrift och strålskydd. Avancerat projekt med hög ambitionsnivå Med Marviken som låg några år efter Ågesta blev det mesta precis tvärtom. Visserligen gällde fortfarande, åtminstone i början, att bygga ett kraftverk i enlighet med den svenska linjen. Men ambitionen var högre än så. Det som så småningom kom att gälla var att etablera ett svenskt industripolitiskt utvecklingsprojekt i konkurrens med utländsk reaktorteknologi. Tekniker på AB Atomenergi drev på, ibland med stöd från Asea, men motståndet mot det alltmera komplicerade reaktorprojektet växte inom Vattenfall. Den icke-statliga kraftindustrin deltog aldrig i projektet utan var emot det från början och gick sina egna vägar. Krafterna mot detta utvecklingsprojekt blev till slut så stora att den alltför avancerade färdigbyggda reaktorn aldrig fick starta. Ett skäl var, förutom den komplexa konstruktionen, att anrikat uran ställdes till förfogande av USA på världsmarknaden vilket gjorde det möjligt att bygga reaktorer med vanligt vatten (eller lätt vatten som det oftast kallas i motsats till tungt vatten) och därmed en enklare ångprocess. I ett försök att konkurrera med lättvattenreaktorerna gjordes Marviken successivt alltmer avancerad och till slut övergavs kravet på naturligt uran för normaldrift. Marviken var ett synnerligen ambitiöst svenskt industripolitiskt utvecklingsprojekt men tyvärr i otakt med övrig utveckling inom den nya energitekniken. Erfarenheterna var dyra men i vissa avseenden till god nytta för den fortsatta utvecklingen av kärnkraften i Sverige. Tidig reaktorutveckling i andra länder I Frankrike och Storbritannien byggdes under och 50-talet gaskylda reaktorer och i Sovjetunionen tidiga versioner av Tjernobylreaktorer. Utvecklingen i dessa länder var av mindre intresse för Sverige. Kanada med sina stora fyndigheter av rikhaltig uranmalm började tidigt utveckla tungvattenreaktorer med naturligt uran som bränsle, s.k. CANDUreaktorer (Canadian Deuterium Uranium). Omkring varje bränsleelement finns ett tryckrör och bränslebyte sker under drift vid full effekt. Bränsleelementen/tryckrören är horisontella. Omkring tryckrören finns en moderatortank innehållande tungt vatten som inte står under tryck. Man valde en sådan konstruktion för att slippa stora trycktankar och för att göra det möjligt att på ett någorlunda enkelt sätt byta bränsle under drift. Därmed kunde de sammanhängande drifttiderna förlängas och uranet i bränslet utnyttjades effektivare genom att medelutbränningen ökade. I en trycktubsreaktor kan bränslebytesmaskinen placeras helt utanför reaktorn men i en trycktanksreaktor, som Marviken, måste hela utrustningen finnas inne i reaktortanken (se schematisk illustration på sidan 24). Svenskt intresse för tryckrörsprincipen Inom AB Atomenergi följde man med intresse utvecklingen i Kanada och under vissa perioder övervägde man att använda tryckrörsprincipen både i Ågesta och Marviken. I Kanada har man fortsatt att bygga tungvattenreaktorer. Där finns nu (2007) cirka 20 reaktorer av CANDU-typ med en sammanlagd effekt av MW, samma nivå som i det svenska kärnkraftprogrammet. Dessutom har ungefär lika många reaktorer exporterats till ett tiotal länder. Kanada är det enda land som lyckats utveckla tungvattenreaktorer på en kommersiell marknad. Stort intresse för lättvattenreaktorn Den internationellt mest framgångsrika utvecklingslinjen, lättvattenreaktorn, startades tidigt i USA. De grundläggande principerna utvecklades för reaktorer i atomdrivna U-båtar och den första landbaserade lättvattenreaktorn startade 1953 men den var inte kraftproducerande togs de två första lättvattenreaktorerna i USA i kommersiell drift, Yankee en tryckkvattenreaktor (PWR) på 167 MW konstruerad av Westinghouse och Dresden 1, en kokvattenreaktor (BWR) på 200 MW konstruerad av General Electric. De första amerikanska lättvattenreaktorerna kom att påverka den svenska inriktningen på atomenergiområdet redan i slutet av 1950-talet. Särskilt Dresden 1 fick senare stor betydelse för utvecklingen och konstruktionen av BWR i Sverige. Bilden visar överdelen av Marvikens reaktorinneslutning med locket liggande vid sidan. I mitten syns reaktortankens kupol. Målningen på väggarna uppfyller inte längre kraven på reaktorkvalitet. Foto: SKI Mattias Jönsson 18 19

11 Lättvattenreaktorns intåg i Sverige De kraftföretag som inte var statligt ägda etablerade sig tidigt i atomenergiutvecklingen via Atomkraftkonsortiet Krångede AB&Co (AKK). Organisationen bildades i december 1955 med Sydkraft (nu E.ON Sverige AB) som största delägare. AKK förde omkring 1960 diskussioner med amerikanska leverantörer om några mindre lättvattenprojekt. I USA utvecklades under tiden ekonomin för större reaktorer på ett intressant sätt. Det mest påtagliga var att General Electric i slutet av 1963 fick en beställning på en 600 MW anläggning med kommersiella villkor. Priset ansågs inom AKK vara sensationellt lågt. Därför tog AKK fram underlag för flera nya alternativ, bl.a. en offert från General Electric på en 320 MW-anläggning. Intensiva förhandlingar fördes också med Asea. I november 1964 överlämnade Asea en offert på en turn-key leverans av ett 400 MW kärnkraftverk placerat i Simpevarp norr om Oskarshamn. Svensk konstruktion av första kommersiella kärnkraftverket År 1965 ombildades AKK till Oskarshamnsverkets Kraftgrupp AB (nu OKG AB) och beställde det första kommersiella kärnkraftverket i Sverige, Oskarshamn 1. Det var en BWR på 400 MW konstruerad av Asea utan någon licens från General Electric. Kostnad för den nyckelfärdiga anläggningen var 300 miljoner kronor. År 1968 bildades Asea Atom med staten som ägare till hälften av aktierna. Kort därefter beställde Vattenfall två reaktorer, Ringhals 1 och 2, med en total effekt på drygt 1500 MW, varav Ringhals 1 hos det nybildade halvstatliga företaget Asea Atom. Ringhals 2 beställdes samtidigt från den amerikanska reaktorleverantören Westinghouse. I mars 1969 beslöt OKG att beställa reaktordelen till Oskarshamn 2 hos Asea Atom och senare samma år beställde Sydkraft Barsebäck 1, som en tvilling till Oskarshamn 2. ASEA Atom fick flest order Innan provdriften vid Marviken avslutats hade alltså fem svenska lättvattenreaktorer beställts med en sammanlagd effekt av 3200 MW. Fyra av reaktorerna hamnade hos det nya halvstatliga företaget Asea Atom. Utvecklingen av Marviken som tryckvattenreaktor År 1958 avtalade Atomenergi och Vattenfall att gemensamt driva projektet R4 /Eva, ett kondenskraftverk med en eleffekt på cirka 100 MW. Inriktningen var en tungvattenreaktor med naturligt uran som bränsle. Atomenergi skulle svara för reaktordelen och Vattenfall för stationen i övrigt. R4/Eva skulle byggas som en trycktankreaktor, dvs. i stort sett en förstoring av Ågesta, med tillägget att reaktorn skulle utföras för bränslebyte under drift efter kanadensiskt mönster. Kraftverket skulle byggas vid Marviken på Vikbolandet vid Bråviken och skulle starta Bränslebytesmaskinen skulle byggas in i reaktortanken ovanför härden. Den skulle fungera under fullt tryck i tanken och under drift men vid reducerad effekt. I kommande anläggningar skulle det vara möjligt att förflytta och byta bränslet även vid full effekt. Fördel Marviken trots invändningar Då det tekniska underlaget för ett ställningstagande till Marvikenprojektet färdigställts i mitten av 1961 visade Vattenfall att kostnaderna skulle bli ungefär 400 Mkr. Den specifika anläggningskostnaden för en stationseffekt på 105 MW ansågs av Vattenfall som mycket hög jämfört med ett konventionellt kondenskraftverk. Dessutom menade Vattenfall att projektet inte brådskade eftersom olja (åtminstone tillfälligt, skulle det visa sig) blivit billig igen. Delegationen för atomenergifrågor ansåg det betänkligt från handelspolitiska synpunkter att tillgodose 1970-talets ökande elförbrukning genom konventionella ångkraftverk med kraftig ökning av oljeimporten som följd. Av samma skäl var Delegationen kritisk till lättvattenreaktorer som ju skulle kräva import av anrikat uran. Ett fortsatt stöd till en utveckling enligt den svenska linjen var därför nödvändigt. Delegationen utgick ifrån att det behövdes ett utvecklingssteg mellan Ågesta och de framtida fullstora kommersiella atomkraftverken. Delegationen tillstyrkte fortsatt arbete med Marvikenprojektet och angav start av elproduktion Statsmakterna beslöt 1962 att uppföra Marvikenstationen enligt förslaget från Atomdelegationen. Återvändsgränd Den internationella reaktorutvecklingen med tonvikt på lättvattenreaktorteknik indikerade emellertid efter hand att den beslutade versionen av Marviken skulle innebära ett alltför begränsat utvecklingssteg, eller kanske snarare en återvändsgränd. Därför började både Atomenergi och Asea att studera mer avancerade tungvattenreaktorer. Inom Atomenergi gjordes den s.k Bashful-utredningen (Boiling And Superheating Heavy Water Full Scale Study) angående en 400 MW kokarreaktor med direktcykel för drift med eller utan intern överhettning av ångan. Utredningen visade en mycket positiv bild av utvecklingsmöjligheterna för denna reaktortyp. Överhettad entusiasm Inom Asea mottog man Bashful-utredningen med entusiasm. Detta inte bara av tekniska utan också av affärsmässiga skäl. Marviken var vid denna tid en avgörande viktig verksamhetsgren för Asea:s växande atomkraftavdelning, i själva verket det enda större projekt som gav intäkter. En satsning på en kokarreaktor var speciellt intressant för Asea eftersom man hade ett samarbete med General Electric om en BWR till AKK. Intressant för Asea var också de utmanande tekniskt avancerade satsningarna som redovisades i Bashful-utredningen. Nukleär överhettning, dvs. intern överhettning av reaktorångan i särskilda överhettarbränslekanaler, studerades i USA och Sovjetunionen. Argumentet för intern överhettning var att den termiska verkningsgraden skulle bli högre och att turbinen skulle kunna göras mer konventionell och därmed billigare. Några överhettarprojekt kom dock aldrig till stånd i någon reaktor på grund av de svåra materialproblemen i bränslekapslingen. Figuren visar delar av reaktortankens botten som modifierades något för att kunna genomföra de termohydrauliska experiment som följde efter nerläggningen av Marviken. Foto: SKI Mattias Jönsson 20 21

12 FLÖDET I REAKTOR-TANKEN 1. Matarvatteninlopp i tanken (109 o C, 204 kg/s). 2. Vatten ut ur moderatorn (224 o C, 204 kg/s). 3. Vatten in i överhettarnas isolerrör (260 o C, 150 kg/s). 4. Vatten ned genom fallspalten (260 o C, 1800 kg/s). 5. Vatten in i kokarelementen (260 o C, 1950 kg/s). 6.Ång/vatten-blandning ut ur kokarelementen (263 o C, 1950 kg/s). 7. Vattenavskiljning (263 o C, 216 kg/s). 8. Ånga in i överhettarkanalerna (263 o C, 215 kg/s). 9. Ånga ned genom överhettarelementen* (263 o C, 215 kg/s). 10. Ånga i förbindelse med isoleringsspalt (liten mängd) 11. Överhettad ånga ut genom överhettarnas utloppsdysor (475 o C, 215 kg/s). 12. Överhettad ånga till ångsamlingslåda & turbin (472 o C, 215 kg/s). *vid drift med mättad ånga är denna kanal tom. Marviken byter koncept I maj 1962 presenterade Asea ett nytt projektförslag, Marviken-K200. Man lämnade tryckvattenutförandet och inriktade sig i stället på en kokarreaktor med tungt vatten försedd med möjligheter till intern överhettning. Eleffekten skulle öka till det dubbla, 200 MW. Vattenfall hade reagerat negativt på Bashful-studien och avrådde nu också från en satsning på Marviken-K200. I stället ville man att den ursprungliga satsningen skulle fullföljas. Det föreslagna kokarprojektet var alltför djärvt och kostnaderna för höga. Atomenergi föreslog ändå tillsammans med Asea i en skrivelse till Atomdelegationen att Marviken skulle konstrueras enligt Aseas nya förslag. Det tunga vattnet i reaktortanken skulle koka och den tunga vattenångan skulle i direktcykel överföras till turbinen. Atomdelegationen gav i uppdrag åt Vattenfall och Atomenergi att i samarbete med Asea ta fram ett detaljerat projekteringsunderlag. De båda företagen lämnade i december 1962 en slutrapport där Marviken K200 värderades genomgående positivt. Mot bakgrund av den snabba internationella utvecklingen av atomenergin ansågs det motiverat att ta det förhållandevis stora utvecklingssteget. Dessutom antyddes förhoppningar om export av svensk atomkraftteknik till bl.a. Egypten och Pakistan. Faktaruta 1 Marviken-K200 med möjlighet till intern överhettning Mättad ånga Överhettad ånga Värmeeffekt (MW) Eleffekt, totalt (MW) Eleffekt netto (MW) Arbetstryck (bar) 49,5 Moderatortemperatur ( C) 190 Överhettningstemperatur ( C) 500 Reaktortankens höjd, exkl. kupol (m) 23,5 Reaktortankens innerdiameter (m) 5,22 Härdens höjd (m) 4,42 Härdens diameter (m) 4,30 Antal kokarkanaler 147 Antal överhettarkanaler 32 Totalmängd tungt vatten (ton) 185 Det tunga vattnet skulle koka i kokarkanalerna vid 50 bars tryck, och ångan skulle samlas i överdelen av reaktortanken. Efter vattenavskiljning skulle ångan vända neråt i överhettarkanalerna och överhettas till 500 C och tas ut genom individuella studsar i botten av reaktortanken för att sedan gå direkt till turbinen. Var femte bränslekanal, 32 st, var avsedd för överhettarbränsle. Vid drift med mättad ånga var dessa bränslekanaler tomma och hälften av kanalernas utgångar pluggade. Härden hade en höjd av ca 4,42 meter men totalhöjden på reaktortanken var 23,5 meter för att rymma bränslebytesmaskinen. Illustrationen t.v. visar en genomskärning av reaktorn och flödet genom den. Alternativa driftsfall Tre driftsfall redovisades, två med svagt anrikat uran med respektive utan överhettning och ett tredje fall med s.k. beredskapsdrift där man använde naturligt uran utan överhettning. Effekten var 200, 140 respektive 105 MW. Kostnaden beräknades till 400 miljoner kronor och energikostnaden med och utan överhettning till 5 resp. 7 öre/kwh, jämfört med 8 öre/kwh för tryckvattenversionen. Den nya tidpunkten för start av reaktorn angavs till 1969, vilket innebar ett års försening jämfört med tidigare uppgifter. Svenska linjen på väg att överges Omläggningen innebar att den energipolitiska komponenten i atomenergiprogrammet försvagades ytterligare. Drift av Marviken med anrikat uran blev nu av ekonomiska skäl huvudalternativet vid överhettning till och med en nödvändighet. Trots avvikelsen från den svenska linjen, accepterade Atomdelegationen i början av 1963 förändringen av projektet till Marviken-K200 inklusive möjligheten till drift med intern nukleär överhettning. Regeringens proposition, grundad på atomdelegationens ställningstagande, godkändes i riksdagen utan debatt. Övergången till Marviken-K200 innebar en förnyad prövning av koncessionen. Den tekniska säkerhetsgranskningen gjordes av Atomdelegationens reaktorförläggningskommitté (Rfk), som var en föregångare till SKI. Allvarlig kritik och krav på omfattande ändringar I sitt yttrande över Vattenfalls koncessionsansökan, som bara avsåg drift med mättad ånga, tog Rfk upp även överhettarfrågan. Rfk framhöll att överhettningen skulle komma att ställa omfattande krav på konstruktionen även för drift med mättad ånga. För första gången gjordes också en kritisk granskning av förslaget med bränslebyte under drift. Rfk tillstyrkte emellertid under hösten 1963 koncessionen för kokarversionen, dock med ett antal krav på omfattande konstruktionsändringar. Rfk:s yttrande gjorde att Vattenfall blev mer negativt till projektet och krävde att överhettningen skulle slopas. Anläggningen ansågs som utomordentligt komplicerad varför det fanns anledning förmoda att tillgängligheten skulle bli mycket lägre än vad som förutsatts i de driftekonomiska beräkningarna. Särskilt kritiserades bränslebytesmaskinen, en tekniskt komplicerad utrustning placerad inne i reaktortanken. Allvarlig kritik mot utformningen av Marviken som kokarreaktor framfördes av en grupp ledande tekniker vid Ågesta i ett PM daterat maj Gruppen menade att det presenterade projektunderlaget skulle vara omöjligt att förverkliga. Risktagande skulle ge vinst på sikt Delegationen drog under hösten 1964 trots all tveksamhet slutsatsen att Marvikenprojektet borde fullföljas. Man framhöll att det trots de amerikanska lättvattenreaktorernas kommersiella försprång ännu inte var möjligt att avgöra vilken reaktortyp som på längre sikt skulle visa sig vara mest ekonomisk. Om överhettning ansåg delegationen att de potentiella vinsterna rättfärdigade ett risktagande. Under 1964 och 1965 började allt fler tunga debattörer att mot bakgrund av den internationella utvecklingen ifrågasätta både den svenska linjen och verksamheten inom AB Atomenergi. I fackpress och dagspress inleddes en häftig teknisk-politisk debatt där många hävdade att den svenska linjen måste överges och att Sverige i stället skulle satsa på att bygga lättvattenreaktorer och att importera anrikat uran. Även flera tunga tekniker från Vattenfall deltog i den offentliga debatten och krävde att Vattenfall skulle få fria händer i valet av reaktortyp för kommande projekt. Psykologisk blockering? Vid behandlingen i riksdagen presenterades för första gången en motion där en nerläggning av projektet föreslogs. I riksdagsdebatten om Marviken den 17 mars 1965 deltog Nils Carlshamre (h) och Manne Ståhl (fp). Nils Carlshamre jämförde Marvikenprojektet med André s ballongfärd till Nordpolen. Man hade kommit i ett läge när det rent psykologiskt tycktes omöjligt att stoppa ett företag som nästan alla ansåg vara ofruktbart och dömt att misslyckas. Marvikenprojektet betydde mycket för de anställda i Studsvik och någon märkbar kritisk debatt inom företaget fanns inte. Snarare fanns tvärtom en utbredd solidaritet med det utvecklingsarbete som pågick. I den andan skrev jag och en kollega i Studsvik, Evelyn Sokolowski, en debattartikel i Svenska Dagbladet 1966 med titeln Svensk forskningssatsning nödvändig. Generatorn av ASEA-konstruktion som tillverkades 1967 används i dag liksom turbinen i bakgrunden från Stal-Laval. I stället för att koka vatten med hjälp av uran används olja för att producera el till nätet när behovet är som störst. Foto: SKI Mattias Jönsson 22 23

13 Illustrationen härintill är tänkt att visa bränslehanteringen i och utanför reaktorn. En utförligare beskrivning ges i faktaruta 2. Marviken byggs, provas och läggs ner Under år 1965 slutfördes huvuddelen av konstruktionen och upphandlingen av Marvikenstationen. Atomenergi räknade med att anläggningen skulle vara klar 1968 och att nukleär drift med mättad ånga skulle kunna starta året därpå. År 1968 var montagearbetet i stor sett avslutat och icke-nukleär provdrift med vanligt vatten startade. Mitt eget intresse för Marviken demonstrerade jag genom att söka jobbet som ansvarig för bränslet och reaktorhärden vid driftavdelningen i Marviken. Dessbättre fick jag inte jobbet. Provdriften med vanligt vatten under 1969 visade på behov av en del justeringar och kompletteringar. Ombyggnadsbehoven framkom som resultat av omfattande funktions- och säkerhetsanalyser som genomförts inom den gemensamma säkerhetskommittén som bestod av experter från Atomenergi och Vattenfall. Kriterier på reaktorsäkerhet saknades Vid starten av Marvikenprojektet fanns inga internationella kriterier på reaktorsäkerhet. Under sista hälften av 1960-talet formulerade emellertid AEC (Atomic Energy Commission) i USA grundläggande kriterier för hur säkerheten skulle bedömas. En del av problemen med Marvikens säkerhetsredovisning och Rfk:s bedömning under de sista åren berodde på att Marvikenkonstruktionen inte uppfyllde viktiga delar av de nya amerikanska kraven. Atomenergi ger upp överhettning I augusti 1969 anmälde Atomenergi att utvecklingsarbetet med att använda Marviken som en demonstration av intern nukleär överhettning lagts ner. Som skäl angavs att tekniken övergetts på alla andra håll i världen och att överhettardrift av Marviken skulle innebära marginell förbättring av driftekonomin. Några överhettarelement tillverkades aldrig och Reaktorförläggningskommittén fick aldrig tillräckligt underlag för ett godkännande av drift av Marviken med överhettad ånga. Nya problem blev droppen... Under hösten 1969 bearbetades en del av de brister som framkommit vid provdriften. Efter hand tillkom nya problem som skulle bli kostsamma att åtgärda och som skulle innebära en ytterligare försening. I Faktaruta 2 Bränsle och bränslehantering Kokarbränslet bestod av urandioxidkutsar kapslade i zircaloyrör. Medelanrikningen var 1,35 % U-235. Totalt tillverkades 154 kokarbränslepartoner till Marviken under åren 1967 och 1968 vid Atomenergis bränslefabrik på Lövholmen i Stockholm. Av dessa innehöll 68 anrikat uran och resten, 86 st, försågs med naturligt uran. Överhettarbränslet tillverkades aldrig men skulle ha bestått av urandioxid med en anrikning av 1,75 % U-235. Kapslingsrören skulle ha tillverkats i rostfritt stål. Bränslet kunde flyttas med hjälp av en i reaktortanken inbyggd bränsleförflyttningsmaskin. Avsikten var att man skulle kunna förflytta kokarelement under drift från en position i reaktorn till en annan. Man skulle också under drift kunna byta ett använt bränsleelement mot ett färskt genom slussmaskinen under reaktortanken. Under hanteringen kyldes det använda bränslet genom att kylvatten sprejades över bränsleelementet. Överhettarelementen skulle inte bytas då reaktorn var i drift. Figuren t.v. illustrerar bränslehanteringen inne i och utanför reaktorn. april 1970 beslöt därför Atomenergi föreslå att arbetet med att färdigställa Marviken skulle avbrytas och att det tunga vattnet och bränslet skulle säljas. Vattenfall instämde i Atomenergis förslag och den 27 maj beslöt regeringen på inrådan av Atomdelegationen att tillåta en nerläggning av Marvikenprojektet. Förluster och insikter Enligt Industridepartementets redovisning var de totala kostnaderna inklusive avvecklingen 564 Mkr. Ränta under byggtiden och vissa pensionsåtaganden hos Vattenfall uppgick till 149 Mkr. Försäljning av tungtvatten och bränsle inbringade drygt 70 Mkr. Totala nettokostnaden blev därför ungefär 640 Mkr. Samtidigt som nerläggningen av Marviken aktualiserades sökte jag samma jobb på Oskarshamnsverket som jag tidigare sökt i Marviken. Den gången fick jag napp. Under min tid på OKGs driftavdelning fick jag successivt klart för mig att nukleär överhettning skulle ha inneburit svåra eller troligen omöjliga tekniska problem med tanke på de krav som ställs på bränsleelementens täthet under drift. Likaså insåg jag att Marvikens inbyggda utrustning för bränslebyte under drift skulle ha lett till omfattande driftstörningar med låg tillgänglighet och dålig driftekonomi som följd. Var Marviken till någon nytta? Marvikenprojektet innebar onekligen en stor ansträngning ekonomiskt och resursmässigt men ledde inte till någon nukleär kraftproduktion. Man kan fråga sig om Marviken ändå varit till någon nytta. Här några röster: Olle Gimstedt, VD i AKK och sedan OKG från 1959 till 1980 i boken Från Atom till Kärnkraft. Bilder ur OKGs historia utgiven av OKG 1985: Därmed inte sagt att Marviken i svensk kärnkrafthistoria skall klassas som ett totalt fiasko. Satsningen på det teknologiskt alltför avancerade Marvikenprojektet innebar naturligtvis att många människor inom Asea Atom, Atomenergi, kraftföretagen och den tillverkande industrin fick mycket viktiga kunskaper och erfarenheter. Dessa kom sedan till nytta vid konstruktion och bygge av Oskar I och dess efterföljare. Men nog hade man kunnat skaffa dessa erfarenheter på ett betydligt billigare sätt än genom att gå omvägen över Marviken. Ingvar Wivstad, Vattenfall (som tillhörde de tidiga kritikerna av Marviken) refereras i Sigfrid Leijonhufvuds bok Parentes? En historia om svensk kärnkraft utgiven av ABB Atom 1994: Den kostsamma övningsuppgiften Marviken bidrog till att utbilda en teknikergeneration och blev trots allt viktig för Aseas kompetensutbyggnad. När Marviken inte fick tillstånd att starta, fanns där plötsligt en världsunik anläggning för experiment i skala 1:1. Internationella experiment genomfördes dels inom termohydraulikområdet och dels inom området svåra haverier. I de senare fallen studerades kemiförhållandena i reaktortanken efter ett simulerat svårt haveri. Experimenten genomfördes under åren Resultaten har haft stor betydelse, dels för förståelsen av vissa fenomen och dels för utveckling av olika beräkningsprogram. En utförligare beskrivning av dessa experiment kommer i nästa nummer av Nucleus. Tillspetsat kan man ur den synvinkeln säga att Marvikenprojektet havererade vid optimal tidpunkt det tekniska arbetet var i huvudsak avslutat, anläggningen var inte tagen i drift och nu behövdes personalen för nya arbetsuppgifter. Utan Marviken hade Asea aldrig ensam klarat Oskarshamn 1, slår Wivstad fast samtidigt som han betonar att den insatsen med tanke på resurserna ändå var magnifik. Industriellt perspektiv Från ett industriellt perspektiv år 2007 kan man tilllägga att svensk kärnkraftteknik med utgångspunkt i erfarenheterna med Marvikenprojektet, skapat ett antal kronjuveler, som fortfarande är företagsmässigt mycket lönsamma: 1. Den kokarreaktor som Asea Atom först levererade till OKG och som sedan vidareutvecklades är fortfarande driftekomiskt lönsamma anläggningar i Oskarshamn, Ringhals, Forsmark och Olkiluoto (Finland). Totalt levererades elva reaktorer av denna typ. 2. Bränslefabriken i Västerås är sedan länge en av de främsta på världsmarknaden för leverans av kärnkraftbränsle både till BWR och PWR. 3. Sandvik är världsledande när det gäller tillverkning av kapslingsrör till kärnbränslestavar i zircaloy. 4. Scandpower, tidigare Studsvik of America, dominerar på världsmarknaden när det gäller programvara för reaktorfysikalisk planering och uppföljning av reaktorhärdens drift, s.k core management. För den som vill fördjupa sig i Marvikenprojektets utveckling finns en utförligare beskrivning i en SKIrapport med samma namn och med samma författare. Där finns också en omfattande referenslista. Carl-Erik Wikdahl Fotnot: 1. För en omräkning med konsumentprisindex från prisnivån i mitten av 1960-talet till början 2007 skall de angivna siffrorna multipliceras med en faktor strax under 9. En sådan beräkningsmetod och val av index kan naturligtvis diskuteras men ger en ungefärlig storleksordning på kostnaderna i 2007 års penningvärde

14 Förändrad syn på kärn vapenstaten Indien Av Jens Wirstam Fil.dr Artikelförfattaren är verksam som forskare på Institutionen för kärnvapenfrågor vid Totalförsvarets forskningsinstitut, FOI. Indien är efter sina provsprängningar av kärnladdningar åren 1974 och 1998 i praktiken en kärnvapenstat, men erkänns inte formellt i regelverket för Ickespridningsavtalet, NPT, som en sådan 1 ett avtal som Indien för övrigt inte har skrivit under. Efter Indiens provsprängningar har omvärlden i allmänhet, däribland medlemsstaterna i Nuclear Suppliers Group (NSG), varit restriktiva med exporter av kärnteknisk utrustning till Indien. Detta för att inte på något sätt medverka till Indiens kärnvapenprogram. Denna inställning håller nu dock gradvis på att förändras. Flera inflytelserika stater, främst USA men även Frankrike och Ryssland, diskuterar redan olika kärntekniska avtal med Indien, och agerar också för att den kärntekniska exporten till Indien skall bli möjlig inom NSG:s regelverk. Ett sådant paradigmskifte kan få konsekvenser för såväl maktbalansen i denna del av Asien som för det globala arbetet med att motverka spridning av kärnvapen. Ickespridningsavtalet, NPT, utgör den multilaterala grundpelaren när det gäller kärnvapen i världen. Enligt detta avtal ska de fem erkända kärnvapenstaterna USA, Ryssland, Kina, Frankrike och Storbritannien arbeta för att nedrusta sina arsenaler, samtidigt som övriga signatärer förbinder sig att inte utveckla egna kärnvapen; de har däremot rätt till fredlig användning av kärnteknik. Idag har samtliga stater utom Indien, Pakistan och Israel skrivit under NPT. Dessa tre stater är också i praktiken, om än inte formellt under NPT, kärnvapenstater och benämns därför vanligen som de facto kärnvapenstater 2. Att, som Indien, stå utanför NPT betyder (bland mycket annat) att kärntekniska anläggningar, och associerat material, inte nödvändigtvis är under IAEA-safeguard 3. I Indiens fall styrs förhållandet till IAEA istället av ett safeguard-avtal som är anläggnings- och materialspecifikt. Till exempel är majoriteten, men inte alla, av de reaktorer som Indien importerat under safeguard. Likaså tillämpas safeguard vid upparbetning om bränsle från sådana reaktorer upparbetas däremot är inte någon av Indiens upparbetningsanläggningar i sig under safeguard. Indien har som redan nämnts genomfört flera provsprängningar, och det är ett välkänt faktum att Indien har en betydande kärnteknisk infrastruktur som används inom kärnvapenprogrammet och ligger utanför IAEA:s inspektionsmandat. Indiens kärnbränslecykel en bakgrund Indiens kärnkraftprogram började redan på talet. Indiens Atomic Energy Commission bildades 1948, och 1955 påbörjades, med brittiskt stöd, bygget av 1-MW-forskningsreaktorn Apsara. Både Kanada och USA var Indien behjälpliga med kärnkraftprogrammet under 1950-talet. Kanada såg till att Indien fick tillgång till tungvattenreaktorn CI- RUS (40 MW) under den s.k. Colombo-planen och USA sålde 21 ton tungt vatten till reaktorn under programmet Atoms for Peace. När affären genomfördes var det underförstått att reaktorn endast skulle användas för fredliga ändamål, men eftersom affären ägde rum innan det internationella regelverket för teknologiöverföring inom det kärntekniska området var etablerat fanns ingen klausul i avtalet för inspektioner. Indien bröt sedermera mot detta avtal när man 1974 gjorde sitt första kärnladdningstest, en laddning som byggde på upparbetat vapenplutonium från CIRUS-reaktorn. I enlighet med det avtal som hade upprättats hade Kanada givit Indien tillgång till underlag som behövdes för egen konstruktion av tungvattenreaktorer vilket gjorde att Indien, även utan fortsatt utländskt stöd, kunde bygga upp en inhemsk kärnteknisk infrastruktur för både civila och militära tillämpningar. Indiens kärntekniska anläggningar Indiens kärnbränslecykel har utvecklats med hänsyn till att landet har högst begränsade uranreserver ( ton, motsvarande 0,8 % av världens tillgångar), vilket gör att man aldrig skulle kunna bli Utblick/icke-spridning När Indien utvkecklade kärnvapen i strid med det internationella samfundets strävanden var landet på väg in i kylan. Men hot om internationella handelsrestriktioner verkar nu falla till marken när en variant av det indiska reptricket spelas upp på världsscenen. Synen på kärnvapenstaten Indien är nu på väg att omprövas i takt med den ekonomiska utvecklingen i landet. Illustration: Raoul Hellgren 26 27

15 Staplarna på illustrationen visar vilka länder som har störst uranproduktion i världen. Medan Indien är ett tämligen litet land i det sammanhanget framstår Kanada och Australien som två stormakter. Illustration: Analysgruppen vid KSU Lasse Widlund självförsörjande på uranbränsle vid ett reellt utnyttjande av kärnkraft som energikälla. Indien har dock betydande toriumtillgångar, ca 32 % av världens reserver, varför Indien har planerat för en bränslecykel där behovet av uran minimeras och toriumtillgångarna utnyttjas 4. Indien har dock egentligen inte ännu kommit längre än till första steget i denna bränslecykel. I dagsläget har Indien ett fåtal urangruvor där uppskattningsvis några hundra ton uran kan utvinnas årligen. Denna mängd uran, som används som bränsle till de existerande tungvattenreaktorerna, täcker dock endast en tredjedel av Indiens totala behov vid full drift av samtliga tungvattenreaktorer. Indien har idag 14 stycken civila, kraftproducerande tungvattenreaktorer (Pressurized Heavy Water Reactor, PHWR), medan två ytterligare sådana reaktorer används för att producera vapenplutonium. Endast två av de civila tungvattenreaktorerna är under safeguard. Indien har också två stycken kraftproducerande, importerade, lättvattenreaktorer (LWR) under safeguard i Tarapur, samt ytterligare ett par LWR avsedda för forskning. Bränsle till reaktorerna i Tarapur har importerats, men viss inhemsk tillverkning av låganrikat bränsle lär ske med hjälp av importerad låganrikad uranhexafluorid. Upparbetning på industriell basis Bland Indiens övriga kärntekniska anläggningar skall särskilt de fyra upparbetningsanläggningarna uppmärksammas. Två av dessa har en verksamhet på industriell basis. Dessutom finns ett mindre antal anrikningsanläggningar, på både pilot- och forskningsskala. Statusen på Indiens anrikningsanläggningar är för närvarande oklar, och det är inte känt i vilken mån om någon dessa anläggningar kan anrika uran eller vilken anrikningsgrad anläggningarna är optimerade för 5. Inte någon av de här nämnda anläggningarna är under safeguard, även om som sagt safeguard tillämpas i upparbetningsanläggningarna då bränsle under safeguard processas. Stort energibehov Indien, med en folkmängd om drygt en miljard, har idag en elförbrukning om 519 TWh eller knappt 0,5 MWh per person och år. Dagens kärnkraftverk har en maximal kapacitet på 3,9 GWe, vilket med 100 % drifttid motsvarar 34 TWh eller knappt 7 % av den totala elförbrukningen. På grund av uranbristen används dock reaktorerna betydligt mindre, och ger i verkligheten endast knappt 3 % av den totala förbrukningen; återstoden kommer från vatten- och kolkraftverk. Som jämförelse kan nämnas att Sverige förbrukar ca 15 MWh per person och år. Kina 1,7 MWh per person och år. Det kan alltså konstateras att Indien har ett stort behov av energi. Indiens nuvarande plan för utbyggnad av kärnkraften är att till 2015 ha 12 GWe installerat och en utbyggnad till 20 GWe är planerad till år Hälften av denna energi är planerad att levereras med hjälp av inhemska PHWR, resten av åtta importerade LWR på 1000 MWe vardera och fem stycken bridreaktorer om vardera 500 GWe. Indiens nuvarande urankapacitet täcker dock långt ifrån råvarubehovet för denna utbyggnad. Nuclear Suppliers Group och förhållandet till Indien Efter Indiens provsprängning 1974 ansåg flera stater att det behövdes någon form av internationell kontrollregim för att motverka spridning av kärnvapen i världen. Framförallt insågs att fler produkter än de rent kärntekniska, men som ändå kunde ha användning i en stats kärnvapenprogram, behövde kontrolleras. Detta blev startskottet för en frivillig sammanslutning av stater som bildade den internationella kontrollregimen Nuclear Suppliers Group (NSG). I denna regim ingår bland annat USA, Ryssland, Kina, samtliga EU-stater, Japan, Brasilien och Sydafrika, och för närvarande har NSG 45 stycken medlemsstater 6. NSG består väsentligen av de stater i världen som idag har den principiella teknologiska kunskapsnivån, och därtill associerad utrustning, som bedöms vara nödvändig i ett kärnvapenprogram. Internationell exportkontroll NSG är alltså en internationell exportkontrollregim som inte bara reglerar export av kärnteknisk utrustning och material från medlemsstaterna, utan även annan utrustning som kan komma till användning i ett kärnvapenprogram. Sådan utrustning har också andra, legitima civila tillämpningar, och benämns i dessa sammanhang dual-use produkter. Ett exempel på det senare är verktygsmaskiner, t.ex. avancerade fräsmaskiner, som exempelvis kan användas för att forma det fissila materialet i en kärnladdning men som också naturligtvis har många tillämpningar inom civil verkstadsindustri. För att harmonisera medlemsstaternas export har NSG överenskomna kriterier och riktlinjer för hur, och i vilka fall, export av både kärnteknisk utrustning och dual-use produkter kan ske. En av de viktigaste punkterna är att importerande stat i fråga ska ha ett så kallat comprehensive (läs heltäckande, red:s anm) safeguard-avtal, ett avtal som inkluderar samtlig kärnteknisk verksamhet i staten. Civil användning Det får inte heller finnas någon risk för att produkten, utrustningen eller materialet på något sätt avleds från den uppgivna civila användningen för att istället användas i ett kärnvapenprogram. I detta sammanhang är det värt att påpeka att NSG:s arbete inte på något sätt syftar till att motverka fredlig användning av kärnteknik, utan snarare till att säkerställa just den fredliga användningens natur. Regelverket kan kringgås När det gäller export av kärnteknisk utrustning eller dual-use produkter till Indien är problemet egentligen tvåfaldigt. För det första uppfyller Indien definitivt inte, som nämndes tidigare, kravet om att all kärnteknisk aktivitet ska vara under safeguard. Detta faktum kan dock under vissa omständigheter kringgås, och bland annat har Indiens lättvattenreaktorer som är under anläggningsspecifik safeguard vid flera tillfällen erhållit reaktorbränsle från Ryssland. För det andra är det, även om exporten är tänkt för en anläggning under safeguard, i praktiken omöjligt att kontrollera om teknologin senare indirekt avleds och används i Indiens kärnvapenprogram. Att det exporterade godset indirekt avleds betyder inte nödvändigtvis att just godset i sig kommer till användning i ett kärnvapenprogram, utan det kan snarare röra sig om fall där Indien tillgodogör sig kunskap inom den föregivet civila sektorn, vartefter den erhållna kunskapen visar sig vara användbar för t.ex. framställning av fissilt material för vapenändamål. Från ovanstående resonemang är det inte mer än naturligt att NSG:s medlemsstater, som sig bör enligt regimens regelverk, generellt sett har varit restriktiva med export av känsliga produkter till Indien. Indiens kärnvapenarsenal bakomliggande orsaker I praktiken är det väldigt svårt att avgöra vilken effekt NSG:s restriktiva inställning har haft på Indiens kärnvapenprogram, även om resultatet med största sannolikhet åtminstone har medfört en fördröjning av utvecklingen av mer sofistikerade kärnladdningar i Indiens arsenal. Det är värt att notera att utvecklingen av den indiska kärnvapenarsenalen har framskridit relativt långsamt, vilket dock förvisso också kan förklaras av att en långsam uppbyggnad och modifiering ryms inom den indiska kärnvapenstrategin. Trots de internationella ansträngningarna innehar Indien idag uppskattningsvis vapenplutonium för stycken kärnladdningar, även om det råder betydande osäkerhet kring denna siffra. Det är kanske egentligen inte förvånande att Indien trots allt har lyckats framställa material för kärnvapen, med tanke på att Indien ändå är en stat med stor befolkning, en relativt hög kunskapsnivå inom vissa befolkningssegment och en stark tradition av att på egen basis uppnå teknologiska framsteg. Under senare tid har Indien dessutom haft en stark ekonomisk utveckling, vilket knappast minskat de inhemska förutsättningarna. De strategiska anledningarna till att Indien har beslutat sig för att bli en de facto-kärnvapenstat är framförallt två. För det första finns i Indien en 28 29

16 Figuren visar hur stor andel uran-238 respektive uran-235 som finns i naturligt uran, reaktorbränsle och i kärnvapen. Det betyder att om ett land har för avsikt att utveckla kärnvapen så behöver man förutom tillgång på naturligt uran avancerade anrikningsanläggningar. Illustration: Analysgruppen vid KSU Lasse Widlund känsla av att landet inte erkänns som den regionala stormakt landet idag faktiskt är, och kärnvapen kan därför vara en komponent i den strävan; dessutom skulle kärnvapen åtminstone i militärt hänseende göra Indien mer autonomt. För det andra utgör Kina ett potentiellt hot mot Indien, och de två länderna har också utkämpat ett mindre krig 1962 gällande gränstvister. En komplicerande faktor är att Kina även har ett traditionellt gott samarbete med Pakistan, ett land som ju är en klar antagonist gentemot Indien. Både Kina och Pakistan har dessutom kärnvapen. Stark utvecklingsfas Kina och Indien befinner sig för närvarande i en stark ekonomisk utvecklingsfas, en uppgång som inte ser ut att vara tillfällig för något av länderna. Det finns därför en risk att de två länderna inom en överskådlig framtid kommer att ha en divergerande syn när det gäller grundläggande strategiska frågor som ökat regionalt inflytande och tillgång till energi. Tvistefrågan mellan Indien och Pakistan om Kashmir verkar för närvarande inte vara nära någon permanent lösning, och det finns också inneboende motsättningar mellan dessa två stater som sträcker sig tillbaka till delningen I ljuset av de här nämnda säkerhetspolitiska problemen som Indien möter, eller kan komma att möta, framstår det som ytterst osannolikt att Indien i en nära framtid skulle ge upp sin kärnvapenarsenal. Det är inte heller speciellt troligt att Indien skulle vara berett att ge avkall på sin modifiering och/eller uppgradering av kärnvapenarsenalen, eftersom ett sådant strategiskt beslut skulle kunna inverka på hur pass optimerad kärnvapenarsenalen är i en osäker framtid just vid en tidsperiod då Indien kan bli tvunget att möta nya eller ökande säkerhetspolitiska hot. Indien kan få kärnteknikavtal Det kan alltså konstateras att Indien idag å ena sidan är en kärnvapenstat utanför NPT, som inte inom överskådlig tid kommer att nedrusta sin arsenal av kärnvapen, och vars kärnvapenprogram det internationella samfundet försöker förhindra eller åtminstone begränsa. Å andra sidan är Indien också ett land med stark ekonomisk utveckling och därför en intressant handelspartner, ett stort energibehov samt en potentiell allierad i det geopolitiska positionerande som sker, eller kommer att ske, i Asien. Dessa två aspekter är svåra att förena i en sammanhängande, konsistent handlingslinje gentemot Indien. Därför var det inte alltför förvånande att relationen till Indien, med avseende på kärnteknik, någon gång skulle bli den aspekt som behövde revideras. Så skedde också när USA och Indien i juli 2005 presenterade en gemensam plan på samarbete, bland annat inom civil kärnteknik. Detta avtalsförslag följdes sedan upp i februari 2006 med en liknande deklaration mellan Frankrike och Indien. Planerna inkluderar bland annat försäljning av reaktorer och bränsle till reaktorer, men samtliga exporter ska endast ske till anläggningar under safeguard. Specialavtal med IAEA Detta ska enligt planerna säkerställas genom att Indien upprättar någon form av Indienspecifikt safeguard-avtal med IAEA, där Indien gör en egen uppdelning av existerande och framtida anläggningar för civilt respektive militärt bruk, och där de civila läggs under IAEA:s kontroll medan de militära naturligtvis inte gör det. De anläggningar som har dedikerats för civilt bruk, och som således faller inom avtalsförslagets ramar, ska dock inte i ett senare skede kunna överföras till den militära sektorn utanför IAEA safeguard. Utöver dessa arrangemang finns enligt planerna också vissa andra åtaganden som Indien ska uppfylla, som att fortsätta med sitt nuvarande moratorium för provsprängningar av kärnladdningar och att arbeta för ett avtal om produktionsstopp av fissilt material (det vill säga uran och plutonium för kärnvapenändamål). Juridiska hinder Att avtalsplanerna inte ännu är mer än just planer har åtminstone två orsaker. För det första har det Indienspecifika avtalet med IAEA än så länge inte resulterat i några konkreta överenskommelser om exakt hur avtalet ska vara utformat. Den andra och kanske viktigaste orsaken är dock, som diskuterades ovan, att medlemsstater i NSG svårligen kan exportera vare sig kärnteknisk utrustning eller /dual use/-produkter till Indien enligt nuvarande riktlinjer. Det första hindret på väg mot ett färdigt avtal mellan USA och Indien övervanns dock precis innan jul 2006, när den amerikanska kongressen godkände de juridiska förändringar som krävdes nationellt i USA. Anpassning av regelverket... Eftersom både USA och Frankrike är medlemmar i NSG kräver ett avtal mellan Indien och USA (och/ eller Frankrike) en ändring av NSG:s regelverk. Avtalsförslagen har gett upphov till en mångfasetterad debatt om fördelarna kontra nackdelarna med en förändring av NSG:s regler för att inkorporera handel med kärnteknisk utrustning till Indien. Här fokuserar vi först på de direkta, Indienrelaterade, argumenten, och lämnar de större regionala och globala frågorna till det avslutande avsnittet....en långsiktig strategi Bland de fördelar som brukar nämnas är naturligtvis de ekonomisk-strategiska viktiga, det vill säga att Indien får ett närmare och utvidgat samarbete med övriga delar av världen, framförallt USA och den övriga västvärlden samt Ryssland (som traditionellt har varit en viktig handelspartner med Indien). Dessutom brukar det framhållas att den tidigare hållningen till Indien uppenbarligen inte har haft avsedd effekt, och att det snarare är bättre att ha med Indien i arbetet för att motverka ytterligare spridning av kärnvapen istället för som nu utanför. Ett kärntekniskt samarbete ses i det här sammanhanget som en metod att både sluta långsiktiga avtal av strategiskt intresse (vilket energiförsörjning får anses vara) och att åtminstone informellt erkänna Indien som innehavare av kärnvapen med de förpliktelser det innebär. Kritiker av avtalsförslagen hänvisar istället till att även om Indien har ett stort energibehov, är inte kärnkraft den mest optimala energiformen att utöka, eftersom den idag ändå bara bidrar med några få procent av den totala energiproduktionen. Den strategiska betydelsen av kärnkraften är därför överskattad enligt dessa kritiker. En annan, och kanske allvarligare, kritik är den som menar att kärnteknisk assistans inom den civila sektorn frigör Indiens egna resurser, vilka då skulle kunna utnyttjas i kärnvapenprogrammet som därmed kan eskalera. De frigjorda resurserna kan i det här fallet vara både uranråvara, anläggningar för vidare förädling och tekniskt utbildad personal. Dessutom påpekas i detta sammanhang att även teknologisk kunskap för civilt bruk kan komma att avledas och användas för att optimera delar av kärnvapenprogrammet. Ökat tryck på NSG Hur NSG till slut kommer att ställa sig till detta förslag är i skrivande stund oklart, då diskussionen fortfarande pågår. Det bör dock poängteras att risken för att vissa stater i NSG skulle lämna regimen, och istället agera bilateralt, vid ett negativt beslut i NSG är minimalt. Detta eftersom en sådan händelse skulle innebära slutet för det internationella arbetet på denna front, och den positiva effekten av ett samarbete med Indien skulle då mer än väl uppvägas av andra negativa möjliga händelser, som att vissa stater skulle kunna sluta bilaterala kärntekniska avtal med t.ex. Pakistan eller Iran. Med en förändring av NSG:s regelverk till Indiens fördel kommer dock förmodligen också trycket på att upprätta ett liknande undantag för Pakistan att öka, då Kina som är medlem i NSG kan ha ett intresse av att utöka sitt samarbete med Pakistan på det kärntekniska området. Geopolitiska konsekvenser och inverkan på spridningen av kärnvapen Ett avtal med Indien om civil kärnteknik skulle även kunna få större konsekvenser än de som direkt relaterar till Indien och dess kärnvapen. I ett bredare perspektiv finns till att börja med en oro för vad avtalet, om det faktiskt bidrar till Indiens kärnvapenutveckling på något sätt, skulle få för betydelse för de två övriga kärnvapenstaterna i regionen, Kina och Pakistan. Kina har inte oväntat varit negativt inställda till avtalet med Indien, och då Kina troligen ser Indien som en framtida strategisk motpart är det möjligt att avtalet, speciellt då avtalet knyter Indien närmare USA, kommer att påverka och påskynda den kinesiska kärnvapenarsenalens modernisering och utvidgning. För Pakistan är det indiska militära hotet av mer akut karaktär. Detta hot präglas främst av de indiska militära styrkornas konventionella överlägsenhet, 30 31

17 och Pakistans egen kärnvapenarsenal ska därför kanske främst ses som en avskräckning mot en eventuell indisk invasion med konventionella militära styrkor. Dock, om Indiens kärnvapenarsenal skulle bli så pass mycket större att Pakistan befarar att Indien kan använda sina kärnvapen för att eliminera hela den pakistanska arsenalen i en nukleär förstahandsattack, kan även Pakistan känna sig tvungna att upprusta. I det här skisserade scenariot finns en tydlig drivkraft för Kina och Pakistan att närma sig varandra ytterligare 7. Svårsmälta undantag Även om inte avtalet skulle bidra till, eller ha någon inverkan på, Indiens kärnvapenprogram, finns vissa frågetecken när det gäller avtalets inverkan på arbetet med att motverka spridning av kärnvapen i allmänhet. Indien är trots allt en stat som ställt sig utanför det internationella samfundets mest avgörande avtal med avseende på kärnvapenfrågan, NPT, och istället utvecklat egna kärnvapen. Trots det får nu Indien tillgång till utländsk kärnteknik, samtidigt som det i internationella fora diskuteras i vilken mån, om någon, NPT-stater överhuvudtaget ska ha tillgång till känsliga teknologier som anrikning och upparbetning. Det kan därför framöver skapas ett förhållande där flera NPT-stater upplever situationen som orättvis, där inte dessa staters åtaganden skapar någonting i gengäld utan bara bidrar med begränsningar i handlingsfriheten. Att de specifika indiska förutsättningarna, vilka är huvudargumenten för att införa undantaget inom NSG, inte alltid kan överföras till andra stater är självklart men politiskt svårpresenterat inom en allomfattande regim som NPT. Ökad spänning Detta behöver inte betyda att NPT som avtal kommer att haverera, men spänningarna bland signatärerna har redan under de senaste åren varit ökande och kommer knappast att minska med Indienavtalet. Det bör understrykas att en stat inte skulle utveckla kärnvapen på grund av att de uppfattar NPTavtalet som orättvist, utan ett sådant beslut är framförallt avhängigt statens upplevda säkerhetspolitiska situation. En sådan stats diplomatiska manöverutrymme ökar dock, samtidigt som det internationella samfundets möjlighet till gemensamma påtryckningar minskar, i takt med att NPT-avtalets fundament urholkas. Ny världsordning Sammantaget kan det konstateras att Indienavtalet utgör ett tydligt exempel på den nya världsordning som håller på att framträda efter det kalla kriget. En värld med nya aktörer, nya stormakter och nya behov av allianser eller partnerskap. I en sådan ny världsstruktur är det inte självklart att det internationella samfundets form och regelverk, som ju väsentligen är en produkt av det kalla kriget, har den anpassningsförmåga och adekvata konstruktion som krävs för att det multilaterala arbetets inflytande ska bestå. Jens Wirstam Fotnot 1. Endast de stater som genomfört en nukleär provsprängning innan 1 januari, 1967 erkänns som kärnvapenstater under NPT. 2. Både Indien och Pakistan har genomfört provsprängningar av kärnladdningar, medan Israel inte officiellt har erkänt något kärnvapeninnehav. Nordkorea provsprängde med största sannolikhet en kärnladdning den 9 oktober 2006, och anser sig ha utträtt ur NPT IAEA är FN:s atomenergiorgan, med uppgift att kontrollera att kärnteknik i en NPT-stat (som inte är en kärnvapenstat) används för de uppgivna civila syftena. Detta sker med hjälp av ett kontroll- och verifikationsavtal, ett så kallat safeguards-avtal. 4. Första steget är reaktorer med naturligt uranbränsle för att tillverka plutonium, andra steget ska använda det producerade plutoniumet i snabba bridreaktorer med toriummantel för att producera uran-233 (och mer plutonium). Det tredje steget ska sedan använda uran-233 och torium som bränsle i reaktorer med en toriummantel för att producera ytterligare uran En låg anrikningsgrad av 235 U är användbart som kärnbränsle, medan en hög anrikningsgrad (typiskt över 90 %) kan användas i en kärnladdning. 6. NSG:s samtliga medlemsstater är: Argentina, Australien,, Belgien, Brasilien, Bulgarien, Cypern, Danmark, Estland, Finland, Frankrike, Grekland, Irland, Italien, Japan, Kanada, Kazakstan, Kina, Kroatien, Lettland, Litauen, Luxemburg, Malta, Nederländerna, Norge, Nya Zeeland, Polen, Portugal, Rumänien, Ryssland, Schweiz, Slovakien, Slovenien, Spanien, Sverige, Sydafrika, Sydkorea, Tjeckien, Turkiet, Tyskland, Ukraina, Ungern, USA, Storbritannien, Vitryssland och Österrike. 7. Vilket i än högre grad skulle öka trycket på NSG att även undanta Pakistan från nuvarande regelverk. SKI utvecklar synen på tidig upptäckt av läckage och rörbrott Av Björn Brickstad Tekn.dr Artikelförfattaren är verksam som utredare på enheten för Reaktorteknologi och strukturell integritet vid Statens kärnkraftinspektion Synen på uppkomsten och konsekvenserna av rörbrott har varierat under årens lopp. Från början ansågs rörbrott på stora rörledningar som en rent hypotetisk händelse i beräkningarna av den kylmedelsförlust som måste kunna ersättas med systemen för härdnödkylning. Brott på dessa rörledningar blev därmed en konstruktionsstyrande händelse för att dimensionera reaktorinneslutningen och system för härdnödkylning. I ett senare skede uppmärksammades möjligheten att plötsliga rörbrott faktiskt skulle kunna inträffa vilket ställde krav på konsekvenslindrande åtgärder. Det var främst effekterna av rörslag (pipe whips) man var rädd för. De utgör därför exempel på en lokal dynamisk effekt av ett rörbrott. Detta har inneburit att ett stort antal rörbrottsförankringar monterats för att hålla eventuella brustna rörändar på plats. Under senare delen av 1970-talet uppmärksammades i USA konsekvenserna av de s.k. asymmetriska nedblåsningslasterna, dvs. reaktionskrafter på reaktortryckkärlet och krafter på interna delar som en följd av en snabb utströmning av kylmediet. Oroväckande följdskador Dessa laster skulle kunna åstadkomma otillåtet stora rörelser av reaktortryckkärlet med därav åtföljande skador på andra rörledningar väsentliga för härdens kylning. Vidare skulle de asymmetriska lasterna kunna åstadkomma svårigheter att upprätthålla härdens geometri på grund av stora deformationer av interna delar vilket kan innebära svårigheter att få in styrstavarna. I tillägg uppmärksammades vissa nackdelar med rörbrottsförankringar, dels ökad risk för fastlåsningar i vissa lastsituationer, dels svårigheter för återkommande kontroll och ökande stråldoser vid underhåll. Av ovanstående skäl genomfördes analyser och stödjande rörbrottsexperiment som indikerade att sannolikheten för ett stort plötsligt rörbrott på en stor rörledning som saknar en aktiv skademekanism, är mycket liten. Dessa analyser gav upphov till det s.k. LBB-konceptet (Eng. Leak Before Break) som formaliserades i de amerikanska designkriterierna. I korthet innebär LBB att man visar att långt innan ett rörbrott uppstår kommer en oupptäckt spricka visa sig genom ett läckage som kan detekteras. Skadan kan då repareras och allvarliga konsekvenser av ett rörbrott kan därmed undvikas. SKI:s syn på rörbrott I denna artikel utvecklar SKI sin syn på rörbrott och vad som bör gälla vid användning av LBB. Ytterligare information finns att hämta i en ut

18 Fig. 1. Schematisk figur över erforderligt skydd mot lokala dynamiska effekter av rörbrott. redning 1 om LBB som SKI nyligen färdigställt. Utredningen kommer att användas framgent i SKI:s tillsyn, t.ex. i de pågående granskningarna av Ringhals ansökningar om att få tillämpa LBB för flera rörledningar i primärsystemet på reaktor 2. Tålighet mot konsekvenser av rörbrott Grundläggande för en kärnkraftreaktors djupförsvar är en robust konstruktion. Detta följer av SKI:s föreskrifter SKIFS 2004:1 och internationella säkerhetsstandarder, t.ex. IAEA. Det innebär bl.a. att en kärnkraftreaktors säkerhetsfunktioner; reaktoravställning, härdnödkylning, resteffektkylning och isolering av inneslutningen skall vara konstruerade med redundanta system (enkelfelskriteriet). Konstruktionen skall vidare klara säkerhetskraven för såväl normal drift och onormala händelser som konstruktionsstyrande haverier (händelseklass H4). Dessutom skall kärnkraftreaktorn vara konstruerad för att klara av de konsekvenslindrande systemen till och med händelseklass H5. Effekt av analyserat rörbrott Lokal dynamisk effekt Påverkan på anläggningen Konstruktionsförutsättningar I begreppet robusthet innefattas även en fullgod installations- och tillverkningskontroll. I konstruktionsprinciperna ingår också att beakta lokala effekter vid ett rörbrott som t.ex. rörslag och jetstrålar. Rörslag kan slå sönder angränsande utrustning och strålkrafter från hetvatten och varm ånga skulle kunna skada såväl mekanisk som elektrisk utrustning. Därför måste kärnkraftreaktorn även vara tålig mot sådana effekter. I SKIFS 2004:2 ställs krav på ett förstärkt rörbrottsskydd vilket uttrycks i 12 som att kärnkraftreaktorn skall vara tålig mot globala och lokala belastningar och andra effekter som kan uppstå vid ett rörbrott. I 13 anges vidare att om man kan demonstrera att LBB är uppfyllt kan det tjäna som ett alternativ till andra åtgärder som syftar till att skydda mot lokala dynamiska effekter. LBB och enkelfelskriteriet Den tålighet som omnämns i SKIFS 2004:2 kan uttryckas på följande vis: Anläggningen skall vara tålig mot konsekvenser av rörbrott inkluderande alla dess belastningar och effekter som kan uppstå till följd av rörbrottet. Tålighet innebär att säkerhetsfunktionerna skall klara enkelfel. Det s.k. enkelfelskriteriet innebär att ett fel i en komponent inte får förhindra den avsedda säkerhetsfunktionen. Ett rörbrott och dess direkta konsekvenser skall därmed inte kunna slå ut någon säkerhetsfunktion och säkerhetsfunktionen skall dessutom vara tålig mot ett enkelfel. Det innebär i sin tur att komponenter och system av betydelse för säkerheten måste minst dubbleras (redundans) eller att den avsedda säkerhetsfunktionen kan åstadkommas med alternativa system baserat på ett annat verkningssätt (diversifiering). Lokala dynamiska effekter Där lokala dynamiska effekter av rörbrott skulle kunna ge oacceptabel påverkan på säkerhetsfunktionerna behöver dessa skyddas genom exempelvis rörbrottsförankringar, missilskydd eller anpassad rördragning. Under vissa förutsättningar, som medför att sannolikheten för rörbrott är mycket låg, behöver de lokala dynamiska effekterna inte beaktas i säkerhetsanalysen (13 ). Denna möjlighet bör inte användas om effekterna av ett rörbrott kan bli att en hel säkerhetsfunktion slås ut (enligt allmänna råd till 12 ). Erfordrat skydd 1 Ingen säkerhetsfunktion hotas Skyddet tillräckligt 2 Del av säkerhetsfunktion hotas med följd att Åtgärd krävs acceptanskriterier för haverianalysen inte innehålls - alt 1: fysiskt rörbrottsskydd vid antagande om enkelfel - alt 2: LBB tillämpning 3 Hel säkerhetsfunktion hotas Åtgärd krävs - fysiskt rörbrottsskydd Det finns flera vägar att minska risken för härdskada och utsläpp av radioaktiva ämnen i samband med ett rörbrott. Dessa kategorier är: 1. Fysisk separation, dvs. att genom lämplig utformning av rördragningar se till att ett rörbrott inte orsakar skador på andra rörledningar eller känslig elektrisk utrustning som är av säkerhetsmässig betydelse efter ett rörbrott. 2. Konstruktiva skydd mot konsekvenserna av ett rörbrott som t.ex rörbrottsförankringar och missilskydd. För att även ge skydd mot svåra konsekvenser av asymmetriska nedblåsningslaster krävs i allmänhet alternativa avblåsningsvägar och anordningar som begränsar den maximala brottarean. 3. Åtgärder för att minska sannolikheten för att ett rörbrott uppstår. Det gäller t.ex. val av skadetåliga material, effektiv provning och läckageövervakning. 4. Öka tillförlitligheten på de säkerhetsfunktioner som krävs för att ta reaktorn till ett säkert läge efter ett rörbrott. Inget generellt undantag Då ett rörbrott kan medföra att en hel säkerhetsfunktion slås ut, bör skyddet åstadkommas genom rörbrottsförankringar, missilskydd eller ändringar av rördragningar, dvs. inom kategorierna 1 och 2 ovan. Under vissa förutsättningar kan även LBB-principen få utnyttjas för att slippa ta hänsyn till lokala dynamiska effekter, vilket faller under kategori 3 ovan. Observera dock att SKI i SKIFS 2004:2 inte har generellt medgivit att LBB-principen får utnyttjas till att slippa ta hänsyn till konsekvenserna av asymmetriska nedblåsningslaster som skulle kunna innebära endast en liten eller ingen barriär alls mot härdskada efter ett stort och snabbt rörbrott. Figur 1 visar principen. Vid analysen av konsekvensen av ett antaget rörbrott utvärderas de globala och de lokala dynamiska effekterna av brottet. Påverkan på utrustning som ingår i säkerhetsfunktioner som skall skydda barriärer som hotas i händelsen analyseras. Dessa säkerhetsfunktioner skall vara tåliga mot enkelfel vilket innebär att som analysförutsättning gäller att felfunktion på godtycklig aktiv komponent som ingår i säkerhetsfunktionen skall antas inträffa. Ett sådant enkelfel skall antas inträffa oberoende av de fel som är direkt följd av rörbrottet. Funktionen måste vara säkrad Om analysen visar att ingen säkerhetsfunktion hotas (1) på grund av att ingen väsentlig utrustning skadas eller att utrusningen finns i sådan övertalighet att funktionen inte går förlorad (till följd av skadan i kombination med antaget enkelfel) bedöms skyddet mot rörbrottet vara tillräckligt....anläggningen skall vara tålig mot konsekvenser av rörbrott inkluderande alla dess belastningar och effekter som kan uppstå till följd av rörbrottet. Tålighet innebär att säkerhetsfunktionerna skall klara enkelfel... Ett exempel kan vara att anläggningens nödkylningssystem är utformat som 3x100%, dvs. med tre redundanta stråk. Antag att ett rörbrott inträffar som kräver att nödkylningsfunktionen fungerar och att ett av nödkylningsstråken skadas genom lokala dynamiska rörbrottseffekter. Ett enkelfel kan antas i en andra krets och fortfarande kan nödkylningsfunktionen klaras tillfredsställande av den tredje kretsen. Om analysen visar att del av säkerhetsfunktion hotas (2) av lokal dynamisk effekt och analysen inte visar att kvarvarande system, under antagande av enkelfel, klaras med gällande acceptanskriterier är inte skyddet tillräckligt. Som exempel kan gälla att en anläggning med nödkylningssystem utformade som 2x100% (två redundanta stråk) och där en krets slås ut av lokala dynamiska effekter och det kvarvarande antas felfungera som enkelfel. Åtgärder behöver således införas för detta brottställe. Här kan antingen fysiska rörbrottsskydd installeras eller åtgärder tillämpas som medför att man kan demonstrera LBB. Om analysen visar att en hel säkerhetsfunktion kan hotas av rörbrottseffekterna (3) är situationen otillfredsställande och åtgärder i form av fysiska rörbrottsskydd bör införas. Exempel kan vara att ett rörbrott hotar att skada bägge nödkylningssystemen i fallet ovan eller att inneslutningsbarriären hotas av skada. Även om det kan visas att LBB är uppfyllt bör alltid konsekvenserna av rörbrottet analyseras och värderas, bl.a. för att man skall kunna avgöra om en hel säkerhetsfunktion kan slås ut. Dock kan i vissa fall en sådan värdering göras med kvalitativa analyser. Aktiva skademekanismer och återkommande kontroll Av SKIFS 2004:2, 13 framgår att LBB enbart får tillämpas under förutsättning att rörsystemen har givits en sådan utformning, sådana driftbetingelser och miljöförhållanden att förutsättningarna för skador i rörsystemen, till följd av kända och identifierbara degraderingsmekanismer, har reducerats så långt som möjligt

19 Bilden visar ett rörbrottsexperiment i USA där en spricka i ett trycksatt rör med 400 mm diameter just brutit igenom rörväggen och är på väg att orsaka ett s.k. giljotinbrott. I princip är det enbart möjligt att bevisa motsatsen att degraderingsmekanismer är aktiva i berörda rörsegment. Erfarenheter har visat att det kan ta mycket lång tid innan en degraderingsmekanism uppträder i vissa material- miljökombinationer. Med aktiva skademekanismer menas sådana mekanismer där skador kan initieras och tillväxa under drift, dvs. främst spänningskorrosion, utmattning (vibrations-, termisk- och korrosions-utmattning) samt erosionskorrosion. Frånvaro av dessa aktiva skademekanismer är en viktig förutsättning för att tillämpa LBB. Det beror på att LBB-tanken grundar sig på att kunna visa att sannolikheten för rörbrott är tillräckligt liten. Om aktiva skademekanismer skulle förekomma kan detta inte säkerställas. Det är därför viktigt att fortlöpande kunna kontrollera att antagandet om frånvaro av aktiva skademekanismer gäller för rörledningar för vilka LBB skall tillämpas. I detta avseende spelar kvalificerad oförstörande provning (OFP) en central roll. Även en förnyad värdering av tillverkningskontrollen i ljuset av dagens kunskap om olika provningssystems tillförlitlighet är viktig för att kunna bedöma att inte t.ex. upprepade svetsreparationer medfört en ökad sannolikhet för kvarlämnade stora defekter. I de fall det finns oklarheter om tillverknings- eller installationskontrollens tillförlitlighet och om rörsegmentet i fråga inte genomgått återkommande kontroll med kvalificerade OFP-system, kan det bli nödvändigt att genomföra sådan provning som ett led i en LBB-tillämpning. Läckagedetektering LBB innebär att man skall kunna detektera läckage långt innan totalbrott inträffar. I en deterministisk LBB-procedur postuleras en läckagespricka med en spricklängd som svarar mot ett läckageflöde som är tio gånger större än det läckageflöde som garanteras kunna upptäckas med rörledningens installerade system för läckagedetektering. Den kritiska spricklängden skall sedan vara minst dubbelt så stor som den postulerade läckagesprickans längd. Varierande kravbild Beroende på belastningar, rörgeometri och materialegenskaper kommer det största läckageflöde som fortfarande uppfyller dessa krav att variera. Det innebär att det ur LBB-synpunkt egentligen inte är nödvändigt att noga reglera hur stort läckageflöde man behöver detektera. Om man kan verifiera att man kan detektera ett mycket litet flöde blir läckagesprickans längd liten och det blir lättare att uppfylla säkerhetsmarginalen mot kritisk spricklängd. Om å andra sidan man endast kan detektera ett relativt stort flöde blir läckagesprickans längd stor och det blir därmed svårare att uppfylla LBB-kraven. Tidig detektion Även av andra skäl att man vill detektera skador på ett tidigt stadium finns det goda grunder för att ställa krav på att man kan detektera relativt små läckageflöden. Den generella läckageövervakningen vid svenska kärnkraftreaktorer präglas av den 1973 utgivna amerikanska vägledningen Regulatory Guide Att utgå ifrån RG 1.45 innebär bland annat att systemen som åberopas måste uppfylla vissa känslighets- och noggrannhetskrav, vara oberoende och att klara skiljelinjer kan dras mellan så kallat identifierat respektive så kallat oidentifierat läckage. Även i LBB-sammanhang kan RG 1.45 fungera som en utgångspunkt vad gäller läckagedetekteringen och läckagemätningen, om hänsyn tas till de påpekanden som görs i SKI:s utredningsrapport 2. I denna utredning understryks vikten av att uppmärksamma systemens pålitlighet, vilken osäkerhet mätningarna är behäftade med och att klara och dokumenterade driftklarhetskrav ställs på de åberopade systemen så att tillförlitlig mätning kan ske vid alla tillfällen. Även vilka läckagegränser som skall gälla måste specificeras och dokumenteras med därtill hörande åtgärder (till exempel nedgångskrav). SKI:s syn på hur man kan påvisa LBB LBB bör huvudsakligen begränsas till tillämpningar på rörsystem i klass 1 och 2. Anledningen är främst att sådana rörsystem har högre kvalitetskrav inkluderande återkommande kontroller liksom att skillnader i konstruktionskrav förekommer gentemot klass 3 och 4. För rörsystem utanför reaktorinneslutningen (klass 2), måste villkoren för läckage/övervakningssystemen vara uppfyllda för att kunna komma ifråga för LBB. Vad gäller rörsystem i kokvattenreaktorer jämfört med tryckvattenreaktorer, finns inga principiella hinder för att likställa tillämpbarheten av LBB förutsatt att de aktuella rörsystemen uppfyller givna förutsättningar och analysvillkor. För att visa att LBB är uppfyllt, vilket innebär att man inte behöver beakta lokala dynamiska effekter, kan en deterministisk procedur tillämpas. Det innebär att: LBB skall tillämpas på ett helt rörsegment i rörsystem inom klass 1 eller 2, typiskt mellan två stödpunkter. Både områden (rörtvärsnitt) med höga och låga påkänningar bör analyseras. Det skall visas med övertygande säkerhet att inga aktiva skademekanismer eller vattenslag förekommer i det aktuella rörsegmentet. Ett läckageövervakningssystem behöver finnas som uppfyller RG 1.45, med beaktande av de synpunkter som SKI framför i utredningen 2, som kan detektera läckage och till vilket är kopplat tydliga nedgångskrav. Om LBB avses att tillämpas utanför reaktorinneslutningen skall läckageövervakningssystemen där även uppfylla RG Rörsegmentet behöver ha genomgått kvalificerad OFP antingen vid tillverkning och installation eller vid senare tillfälle och kvalificerad OFP bör även ske framdeles i lämplig omfattning. En spricka postuleras i omkretsled med radieparallella sprickfronter vars spricklängd (läckagesprickan) bestäms av det läckageflöde som under normala driftslaster inklusive svetsegenspänningar, är tio gånger större än det läckageflöde som kan detekteras med rörsegmentets system för läckageövervakning. Läckagesprickan skall postuleras både i högt och lågt påkända rörtvärsnitt (företrädesvis svetsar) längs rörsegmentet. Inverkan av rörsystemets flexibilitet och sprickmorfologin på läckageflödet bör beaktas inklusive beroendet av spricköppningen COD. Den kritiska spricklängden bestäms sedan under kombinationen normala driftslaster plus en av de värsta lasterna enligt anmälda konstruktionsförutsättningar KFM. Det skall visas att en marginal på minst 2 föreligger mellan den kritiska spricklängden och läckagesprickan. Dessutom skall visas att läckagesprickan är stabil när den utsätts för en last som är 1.4 gånger den last som är bestämmande för den kritiska spricklängden. Probabilistiska analyser SKI är inte beredd att föreslå användningen av probabilistiska analyser som ett fullgott alternativ till att demonstrera LBB via en deterministisk analys. Probabilistiska analyser kan dock ge en förstärkt uppfattning att sannolikheten för rörbrott är tillräckligt låg samt att det föreligger en tillräcklig marginal mellan totalbrott och ett detekterbart läckage. En förstärkt uppfattning om LBB bör då verifiera en brottfrekvens (summerat för hela det rörsegment där de svåra konsekvenserna kan förekomma) så låg att den kan hänföras till en restrisk. Det senare förfarandet bör visas via probabilistisk brottmekanik. Härvid bör tillförlitliga programkoder användas med väl underbyggda indata. Aktuell forskning och fortsatt arbete Det pågår en hel del forskning kring rörbrott och LBB. Två forskningsprojekt som SKI finansierar är följande: ProLBB-projektet (Probabilistic analysis of LBB). I projektet analyseras rörbrott i olika rörledningar vid närvaro av svetsdefekter med probabilistiska metoder. Data har hämtats från svenska kärnkraftverk. Projektet ger en bild av vilken brottsannolikhet som svarar mot ett precis uppfyllande av de deterministiska LBB-kraven. Projektet är under avrapportering. MERIT-projektet. Projektet genomförs av Battelle i USA och syftar bl.a. till att utveckla en sofistikerad datorkod som kan uppskatta brottsannolikheter för aktiva skademekanismer. Ytterligare forskningsinsatser behövs inom LBB. Några frågeställningar listas nedan: Konsekvensen av asymmetriska nedblåsningslaster vid ett stort och snabbt rörbrott. Ytterligare studier kan behövas för att dels kartlägga hur konsekvenserna beror av storleken på både öppningstider och öppningsareor, dels hur stora dessa parametrar kan vara i realiteten för postulerade rörbrott med och utan rörbrottsskydd. Ytterligare studier synes behövas för att korrekt uppskatta svetsegenspänningars påverkan på spricköppningsareor och därmed på läckageflöden som kan ha betydelse för LBB. I utredningen [1] har förespeglats möjligheten att tillämpa LBB på ett riskinformerat sätt. Ytterligare studier, bl.a. med hjälp av PSA, bör genomföras för att kartlägga ändringen i systembarriär med och utan rörbrottsförankringar samt ändringen i brottfrekvens i samband med LBB-åtgärder som utökad OFP och/eller skärpt läckageövervakning. I riskhänseende finns möjligheten att dessa åtgärder kan visas vara ekvivalenta. SKI kommer fortlöpande att följa utvecklingen inom området LBB och läckageövervakning och ny kunskap bl.a. från pågående och planerade forskningsprojekt kan föranleda en uppdatering av SKI: s syn på LBB. Björn Brickstad Referenser 1. Rörbrottsskydd och läckage före brott (LBB), Utredningsrapport SKI 2005/83, Läckagedetektering och läckageövervakning vid svenska kärnkraftverk, Utredningsrapport SKI 2005/37,

20 Europeisk samarbetsgrupp studerar initiering av spänningskorrosion Gränsöverskridande m etodutveckling ökar möjligheterna att tidigt finna sprickor Av Kjell Norring, Baohua Zhu och Anders Molander (fr. vänster till höger) Artikelförfattarna har deltagit i ett internationellt projekt för att studera uppkomsten av spänningskorrosion, där SKI varit delfinansiär. Kjell Norring är teknisk specialist inom reaktorkonstruktionsmaterial vid avdelning Materialteknik vid Studsvik Nuclear. Baohua Zhu är projektledare inom Korrosion och Vattenkemi vid Studsvik Nuclear. Hon disputerade på KTH inom Tillämpad elektrokemi. Anders Molander har arbetat med korrosionsfrågor vid Studsvik Nuclear under mer än 25 år. Han har varit ordförande sedan starten av den europeiska samarbetsgrupp som nämns i artikeln. Den europeiska samarbetsgruppen, ECG- COMON, som bildats för att studera initiering av spänningskorrosion har under 2006 fått finansiellt stöd från SKI till Studsviks deltagande i gruppen. En viktig del i det arbetet har varit att studera det elektrokemiska bruset under initieringsförloppet. I denna artikel beskrivs översiktligt gruppens arbete och mätmetoder för initiering. I takt med att gruppens arbete fortsätter förväntas nya resultat kontinuerligt komma fram angående initiering av spänningskorrosion speciellt i BWR-miljö. Ett spänningskorrosionsförlopp brukar traditionellt indelas i steg där en initieringsfas och ett propageringsförlopp är de steg som normalt diskuteras. I figur 1 (sid 39) illustreras en ytterligare indelning bestående av en initial inkubation då egentligen inget angrepp på materialet kan iakttas ur praktisk synvinkel men då lokal aktivering ändå kan ske genom små skador i stålets passivfilm som repassiveras. Uppkomsten av sprickor Vid initiering bildas en kort spricka som tillväxer och når efter en viss tid en längd som möjliggör att kontinuummekanik kan tillämpas. De spricktillväxtmätningar som ofta används i korrosionssammanhang sker i detta område och säkerhetsmässigt måste kraftverken räkna med att sprickor av en sådan längd kan förekomma. Efter propageringsstadiet sker en mekanisk tillväxt av sprickorna som slutligen leder till brott. Tiden för de olika faserna kan variera från timmar till år beroende på material och miljö. Initiering av ett angrepp enligt gängse modeller anses börja med en lokal aktivering på något ställe på stålytan. På sådana ställen skadas passivfilmen som normalt skyddar det rostfria stålet och lokalt sker en förhöjning av korrosionshastigheten. Resultatet kan bli att passivfilmen återbildas och stålet repassiveras. Om så inte blir fallet kvarstår angreppet i aktivt tillstånd och ett angrepp börjar utvecklas i form av en frätgrop eller en spricka. Upprepade aktiveringar på samma ställe kan ske vid platser där olika typer av defekter finns såsom exempelvis inneslutningar i stålet och/eller förhöjda lokala spänningar från svetsning eller dylikt. Propageringsförlopp För propageringsförlopp finns erkända mätmetoder och spricktillväxtsamband finns framtagna för aktuella material i olika miljöer i form av kurvor som beskriver spricktillväxthastighet som funktion av spänningsintensiteten. Sådana data genereras genom autoklavförsök där spricktillväxthastigheten oftast mäts in-situ genom att följa provstavens resistansförändring under belastningen. Provstavens resistans ökar då en spricka tillväxer och detta mäts med s.k. DCPD-teknik (direct current potential drop). Denna metod kan sägas vara vedertagen och tillämpas internationellt. Dock är den långt ifrån trivial men ändå kan man slå fast att för propagering finns ett erkänt och allmänt tillämpat experimentellt verktyg för att ta fram värdefulla data. Ett exempel på ett i Studsvik framtaget samband visas i figur 2 (sid 40) tillsammans med andra kurvor för samma ändamål. Spricktillväxt under tröskelvärdet Motsvarande data finns framtagna för andra material i såväl PWR- som BWR-miljö. Dock saknas också vissa data. Ett exempel på det, som även anknyter till initieringsproblematiken, är spricktillväxthastigheter vid låga spänningsintensiteter. Man räknar ofta med att sprickning inte sker under en viss belastningsnivå, det s.k. tröskelvärdet. Dock uppmäts i vissa fall sprickning under detta värde om provningen har tillräcklig varaktighet och tillräckligt känsliga mätmetoder används. Provningarna utförs oftast på så sätt att sprickning sker från en förutmattningsspricka som stegvis omvandlas till en spänningskorrosionsspricka (IGSCC). Det tar en viss tid att erhålla en interkristallin spänningskorrosionsspricka från den transkristallina utmattningssprickan även om de experimentella omständigheterna utformas så att en sådan övergång underlättas så mycket som möjligt. Ju mindre korrosiva betingelserna är och ju lägre belastningen är desto längre tid åtgår för att framkalla den önskade sprickan. Även i ett sådant fall är initiering således nödvändig för att relevant tillväxtmätning ska kunna utföras. Vanligen avser man dock med initiering hur en spricka skapas utan hjälp på en mer öppen slät yta så som exempelvis i ett ånggeneratorrör. Initieringsförlopp Modellering av spänningskorrosion sker ofta med hjälp av den så kallade slip dissolution-modellen. Enligt denna sker angrepp i metallen genom att oxidfilmen blir defekt på något sätt och oskyddad metallyta blottläggs. Lokalt sker då en förhöjning av korrosionshastigheten. Sådana initieringstillfällen har påvisats vid rumstemperatur vid provning i enkla lämpliga lösningar med miniatyriserad elektrokemisk utrustning. Sådana lokala aktiveringar behöver dock inte leda till fortsatt attack. De kan repassiveras, dvs. återskapa en skyddande oxidfilm. Om angrepp uppstår korroderar metallen och någon form av grop, spalt eller spricka bildas. I en sådan spricka kan en lokal miljö utbildas som är mer aggressiv än bulklösningen och angreppet kan Ny komponent Havererad komponent Inkubation Initiering Tillväxt på subkorn- och korn-nivå Tillväxt enligt spricktillväxtlagar (kontinuummekanik) Instabilt brott Haveri Tid Sprickdjup Figur 1 Ett spänningskorrosionsförlopps olika stadier. Initieringsförloppet varierar stort mellan olika material-miljökombinationer. I vissa aggressiva miljöer kan initiering ske inom ett antal minuter. I andra sammanhang kan initieringstiden vara flera år. Accelererade initieringstester t ex RUB Spricktillväxtmätningar 38 39