Bortse inte från den vardagsnära forskningen!

Nr 4/2002 NUCLEUS

Bortse inte från den vardagsnära forskningen! Helt nyligen delades årets Nobelpris ut tillsammans med Ekonomipriset och Fredspriset. Samtidigt hotar USA att slå tillbaka med kärnvapen mot Irak om de skulle använda massförstörelsevapen mot USA eller dess allierade. Raoul Hellgren redaktör telefon 08-698 84 32 I nyhetsrapporteringen fi ck dock krigshoten vika för rapporteringen kring de insatser pristagarna gjort för mänskligheten. Fast ett tag såg det ut som det skulle bli ett mindre krig om medaljerna. Kemipristagaren Koichi Tanakas forskningsinsatser ifrågasattes av forskarkollegor. Ja, kanske inte så mycket det han hade gjort eller att han var först med att publicera resultaten som att det fanns andra som hade gjort det mycket bättre och bara lite senare. Japanska folket har dock tagit Tanaka till sina hjärtan. Och även Stockholm tog emot honom med öppen famn. Solen tittade fram över ett lätt vintrigt landskap och förgyllde guldglansen kring mannen sprungen ur folket. Han som bara av farten till och med uppmärksammades av kejsaren i sitt hemland och behängdes med medaljer som bevis på hur viktig hans forskning varit. Den japanska utbildningsministern förklarade i samma andetag att nu skulle forskningen i Japan struktureras om och att man hade som mål att ta hem trettio nobelpris de närmaste femtio åren. Även i Sverige talades det om att vi borde satsa mer på forskning, gärna grundforskning. Den tillämpade forskning som industrin håller på med ansågs inte lika fi n. Om det är för att Sverige vill blanda sig in i medaljligan eller bara bidra med resultat som gagnar mänskligheten låter jag vara osagt. Personligen skulle jag känna mig lätt orolig om den forskning och utveckling Statens kärnkraftinspektion initierar, i bland i 2

Inledare stora EU-projekt, på något sätt skulle reduceras eller negligeras trots att den i mycket liten grad kan betraktas som grundforskning. Men den bidrar ändå till att göra människan en tjänst genom att sätta säkerheten främst för att vi skall kunna utnyttja den energikälla regering och riksdag en gång beslutat om. När det gäller forskningen i vardagens tjänst, och speciellt på kärnteknikens område måste säkerheten vinnas varje dag. Det går inte att vila på gamla lagrar och luta sig tillbaka med hänvisning till att så här har vi alltid gjort eller att det har fungerat hittills. Det är just där farorna ligger. Gamla sanningar måste ständigt omprövas. Är allt vad det ser ut att vara? För det krävs ett långsiktigt och ihärdigt arbete. I denna utgåva av Nucleus som har Reaktorsäkerhet som tema tar vi i några artiklar upp både hårda och mjuka frågor. Som läsaren säkert förstår så representerar de bara en mycket liten del av vad SKI gör för att hålla tillsynens fl agga högt. I en inledande artikel (sid. 6 ff) går Christer Viktorsson, chef för reaktorsäkerhetsavdelningen, igenom de tillsynsutmaningar SKI står inför de kommande åren. Han konstaterar bland annat att kompetensen måste upprätthållas och utvecklas genom kvalifi cerad utredningsverksamhet och stödjande forskning. Att det fortfarande fi nns mycket att forska kring torde framgå inte minst av genomgången av den skadedatabas Karen Gott skrivit om (sid. 24 ff). Men de mjuka frågorna kring hur det dagliga arbetet är organiserat får för den sakens skull inte komma i skymundan. Hur reagerar individen vid en omorganisation eller ett nedläggningsbeslut. Om det kan du läsa i två artiklar i slutet av tidningen. I nästa nummer fortsätter vi med temat reaktorsäkerhet. Vill du redan nu veta vad det innehåller får du slå upp sidan 50. Tills dess vill vi på redaktionen önska alla läsare ett riktigt gott nytt år! Raoul Hellgren redaktör 3

NUCLEUS Redaktör Raoul Hellgren Ansvarig utgivare Anders Jörle Redaktionskommitté Behnaz Aghili, Margareta Alvers, Kåre Axell, Anne Edland, Ninos Garis, Eric Häggblom, Christer Karlsson, Bo Liwång, Gustaf Löwenhielm, Leif Pettil, Öivind Toverud och Stig Wingefors. Layout Raoul Hellgren Tryck Redners Offsettryckeri AB, Stockholm Upplaga 4.000 exemplar ISSN-nummer ISSN 1104-4578 Adress Nucleusredaktionen, SKI 106 58 Stockholm Telefon Vx 08-698 84 00 Direkt 08-698 84 32 Telefax 08-661 90 86 E-post nucleus@ski.se Webbplats www.ski.se 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. NUCLEUS Nr 4/2002 Temanummer om Reaktorsäkerhet Redaktion: Bo Liwång, Behnaz Aghili, Anne Edland, Ninos Garis, Christer Karlsson, Kjell Olsson, Raoul Hellgren Inledare 2 Dags att skriva den-... Reaktorsäkerheten i fokus 6 SKI möter nya tillsynsutmaningar Utvecklad kunskapsbas genom erfarenhetsutbyte 10 Kärnkraftsäkerhet en internationell angelägenhet I kölvattnet på silhändelsen i barsebäck 2 16 Internationellt genomförda modifi kationer Reaktorinneslutningarna utreds 20 Brister vid tillverkningen gav korrosionsskador Skador i rörsystem och mekaniska komponenter kartlagda 24 Databas analyserar skadeutvecklingen Reportaget 30 Ågesta drömmen om en bättre framtid Varierande tålighet mot jordskalv 40 Jordskalv ett hot mot svenska kärnkraftverk? Ny tillsynsuppgift efter regeringsbeslut 43 Säkerhet vid avveckling En fråga om att anpassa hastigheten 46 Omorganisation en resa i okänt landskap Nästa nummer 50 Forts. Tema: reaktorsäkerhet Omslagsbilden är en akvarell gjord av konstnären Heiner Peter Norberg, Åkersberga. Temat för bilden liksom för denna utgåva av Nucleus är Reaktorsäkerhet. Väktaren, vattnet, reaktorbyggnaden och labyrinten symboliserar på olika sätt både det yttre skyddet och djupförsvaret genom ett fl erbarriärsystem. Illustration: Heiner Peter Norberg 2002 4

10 North America South America Europe Africa Russia Asia West Asia East Asia Innehåll 16 30 5

Illustration/detalj av förstasidan 2002 Heiner P Norberg Reaktorsäkerhete i fokus då SKI mö nya tillsynsutman 6

n ter ingar Stora förändringar sveper genom energiområdet, där kärnenergin inte undantas. I denna artikel ger jag en överblick över de tillsynsutmaningar SKI står inför. För att möta dem krävs kompetens och resurser hos SKI, men också tillgång till utomstående expertis som kan lämna stöd till tillsynen i form av forskning och utredningar. För att SKI ska kunna utföra sitt tillsynsuppdrag krävs stor kompetens i sakfrågorna. Kompetensen upprätthålls och utvecklas genom aktiv stödjande forskning och kvalificerad utredningsverksamhet. Forskningen inom reaktorsäkerhetsområdet är koncentrerad på sakområden som har strategisk betydelse för säkerheten och därmed för tillsynen. Reaktorteknologi, material- och bränslefrågor, oförstörande provning och hållfasthet, haverier, människa-teknik-organisation samt säkerhetsanalys och säkerhetsvärdering är alla områden som SKI bedriver FoU inom. Ändrade ekonomiska förutsättningar Avregleringen av elmarknaden i Norden och inom EU har förändrat de ekonomiska förutsättningarna för de svenska kärnkraftföretagen. Detta har påverkat deras agerande på olika sätt. Effekterna i form av senarelagda moderniseringar, drift- och underhållsoptimeringar, omorganisationer och rationaliseringar har kommit tidigare och i större omfattning än vad som förutsågs för några år sedan. Läget kan dock nu vara på väg att stabiliseras. Förändringstakten hos de svenska kraftföretagen kommer då att övergå till en nivå som mer motsvarar vad som gäller för andra företag som arbetar på en konkurrensutsatt marknad och där priserna kan variera betydligt över tid. Av Christer Viktorsson Artikelförfattaren är st.f. Gd på SKI och chef för avdelningen för reaktorsäkerhet Nya rationaliserings- och ledningsstrategier som vi känner igen från annan konkurrensutsatt verksamhet har även börjat tillämpas vid kärnkraftanläggningarna med dess annorlunda riskbild och höga säkerhetskrav. Vid en del anläggningar har verksamheter som inte är direkt knutna till produktion och underhåll lagts ut på entreprenörer. Vid andra anläggningar har relativt genomgripande förändringar av drifts- och underhållsorganisationerna genomförts. Dessutom finns uttalade krav på rationaliseringar med successiv minskning av kostnaderna. Dessa krav från ägarna kommer troligen att bestå även med stigande elpriser. Fler organisationsförändringar och rationali seringar vid anläggningarna är således att förvänta. Det bör också påpekas att rationaliserings- och optimeringsåtgärder ofta är irreversibla processer (i motsats till tekniska förändringar) och det är därför av stor vikt att tillståndshavarna gör konsekvensbedömningar innan förändringarna genomförs. Hot och möjlighet Kärnkraftindustrins sätt att möta de ändrade ekonomiska förutsättningarna kan visa sig vara gynnsamt ur säkerhetssynpunkt, men kan också innebära hot. Internationellt finns exempel på effekter som bättre planering av revisionsavställningar och ökad effektivitet i verksamhetens processer och i ledningen av den dagliga 7

...SKI har under senare år också sett tendenser till att industrin ifrågasätter vedertagna säkerhetsmarginaler vid analys och värdering av inträffade skador. Dessutom pågår vid fl era anläggningar förberedelser för genomgripande omläggningar av kontrollprogrammen utifrån mer renodlade riskinformerade principer än de som tillämpas idag... driften. Men det finns också exempel på kraftiga personalminskningar, långtgående bruk av entreprenörer och en ökning av underhållsarbetet under drift. Erfarenheter under senare år visar också att det kan bli aktuellt med ägarbyten eller nya komplicerade ägarförhållanden i samband med avveckling av anläggningar, omstruktureringar, rationaliseringar och andra förändringar inom branschen. Optimering av driften På driftssidan arbetar kärnkraftföretagen främst med frågor kring optimering av härden, bättre utnyttjande av bränslet genom utveckling av nya bränslekonstruktioner och utökad driftflexibilitet. För härdoptimeringen är det också aktuellt att mer effektivt kunna utnyttja termiska marginaler genom bättre beräknings- och övervakningsprocedurer. Bränslets maximala utbränning kommer sannolikt också att bli en faktor som blir föremål för optimering. Sådana optimeringsåtgärder kräver mer omfattande, detaljerade och realistiska termohydrauliska och reaktorfysikaliska analyser med nya modeller och datorkoder. Nya strategier för underhåll håller på att införas vid många av anläggningarna. Det finns en strävan att ersätta det traditionella och tidsstyrda förebyggande underhållet med tillstånds- och tillförlitlighetsbaserat underhåll. Dessa strategier, som även kan innefatta riskbedömningar av olika slag, har redan börjat tillämpas inom vissa områden. Centralt i dessa riskbedömningar är de probabilistiska säkerhetsanalyserna. Utvecklingen i USA mot alltmer av riskunderbyggda säkerhets- och tillsynsprinciper påverkar även den europeiska kärnkraftindustrin. Såväl de svenska kraftföretagen som andra kraftföretag inom EU trycker på tillsynsmyndigheterna för att få till stånd liknande förändringar. En ökad användning av probabilistiska säkerhetsanalyser för optimering av olika åtgärder vid anläggningarna ställer emellertid ökade krav på modellernas omfattning, täckningsgrad, kvalitet och validitet samt kvalitet på använda ingångsdata. Dessutom krävs metoder för den sammanvägning som måste göras mellan å ena sidan risken som resultat av de probabilistiska säkerhetsanalyserna och å andra sidan den deterministiska kravbilden som kan sägas definiera en säker anläggning. Åldrande anläggningar De svenska kärntekniska anläggningarna åldras. Oskarshamn 1, som är Sveriges äldsta kärnkraftreaktor, startade driften år 1972 medan de yngsta reaktorerna, Oskarshamn 3 och Forsmark 3 startade driften 1985. Efter en omfattande modernisering har dock Oskarshamn 1 nu uppgraderats till att motsvara moderna reaktorkrav. De åldersrelaterade skador som nu gör sig gällande måste därför hållas under ständig uppsikt. En god framförhållning krävs av tillståndshavarna med förebyggande åtgärder, genom t.ex. utbyte av skadekänsliga delar, samt ingående övervakning och återkommande kontroll av anläggningarnas barriärer och system i djupförsvaret med efterföljande avhjälpande reparationsåtgärder då skador upptäcks. Därtill krävs validerade modeller för analys och säkerhetsvärdering av sådana skador som avses att lämnas kvar under viss tid utan reparations- eller utbytesåtgärder. Erfarenheterna visar att i de fall det brustit i framförhållning kan det bli betydande problem när skador upptäcks. Brist på data, ändamålsenliga analys- och provningsmetoder ger osäkerheter om marginaler, och därmed om skadornas säkerhetsbetydelse. Dessutom kan skadorna bli mycket omfattande innan de upptäcks. Fall av bristande kontroll har även under senare år lett till att skador fortskridit långt efter att de borde ha upptäckts. Kontroller och skadeanalys SKI har under senare år också sett tendenser till att industrin ifrågasätter vedertagna säkerhetsmarginaler vid analys och värdering av inträffade skador. Dessutom pågår vid flera anläggningar förberedelser för genomgripande omläggningar av kontrollprogrammen utifrån mer renodlade riskinformerade principer än de som tilllämpas idag. En viktig drivkraft för denna omläggning, som även ses internationellt, är att minska kontroll- och provningskostnaderna. De aviserade omläggningarna berör även det nuvarande systemet med kvalificering för att säkra kvalitet och trovärdighet för de provningar som ingår i kontrollerna. Moderniseringar Efter den s.k. silhändelsen 1992 i Barsebäck inledde kraftföretagen på SKI:s uppmaning genomgångar av de ursprungliga konstruktionsförutsättningarna och säkerhetsredovisningarna för anläggningarna. Målet för dessa genomgångar var att utifrån ny kunskap identifiera brister i anläggningarnas konstruktion och utformning samt få fram moderniserade och aktuella säkerhetsredovisningar med verifierat underlag. Dessa konstruktionsanalyser och säkerhetsgenomgångar har nu genomförts för många av anläggningarna. För vissa anläggningar är dock arbetet försenat. Dessutom har begränsningar gjorts i förhållande till de ursprungliga planerna. Skärpta underhållskrav Kraftföretagen har, baserat på genomförda konstruktionsgenomgångar och driftsekonomiska överväganden, även identifierat behov av moderniseringar. Det är framförallt de äldsta anläggningarna som behöver förnyas och moderniseras för att leva upp till högre och modernare krav på tillförlitlighet och säkerhet. Ökade krav på underhåll och provning ligger också bakom behoven av förnyelse. 8

...Under 1990-talet har den kärntekniska infrastrukturen i Sverige förändrats påtagligt. En starkt bidragande orsak till denna utveckling är att kärnkraftsindustrin har lämnat konstruktionsfasen bakom sig och övergått till en produktionsfas. Detta gäller vid såväl de tidigare kompetensstarka expertorganisationerna... som hos den svenske leverantören av reaktoranläggningar... I vissa fall kan teknisk utrustning behöva bytas ut på grund av att den är föråldrad och att man har svårigheter att hitta reservdelar eller kompetens för underhåll. Elektroniken utgör ett sådant exempel där föråldrad utrustning kommer att ersättas med modernare utrustning baserad på digitalteknik. Den nya tekniken ställer nya och andra krav på kraftbolagens säkerhetsarbete i samband med att denna typ av utrustning upphandlas och förs in i anläggningarna. Vidare har flera av kärnkraftanläggningarna pågående eller planerade moderniseringar av sina kontrollrum som är mer eller mindre omfattande. Dessa ändringar påverkar arbetsförhållandena och kompetensbehoven för flera personalgrupper. Säkerhetsbetydelsen i kärnteknisk verksamhet av mer bildskärmsbaserade kontrollrum och nya arbetssätt har inte tillräckligt klarlagts. Avveckling av anläggningar Även om den miljö- och energipolitiska situationen i dagsläget inte talar för att riksdagen fattar beslut om nedläggning av ytterligare anläggningar utöver Barsebäck 2 måste SKI ändå ha tillräcklig beredskap för att hantera avvecklingssituationer. Skälet härtill är att avstängning av anläggningar också kan ske på rent företagsekonomiska grunder beroende av hur elmarknaden utvecklas under de kommande åren. Dessutom kan det inträffa allvarliga händelser i någon av världens kärnkraftanläggningar som snabbt kan förändra den svenska allmänhetens relativt positiva inställning till fortsatt drift av anläggningarna, och därmed tvinga fram avveckling av fler anläggningar. Förändrad infrastruktur Under 1990-talet har den kärntekniska infrastrukturen i Sverige förändrats påtagligt. En starkt bidragande orsak till denna utveckling är att kärnkraftsindustrin har lämnat konstruktionsfasen bakom sig och övergått till en produktionsfas. Detta gäller vid såväl de tidigare kompetensstarka expertorganisationerna inom kärnkraftområdet som hos den svenske leverantören av reaktoranläggningar, nuvarande Westinghouse Atom. Inom dessa organisationer har det gjorts stora neddragningar och omstruktureringar, vilket bl.a. har lett till neddragning av nationell kärnkraftspecifik kompetens. Dessa neddragningar innebär att det stora och samlade kunnandet, om främst nuvarande generationer av kokvattenreaktorer, som leverantören tidigare stod för har minskat Det ställer i sin tur högre krav på kraftföretagens egen kompetens och bemanning. De anställda vid anläggningarna, liksom inom branschen i övrigt, blir emellertid allt äldre, och måste således ersättas på sikt med ny och därmed mindre erfaren personal. Dessa förhållanden sammantagna ställer stora krav på anläggningarnas kompetenssäkringsåtgärder framöver. Haveriberedskap SKI har inom haveriberedskapsområdet både tillsynsuppgifter och uppgifter som stöd till räddningsledningen i en haverisituation. Såväl tillsynsuppgifterna som beredskapsaktörsuppgifterna behöver i det korta och medellånga tidsperspektivet vidareutvecklas. Haverihantering och förståelsen för fenomen i samband med olycksförlopp förblir därför viktiga områden. Ingående förståelse för förlopp och mekanismer under haveriförlopp samt förmågan att bedöma källterm och hotbilden sett från omgivningen ingår som myndighetsuppgifter för SKI. Gällande strategier för haverihantering måste ständigt prövas. Ny förordning Under året har den nya beredskapsförordningen (2002:472) tillkommit. Den gäller från och med 1 juli. Genom denna har regeringen ökat kraven på att SKI och andra områdesansvariga myndigheter skall ha bättre planering och beredskap för olyckssituationer. Utveckling av tillsynsstrategier, SKI skall vid varje tillfälle rikta sina tillsyns- och pådrivande insatser så att bästa möjliga resultat uppnås från säkerhetssynpunkt och så att uppdragsgivare och omgivningen i övrigt har förtroende för den tillsyn som bedrivs. SKI skall också förvissa sig om att de som har tillstånd att bedriva kärnteknisk verksamhet efterlever uppställda krav och villkor för verksamheten samt uppnår hög kvalitet i sitt säkerhetsarbete. SKI tillämpar sedan slutet av 1990- talet en verksamhetsinriktad form av tillsyn som innebär att SKI genom föreskriftsarbete, granskning, utredning och inspektion fokuserar på tillståndshavarnas verksamheter och processer samt deras förmåga att med hög kvalitet bedriva och utveckla säkerhetsarbetet. I denna tillsyn ingår att ställa upp tydliga, funktionsinriktade krav och villkor såväl vad gäller anläggningarnas tekniska utformning och drift som vad gäller organisation och ledning av säkerhetsarbetet. SKI:s verksamhetsinriktade tillsyn syftar till att ge en samlad bild av säkerhetsläget. Helhetsperspektiv Ett centralt inslag i tillsynen är således att genom samlade säkerhetsvärderingar få ett helhetsperspektiv som enskilda tillsynsinsatser inte kan ge. Detta perspektiv är nödvändigt för att SKI skall kunna uttala sig om den samlade effekten av de åtgärder tillståndshavarna vidtar och att de utvecklar säkerheten på det sätt som avses i lagar, föreskrifter och tillståndsvillkor. Helhetsperspektivet är också en förutsättning för att i tid fånga upp tecken på brister utifrån mindre händelser och avvikelser som var för sig inte är allvarliga men som sammantagna bildar mönster. Därutöver ger de samlade säkerhetsvärderingarna viktigt underlag för SKI:s prioritering av sina tillsynsinsatser. Christer Viktorsson 9

Utvecklad kunskapsbas genom erfarenhetsutbyte Kärnkraftsäkerhet en in Av Erik Jende Artikelförfattaren är samordnare vid avdelningen för reaktorsäkerhet på Statens kärnkraftinspektion. Det fi nns få industrier som väcker sådan uppmärksamhet och sådan kluvenhet i opinionen som kärnkraften. Kärnkraften har starka förespråkare och starka motståndare. Även en liten händelse i ett kärnkraftverk någonstans i välden skapar rubriker. Detta hänger naturligtvis samman med kärnkraftens enorma kapacitet att producera en mycket efterfrågad produkt, samtidigt som det finns betydande potentiella risker med produktionen. Risker som är komplicerade att förstå och som inte syns och hörs. Hos många människor finns inte samma förtroende för tekniken att hantera dessa risker som inom andra potentiellt farliga verksamheter, t.ex. fl yget. Att skapa förtroende, genom att bedriva en säker och tillförlitlig verksamhet, är därför mycket viktigt för kärnkraftsindustrin och dess tillsynsmyndigheter. Det som mer än annat har gjort kärnkraften till en verkligt internationell företeelse är kärnkraftsolyckorna i Three Mile Island 1979 och Tjernobyl 1986. Olyckan i TMI-2 ledde inte till några direkta omgivningskonsekvenser, men ledde till en omfattande självprövning i många länder när det gäller kärnkraftsäkerheten, både den tekniska konstruktionen och inte minst hur samverkan mellan människa och teknik skall anordnas. Tjernobylkatastrofen, som var en verklig katastrof med dödsfall och stor miljöpåverkan i många länder, ledde till insikten att kärnkraftsäkerheten är mer än ett nationellt ansvar. Andra länder har en legitim rätt att intressera sig för hur ett enskilt land sköter sina kärnkraftverk. Som en följd av Tjernobylkatastrofen tillkom så småningom en internationell konvention om kärnsäkerhet. Den trädde i kraft 1996 och har nu ratificerats av 53 länder. Det betyder att även länder som inte själva driver några kärnkraftverk har tillträtt konventionen. Det rör sig i dessa fall om länder som har forskningsreaktorer eller annan nukleär verksamhet med krav på strålskydd och beredskap. Ett annat skäl för att tillträda konventionen har varit att man har beredskap för olyckor i grannländers kärnkraftverk. Målsättningen med konventionen är att förbättra kärnsäkerheten världen över. Grundläggande skyldigheter Konventionen ålägger länderna att uppfylla ett antal grundläggande skyldigheter när det gäller säkerheten i kärnkraftverken, bl.a. avseende lagstiftning och föreskrifter; att ha en oberoende och kompetent tillsynsmyndighet, North America South America 120 W 90 W 60 W 30 10

ternationell angelägenhet att det primära säkerhetsansvaret åvilar operatörerna, att säkerheten prioriteras, att tillräckliga ekonomiska och personella resurser finns, att samspelet människa-teknik-organisation beaktas, att kvalitetssäkring finns, att anläggningarna analyseras och kontrolleras, att strålskyddet är betryggande, att en beredskapsplanering finns och att beredskapsorganisationen övas, att anläggningsplatsernas påverkan på säkerheten är utredd, att konstruktionerna är i enlighet med internationellt accepterade säkerhetskoncept och att driften är uppstyrd i ett antal avseenden. Europe Africa West Asia Nationell rapport Konventionens länder förbinder sig också att vart tredje år i en nationell rapport beskriva hur skyldigheterna i konventionen efterlevs. Dessa rapporter granskas av andra länder vid en granskningskonferens som hålls på IAEA i Wien. Varje part har således också en skyldighet att granska ett antal andra länders nationella rapporter. Rapporterna är i de flesta fall principiellt hållna och går inte i detalj i olika säkerhetsfrågor. Konventionen är av incentivkaraktär. Den skall alltså stimulera till åtgärder för att förbättra säkerheten. Några sanktionsmöjligheter finns inte, inte heller några uttalade acceptanskriterier. Faktumet att parterna vart tredje år måste stå till svars inför andra länder är dock ett effektivt påtryckningsmedel. Varje land får hemläxor som skall redovisas i Russia Asia East Asia International Nuclear Safety Center at ANL, Oct 2002 W 0 30 E 60 E 90 E 120 E 150 E nästkommande rapport. Det är också tydligt att stora förbättringar har skett i många länders säkerhetsprogram mellan det första granskningsmötet 1999 och det andra som avslutades i april 2002. En rapport om slutsatserna för Sveriges del av granskningen finns på SKI:s hemsida (www.ski.se). Utveckling och avveckling En titt i statistiken visar kärnkraftens stora betydelse idag. Sammanlagt svarar den för 16 procent av världens elproduktion. Det finns 438 kärnkraftsreaktorer i drift i 32 länder i Europa, Amerika, Asien och Sydafrika. Reaktorernas betydelse för elproduktionen i dessa länder varierar mellan 76,4 och 1,2 procent. Det pågår samtidigt en utveckling och avveckling av kärnkraften i världen. Nya reaktorer byggs främst i Asien: Kina, Taiwan, Iran, Japan och Korea. Även i Europa pågår utveckling av ny kärnkraft i Ryssland, Ukraina, Tjeckien, Slovakien och Rumänien. I några fall gäller det reaktorer som tidigare påbörjats och som nu avses färdigställas med modernare teknik. Nyligen har Finlands riksdag gett principiellt tillstånd till byggandet av en femte reaktor i landet. Till detta pågår studier av nya reaktorkoncept i Frankrike, Indien, Japan, Korea, Ryssland, Sydafrika och USA. Fyra europeiska kärnkraftsländer: Sverige, Tyskland, Belgien och Schweiz har beslutat att avstå från vidare användning av kärnkraften. I Holland har diskussionen just lagt sig efter en dom som ogiltigförklarade ett politiskt stängningsbeslut. Datum för stängning av reaktorer diskuteras i Sverige samt i EU:s kandidatländer Bulgarien, Litauen och Slovakien som villkor för inträdet i EU. Beslut om stängning inom viss tid finns i Tyskland Kartan visar hur utbredd kärnkraften är i världen. Enligt IAEA:s senaste statistik finns det 438 reaktorer i 32 länder. Utbredningen av kommersiella kärnkraftverk följer väl befolkningscentra, framför allt i Nordamerika, Europa och Asien. Till denna bild skall läggas forskningsreaktorer och militära reaktorer. Illustration: International Nuclear Safety Center at Argonne National Laboratory 11

och England (det senare avser Magnoxreaktorerna). Italien avvecklade sin sista reaktor 1988. Stor fråga i EU I utvidgningen av EU är kärnkraften en stor fråga. Sju av tolv kandidatländer har aktiva kärnkraftsprogram, nämligen Bulgarien, Tjeckien, Ungern, Litauen, Rumänien, Slovakien och Slovenien. Sammanlagt har de 25 reaktorer i drift, om man också räknar Temelin-1 som är under provdrift i Tjeckien. Med undantag av Rumänien och Slovenien är samtliga dessa reaktorer av sovjetisk konstruktion. Kärnkraftsäkerheten omfattas inte av EU:s regelverk ( acquis ) utan är ett strikt nationellt ansvar. Därför formuleras EU:s förhandlingsposition på detta område inte av EU-kommissionen utan av Europeiska Rådet, som utgörs av EU:s medlemsländer. Rådet har tagit hjälp av en expertgrupp med deltagare från samtliga nuvarande EU-länder. Expertgruppen har utvärderat säkerhetstillsynen och säkerhetsarbetet i kandidatländerna och kommit med ett antal rekommendationer av olika prioritet för att länderna skall kunna nå upp till en allmänt tillämpad standard inom EU. Granskning av åtgärder Rekommendationerna adresserar lagstiftningen i kandidatländerna, tillsynsmyndighetens resurser och kompetens samt säkerheten i kärnkraftverken. Den första rapporten lämnades under det svenska ordförandeskapet våren 2001. Samtliga kandidatländer har accepterat rekommendationerna och beretts tillfälle att redovisa sina åtgärdsprogram för att uppfylla dem. Under våren i år har expertgruppen åter varit inkallad till Bryssel, nu under spanskt ordförandeskap, för att granska de redovisade åtgärdsprogrammen. Detta har resulterat i ytterligare en rapport där expertgruppen konstaterar att de flesta rekommendationerna är adresserade på ett tillräckligt sätt. I några fall bör mer göras innan landet blir EU-medlem och när det gäller några mer komplicerade frågor anser expertgruppen att ytterligare uppföljning behövs. Rapporten har gått vidare till EU ambassadörerna, för vidare befordran till utvidgningsgruppen som sköter förhandlingarna med kandidatländerna. Båda rapporterna från expertgruppen finns tillgängliga på Europeiska Rådets hemsida (www.concilium.eu.org). EU har under 30 års tid intresserat sig för kärnsäkerheten i Europa. Som grund för detta ligger två rådsresolutioner. Den Redan 1972 bildades två arbetsgrupper inom Kommissionen för att nå samsyn i säkerhets- och forskningsfrågor och främja harmoniseringen av säkerhetskrav och kriterier. Grupperna fick fastare kontur efter rådsresolutionen 1975. Sedermera delades en av grupperna och två nya grupper bildades: RSWG (Reactor Safety Working Group) som bestod av representanter för kärnkraftsbolagen, leverantörerna och tillsynsmyndigheterna, samt NRWG (Nuclear Regulators Working Group) som bestod enbart av tillsynsmyndigheterna. Trots att Sverige inte blev EU-medlem förrän 1995, har SKI och den svenska industrin deltagit i grupperna sedan mitten av 70-talet liksom även Finland och Schweiz. Numera har RSWG upphört och NRWG öppnats också för kandidatländerna till EU. År 1991 bildades en ny grupp, CON- CERT, för att utveckla samarbetet mellan tillsynsmyndigheterna inom EU och motsvarande i östra Europa och f.d. Sovjetunionen. Året därefter, 1992, tillkom ännu en grupp RAMG (Regulatory Assistance Management Group) bestående av tillsynsmyndigheterna inom EU och med uppgiften att övervaka EU:s biståndsprogram på tillsynssidan och ge Kommissionen råd om detta. Biståndet förmedlas genom PHAREoch TACIS-programmen. SKI är aktivt även i dessa sammanhang och deltar i EU:s biståndsprogram genom SIP (Swedish International Project Nuclear Safety). Exempel på frågor som behandlats i EU-kommissionens arbetsgrupper där varierande grad av samsyn nåtts är: säkerhetsprinciper för lättvattenreaktorer, användning av PSA nivå 1,...kärnkraftsäkerheten är ett nationellt ansvar, där det primära ansvaret åvilar operatören och tillsynsansvaret den nationella säkerhetsmyndigheten. Inget medlemsland har hittills varit villigt att överlåta detta ansvar till EUkommissionen... första från 1975 angav följande skäl för EU:s uppmärksamhet : betydelsen av kärnkraften som energikälla inom Unionen behovet av att gemensamt adressera säkerhetsfrågorna behovet av att hålla allmänheten informerad fördelen för tillsynsmyndigheter, konstruktörer och producenter med harmoniserade synsätt Kommissionens önskan att verka som katalysator för kärnsäkerheten på ett internationellt plan Främja tillväxt Det förutsattes att EU skulle främja tillväxten av kärnkraften. En harmonisering av säkerhetskraven fick inte uppfattas så att existerande krav skulle sänkas. Harmoniseringen skulle ske genom att jämföra krav och standarder för olika reaktortyper i de olika länderna och lämna rekommendationer som skulle kunna vara tillåtna inom ramen för Euratomfördraget. Resolutionen förespråkade också en koordinering av de tillämpade forskningsprogrammen inom EU för att undvika dubbelarbete. 1992 kom en ny rådsresolution, främst som en följd av att det internationella samarbetet hade öppnats med länderna i Östeuropa och inom f.d. Sovjetunionen. Resolutionen erkänner det gemensamma arbete som gjorts inom EU sedan 1975, men antyder att ambitionsnivån måste höjas: omber EU:s medlemsländer med stöd av Kommissionen att anstränga sig mer för att uppnå gemensamma säkerhetskrav och kriterier inom Unionen, betonar betydelsen av kärnsäkerhet i Europa och målsättningen att få upp säkerhetsnivån vid anläggningarna i Central- och Östeuropa och i f.d. Sovjetunionen till den som råder inom EU, uppmuntrar EU:s medlemsländer och Kommissionen att agera samlat för att få acceptans för säkerhetskrav och kriterier på det internationella planet, särskilt inom ramen för IAEA. Strävan efter samsyn 12

optimering av oförstörande provning, användning av konceptet Leak Before Break för att förhindra rörbrott, kvalificering av system för oförstörande provning, riktlinjer för miljökvalificering och hantering av åldring samt licensiering av programvara i datoriserade system av betydelse för säkerheten. Koncensusrapport Den dominerande arbetsformen har varit målinriktade arbetsgrupper sammansatta av experter från medlemsländerna. Rapporterna har klassats med avseende på vilken grad av samsyn som uppnåtts, där högsta graden är s.k. koncensusrapport. Någon verklig harmonisering i bemärkelsen gemensamma säkerhetskrav och standarder för kärnkraften har inte kunnat uppnås hittills inom EU-samarbetet. I många fall har man blivit enig om att vara oenig. I andra fall har gemensamma synsätt etablerats på vad som är viktigt att beakta i olika säkerhetsfrågor, dock utan att kunna enas om mer detaljerade kriterier. Nationellt ansvar En verklig drivkraft för harmonisering har saknats. En orsak till detta, som också uttryckligen nämns i mandatet för EU:s grupper, är att kärnkraftsäkerheten är ett nationellt ansvar, där det primära ansvaret åvilar operatören och tillsynsansvaret den nationella säkerhetsmyndigheten. Inget medlemsland har hittills varit villigt att överlåta detta ansvar till EU-kommissionen. Kanske har nationella företrädare varit rädda för att kraven skulle tunnas ut om de införlivades i EU:s regelverk. I förlängningen skulle också en kompetens behöva byggas upp i Bryssel för central normgivning och tillsyn, vilket skulle riskera att dränera medlemsländernas resurser i motsvarande grad och göra den nationella tillsynen mindre effektiv. Nyligen har EU-kommissionen åter höjt tonläget i denna fråga. Kommissionären för Transport och Energi, Loyola de Palacio, uttalade i april för industriutskottet i EU-parlamentet att det är dags för gemensamma EU-standarder för kärnkraftsäkerheten, särskilt med tanke på utvidgningen från 15 till 27 medlemsländer. Hon sade sig vara fast besluten att ta fram en gemensam metodik, för att kunna gå vidare mot europeriska normer och kontrollmekanismer. Detta skall garantera tillämpningen av samma kriterier över hela det utvidgade Europa, med målet att uppnå samma säkerhetsnivå överallt. Under sommaren har kommissionen utarbetat ett Nuclear Package där ett utkast till direktiv om säkerhet vid kärntekniska anläggningar ingår. Direktivet inehåller också inspektioner administrerade av EU-kommissionen. Andra delar av paketet handlar om avvecklingsfonder, avfallshantering och ett avtal med Ryssland om handel med kärnämne. Reaktionerna hittills från medlemsländernas sida har varit kritiska och bl.a. betonat det bristande legala stödet i Euratomfördraget, det svårinsedda mervärdet för säkerheten och den uppenbara risken för att ansvaret för anläggningssäkerheten och tillsynen blir otydligt. Kommissionens målsättning är att direktivpaketet skall kunna träda ikraft den 1 januari 2004, då också den första omgångens kandidatländer förväntas inträda i unionen. Intensiva diskussioner förväntas under den fortsatta processen i Bryssel under 2003. IAEA Med sina 134 medlemsländer är FN-organet IAEA (International Atomic Energy Agency) den största internationella aktören på kärnsäkerhetsområdet. Organisationen bildades 1956 med syftet att främja och samarbeta kring den fredliga användningen av kärnenergin. Sverige blev medlem 1957. IAEA har två huvudsakliga instrument för att arbeta med reaktorsäkerhetsfrågorna. Det ena är utgivandet av säkerhetsstandarder, det andra är att tillhandahålla medlemsländerna ett utbud av säkerhetsgranskningar och andra tjänster. IAEA:s säkerhetsstandarder är internationella koncensusdokument. De är framtagna av sekretariatet med stöd av medlemsländerna i olika rådgivande kommittéer, en för vardera kärnsäkerhet, strålskydd, kärnavfall och transportsäkerhet. Det finns också en rådgivande kommission som slutligen granskar alla standarder innan de går till beslut. Dessutom sker ett remissförfarande till alla medlemsländer. Sverige deltar i samtliga rådgivande kommittéer och i kommissionen. Tre nivåer av standards Standarderna finns på tre nivåer: Fundamentals, Requirements and Guides. Fundamentals är grundläggande säkerhetsprinciper som alla medlemsländer förväntas följa. Reguirements är krav som måste uppfyllas för att kunna leva upp till Fundamentals. Guides är allmänna rekommendationer om tolkningen av kraven. Bred beslutsbas Fundamentals och Requirements beslutas av IAEA:s styrelse medan Guides beslutas av generaldirektören, allt efter hörande av den rådgivande kommissionen. Totalt finns nu ca 60 säkerhetsstandarder som täcker alla viktiga reaktorsäkerhetsfrågor. Inom reaktorsäkerhetsområdet finns serier med requirements i toppen som behandlar Emergency Preparedness, Legal and Governmental Infrastructure, Quality Assurance, Design, Operation och Siting. Det finns också serier som behandlar Research Reactors, Fuel Cycle Facilities, Radiation Protection och Radioactive Waste Management. Inte bindande Standarderna är inte legalt bindande för medlemsländerna. En del länder, t.ex. Holland, har emellertid valt att anta IAEA: s standarder som nationella krav efter en egen process som lett till vissa tillägg. De flesta medlemsländerna använder standarderna som referenser i arbetet med egna nationella föreskrifter och i säkerhetsarbetet på anläggningarna. Den stora bredden, och den omfattande internationella förankringen, ger IAEA:s standarder en internationell legitimitet, men det finns ännu inget gehör för att de skall bli tvingande för medlemsländerna. Detta hänger bl. a. samman med en diskussion, som förts genom åren, om att IAEA:s standarder är urvattnade, eftersom så många länder med olika kultur och industritradition har inflytande över framtagningen. Höjd nivå Det kanske har varit så med den generation standarder som togs fram för 20-år sedan. Under senare år har dock en stor revision inletts, vilket har höjt nivån väsentligt. EU-länderna med kärnkraft är ofta pådrivande i denna revisionsprocess, vilket lett till att många element från deras senaste nationella krav har kommit in i IAEA:s standarder. Synpunkter hörs därför nu om att utnyttja IAEA:s standarder, och stödja den fortsatta utvecklingen av dem, i stället för att inom EU uppfinna ännu ett regelverk. För att möta denna utveckling arbetar IAEA just nu med att formulera en strategi för det fortsatta arbetet med säkerhetsstandarderna. Vid sidan av standarderna ger IAEA ut en stor mängd andra dokument, exempelvis tekniska rapporter, som inte är koncensusdokument men som används 13

i medlemsländernas säkerhetsarbete. En särskild status här har INSAG-rapporterna som är framtagna av en grupp internationellt erkända experter på kärnsäkerhet (Lars Högberg, SKI:s förre Gd har under ett antal år deltagit i denna grupp). En del av dessa rapporter har haft mycket stort inflytande på säkerhetsarbetet i många länder, större inflytande än säkerhetsstandarderna. IAEA:s granskningsinstrument IAEA:s andra instrument för att främja kärnsäkerheten är att erbjuda medlemsländerna ett utbud av granskningstjänster och annat tekniskt samarbete. Bland granskningstjänsterna finns de välkända OSART och ASSET för granskning av anläggningssäkerheten, en ny tjänst för bedömning av säkerhetskulturen, IPPAS för granskning av det fysiska skyddet samt IRRT för granskning av tillsynsmyndigheterna. Vidare finns granskningar av konstruktionslösningar och säkerhetsanalyser. Granskningarna genomförs av särskilt sammansatta expertteam från medlemsländerna, under ledning av en anställd vid sekretariatet. Rapporterna är medlemslandets egendom men de offentliggörs i allt större utsträckning och läggs ut på internet. Ömsesidigt utbyte Vid IAEA:s granskningar tillämpas organisationens säkerhetsstandarder och naturligtvis den erfarenhet som de internationella teamen besitter. Värdet av detta ömsesidiga utbyte för att främja reaktorsäkerheten kan knappast överskattas. Ett särskilt viktigt program inom IAEA för att värdera säkerheten hos reaktorer av sovjetisk konstruktion har varit det s.k. Extrabudgetary Programme on the safety of VVER and RBMK Nuclear Power Plants, som pågick mellan 1990 och 1998. Arbete utanför budget Extrabudgetärt betyder att det har finansierats av vissa medlemsländer utanför IAEA:s ordinarie budget. Programmet har noga analyserat de berörda reaktorernas konstruktion och operativa säkerhet och ställt upp listor med generiska och till viss del anläggningsspecifika säkerhetsfrågor, som måste adresseras för att reaktorerna skall uppnå en internationellt accepterad standard. Frågorna har sedan prioriterats efter säkerhetsbetydelse. Speciellt i kandidatländerna till EU har dessa listor, Issue Books, haft stor betydelse för de säkerhetsförbättringsprogram som har genomförts. WANO I samband med internationell granskning ( peer-review ) kan också nämnas de uppdrag som utförs av industrins egen världstäckande organisation WANO. Upplägget, som är en bred granskning av hur verksamheten bedrivs på ett kärnkraftverk, påminner mycket om OSARTuppdragen som bedrivs av IAEA. Rapporterna från WANO:s missioner är kraftföretagens egendom och offentliggörs inte. Syftet är att främja goda rutiner och förhållningssätt inom kärnkraftsindustrin världen över mot bakgrund av professionell kunskap och erfarenhet. Man vill inte konkurrera med IAEA utan ser verksamheten som ett komplement. Inom industrin anses WANO:s missioner ge en mer rättfram värdering och återkoppling utan de diplomatiska och officiella inslag som ibland uppfattas i IAEA:s uppdrag. I de västliga kärnkraftsländerna inklusive Sverige genomförs f.n. fler WANO-missioner än OSART-missioner. WENRA Cheferna för de europeiska tillsynsmyndigheterna bildade 1999 en samarbetsorganisation WENRA: Western European Nuclear Regulators Association. Medlemmar är Belgien, Finland, Frankrike, Tyskland, Italien, Nederländerna, Spanien, Sverige och Storbritannien. Schweiz har också inbjudits att delta i organisationen. Tillsammans utövar de tillsyn över 150 kärnkraftsreaktorer. Syftet med WENRA är: att utveckla en gemensam syn på kärnsäkerhet och tillsyn, särskilt inom EU, att tillhandahålla EU en oberoende resurs för att undersöka kärnsäkerheten och tillsynen i kandidatländerna, och att värdera och uppnå en gemensam syn på frågeställningar som kan uppkomma inom kärnsäkerhet och tillsyn. WENRA-rapport WENRA publicerade i oktober 2000 en rapport över tillsynen och kärnsäkerheten i EU:s kandidatländer. Rapporten utmynnade i ett antal slutsatser och rekommendationer för varje kandidatland. Dessutom finns två annex som tar upp generiska säkerhetsfrågor för RBMK-reaktorerna respektive VVER-reaktorerna. Rapporten grundades på den betydande kunskap och erfarenhet som samlats i WENRA:s organisationer och tekniska stödorganisationer under ca 10 års bilateralt och multilateralt samarbete för att stödja kärnsäkerheten i kandidatländerna. EU-kommissionens stödprogram PHARE samt IAEA:s extrabudgetära program var viktiga sådana multilaterala projekt. WENRA:s rappport skickades till EU: s institutioner och också till tillsynsmyndigheterna i kandidatländerna. Trots en del kritiska slutsatser mottogs rapporten väl av kandidatländerna, inte minst genom det förtroende som finns för organisationerna bakom den. Rapporten var ett av de underlag som användes för att ta fram EU:s position i utvidgningsförhandlingarna. Utvärdering av kandidatländerna WENRA:s arbete med utvärdering av kandidatländerna visade att det finns stora likheter men också skillnader mellan EUländerna i synen på kärnkraftsäkerheten. Dock verkade det lättare att här komma överens om vad som är allmänt accepterad standard inom EU, eftersom tillämpningen var mer övergripande och konkret än i projekt där man i detalj vrider och vänder på enstaka säkerhetsfrågor. Dessutom fanns ett omfattande underlag i form av internationella rapporter. Frågor ställdes av Kommissionen och EU-länderna utan kärnkraftsprogram, om vilka kriterier WENRA faktiskt hade använt vid utvärderingen. Dessa frågor drev på WENRA att gå vidare i harmoniseringsfrågan. Pilotstudie Våren 2000 startades en pilotstudie. Syftet var att ta fram en metodik för att systematiskt kunna jämföra säkerhetskraven på de befintliga reaktorerna i WENRA-länderna, utan att fastna i de olikheter som finns i lagstiftning och tillsynsmodeller. Målet var att kunna dra slutsatser om det finns skäl för harmonisering av specifika krav i syfte att nå en likvärdig säkerhetsnivå i de olika länderna. Projektet har nu arbetat fram och prövat metodiken på de krav som är förknippade med sex utvalda säkerhetsfrågor. Kraven som finns i de olika länderna på dessa säkerhetsfrågor har kartlagts och sedan systematiskt jämförts med gemensamt framtagna referenskrav, som avspeglar god EU-praxis. Referenskraven har valts bland de mest avancerade kraven, som idag ställs av WENRA:s organisationer. Den allra senaste versionen av IAEA:s säkerhetsstandarder har också använts för att validera referenskraven, dvs. kontrollera om IAEA har något ytterligare som är motiverat att tillföra referenskraven. 14

...Den här översikten kan naturligtvis inte göra rättvisa åt allt internationellt reaktorsäkerhetsarbete som pågår och som Sverige är inblandat i. Till exempel har vårt bilaterala samarbete med tillsynsmyndigheter i andra länder inte berörts. Inte heller har vårt arbete med tekniskt bistånd i Litauen och nordvästra Ryssland beskrivits... De nationella likheterna och skillnaderna, i förhållande till referenskraven, har sedan bedömts av en panel bestående av experter från alla de deltagande länderna. Skillnader som går att berättiga enligt vissa kriterier, och de som inte går att berättiga, har dokumenterats. Skillnader som inte går att berättiga överlämnas till respektive land, för vidare analys av vad som behöver göras för att nå upp till referensnivån. WENRA kommer i år att ta ställning till om och hur arbetet skall drivas vidare och hur resultaten skall tas omhand. Förslag finns på ytterligare frågor som behöver analyseras innan alla centrala säkerhetskrav är täckta. OECD/NEA Nuclear Energy Agency (NEA) inom OECD bildades 1958 och har 28 medlemsländer. Syftet med NEA är att stödja medlemsländerna i underhåll och utveckling av den vetenskapliga, teknologiska och legala basen, som krävs för ett säkert och ekonomiskt användande av kärnenergin. NEA samlar således världens spetskompetens för att diskutera och lösa gemensamma problem relaterade till teknik och policy. Arbetet inom NEA fokuserar inte primärt på att ta fram gemensamma säkerhetsregler, men det sätt på vilket arbetet bedrivs har bidragit till internationell samsyn i säkerhetsfrågor och främjar fortlöpande gemensamma synsätt på olika frågor bland de deltagande länderna. NEA:s arbete underlättar därmed framtagningen av IAEA:s säkerhetsstandarder (både IAEA och EU deltar i NEA: s arbete) NEA arbetar i en struktur med stående tekniska kommittéer under en gemensam styrgrupp. Under varje kommitté finns varierande antal arbetsgrupper eller expertgrupper. Tillsynskommittén (CNRA) Säkerhetskommittén (CSNI) Strålskyddskommittén (CRPPH) Avfallskommittén (RWMC) Utvecklings- och bränslekommittén (NDC) Kärnvetenskapskommittén (NSC) Kärnlagstiftningskommittén (NLC) Teknisk kommitté CNRA har exempelvis nyligen gett ut rapporter om erfarenheter och synsätt från den regulativa sidan på åldrande reaktorer, nya reaktorkoncept, upprätthållande av nationell nukleär kompetens, säkerhetskulturproblem och följder av avregleringen av elmarknaderna. CSNI, som är en mer teknisk och forskningsinriktad kommitté, arbetar i ett antal fasta grupper med frågor som: human factors, termohydraulik, hållfasthet, inneslutningsfrågor, riskanalys, bränslefrågor, svåra haverier och åldringsfrågor. En särskild grupp finns för samarbetet med länderna i Östeuropa när det gäller reaktorer av sovjetisk konstruktion. Frågor här är exempelvis validering av termohydrauliska koder och av inneslutningsfunktionerna i dessa reaktorer. Större forskningsprojekt bedrivs i olika länder när det gäller: kärnbränsle, material och MTO-frågor i Norge (Halden) svåra haverier i USA och Ryssland termohydraulik i Tyskland Databaser Vidare administreras gemensamma databaser för brand, rörbrott och fel med gemensam orsak. NLC har varit drivande när det gäller att kartlägga den kärntekniska lagstiftningen i länderna i Östeuropa och f.d. Sovjetunionen och att driva på för en lösning av den besvärliga frågan om atomansvaret i dessa länder. Sverige deltar aktivt i de flesta av NEA:s aktiviteter. NKS Ett annat exempel på regionalt samarbete men med mindre internationell genomslagskraft är det nordiska forskningssamarbetet (NKS) för erfarenhetsutbyte och kunskapsutveckling inom områdena reaktorsäkerhet, kärnavfall, radioekologi, beredskap och information. NKS arbetar med fyraårsprogram och involverar forskare från nordiska högskolor, tillsynsmyndigheter och tekniska stödorganisationer. Syftet är inte uttryckligen att verka för lagharmonisering men näraliggande genom att skapa kontaktnät och förutsättningar för en nordisk samsyn inom området. NKS vill också se sig som ett serviceorgan för sina intressenter genom att ta fram konkret bakgrundsmaterial för beslutsfattare, sammanställa kunskap, bidra till beredskapsövningar och genom att sprida information i kärnsäkerhetsfrågor. Det fi nns ännu mer Den här översikten kan naturligtvis inte göra rättvisa åt allt internationellt reaktorsäkerhetsarbete som pågår och som Sverige är inblandat i. Till exempel har vårt bilaterala samarbete med tillsynsmyndigheter i andra länder inte berörts. Inte heller har vårt arbete med tekniskt bistånd i Litauen och nordvästra Ryssland beskrivits. Avsikten är bara att visa på något av det omfattande internationella samarbete som pågår när det gäller att utbyta erfarenheter och utveckla kunskapsbasen för reaktorsäkerheten. Under senare år har dessutom intresset för harmoniserade säkerhetsstandarder blivit alltmer framträdande och börjar framstå som en av de viktigaste internationella frågorna inom området, både på den tekniska och politiska nivån. Vi måste hänga med För Sveriges del är det viktigt för kvalitén på vårt säkerhetsarbete att vi fortsätter att hålla en aktiv och hög profil i internationella sammanhang. Vi har också en hel del att tillföra det internationella arbetet. Vi som är engagerade internationellt märker att Sverige har ett gott rykte, vi bemöts med respekt och våra erfarenheter och kunskaper är efterfrågade. Erik Jende 15

I kölvattnet på silhändelsen i Barsebäck 2 Avsevärda förbättringar Av Jean-Pierre Bento Artikelförfattaren är verksam som konsult och har på uppdrag av SKI genomfört en studie kring vad som hänt internationellt efter silhändelsen i Barsebäck 2 i juli 1992. För tio år sedan inträffade den så kallade silhändelsen i Barsebäck 2. Händelsen kastade nytt ljus över en säkerhetsfråga kring igensättning av vissa säkerhetssystems intags silar. Internationellt kom frågan efter en tid att betraktas som tekniskt löst och avslutad. Vid en genomgång i dag visar det sig att det fortfarande pågår experiment och utredningar. Silhändelsen var säkerhets mässigt en relativt lindrig händelse med tanke på risken för härdskador. Den kom emellertid att få betydande konsekvenser, både nationellt och internationellt, i form av ett massivt forskningsarbete, samt väsentliga modifikationer i många av världens reaktorer. En samlad bild över hur olika länder agerat har dock hittills saknats. Internationell efterföljd? Mot denna bakgrund är det många inom kärnkraftindustrin som undrat vad som gjorts internationellt under dessa tio år inte minst med tanke på SKI:s beslut under sensommaren 1992, att som en direkt följd av silhändelsen, dra in drifttillstånden temporärt för båda barsebäckreaktorerna och för de tre övriga kokvattenreaktorer som hade silar av likartad konstruktion (O1, O2 och R1). Samma händelse föranledde även OECD/NEA att initiera framtagningen av två rapporter. Den ena (referens 1) sammanfattar det internationella kunskapsläget och uppnådda resultat av det internationella forskningsarbetet kring silproblematiken. Den andra (referens 2) bygger på en studie som JPB Consulting genomfört på uppdrag från SKI. Det senare arbetet skedde enligt ett åtagande från SKI att för NEA:s räkning sammanställa de modifikationer som gjorts efter silhändelsen. Modifi erade kylsystem Den sistnämnda studien täcker de justeringar som gjorts i nödkylsystemet för reaktorhärden samt i kylsystemet för reaktorinneslutningen i både lättvattenreaktorer (BWR, PWR och VVER) och tungvattenreaktorer (Candu). Den internationella statusen, december 2001, kan sammanfattas enligt följande: 1. Många länder har mycket snabbt genomfört omfattande analysarbeten och modifikationer. Dessa genomfördes ofta i ett notervärt positivt samarbetsklimat mellan myndighet och kraftverksägare. 2. Samtliga länder har genomfört omfattande analyser. 3. Många länder har genomfört omfattande experiment. 16

har gjorts på BWR-sidan 4.Åtgärder, främst tekniska men även administrativa, har vidtagits i: de flesta kokvattenreaktorerna (BWR), ett begränsat antal tryckvattenreaktorer (PWR), ett betydande antal VVER och Candu-reaktorer. 5. Experiment och analyser pågår fortfarande i vissa länder, främst riktade mot PWR. Analyser och experiment De länder som ingått i studien har genomfört grundliga och uttömmande analyser för att bedöma den mängd isoleringsmaterial som kan frigöras vid ett rörbrott i inneslutningen. Analyserna har inkluderat specifika modeller av transporten av isolerings- och annat frigjort material i inneslutningen, samt tryckfallet över silarna. Analyserna har ofta pågått parallellt med omfattande experiment med olika isoleringsmaterial för att utröna fysiska och tidsmässiga aspekter av igensättningen av silarna. Många länder har gjort mock-up studier. Prover i full skala har dessutom genomförts i kondensationsbassängen i ett antal reaktorer. Optimerad konstruktion Resultaten från dessa analyser har använts, främst i kokvattenreaktorerna och i vissa tryckvattenreaktorer, för att optimera konstruktionen av nya silar samt för valet av nya isoleringsmaterial. De tryckvattenreaktorer som hittills modifierats är de som i huvudsak hade glasfiber och mineralull som värmeisolering kring rör och komponenter i reaktorinneslutningen. För svenskt vidkommande är det sistnämnda en grundorsak till varför ändringar endast gjordes i Ringhals 2, och ej i Ringhals 3 och 4 som främst har s.k. metallisk spegelisolering kring stora komponenter i inneslutningen. Bilden är dock fortfarande oklar 1 kring vilka åtgärder som vidtagits eller planerats i ett antal länders tryckvattenreaktorer där det ännu finns en betydande förekomst av glasfiber och mineralull i reaktorinneslutningen. Det rör sig främst om PWR-reaktorer i Frankrike, Japan och USA (se faktarutan, tabell 1 sid. 18) Utökad fi lterarea De modifikationer som genomförts av intagssilarna för nödkylning av härden samt för kylning av inneslutningen har oftast resulterat i helt nya silar med betydligt utökad filterarea. De ändrigar som gjorts i olika länder redovisas i tabell 1. De flesta av de nya silarna har goda självrensande egenskaper. Relativt många av silarna har utrustats med instrumentering för mätning av differenstrycket över silen, med indikering i det centrala kontrollrummet, och i vissa fall även i reservkontrollrummet. I flera kokvattenreaktorer inkluderar den nya konstruktionen möjligheten till backspolning av silarna. Byte av isoleringsmaterial Byte av stora andelar av den termiska isolering som finns kring rör och andra komponenter innanför reaktorinneslutningen har gjorts. De nya material som Bilden visar en av de nya backspolningsbara silarna på härdnödkylningssystem (323), som sitter i kondensationsbassängen. Bassängen är i normalfallet fylld med ca 2000 m 3 vatten. De uppstagade rören med hål och som syns bredvid silen, tillhör reaktorns tryckavsäkringssystem (314) Foto: Hallandsbild AB 17

Tabell 1: Sammanställning av modifi eringar i nödkylsystem för reaktorhärd och kylsystem för reaktorinneslutningar (dec 2001) Land PWR BWR Utförda modifikationer Belgien 2 av 7 block ändrade Nya silar med 6-faldigt ökad filterarea Finland VVER-440/213 (mod.) 2 av 2 block ändrade 2 av 2 block ändrade Nya silar med 10-faldigt ökad filterarea Nya silar med betydligt utökad filterarea Frankrike Inget av 58 block ändrat Japan Inget av 23 block ändrat Inget av 28 block ändrat Kanada CANDU 4 av 18 block ändrade 10 block kommer att ändras Nya silar med 13-faldigt ökad filterarea Nederländerna 1 av 1 block ändrat Nya silar med 2-faldigt ökad filterarea Ryssland Balakovo VVER-1000 Kola 2 VVER-440/213 2 VVER-440/230 Schweiz Inget av 5 block ändrat 4 av 4 block kommer att ändras under 2002 Inget av 3 block ändrat Planerad installation av nya silar med betydligt utökad filterarea Installation av nya silar av samma utformning som Balakovo 2 av 2 block ändrade Nya silar med 7- till 30-faldigt ökad filterarea Slovakien VVER 440/213 4 av 4 block ändrade Nya silar med betydligt utökad filterarea Spanien Inget av 7 block ändrat 2 av 2 block ändrade Nya silar med betydligt utökad filterarea Sverige 1 av 3 block ändrat 9 av 9 block ändrade Nya silar med 15- till 40-faldigt ökad filterarea Nya silar med >7-faldigt ökad filterarea Tjeckien VVER-440/213 VVER-1000/320 4 av 4 block ändrade Inget av 2 block ändrat Nya silar med 4-faldigt ökad filterarea Tyskland 2 av 13 block ändrade 2 av 6 block ändrade Silarnas area utökades Silar togs bort (andra pumpsilar finns) Silarnas areautökades Ungern VVER-440/213 4 av 4 block ändrade Nya silar med 50-faldigt ökad filterarea USA Inget av 69 block ändrat 34 av 34 block ändrade Nya silar med betydligt utökad filterarea - Tidigare: från 0,36 m 2 till 39 m 2 - Idag: från 46 m 2 till 580 m 2 18

installerats varierar både inom och mellan länderna. Dessa material är främst metallisk spegel isolering, glasfiber, mineralull och kalciumsilikat. Samma material exempelvis mineralull förekommer i olika applikationer i samma land - exempelvis innesluten i kassetter eller omsluten av täckplåtar. Resultaten av utförda experiment har oftast legat till grund för valet av nya isoleringsmaterial och installationssätt. Administrativa åtgärder Bland vidtagna administrativa åtgärder för att minimera förekomsten av främmande föremål kan nämnas periodisk rengöring av kondensationsbassängen och inneslutnings sumpen (dylika åtgärder genomfördes redan tidigare av ett flertal kraftföretag). En annan åtgärd är utökad kontroll och eventuell förbättring av målningen av inneslutningens inre väggar samt ytor. Slutligen har många verk sett över sina drift- och störningsinstruktioner, samt driftpersonalens utbildning, bl.a. med simulatorutbildning om backspolningsåtgärder. Inte bara kokare De omfattande studier och experiment som genomförts i många kärnkraftsländer efter händelsen i juli 1992 i Barsebäck 2 har identifierat behovet att i huvuddelen av kokvatten reaktorerna ändra konstruktionen av vissa säkerhetssystems intagssilar. Dessa studier har samtidigt bekräftat att motsvarande silar installeras i en majoritet av tryckvattenreaktorerna. I ett fåtal länder pågår emellertid fortsatta forskningsarbeten rörande vissa tryckvattenreaktorers silkonstruktion. Effektivt agerande En tillbakablick på de internationella insatserna efter silhändelsen visar att omfattningen av det experimentella och teoretiska arbetet, graden av modifikationerna samt takten för deras införande skiljer sig markant mellan länderna. Belgien, Finland, Schweiz, Spanien, Sverige, Tyskland och vissa östländer tillhör de länder som målmedvetet och effektivt agerat efter silhändelsen i Barsebäck 2. Slutsatsen gäller också för USA, även om det dröjde många år innan arbetet med den fysiska modifieringen av silarna påbörjades i de amerikanska kokvattenreaktorerna. Ointresserade? Slutligen, och i synnerhet i tider präglade av internationellt samarbete, är det förvånande att konstatera vilken uthållighet och målmedvetenhet som i vissa fall krävs för att erhålla relevant information. Ett fåtal, i sammanhanget viktiga, länder har således uppvisat ett anmärkningsvärt ointresse att lämna konkret information om resultaten av eventuellt genomförda studier och modifikationer av viktiga säkerhetssystems intagssilar. Jean-Pierre Bento Fotnot: 1. De uppgifter som inhämtats i de angivna rapporterna och som denna artikel bygger på är daterade dec 2001. Referens: 1. Knowledge Base for Emergency Core Cooling System Recirculation Reliability, NEA/ CSNI/R (95)11. 2. Knowledge Base for Strainer Clogging Modifi cations performed in different countries since 1992, NEA/CSNI/R (2002)6. Silhändelsen i Barsebäck 2, juli 1992 I samband med värmning av reaktorn och första tryckupptagning efter avslutad revisionsavställning av Barsebäck 2 fi ck kontrollrummet en signal om isolering av reaktorinneslutningen. Den termiska reaktoreffekten var då lägre än 2% av den nominella effekten och trycket i reaktortanken var 3 MPa, eller knappt hälften av drifttrycket. Vid isoleringen inträffade följdriktigt snabbstopp av reaktorn och påkallade automatiska funktioner fungerade som avsett. Operatörerna uppmärksammade inom en minut att en säkerhetsventil i avblåsningssystemet hade öppnat obefogat p.g.a. felaktigt justerad styrventil - och en kraftig ångblåsning konstaterades via TV-kamera. Skiftlaget tog ner reaktorn till kall avställning och ventilen kunde stängas efter ca 25 minuter, efter det att reaktortrycket sjunkit till ca 1,1 MPa. Larm för högt differenstryck över ena intagssilen i kylsystemet för reaktorinneslutningen uppkom efter en timmes drift av detta system. Denna partiella igensättning inträffade tidigare än vad som framgick av gällande beräkningar, vilka angav 10 timmar störningsfri drift vid motsvarande och större rörbrott vid full effekt. I samband med inspektion av reaktorinneslutningen konstaterades att ca 200 kg isoleringsmaterial (mineralull) kring säkerhetsventilen hade blåst bort och fördelat sig i inneslutningen. Av denna mängd har uppskattats att ca 50% fi nfördelat isoleringsmaterial (ca 10 gånger det som tidigare antagits i beräkningarna) följt med den utblåsande ångan ner till inneslutningens kondensationsbassäng, där bl.a. de två intagssilarna tillhörande kylsystemet för reaktorinneslutningen finns. Sammantaget var den inträffade händelsen säkerhetsmässigt en lindrig sådan med tanke på risken för härdskador. Den medförde dock många långtgående och värdefulla lärdomar. 19

Reaktorinneslutningarna utreds Brister vid tillverkningen Av Behnaz Aghili Artikelförfattaren är verksam inom enheten för reaktorteknologi och strukturell integritet vid Statens kärnkraftinspektion. För att få svar på frågan om reaktorinneslutningarna i de svenska kärnkraftverken klarar dagens moderna krav har såväl konstruktion som material och degraderingsmekanismer genomlysts i en första fas av en större SKI-utredning 1. Men även de oförstörande metoder som används för att kontrollera inneslutningens tillstånd och deras förmåga att upptäcka eventuella skador har satts under luppen. Under 90-talet upptäcktes i de svenska kärnkraftverken två allvarliga korrosionsfall i de metalliska delarna av inneslutningen. Dessa upptäckter blev upptakten till den utredning som nu genomförs. Eftersom reaktorinneslutningen är en av de viktigaste barriärerna som skall skydda mot utsläpp av radioaktiva ämnen är det av största vikt att man har aktuell kunskap om tänkbara degraderingsmekanismer. Inneslutningarna har därför studerats översiktligt, i den första fasen utredningen, samtidigt som inträffade skador och degraderingar analyserats. I arbetet har man även tittat på de kontrollprogram som funnits för att se om de i tid kan fånga upp eventuella degraderingar. Under normaldrift ska inneslutningen dessutom fungera som biologiskt strålskydd kring reaktorn och de anslutande rör och övriga komponenter som innehåller radioaktiva ämnen. Inneslutningens konstruktion Samtliga inneslutningar i de svenska kärnkraftverken utgörs av förspända betongkonstruktioner. Förspänningen är i både vertikal- och horisontalled och är avsett att ta emot de dragbelastningar som kan uppträda i betongen i händelse av ett haveri. Förspänningskablarna ligger i foderrör. För att skydda kablarna mot korrosion är foderrören antingen injekterade med fettliknande produkter eller cement, alternativt är de torrluftventilerade. Kablar som ligger i luftventilerade rör eller i fett är åtkomliga för inspektioner och byten. Däremot är de kablar som är injekterade med cement inte åtkomliga för inspektioner på samma sätt. Inneslutningarnas cylindriska vägg har gjutits i två koncentriska delar med en total väggtjocklek av 1,0-1,5 meter, beroende på reaktoranläggning. Inre delens tjocklek är 0,2 till 0,3 m. Ingjuten tätplåt Alla svenska inneslutningar har en ingjuten tätplåt vars funktion är att hindra radioaktivt utsläpp från inneslutningen vid ett haveri. Tätplåten är belägen mellan de två koncentriska delarna, och är 5-8 mm tjock. Tätplåten är ofta, men inte alltid, tillverkad av rostfritt material. Unikt för de svenska reaktorerna är att des under 80-talet försågs med haverifilter. Filtrets funktion är att vid svåra haverier, till exempel ett stort rörbrott i inneslutningen, tryckavlasta inneslutningen på ett kontrollerat sätt samt filtrera utsläppen av radioaktiva ämnen till omgivningen till 99,9%. Haverifiltren kom till som ett särskilt krav från regeringen mot bakgrund av de utredningar som genomfördes efter reaktorhaveriet i Three Mile Island. Ett annat skyddssystem, som skall träda i funktion vid ett svårt haveri är det s.k. vattensprinklingssystemet, som skall ta ner trycket i inneslutningen. Inträffade händelser Bland de allvarligaste skador som under årens lopp har rapporterats är de som inträffade i Forsmark 1 (1997) och Barsebäck 2 (1993), med korroderad toroid och tätplåt (hål i inneslutningens tätande funktion),. Skadan i Forsmark 1 upptäcktes vid täthetsprovning av inneslutningen. Det kunde därvid konstateras att yttre och inre toroid var otät. De båda toroiderna demonterades för kontroll. Denna kontroll visade att korrosion av toroiden hade skett på grund av att isoleringen var fuktig. I samband med kontrollen upptäcktes 20

gav korrosionsskador också att en plastfilm var anbringad för att skydda isoleringen från att bli blöt i samband med ingjutningen. När plastfilmen avlägsnades rann en större mängd vatten ut. Felaktig återgjutning Även skadan med den korroderade tätplåten i Barsebäck 2 upptäcktes vid täthetsprovning. De vidare undersökningarna visade att inneslutningens tätplåt hade korroderat med hålbildning som följd. Orsaken till detta var att i samband med tillverkningen hade återgjutningen av hålrum vid rörgenomföringarna inte skett på avsett sätt. Bland annat hade vatten blivit kvar i hålrummet. När sedan betong med svällmedel hade pressats in i hålrummet, reagerade vattnet med svällmedlet vilket ledde till att betongen blev porös. Dessutom var hålrummet enbart delvis fyllt med betong. Detta gav upphov till en onormal miljö i vilken korrosion av tätplåten kunde fortgå. Bland övriga inträffade händelser kan nämnas: vattensamling i utrymmet mellan toroid och betong i Forsmark 3, vattenförekomst på insidan av inneslutningens tätplåt i Ringhals 2, hål i takplattan till inneslutningen i Oskarshamn 1, vittring av betong på utsidan av inneslutningen i Ringhals 3, skadade förspänningskablar i Forsmark 3, och den s.k. pluggen i Barsebäck 2, vilket var en felborrning i mellanbjälklaget. Det kan konstateras att de inträffade skadorna huvudsakligen har haft sin orsak i icke-ritningsenligt utförande vid tillverkning och montage. Skademekanismen har oftast varit korrosion av olika slag. Degraderingsmekanismer Alla konstruktioner förändras med tiden. Det gäller även betongkonstruktioner, inneslutningen medräknad. Orsaken till betongkonstruktionens förändringar är både påverkan från miljön och att betongens mikrostruktur förändras med tiden. Flera olika degraderingsmekanismer, både kemiska och fysikaliska, kan påverka konstruktionen negativt. Konstruktionens långtidsegenskaper beror alltså på hur väl dess beståndsdelar motstår de negativa förändringarna (degradering). De olika degraderingsmekanismerna är till mycket stor del beroende av de ingående materialen, det vill säga av den betongkvalitet som har använts. Miljön är som sagts tidigare en annan viktig faktor. Utredningen, och bakomliggande forskningsprojeket har kommit fram till några översiktliga bedömningar som redovisas nedan. Dessa bedömningar är preliminära och kan komma att ändras när mer detaljerat underlag sammanställts. Figuren visar den del av reaktorinneslutningen vid Barsebäck 2 där korrosionsskador uppstod i tätplåten till följd av en felaktig återgjutning. Illustration: PCI-CCp Betong Kokarvattenreaktorernas inneslutning ligger helt och hållet inomhus. Detta betyder att dessa konstruktioner inte är känsliga för skademekanismer som huvudsakligen orsakas av yttre förhållanden (väder, fukt och föroreningar i luften) t.ex. karbonatisering, frostangrepp, abrasion eller erosion. Inneslutningarna för reaktorerna av PWR-typ (Ringhals 2-4) står däremot utomhus. Dessa är påmålade med skyddslager för att minska effekterna av de yttre påverkansfaktorerna. Statusen i dessa skyddslager är därför avgörande för hur man skall bedöma risken att inneslutningen kan drabbas av nämnda degraderingsfenomen. Betongens kvalitet För att bedöma risken för urlakning, sulfatangrepp, sura angrepp och alkalieballastreaktioner måste kunskaper om betongens kvalitet och dess vattencementtal vara tillgängliga. Utredningen har kommit fram till att högkvalitativ betong har använts vid tillverkningen av inneslutningarna, men betongens egenskaper har ännu inte redovisas tillräckligt detaljerat. Vattencementtalet är inte heller angivet i de flesta fall. Kunskap om detta är nödvändigt även för att kunna bedöma risken för kristallisering av klorider och andra salter på betongen. 21

Temperaturen i inneslutningarna vid normaldrift ligger runt 60 o C vilket är enligt konstruktionsförutsättningarna. Däremot finns det farhågor om att relativt höga temperaturer kan förekomma i vissa lokala positioner som t.ex. runt genomföringar. En systematisk genomgång av temperaturamplituderna lokalt i inneslutningarnas konstruktion är nödvändig då långvarigt höga temperaturer befaras påverka betongstrukturernas mekaniska egenskaper med sprickbildning som följd. Armeringsjärn De skademekanismer som kan påverka inneslutningens armeringsjärn är bestrålning och korrosion. Armeringsjärnet är inbäddat långt in i betongen. Bestrålningen torde därför inte vara något problem för det inbäddade och därmed skyddade armeringsjärnet. Korrosion av armeringsjärnet på grund av karbonatisering eller diffusion av kloridjoner bedöms inte heller förekomma i sådan omfattning att det äventyrar inneslutningens funktion. Spännarmering Spännarmeringen utgör det viktigaste konstruktionselementet för inneslutningens förmåga att klara sin funktion. Information om armeringens förspänningsgrad och dess tillstånd med avseende på korrosion är därför väsentlig för att avgöra inneslutningens tillstånd. I de fall spännarmeringen är ingjuten i cement, finns mycket liten möjlighet att fortlöpande kontrollera armeringens status, vare sig det gäller förlust av förspänning eller eventuell korrosion av armeringen. Spännarmeringens tillstånd leder i sig till att risken för korrosionsskador i korrosiva miljöer är mycket stor. Tillståndskontroll av de spännarmeringar som är inbäddade i fett, kan göras utan större problem. Tätplåt Tätplåten kan också drabbas av korrosion. Allmän korrosion är inget större problem i detta sammanhang. Om konstruktionen är utförd i enlighet med gällande krav och ritningar bör inte heller lokal korrosion kunna förekomma eftersom stål är passivt (korroderar inte) i den alkaliska miljö som råder i betongen. Tyvärr visar de skador som har förekommit i de svenska anläggningarna att möjligheten till lokalkorrosion av tätplåten måste utredas. Anledningen är att de förekommande skadorna har sin orsak i avvikelser från ritningar, vilka i sin tur har lett till förändringar i den lokala miljön med ökad risk för korrosion av tätplåten och därmed förödande konsekvenser för tätplåtens tätande funktion. Återkommande kontroll Kraven på återkommande kontroll och provningar av reaktorinneslutningarna regleras i respektive anläggnings STF (Säkerhets Tekniska Driftförutsättningar) och SAR (Safety Analysis Report). Dessa krav innebär att inneslutningens täthet kontrolleras genom provtryckningar, tre gånger, jämnt fördelade på tio år. Genomföringar och skalventiler provtrycks minst en gång vartannat år. Slussar provtrycks med sex månaders intervall eller i samband med varje öppning. Dessutom görs visuella kontroller med tätare intervall av åtkomliga inre och yttre ytor av inneslutningens byggnader. De visuella kontrollerna görs för att upptäcka eventuella tecken på mekanisk försämring som antingen kan påverka inneslutningens mekaniska integritet eller täthet. Regelbundna kontroller av spännkabelsystemet genomförs där konstruktionen tillåter provtagning av spännkablarna. Vid sådana kontroller kan förspänningskraften mätas upp, förankringsdetaljer besiktigas, samt injekteringsfettet och korrosionsförekomst i trådarna undersökas. Kontrollmetoder Som nämndes tidigare har en del degraderingar och skador inträffat i inneslutning- Figuren till vänster; principskiss av en tryckvattenreaktors inneslutning. Illustration: PCI-CCp 22

Figuren ovan visar den del av Forsmark 2:s reaktorinneslutning där korrosionsskador uppstod till följd av felaktig hantering vid återgjutningen. Illustration: PCI-CCp arna. En del av dessa defekter har inte upptäckts genom de ordinarie återkommande provningarna eller så har de varit svåra att detektera i tid. Detta beror bland annat på konstruktionens utformning och de tillämpade kontroll- och provningsmetoderna. Vissa konstruktionselement som är inbäddade i betongen kan inte kontrolleras genom de ordinarie kontroll- och provningsmetoderna. Exempel på sådana inbäddade element är tätplåten, ingjutna förspänningskablar och armeringsjärn. När det gäller att fastställa tillståndet hos sådana element, är enda alternativet att utnyttja någon form av de oförstörande provningsmetoderna (OFP). Vilken provningsmetod man skall välja styrs av vilka egenskaper, fel eller defekter som provningen syftar till att upptäcka. Nedan berörs några av de vanligaste OFP-metoderna och deras möjligheter att användas för provning av betongkonstruktioner. Schmidt studshammare kan användas dels för indirekt bestämning av betongens hållfasthet, dels för bedömning av betongens likformighet inom konstruktionen. Metoden är snabb, enkel och effektiv och grundar sig på ett samband mellan hammarens reboundvärde och betongens ythårdhet, vilket med hjälp av empiriska formler kan räknas om till hållfasthet. Betongens hållfasthet och likformighet kan även bestämmas via uppmätning av ultraljudhastigheten. Metoden grundar sig på ett samband mellan ultraljudhastighet och materialets densitet och elastiska egenskaper. Användning av kombinerad metod för bestämning av betongens hållfasthet och likformighet kan ge bättre precision då resultatet baseras dels på Schmidt studshammarvärde, dels på ljudhastighetsvärde. Akustisk emission har stora fördelar då metoden kan göra det möjligt att kontinuerligt övervaka tillståndet hos betongkonstruktionen. Den kan även ge information om tillståndet hos såväl betongen som armeringen. Metoden grundas på registrering av akustisk emission från mikro- och makrodefekter i betongkonstruktionen. Högenergiradiografering är en annan användbar metod, dels för volymetrisk provning av betongkonstruktioner med avseende på skador som sprickor, delamineringar, hålrum, dels för bestämning av armeringens verkliga läge. Metodens användning kan begränsas av en hög bakgrundstrålning, av att metoden kräver tillgång till provningsobjektets bägge sidor och att provningsutrustningen är massiv och tung. Konventionell ultraljudprovning grundas på registrering av skillnader i ljudhastighet, dämpning eller elastiska egenskaper, vilket ger information om diskontinuiteter och lokala materialförändringar. Metodens användning för provning av betongkonstruktioner är begränsad p.g.a. betongens heterogenitet, grovkornighet och dess grova tjocklek. Nonlinjär ultraljudteknik är en ny teknik och har hittills enbart testats i laboratoriemiljö. Tekniken är mycket känsligare än konventionella ultraljudtekniker och kan därmed användas för registrering av små diskontinuiteter. Radar kan användas för lokalisering av armering. Provning med radar är snabb och effektiv och sker från en sida på objektet. Inneslutningar kan endast provas från utsidan eftersom tätplåten på insidan av inneslutningen kommer att skärma av elektromagnetiska vågor. Utredningens slutsatser och rekommendationer Nedan följer de viktigaste slutsatserna och några forskningsprojekt som pågår eller är i sitt startskede. Spännarmeringen är ett mycket väsentligt element för inneslutningens funktion. Därmed är det mycket viktigt att utreda möjligheterna till att säkerställa den ingjutna spännarmeringens status med hjälp av någon form av oförstörande provning. Även krypning och krympning av betongen påverkar förspänningslasten i inneslutningen och därför bör sådana eventuella förändringar ägnas mer uppmärksamhet. De skador som har klassats som de allvarligaste, har uppstått på grund av avsteg från ritningar och felaktigheter vid byggnationen. Därför bör möjliga och tänkbara avsteg i samband med utförandet av inneslutningarna så långt som möjligt utredas och dokumenteras. Möjligheten att kontrollera tätplåtens kondition genom oförstörande provning bör undersökas. Det konstaterades att det finns OFPmetoder som skulle kunna användas för tillståndskontroll av inneslutningen. Vidare forsknings- och utvecklingsinsatser och även fälttester krävs däremot för att kunna använda dessa metoder med större tillförlitlighet. Behnaz Aghili Fotnot 1. Utredning kring reaktorinneslutningar konstruktion, degraderingar och skador samt kontroller och provningar som är gjord av Behnaz Aghili, Gabriel Barslivo och Elena Österberg kommer att ges ut som SKI rapport i början av 2003. Andra pågående projekt kring reaktorinneslutningar är: Doktorandprojekt på KTH, Livslängdsfrågor för spännarmering i betongkonstruktioner. Doktorandprojekt på LTH, Långtidsegenskaper hos reaktorinneslutningar av förspänd betong. EU-projekt, CONMOD, OFP-metoder och FEM-beräkningar. Materialprovning, Barsebäck 1. 23

Skador i rörsystem och mekaniska komponenter Databas analyserar Av Karen Gott Artikelförfattaren är forskningsområdesansvarig för material och kemi inom enheten för reaktorteknologi och strukturell integritet vid Statens kärnkraftinspektion. I kärnkraftanläggningar, liksom i andra kraftverk och processanläggningar, uppkommer skador av olika slag till följd av driftförhållanden och andra skäl som inte alltid har kunnat förutses eller beaktas under konstruktionen och tillverkningen. SKI har därför under åren byggt upp en databas kring skador och observationer på de olika kärnkraftanläggningarna. Denna databas utgör en viktig grund för säkerhetsarbetet när det gäller att utvärdera inträffade skador. Kärnkraftanläggningarna är i grund robusta och byggda med en flerbarriärsprincip och ett djupförsvarstänkande. Det innebär bland annat att rörsystemen och mekaniska komponenter är dimensionerade för att tåla vissa skador utan att de direkt påverkar säkerheten. För att bibehålla djupförsvaret och fånga upp skadorna i god tid innan säkerheten påverkas har samtliga kärnkraftverk dessutom omfattande program för återkommande kontroll av sina mekaniska anordningar. Programmen består dels av regelbunden avsyning, dels av oförstörande provning av olika delar såsom svetsskarvar, rörböjar och interna delar till reaktortryckkärlet. Provning sker främst under de årliga avställningarna för bränslebyte. Urvalet av provningsområden är baserat på sannolikheten för att en komponent eller komponentdel kan förväntas innehålla sprickor eller andra skador som kan reducera dess integritet. Förutom de återkommande kontrollprogrammen finns flera olika övervakningssystem. Utvärdera skadorna En väsentlig del av säkerhetsarbetet är också att noga följa upp och utvärdera de skador som inträffar för att dra lärdomar om hur sådana skador skall undvikas i framtiden, och för att kunna göra förebyg- gande underhåll och komponentutbyten. Även SKI följer skadeutvecklingen, både nationellt och internationellt, som en del i sitt tillsynsarbete. För detta ändamål har SKI byggt upp en databas under namnet STRYK och som innehåller detaljerade uppgifter om skadefall som observerats i de svenska anläggningarna, allt sedan den första anläggningen togs i drift. Se vidare faktarutan nedan. SKI-rapport En omfattande samlad utvärdering av skadefallen som registrerats i STRYK har nyligen genomförts i syfte att se trender och ytterligare bygga under kunskaperna om de olika mekanismer som givit upphov till de inträffade skadefallen. Resultaten har redovisats i SKI Rapport 02:50 och sammanfattas i det följande. En första viktig slutsats är att inga av de skador som har upptäckts i de svenska anläggningarna har lett till någon säkerhetsmässig allvarlig händelse. Merparten av skadorna har upptäckts redan i ett tidigt skede. Figur 1 visar på vilket sätt skadefallen har upptäckts och att de återkommande kontrollerna har fungerat på avsett sätt. Som synes har endast ett fåtal skador upptäckts vid rondering genom läckageindikationer i kontrollrummet. Ingen ökning En annan viktig slutsats som kan dras av den samlade skadestatistiken för de svenska reaktoranläggningarna är att det i dagsläget inte finns några påtagliga tecken på att antalet skador skulle stiga med ökande ålder. Som framgår av figur 2a är utvecklingen av skadorna med några undantag relativt konstant med tiden. Detta beror i första hand på att anläggningarna vidtagit åtgärder efterhand som man sett tecken på att vissa typer av skador börjat uppträda i vissa av de använda konstruktionsmaterialen och den miljö där komponenterna finns. Många av de skador som rapporterades under slutet av nittiotalet var mycket små, och är av ringa säkerhetsbetydelse. Som framgår av figur 2a var det en till synes kraftig ökning av antalet skadefall efter tretton års drift. Denna beror till stor del på utbyte 24

kartlagda skadeutvecklingen av ett stort antal rörledningar i Ringhals 1 på grund av interkristallin spänningskorrosion i kallbearbetade rörböjar. Efter utbyte undersöktes samtliga rörböjar på laboratorium varvid många defekter upptäcktes. Dessa visas i en avvikande färg i figur 1. Konstant men olika Det är viktig att notera att även om antalet skadefall som upptäcks varje år är relativt konstant så är det inte samma sorts skador som upptäcks. Återkommande kontroll är till viss del baserad på stickprov. Om en skada upptäcks i en komponent skall samtliga andra liknande ställen undersökas för att kontrollera om dessa innehåller skador. Det medför i praktiken att flera liknande skador rapporteras samtidigt. Tagit lärdom Figur 3 visar hur dessa skadefall är fördelade mellan de olika anläggningarna. Det framgår tydligt att de äldre anläggningarna har haft flera skadefall än de senast byggda (Forsmark 3 och Oskarshamn 3). Detta beror till stor del på att man vid konstruktion och utformning av de nyare anläggningarna dragit lärdomar av inträffade skadefall och därmed fått mer ingående kunskaper om skademekanismer. Detta gäller särskilt interkristallin spänningskorrosion och materialsammansättningens betydelse i sammanhanget. Denna kunskapsuppbyggnad har också lett till att man i de äldre anläggningarna numera har bytt ut vitala komponenter till sådana som är tillverkade av mindre spänningskorrosionskänsligt material. Figur 1(överst) visar fördelningen av upptäcktsmetoder för skadorna i samtliga anläggningar. De allra fl esta fallen upptäcks med ultraljud (44%) eller genom visuell kontroll (30%). Figur 2a (mitten) visar antalet skadefall för samtliga anläggningar för angivet antal driftår. Figur 2b (underst) visar hur skadefallen fördelat sig för specifi ka kalenderår. Förklaringar till pikarna i diagrammen återfinns i huvudtexten. 11% antal skadefall antal skadefall 5% 30% 150 100 160 140 120 100 80 50 60 40 20 0 3% 3% 2% 1% 1% Ultraljud 1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 27 drifttid, år 44% Visuell kontroll Penetrant provning Rondering Magnetpulverprovning Funktionsprovning/ Underhåll Radiografi El-induktiv provning Okänd 0 71 75 77 79 81 83 85 87 89 91 93 95 97 99 årtal 25

Barsebäck 1 Barsebäck 2 Forsmark 1 Forsmark 2 Forsmark 3 Oskarshamn 1 Oskarshamn 2 Oskarshamn 3 Ringhals 1 Ringhals 2 Ringhals 3 Ringhals 4 Figur 3 visar fördelning av skadefall mellan anläggningarnas olika reaktorblock IGSCC Erosionskorrosion Termisk utmattning Vibrationsutmattning Korrosion TGSCC Annan Ej undersökt Figur 4 visar hur skadefallen fördelar sig på olika skademekanismer. Bortsett ifrån skador i ånggeneratorerna som inte omfattas av denna databas hade tryckvattenreaktorerna fram till år 2000 inte haft samma skadeutveckling i sina rörledningar eller interna delar som kokvattenreaktorerna (totalt ca 50 skadefall). Men under senare tid har ett antal fall rapporterats såväl i Ringhals som i utländska anläggningar varför man inte kan utesluta att denna trend kan ändras. Korrosionsskador vanliga Hur de vanligast förekommande degraderingsmekanismerna är fördelade, sett på samtliga anläggningar, visas i figur 4. Interkristallin spänningskorrosion och erosionskorrosion är de vanligaste skademekanismerna näst termisk utmattning och vibrationsutmattning. Korrosion förekommer men är inte någon dominant mekanism. I figur 4 omfattar kategori Annan även driftinducerade skador som har som bakomliggande orsak felaktigheter i tillverkning eller installation. Dominerande skador Figur 5 visar på utvecklingen av skadefall orsakade av interkristallin spänningskorrosion (se även faktarutan i slutet av artikeln för de bakomliggande orsakerna). Utvecklingen har dominerats av skador i kallbearbetade rördelar (främst rörböjar) i äldre kokvattenreaktorer. Ett stort antal skadefall har rapporterats efter 13 års drift, som nämndes ovan i samband med utbyte av rörledningar i snabbstoppsystemet i Ringhals 1. Ytterligare ett stort antal fall av interkristallin spänningskorrosion rapporterades efter ca 20 års drift i samband med återkommande kontroll av vissa interna delar i nödkylsystemen i Barsebäck 1 och 2 samt Oskarshamn 2. Att så många skadefall har inträffat till följd av interkristallin spänningskorrosion beror som tidigare sagts på att de bakomliggande orsakerna blev kända först efter att de första anläggningarna hade byggts. För att åtgärda detta problem har anläggningarna genomfört ett systematiskt program av rörbyten där man använder mindre känsliga material. Färre skador med väte För att minska risken för spänningskorrosion har flera anläggningar också övergått till en kemi där väte doseras till kylvattnet då detta i många studier har visat sig starkt reducera skadeutvecklingen. På senare tid har man även upptäckt spänningskorrosionsskador i tryckvattenreaktorernas primära rörsystem. I denna typ av anläggning har det tidigare huvudsakligen varit tuber i ånggeneratorerna som drabbats av spänningskorrosion. Kunskaperna om de nu observerade skadefallen och de bakomliggande mekanismerna är ännu begränsad och är därför föremål för pågående forskningsinsatser där Sverige ligger väl framme i en internationell jämförelse. Ändrade rutiner Erosionskorrosion är den näst mest vanliga skademekanismen i svenska anläggningar. Skadefallen som finns registrerade i STRYK ger emellertid inte en fullständig bild. Skälet härtill är dels att rapporteringsrutinerna varierat under årens lopp, dels att många av skadorna upptäcks i ett så pass tidigt skede att de kan lämnas kvar utan andra åtgärder än årlig uppföljning. Erosionskorrosion förekommer främst i system där ångan finns fram till turbinen. Av figur 6b framgår att det är Barsebäck 1 och 2 samt Forsmark 1 och 2 som har haft flest skadefall. Följdverkningar I Barsebäck började erosionskorrosionsskador uppträda sedan man infört vätgasdosering för att minska risken för interkristallin spänningskorrosion. Genom denna åtgärd reducerades emellertid de mot erosionskorrosion skyddande passiveringsskikten som tidigare fanns på rörens insida. 26

Åtgärder för att förebygga skador av en viss typ och i vissa delar av anläggningen gav således upphov till skador av en annan typ och i andra delar av anläggningen. Därför doserar Barsebäck numera syre till de system som drabbas av erosionskorrosion med gott resultat. I Forsmark 1 och 2 har fukthalten i ångan varit ovanligt hög med många små erosionskorrosionsskador under årens lopp. Forsmark har nyligen (2001) bytt ut flera komponenter, bland annat med förhoppning att ångkvalitén förbättras. Problemen med erosionskorrosion är inte lösta, men anläggningarna arbetar aktivt med uppföljning och komponentutbyte görs fortlöpande vid behov men även i förebyggande syfte. Drabbade system Termisk utmattning är koncentrerad till rörledningar och komponenter såsom T- stycken och ventiler samt interna delar och reaktortryckkärlsstutsar. De mest drabbade systemen är matarvattensystemen och huvudcirkulationssystemen i kokarvattenanläggningarna (främst i Ringhals 1) förutom de interna delar som tillhör flera olika system. Forsmark 1 och Ringhals 1 har rapporterat flest skadefall på grund av ett generiskt problem med en viss ventiltyp. De flesta fall som rapporterats efter ca tjugo års drift kan kopplas till renoveringen under nittiotalet av Oskarshamn 1, då många av fallen upptäcktes, vilka troligen hade sitt ursprung i det driftsätt som användas mycket tidigt i anläggningens liv. Olöst problem Detta gäller även för det förhållandevis stora antalet fall i Ringhals 1. Termisk utmattning kan inte anses ha varit helt löst som problem då det har visat sig att den kan uppträda efter mycket korta drifttider under ogynnsamma förhållanden, eller då driftsättet förändras. Av figur 4 framgår att vibrationsutmattning är orsaken till nästan lika många skador som termisk utmattning. De flesta av dessa skador förekommer emellertid i klena ledningar vilka byts ut när skadorna upptäcks. Dessa har vanligen också ringa betydelse för säkerheten i anläggningarna. antal skadefall antal skadefall 120 100 80 60 40 20 0 1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 drifttid, år Figur 5a visar förekomsten av interkristallin spänningskorrosion som funktion av drifttid (år). antal skadefall 160 140 120 100 80 60 40 20 0 B1 B2 F1 F2 F3 O1 O2 O3 R1 R2 R3 anläggning R4 Figur 5b visar förekomsten av interkristallin spänningskorrosion i de olika anläggningarna. 35 30 25 20 15 10 5 0 1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 drifttid, år 23 25 Figur 6a Förekomsten av erosionskorrosion som funktion av drifttid 27

...En väsenlig slutsats som styrks av analysen...är vikten av att det fi nns ett fungerande återkommande kontrollprogram... Jämförs den svenska skadestatistiken med den skadestatistik som finns i andra länder med motsvarande anläggningar finner man att: Spänningskorrosion är lika frekvent jämfört med de svenska anläggningarna men har till större del orsakats av kalldeformation i Sverige än i andra länder där svetssensibilisering anges som den dominerande orsaken; skadefallen har till stor del åtgärdats i Sverige genom omfattande utbytesprogram. Erosionskorrosion är inte lika frekvent jämfört med de svenska anläggningarna troligen på grund av att övriga länders statistik enbart omfattar rörledningar, och är inte jämförbart med data i STRYK som omfattar alla system och komponenter. Termisk utmattning är inte lika frekvent jämfört med de svenska anläggningarna, av samma skäl som för erosionskorrosion. Utmattning är mer frekvent jämfört med de svenska anläggningarna eftersom andra databaser omfattar alla rörledningar inklusive de mycket klena vilka inte registreras i STRYK. Korrosion är mycket mindre omfattande i svenska anläggningar som ett resultat av deras lokalisering. Fungerande kontrollprogram En väsenlig slutsats som styrks av analysen av trender med hjälp av STRYK är vikten av att det finns ett fungerande återkommande kontrollprogram. Detta för att kontrollera komponenter där olika skadeförebyggande åtgärder inte fungerar fullt ut, samt för att försäkra sig om att oväntade skador hittas innan komponenterna slutar att uppfylla sina funktioner. Till dags datum har de kontrollprogram som tillämpas vid de svenska anläggningarna varit lyckade ur dessa aspekter. Karen Gott 30 25 20 15 10 5 0 antal skador antal skador 100 50 0 B1 F1 F3 O2 R1 R3 anläggning Figur 6b visar örekomsten av erosionskorrosion i de olika anläggningarna. 15 10 5 0 1 5 9 13 17 21 drifttid, år Figur 7a visar örekomsten av termisk utmattning som funktion av drifttiden. B1 B2 F1 F2 F3 O1 O2 O3 R1 R2 R4 Figur 7b visar förekomsten av termisk utmattning i de olika anläggningarna. 28

STRYK DATABAS Sedan mitten av nittiotalet har SKI fört in de driftinducerade skadorna i en databas under namnet STRYK. Med skador menas i detta fall sprickor eller annan degradering som hittats i en komponent. Databasen innehåller skador som har rapporterats sedan anläggningarna togs i drift under sjuttiotalet. Nyligen har en trendanalys omfattande perioden 1972 2000 genomförts med hjälp av databasen. Resultaten fi nns även sammanställda i SKI-Rapport 02:50. STRYK innehåller information om såväl skadade mekaniska anordningar som individuella sprickor. Flera sprickor kan fi nnas i en och samma komponent och betraktas i basen som ett skadefall om de upptäcks inom ett område vid samma tidpunkt. Den så kallade rapporteringsnivån för skador är satt lågt för att kunna upptäcka skadan och på ett planerat sätt ta hand om komponenten genom reparation eller utbyte. Detta innebär att basen innehåller information om såväl skadefall som är mycket små som större sprickor vilka lett till läckage av reaktorvatten. Ungefär 1200 skadefall fi nns rapporterade i STRYK. STRYK innehåller över 1650 olika dataposter, en för varje defekt för vilken det fi nns individuell information. Det gäller såväl storlek som läge. Därigenom har vi möjlighet att genomföra olika sorts analyser där jämförelser mellan anläggningar, anläggningssystem, komponenter, degraderingsmekanismer och upptäcktsmetod är bland de mest intressanta. I denna artikel har sådana jämförelser diskuterats. Det är dock mycket viktigt att komma ihåg att det fi nns brister i underlaget, inte minst på grund av att rapporteringskraven har förändrats något under åren vilket innebär att informationen från de äldre anläggningarna inte omfattar exakt samma system och komponenter som den från de nyare anläggningarna. Det är också viktigt att komma ihåg, om man vill dra slutsatser kring utveckling av skador med tiden, att under perioden 1972 till 1985 togs anläggningar i drift vartefter de blev färdigbyggda. En annan viktig faktor i detta sammanhang är att det datum som förts in i STRYK är datum för första rapport, vilket ofta är, men inte alltid, samma datum som för första upptäckt inom kontrollprogrammen. Eftersom en defekt måste ha en viss storlek innan den kan upptäckas med oförstorande provning, och kontrollprogrammen föreskriver maximalt tio år mellan kontrollerna, är det omöjligt att ur denna databas dra några slutsatser angående initieringstider för olika skademekanismer. SPÄNNINGSKORROSION Spänningskorrosion: För att denna mekanism skall inträffa behövs vissa kombinationer av material-, miljö- och belastningsförhållanden vilket innebär att ett material kan vara helt okänsligt i vissa miljöer men spricker mycket tidigt i andra. Exempel på materialförhållanden är bl.a. mikrostruktur och värmebehandlingstillstånd. Om en anläggnings kemispecifi kation inte innehålls och det under längre perioder förekommer höga halter av föroreningar kan dessa bidra till uppkomsten av spänningskorrosion. Höga spänningar kan orsakas av driftbetingelserna eller ha uppstått under tillverkningen genom kvarvarande svetsegenspänningar. I Interkristallin spänningskorrosion s.k. IGSCC, följer sprickorna materialets korngränser, och kan ha orsakats av kallbearbetning under tillverkning eller materialsammansättning i kombination med s.k. svetssensibilisering. I Transkristallin spänningskorrosion s.k. TGSCC propagerar sprickorna tvärs materialets korn. För att Bestrålningsinducerad spänningskorrosion s.k. IASCC skall uppkomma krävs att materialets egenskaper har förändrats genom bestrålning. Erosionskorrosion kännetecknas av godsförtunning och uppstår i ledningar eller andra komponenter av låglegerat stål där de kemiska förhållandena och strömningsförhållandena är sådana att inget skyddande oxidskikt kan bildas på komponentens ytor. Avverkningen kan ske mycket snabbt, med upp till ett par mm per år. De parametrar som påverkar avverkningshastigheten är ångfuktighet, syrehalt, temperatur, ph och strömningsförhållanden. Kromhalten i materialet är en viktig faktor i sammanhanget och har betydelse för uppkomsten av skador. Koppar och molybden kan ha en negativ inverkan. Termisk utmattning uppstår när komponenter utsätts för mer eller mindre regelbunden temperaturcykling, eller när fl öden vid olika temperaturer möts och orsakar termisk cykling. Sådana komplexa blandningsförhållanden uppkommer vid till exempel T-stycken. Vibrationsutmattning uppstår när en komponent utsätts för varierande laster över en tidsperiod. Variationerna kan antingen vara regelbundna eller oregelbundna eller förekomma över relativt långa tidsperioder. Det fi nns både s.k. lågcykelutmattning, och s.k. högcykelutmattning. Korrosion är ett samlingsbegrepp för degradering på grund av kemiska eller elektrokemiska angrepp. 29

30ÅgeNucleus 4/2002

Reportaget sta 31

Tungt vatten och naturligt uran Ågesta drömmen om Av Alvar Östman Artikelförfattaren deltog som kärnkrafttekniker i uppförandet av Ågesta kraftvärmeverk. Han är pensionär sedan 1988 men ses här, still going strong, på en nytagen bild i Ågestas kontrollrum. Anläggningen konstruerades utifrån den svenska linjen dvs. att använda inhemskt naturligt uran som bränsle och tungt vatten (D 2 O) som moderator. Foto: Sören Fröberg Bilden på förra uppslaget visar hur kontrollrummet på f.d. Ågesta kraftvärmeverk ser ut i dag. Stolen må vara lite sliten men i övrigt är utrustningen i gott skick. Ergonomiskt har dock mycket hänt sedan Ågesta konstruerades. Det gäller såväl åtkomlighet, överblickbarhet och läsbarhet av instrumenten. Foto: Sören Fröberg Fyra kilometer söder om Stockholmsförorten Farsta ligger Ågesta friluftsreservat. Omgivningarna erinrar om ett svunnet odlingslandskap där effektiva jordbruksmaskiner gynnade stordrift som trots ökad produktion krävde färre armar. Den överfl ödiga befolkningen fl yttade in till tätorterna. Bostadsbristen blev besvärande stor, framförallt i tätorter. Och den blev tillika ett socialt och politiskt problem. Mot den bakgrunden byggdes Farsta i början av 60-talet, söderorts motsvarighet till Vällingby. Men det var också i det läget, i spåret av kalla kriget och Marshallplanen, som kärnkraft teknologin gjordes tillgänglig av USA. Avspärrningen under andra världskriget visade hur beroende Sverige var av energiimport. Den blev ett mycket tungt argument i diskussionerna om att bygga kärnkraftverk i Sverige. Från början av 1950-talet till 1970 sexdubblades oljeleveranserna till den svenska marknaden. Störningar i oljeförsörjningen inträffade. Den första allvarliga krisen inträffade 1956 då Suez-kanalen stängdes. Oljepriserna steg samtidigt som brist på olja och bensin uppstod. En statlig energiutredning framförde år 1956: förutom experimentreaktorer förutsätter utredningen att 5-6 atomdrivna (kraft-) värmeverk kan tillkomma under den närmaste 10-årsperioden Utöver argumenten för kärnkraftsutbyggnad fanns enligt min mening drömmar om ett bättre liv, med tillgång till egen producerad atomkraftel. Den svenska linjen Genom att Sverige valde en egen linje i satsningen på kärnkraft kunde landet undgå insyn och hålla vägen öppen för egen kärnvapentillverkning. Denna strategi som byggde på att man använde naturligt uran och tungt vatten kom att kallas den svenska linjen. De egna urantillgångarna i Kvarntorp och Ranstad, fastän låghaltiga, kunde användas. Tungt vatten kunde köpas från Norge. Svensk import av kärnämnen från USA hade inneburit krav på att Sverige ej anskaffade egna kärnvapen. För att kontrollera detta skulle krav på inspektion av svenska anläggningar komma som ett brev på posten. Ett ytterligare skäl för en nationell kärnkraftlinje var att stötta egen forskning och industri genom kunskapsbyggnad. Import av amerikansk teknik hade inneburit att makten hade glidit över till industrin, på bekostnad av akademikernas och statens inflytande. Första utmaningen År 1947 etablerade staten och industrin forskningsföretaget AB Atomenergi, som skulle arbeta med kärnenergiforskning. Företagets första stora utmaning var att bygga R1-reaktorn vid Kungliga Tekniska Högskolan, KTH, i Stockholm. Efter att Frankrike levererat 3 ton uran startade R1 sin drift den 13 juli 1954. Den kom sedan att vara i drift fram till 1970. Reaktorn användes huvudsakligen för neutron fysikalisk forskning. Trycktank ASEA-Vattenfall och AB Atomenergi hade var sitt projekt, Adam respektive R3, som slogs ihop och blev så småningom till Ågesta kraftvärmeverk. Diskussionerna i det gemensamma projektet var tidvis intensiva. Dock valde man efter en tid trycktanksutförande för ågestareaktorn. 32

en bättre framtid Projekteringen startade 1957. Anläggningen skulle av säkerhetsskäl förläggas i ett bergrum. Vattenfalls stations montageavdelning under Olle Hedström startade montagearbetet 1961. Projektet fick då en fast form. Även om kostnadsutvecklingen stabiliserades fanns luckor mellan de inblandade beställarna. I tidiga kostnadsbedömningar från Atomenergi förekom en pluspost; plutoniumkredit. Vem som skulle köpa detta plutonium angavs ej. Konstruktionshemligheter Kunskaper om hur en reaktoranläggning konstruerades i detalj var till mitten av 50-talet svåröverkomliga. Stormakterna hemlighöll av militära skäl viktiga uppgifter. I samband med Genèvekonferensen 1955 Atoms for Peace frisläpptes dock uppgifter om reaktorkonstruktioner. Standardverket för konstruktörer av reaktoranläggningar var Glasstones Sourcebook on Atomic Energy, som studerades grundligt. En annan bok som lästes omsorgsfullt var den amerikanska redogörelsen för PWR-reaktorn (PWR = Pressurized Water Reactor) i Shippingport, Pennsylvania. Boken innehöll konstruktionsdata, ritningar, fotografier och en noggrann beskrivning av anläggningen. Stor entusiasm Relationerna mellan olika yrkesgrupper i Ågesta var goda. Entusiasmen var stor. Även om de inblandade företagens ledningar kunde ha haft olika mål märktes inte sådana motsättningar bland företagens underlydande. När Vattenfalls stationsmontageledning införde stramare ordning i leden inom anläggningen knorrades det bland den övriga företagspersonalen. Men när nyordningen gav önskat resultat upphörde irritationen. Stränga renhetskrav Det var oklart vid planeringen av Ågesta hur stränga kraven på renhet vid montaget och vid tillverkningen av komponenter skulle vara. Vid montaget av material som skulle komma att beröras av tungt vatten var kraven speciellt stränga. Man ville undvika att främmande partiklar som passerade härden kunde sprida radioaktivitet i anläggningen. Extremt stränga krav gällde för all bränslehantering. Innanför reaktorinneslutningen krävdes vita rockar, handskar och skoskydd. Stränga täthetskrav infördes också. Även embryot till rådrumsregeln 1 kan spåras till Ågesta, dvs. inga händelser bör medföra krav på omedelbara operatörsingrepp. Ökat kvalitetsmedvetande Renmontaget kom ibland som en överraskning för tillverkare och montageföretag, Det kan ses som ett Reportaget På bilden till höger syns den sluss som är en del av det täta skalet som omger primärsystemen. Ingenting okontrollerat fick passera genom slussen. Innanför var kraven på renhet mycket stränga. Före inpassage krävdes att man använde overall och skoskydd. Vid utpassage kontrollerades att de utpasserande ej hade det minsta spår av radioaktivitet på kroppen eller kläderna. Trots att det gått mer än 25 år sedan Ågesta-reaktorn var i drift är det i dag i stort sett lika rent som det var då i inneslutningen. Foto: Sören Fröberg 33

blev också möjligt att besöka amerikanska anläggningar. Goda informationskanaler åt projektansvariga för Ågesta var de komponentleverantörer som höll sig informerade och lärde sig tekniken. Personal sändes ut på studiebesök i Europa, USA och Kanada. Genom att lägga ihop insamlade uppgifter med egna försök och experiment kunde det egna konstruktionsarbetet drivas vidare. Förseningar inträffade dock i arbetet med att ta fram konstruktionsritningar och beskrivningar. Sammanslagning och arbetsfördelning Sammanslagningen 1958 när Atomenergi, Vattenfall samt ASEA och Stockholms Elverk började samarbeta kring ett gemensamt projekt blev lyckosam. Den arbetsfördelning som följde var att Atomenergi ansvarade för reaktordelen, Vattenfall för stationsutformningen i stort och ASEA blev huvudleverantör för reaktordelen. Stockholms Elverk svarade för byggnadsentreprenaden. En brist i konstruktionsarbetet var dock att tillräckligt antal personer med erfarenhet av konstruktion, drift och byggande av högtrycksånganläggningar, saknades. Provdrift och drift I juli 1962 etablerade sig driftledningen i Ågesta för att följa montaget och förbereda provdrift och drift. Formell klassrumsträning i kärnfysik, radiologi, instrumentfunktion etc. anordnades för den blivande driftpersonalen. Denna utbildning avslutades med skriftlig tentamen. Ett begränsat antal personer licensierades till vakthavande ingenjörer (vhi). Vakthavande ingenjör fungerade som driftledare så snart anläggningen var i drift. Fram till 1965, dvs. så länge AB Atomenergi med Nils Rydell som platschef hade ansvaret för driften var fördelningen av vakthavande ingenjörer följande: Bilden ovan föreställer en av ånggeneratorerna (huvudvärmeväxlare) med Sandviks klentuber. Sandvik levererar fortfarande rostfria klentuber till kärnkraftanläggningar. Foto: Sören Fröberg led i inskolningen av tillverkare och personal för ett ökat kvalitetsmedvetande. Vid sidan av renhetskravet var kraven på täthet avgörande för reaktordriften. Täthetskraven var nödvändiga av två skäl, dels fick det dyrbara tunga vattnet ej läcka ut, dels måste radioaktiviteten hållas i inneslutningen. Renhetskraven kritiserades någon gång av leverantörer och montageföretag, medan täthetskraven var lättare att förstå och acceptera. Snabb utveckling av reaktorer Senare delen av 1950-talet uppvisade en snabb utveckling inom reaktorområdet, framför allt i USA där flera olika reaktortyper konstruerades. PWRreaktorer som ursprungligen utvecklades för drift av U-båtar beställdes för att uppföras på land. Det Ingvar Holtz, AB Atomenergi Kristian Kull, - Ingemar Myrén, - Alvar Östman, - Lars Broström, Vattenfall Harry Höglund, - Ingvar Wetterholm, Atomkraftskonsortiet Driftschefer var: Nils Rydell, AB Atomenergi, 1962-1965 Evert Eriksson, Vattenfall, 1965-1969 Karl-Erik Sandstedt, Vattenfall, 1969-1974 Utöver dessa personer fanns specialistfunktioner såsom Erik Lindén för kemi, Bertil Mandahl för strålskyddsverksamheten samt Pehr Blomberg och Göran Apelqvist för reaktorfysiken. Sjöingenjörer Vattenfall svarade för utbildningen av driftpersonalen av vilka de flesta hade sjöingenjörsexamen. Ordningen i anläggningen var föredömlig. Få formella regler eller arbetsbeskrivningar fanns. 34

Genom att den blivande driftledningen fanns på plats i stationen under det sista året av montaget blev provdrift och senare drift realistiskt planerade. De blivande vakthavande ingenjörerna fick var och en vissa delar av anläggningen att ansvara för och att kunna svara för tekniska detaljer. Dessutom skulle var och en veta hur de olika tekniska delarna samfungerade. Alla skulle känna till innebörden av de grundläggande säkerhetsfunktionerna. Laddning av reaktorn I december 1962 var primärsystemen monterade. De fylldes med lättvatten och reaktorn laddades med verkliga bränsleelement och styrdon. I början av 1963 testades pumpar, ventiler och annan utrustning så långt det var möjligt med lättvatten. Ett stort antal styrdonstester genomfördes. Laddmaskinen för bränsle och styrdonsförflyttningar provades. Med en elektrisk ångpanna värmdes primärsystemen till +210ºC för fortsatta provkörningar. Innan reaktoranläggningens primärsystem kunde fyllas med tungt vatten måste först det lätta vattnet fullständigt avlägsnas genom vakuumtorkning. Därefter fylldes primärsystemen med tungt vatten och reaktoranläggningen var färdig för nukleär provdrift. Nukleär provdrift och drift 1964-1965 Teknisk Tidskrift bevakade regelbundet den svenska kärnkraftutvecklingen och i nr 13, 1965 redovisades erfarenheterna från provning, tester samt den första tidens drift i Ågesta Kraftvärmeverk. Artiklarna är skrivna av de personer som svarade för resp. del av anläggningen. Ågesta-anläggningens värmeprocess hade fungerat väl, samtliga projekterade värden för flöden, tryck, temperatur osv. har uppfyllts Sammanfattningsvis gav artiklarna en uppfattning om att några nämnvärda prutningar i kvalitetskrav inte hade varit möjliga. Däremot framgick önskemål om att enklare och mer robusta komponenter var önskvärda. Framgång för svenska linjen Ågesta visade att det var möjligt att bygga en kärnkraftanläggning enligt den svenska linjen och hålla den i drift. Det var t.ex. inte självklart att tungvattenförlusterna skulle bli så låga att de kunde accepteras ekonomiskt. Komponenter för tungvattenanvändning fanns ej på marknaden. För det krävdes utveckling av konventionell utrustning. Reaktorfysikaliskt visade mätningarna goda resultat. Reaktorfysikerna Göran Apelqvist och Pehr Blomberg avslutar sin artikel i Teknisk Tidskrift med: Att det reaktorfysikaliska arbetet givit goda resultat måste till en inte oväsentlig del tillskrivas den ansvariga driftledningens och den verkställande driftpersonalens positiva inställning. Fanns det då några driftserfarenheter som talade mot den svenska linjen? Läckage av tungt vatten är av ekonomiska skäl förödande. Det första driftåret läckte bestrålningskanaler som gick genom det lättvattenkylda locket till reaktortanken. Läckaget upptäcktes tidigt och en ändring i konstruktionen hindrade fortsatt läckage. Ytterligare läckage i små mängder inträffade vid pumpar, ventiler och vid ett svetsförband. Genom mätningar av tritiumhalten i ventilationsluften och i lättvattensystemen kunde de sammanlagda tungvattenförlusterna bestämmas till cirka 25 gram per timme. Mot beräknade 2% förluster tungvatten per år uppvisade Ågesta 1% per år, inklusive ett spill av cirka 175 kg under det första driftåret. När anläggningen stängdes 1974 och tömdes på tungt vatten hade driftsrutiner och den höga kvaliteten vid uppförandet givit önskat resultat, vilket var att med tungt vatten och naturligt uran kunna driva ett kraftvärmeverk. Risken för stora tungvattenförluster hade dock under de gångna åren varit ett ständigt närvarande hot. Ett tänkbart haveri Risken med otillräcklig kylning av bränslet s.k. LOCA (förlust av kylvatten) finns för både lättvatten- och tungvattenreaktorer. Skulle tungvattnet ha förlorats t.ex. genom ett rörbrott kunde bränslet ha kylts med lättvatten. Tungvattnet hade då blivit uppblandat med lättvatten, men uppgraderingen skulle ha tagit tid och orsakat driftavbrott. Driftpersonalen hade ständigt en möjlig tungvattenförlust att tänka på och det gick bra tack vare träning av personal och kvalitet i anläggningen. Vid härdpassagen bildas tritium. Detta tritium är till nackdel vid tungvattenhantering. Olägenheten var dock överkomlig. Haverier på sekundära system överraskade egentligen inte, däremot hade ingen räknat med att ett haveri i återkylarsystemet skulle få stora konsekvenser. Bristande ergonomi Nils Rydell och Evert Eriksson, AB Atomenergi respektive Vattenfall, vilka i tur och ordning var chefer för Ågesta Kraftvärmeverk, diskuterade ofta komplexiteten i anlägg ningen. Anläggningen var för dåtida förhållanden komplicerad och därigenom svåröverskådlig från kontrollrummet. Detta på grund av bristande ergonomisk utformning, vilket ledde till begränsade möjligheter att enkelt övervaka reaktorsäkerheten. Anledningen till detta låg i att olika konstruktionskontor utformat sina delar av anläggningen med olika krav på utförande. En gemensam projektledning fanns ej varför möjligheter till förenklingar ej tillvaratogs. Likaså saknades etablerad standard. Många kockar... Komponenter med lika stor betydelse för drift resp. säkerhet hade specificerats med skilda kvalitetskrav. Symboler på ritningar kunde variera beroende på vem som utfört dem. Kritik av detta slag är allvarlig. Driftpersonalens arbete försvårades också i onödan av att så många kockar deltagit i projekteringen och uppförandet av anläggningen. Förhållandet är inte unikt. Varje större värmekraftverk innehåller komponenter levererade från olika företag i världen. Reportaget 35

Konstverket nedan är en närbild av turbinskovlarna som är en av de sista länkarna innan anläggningen kan leverera el och värme till näten. Foto: Sören Fröberg Den svenska linjen påverkades knappast allvarligt av bristen på gemensam projektledning. Men som bidragande orsak till fördyringar, förseningar och småhaverier är det nödvändigt att lyfta fram detta förhållande. En faktor bakom ASEA:s framgångar med sina lättvattenreaktorer kan sökas i den sammanhållna projektledningen. Strålskydd Ur strålskyddssynpunkt var det första driftåret helt odramatiskt. Den störningsfria driften och det låga läckaget av tungt vatten medförde att kontaminering av utrustning och personal var låga. Vid arbeten i huvudvärmeväxlarrummet erhöll personal mätbara persondoser. Ur arbetssynpunkt visade sig placeringen av vitala komponenter i isolerade strålskyddade celler vara ändamålsenlig. Vid reparation av skadade rörledningar som går genom det lättvattenkylda locket till reaktorn erhöll reparationspersonal från Degerfors Järnverk stråldoser. Dessa låg dock inom de accepterade doserna för entreprenörpersonal, maximalt 9 msv/kvartal. Motsvarande tillåtna årsdoser för personal i radiologiskt arbete (driftpersonalen i Ågesta) var 50 msv. De doser av joniserande strålning som registrerades fram till utgången av 1964 var: Dos msv Antal personer 0,25-2 14 2-4 8 4-6 4 Det var främst verkstadspersonal från Degerfors Järnverk, Vattenfall och AB Atomenergi samt strålskyddspersonal som erhöll stråldoserna. Driften av utländska reaktorer visade på liknande erfarenheter, reparationspersonal är en utsatt grupp vid kärnkraftdrift. För att minska dosbelastningen på underhållspersonal har man idag avståndsmanövrerade fogberednings- och svetsmaskiner och mycket annat. Åtgärder övas och planläggs omsorgsfullt. Utsläppen av luft- och vätskeburen radioaktivitet till omgivningen var låga, långt under tillåtna nivåer. Allmänhetens bevakning Ett stort allmänt intresse var knutet till Ågesta under det första driftsåret. Dagstidningarna rapporterade om små såväl som stora händelser kring Ågesta. Förseningarna och kostnadsöver skridandena uppmärksammades särskilt. Sjön Magelungens intresseförening, som hade anlitat Nobelpristagaren Linus Pauling för rådgivning, var aktiv i motståndet till utsläpp av radioaktivitet till sin sjö. Någon antikärnkraftrörelse existerade inte. Tekniker i olika företag var intresserade av kärnkraftutvecklingen och besökarströmmen till Ågesta var ansenlig. Drifterfarenheter 1964-1965 Den viktigaste erfarenheten av det första årets drift av Ågesta kärnkraftvärmeverk var att det gick att bygga kärnkraft efter den svenska linjen, men att det i Ågestaprojektet fanns konstruktionsbrister. Bristerna låg i den tekniska detaljutformningen. I allt väsentligt hade dock möjligheterna för den svenska linjen bekräftats tekniskt i Ågesta. 36

Tillgänglighet 1965-1974 Den fortsatta driften finns redovisad av Alf Lindfors m.fl. på Vattenfall i en teknisk PM (VK6 nr 67/78) daterad i augusti 1978. Där framkommer att driften blir mera regelbunden med färre avbrott och reaktorns tillgänglighet ökar. Reaktortillgängligheten är ett mått på anläggningens kvalitet och av avgörande betydelse för ekonomin. Reaktoranläggningars kapitalkostnader och bränslekostnader innebär att stillestånd i driften blir dyrbara. Den genomsnittliga årsvisa tillgängligheten ökade från ca 50% 1964 till nära 100% 1974. Som en första generationens reaktoranläggning var Ågestaverket framgångsrikt. Efter besök vid utländska reaktoranläggningar var den vanliga kommentaren anläggningarna stod stilla. Skadade bränsleelement Ett undantag i tillgänglighet är från år 1968. I början av detta år indikerade sprick detekterings systemet skadade bränsleelement. Under 1966 hade plutoniumanrikade testelement tillförts härden och ett av dessa testbränsleelement uppvisade senare en mindre kapslingsskada som orsakade bl.a. ädelgasutsläpp. Ytterligare testelement hade tillförts under 1967. Indikationer på skadade bränsleelement ökade och i mitten av mars 1968 avbröts driften. Efter stoppet uppmättes en förhöjd dosrat vid en rörkrök i huvudvärmeväxlarrummet. När pumpen i aktuell rörkrets startades flyttade sig strålkällan, för att senare återkomma efter pumpstopp. Strålkällan var troligen en del av ett bränsleelement som innehöll den höga radioaktiviteten. De mekaniska skadorna på bränsleelementen finns dokumenterade i arbetsrapporter som i detalj beskriver haveriet. En sammanfattande redogörelse ges i Vattenfalls driftrapport 110/1968 av den 19 juni 1968. Inget utsläpp skedde till omgivningen. Delar av de skadade bränsleelementen förblev kvar i reaktortanken eller i huvudkylkretsar. Även flera av de ursprungliga bränsleelementen visade skador. Höljerören hade penetrerats av klackar för styrning av bränslestavarna p.g.a. vibrationer. Experiment i Ågesta inträffade händelser Ågesta-reaktorn var ursprungligen inte konstruerad att vara en experimentreaktor utan prototyp för ett kraftvärmeverk. Provning av bränsleelement hade dock beslutats. Det gällde utprovning av bränsleelement för Marviken och Oskarshamn reaktorerna, dessutom provades italienska plutoniumelement. De bränsle elementhaverier som inträffade gav dock viktiga erfarenheter. De skadade bränslepartierna kunde till största delen fiskas upp genom ett specialkonstruerat verktyg, vidare klarade anläggningen av att delar av härden hade blivit allvarligt skadade. Personalen vid anläggningen hade också lyckats klara av de allvarliga tillbuden. En viktig lärdom kan dras, avsteg från genomtänkta principer skall man vara försiktig med. Bränsleelementhaveriet i Ågesta visade att anläggningen var robust konstruerad och klarade ett postulerat svårt haveri. Motsvarande haveri med en lättvattenreaktor och de trånga kanaler som finns i den typen av reaktorer, skulle kunna få allvarligare följder ifall lärdomar ej dragits från denna händelse. För den svenska linjen var den lyckliga upplösningen av 1968 års bränsleelementhaveri en klar framgång. Kylarhaveri Den 1 maj 1969 inträffade ett haveri i återkylarsystemet. Vid en tryckförändring i systemet orsakad av ett pumpskifte skadades en backventil. Ett fyra kvadratdecimeter stort stycke av ventilen slets ur ventilhuset med ett stort läckage som följd. Innan avstängning vid kyltornet på berget ovanför reaktoranläggningen kunnat genomföras, strömmade ca fyrahundra kubikmeter kylvatten ut i turbinanläggningen. Det utströmmande vattnet träffade generatorskenorna och löste ut turbinen. Kopplingsskåp för elutrustning som innehöll styrut rustning för säkerhetssystem översköljdes med vatten. Som följd av över svämningen erhölls jordfel som orsakade att flera säkerhetssystem fick felaktig eller obefogad funktion. Transformatorerna som låg utanför väggarna i turbin anläggningen, men på en lägre nivå än den havererade backventilen, undgick att bli översvämmade. Reaktorn stoppades manuellt från kontrollrummet sedan olika stängningsfunktioner av ventiler utlösts p.g.a. översvämningen. En följd av haveriet var att ca 500 liter tungt vatten läckte ut genom otäta backventiler. Haveriet visade att det var svårt att helt förebygga olyckshändelser av det inträffade slaget. Konstruktionerna måste dock göras så att följderna av inträffade felfunktioner blir så små som möjligt. Händelsen visade på brister i konstruktionen, hur olika strukturer, system och komponenter skall placeras i höjdled. Nyttiga erfarenheter Efter ventilhaveriet i återkylarsystemet tillsatte Delegationen för atomenergifrågor en utredning om säkerheten i anläggningens elektriska delar. Utredningen, som gjordes av Ångpanneföreningen, pekade på ett antal brister av vilka flertalet åtgärdades senare. Allvarligt var att el- och signalkablar hade dragits i ett gemensamt stråk, brandisoleringen av kablarna var också bristfällig. Denna erfarenhet togs tillvara vid konstruktionen av lättvattenreaktorerna. Kabelseparering utfördes för säkerhetssystemen. Senare reaktorer t.ex. Oskarshamn 3 och Forsmark 3, byggdes från början 4-subbade (uppdelade). De äldre subindelades så långt det var möjligt. Kabelbranden, 1975, i Browns Ferry-reaktorn i USA aktualiserade vikten av denna åtgärd. De följande åren vid Ågesta-anläggningen, fram till avstängningen 1974 blev ur driftsynpunkt lugna. Under olika perioder bestrålades t.ex. 1972, sju stycken testelement för ASEA-Atom, två st nya italienska och ett tidigare bestrålat italienskt plutoni- Reportaget 37

umanrikat bränsleelement. In- och urladdningen av testelementen förorsakade kortare avbrott i driften vilket nedsatte driftillgängligheten. Om planerade avbrott räknas bort var tillgängligheten de senaste åren mycket hög. Ågesta stängs av Den 2 juni 1974 stoppades reaktorn för sista gången. Beslutet om att ta reaktoranläggningen ur drift motiverades bl. a. med de höga kostnaderna för att bygga om vissa säkerhetssystem. Bränslet laddades ur och reaktorn tömdes på det tunga vattnet som redan tidigare sålts. Primärsystemen fylldes med kväve. Bränsle, tungt vatten och viss utrustning transporterades bort från Ågesta. Tack vare de då höga oljepriserna gick anläggningen med överskott det sista driftåret. Avställningsbeslutet hade emellertid tagits redan innan de stora oljeprishöjningarna skedde i början av 1974. Början till slutet Med nedläggningen av Ågesta Kraftvärmeverk gick första fasen av den svenska linjen i graven. En alltför komplicerad satsning på en stor tungvattenreaktoranläggning i Marviken utanför Norrköping, kunde av säkerhetsskäl aldrig tas i drift utan lades i malpåse 1970. År 1962 hade svenska staten gett tillstånd att bygga en reaktor i Marviken. Den togs aldrig i drift trots att den byggdes färdig. I stället fick den tjänstgöra som forskningsreaktor för diverse experiment. Tidningar och övriga massmedia uppmärksammade Marviken-nedläggningen i förvånansvärt ringa grad. Nedläggningsprocessen hade varit så utdragen att det inte fanns några nyheter att komma med längre. Något behov av AB Atomenergi i halvstatlig regi fanns inte heller, så många av företagets anställda fick lämna sina tjänster. Monopolet brutet ASEA framstår som den stora vinnaren. Under sin verksamhet hade staten på olika sätt stått för företagets utvecklingskostnader. Efter stängningen av Ågesta och Marviken framstod ASEA:s linje; lättvattenkokaren som fräsch och okomplicerad. De av ASEA levererade lättvattenreaktorerna har fungerat utmärkt och tillgängligheten är hög. ASEA bröt statens atommonopol, sedan AB Atomenergi satsat på fel häst, i Marviken. De tillsynes helt bortkastade miljonerna på Marviken-projektet kom ändock till nytta, men på ett inte avsett sätt. Kvalitetshöjande arbete Vattenfall startade ett omfattande kvalitetshöjande arbete i början av 60-talet. Arbetet syftade till att kvaliteten skulle upprätthållas och i vissa fall höjas för företagets anläggningar. Kvalitetstänkande är speciellt viktigt när ny teknik införs. När kvantitet uppmärksammas framför kvalitet blir riskerna för misstag stora. Organisationen för hela Ågesta-projektets skapande var splittrad. Stockholms Elverk, Vattenfall, Atomenergi och ASEA hade var sitt kompetensområde. En sammanhållande projektledning saknades. Eftersom Sverige är ett litet land där beslutsfattarna i de olika företagen oftast kände varandra, hade likvärdig utbildning, verkade i samma branschföreningar, fungerade ändock projektledningen fastän den haltade. Kvalitetsskillnader hos olika system kunde lätt iakttagas och härledas till de ansvariga företagens kvalitetsuppfattning. Dagens kraftbolag, ASEA:s efterträdare och andra har tagit lärdom av Ågesta. Deras kvalitetskrav är jämna och höga. Lättvattenreaktorernas projektledning är annorlunda än för Ågesta. Resultaten har ej heller uteblivit i form av bättre tillgänglighet och få allvarliga haverier i driften. Behovet av samarbete Kvaliteten på ett arbete, en produkt eller som i detta fall en komplicerad kärnkraftanläggning avgörs av förmågan att arbeta tillsammans. I kontrollrummet måste alla känna och lita på varandra. I Ågesta hade personalen samtränats under provdriften. Ingen fick handla på egen hand ute i anläggningen utan att kontrollrummet visste om det. Avsteg från denna enkla regel kunde medföra besvärande följder. Vid några tillfällen syndade personalen mot föreskrifterna i detta avseende med tillbud som följd. T.ex. lyftes ett styrdon med hjälp av traversen. Den avsedda lyfthöjden på några centimeter för att rycka loss det fastnade styrdonet överskreds med marginal. Lyckligtvis kom ingen människa till skada. Lärdomar Bränsleelementhaveriet visar som tidigare påpekats att avsteg från genomtänkta principer skall man vara försiktig med. Dagens regler för reaktordrift tar fasta på detta. Översvämningen i återkylarsystemet visar också med all önskvärd tydlighet att utströmmande vatten ej får träffa viktiga delar av anläggningen. En annan dogm är att driftpersonalen skall känna och kunna lita på varandra liksom att den är tränad. Att säkra informationen Det finns fortfarande erfarenheter från Ågesta Kraftvärmeverk för dagens kärnkrafttekniker att förkovra sig i. Erfarenheterna är spridda på många håll. Anteckningar och dokumentation finns hos de inblandade företagen. En systematisk sammanställning av uppgifter saknas. Utan dator kunde ändå ett fungerande reaktorsystem enligt den svenska linjen byggas och hållas i drift. Med dagens datorer borde därför alla bekymmer vara ur världen, eller Långtidsplanering? Samhällsutvecklingen kom att gå i andra spår än vad man under 1960-talet förväntade sig. Ingen kunde ana att två decennier senare skulle bostadsbristen vara borta och i stället började nybyggda oanvända bostäder rivas. Förslag om att bygga ett pärlband av kärnkraftreaktorer längs Norrlandskusten ersattes av samma förespråkare med krav på avveckling av kärnkraften. Från att ha varit ett medel för ett bättre liv blev kärnkraften starkt ifrågasatt. 38

Människorna är desamma, men åsikterna förändras i takt med samhällsutvecklingen. Tidigare släktleds umbäranden har glömts. Kvartalsbokslut har ersatt långtidsplanering. Kärnkraften med sina dryga kapitalkostnader kan lätt komma i kläm här. De långa livslängderna, i dag nämns 40 år för ett modernt kärnkraftverk, förutsätter långsiktig stabilitet. Tekniken för de svenska kärnkraftverken fungerar. Här gäller likväl att alla inblandade är vaksamma. Den trygga lunken till synes kan rymma fallgropar. Jag tycker mig märka ökade krav på kärnkraftdriften. Psykologiskt måste detta vara rätt väg att möta riskerna för slentrian. För det är till syvende och sist hos varje enskild individ som framgången vilar, även om de tekniska systemen skall tillåta att vi som människor gör fel och misstag. Den mest fulländade teknik räcker inte om vi inte får människorna inom och utom kärnkraftverken med oss. Vi skall tala och skriva så att allmänheten förstår oss, kan vi inte det kommer kärnkraften att mötas med misstroende. En daglig kamp Läget för kärnkraften i Sverige i dag är stabilt rent tekniskt sett. Få olyckstillbud och kunnig vältränad personal. Samspelet mellan tillsynsmyndighet och kraftverk fungerar. Olyckor (utomlands) kan dock snabbt ändra läget. Att behålla vaksamheten på våra anläggningar när ingenting inträffar måste ständigt framhållas. Alvar Östman Fotnot 1. Rådrumsregeln säger, förenklat, att den ansvariga driftpersonalen skall ges tid för eftertanke innan motåtgärder behöver sättas in, dvs. att de automatiska säkerhetssystemen skall ge operatörerna rimlig tid att analysera läget innan man behöver göra manuella ingrepp. Referenser (urval): AB Atomenergi: Tekniska PM; TPM-ÅDK-61; R3-301, 344, 346, 367; RP-108; RMK-461 (PMR-65) StatensVattenfallsverk: Kärnkraft på östkusten maj 1969 Ågesta-erfarenheter från driften 1963-1974, VK6-PM av Alf Lindfors m.fl. 1978-08-01 Teknisk Tidskrift: nr 13, 1965 Under skyddslocken i laddrännan fi nns fortfarande, som anges av varningstexterna, aktiva styrdon och andra härdkomponenter. Foto: Sören Fröberg Reportaget 39

Varierande tålighet mot jordskalv Jordskalv ett hot mot Av Lars Bennemo Artikelförfattaren är verksam vid enheten för anläggningssäkerhet på Statens kärnkraftinspektion En morgon för några år sedan när jag åkte taxi till Arlanda frågade chauffören; Vad sysslar du med? När han hörde att jag var i kärnkraftsbranschen och arbetade med analyser av externa risker för kärnkraftverk, som exempelvis jordbävningar, utbrast han: Jordbävningar, det oroar mig inte! I Sverige har vi inga jordbävningar. Hans spontana reaktion speglar antagligen vad folk i gemen har för uppfattning om riskerna förknippade med seismiska aktiviteter. Förvisso är det också så att Sverige till största delen vilande på gammalt urberg har varit befriat från allvarliga jordbävningar i historisk tid. Icke desto mindre inträffar i vårt land eller dess närhet ibland jordbävningar av relativt hög styrka. Sedan början av 1900-talet har vi haft så kallade seismometrar för att registrera skalv. Systematiska uppgifter om skalv i Skandinavien finns dessutom nedtecknade från de senaste ca 500 åren, framförallt i kyrkböcker men också i tidningar. Hypo- och epicentrum Styrkan av en jordbävning kan mätas på flera olika sätt. Vanligast är Richterskalan som anger hur mycket energi som frigörs vid själva uppkomststället, hypocentrum. En benämning som torde vara mer bekant är epicentrum som anger den plats på jordytan som befinner sig rakt ovanför centrum. Skalan är logaritmisk, vilket betyder att en ökning av magnituden med en enhet innebär en tio gånger större amplitud (vågrörelsens storlek) och 25-30 gånger större energiutlösning. Med hänsyn till bergets begränsade elasticitet, eller om ni så vill hållfasthet, anser man att de kraftigaste jordbävningarna som kan inträffa har en magnitud upp till 8,9 på Richterskalan. Ett annat sätt att mäta styrkan av en jordbävning är att uppskatta effekterna av densamma på en viss plats. Denna intensitetsskala ger alltså ingen egentlig information om hur stort skalvet är, utan enbart hur det upplevs där man befinner sig. Mercalliskalan är till exempel indelad i tolv olika nivåer, där nivå I är rörelser som bara registreras av seismografer och nivå XII motsvarar total förstörelse av all bebyggelse och en radikal förändring av markytan. Jordbävningen 1904 Den senaste kraftiga jordbävningen i Sveriges närhet inträffade i Oslofjorden den 23 oktober 1904. Styrkan har bedömts motsvara en magnitud omkring 6 på Richterskalan. Den maximala intensiteten upp- 40

svenska kärnkraftverk? mättes i Norge till VII-VIII på Mercallis intensitetsskala. Skalvet var så kraftigt att det rapporterades skakningar som kändes i hus som stod på lera eller sand så långt bort som i Uppsala. I historisk tid har det också inträffat jordbävningar av liknande styrka i vårt område med ungefär 150 års mellanrum. Skandinaviska plattan Att jordbävningarna i Sverige inte är lika stora som de vi hör talas om från exempelvis Amerika och Asien förklaras med att Skandinavien ligger på en stor platta av jordskorpan och enbart drabbas av så kallade intraplattjordbävningar, vilka vanligtvis är väsentligt lindrigare. Ingen regel utan undantag dock, för det har emellanåt inträffat kraftiga destruktiva intraplattskalv. Att jordbävningarna i till exempel västra USA kan bli mycket kraftiga beror på att där möts två stora tektoniska plattor, som rör sig i förhållande till varandra i s.k. förkastningar. Korta skalv i Norden Även varaktigheten av jordbävningar kan variera betydligt. I Skandinavien varar ett skalv normalt i sekundskala medan kraftiga skalv vid stora förkastningar kan pågå i minutskala. Också inom Norden varierar den seismiska aktiviteten så att Sverige ligger betydligt under den norska och isländska men över den finska och danska. Jordskalvsaktiviteten i Sverige är dessutom inte jämnt fördelad utan är störst längs Bottenvikens kustland och i Vänernområdet. Av Sveriges elva i drift varande kärnreaktorer är de två yngsta, Forsmark 3 och Oskarshamn 3 ursprungligen konstruerade för att motstå jordskalv. För dessa två användes ett amerikanskt jordbävningsspektrum vid dimensioneringen av anläggningarna. Låg sannolikhet För att kunna kontrollera de äldre svenska reaktorerna, vilka byggdes utan krav på jordbävningstålighet, har SKI tillsammans med kraftbolagen, via omfattande analysarbete, tagit fram svenska jordbävningsspektra. Den svenska jordbävningen presenteras som en årlig sannolikhet för att skalv av en viss styrka ska inträffa vid anläggningen. Sannolikheterna motsvarar en årlig överskridandefrekvens av 10-5, 10-6 och 10-7. Det vill säga en årlig sannolikhet att inträffa på 100 000, en miljon respektive 10 miljoner. Svenska kärnkraftbolag har tagit som policybeslut att målet ska vara att kontrollera och vidtaga erforderliga åtgärder för att kunna bibehålla anläggningens härd kyld för 10-5 -jordbävningen samt bibehålla inneslutningens integritet (förmågan att hindra utsläpp av radioaktivitet) för 10-7 -jordbävningen. Innebörden av denna policy är i praktiken att för den svagare jordbävningen ska anläggningen kunna stängas av på ett säkert sätt utan att härden skadas. För den starkare jordbävningen ska, även om det inträffar fel som leder till att härden skadas, ingen radioaktivitet släppas ut Mycket kraftiga jordbävningar kan ha en förödande inverkan på betongkonstruktioner speciellt på bostads- och affärsbyggnader vilka normalt inte är lika kraftigt dimensionerade som ett kärnkraftverk. Tolvvåningsbyggnaden på bilden kollapsade och föll över ett intilliggande hus i Taiwan 1999 vid en jordbävning med magnituden 7,6. Foto: Pressens Bild 41

utanför den inneslutning som omger de svenska anläggningarnas reaktortankar. Som en jämförelse mellan Richterskalan och de valda svenska jordbävningsnivåerna, motsvarar en jordbävning med magnituden 6 i omedelbar närhet till anläggningen (10-20 km), en sannolikhet mellan 10-5 och 10-6 i de svenska jordbävningskurvorna. Olika tidsfönster Här kan det vara på sin plats att poängtera att det inte handlar om storleken på jordbävningar som kan inträffa från nu och tio miljoner år framåt i tiden, utan möjligheten för att det i nutid, inom de närmsta 50 åren, ska kunna inträffa ett jordskalv som är så starkt att dess sannolikhet motsvarar en på tio miljoner. Analyserna av våra kärnkraftverk skiljer sig därför från analyserna av den kommande slutförvaringsanläggningen för använt kärnbränsle, där man just måste ta med långtidsförloppen, med tillhörande geologiska och klimatiska förändringar (istider m.m.), i beräkningarna. Faktaruta Seismologi: Läran om jordbävningar och jordens inre fysik. Jordbävningsspektrum: Grafisk beskrivning av en jordbävning som visar markens acceleration, hastighet och förskjutning vid olika frekvenser. Frekvens: Svängningar per sekund. Mäts i Hz. Amplitud: Svängningsvidd. Seismometer: En seismometer är ett instrument som känner av markens rörelser, dvs. dess förskjutning, hastighet eller acceleration. Seismometern består av en pendel upphängd med fjädrar eller tråd på ett stativ, som är förankrat till marken. P.g.a. sin rörelsetröghet förblir pendeln i stort sett orörlig när stativet följer med i markens skakningar. Den inbördes rörelsen mellan pendeln och marken omvandlas vanligtvis till elektriska signaler som registreras i ett seismogram av en seismograf. Mercalliskalan är en tolvgradig skala som beskriver jordbävningens katastrofgrad, dvs. hur området som drabbas av jordbävningen påverkas. Skalan har ingen direkt koppling till Richterskalan, vilken enbart mäter skalvets frigjorda energi. Kärnkraftsanläggningarnas uppbyggnad, med flera skyddsbarriärer mot radioaktiva utsläpp, bidrar till att risken för utsläpp på grund av händelser utanför anläggningarna är låg. Jordbävningens särart ligger emellertid i det faktum att den samtidigt påverkar alla system och byggnader i anläggningen. Viktiga mätdata De viktigaste parametrarna när risker förknippade med jordskalv analyseras för kärnkraftverk är magnitud, frekvensinnehåll samt varaktighet. För att kunna räkna ut hur ett tänkt skalv påverkar ett visst kärnkraftverk krävs dessutom information om markens geologi, dess responsspektrum och dynamiska parametrar. Med hjälp av dessa data samt byggnadernas konstruktion kan man beräkna krafter och deformationer i olika delar av kärnkraftverket. Byggnader med likartad konstruktion kan reagera helt olika på ett skalv beroende på geologisk miljö. Generellt gäller att vibrationer blir kraftigare i jord och lera än i berg. Dessutom tilltar svängningarna både i styrka och amplitud ju högre upp man kommer i en byggnad. Jordskalvets frekvensinnehåll är mycket avgörande för effekterna på en anläggning. Byggnader är mer känsliga för låga frekvenser (< 7 Hz) medan elektriska komponenter såsom reläer är känsligare för högre frekvenser (> 10 Hz). Risk och frekvens Som en följd av att riktigt kraftiga jordbävningar är ytterst ovanliga i Sverige dominerar riskbidraget från skalv inom en radie av två mil från anläggningen. Vid så närliggande jordbävningar bidrar de högre frekvenserna, över ~10 Hz, till de kraftigaste accelerationerna, eftersom dessa inte hinner ebba ut på korta avstånd. Jämförelse kan här göras med musik man hör på långt avstånd, där bara de lågfrekventa bastonerna når fram. De svenska jordbävningsspektrerna skiljer sig därför markant från de amerikanska, vilka har de kraftigaste accelerationerna vid låga frekvenser (1-5 Hz). Skillnaderna gör att amerikanska erfarenheter inte är fullt tillämpliga för svenska förhållanden. De lärdomar som hittills vunnits vid kontroll av de äldre svenska kärnkraftverken är att byggnader och reaktorinneslutningar, som är gjorda av armerad betong, sannolikt klarar den kraftigare 10-7 -jordbävningen, även om viss sprickbildning uppstår. Vissa undantag, som ej är av betydelse för att förhindra radioaktiva utsläpp, finns, t. ex. tegelbyggnader som inrymmer dieselaggregat som förser anläggningen med hjälpkraft om den ordinarie elmatningen försvinner. Känsliga system Samlad erfarenhet från industrianläggningar som utsatts för jordskalv visar att rörsystem och ventiler påverkas mer än själva byggnaderna. För rörsystem (vilka är känsliga för låga frekvenser) visar internationell erfarenhet att problem enbart uppstår om dessa krockar med annan apparatur. Så kallade skalventiler, vilka är nödvändiga för att behålla inneslutningen tät och förhindra utsläpp av radioaktivitet vid en härdskada, har till stor del visats tåla 10-5 -jordbävningen och sannolikt även 10-7 -jordbävningen. Elskåp känsliga Även elektriska kabeldragningar bedöms ha stor förmåga att motstå jordbävningar. För elektriska skåp och dess innehåll, framförallt reläer, är analyserna ännu inte färdiga. De elektriska skåpen står i många fall på uppallade golv vilket gör dem extra känsliga för svängningar. Vad gäller reläerna, vilka är viktiga för regleringen av ventiler och dessutom är känsliga för de ovan nämnda högre frekvenserna, kan det vara svårt att visa om de står i sitt rätta läge och är funktionsdugliga efter ett skalv. Internationella tester är inte applicerbara på den svenska modellen just med anledning av vibrationernas olika karaktär. Förnyelseprojekt I de stora förnyelseprojekten som för närvarande genomförs för de äldre svenska kärnkraftsanläggningarna, byts reläer mot modern elektronik samt även utrustning i säkerhetssystem till sådan som uppfyller de svenska jordbävningskraven. Avslutningsvis kan man konstatera att utifrån hittills vunna erfarenheter klarar ett svenskt kärnkraftverk i dag med all sannolikhet en jordbävning av magnitud 6, i direkt anslutning till förläggningen, utan risk för radioaktiva utsläpp som kan påverka omgivningen. Lars Bennemo 42

Ny tillsynsuppgift efter regeringsbeslut Säkerhet vid avveckling När regeringen i februari 1998 beslutade att den ena av Barsebäcks två kärnkraftsreaktorer skulle stängas stod SKI inför en uppgift som tidigare bedömts ligga betydligt längre fram i tiden; att ha tillsyn över avvecklingen av en reaktor. SKI började dock redan under 1997 utifrån de förslag som lagts i riksdagen att forma en långsiktig strategi för tillsyn av kärnkraftverk under avveckling. Inför det arbetet genomförde SKI ett forskningsprogram om potentiella säkerhetsrisker under övergången från drift till stängning och avveck ling. Fokus har legat på säkerhetskultur och organisatoriska frågor, eftersom den tidigare kunskapsinhämtningen så gott som uteslutande rört de tekniska aspekterna av en avveckling. Efter lång tids osäkerhet och många turer i ärendet kom regeringen med beskedet om att Barsebäcks första reaktor skulle stängas i juli 1998. Men stängningen genomfördes först i november 1999. Fortfarande råder osäkerhet om datum för den andra reaktorns stängning. Besked väntas tidigast 2003. Den osäkerhet som den långdragna besluts processen medför kan ha negativ inverkan på säkerhetskulturen vid kärnkraft verket, till exempel kan arbetsmotivationen sjunka och nyckel personer lämna i förtid. Effekter av osäkerhet Förändring innebär en utmaning för både organisationen och medarbetarna. Utmaningarna blir inte mindre när organisationens överlevnad står på spel. Om målet för verksamheten hotas rycks grunden för organisationens existens undan, vilket skapar osäkerhet. Från det per spek tivet är kärnkraftsavveckling en svår uppgift. Osäkerhet skapar stress och kan leda till känslor av hjälp löshet och bristande kontroll över sin situation, vilket i sin tur kan orsaka fysisk och mental ohälsa. Identifikationen med både organisationen och arbetet minskar, vilket ger lägre arbetstillfredsställelse, lägre arbets motiva tion och minskad tilltro till ledningen. Om situa tionen inte hanteras på rätt sätt får den konsekvenser både för organisationen och säkerhetskulturen. Reaktioner på osäkerhet Både organisa tioner och medarbetare reagerar på osäkerhet genom att försöka minska den. Att själv söka information är det effektivaste sättet. Information är positivt eftersom den kan ge kunskap om tänkbara ut vägar. Men informationssökandet kan vara distraherande och avleda uppmärksam heten från det löpande, vilket kan påverka säkerheten negativt. Ett sätt att minska osäkerhet är att via legala, ekono miska och politiska medel försöka öka kontrollen över situationen eller över möjliga framtida situa tioner. Det finns ett antal strategier för att hantera osäkerhet. Flera strategier tilllämpas oftast samtidigt vilket gör bilden mer kom plicerad. Dessutom händer det ofta att organisationer reagerar ad hoc inför förändringar. Nedan berörs några av de vanligaste strategierna och deras påverkan på säkerhet. Några av dessa har även kunnat studeras i Barsebäck. Av Anna Lekberg Artikelförfattaren är verksam vid enheten för människa-teknik-organisation vid Statens kärnkraftinspektion Sjunkande skepp Strategin att lämna det sjunkande skeppet innebär att organisationen försöker eliminera osäkerheten genom att fly rent fysiskt, t.ex. genom att flytta. Risken är dock att så mycket uppmärksamhet rik tas mot strategibytet att organisationen förlorar greppet över verksamheten. Detta kan ge effekter på organisationen i form av att medarbetarna väljer att lämna arbetsplatsen. Med personalen försvinner då det så kallade orga nisa to riska minnet. Medarbetare som har lång erfarenhet och kunskap om verksamheten och dess organisation är en viktigt förutsättning för säkerheten inte minst vid avveck ling. Business as usual att göra ingenting Det finns flera skäl till att göra ingenting som svar på osäkerhet i förändringssituationer. En individ eller organisation kan förneka att förändring är på gång, eller vägra inse att den ägt rum. Förnekelse kan också vara ett effektivt sätt att minska den omedel bara ångesten. Göra ingenting-responsen kan även orsakas av att man vill vänta och se vad som faktiskt kommer att hända, dvs. man utgår ifrån att osäkerheten minskar med tiden. I långa loppet lämnas organisa tionen och individerna oförberedda inför förändringar som kom mer utifrån. Man har inte tänkt igenom vilka förändringsalternativ som finns och hur dessa kan hanteras. Lägga på is Lagra resurser investera inte i det löpande, den ansatsen är reaktiv snarare än proaktiv. Organisationen eller dess medarbetare lägger saker på is. Man genomför inte sådant som kan vänta tills eventuella förändringar blivit ett faktum. Underhållet kan bli eftersatt, personalutbildning skjuts upp osv. Genom sitt agerande att inte investera i det löpande sänder ledningen budskapet att säker heten har låg prioritet. Risker för incidenter ökar inte bara av tekniska skäl utan också genom att säkerhetskulturen försämras. 43

Planera för alternativ Att analysera och planera för alternativa scenarier ökar kontrollen över framtiden genom att man får underlag för att reagera på olika möjligheter. Om resurserna upprätthålls minskar osäkerheten för personalen. Under lågkonjunktur kan man exempelvis dra ner arbetstiden istället för att avskeda personal. Denna strategi gör det möjligt att hantera förändringar på ett proaktivt sätt och därmed förebygga säkerhetsproblem. Att inte stanna upp Agera trots osäkerhet är en annan strategi där man fortsätter som vanligt, osäkerheten till trots. Det är både nödvändigt och önskvärt i många situationer. Strategin kan dock vara förknippad med fallgropar. Det finns nämligen en generell tendens att fortsätta på den inslagna vägen och tolka ny information utifrån de gamla premisserna. All information måste ses som oberoende av tidigare beslut och analyser och värderas på nytt. Att se helheten Koncentrera makten till de delar som kan hantera osäkerheten. Det innebär att makten lämnas över till experter eller speciella enheter, som kan hantera olika aspekter av den osäkra situationen. Även denna strategi medför potentiella säkerhetsrisker. En fara kan exem pelvis uppstå om en operativ och säker hets relaterad fråga övergår till att ses som en politisk eller legal fråga och jurister, som inte har kunskap om säkerhetskonsekvenserna av sina policybeslut, får ta över ledningen. Skydda kärnan Skydda den tekniska kärnan är ett annat sätt att hantera en organisationsförändring. Man skapar policies, arbetssätt, befattningar eller avdelningar som kan fungera som buffertar eller skydda den tekniska kärnan från osäkerhet, så att den kan fullgöra sina uppgifter utan att bli störd. Om en källa till osäkerhet är risken för stora olyckor kan orga nisa tionen tillskapa en heter som sysslar med att förebygga och mildra effekterna av säkerhetsrisker. Det betyder nödvändigtvis inte att alla risker som omgärdar verksamheten för svinner. En slutsats man kan ställa upp här är att säkerhetskulturen och de organisatoriska aspekterna av av veckl ingen måste ses i relation till de tekniska. Säkerhetsproblemen uppstår redan innan några fysiska föränd ringar har vidtagits och kan un- derminera effektivit e ten i den tekniska styrningen och planeringen. SKI:s agerande Avveckling är en ny fas i en anläggnings livscykel, som ger upphov till nya tillsynsfrågor. Under den osäkra väntan på beslut-perioden har SKI därför ställt krav på Barsebäck att komma med månatliga säkerhetsrapporter. SKI har dessutom identifierat vissa kritiska områden där tillsynen förstärkts; de organisatoriska konsekvenserna av en stäng ning, personalens kompetens och motivation, kärnkraftverkets säkerhetskultur, säker drift, underhåll, safe guards och fysiskt skydd samt strategier inför avvecklingen. SKI har samtidigt påbörjat arbetet med att utveckla en långsiktig tillsynsstrategi och bedrivit forskning om tillsyns- och säkerhetsfrågor i anslutning till avveckling. Nya rön har kontinuer ligt uppmärksammats både i tillsynsarbetet och vid diskussionerna med Barsebäck. Barsebäcks avvecklingsprocess SKI har även identi fierat tio nyckelområden som avser säkerhetskultur och organisation inför stäng ningen av Barsebäck 1. Barse bäcks avvecklingsprocess diskuteras i dessa termer. 1) Att behålla och utveckla kompetens av betydelse för avvecklingsarbetet För att förhindra kompetensflykt fick all personal i och med stängningen 1999 en femårig anställningsgaranti. Dessutom gjorde Barsebäck en inledande analys av kompetensbehovet och tillgången på personal inför den första avvecklingsfasen. SKI kräver månatliga rapporter om kompetensläget och med ledningen diskuterar man månatligen personalens kompetens. SKI inspekterar dess utom de system Barse bäck använder för att försäkra sig om att kompetensläget är tillfyllest. 2) Att vidmakthålla det organisatoriska minnet Barsebäck har angivit två primära källor för att få information om det organisatoriska minnet: dokument ation och personal. En kvalitetsrevision genomfördes för att bedöma status på dokumentationen, dvs. att det minne som tecknats ner är adekvat. Dess utom infördes ett program för att samla information från den personal som lämnar företaget. SKI inspekterar dessa revisio ner och program. 3) Att utveckla en organisation för avveckling samt leda förändringsarbetet Barsebäck analyserade två alternativa sätt för organisation av arbetet i samband med av veck ling en och tog fram en plan för en ny organisation. Den nya organisationen infördes formellt i maj 2000. SKI utvärderar och ger återföring på alla förslag till organisatoriska förändringar som kan påverka säkerheten. Till exempel krävde SKI att Barsebäck skulle utveckla en procedur för att leda orga nisa tionsförändring samt göra en analys av bemanningen i kontrollrummen. 4) Att hålla organisationen levande under avvecklingen När ett kärnkraftverk avvecklas föreligger risk att organisationen förlorar så mycket personal och/ eller resur ser att basarbetet inte längre kan utföras och säkerheten upp rätt hållas. När kärn kraftverket inte längre produce- 44

rar el kan det dessutom vara svårt att försäkra sig om att det kommer att finnas en adekvat organisation som kan ta ansvar för säkerheten och de finansiella kostnaderna. Efter ett samgående mellan Ringhals och Barsebäck är Barsebäcks andra reaktorblock idag en organisatorisk produktionsenhet inom Ringhalskoncernen. SKI utvär de rar förändring arna och ger råd till regeringen i säkerhetsfrågan. 5) Att upprätthålla motivation och förtroende för ledningen För att spåra eventuella förändringar i säkerhetskultur och arbetsmotivation vid den stängda enheten har Barsebäck genomfört arbetsklimatundersökningar. Dessutom fick WANO (World Association of Nuclear Organizations) en förfrågan av Barsebäck om en inspektion, vilken de genomförde ca ett år efter stängningen av reaktor 1. Resultatet visade att Barsebäck kommit in i en motiva tionssvacka och att säkerhetskulturen smått började uppluckras. SKI utvärderar de månatliga rapporterna om Barsebäcks ansträngningar att åtgärda bristerna samt diskuterar frågor som kommer upp. Därutöver har SKI genomfört inspektioner i vilka motivation och förtroende för ledningen är frågor som undersöks. 6) Att övervaka entreprenörer Kärnkraftsindustrin har lång erfarenhet av att anlita entreprenörer framförallt under revisionsavställningar. Viktiga säkerhetsfrågor att ha i minnet när man anlitar entreprenörer vid avveckling, och kanske framförallt under rivningen, är att de inte har det organisatoriska minnet och säkerhetskulturen med sig naturligt. Detta har hittills inte varit någon aktuell fråga vid Barsebäck men SKI fortsätter dock att följa planer för fram tida beroende av entreprenörer och adekvat entreprenörsövervakning. 7) Att avveckla kärnkraftsanläggningar med flera reaktorblock. SKI har uttalat att rivning inte får påbörjas innan båda reaktorerna är stängda. Barsebäck har analyserat denna säkerhetsfråga från flera utgångspunkter och ana ly serna har granskats av SKI. Användningen av Barsebäck 1 som stöd för Barsebäck 2:s säkerhetssystem har analyse rats liksom behovet av att den stängda reaktorn får Från hästkraft till kilowatt, så skulle vidstående bild kunna kallas. Men frågan är om titeln är långsiktigt hållbar med tanke på att Barsebäck skall avvecklas. Regeringens beslut i februari 1998 ställde SKI inför en ny tillsynsfråga långt tidigare än planerat då myndigheten skulle tillse att Barsebäcks avveckling skedde under kontrollerade former. Foto: Barsebäck Kraft AB samma uppmärksamhet som den som är i drift. Detta har lösts genom en gemensam bemanning och att skiftpersonalen roterar mellan kontrollrummen. SKI följer upp hur strategin fungerar. 8) Att fördröja rivningen En kort period för avveckling och påbörjad rivning efter ett nedläggningsbeslut av ett kärnkraftverk förespråkas av SKI. Skyldigheten att omhänderta uppkommet avfall åligger den kärntekniske tillståndshavaren. 9) Att hantera uppkommande såväl som kända säkerhetsfrågor SKI och Barsebäck är engagerade i flera aktiviteter för att försäkra sig om att säkerhetsfrågor upptäcks och åtgärdas; Barsebäck rapporterar månatligen till SKI om avvecklingsläget samt genomför regelbundna klimatundersökningar, SKI och SSI koordinerar sina aktiviteter, SKI fortsätter att bedriva forskning samt deltar i internationella fora om avveckling. 10) Att fastställa och kommunicera risknivåerna under avvecklingsprocessen Kontinuerliga möten SKI och Barsebäck träffas kontinuerligt för att gå igenom säkerhetsläget. En av Barsebäcks säkerhetsanalyser har behandlat hur man skall hantera det delvis utbrända kärnbränslet. Potentialen för användning av bränslet i den reaktor som är i drift samt utskeppning och lagring av bränslet på annan plats analyserades. Kommentarer och slutsatser Listan på säkerhetsfrågor som kan förknippas med säkerhetskultur och organisation visar vilket utrymme tillsynen måste ges när kärnkraftverk avvecklas. Givet de myriader av komplexa aktiviteter som äger rum så är detta ett användbart fokus för tillsyns myndig heterna i dialogen med kärnkraftverken. På ett klart och tydligt sätt kan säker hets kultur och organisatoriska frågor länkas till olika säker hetsproblem. Anna Lekberg 45

En fråga om att anpassa hastigheten Omorganisation en Av Lars Axelsson Artikelförfattaren är verksam inom enheten för Mäniska-teknik-organisation vid Statens kärnkraftinspektion. Jag lärde mig senare i livet att vi är benägna att möta varje ny situation genom omorganisation och också vilken underbar metod detta är för att skapa illusionen av framsteg medan den åstadkommer kaos, ineffektivitet och demoralisering. Gaius Petronius (död år 60 e. Kr) 1 Förändring. Ingen står oberörd vid förändringar. Förhoppningsvis syftar dock de flesta omorganisationer till förbättringar. Trots att den bild Petronius målar upp må ha många korn av sanning i sig är det inte enbart negativt med förändringar. Klart är dock att organisatoriska förändringar påverkar alla dessutom på olika sätt. Förändringar i strukturer, roller, arbetssätt det nya ställer gamla sanningar och invanda mönster på huvudet. Organisationsförändringar kan självfallet variera mycket i omfattning och komplexitet, men även den minsta förändring kan ha en kraftig påverkan på människorna i en organisation. Resa i okänt landskap En förändringsprocess kan liknas vid en resa där det gäller att styra förändringen genom ett landskap som ofta är fyllt med hinder i form av känslomässiga reaktioner, tvärsäkerhet, osäkerhet med mera och där slutdestinationen kan behöva ändras under vägen. Likt resenärerna på ett tåg har passagerarna olika motiv för sin resa och de har heller inte samma upplevelser av den. I verksamheter med höga säkerhetskrav, såsom kärnkraftindustrin, är det av största betydelse att ett förändringsarbete bedrivs med varsam hand. En förändring bör emellertid inte alltid ses som ett hot för kärnsäkerheten, men om förändringen inte leds och hanteras på ett bra sätt så finns givetvis risk för säkerhetspåverkan. Hur man grillar en gris För länge sedan i en kinesisk by, där man inte tillagade sin mat, upptäckte man en dag konsten att grilla en gris. 2 Ett lekande barn råkade av misstag sätta eld på ett hus i vilket det fanns en gris. När byborna rotade bland spillrorna upptäckte man en delikatess grillad gris. Detta ledde senare till en räcka av husbränder. Alltså; när du inte förstår hur en gris kan tillagas måste du bränna ner ett helt hus varje gång du vill ha en fest med grillad gris. Vet man inte vad man gör kan det alltså bli riktigt fel. Vill man inom en organisation förändra en verksamhet på ett medvetet sätt krävs strategi, organisation och ledning. Hur konstigt det än låter så hör det inte till ovanligheten att förändringen 46

resa i okänt landskap inte är klart definierad innan en organisation ger sig in i själva förändringen. 3 Detta får oftast mindre lyckade utfall. Förändringsarbete är en konst som alltid kräver klara utgångspunkter och grundliga förberedelser. Handlar det om förändringsprojekt av stor omfattning och med hög komplexitet behöver styrningen vara ännu mer genomarbetad då sådana projekt innefattar en större osäkerhet p.g.a. oförutsedda händelser. 3,4 Verkar organisationen i en verksamhet med höga säkerhetskrav är det synnerligen viktigt att närma sig en organisationsändring väl förberedd för att ha god kontroll över vilka konsekvenser förändringen kan leda till i organisationen. 5 En förändringsprocess bör sålunda följa några grundläggande steg 6 : 1. identifiera behovet av förändring, dvs. drivkrafter och nödvändiga resultat 2. utvärdera alternativ för att uppnå de önskade resultaten 3. utveckla planer för att genomföra förändringen 4. genomföra förändringen 5. övervaka och utvärdera processen under gång och efteråt samt lära av förändringserfarenheterna genom uppföljning. Dessa faser är upprepningsbara. I slutändan är det människorna i organisationen som berörs och deras sätt att arbeta som ska förändras. Motstånd mot förändring Berlinmuren föll på en natt men det innebar inte att människor på östra sidan plötsligt gick ut och gjorde saker som de dagen innan kunde bli beskjutna för. En parallell kan göras med hur människor bemöter en organisationsförändring. Förändringars effekt på människor varierar kraftigt. Det är högst individuellt och kan ofta vara en lång process. Förändring tar tid och måste få ta tid. 4 Organisationen bör inventera och använda de resurser som finns för att underlätta förändringen. Resurserna är den erfarenhet, kunskap, problemlösningsförmåga, initiativförmåga och samarbetsförmåga som varje anställd har - och som används under förutsättning att den anställde vill, dvs. att hon är motiverad. 3 Omvänt gäller att om de anställda inte är motiverade att delta i förändringsarbetet så frigörs inte deras resurser. Tvärtom kan människor som känner sig hotade i stor utsträckning använda sin kraft till att motarbeta förändringar, medvetet eller omedvetet. Detta kan ta sig olika uttryck och ge en mängd signaler i organisationen, såsom t.ex: modlöshet, oro och osäkerhet bland medarbetarna förändringar i relationerna mellan individer och grupper negativa diskussioner personer med bra marknadsvärde söker sig bort rykten sprider sig utveckling avstannar chefen får skulden. Att gå in i en förändrigsprocess efter en omorganisation kan liknas vid att färdas i ett okänt landskap där allehanda hinder kan dyka upp efter vägen. Hur resenärerna klarar av detta varierar från fall till fall. En del stannar vid vägkanten medan andra susar på i full fart. Foto: Pressens Bild AB 47

...Medarbetare som står inför en förändring går ofta naturligt igenom ett visst antal motkraftsfaser. Det som är gemensamt för alla som berörs av en organisationsförändring är att det invanda och trygga förändras. Det kan gälla arbetsuppgifter, yrkesroll, status, och sociala relationer. En del människor ser dock omorganisationen som en möjlighet medan andra ser den som ett hot... Ibland kan hotet om förändring leda till allvarligare motstånd. Med berättelsen om konsten att tillaga en gris i färskt minne skulle man kunna tro att byborna i en liten italiensk by på 1970-talet var särskilt förtjusta i grillad gris, åtminstone om man dömde av antalet husbränder i byn och hos de kringliggande farmarna under en fyraårsperiod. Det var fyra gånger fler bränder i den här byn än i någon annan by av samma storlek i hela Italien. 2 En utredning ledde fram till upptäckten att ökningen av bränder började samtidigt som diskussioner inleddes om att ta bort byns frivilliga brandkår och i stället använda sig av de moderna brandkårsresurserna i den närbelägna staden. Det visade sig vara en medlem av den lokala brandkåren som anlade bränderna för att visa på nödvändigheten av att ha kvar en lokal frivillig brandkår. Detta kan man väl beteckna som motstånd av den allvarligaste graden. Krafter och motkrafter Medarbetare som står inför en förändring går ofta naturligt igenom ett visst antal motkraftsfaser. Det som är gemensamt för alla som berörs av en organisationsförändring är att det invanda och trygga förändras. Det kan gälla arbetsuppgifter, yrkesroll, status, och sociala relationer. En del människor ser dock omorganisationen som en möjlighet medan andra ser den som ett hot. Därför reagerar och beter vi oss mycket olika. En del är konstruktiva och vill verkligen gripa sig an uppgiften att genomföra förändringen. Andra kan vara förnekande, flyende, apatiska och t.o.m. stridande. Det är viktigt att ha förståelse för att vi människor har många olika sätt att bete oss på i försöken att bibehålla mental och fysisk jämvikt vid de påfrestningar som en önskad eller oönskad förändring utgör. Ledarskapet En förändring kräver en verklig förändring i hur ledarna själva tänker och känner i fråga om sin del och roll i organisationen. Elakt sagt, om du fortsätter att tänka som du alltid tänkt kommer du även fortsättningsvis att få det du alltid fått. Eller, för att säga det på ett annat sätt, om du vill förändra det du alltid åstadkommit måste du förändra det sätt på vilket du alltid tänkt 7. Förändringsledaren måste kunna förmedla tankar både kring i går, i dag och i morgon. Det handlar om att behålla stoltheten över det arbetssätt som man har haft i många år, men samtidigt förklara de kontextuella krav som gör att nya arbetsmetoder måste införas. Det gäller också att förmedla tillförsikt inför framtiden och förklara att man kommer att bli duktig på det nya också. Spegelbild av framtiden Att utveckla en vision som är klar och bindande kan hjälpa till att guida förändringar. En väl utarbetad vision kan leda tusentals människor. Visionen bör vara enkel och idealistisk och spegla en bild av en önskad framtid. I utformandet av den bör ideal, förhoppningar och värderingar från berörda tas hänsyn till. Visionen måste också vara utmanande och realistisk. Visionen måste förmedlas och implementeras. Att engagera medarbetarna genom att hela tiden mata människorna i organisationen med information om den nya inriktningen och organisationstanken är en nödvändig åtgärd för förändringsledarna. Ledarens förmåga att skapa och kommunicera en vision för organisationen är central för det som brukar kallas outstanding leadership 8. Dessa ledare visar oftast personlig passion, uppoffring, självtillit, bestämdhet och uthållighet. En benägenhet att initiera förändringar är också något som karaktäriserar outstanding leadership. Till dessa ledare hör också förmågan till övertygande kommunikation genom en klar ideologi, symboler och metaforer, allt i syfte att förmedla en framtidsvision och detta gör just dessa chefer outstanding. Just förmågan att klargöra syftet med förändringen är en av huvuduppgifterna för ledaren. Förr eller senare blir det dock skifte av ledarskapet. Tar nya chefer över samma vision? Kanske gör ett lokförarbyte att färden växlar in på ett nytt spår, men vill då alla resenärer sitta kvar i sina vagnar? Fallgropar Det finns en mängd fallgropar en organisation bör akta sig för vid en organisationsförändring 9. Att inte etablera en tillräckligt stor känsla av att en förändring är nödvändig är en sådan fallgrop. Detta förändringstryck kan bestå av hot eller möjligheter utifrån marknadsläget, effektivitetsbrister, tungrodda processer etc. Utan ett förändringstryck så händer ingenting. Det krävs också både ett inre och ett yttre tryck. Om det bara finns ett yttre tryck är det risk för att organisationens medlemmar motverkar förändring genom passiva eller aktiva betenden. Om det å andra sidan bara finns en inre önskan om förändring så är det risk för att det enbart blir utdragna processer. Bryta hierakier Om organisationen inte skapar en tillräckligt stark ledande grupp för förändringsarbetet kan organisationsändringen lätt gå i stå. När gruppen med förändringsaktörer innehåller personer även från andra nivåer i organisationen än toppledningen tenderar den kunna agera utanför den normala hierarkin och detta är nödvändigt. Har förändringsaktörerna inte lyckats skapa en klar och bindande vision kommer inte organisationsändringen att 48

fungera. Många är de organisationer som fallerat på detta stadium. En annan stor fallgrop är också att inte lyckas kommunicera ut den vision man har. För att nå dit den nya visionen pekar måste det undanröjas hinder på vägen. Framgångsrika organisationer involverar många människor i förändringsarbetet för att just undvika motståndet som kan uppstå bland personalen och som blir till hinder för förändringsarbetet. Att inte systematiskt planera för och skapa kortsiktiga delmål kan vara ett misstag. Genom att ha kortsiktiga delmål under förändringsprocessens gång ger man såväl den egna organisationen som omgivningen möjlighet att se resultat hela tiden. När den stora förändringen visar sig ta lång tid kan det inre trycket sjunka. Engagemang i att uppnå kortsiktiga vinster hjälper till att hålla kvar förändringstrycket och tvingar fram ett detaljerat analytiskt tänkande som kan göra visionen klarare. Löpa linan ut Det är lätt att ta ut vinsten i förskott i en förändring. Framförallt i ett stort förändringsprojekt som löper över flera år. Så fort man ser förbättringar tror man att man...det är lätt att ta ut vinsten i förskott i en förändring. Framförallt i ett stort förändringsprojekt som löper över fl era år. Så fort man ser förbättringar tror man att man är i hamn och det aktiva förändringsarbetet påverkas negativt... är i hamn och det aktiva förändringsarbetet påverkas negativt. Slutligen kan också nämnas faran med att inte förankra förändringar i företagskulturen. Vill förändringsaktörerna att den nya organisationens sätt att arbeta och nya beteenden ska sätta sig när förändringstrycket väl lagt sig måste detta visas väldigt tydligt. Genom att hjälpa människor i organisationen att se de nya kopplingarna krävs kommunikation. Viktigt är också att nya chefer personifierar den nya organisationen. Det finns givetvis många fler fallgropar att falla i, men dessa är de allra vanligaste. Säkerhetspåverkan Säkerhetsfrågor kan inte separeras från verksamhetsfrågor i övrigt utan alla steg i en förändringsprocess påverkar på skilda sätt säkerheten. Förutom de berörda fallgroparna finns några punkter som tål att tryckas på lite extra i sammanhanget. Som nämnts måste säkerhetsfrågorna ses som en integrerad del av verksamheten. Alla förändringar, stora som små, kan leda till säkerhetspåverkande konsekvenser i någon form. Det är viktigt att säkerhetsfrågorna inkluderas i förändringsprocessen från första början. Helheten måste hela tiden stå i främsta rummet när förändringar görs. Kompetens och bemanning måste upprätthållas under förändringsarbetet. Oförutsedda händelser som t.ex. att nyckelpersoner lämnar organisationen måste finnas med i analyser inför förändringar och organisationen måste tillse att det finns beredskap i organisation, kompetens och bemanning. På kort sikt löper organisationen risken att förlora kompetens och drabbas av en högre arbetsbelastning medan det på längre sikt förutom kompetensluckor kan leda till en förlust av organisationens samlade organisatoriska minne och därmed en minskad förmåga att ta säkerhetsansvaret. 5 Risk för misstag Ovan har behandlats hur människor påverkas av en förändring och att motstånd lätt kan uppstå. I och med att förändringar kan upplevas som stressande och omvälvande finns stor risk för bristande arbetsmotivation, misstroende mot ledningen etc. som ger effekter på personalens prestation och den dagliga driften kan komma att påverkas. Risken för att göra misstag ökar. Plötsligt är inte människan lika stabil som hon förväntas vara i den dagliga verksamheten. Det är viktigt att förändringsaktörer inom verksamheter med höga säkerhetskrav noga analyserar de säkerhetskonsekvenser som förändringar kan orsaka och hittar former för hur man kan motverka dessa under förändringsprocessen. Förberedelser a & o Sammanfattningsvis kan sägas att organisationsförändringar har större konsekvenser i verksamheten än vad många organisationer riktigt tror initialt. Utan ett gott förarbete finns stor risk att själva förändringen stöter på problem. Förberedelsearbete - inkluderande konsekvensanalyser, både vad gäller säkerhet och verksamheten som sådan är a & o. Lika viktigt är det med en aktiv hantering av hela förändringsprocessen och en systematisk uppföljning och erfarenhetsåterföring. Organisatoriska förändringar och förändringsarbete kräver organisation och resurser för att på ett säkert sätt kunna styra och navigera igenom processen. Fokus måste ligga på människan för i grunden är organisationsändringar en fråga om människor. Lars Axelsson Fotnot 1 Fredriksson, A & M (1995). De elva sammansvurna. Norhaven: Wahlström & Widstrand. 2 The Roast Pig Problem. EC Sverige AB. 3 Senior, B (1997). Organisational Change. London: Financial Times Pitman Publishing. 4 French, WH & Bell, CL & Zawacki, RA (1994). Organizational Development and Transformation (Fourth Edition). Chicago: Irwin, Inc. 5 Lundqvist, K (2002). Förändringsarbete. SKI Rapport 02:1. 6 IAEA (2001). Managing change in nuclear utilities. IAEA-TECDOC-1226. 7 The High Performance Programming Model.EC Sverige AB. 8 Arvonen, J (1998). Ledarskap i nya organisationsstrukturer. Psykologiska Institutionen, Stockholms Universitet. 9 Kotter, JP (1995). Leading Change: Why Transforming Efforts Fail. Harvard Business Review March-April 1995 49

Nästa nummer Under 2002 har Nucleus redovisat delar av SKI:s F&U-verksamhet utifrån följande teman: Icke-spridning (1/02), Kärnavfall (2/02), Internationellt (3/02) och Reaktorsäkerhet (4/02). Då reaktorsäkerhetsområdet är störst såväl ur forskningssynpunkt som organisatoriskt fortsätter vi med detta tema även i nästa nummer. Då kan du bland annat läsa om: Oförstörande provning Hur provar man på bästa sätt? Mätningar av spricktillväxt och korrosionspotential Bränslekryp och böjda ledrör En störningsfri metod för kontinuerlig övervakning av moderatortemperaturkoeffi cienten i tryckvattenreaktorer Utveckling av verktyg för att bedöma risken för utsläpp och hot om utsläpp vid reaktorhaverier Nya perspektiv på säkerhet Om utfrågningar kring slutförvaret med fokus på öppenhet, granskning och redovisning Olika typer av beslutsteorier och hur besluten påverkas av olika, mer eller mindre medvetna mentala processer. Under 2003 kommer vi dessutom att ge ut ett temanummer om SKI:s inspektionsverksamhet samt en utgåva kring granskningsverksamheten. Till detta kommer vi att lägga artiklar från övriga tillsynsområden. Den som väntar på något gott... Vill du beställa enstaka exemplar av något tidigare nummer så är du välkommen att höra av dig på: nucleus@ski.se 50

51