Historien om 'Atomkraft? Nej tak' mærket
Til velkomstside

Få mere at vide om:

OOA
Nyhedsbreve
Atomkraft
Barsebäck
Energipolitik
Drivhuseffekt
Internationalt
Links
about ooaAbout OOA

 

Energibevægelsen OOA
Organisationen til Oplysning om Atomkraft


14. juni 2000

 

NOTAT

om svaghederne

i elsystemet og strømforsyningen

på Barsebäck 2

 

(tredje og endelige udgave)

 

 

Udarbejdet af:  LENA WARRER, maj 2000

 


INDHOLDSFORTEGNELSE

 

 

1.  Sammenfatning af notatet i sin helhed (bortset fra afsnit 11, 12 og 13) 3

2. Barsebäck 2’s kontruktion er forældet, hvilket gør sikkerheden på reaktoren utilfredsstillende! 8

3. De svenske atomkraftmyndigheder har i årevis været klar over problemerne med de forældede reaktorer. 8

4. De svenske myndigheder har siden 1985 været klar over at strømforsyningen og elsystemet udgør ”svage punkter”. 9

5. Eftersyn og gennemgang med henblik på renovering og modernisering af de forældede reaktorer indledtes i 1992/93. 12

6. Tidsplan og ambitionsniveau for de igangsatte renoverings- og  moderniserings-projekter. 14

7. Hvilke krav gælder fra myndighedernes side vedr. renovering og modernisering af de forældede reaktorer. 20

8. Kan renovering og modernisering af reaktorerne udgøre en risiko for sikkerheden?. 22

9. PSA-analyserne. 24

10. Sandsynligheden for ulykker med skade på brændselskernen. 25

11.  Kritik af Beredskabsstyrelsen. 43

12.  Kritik af den svenske atomkraftmyndighed ”SKI. 55

13.  OOAs konklusioner. 61

****************

Bilag 1:  De syv forskellige svenske reaktorgenerationer. 63

Bilag 2: Probabilistiske sandsynlighedsanalyser (PSA) 66

Bilag 3: Breve fra SKI til OOA vedr. renoverings- og moderniserings-projekterne. 69

Bilag 4: A common basis for judging the safety of nuclear power plants built to earlier standards – A report by the International Nuclear Safety Advisory Group – INSAG series no. 8. 70

Bilag 5:  Forkortelses- og "ord"-forklaring. 72

 

 


1.  Sammenfatning af notatet i sin helhed

-  bortset fra afsnittene (11 og 12) vedr. OOAs kritik af hhv. Beredskabsstyrelsen og SKI, samt afsnit 13 med OOAs konklusioner.

 

Kort sammenfatning af afsnit 2: Barsebäck 2’s reaktorkonstruktion må i dag betragtes som forældet. Ifølge de svenske atomkraftmyndigheder (SKI og SSI) har reaktoren behov for renovering og modernisering for at kunne leve op til moderne krav til pålidelighed og sikkerhed!

 

Kort sammenfatning af afsnit 3: De svenske myndigheder fandt allerede i 1992/93 behov for, at foretage en nøje undersøgelse af sikkerhedsanalyser og konstruktionsforudsætninger for Sveriges 5 ældste reaktorers vedkommende (heriblandt Barsebäck-reaktorerne). Undersøgelsesprogrammet blev indledt ved den ældste reaktor, Oskarshamn 1, i 1993. Ret hurtigt derefter konstaterede myndighederne, at visse sikkerhedsfunktioners kapacitet og pålidelighed ikke fuldt ud modsvarede  forudsætningerne i tidligere sikkerhedsredegørelser. Der var altså tegn på mangler i sikkerheden på reaktoren!

 

Kort sammenfatning af afsnit 4: De svenske myndigheder konstaterede i 1994/95 svagheder i strømforsyningen og elsystemet på Oskarshamn 1. Man formodede dengang, at de samme svagheder skulle kunne konstateres i de andre 4 forældede reaktorer (heriblandt Barsebäck) fra samme reaktor-generation. Først i februar 1996 går SKI i et brev til atomkraftværkerne ud med en direkte  anmodning om at få en nærmere klarlæggelse af problemerne. En redegørelse skal derefter indsendes til SKI indeholdende en plan for sikkerhedsforbedrende foranstaltninger såfremt eventuelle svagheder skulle konstateres. Det fremgår siden af redegørelserne fra atomkraft­værkerne, at svagheder er konstateret, endda sådanne, som har vist sig at have stor indflydelse på reaktorernes totale pålidelighed. Det konstateres også, at der findes mulighed for forbedrende foranstaltninger af teknisk karakter.

 

OOA er forundret over, at opdagelsen af disse konstruktionssvagheder kommer så meget bag på myndighederne, som de rent faktiskt gør, eftersom både Barsebäck og SKI allerede i 1985 konstaterede svagheder i forbindelse med værkets strømforsyning af kølevandssystemet!

 

Kort sammenfatning af afsnit 5. Den 28. juli 1992 konstateredes svagheder i nødkølesystemet hos de 5 ældste svenske reaktorer, heriblandt Barsebäck. Det blev siden hen opdaget, at nød­kølesystemet simpelthen havde været fejlkonstrueret siden reaktorernes start! Det tog kriti­sabelt lang tid for hhv. atomkraftværkerne og SKI, at komme frem til at konstatere problemets meget alvorlige karakter. En af årsagerne hertil for atomkraftværkernes vedkom­mende findes i, at man ikke havde reaktorernes konstruktionsforudsætninger direkte tilgængelige på de enkelte værker! (Det lyder næsten som ”øst-tilstande”, ikke sandt?). Konstruktions­forudsæt­ningerne var i stedet arkiverede hos bygherren ”ABB-Atom” i nærheden af Stockholm!

 

På baggrund af denne alvorlige hændelse besluttedes det, at alle svenske atomkraft­værker skulle påbegynde et større arbejde med at rekonstruere konstruktions­forudsætningerne for værkerne. Værkerne skulle derudover undersøge den  faktiske konstruktion og udformningen af de faktiske sikkerhedssystemer i forhold til anlægsdokumentationen. Undersøgelsen koncentreredes i første omgang om Sveriges 5 ældste og forældede reaktorer. Det besluttedes, at evt. afvigelser af betydning for sikkerheden skulle vurderes med hjælp af såkaldt ”Probabilistisk sikkerhedsanalyse” (PSA). Årsagen til at tage PSA-analyserne til hjælp var, at disse analyser ved gennemgangen af Oskarshamn 1 påviste afhængigheder og svagheder i reaktorens systemer, som ikke tidligere havde været kendte!

 

Kort sammenfatning af afsnit 6: De igangsatte konstruktions- og sikkerheds­gennemgange viste hurtigt behov for iværksættelse af et renoverings- og modernise­rings­program for de forældede værker, således at de skulle kunne godkendes for drift efter år 2000. Ambitionsniveauet var ved programmernes start sat højt for både tidplan og omfang hos både atomkraftværkerne og myndighederne - for højt viste det sig!

 

For Oskarshamn 1’s vedkommende (Projekt Fenix) planlagdes reaktoren at være helt renoveret og færdigmoderniseret sommeren 1999. Tidsplanen er siden blevet forlænget til 2001!

 

Den grundige analyse af sikkerhedssystemernes konstruktionsforudsætninger (BOKA-projektet) ved Oskarshamn 2 og Barsebäck 1 & 2 var planlagt afsluttet i 1997-98. Projektet er i dag ikke endeligt afsluttet. Eftersom det oprindelige projekt var ufuldstændigt ved sin afslutning i december 1998, så fortsætter analysearbejdet i dag i projektet POST-BOKA. Dette projekt er i skrivende stund uafsluttet, og myndighederne kan i dag ikke sige noget om, hvornår projektet kan forventes færdigt!

 

Renoverings- og moderniseringsarbejdet (TRIM-projektet) for Oskarshamn 2 og Barsebäck 1 & 2 kom først i gang i 1995/96. Konkrete anlægsforandringer påbegyndtes i 1997. Sydkraft lovede i april 1998, at projektet ville være gennemført og færdigt på Oskarshamn 2 i år 2002, og projektet ville for Barsebäcks vedkommende være gennemført senest året efter! Det fremgår imidlertid af en PSA-rapport fra Barsebäck dateret den 07.12.98, at man først i år 2002/03 vil kunne føre identificerede muligheder til forbedringer for at opfylde Sydkrafts sikkerhedsmål ind i TRIM-projektet. Hvilket altså efter OOAs opfattelse vil sige, at man først på dette tidspunkt vil kunne omsætte de identificerede muligheder til forbedringer til konkrete foranstaltninger. Er dette korrekt opfattet, vil det betyde, at Sydkrafts løfte om, at Barsebäck 2 i år 2003 vil kunne leve op til moderne krav for pålidelighed og sikkerhed ikke vil kunne overholdes!

 

Allerede i 1998 konstaterer de svenske myndigheder, at noget tyder på at forudsætningerne for sikkerhedsarbejdet ved atomkraftværkerne er ved at forandres. SSI konstaterer i en rapport dateret den 27.03.2000, at atomkraftværkernes ambitionsniveau såvel som moderniseringsarbejdets omfang er mindsket betydeligt. Også SKI konstaterer i en rapport udgivet i april 2000, at værkernes oprindelige tidsplaner for moderniseringsinsatserne ved flere tilfælde er blevet udskudt, samtidig som myndigheden konstaterer at også ambitionsniveauet kan være blevet sænket. SKI konstaterer også, at man i forbindelse med inspektioner på værkerne har gjort observationer, som indikerer på visse tendenser hos atomkraftværkerne til at søge efter et minimumsniveau, som således mindsker marginalerne for arbejdsindsatserne.

SKI anmoder derfor i et brev til atomkraftværkerne dateret den 23.02.2000 om, senest den 30. juni år 2000 at få tilsendt en skriftlig redegørelse beskrivende de berørte værkers sikkerhedsprogrammer.

 

OOA konstaterer således, at ingen af de berørte atomkraftværker, heriblandt Barsebäck 2, i dag opfylder SKIs krav om, at alle reaktorer i drift i det 21-århundrede skal have et sikkerhedsniveau svarende til moderne konstruktionsprincipper. OOA har spurgt SKI om, hvornår det 21-århundrede begynder i forhold til SKIs sikkerhedskrav for de forældede reaktorer, men vi fik ikke noget klart svar. Derimod fik vi at vide, at SKI i øjeblikket overvejer at revurdere sin hidtidige holdning. OOA konstaterer, at SKI tilsyneladende ikke har hverken overblik eller kontrol over situationen.

 

Kort sammenfatning af afsnit 7: Det fremgår, at SKI i dag ikke har stadfæstede krav eller generelle råd på området. Først i 1995/96 påbegyndte myndigheden selv arbejdet på at præcisere, hvilke sikkerhedsmæssige krav som bør gælde for drift i det 21. århundrede. SKI har først nu fremlagt forslag til generelle råd på området, men disse skal først til næste år gennemgå en såkaldt ”konsekvensbeskrivelse”, før der findes mulighed for stadfæstelse af disse råd. Årsagen hertil ligger i, at der i dag ikke foreligger nogen enig opfattelse mellem atomindustrien og myndigheden af, hvordan moderne krav og konstruktionsprincipper skal tillempes på de forældede reaktorer, for at opnå et sikkerhedsniveau ligeværdigt med de nyeste reaktorkonstruktionerne.

 

OOA kan ikke frigøre sig fra fornemmelsen af, at det i denne sag (som i mange tidligere sager) for atomkraftværkernes vedkommende handler om, at de økonomiske priorite­ringer vejer tungere end de sikkerhedsmæssige hensyn! Deraf kravet om en ”konsekvensbeskrivelse” af SKIs forslag til generelle råd inden disse stadfæstes, eftersom renoveringen og moderniseringen af de forældede reaktorer koster atom­industrien mange penge. Man vil derfor ikke gennemføre sikkerhedsforbedrende foranstaltninger uden dokumentation for, at de foreslåede foranstaltninger også vil give den sikkerhedsmæssige forbedring, som der er lagt op til i SKIs forslag til generelle råd på området.

 

Kort sammenfatning af afsnit 8: Det synes bestemt ikke uproblematisk, at gå ind i eksisterende konstruktioner og begynde at bygge om – eller endnu ”værre” – at indføre digital teknik i de systemer med såkaldt ”analog- og relæbaseret” teknik, som atomkraftværkerne oprindeligt er opført med. Hidtil har man koncentreret indførelsen af digital teknik til informationssystemerne, men man synes nu nødsaget til at forny og renovere de sikkerhedsrelaterede systemer, eftersom der er konstateret problemer med at skaffe reservedele til de gamle systemer. En anden årsag er de øgede krav til vedligeholdelse og afprøvning af systemerne, samt problemer med at rekrutere nyt personale med tilstrækkelig viden om de gamle systemer. OOA konstaterer, at det således synes at være teknisk nødvendigt at skifte de forældede systemer ud, samtidig som det sikkerhedsmæssigt set absolut ikke virker uproblematisk at gøre det.

 

I følge myndighedernes rapporter er f.eks. lang erfaring ved drift- og vedligeholdelse af et system en fordel udfra et sikkerhedsmæssigt synspunkt. Dette kan tale imod indførelse af ny teknik. Videre kan de digitale systemers mere abstrakte natur (sammenlignet med de mekaniske systemers natur) skabe problemer i kontakter med leverandører og i ”mødet med”/samspillet med andre systemer og dicipliner på atomkraftværket. I forbindelse med moderniseringen af værkernes kontrolrum kan indførelse af ny teknik pga større krav til samspillet mellem menneske-teknik-organisation gøre det sværere for operatørerne at arbejde sikkert og effektivt.

 

OOA sætter spørgsmålstegn ved, om analyser og laboratorieeksperimenter tilstrækkeligt vel kan modellere de fænomener, som kan optræde under virkelige hændelsesforløb. Kan de planlagte renoveringer og moderniseringer gøre et allerede kompliceret system – hvor et fungerende samspil mellem de tekniske systemer og opratører er en absolut nødvendighed for en problemløs drift af et atomkraftværk – endnu mere kompliceret? Så kompliceret og analysemæssigt uoverskueligt, at der vil være grund til at nære frygt for, at renoverings- og moderniseringsprogrammerne kan give en negativ indvirkning på sikkerheden på de pågældende værker, heriblandt Barsebäck 2?

 

Kort sammenfatning af afsnit 9 (og Bilag 2): Probabilistiske sikkerhedsanalyser eller populært sagt ”sandsynlighedsanalyser” anvendes bl.a. til at beregne frekvensen for hændelser som kan medføre skader på reaktorkernen, til at finde de største enkeltbidrag til den totale frekvens for kerneskader, og til at opdage mulige sikkerhedsforbedrende foranstaltninger og vælge blandt disse. Med andre ord kan PSA-analyserne bl.a. anvendes til at søge efter svage punkter i systemkonstruktionen.

Resultaterne fra PSA-analyserne som bl.a. de fremregnede frekvenser for sandsynlig­heden for hændelser med skader på reaktorkernen giver altså et fingerpeg om sikkerheds­systemernes pålidelighed.

 

Nu kan man ikke bare tage et analyse-resultat, og anvende det som dokumentation for den faktiske sandsynlighed. Årsagen hertil er, at der er en række forbehold i forhold til de fremregnede resultater. Disse er bl.a., at der i analysens grundlag er indeholdt så mange udløsende ulykkes-faktorer, som ”man” overhovedet kan komme på (hvilket vil sige, at man i analyse-grundlaget evt. medtager udløsende faktorer – eller kombinationer af hændelser  - som i sig selv har en meget lille sandsynlighed for at indtræffe). Dette gør at analyse-resultatet kan overvurdere den faktiske risiko. Men dette er ikke de eneste forbehold i forhold til de fremregnede resultater. Der kan også være forhold som bevirker, at analyse-resultatet måske undervurderer den faktiske risiko. Der er her tale om forhold som, at der kan være en risiko for fejlagtige beslutninger i en ulykkessituation eller en risiko for lav sikkerhedsbevidsthed et eller andet sted i organisationen. Disse forhold (betegnet som menneskelige fejl) - som kan være af ubestridelig betydning for sikkerheden – kan ikke indgå i analyse-beregningerne.

 

Dette er en del af baggrunden for, at f.eks. SKI og Beredskabsstyrelsen betegner de fremregnede frekvenser for ulykker med skader på reaktorkernen som ”godhedstal” for pålideligheden hos forskellige sikkerhedssystemer. Det kan vi i OOA have en vis forståelse for, samtidig som vi hævder, at disse ”godhedstal” indikerer, hvorvidt et sikkerhedssystem er svagt eller ikke.

 

I den aktuelle sag med konstaterede svagheder i strømforsyningen og elsystemet i bl.a. Barsebäck 2, konstaterer OOA (med ovennævnte forbehold i baghovedet), at et PSA-analyseresultat med en vis betydelig frekvens for ulykker med skader på reaktorkernen, må bekræfte, at de konstaterede svagheder rent faktisk eksisterer i reaktoren. Når OOA så derudover ser analyse-resultater, som peger på en meget høj frekvens for skader på reaktorkernen (i den aktuelle sag taler vi om frekvenser på 1:16.666 pr. reaktordriftår), så ser OOA på problemet med stor alvor. I denne sag med så stor alvor, at OOA ikke kan acceptere drift af Barsebäck 2 kun 20 km fra København med disse konstaterede svagheder i konstruktionen.

 

Kort sammenfatning af afsnit 10: I en rapport udgivet af SKI i 1990 opgiver man kerneskadefrekvensen for svenske reaktorer til at være 1:100.000 – 1:1.000.000 pr. reaktordriftår. Man skriver samtidigt, at man ikke ser indikationer på væsentlige ændringer af denne frekvens i en overskuelig fremtid.

 

I en rapport udgivet af Barsebäckværket i 1995 opgives kerneskadefrekvensen for værket at være 1:256.410.

 

Samme år udgiver IAEA en rapport, hvori man deler reaktorerne op i hhv. moderne og gamle reaktorer. Ifølge IAEA’s rapport accepteres en kerneskadefrekvens på 1:10.000 for gamle reaktorer, og en kerneskadefrekvens for moderne reaktorer på 1:100.000!

 

I en rapport udgivet af SKI og SSI i 1996 gentages, at kerneskadefrekvensen for svenske reaktorer er 1:100.000.

 

I november 1997 udgiver Oskarshamnsværket en rapport for kerneskadefrekvensen på værkets reaktor 2. Frekvensen opgives for tre typer af hændelsesforløb (HS1, HS2 og HS3-forløb), og frekvensen opgives at være hhv. 1:52.631, 1:2.380 og 1:5.000 for de tre typer af hændelsesforløb. Det skal her bemærkes, at der på dette tidspunkt er konstateret svagheder i reaktorens strømforsyning og elsystemer, hvilket altså påvirker kerneskade­frekvensen. Det fremgår iøvrigt af rapporten, at Oskarshamnværket er klar over, at resultaterne ikke opfylder IAEAs sikkerhedskriterier for hverken moderne eller ældre reaktorer!

 

I april 1998 skriver SKI i en pressemeddelelse, at myndigheden er enig i IAEAs kerneskadefrekvenser for moderne og ældre reaktorer, og vedkender sig således for første gang – godt nok indirekte, at anbefalingerne for de ældre reaktorer har relevans for de svenske reaktorer!

 

I juni 1998 udgiver Barsebäckværket en rapport, hvoraf det fremgår at kerneskade­frekvensen på værket (på tidspunktet for rapportens skrivning) er større end 1:10.000!

 

I december 1998 udgiver Barsebäckværket endnu en rapport, hvoraf det fremgår at kerneskadefrekvensen for reaktor 1 er 1:15.384, og at kerneskadefrekvensen for reaktor 2 er 1:12.500! Det fremgår også af rapporten, at hvis man medtager resultaterne fra brand- og oversvømningsanalyserne i beregningerne vil kerneskade­frekvensen øges med en faktor 2,5, hvilket ifølge rapporten medfører, at kerneskade­frekvensen for de respektive reaktorer bliver omkring 1:10.000!!

 

Den 11. december 1998 afleverer Barsebäckværket den endelige PSA-rapport, hvoraf det fremgår, at der stadig er en kerneskadefrekvens på 1:16.666 for visse typer af hændelsesforløb.

 

OOA påstår i afsnittet i dette notat, at der foregår en revidering af SKIs syn på kerneskadefrekvensen for svenske reaktorer gennem årene, hvilket SKI ikke åbent vil erkende. Som det fremgår af ovenstående angiver SKI kerneskadefrekvensen for samtlige svenske reaktorer til at være 1:100.000 helt frem til 1996. I 1998 ændrer SKI holdning og angiver en kerneskadefrekvens for de moderne svenske reaktorer på 1:100.000 og for de forældede svenske reaktorer på 1:10.000. OOA påstår også, at baggrunden for myndighedens holdningsændring er de konstaterede svagheder i de forældede reaktorers strømforsyning og elsystemer, som giver kerneskadefrekvenser som ikke opfylder IAEAs sikkerhedskriterier for hverken moderne eller ældre reaktorer.

 

Derudover retter OOA kritik mod hhv. Beredskabsstyrelsen, Indenrigsministeren og SKI. Denne kritik bliver uddybet i afsnittene 11, 12 og 13.

 

 


2. Barsebäck 2’s kontruktion er forældet, hvilket gør sikkerheden på reaktoren utilfredsstillende!

 

Sverige har 12 reaktorer, hvoraf den ene (Barsebäck 1) blev lukket den 30.11.99. Disse reaktorer deles op i 7 forskellige typer af reaktorkonstruktioner. (Se videre om de forskellige typer af reaktorkonstuktioner i Bilag 1). Barsebäck 2 er en af Sveriges ældste reaktorer, hvor reaktorkonstruktionen i dag må betragtes som forældet! Det fremgår bl.a. af dette notat fra OOA, men det fremgår også af følgende citat fra ”lägesrapporten 1999”: ”Säkerhets-  och strålskyddsläget vid de svenska kärnkraftverken 1999”, udgivet i april 2000 af Statens Kärnkraftinspektion (SKI) og Statens Strålskyddsinstitut (SSI).

 

”Framförallt de äldsta (reaktorer, vor tilføjelse) behöver förnyas och moderniseras för att leva upp till moderna krav på tillförlitlighet och säkerhet. Förslitning samt ökade krav på underhåll och provning ligger också bakom behoven av förnyelse. 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.”

 

Det fremgår desuden af ovenstående citat, at Barsebäck 2 – udover at være forældet – ikke lever op til moderne krav til pålidelighed og sikkerhed!

 

 

3. De svenske atomkraftmyndigheder har i årevis været klar over problemerne med de forældede reaktorer

 

At de ældste atom-reaktorer i Sverige ikke lever op til moderne krav på pålidelighed og sikkerhed er en ”gammel nyhed” i Sverige. Det fremgår af SKIs ”lägesrapport 1992-93”, hvori der bl.a. står:

 

”Silärendet och uppmärksammade materialproblem har under året lett både till betydelsefulla tekniska säkerhetsförbättringar vid verken och avsevärda förstärkningar av verkens eget säkerhetsarbete, som kan förväntas få fullt genomslag under kommande år. Samtidigt har erfarenheterna pekat på vikten av en noggrann prövning av vissa äldre säkerhetsanalyser och konstruktionsförutsättningar, liksom vikten av fortsatt skärpt uppmärksamhet på åldersbetingade förändringar. Det gångna året har givit nyttiga påminnelser om att det fortfarande kan finnas svagheter i konstruktionslösningar och säkerhetsanalyser som inte uppmärksammats tillräckligt.” (vor fremhævelse)

 

SKI påpeger derudover i rapporten:

 

”Pågående arbeten med olika typer av säkerhetsanalyser och de resultat som därvid framkommer bedömer SKI som ett synnerligen viktigt led i det fortlöpande säkerhetshöjande arbetet.”

 

En gennemgående renovering og modernisering (kaldet ”Projekt Fenix”) blev i 1993 iværksat på reaktor 1 på Oskarshamnværket. Denne reaktor er Sveriges ældste og indgår i samme gruppe af gamle og forældede reaktorer, som den tre år yngre Barsebäck 2 tilhører.

Sikkerhedsgranskningen og moderniseringsarbejdet på bl.a. O1 er derfor af betydning for, hvilke svagheder og sikkerhedsforbedrende foranstaltninger, som man skal gå efter at identificere i forhold til Barsebäck 2.

 

Det fremgår af ”lägesrapport 1993-94” udarbejdet af SKI og SSI og offentliggjort i december 1994, at man i forhold til O1 har konstateret, at visse sikkerhedsfunktioners kapacitet og pålidelighed ikke fuldt ud modsvarer forudsætningerne i tidligere sikkerhedsredegørelser. Der står følgende i rapporten:

 

”Erfarenheterna från den pågående renoveringen av Oskarshamn 1 (Projekt Fenix) har varit särskilt värdefulla. Granskningen av säkerhetsanalyser och konstruktionsförutsättningar har i några fall visat att vissa säkerhetsfunktioners kapacitet och tillförlitlighet inte fullt ut motsvarade vad som förutsatts i tidigare säkerhetsredovisningar. Detta rättas nu till inför återstart av Oskarshamn 1, och avses sedan följas av ett program för att ytterligare höja säkerhetsnivån. Erfarenheterna från Projekt Fenix understryker ytterligare vikten av att noggrant pröva vissa äldre säkerhetsanalyser och konstruktionsförutsättningar.” (vore fremhævelser)

 

Det fremgår af myndighedernes ”Lägesrapport 1994-95”, at man i forbindelse med moderniseringen af O1 - ved hjælp af moderne analysemetoder inkluderet en uddybende og mere detaljeret såkaldt ”probabilistisk” sikkerhedsanalyse (PSA) - har kunnet påvise afhængigheder og svagheder, som ikke tidligere har været kendte. Se mere om PSA-analyser i Bilag 2.

 

Myndighederne skriver også, at erfaringerne fra O1 i første omgang er anvendelige i forhold til de ældste reaktorer, altså bl.a. Barsebäck 2:

 

”En väsentlig lärdom av renoveringen av Oskarshamn 1 är att en genomgång av äldre konstruktionsförutsättningar och konstruktionslösningar med moderna analysmetoder, inklusive en fördjupad och mer detaljerad probabilistisk säkerhetsanalys (PSA) har visat sig kunna påvisa beroenden och svagheter som inte varit kända tidigare. Även om lärdomarna från renoveringen av Oskarshamn 1 i första hand torde vara tillämpliga på de först byggda reaktorerna är det viktigt att även de nyare reaktorerna gås igenom på samma sätt.” (vor fremhævelse)

 

 

4. De svenske myndigheder har siden 1985 været klar over at strømforsyningen og elsystemet udgør ”svage punkter”

 

De svenske atomkraftværker er pålagt at hvert tiende år at udarbejde en grundig og detaljeret rapport over sikkerheden ved de enkelte værker. Disse rapporter kaldes  for ”återkommande säkerhetsgranskningar” (ASAR). Den første ASAR-rapport for Barsebäckværket udarbejdedes i 1985 og granskedes siden af SKI.

 

Det fremgår af SKIs granskningsrapport: ”SKI-ASAR-B1/B2” fra 1985/86, at både Barsebäck og SKI på dette tidspunkt er klar over, at der er svagheder i forbindelse med strømforsyningen af kølevandssystemet. Der står bl.a. i rapporten:

 

”Sydkraft har undersökt möjligheten att överföra reservkraftmatning för hjälpmatarvattensystemet till gasturbinsäkrad istället för dieselsäkrad kraftmatning. Bakgrunden är att dieseleffekten ej är tillräcklig för att driva såväl hjälpmatarvattensystemet som nödkylsystemet. Emellertid fann Sydkraft att den föreslagna lösningen skulle göra anläggningen sämre rustad vid bortfall av yttre nät. SKI finner det angeläget att Sydkraft driver analysen vidare avseende reservkraftmatningen av hjälpmatarvatten- och nödkylssystemet.”

 

Der står videre i afsnittet vedr. ”Viktiga områden och arbetsuppgifter för det fortsatta arbetet”:

 

”Probabilistisk metodik har visat sig vara ett användbart verktyg i säkerhetsarbetet och tillämpes vid granskning av ändringsförslag. Det fortsatta arbetet inom detta område avses inriktas på brandanalys och vissa ytterligare detaljeringar i t ex elsystem.  Insatserna inriktas huvudsakligen på att identifiera och eliminera svagheter och avses fortsättas tills man bedömer att man uppnått en jämnstark säkerhet.”

 

”Arbetet med miljökvalificering av säkerhetsrelaterad elutrustning kommer att löpa

vidare enligt planerna."

 

Det fremgår videre af myndighedernes”lägesrapport 1993-94”, at pålidelighed i strømforsyningen er et prioriteret område:

 

”Den sålunda inledda, mycket omfattande revisionen av säkerhetsredovisningarna förväntas ge goda möjligheter att avslöja eventuella säkerhetsbrister. Metoden är dock tidskrävande och bör enligt SKIs uppfattning kompletteras med metodik som finns etablerad och som utgår från betydelsen av olika möjliga säkerhetsbrister. Detta angreppssätt har prövats och har lett till uppslaget att närmare studera tillförlitligheten hos elförsörjningen av vissa viktiga säkerhetsfunktioner.”(vor fremhævelse)

 

Af myndighedernes ”lägesrapport 1994-95” fremgår det, at problemet må betragtes som alvorligt:

 

”Upptäckta brister”

 

”I samband med den s.k. silhändelsen i Barsebäck 2 1992 uppdagades brister i de äldre reaktorernas nödkylsystem. OKG beslutade att undersöka och renovera rörsystemen i Oskarshamn 1 i anslutning till att nödkylsystemen åtgärdades. Därvid upptäcktes bl.a. sprickor i rörsystem både innanför och utanför reaktortanken. SKI krävde den 13 december 1993 kontroll av reaktortanken och dess interna delar som villkor för fortsatt drift. OKG fann tidigt att reparationer och utbyten av skadade rör och andra delar krävde en längre tids avställning av reaktorn. OKG beslöt att utnyttja avställningstiden till att gå igenom och renovera även andra reaktorsystem, bl.a. vissa el- och mätsystem. Vid den genomgång av olika reaktorsystem som därvid gjordes med moderna analysmetoder uppmärksammades ett antal säkerhetsbrister.

 

De uppdagade bristerna gällde bl.a. skyddet av säkerhetssystemen och deras elmatning vid brand, översvämning och utströmmande ånga i haverisituationer som kunde innebära risker för utslagning av säkerhetssystem då de behövs. Exempelvis visade sig systemen för avblåsning av utströmmande ånga vid rörbrott i reaktorbyggnaden vara otillräckligt dimensionerade för att i sådana situationer säkert kunna förhindra skador på byggnaden och säkerhetssystemen.” (vor fremhævelse)

 

SKI og SSI skriver videre i rapporten:

 

”Likväl finner SKI det angeläget att mot bakgrund av erfarenheterna från renoveringen av Oskarshamn 1 gå igenom och vid behov förbättra säkerhetssystemen vid i första hand reaktorer av tidiga konstruktionsgenerationer för att nå en bättre överensstemmelse med moderna säkerhetsprincipper och konstruktionskrav. SKI har därför vid möten med kraftföretagen uppmärksammat dem på dessa frågor och SKI avser också att i särskild ordning begära redovisning från kraftföretagen beträffande:

 

·        avlastningsvägar för utströmmande ånga vid rörbrott utanför inneslutningen

·        verifiering att samtliga komponenter i säkerhetssystemen är kvalificerade för miljöförhållanden som kan uppstå vid rörbrott

·        kabelseparering i inneslutningen

·        tillförlitlighet och robusthet i elförsörjning

·        verifiering av skydd mot brand och översvämning

·        kylkedjornas separation och beroenden

·        rörbrottsförankringar för att undvika sekundärskador vid rörbrott

·        funktionstester och inspektion.

 

Syftet är att säkerställa att det finns ett robustskydd mot samtidig utslagning av hela säkerhetsfunktioner vid brand eller vid utströmning av vatten och ånga i reaktorbyggnaden i händelse av rörbrott samt vid vissa typer av förhållande vid sällsynta störningar i den interna elförsörjningen.” (vore fremhævelser)

 

På trods af ovenfor citerede konstaterede behov for nærmere granskninger henvender SKI sig først i februar måned 1996 til atomkraftværkerne med en direkte anmodning om nærmere at klarlægge problemerne og fremsende en redegørelse til SKI indeholdende en plan for sikkerhedsforbedrende foranstaltninger såfremt eventuelle svagheder konstateres.

 

SKI konstaterer efter modtagelse af atomkraftværkernes undersøgelser, at der er mulighed for sikkerhedsmæssige forbedringer. Dette fremgår af myndighedernes ”lägesrapport 1995-96” udgivet november 1996, hvori der bl.a. står:

 

”Av redovisningarna framgår också att utrymme för tekniska förbättringar finns, främst hos de äldre reaktorerna där exempelvis s.k. sekundära effekter vid haverier hanterats något mer förenklat än i de nya reaktorkonstruktionerna. Detta gäller påverkan på byggnader på grund av rörbrott, haverimiljöer och annan påverkan på säkerhetsutrustning.”

 

”Kylkedjornas separation och beroenden har visat sig ha stor inverkan på anläggningens totala tillförlitlighet. Anläggningarnas känslighet mot fel i kylflödet till inneslutningen varierar och konsekvenserna av detta bör värderas. Frågan behandlas i de pågående konstruktionsgenomgångarna.” (vore fremhævelser)

 

I 1995 er tiden inde for Barsebäck til at udarbejde en ny såkaldt ASAR-Rapport, og SKI udgiver i december 1996 sin granskning ”SKI RAPPORT 96:60; SKI-ASAR-B1/B2” af Barsebäckværkets sikkerhedsgranskning. Deri står følgende vedr. de konstaterede svagheder i værkets strømforsyning og elanlæg:

 

”De äldre reaktorerna är naturligtvis inte i alla avseenden sämre än de nyare, utom har t o m i vissa fall konstruktionsmässiga fördelar.”

 

”Svagheter hos Barsebäck 1/2 i förhållande till F3/O3 är främst:

·        Mindre fysisk separation gör att känsligheten för händelser som fullt utbildad brand ökar.

·        Drift- och säkerhetsutrustning i elsystemen i B1/B2 är inte separerade så som skett i F3/O3.

·        Yttre händelser. En generell skillnad mellan reaktorer av B1/B2s generation och reaktorer av F3/O3s generation i såväl Sverige som andra länder är att nyare anläggningar har utformats för att motstå mer extrema yttre händelser som orkan, översvämning och jordbävning.

·        Lokala effekter av rörbrott av typ rörslag och jetstrålar. Det finns missilskydd för vissa sådana effekter i B1/B2 med de har tillkommit i mångt och mycket baserat på ingenjörsmässiga överväganden vid besiktning av installationen. Någon generell metodik och acceptanskritier fanns ej.

·        Externpumpar i huvudcirkulationskretsarna hos B1/B2 medför stringenta krav på strilflöde och strilfördelning för härdnödkylning samt behov av sprinklingen under lång tid.”(vore fremhævelser)

 

 

5. Eftersyn og gennemgang med henblik på renovering og modernisering af de forældede reaktorer indledtes i 1992/93

 

De ovenfor nævnte inledte eftersyn og gennemgange koncentreredes i første omgang på kogendevandsreaktorerne af svensk konstruktion (dvs. bl.a. Barsebäckværket). Årsagen hertil var bl.a., at der ikke fandtes et internationalt erfaringsgrundlag i samme omfatning for disse svenskbyggede reaktorer som for trykvandsreaktorerne af Westinghouse konstruktion. De svenske atomkraftmyndigheder skriver bl.a. følgende om granskningerne i ”lägesrapporten 1992-93”:

 

”Erfarenheterna från silärendet föranledde samtliga kärnkraftföretag att i början av året påbörja ett större arbete med att rekonstituera konstruktionsförutsättningar och säkerhetsredovisningar för reaktorerna och även granska den faktiska utformningen mot anläggningsdokumentationen.”

 

Granskningen (en uafhængig granskning som Vattenfall har ladet udarbejde vedr. de generelle forudsætninger for sikkerheden og sikkerhedsarbejdet på sine reaktorer, vor tilføjelse) understryker också behovet, särskilt vad gäller de äldre reaktorerna, att rekonstituera konstruktionsförutsättningarna och som ett andra led anpassa äldre element i deras konstruktion till modernare normer och krav.”

 

Årsagen til at atomkraftværkerne er nødt til at rekonstruere sine konstruktionsforudsætninger ligger i, at disse ikke har ligget direkte tilgængelige på de enkelte atomkraftværker! Dette fremgår af ”SKI-ASAR-B1/B2-1995”, hvori der bl.a. står:

 

”Vi har, fram till idag, inte haft någon systematik för att kontrollera våra konstruktionsförutsättningar. Dessa har nämligen aldrig funnits direkt tillgängliga på verket, utan de 75-100 hyllmetrarna är arkiverade hos ABB-Atom.”

 

Myndighederne skriver om atomkraftværkernes ovenfor nævnte igangsatte sikkerhedsundersøgelser og rekonstruktion af reaktorernes konstruktionsforudsætninger i ”läges-rapporten 1993-94”:

 

”Ambitionen er att säkerhetsbrister av större betydelse skall kunna klarläggas så snabbt som möjligt.”

 

”Den sålunda inledda, mycket omfattande revisionen av säkerhetsredovisningarna förväntas ge goda möjligheter att avslöja eventuella säkerhetsbrister.”

 

Som tidligere nævnt varer det besynderligt nok helt frem til Februar 1996, før SKI går ud med brev direkte til de berørte atomkraftværker med detaljerede instruktioner om, hvordan eftersynet og gennemgangen skal gribes an, og med en anmodning om en redegørelse fra atomkraftværkerne om situationen. SKI skriver herom i brevet til atomkraftværkerne dateret den 23. februar 1996:

 

”Vid genomgången av säkerhetssystemen i samband med renoveringen av Oskarshamn 1 uppmärksammades ett antal säkerhetsbrister. SKI anser att dessa erfarenheter ger anledning att klarställa läget för vissa på så sätt aktualiserade säkerhetsfrågor också vid övriga reaktorer. SKI har tidigare påtalat detta förhållande,  bl.a.  i lägesrapporten om säkerhetsgenomgångarna 1995-06-07.

SKI anmodar Er därför att gå igenom och för SKI redovisa säkerhetsläget för de egna kärnkraftblocken med avseende på de frågeställningar av huvudsakligen systemteknisk natur som redovisas i bilaga 1.”

 

Det fremgår af punkterne i citatets ”bilaga 1” (som ikke er medtaget her) , at eftersynet og gennemgangen bl.a. skal koncentreres omkring fejlfunktioner i strømforsyningen og elsystemet.

 

SKI fortsætter brevet med angivelser for den angrebsmåde, som eftersynet og gennemgangen skal baseres på:

 

Redovisningen skall grundas på det allmänna metodisk angreppssätt som SKI använt vid granskningen av Oskarshamn 1, och som sammanfattas i bilaga 2.”

 

SKI skriver bl.a. i citatets ”bilaga 2” (som ikke er medtaget her):

 

”Först analyseras huruvida de konstruktionsnormer och krav som låg till grund för det ursprungliga tillståndet är uppfyllda även med användning av dagens förbättrade beräkningsmetoder och data. Betydelsen för säkerheten av eventuella avvikelser värderas sedan med probabilistisk säkerhetsanalys.”

 

Værdien af anvendelsen af PSA-analyse i arbejdet fremgår tydeligt af myndighedernes ”läges-rapport 1994-95”,  hvori man bl.a. skriver følgende:

 

”En väsentlig lärdom av renoveringen av Oskarshamn 1 är att en genomgång av äldre konstruktionsförutsättningar och konstruktionslösningar med moderna analysmetoder, inklusive en fördjupad och mer detaljerad probabilistisk säkerhetsanalys (PSA) har visat sig kunna påvisa beroenden och svagheter som inte varit kända tidigare.”

 

SKI afslutter brevet af 23.02.96 til reaktorejerne med følgende påpegning:

 

”SKI ser detta brev som ett av flera led i sitt arbete på att försäkra sig om att samtliga svenska reaktorer i drift på 2000-talet har en tillfredsställande säkerhetsnivå också i förhållande till moderna konstruktionsprinciper, oaktat att reaktorerna ursprungligen konstruerades på 1960- och  1970-talet.”

 

 

6. Tidsplan og ambitionsniveau for de igangsatte renoverings- og moderniserings-projekter

 

Som det fremgår af foregående afsnit præges 90’erne af rekonstruktion af reaktorernes konstruktionsforudsætninger, analyser af evt. svagheder i konstruktioner og sikkerhedssystemer, samt af igangsættelsen af et moderniseringsprogram for de ældste reaktorer, således at reaktorerne kan godkendes for drift efter år 2000.

 

Projektformulering, ambitionsniveau og tidsplan ser forskellig ud for de berørte reaktorer.

For Oskarshamn 1s vedkommende foregår sikkerhedsanalyser og moderniseringen af reaktorens forældede dele og konstaterede svagheder i et og samme projekt kaldet ”Projekt Fenix”.

 

Eftersom Barsebäck 1 og 2 samt Oskarshamn 2 tilhører samme konstruktionsgeneration, så beslutter man sig for at samarbejde. De tre reaktorer kaldes populært for ”trillingerne”. I modsætning til O1 så deler man her arbejdet op i to projekter. Projekterne kaldes for hhv. ”BOKA”- og ”TRIM”-projektet.

 

Vi vil i det følgende gennemgå ambitionsniveauet og tidsplanen for de her nævnte projekter, sådan som de var lagt op fra starten, og således som de ser ud i dag.

 

Projekt Fenix

 

Ifølge myndighedernes ”lägesrapport 1995-96” skulle moderniseringen af O1 have været afsluttet under den årlige revisionsnedlukning 1999. Der står i rapporten:

 

”Vidare noterades att OKG AB avser att genomföra ytterligare åtgärder i form av ett moderniseringsprogram för anläggningen som planeras pågå till och med revisionsavställningen 1999.”

 

Myndighederne skriver dog samtidigt i rapporten, at arbejdet langt fra er færdigt, og at store indsatser forventes at blive gjort under de nærmeste års revisionsnedlukninger!

 

I 1999 ansøger Oskarshamnværket SKI om tilladelse til at forlænge moderniseringsprogrammet frem til 2001, eftersom der tilbagestår gennemførelse af kompletterende foranstaltninger, for at reaktoren skal kunne opfylde ”moderne sikkerhedsprincipper”. Det fremgår af SKIs imødekommelse af ansøgningen og samtidige driftstilladelse, at der pga. svagheder i bl.a. elsystemet stadig er en vis risiko forbundet med drift af reaktoren. SKI skriver bl.a. i sin beslutning af 25.02.99:

 

”SKI ställer följande villkor för utsträckande av tidsplanen för moderniseringsprogrammet.

 

·        OKG AB skall före den 30 april 1999 redovisa en kvalitativ genomgång av de dominerade sekvenserna i PSA inkl brand och översvämning. Genomgången skall också visa vilka åtgärder som kan vidtas för att minska riskerna. De åtgärder som rimligen kan genomföras under revisionsavställningen 1999 skall vidtas. Exempelvis krävs att åtgärder genomförs för att ytterligare begränsa risken att enbart en brand eller översvämning i något utrymme kan medföra att all härdkylning slås ut.

·        OKG AB skall så snart en fastställd plan för fortsatt modernisering finns framme skriftligt redovisa denna till SKI, dock senast före återstart efter revisionsavställningen 1999. OKG AB skall fortsättningsvis i samband med återstart efter framtida revisioner redovisa plan för fortsatta åtgärder.”

 

BOKA-projektet

 

Opdagelsen i 1992 af, at nødkølesystemet var fejlkonstrueret i Sveriges 5 ældste reaktorer (heriblandt Barsebäck 1 og 2) førte – udover en SKI-beordret samtidig lukning af reaktorerne i en længere reparationsperiode - til igangsættelse af en omfattende sikkerhedsgranskning af bl.a. Oskarshamn 2 og Barsebäcksreaktorerne. Projektet beskrives i ”SKI RAPPORT 96:60, SKI-ASAR-B1/B2” fra december 1996 således:

 

”Beslut har nu fattats om att genomföra en grundlig analys av våra säkerhetssystems konstruktionsförutsättningar. Frågorna som skall besvaras är:

 

-         Vilka konstruktionsförutsättningar har vi?

-         Är dessa förutsättningar korrekta?

-         Uppfyller vi dessa?” (ÖVA 92, s 19)

 

Projektet som genomförs tillsammans med OKG  fick namnet Barsebäck/OKG Konstruktions Analys (BOKA). Ett förprojekt startade på Barsebäcksverket 1993.

 

Projektet skall komma fram till en fullständigt rekonstruerad säkerhetsredovisning (R-FSAR) som beskriver de förutsättningar och krav som anläggningens nuvarande drifttillstånd bygger på. Avvikelser både mellan ursprungliga och senare tillkomna krav och anläggningarnas dokumentation skall förtecknas som underlag för beslut om åtgärder. Rekommendationer skall ges beträffande uppgradering mot moderna normer och krav. Projektet skall också ge förslag till hur en kontinuerlig uppdatering av säkerhetsredovisningen skall göras i fortsättningen.”

(ÖVA 92, s 19, som der henvises til i ovenstående citat, er ikke medtaget her!)

 

Hovedprojektet i BOKA startede i oktober 1994 og var planlagt afsluttet i 1997-98. Ifølge ovennævnte SKI-rapport trak projektet imidlertid ud og det meddeltes, at  de ”första översynerna av konstruktionsförutsättningerna” ville ligge klar i december 1998. Dette omfattende, men ifølge den oprindelige plan ufuldstændige materiale, afleveredes til SKI, som granskede materialet gennem en særlig inspektion af Barsebäckværket den 5-7. maj 1999. SKI synes i sin inspektionsrapport, dateret 27.03.2000, i hovedtræk at være tilfreds med gennemførelsen af BOKA-projektet. Dog har SKI følgende interessante synspunkter:

 

”Det strukturerade arbetssätt har enligt projektet varit en förutsättning för att projektet skulle kunna finna de s k dolda felen. Även om detta ger en bra utgångspunkt är SKI inte övertygad att arbetsmetoden varit tillräcklig väl utvecklad för att finna dolda fel.”

 

”Olika projektorganisationer för BOKA har funnits hos Barsebäck, Oskarshamn och ABB Atom. BOKA Barsebäck har till största delen bemannat sin organisation med personer från linjen, men har inte fullt ut kunnat uppnå det egna målet at dra nytta av det unika tillfälle till egen kompetensuppbyggnad inom Barsebäck, då visst motstånd funnits att delta i projektet och även kompetensbrist gjort att ca 25 % av personal inom Barsebäck är konsulter.”

 

”Då nära kontakter fanns mellan BOKA och SKI på ett tidigt stadium överensstämde BOKA ursprungliga mål väl överens med ovan nämnde SKI mål. Dock har målen efter BOKA-pilotprojekt och huvudprojekt förändrats så att en del av uppfyllandet av ursprungliga delmålen flyttats till andra projekt. Dette kan medföra att viktiga delar av de rev FSAR projektet skjuts längre i framtiden en vad som var SKI förväntat.

 

Inom BOKA projektet var förutom revision av Final Safety Analysis Report (FSAR) mot ”gamla” krav Rekonstruerad FSAR (R-FSAR) också tänkt att framtida FSAR mot ”nya” krav Funktionsinriktad FSAR (F-FSAR) skulle ingå, men detta har lyfts ur projektet och ingår numera i moderniserings projekt.

 

SKI anser att värdering av de moderna kraven bör genomföras betydligt tidigare än vid moderniseringsprogrammen, för att kunna identifiera behovet av eventuella åtgärder. Avvikelserna anses dock vara måttliga, liksom den säkerhetsmässiga betydelsen.”

 

”Målet med SKIs projekt rev-FSAR är att säkerställa att säkerhetsgenomgångarna vid verken blir grundliga, har önskad inriktning och omfattning samt att resultaten beaktas så snart de föreligger.”

 

”SKI anser att projekt BOKA skall:

·        ha tydligt uttryckta mål och att dessa följs.

·        Tillse att instruktioner finns som styr hur granskning ska genomföras.

·        Analysera systemens eller säkerhetsfunktionernas tålighet mot felfunktioner. Detta baserat på feldata från egen eller andra anläggningar, genom erfarenhetsåterföring (RO/SS) och andra rapporter.

·        Tillse att analysers syfte klart framgår liksom de begränsningar som analysen innehåller.

·        Kunna redovisa de bedömningar som legat till grund för att utesluta analys eller varför analyser inte behöver göras om.

·        Ha ett arbetssätt som verkar för en förutsättningslös syn på säkerheten.

·        Ha en tillfredsställande granskning av de i projektet författade dokumenten.

·        Lämna över avvikelser till linjen och vid behov föreslå lösningar.

·        Verka för erfarenhetsåterföring till unga och nyanställda inom organisationen.”

(vor fremhævelse)

 

”Analyser för andra tillstånd än drift är ej utförda t.ex. avställd reaktor. SKI ansåg redan vid starten av projekten att andra drifttillstånd en effektdrift ska ingå i projekten. Detta framgår av mötesanteckningar mellan SKI och företrädare från anläggningarna daterad 23 februari 1993.”

 

”Nedanstående anser SKI att Barsebäck BOKA inte uppfyllt.

·        Värdering av moderna krav har inte gjorts i BOKA, utan har flyttats till moderniseringsprojektet.

·        Uppdatering av STF har inte genomförts inom BOKA, utan ligger utanför detta projekt.

·        Målsättning vad avser andra driftlägen en effektdrift.

 

Av de ovanstående ej uppfyllda kriterier, anser SKI att värdering av de moderna kraven bör genomföras betydligt tidigare än vid moderniseringsprogrammen. Det kan framkomma att vissa nya krav (GDC) tillkommit på grund av funna brister i de äldre amerikanska anläggningar. Att saknade analyser och beräkningar för samtliga driftlägen inkluderande kall avställlning och bränslebyte införs i SAR.

 

Avvikelserna anses dock vara måttliga, liksom den säkerhetsmässiga betydelsen.

Bristerna omhändertas i det fortsatta säkerhetsarbetet.”

 

”Avvikelseshanteringen är enligt SKI en central del inom Rev-FSAR-projekten. När BOKA avslutats skall samtliga avvikelser ha avlämnats till beställaren. Barsebäcks linjeorganisation P1 och P2 tar över ansvaret för att dessa avvikelser åtgärdas i prioriterad ordning. SKI förväntar sig att avvikelserna värderas noga mot stationens säkerhet, huruvida man kan fortsätta driften eller ej. Detta kan medföra att stora ändringar måste göras eller att kompensatoriska åtgärder införs fram till dess att slutliga åtgärder vidtas inom kommande moderniseringsprojekt. Det bör således vara ett ansvar för SKIs linjeorganisation att övervaka detta arbete. SKI finner att risk finns för att det omtalade samarbetet som funnits under BOKA mellan OKG och BKAB inte kommer fortsätta fullt ut vad gäller avvikelsehanteringen som överflyttats från projektet  till linjen.”

 

Eftersom BOKA-projektet var ufuldstændigt ved sin afslutning, har Barsebäckværket nu igangsat et opfølgende projekt, som man kalder ”POST BOKA”. Hvornår det kan forventes færdigt kan man i dag ikke sige noget om på SKI!  Det fremgår af myndighedernes ”lägesrapport 1997”, at problemerne med gennemførelsen af BOKA-projektet i sin oprindelige form bl.a. skyldes mangel på kompetent personale på atomkraftværkerne og hos indvolverede konsulenter. Der står også i rapporten, at ifølge aktuelle planer vil alle svenske kogendevandsreaktorer dvs. bl.a. Barsebäck 2 være færdiggranskade i løbet af 1999! Denne tidsplan holder dog som ovenfor nævnt tilsyneladende heller ikke, eftersom SKI på en telefonisk forespørgsel fra OOA den 19.05.00 ikke kunne give svar på, hvornår POST BOKA-projektet kan forventes færdigt.

 

 

 

TRIM-projektet

 

Myndighederne konstaterede bl.a. i ”lägesrapport 1995-96”, at der på de ældste svenske reaktorer var behov for renovering og modernisering for at kunne leve op til moderne krav på pålidelighed og sikkerhed. Man skrev herom i rapporten:

 

”I Sverige finns sju olika typer av reaktorkonstruktioner vilka togs fram redan på 1960- och 1970-talen. Den första reaktorn, Oskarshamn 1, togs i drift 1972 och de sista, Oskarshamn 3 och Forsmark 3, år 1985. Reaktorerna är således mellan elva och 24 år gamla. Framförallt de äldsta behöver förnyas och moderniseras för att leva upp till moderna krav på tillförlitlighet och säkerhet. Förslitning samt ökade krav på underhåll, provning och säkerhet ligger också bakom behoven av förnyelse. Viss teknisk utrustning i anläggningarna behöver också bytas ut på grund av att den är föråldrad och att man har svårigheter att hitta reservdelar. Elektroniken utgör ett exempel där utvecklingen gått väldigt snabbt.”

 

Myndighederne skriver i samme rapport, at renoverings- og moderniseringsarbejdet (for ”trillingernes vedkommende kaldes arbejdet som ovenfor nævnt for TRIM-projektet) endnu kun er i sin startfase, men at det indenfor en overskuelig fremtid snart vil være godt i gang.

Af myndighedernes ”lägesrapport 1997” fremgår det, at renoverings- og moderniseringsprogrammerne nu begynder at omsættes i konkrete anlægsforandringer. Man skriver således:

 

”Vid de svenska kärnkraftverken pågår sedan några år en rad verksamheter som har till syfte att uppgradera säkerheten vid anläggningarna. Till viss del innebär det att nya tekniska lösningar arbetas fram, men framför allt att befintliga reaktorsystem renoveras och förbättras.”

 

”Anläggningsägarna har tidigt informerat SKI om de program som pågår eller planeras för renovering och modernisering vid kärnkraftverken. Dessa börjar nu omsättas till konkreta anläggningsändringar. SKIs granskning av programmen syftar till att försäkra sig om att säkerheten förbättras i samband med ändringarna och att moderna säkerhetsprinciper införs.”

 

Den 29. april 1998 skriver Sydkraft i en pressemeddelelse, at TRIM-projektet vil være gennemført indenfor fire år på Oskarshamn 2. Projektet skal ifølge en pressemeddelelse fra Sydkraft den 20. juni 1998 senest være gennemført på Barsebäck året efter. Der står følgende i pressemeddelelsen vedr. Barsebäck:

 

”Målet i koncernens säkerhetspolicy är densamma som IAEA:s rekommendationer för nya reaktorer, 1/100.000 driftår. Barsebäck räknar med att uppnå målet senast när det moderniseringsprogram, som utarbetats tillsammans med OKG genomförts, vilket sker inom en femårsperiod.”

 

Det fremgår imidlertid af en PSA-rapport fra Barsebäck dateret den 7. december 1998, at man først i år 2002/03 vil kunne føre identificerede muligheder til forbedringer for at opfylde Sydkrafts sikkerhedmål ind i TRIM-projektet. Hvilket altså efter OOAs opfattelse vil sige, at man først på dette tidspunkt vil kunne omsætte de identificerede muligheder til forbedringer til konkrete foranstaltninger! Er dette korrekt opfattet, vil det betyde, at Sydkrafts løfte fra 20.06.98 om, at Barsebäck 2 i år 2003 vil kunne leve op til moderne krav på pålidelighed og sikkerhed, ikke vil kunne overholdes!

 

I myndighedernes ”lägesrapport 1998” konstaterer man, at noget tyder på at forudsætningerne for sikkerhedsarbejdet ved atomkraftværkerne er ved at forandres. Man skriver således:

 

”SKI har noterat att förutsättningarna för säkerhetsarbetet vid verken håller på att förändras genom den allt hårdare konkurrensen på elmarknaden, delvis förstärkt av skillnader i skatter och avgifter i producentledet i olika länder. Konkurrensen leder till krympande ekonomiska marginaler för kraftföretagen och ökad osäkerhet om framtiden. Detta kan innebära att kraftindustrin får allt svårare att motivera och genomföra säkerhetsförbättrande åtgärder samt att behålla tillräckligt med kompetent personal. Ledningarna för kraftföretagen har dock betonat att säkerhetsarbetet även fortsättningsvis kommer att drivas med hög prioritet.”

 

Den 25. februar 2000 sender SKI et brev ud til alle berørte atomkraftværker med følgende ordlyd:

 

”Med stöd av 17 § i lagen om kärnteknisk verksamhet (1984:3) begär Statens kärnkraftinspektion (SKI) härmed att Barsebäck Kraft AB senast 2000-06-30 skriftligen redovisar sitt säkerhetsprogram enligt 4 kap. 4 §, SKIFS 1998:1 samt de övriga uppgifter som behövs för att SKI ska få en god uppfattning om BKAB:s ambitionsnivå och tidsplaner för fortsatt arbete med rekonstruktion av säkerhetsredovisningen, säkerhetsmässig modernisering av anläggningen samt utveckling av PSA-programmet och dess tillämpning.”

 

 

 

 

”Bakgrund”

 

”Efter silhändelsen i Barsebäck i 1992 inledde flertalet tillståndshavare projekt med målen att rekonstruera anläggningarnas konstruktionsförutsättningar, uppdatera säkerhetsredovisningen och utvärdera anläggningarna mot moderna krav. Vidare redovisades planer på omfattande moderniseringar av de äldre anläggningarna som också innefattade säkerhetsförbättringar. SKI bedömde att planerna angav en acceptabel ambitionsnivå för ett fortlöpande säkerhetsarbete där egna och andras erfarenheter värderas och rimliga åtgärder vidtas. SKI fann därför ingen anledning att kräva ytterligare åtgärder avseende detta arbete.”

 

Noget tyder altså på, at SKI nu er ved at blive utålmodige i forhold til atomkraftværkerne ambitionsniveau og tidsplan for de igangværende renoverings- og moderniserings-projekter på værkerne. Dette bekræftes bl.a. af følgende konstateringer i SSI rapporten ”Strålskyddsläget vid kärnkraftverken under 1999” udgivet den 27. marts 2000:

 

”SSI konstaterar dock att de kraftiga besparings- och rationaliseringsprogram som genomförs vid kärnkraftverken har påverkat såväl tidsplan som omfattning och inriktning av moderniseringsplanerna samt medfört vissa faktiska neddragningar i verkens strålskyddsorganisationer.”

”Vid de riktade ALARA-inspektioner som genomfördes 1999 granskades också verkens moderniseringsplaner. Det är bl.a. genom att se på omfattning och inriktning av dessa som SSI kan förutse dosutvecklingen de kommande åren. De moderniseringsplaner som redovisades vid ALARA-inspektionerna visar tydligt att såväl ambition som omfattning på insatserna från kraftverkens sida har minskat betydligt.”

 

I myndighedernes ”lägesrapport 1999” udgivet i april 2000 står der direkte:

 

”Det ekonomiska utrymmet för kärnkraftföretagen har minskat genom avregleringen av elmarknaden och ökade skatter på i Sverige producerad kärnkraftsel. SKI och SSI noterar att kärnkraftföretagen infört betydande besparings- och rationaliseringsprogram.”

 

”Anläggningsägarna informerade tidigt SKI om de program som pågår eller planeras för renovering och modernisering vid kärnkraftverken. SKI bedömde att planerna angav en acceptabel ambitionsnivå för ett fortlöpande säkerhetsarbete där egne och andras erfarenheter värderas och rimliga åtgärder vidtas. SKI fann därför ingen anledning att kräva ytterligare åtgärder avseende detta arbete. Under de senaste åren har de ursprungliga tidsplanerna i flera fall flyttats framåt i tiden för dessa insatser och ambitionsnivån kan också ha sänkts. SKI finner därför anledning att ompröva om aktuella tidsplaner och omfattning kan anses uppfylla de i SKI:s föreskrifter (SKIFS 1998:1) ställda kraven på tillvaratagande av erfarenheter av drift och säkerhetsanalyser och därigenom upprätthålla och fortlöpande utveckla säkerheten. SKI:s granskning av programmen syftar till att försäkra sig om att säkerheten förbättras i samband med ändringarna och att moderna säkerhetsprinciper införs.”

 

”I föregående års rapport om säkerhets- och strålskyddsläget vid de svenska kärnkraftverken nämndes att de ekonomiska ramarna på anläggningarna krympt som en följd av sjunkande marknadspriser på el. Följden blir program med besparingar och organisationsöversyner. SKI:s bedömning var att skärpt uppmärksamhet krävdes på hur dessa förändringar påverkade säkerheten.”

 

”I samband med inspektioner har observationer gjorts som kan indikera vissa tendenser till att kärnkraftverken vid tillämpningen av SKI:s föreskrifter och andra krav söker efter en miniminivå och därigenom drar ner på marginalerna. SKI har förståelse för ett riskmedvetet synsätt, där krympande resurser satsas på områden där de gör störst nytta från säkerhetssynpunkt. Däremot är det inte acceptabelt om exakt efterlevnad av föreskrifter och uppfyllande av bara minimikrav skulle ta över i förhållande till en strävan mot ständiga förbättringar, något som SKI anser är en viktig del i en god säkerhetskultur. SKI:s föreskrifter har medvetet utformats för att ge utrymme för utveckling. Uppmärksamhet krävs på att även föreskrifternas tillämpning främjar en god säkerhetskultur.” (vore fremhævelser)

 

Myndighederne skrev i ”lägesrapport 1997” bl.a.:

 

” SKI anser samtidigt att det pågående moderniseringsarbetet måste fortsätta så att alla reaktorer i drift på 2000-talet når en säkerhetsnivå som motsvarar moderna konstruktionsprinciper.”

 

Det fremgår af indholdet i dette afsnit, at ingen af de berørte reaktorer i dag i år 2000 opfylder ovenstående. OOA har ved en telefonisk henvendelse til SKI den 19.05.00 stillet spørgsmålet: ”Hvornår begynder ”2000-talet” med henvisning til ovenstående målsætning”? SKI svarede: ”Det er et meget godt spørgsmål. Der er noget i den nuværende situation, som tyder på, at SKI kan blive nødt til at revurdere den udtalte målsætning. Dette er et spørgsmål, som i øjeblikket er oppe til intern diskussion i SKI.”

 

Det fremgår derudover af breve fra SKI til OOA (se videre i Bilag 3), at SKI i dag tilsyneladende ikke har noget ordentligt overblik over situationen!

 

 

7. Hvilke krav gælder fra myndighedernes side vedr. renovering og modernisering af de forældede reaktorer

 

Det fremgår af ”lägesrapport 1995-96” at SKI i 1995/96 selv begyndte at arbejde på at præcisere, hvilke sikkerhedsmæssige krav som bør gælde for drift i det 21. Århundrede. Man skriver således i rapporten:

 

” SKI har å sin sida inlett arbetet på att precisera de vidareutvecklade och moderniserade säkerhetskrav som bör gälla för drift av de svenska kärnkraftreaktorerna under nästa sekel.”

 

”SKI kan konstatera att det idag inte föreligger någon helt entydig uppfattning om hur moderna krav och moderna konstruktionsprinciper skall tillämpas på äldre reaktorer i syfte att nå en säkerhetsnivå som så långt möjligt är likvärdig med de nyaste reaktorkonstruktionerna. Detta är ett område som är av stor principiell betydelse, framförallt mot bakgrund av moderniseringsplanerna. Som ett led i att möta denna utveckling har SKI inlett arbetet med att förtydliga de krav som myndigheten avser att ställa på reaktorer som skall vara i drift på 2000-talet. Flera av de frågor som nu måste beaktas härrör sig från att utvecklingen av säkerhetstänkandet förändrat kravbilden i de senare reaktorgenerationerna.”

 

SKI konstaterer således i rapporten, at der ikke foreligger nogen enig opfattelse af, hvordan moderne krav og konstruktionsprincipper skal tillempes på de ældre reaktorer for at kunne opnå et sikkerhedsniveau ligeværdigt med de nyeste reaktorkonstruktioner. Det fremgår af ”lägesrapport 1997”, at der stadig ikke forligger nogen enig opfattelse på området!

 

Det fremgår videre af ”lägesrapport 1997”, at SKI i dette henseende nu overfor atomkraftværkerne har præsenteret myndighedens foreløbige syn på, hvilke krav der skal stilles fremover:

 

”SKI har därvid för kraftföretagen presenterat myndighetens preliminära syn på de övergripande kraven som kommer att ställas framöver. Kraftverksägarna har å sin sida skapat en gemensam arbetsgrupp för utredning och berednings av strategier att möta de olika myndighetskraven.”

 

I ”lägesrapport 1998” gentager SKI, at myndighederne og atomkraftværkerne stadig ikke har nogen enig opfattelse af, hvilke renoverings- og moderniseringskrav som skal stilles til de forældede værker. Man får lidt opfattelsen af, at den tilsyneladende uenighed i sagen er af alvorligere karakter end formuleret i rapporterne, eftersom man i rapporten nu skriver, at atomindustrien er i gang med at udarbejde fælles krav for kommende sikkehedsforbedringer og moderniseringen. Parallelt hermed udarbejder SKI og SSI  så sine:

 

”Tillståndshavarnas arbete med att gå igenom konstruktionsförutsättningarna, vilket initierades av den s k silhändelsen år 1992, har bedrivits med hög ambition även om några delar fortfarande återstår innan arbetet kan anses fullständigt. SKI värdesätter också det arbete som kraftindustrin inlett med att ta fram förslag till gemensamma krav för kommande säkerhetsförbättringar och moderniseringar. Parallellt utarbeter SKI och SSI sina bedömningsgrunder för vilka säkerhets- och strålskyddsförbättringar som myndigheterna anser bör vidtas i samband med att kraftverken renoveras och moderniseras av driftmässiga skäl.”

 

Det fremgår desuden af rapporten, at SKI er kommet lidt længere med sit eget arbejde på området:

 

 ”I det fortsatta arbetet med dessa krav har SKI använt de guider som IAEA har arbetet fram inom detta område. I och med att SKIs senaste förskrift, SKIFS 1998:1, träder i kraft under 1999 kommer en koppling göras till denna i ovannämnda kravarbete.”

 

Det fremgår af ”lägesrapport 1999” udgivet i april 2000, at arbejdet fortsat skrider fremad, men langsomt. Der står bl.a.:

 

”Arbetet med att tydliggöra reaktorsäkerhetskraven har fortsatt. Det har fokuserats på att ta fram allmänna råd och bedömningskriterier för ett antal utvalda områden där SKI anser att ytterligare åtgärder bör vidtas om reaktorerna skall drivas långt in på 2000-talet.”

 

OOA har den 19. maj 2000 haft telefonisk kontakt med SKI i et forsøg på at få klarlagt, hvilke tidsrammer der gælder for SKIs arbejde på dette område, som åbenbart kaldes for SKI:s projekt R2000. Som det også fremgår af ovenstående citat, så har SKI fremlagt forslag til ”generelle råd” på området. OOAs samtale med  SKI bekræfter os i vores fornemmelse af, at den ovenfor omtalte uenighed ang. hvilke krav og foranstaltninger som skal indgå i renoverings- og moderniseringsprogrammerne, er af alvorligere karakter end formuleret i rapporterne. SKI oplyser i samtalen med OOA, at der i løbet af næste år skal foretages en konsekvensbeskrivelse af SKIs forslag. Dette er således åbenbart påkrævet for at kunne dokumentere overfor atomkraftværkerne, at de foreslåede foranstaltninger (som er meget dyre for atomkraftværkerne at gennemføre) også vil give den sikkerhedsmæssige forbedring, som der er lagt op til i SKIs forslag. OOA kan ikke frigøre sig fra fornemmelsen af, at det i denne sag (som i mange tidligere sager) for atomkraftværkernes del handler om, at de økonomiske prioriteringer vejer tungere end de sikkerhedsmæssige hensyn!

 

 SKI kan på ovenstående baggrund på nuværende tidspunkt ikke sige noget tidspunkt for, hvornår myndighedens ”generelle råd” stadfæstes!

 

 

8. Kan renovering og modernisering af reaktorerne udgøre en risiko for sikkerheden?

 

På trods af at OOA ikke kender svaret på ovenstående spørgsmål, så føler vi alligevel at det er relevant at tage dette aspekt op. Vi er nemlig i gennemgangen af vores omfattende ”research-materiale” stødt på tankevækkende formuleringer i forskellige artikler og rapporter! Et sådant tilfælde er i ”lägesrapporten 1998”, hvor der bl.a. står:

 

”Informations- och kontrollsystemen i de svenska kärnkraftverken byggdes ursprungligen med konventionell analog- och reläbaserad teknik. Med tiden har vissa av dessa system bytts ut mot digitala system. Detta har främst rört informationssystem där man utnyttjat de digitala systemens större möjligheter till informationsbehandling och presentation. I de säkerhetsrelaterade kontrollsystem har utbyten ännu inte förekommit i samma grad. Detta orsakas bl a av att kontrollsystemens uppbyggnad måste vara enkel för att säkerställa en korrekt uppbyggnad, vilket gör att den digitala teknikens möjligheter inte kan utnyttjas i samma utsträckning som i icke säkerhetsrelaterade system. Vidare är lång erfarenhet av drift- och underhåll av ett system en fördel ur säkerhetssynpunkt, vilket kan motverka ett teknikbyte. En säkerhetsmässig fördel med de digitala systemen är möjligheten till självövervakning och automatiska systemtester.

 

På senare år har ändå vissa kontrollsystem bytts ut mot digitala system. Skälen för dessa utbyten har främst varit svårigheten att skaffa reservdelar till de äldre systemen, de ökande kraven på underhåll och provning och svårigheten att rekrytera ny personal som har kunskap om reläbaserade system. Exempelvis på dessa utbyten är systemet för neutronflödesmättning i Oskarshamn 1 som byttes under 1998.”

 

”SKIs uppfattning är att de ombyggnader av kontrollsystem som skett eller är att vänta i framtiden är nödvändiga av tekniska skäl och bör medföra en säkerhetsförbättring. Detta fordrar dock en god kvalitetssäkring av ombyggnadsprojekten. Bl.a. gör den digitala teknikens natur, med dess möjligheter till ombyggnad genom ändring i logik, programkod m.m. att man kan förledas att göra ändringar som inte är kvalitetssäkrade i alla avseenden. Vidare kan de digitala systemens mer abstrakta natur jämfört med mekaniska system skapa problem i kontakter med leverantörer och i gränsskiktet mot andra system och discipliner inom kraftverket. Här har SKI bl a funnit att detaljerade specifikationer är av avgörande betydelse vid upphandling för att ett ombyggnadsprojekt skall bli lyckosamt.

 

Vad gäller de säkerhetsmässiga aspekterna av hittills genomförda ombyggnader av kontrollsystem har SKI kunnat notera vissa problem av ”inkörningskaraktär”, medan SKI inte funnit några säkerhetsbrister. SKI kommer dock även i fortsättningen att följa de framtida ombyggnaderna i svenska kärnkraftverk för att övertyga sig om att förändringarna sker på ett från säkerhetssynpunkt acceptabelt sätt.”

 

Som OOA forstår ovenstående citerede afsnit, så er det bestemt ikke uproblematiskt, at gå ind i eksisterende konstruktioner og begynde at bygge om – eller endnu ”værre” – at indføre digital teknik i systemer, som oprindeligt er bygget med såkaldt ”analog- och relæbaseret” teknik.

 

Vi noterer os, at grunden til overgangen til digitale systemer i visse kontrolsystemer først og fremmest er begrundet i problemer med at skaffe reservedele til de gamle systemer, de øgede krav på vedligeholdelse og prøvning af systemerne, samt problemer med at rekrutere nyt personale med tilstrækkelig viden om de gamle systemer. Det synes således, at være tekniskt nødvendigt at skifte de forældede systemer ud, samtidig som det sikkerhedsmæssigt set absolut ikke virker uproblematisk at gøre det!

 

I ”lägesrapport 1999” står bl.a. følgende:

 

”Det ekonomiska utrymmet för kärnkraftföretagen har minskat genom avregleringen av elmarknaden och ökade skatter på i Sverige producerad kärnkraftsel. SKI och SSI noterar att kärnkraftföretagen infört betydande besparings- och rationaliseringsprogram.

 

SKI och SSI anser att såväl kraftföretagen som tillsynsmyndigheterna aktivt måste bevaka att säkerheten och strålskyddet ständigt utvecklas. SKI kräver därför att tekniska och organisatoriska ändringar vid anläggningarna inte genomförs förrän de säkerhetsmässiga konsekvenserna i tillräcklig grad analyserats.”

 

Udover disse to aspekter så er myndighederne i begge rapporter inde på den omfattende modernisering, som atomkraftværkerne planlægger at gennemføre i tilknytning til værkernes modernisering af elsystemer og kontroludrustning. Vi citerer her fra den seneste og dermed mest aktuelle ”lägesrapport 1999” udgivet i april 2000:

 

”I samband med modernisering av anläggningarnas el- och kontrollutrustning genomför eller planerar kärnkraftverken att genomföra omfattande moderniseringar av sina kontrollrum. I flera fall är det fråga om en vidareutveckling av befintliga kontrollrum med bibehållande av kontrolltavlan, i andra om en utveckling av helt nya kontrollrum med t.ex. storbildskärmar. I samband med förändringarna utvecklas nya operatörshjälpmedel som stöd för exempelvis driftklarhetsverifiering under revisionsavställningens olika  faser. SKI har ställt krav på att kraftföretagen integrerar aspekter relaterade till människa-teknik-organisation redan i planeringsstadiet och att  man måste kunna visa att operatörerna kan arbeta på ett säkert och effektivt sätt med de lösningar som tas fram.”

 

På trods af at SKI åbenbart følger, om der bliver taget sikkerhedsmæssige hensyn i renoverings- og moderniseringsprogrammerne, så er OOA ”klog af skade” alligevel skeptisk overfor, om renoverings- og moderniseringsprogrammerne vil gøre reaktorerne sikkerhedsmæssigt acceptable.

 

Når vi siger ”klog af skade”, tænker vi her på svagheden i nødkølesystemet i 1992, og den derefter følgende opdagelse af, at sikkerhedssystemet havde været fejlkonstrueret lige siden de berørte reaktorers start. Både SKI, atomkraftindustien og alle os andre fik ved den lejlighed en påmindelse om, at analyser og laboratorieeksperiementer måske ikke altid  tilstrækkeligt vel modellerer de fænomener, som kan optræde under virkelige hændelsesforløb.

 

Kan vi komme ud for samme oplevelse igen? Kan de planlagte renoveringer og moderniseringer af de forældede reaktorer gøre et allerede kompliceret system - hvor et fungerende samspil mellem de forskellige tekniske systemer og ikke mindst også mellem de tekniske systemer og operatører er en absolut nødvendighed for en problemløs drift af et atomkraftværk- endnu mere kompliceret? Så kompliceret og analysemæssigt uoverskueligt, at der vil være grund til at nære frygt for, at renoverings- og moderniseringsprogrammerne kan give en negativ indvirkning på sikkerheden på de pågældende værker – heriblandt Barsebäck 2?

 

 

9. PSA-analyserne

 

Som vi har nævnt tidligere i dette notat, står der mere udførligt om PSA-Analyserne i Bilag 2. OOA skal i dette afsnit knytte nogle kommentarer til disse analyser, og selvom det synes som en slags ”dobbeltkonfekt”, så citerer vi for en sikkerheds skyld fra citat-samlingen i Bilag 2.

 

Som det fremgår af informationen på SKIs hjemmeside, så anvendes PSA-analyserne bl.a. til at beregne frekvensen for hændelser som kan medføre skader på reaktorkernen, til at finde de største enkeltbidrag til den totale frekvens for kerneskader, og til at opdage mulige sikkerhedsforbedrende foranstaltninger og vælge blandt disse. SKI skriver således:

 

”Det finns flera viktiga användningsområden för PSA-resultat. Några av dessa är:

 -  att beräkna frekvensen för händelser som kan leda till härdskador

 -  att hitta de största enskilda bidragen till den  totala frekvensen för härdskador, och

 -  att upptäcka möjliga säkerhetshöjande åtgärder och välja bland dessa.

 

Man använder alltså både PSAns absoluta resultat, den totala härdskadefrekvensen, och relativa resultat, d v s en jämförelse av dominerande bidrag till den totala frekvensen.”

 

”Med en PSA är det därför möjligt att skapa en helhetsbild av ett kärnkraftverks säkerhet, att upptäcka eventuella svagheter och att värdera, jämföra och prioritera bland säkerhetshöjande åtgärder.”

 

Myndighederne tydeliggør i ”lägesrapport 1999” at, PSA er en metode for systematisk vurdering af et anlægs sikkerhed og til en søgning efter svage punkter i systemkonstruktionen:

 

”Probabilistisk säkerhetsanalys (PSA) är en metod för att systematiskt utvärdera en anläggnings säkerhet och söka svaga punkter i systemkonstruktionen.

 

I ”lägesrapport 1995-96” skriver myndighederne, hvorfor PSA-studierne er blevet udviklet, samtidig som man angiver visse forbehold i forhold til, hvordan studierne kan anvendes:

 

 ”PSA-studierna har främst utvecklats för att identifiera säkerhetssvagheter och behov av förbättringar. De ger en form av godhetstal för tillförlitligheten hos olika säkerhetssystem, med reservationer för de metodiska begränsningar som finns. Däremot kan inverkan av mera komplicerade mänskliga eller organisatoriska förhållanden, av obestridlig betydelse för säkerheten, inte beräknas. Sådan inverkan kan vara av både negativ och positiv natur. Å ena sidan kan mänskliga felgrepp utlösa eller försvåra ett haveriförlopp. Å andra sidan kan rådiga mänskliga ingrepp bryta eller lindra ett haveriförlopp så att det inte leder till allvarliga skador eller utsläpp. Men trots dessa reservationer och begränsningar bör de resultat som nås med PSA-resultat vägas in i en samlad bedömning av säkerhetsnivå och riskbild.”

 

Det fremgår således, at der kan være forbehold af både positiv og negativ karakter i forhold til PSA-analyserne. Hvad angår de negative forbehold, så fremgår det af ovenstående citat, at de kan være af ubestridelig betydning for sikkerheden! Hvilket også fremgår af myndighedernes ”lägesrapport 1994-95”:

 

”Det primäre och grundläggande målet för säkerhetsarbetet är att förebygga och förhindra omfattande skador på reaktorhärden – ett härdhaveri eller härdsmälta. Det finns flera typer av indikatorer på en hög förebyggande säkerhet.”

 

”En intressant indikator är den uppskattning av sannolikheten för härdskada per reaktordriftår som kan erhållas ur anläggningsspecifika, probabilistiska analyser av säkerhetssystemens tillförlitlighet, s.k. PSA-studier. Den sannolikhet för härdskada som på detta sätt räknas fram skall enligt SKIs mening främst ses som ett systematiskt framräknat godhetstal för säkerhetssystemens tillförlitlighet. Säkerheten kan inte värderas enbart på grund av dessa framräknade sannolikheter, bl.a. därför att analyserna inte kan göras helt fullständiga, t.ex. vad avser risk för felaktiga beslut sammanhängande med lågt säkerhetsmedvetande i någon del av en organisationen.”

 

OOA finder det på denne baggrund problematisk, at Indenrigsministeriets beredskabskontor (og dermed også indenrigsministeren) og til dels også SKI selv samt atomkraftværkerne hovedsageligt kun peger på, at PSA-analyser overvurderer den faktiske risiko.

 

 

10. Sandsynligheden for ulykker med skade på brændselskernen

 

OOA giver i dette afsnit dels en kronologisk gennemgang af SKI og atomkraftværkernes angivelser af frekvensen for skader på reaktorkernen og den revidering af kerneskadefrekvensen vedr. svenske reaktorer, som OOA påstår finder sted igennem årene! OOA medtager i afsnittet derudover forhold, som OOA mener har påvirket/forårsaget den af OOA postulerede revidering hos SKI af kerneskadefrekvensen. OOA kommenterer derudover i dette afsnit også de reaktioner/tilkendegivelser, som sagen forårsager i Danmark på baggrund af, at Miljø- og Planlægningsudvalget tager sagen op i Folketinget i maj 1998.

 

SKI skriver i den allerførste rapport i rækken af ”läges-rapporter”: ”Säkerhets- och strålskyddsläget vid de svenska kärnkraftverken” udgivet i januar 1990 vedr. kerneskadefrekvensen:

 

”Härdskadefrekvensen för samtliga kärnkraftverk baserat på de analyser som genomförts ligger efter vidtagna säkerhetshöjande åtgärder på en nivå av 1x10-5 – 1x10-6 per reaktordriftår (l ggr på 100.000 – 1.000.000 reaktordriftår).

I dagsläget finns inga indikationer på att återstående säkerhetsanalyser väsentligt kommer att förändra nuvarande uppfattning av säkerhetsnivån negativt. De yngre blocken Forsmark 1-3 och Oskarshamn 3 är mindre känsliga mot yttre händelser vilket är en konsekvens av den fysiska separationen av säkerhetsutrustning och den långt genomförda fyrtaliga redundansen.”

 

Der blev den 28. juli 1992 konstateret alvorlige svagheder i nødkølesystemet i Sveriges 5 ældste reaktorer, heriblandt Barsebäck. Den 17. september udstedte SKI driftsforbud for samtlige reaktorer bl.a. med henvisning til, at nødkølesystemet med de konstaterede svagheder i en ulykkes-situation ikke kunne forventes at fungere som oprindeligt forudsat.

 

SKIs bestyrelse besluttede på denne baggrund på et møde den 30.12.92 at begære at SKI skulle foretage

 

 ”en grundlig genomgång av tillämpade konstruktionsförutsättningar och analysmetoder för kritiska säkerhetsfunktioner i syfte att ånyo se över var osäkerheten i antaganden och experimentunderlag kan ha särskild betydelse för gjorda säkerhetsbedömningar.”

 

I ”läges-rapporten 1993-94” giver SKI og SSI ikke nogen eksakt angivelse af kerneskadefrekvensen. ”I stedet” skriver man følgende:

 

”Säkerhetsanalyserna visar på att olika reaktorer kan skilja sig åt med avseende på hur stora riskbidrag som kommer från olika typer av händelser. Det väsentliga är då enligt SKIs mening att den sammanvägda säkerhetsnivån minst uppfyller den nivå som redovisades som grund för det ursprungliga drifttillståndet, och de tillägskrav som statsmakterna och SKI ställt sedan detta tillstånd gavs (se Figur 1 – ikke medtaget her, vor tilføjelse). Även om den sammanvägda säkerhetsnivån, sålunda definierad, uppnås med marginal talar SKI i sina säkerhetsanalyser om riskbidrag som SKI bedömer vara av viss betydelse. Sådana värderingar används i första hand för att prioritera olika insatser i det fortlöpande arbetet på att förbättra säkerheten.”

 

Af SKIs granskningsrapport af Barsebäckværkets ”Återkommande säkerhetsgranskning 1995 (”ASAR”, vor tilføjelse), Barsebäck 1 och 2” (godt nok først udgivet i december 1996) fremgår det, at den totale kerneskadefrekvens på Barsebäck er ca. 1:250.000. Det fremgår af nedenstående citat:

 

”Den totala härdskadefrekvensen har beräknats till 3,9x10-6/år. Det är i pararitet med resultaten från tidigare utgåvor av studien.”

 

I 1995 udkommer IAEA-rapporten: ”A Common Bais for Judging the Safety of Nuclear Power Plants Built to Earlier Standards”, hvori man bl.a. behandler ”Safety standars and practices” og ”Achieving acceptable levels of safety”. Det fremgår, at FNs internationale atomenergiagentur ”IAEA” i Wien anbefaler en kerneskadefrekvens for ældre værker på 1:10.000 og 1:100.000 pr. reaktordriftår for nye værker.

(Lidt mere information om IAEA-rapporten findes i Bilag 4.)

 

I ”läges-rapporten 1994-95”, udgivet 30.11.95 skriver de svenske myndigheder i rapportens sammenfatning:

 

”PSA-studierna av svenska reaktorar ger genomgående en uppskattning av sannolikheten för att ett härdhaveri inträffar i storleksordningen 1 på 100 000 per reaktordriftår. Denna sannolikhet svarar mot en internationellt vedertagen målsättning för projektering av nya reaktorer. För äldre reaktorer i drift är motsvarande målsättning en sannolikhet om 1 på 10.000 per reaktordriftår.” (vor fremhævelse)

 

De svenske myndigheder skriver således, at sandsynligheden for skader på reaktorkernen for svenske reaktorer gennemgående er i størrelsesordenen 1:100.000 pr. reaktordriftår. Man skriver, at dette svarer til en internationalt vedtagen målsætning for projektering af nye reaktorer. OOA gør opmærksom på, at myndighederne ikke i ovenstående citat deler de svenske reaktorer op i hhv. moderne og ældre. Man skriver rent faktisk her, at kerneskadefrekvensen for svenske reaktorer er 1:100.000. At man så i samme forbindelse orienterer om, at der findes en modsvarende internationalt vedtagen målsætning for hhv moderne reaktorer på 1:100.000 og for ældre reaktorer på 1:10.000 har ingenting med formuleringen af kerneskadefrekvensen på de svenske reaktorer at gøre!

 

Det fremgår af rapportens senere afsnit, at de svenske myndigheder i sine sikkerhedsbedømmelser og bedømmelser af evt. behov for sikkerhedsforbedrende foranstaltninger nu bygger på IAEA’s nye retningslinier for bedømmelse af det sammenvejede sikkerhedsniveau og behovet for sikkerhedsforbedrende foranstaltninger:

 

”Dagens bedömningar av den sammanvägda säkerhetsnivån och behovet av säkerhetsförbättringar grundas på flera analys- och värderingssteg. Dessa bygger på de riktlinjer för värdering av säkerheten hos reaktorer av olika konstruktionsårgångar som tagits fram inom IAEA. Först analyseras huruvida de konstruktionsnormer och krav, som låg till grund för det ursprungliga tillståndet är uppfyllda även med användning av dagens förbättrade beräkningsmetoder och data. Betydelsen för säkerheten av eventuella avvikelser från ursprungskraven värderas sedan med bl.a. probabilistisk säkerhetsanalys. Avvikelser av väsentlig säkerhetsbetydelse leder till krav på omedelbara åtgärder som villkor för fortsatt drift. I ett nästa steg analyseras och värderas på liknande sätt hur reaktorn uppfyller de konstruktionsnormer och krav som i ett internationellt perspektiv ställs på nya reaktorer. Eventuella avvikelser värderas och läggs till grund för ett program för säkerhetshöjande åtgärder som syftar till att reaktorn skall uppnå en säkerhetsnivå som är likvärdig med de nya reaktorernas så långt rimligen är möjligt.”

 

I 1995 kommer det frem, at man i forbindelse med den omfattande renovering af Oskarshamn 1 er blevet opmærksomme på et antal sikkerhedsbrister, som ikke tidligere har været kendte. Myndighederne skriver herom i ”lägesrapport 1994-95”:

 

”De uppdagade bristerna gällde bl.a. skyddet av säkerhetssystemen och deras elmatning vid brand, översvämning och utströmmande ånga i haverisituationer som kunde innebära risker för utslagning av säkerhetssystem då de behövs. Exempelvis visade sig systemen för avblåsning av utströmmande ånga vid rörbrott i reaktorbyggnaden vara otillräckligt dimensionerade för att i sådana situationer säkert kunna förhindra skador på byggnaden och säkerhetssystemen.”

 

I ”lägesrapport 1995-96” skriver myndighederne følgende:

 

”Säkerhetsanalyserna visar på att olika reaktorer kan skilja sig åt med avseende på hur stora riskbidrag som kommer från olika typer av händelser. Det väsentliga är då enligt SKIs mening att den sammanvägda säkerhetsnivån minst uppfyller den nivå som redovisades som grund för det ursprungliga drifttillståndet, och de tilläggskrav som statsmakterna och SKI ställt sedan detta tillstånd gavs (den ”kontrakterade nivån” i figur 1). Även om den sammanvägda säkerhetsnivån, sålunda definierad, uppnås med marginal talar SKI i sina säkerhetsanalyser om riskbidrag som SKI bedömer vara av viss betydelse. Sådana värderingar används i första hand för att prioritera olika insatser i det fortlöpande arbetet på att förbättra säkerheten så långt rimligen är möjligt. (OBS: figur 1 i citatet er ikke medtaget her)

 

Vedr. kerneskadefrekvensen skriver man senere i rapporten:

 

”Sedan länge finns för samtliga svenska reaktorer uppskattat sannolikheten för härdhaveri med hjälp av PSA-studier. Dessa studier uppdateras återkommande av kraftföretagen och granskas av SKI. De har också efter hand blivit allt fullständigare och mera detaljerade. Tidigare omfattade de huvudsakligen haveriförlopp utlösta av s.k. inre händelser och störningar i reaktorn och dess närmaste kringsystem. På senare tid har studierna utsträckts till yttre påverkan av reaktorsystemen genom brand, översvämning, jordbävnng, missöden med tunga lyft m.m.

 

Studierna ger genomgående en uppskattning av sannolikheten för att ett härdhaveri inträffar i storleksordningen 1 på 100 000 per reaktordriftår. Denna siffra svarar mot ett internationellt vedertaget mål för säkerhetsarbetet vid projektering av nya reaktorer. För äldre reaktorer i drift är motsvarande internationella mål en haverisannolikhet om 1 på 10.000 per reaktordriftår.”  (vore fremhævelser)

 

Dette er – en ganske vist udbygget – gentagelse fra ”lägesrapporten 1994-95” vedr. kerneskadefrekvensen. Derfor gentager OOA, at myndighederne i denne rapport stadig angiver frekvensen for svenske reaktorer til at være 1:100.000 pr. reaktordriftår. Man fortsætter i denne rapport (som i foregående ”lägesrapport”) med, at i samme forbindelse orientere om, at der findes en modsvarende internationalt vedtagen målsætning for hhv. moderne reaktorer på 1:100.000 og for ældre reaktorer på 1:10.000!

 

I ASAR-rapporten fra 1995 ”SKI Rapport 96:60, SKI-ASAR-B1/B2” skriver man ikke noget eksakt om kerneskadefrekvensen på Barsebäck. ”I stedet” skriver man følgende:

 

”I övrigt dras slutsatsen att studien (PSA-studien, vor tilføjelse) är ojämn och bör moderniseras och utvidgas. Det mest angelägna är att en CCI-analys görs eftersom en sådan troligen kommer att påverka slutresultatet. Uppdatering och fördjupning behöver göras av mänsklig växelverkan och systemanalyser samt en detaljerad analys av elmatning och signalsystem. SKI stödjer helt dessa slutsatser med tillägget att en integrering också bör ske med nivå 2-studien, nivå 1 sluttillstånd och nivå 2 stationstillstånd är nu inte länkade.”

 

SKI påpeger følgende:

 

”Fortsatt utveckling av PSA-modellen erfordras. Det är särskilt viktigt att genomföra en analys av CCI och mänsklig växelverkan. Elmatnings- och signalmodelleringen behöver detaljeras.”

 

Den 17. november 1997 udkommer OKG med rapporten ”Säkerhetsvärdering med avseende på resultat från PSA-O2 Fas 2” vedr. PSA-analyser for reaktor 2 på Oskarshamnsværket. Der står følgende i rapportens indledning:

 

”Arbetet med den totala omarbetningen av PSA-O2, (ref 1 – ikke medtaget her, vor bemærkning) påbörjades i november 1995 (fas 1). Arbetet slutfördes under första kvartalet 1997. Därefter gjordes omgående en revision av arbetet då svagheter i elanläggningen uppdagades och, som med bl.a. PSA-resultat som grund, omkonstruerades (ref 3 och 11 – ikke medtaget her, vor bemærkning). Arbetet med revideringen (fas 2), med de förändringar som infördes i anläggningen under RA2-97 inarbetade, slutfördes under oktober 1997.”

 

Det fremgår af rapporten, at:

 

”Härdskada kan uppstå på grund av felfungerande reaktoravställning, utebliven spädmatning eller utebliven resteffektkylning.”

 

Ifølge rapporten er der beregnet følgende kerneskadefrekvenser for de tre ovennævnte tilstande:

 

”Den totala frekvensen för härdskador orsakad av utebliven reaktoravställning, HS1, är beräknad till 1,9E-5/reaktorår, se bil 1.” (1,9E-5/reaktorår svarer til 1:52.631, vor tilføjelse)

 

”Den sammanlagda härdskadefrekvensen för HS2 (”härdskador orsakat av utebliven spädmatning”, vor forklaring) är 4,2E-4 per reaktorår, se bil. 1.(4,2E-4 per reaktorår svarer til 1:2.380, vor tilføjelse)

 

”Den sammanlagda härdskadafrekvensen för HS3 (”härdskador orsakat av utebliven resteffektkylning”, vor forklaring) är 2,0E-4/reaktorår, se bil. 1.” (2.0E-4/reaktorår svarer til l:5.000, vor tilføjelse)

OBS: Stapeldiagrammet i figur 1, som der henvises til i ovenstående citater, er ikke medtaget her!

 

Den fremgår af rapporten, at en bidragende årsag til den store kerneskade-frekvens i forhold til HS2-ulykker er elanlæggets konstruktion. Fejl i elanlægget angives også at have stor betydelse for HS3-ulykkerne. Der står videre i rapporten om HS2-frekvensen:

 

”Resultaten från analys av HS2 kan ej anses uppfylla uppställda acceptanskriterier utan att åtgärder vidtages. Betydelsen av de konservativa antaganden som gjorts enligt ovan bör utredas vidare.”

 

Rapportens konklusion lyder således:

 

”PSA-O2 analysen ger höga härdskadefrekvenser, vilka ej utan åtgärder kan anses innehållas i de av Sydkraftkoncernen respektive IAEA uppställda säkerhetskriterier.

 

Den slutliga bedömningen blir, mot bakgrund av det resultat som erhållits och som måste anses inneha hög konfidens, att fortsatta utredningar rekommendera avseende systemkrav och frontsystemens beroenden av support- och elsystem. Dessutom bör en djupare analys genomföras som klarlägger betydelsen av de konservativa antaganden som har utnyttjats i arbetet.” (vor fremhævning)

 

Det fremgår af ovenstående, at Oskarshamnsværket er klar over, at kerneskadefrekvensen for Oskarshamn 2 ikke opfylder IAEA’s sikkerhedskriterier for hverken moderne eller ældre reaktorer! Men hvad endnu vigtigere er, at det fremgår af rapportens konklusion, at man finder stor sandsynlighed for, at det beregnede (statistiske) resultat af analyserne vedr. kerneskadefrekvensen er korrekte!

 

På trods af disse i OOAs øjne alvorlige resultater kan man i myndighedernes ”lägesrapport 1997” blot læse følgende:

 

”De nya PSA-studierna med högre detaljeringsgrad som föreligger i en preliminär utgåva för Oskarshamn 2 och Oskarshamn 3, uppvisar en högre frevens för härdskada än tidigare studier. Orsakerna till detta är under utredning. För O2s del kan detta troligtvis hänföras till den grundläggande systemutformningen och inte enskilda svagheter i anläggningen. Härdskadefrekvensen uppfyller därmed inte Sydkraftkoncernens säkerhetsmål och detta förutsätts bli hanterat inom pågående moderniseringsprojekt. För O3 bedöms förklaringen till största delen ligga i att studien baseras på icke fullt realistiska förutsättningar och data.” (vor fremhævelse)

 

OOA gør opmærksom på, at SKI i ovennævnte citat henviser til, at kerneskadefrekvensen ikke opfylder Sydkraftkoncernens mål, som er 1:100.000 pr. reaktordriftår. SKI henviser i citatet ikke til, at de af IAEA fastsatte sikkerhedsmål for hhv. moderne og ældre reaktorer heller ikke opfyldes!

 

Godt en måned senere (den 29. april 1998) kan man i en pressemeddelelse fra SKI bl.a. læse følgende:

 

”En preliminär säkerhetsstudie för kärnkraftreaktorn Oskarshamn 2 visar att sannolikheten för en härdskada är större än de säkerhetsmål kärnkraftverket självt ställt upp (1:100.000, vor forklaring). Statens kärnkraftinspektion (SKI) har med anledning av detta begärt en redogörelse från Oskarshamns Kraftgrupp AB (OKG AB) vilka åtgärder man tänker vidta för att öka säkerheten. Redovisningen skall vara SKI tillhanda senast 15. juni 1998.

 

Resultatet från den preliminära PSA-studie (PSA – probabilistisk säkerhetsanalys) som OKG AB utfört för Oskarshamn 2 indikerar en härdskadefrekvens i området 1 härdskade på 1 000 reaktorår och 1 härdskada på 10 000 reaktorår. Det är framför allt felfunktioner hos komponenter i kraftförsörjningen och/eller i elsystemen som dominerar riskbilden. Det internationella atomenergiorganet IAEA i Wien rekommenderar att PSA-siffran ska ligga på 1 på 100 000 reaktorår för nya anläggningar ock 1 på 10 000 reaktorår för äldre anläggningar. SKI instämmer i dessa rekommendationer. Siffrorna för Oskarshamn 2 ligger alltså högre än IAEAs rekommendationer. De ligger också över det mål som Sydkraft, ägare till Oskarshamn 2, själv har satt upp som säkerhetsmål för reaktorn.” (vor fremhævelse)

 

Det fremgår således af ovenstående citater, at SKI er enig i IAEA’s anbefalinger vedr. kerneskadefrekvensen for hhv. moderne og ældre reaktorer. Det fremgår også – men indirekte – at SKI nu vedkender sig, at IAEA’s anbefalinger vedr. ældre reaktorer også har relevans for de svenske reaktorer!

 

I maj måned kommer sagen op i Folketinget gennem en række spørgsmål stillet til indenrigsministeren af Miljø- og Planlægningsudvalget.

 

Den af SKI ovenfor begærede redegørelse fra OKG afleveres til SKI den 11. juni 1998. Deri står bl.a.:

 

”När elanläggningen på Oskarshamn 2 har värderats med ny metodik – mycket detaljerad PSA-modell – och med andra metoder – mer konservativa antaganden – så förefaller det som om Oskarshamn 2 har möjlighet att höja säkerheten på elanläggningen och att åtgärder kan vara motiverade. Man kan med andra ord erhålla en mer optimal konstruktionslösning än den ursprungliga, eftersom det i dag är betydligt lättare att utvärdera konstruktionslösningen med hjälp av det kraftfulla verktyg som våra PSA-modeller erbjuder. Genom att förändra spänningsmatningar kan de händelsefrekvenser som utpekas som dominerande för resultatet i PSA-analysen reduceras. Dessa förändringar kan göras med bibehållen struktur enligt anvisningar i IEEE-308 (1971)”

 

”Med de åtgärder som planeras att genomföras under RA2-98 och RA2-99 är det vår bedömning att de målvärden som anges i IAEAs grundläggande säkerhetsprinciper för existerande kärnkraftverk INSAG 3 kommer att uppfyllas, även med det mycket konservativa synsätt på vissa händelser som ingår i den ovan refererade PSA-analysen för Oskarshamn 2. Detta kommer att framgå av den utgåva av PSA-analysen  som beräknas färdigställas inför RA-99.”

(Lidt mere information om INSAG 3 findes i Bilag 4.)

 

Samme dag (11.06.98) afleverer BKAB en PSA”situations”rapport for Barsebäckværket ”PSA Nivå 1 för B1 och B2. Redovisning av läget i juni 1998” til SKI. Følgende fremgår bl.a. af rapporten:

 

”Syftet med denna rapport är att redovisa läget för arbetet med att genomföra PSA Nivå1 för B1 och B2. Det måste tydligt framhållas att resultaten inte kan översättas till en sammanvägd härdskadefrekvens. Värdet av studien så här långt är att vi kan peka ut förbättringspotentialer i berörda system. Syftet är också att presentera och kommentera de preliminära resultat som hittills har kommit fram samt visa hur dessa så här långt har utvärderats och behandlats på BKAB.”

 

”Syftet med analysgruppen, projekt ANNA PSA, var att värdera och analysera resultat samt att lämna förslag till åtgärder för att hantera de händelsesekvenser som dominerade riskbilden i den PSA- Nivå 1 som fanns framme i december 1997. Vidare skulle projektet bemannas med lämpliga kompetenser för att kunna tolka och bearbeta resultatet.

 

Projektets målsättning var att rekommendera tekniska eller administrativa åtgärder för att tillse att den beräknade härdskadefrekvensen blev mindre än 1E-5 (1E-5 svarer til 1:10.000, vor tilføjelse). Om denna målsättning inte kunde nås inom angiven uppdragstid skulle gruppen ta fram ett förslag till fortsatt arbete för att nå målet. I detta arbete har IAEA:s guide CB5: SAFETY EVALUATION OF OPERATIONG NUCLEAR POWER PLANTS BUILT TO EARLIER STANDARDS, A COMMON BASIS FOR JUDGEMENT använts då detta dokument ingår i Mål och Strategier för modernisering avseende reaktorsäkerheten av BKAB:s kärnkraftblock.”

 

”Vid BKAB-SÄK:s (BKAB-SÄK er Barsebäckværkets interne sikkerhedskomité, vor forklaring) möte nr 50 i februari 1998 lämnades en första lägesrapport. Denna resulterade i att kommittén initierade en ny behandling ved möte nr 51, inklusive en förberedande beredning enligt BKAB-SÄK:s arbetsmodell.

Beredningen samordnades med XQ:s granskning enligt kapitel 8.1 ovan. Vid möte nr 51 lämnade kommittén följande råd till VD (VD er ”Verkställande direktör” på værket, vor forklaring):

·        Fortsätt med hög prioritet PSA-arbetet (nivå 1 och 2) för att identifiera potentiella svagheter i anläggningsutformningen.

·        Tillförsäkre egna resurser och utveckla kompetens så att PSA-arbetet kontinuerligt kan drivas vidare med hög  prioritet.

·        Inför eventuella åtgärder senast under RA-98 för att minska den totala HS-frekvensen till högst 10-4 per år ”(svarer til 1:10.000, vor tilføjelse). Åtgärderna kan vara av såväl teknisk som administrativ karaktär och kan även innebära att förändringar införs i PSA-modellen.

·        Arbete målmedvetet vidare med att identifiera vilka förbättringar som behöver vidtagas i anläggningarna för att säkerhetsmålen enligt Sydkrafts säkerhetspolicy ska uppfyllas snarast och om möjligt innan TRIM.” (vor fremhævelse)

 

Det fremgår af ovenstående citat (specielt af næstsidste punkt i sidste afsnit), at den totale kerneskadefrekvens på Barsebäck er større end 1:10.000 pr. reaktordriftår!

 

Indenrigsministeren afgiver den 15. juni det første i rækken af svar til Miljø- og Planlægningsudvalget om sikkerheden på Barsebäck. Ministeren svarer bl.a. følgende på spørgsmål nr. 176:

 

”Både Oskarshamn 2 og Barsebäcks to reaktorer er bygget med dobbelte, uafhængige elforsyninger. Som fremført af SKI domineres risikobilledet i den foreløbige PSA-analyse for Oskarshamn 2 fremfor alt af fejlfunktioner i strømforsyningen og elsystemet. Barsebäck har imidlertid oplyst, at disse systemer på de forskellige anlæg ikke er helt ens, og de foreløbige resultater fra Barsebäcks PSA-analyse, der snart bliver afleveret til SKI, peger på et væsentligt mindre bidrag til risikobilledet hidrørende fra Barsebäcks elforsyningssystem.”

 

Som det fremgår af det tidligere citerede skriver BKAB i rapporten ”PSA Nivå 1 för B1 och B2. Redovisning av läget i juni 1998” dateret den 11.06.98, at den totale brændselskadefrekvens på værket synes at være større end 1:10.000 pr. reaktordriftår!

 

OOA konstaterer, at ministeren i sit svar dateret 15.06.98 fejlinformerer udvalget, samt at ministeren kraftigt bagatelliserer problemet overfor udvalget!

 

Dagen efter svarer ministeren bl.a. følgende på udvalgets spørgsmål nr. 178:

 

”Idet jeg henviser til besvarelsen af spørgsmål nr 176, kan jeg tilføje, at Beredskabsstyrelsen ikke i materialet fra SKI kan finde belæg for en påstand om, at SKI skulle mene, at risikoen for en kernenedsmeltning på Barsebäck nu er 10 – 100 gange større end hidtil antaget.

 

Beredskabsstyrelsen finder, at SKI’s håndtering af sagen er i overensstemmelse med normal praksis. Styrelsen finder det endvidere rimeligt at afvente den snarlige rapportering fra Oskarshamn och PSA-analysen fra Barsebäck, inden der tages stilling til yderligere foranstaltninger. Beredskabsstyrelsen vil holde sig orienteret om resultaterne fra Barsebäck och Oskarshamn 2.”

 

OOA konstaterer, at ministeren atter en gang fejlinformerer udvalget! Den PSA-analyse for Barsebäck, som vi nævner ovenfor blev sendt pr brev den 11.06.98 til SKI. Dette fremgår af ”SKI-PM 98-19”, hvori der bl.a. står:

 

”I brev 1998-01-30 gav BKAB en första lägesredovisning. Ytterligare redovisning lämnades i brev 1998-06-11 i enlighet med SKIs önskemål preciserade i brev 1998-04-28.”

 

 ”BKAB är försiktig med siffervärden i sina redovisningar men det fremgår av redovisningen af 1998-06-11 att de nya PSA-analyserna kan ge härdskadefrekvenser på 1/10.000 eller något däröver.”

 

Den 20. juni oplyser Sydkraft i en pressemeddelelse bl.a. at:

 

”SKI har fortlöpande informerats om hur analysarbetet utvecklats och en lägesrapport är idag överlämnad. I rapporten drar Barsebäck vissa preliminära slutsatser, som baseras på de resultat som hittills framkommit. Resultaten av den preliminära PSA-analysen, tillsammans med andra mycket omfattande konstruktionsanalyser under senare år visar att Barsebäck 1 och 2 uppfyller de grundläggande krav som ställs i drifttillstånden för verksamheten.”

 

Den 25. juni præciserer SKI bl.a. følgende vedr. PSA-anlyser i et brev til Beredskabsstyrelsen:

 

”Riskstudierna som genomförs individuellt för varje anläggning har inte i första hand som mål att ge en realistisk uppskattning av sannolikheten för olika konsekvenser som tex härdskada eller utsläpp av radioaktiva ämnen. Syftet är istället främst att utnyttja riskanalysmetoden för att under specificerade förutsättningar analysera tillförlitligheten hos de olika systemfunktioner och barriärer som ska förhindra allvarliga haverier i anläggningen och omgivningskonsekvenser.”

 

”Analysmetodens styrka ligger främst i att ge goda kvalitativa beskrivningar av tänkbara haveriförlopp, identifiera komplicerade samband mellan olika systemdelar och att peka ut en anläggnings relativa styrkor och svagheter.”

 

 ”Den kunskap som PSA gett om de nämnda reaktorerna har bidragit till det program för modernisering och säkerhetshöjande åtgärder som innehåller åtgärder både på kort och lång sikt.

 

SKI:s kriterier för säkerhetsvärdering är i grunden den samma nu som 1992. Silhändelsen 1992 visade på en allvarlig avvikelse som krävde kraftfulla åtgärder. De preliminära PSA resultat som framkommit för O2 och B1&2 1998 visar på relativa svagheter i anläggningen som måste hanteras med prioritet i pågående säkerhetsarbete. Den frågan bedöms ha lägre allvarlighetsgrad än silhändelsen och kräver inte samma uppmärksamhet. För hantering av PSA resultaten har SKI nöjt sig med att begära en redovisning från kraftbolagen för att förvissa sig om att frågan får rätt prioritet.”

 

OOA konstaterer, at SKI i sit brev til Beredskabsstyrelsen undlader at informere om, at man ifølge PSA-rapporten vedr. Barsebäck dateret den 11.06.98 er bekendt med, at den totale kerneskadefrekvens på værket synes at være større end 1:10.000 pr. reaktordriftår. I stedet giver brevet pga de valgte formuleringer en meget bagatelliserende beskrivelse af de konstaterede svagheder i værkets strømforsyning og elsystemer. Dette burde have givet anledning til kritik fra dansk af SKIs ”informationsniveau”!

 

OOA konstaterer også, at Beredskabsstyrelsen på dette tidspunkt selv kunne have været bekendt med rapportens indhold, hvis styrelsen hele vejen igennem forløbet havde sørget for, at granske sagen kritiskt og dermed selv have udbedt sig kopier på relevante rapporter fra hhv. SKI og Barsebäck!

 

Den 17. juni er der samråd mellem ministeren og Miljø- og Planlægningsudvalget bl.a. vedr. sikkerheden på Barsebäck. Ministeren skriver i sit talepapir bl.a.:

 

”Selvom værket lever op til de internationale standarder vedrørende sikkerhed og derfor kan betragtes som relativt sikkert, så har værkets placering gennem årene givet anledning til bekymring i Danmark.” (vor fremhævelse)

 

OOA er meget kritisk til, at ministeren vurderer Barsebäck som relativt sikkert med baggrund i, at værket siges at leve op til internationale standarder vedr. sikkerhed. OOA sætter nemlig et meget stort spørgsmålstegn ved, hvad det er for hensyn IAEA har taget ved fastsættelsen af disse internationale standarder! Har man taget hensyn til befolkningernes sikkerhed? Eller har man taget hensyn til opdagelsen af, at de ældre reaktorer rent faktisk ikke længere kan leve op til f.eks. den tidligere målsætning om, at kerneskadefrekvensen skal ligge på 1:100.000? Havde man ikke sænket kravene til de forældede reaktorer, ville det formentlig have ført til krav om øjeblikkelige omfattende (og for atomkraftværkerne meget dyre) sikkerhedsforbedrende foranstaltninger. Eller alternativt udstedelse af driftsforbud for alle gamle reaktorer verden over. OOA gør i denne forbindelse opmærksom på, at IAEA som sådan er en atomkraftvenlig organisation, eftersom IAEA bl.a. har til formål at arbejde for udbredelsen af den såkaldte ”fredelige” atomkraft!

 

I juli måned svarer indenrigsministeren på endnu et spørgsmål (nr. 230) fra udvalget. Ministeren svarer bl.a.:

 

”Formålet med PSA-analysen er primært at bestemme, hvilke systemer på anlægget det ud fra en sikkerhedsmæssig betragtning vil være mest effektivt at forbedre. I en PSA-analyse indgår et stort antal forsigtige antagelser, hvorfor en sådan analyse overvurderer den faktiske risiko. PSA-analysens resultat skal derfor anvendes med stor varsomhed, og værkernes driftstilladelse er ikke baseret på PSA-analysens talværdier.

 

Den svenske sikkerhedsmyndighed SKI støtter imidlertid IAEA’s rekommandationer om en PSA-værdi for ældre værker på 1:10 000 och 1:100 000 for nye værker, ligesom Barsebäck og Oskarshamn har som overordnede mål, at anlæggene skal opfylde måltallene for nye anlæg.

 

Hovedlinierne i den svenske sikkerhedspolitik på dette område er ikke anderledes i dag end den var i 1992 eller tidligere.”

 

OOA  konstaterer, at ministeren fejlinformerer udvalget, eftersom det af de svenske årlige ”lägesrapporter” fremgår, at SKI i 1992 ansåg, at brændselskadefrekvensen for svenske reaktorer (dvs. inklusive Barsebäck) var l:100.000. Det fremgår af tilgængeligt materiale hos SKI (hvilket OOA har redegjort udførligt for tidligere i dette notat), at SKI først i april 1998 vedkendte sig, at den internationalt vedtagne brændselskadefrekvens på 1:10.000 for ældre reaktorer også havde relevans for svenske reaktorer.

 

OOA finder det derudover problematisk, at ministeren i sit svar til udvalget kun nævner, at PSA-analyser kan overvurdere den faktiske risiko. Faktisk går ministeren længere end til at sige ”kan overvurdere”. Ministeren konstaterer helt enkelt i sit svar til udvalget ”at en sådan analyse overvurderer den faktiske risiko” (vor fremhævelse). Ministeren fortsætter derudover med anbefalingen: ”PSA-analysens resultat skal derfor anvendes med stor varsomhed….”

 

OOA finder ministerens information til udvalget meget kritisabel, bl.a. på baggrund af (som tidligere redegjort for i dette notat), at SKI i tilgængeligt materiale har givet udtryk for forbehold af både positiv og negativ karakter for en vurdering af PSA-analyseresultater. OOA henviser til afsnittet ”PSA-analyser” i dette notat samt til notatets Bilag 2.

 

Alt i alt finder OOA ministerens svar uhyre bagatelliserende, hvilket OOA finder meget kritisabelt i betragtning af de konstaterede svagheder i strømforsyningen og elsystemet på Barsebäck!

 

Ministeren besvarer derudover spørgsmål nr. 231 med følgende ordlyd:

 

”Naturligvis så jeg gerne, at alle ældre atomkraftværker skulle opfylde de samme sikkerhedsmæssige målsætninger som nye anlæg. Baggrunden for at kunne stille stadigt højere sikkerhedskrav er jo imidlertid, at nyere anlæg er baseret på nyere teknik. For de ældre værker udgør IAEA’s anbefalinger fortsat et højt sikkerhedsniveau, uanset at der anbefales endnu højere sikkerhedsværdier for nyere værker.

 

Det er afgørende for mig, at der ikke må kunne stilles spørgsmål ved, om sikkerhedsniveauet på for eksempel Barsebäckværket er lavere end de krav, som SKI har opstillet, og som er i overensstemmelse med IAEA’s anbefalinger. Beredskabsstyrelsen har ikke fået nogen oplysninger om, at sikkerhedsniveauet på Barsebäckværket er lavere end de krav, som SKI har opstillet, og som har været gældende i en årrække, jf. min besvarelse af spørgsmål nr. 230.” (vore fremhævelser)

 

Ministeren skriver i sit svar, at IAEAs anbefalinger for en kerneskadefrekvens på 1:10.000 for ældre reaktorer er ”et højt sikkerhedsniveau”. Vi er målløse i OOA over denne udtalelse! Vi gør opmærksom på, at den i Sverige udtalte kerneskadefrekvens for samtlige svenske reaktorer i 1986 var 1:100.000. Trods denne ”lave” kerneskadefrekvens besluttede et flertal i Folketinget i maj 1986 at pålægge regeringen, at rette henvendelse til den svenske regering med anmodning om lukning af Barsebäck! Beslutningen blev vedtaget bl.a. pga utryghed ved sikkerheden på værket i kombination med værkets placering kun 20 km fra København. Den danske regering og folketingspolitikere har siden 1986 utallige gange lagt pres på den svenske regering for at fremskynde værkets lukning.

 

På trods af dette så udtaler den Barsebäck-ansvarlige minister altså i juli 1998 i forbindelse med konstateringen af svagheder i Barsebäckværkets strømforsyning og elsystemer, at en kerneskadefrekvens på 1:10.000 for Barsebäck er ”et højt sikkerhedsniveau”!

 

OOA vil meget gerne vide, om den i dag siddende indenrigsminister er enig i sin foregængers vurdering. OOA vil også gerne vide, hvillken holdning Miljø- og Planlægningsudvalget og folketingets partier har til dette spørgsmål.

 

OOA understreger, at vi finder det meget urimeligt, at acceptere en kerneskadefrekvens på 1:10.000 for Barsebäck! OOA finder det desuden uklogt i forhold til de fortsatte bestræbelser for at få lukket Barsebäck 2, hvis de ansvarlige politikere i Danmark skulle gå hen og ”slække” på de sikkerhedsmæssige argumenter for en lukning!

 

Den 20. juli 1998 sender indenrigsministeren trods sine kritisable og bagatelliserende svar til Miljø- og Planlægningsudvalget et brev til den svenske regering. Ministeren skriver bl.a. heri:

 

”Det synes at blive stadig tydeligere, at det med tiden er mere og mere vanskeligt at opretholde et tilstrækkeligt højt sikkerhedsniveau på værket. Den danske regering har tidligere givet udtryk for, at fejlplaceringen af værket bliver mere og mere åbenbar efterhånden som værket ældes. De seneste oplysninger og analyseresultater giver mig grund til at gentage dette synspunkt.

 

Jeg vil også på ny understrege, at værket efter den danske regerings opfattelse er fejlplaceret og bør lukkes snarest.”

 

OOA er stort set tilfreds med ministerens brev, men mener, at ministeren med henvisning til de konstaterede svagheder i værkets strømforsyning og elsystemer burde have krævet værket lukket nu i stedet for ”snarest”.

 

Den 22. juli skriver SKI i ”SKI-PM 98-19”: ”Sammanfattning av arbetsläget rörande probabilistiska säkerhetsanalyser för B1, B2 och O2.” følgende om ”säkerhetsläget i Barsebäck”:

 

”När de preliminära resultaten från den nya mer detaljerade PSA-studien för O2 pekade på betydande riskbidrag från elsystemen i vissa stöningsförlopp anmodade SKI i brev 1997-11-24 BKAB att redovisa hur man tog om hand och värderade detta i det pågående arbetet på en ny och fördjupad PSA för Barsebäcksverket. Denna PSA skulle enligt så gällande tidsplan redovisas till SKI senast 1998-07-01. BKAB har sedan begärt och fått förlängd tid för slutlig redovisning till fjärde kvartalet i 1998 bl.a. med hänvisning till den ökade belastning på säkerhetsavdelningen som regeringens beslut om stängning av B1 medfört.

 

I brev 1998-01-30 gav BKAB en första lägesredovisning. Ytterligare redovisning lämnades i brev 1998-06-11 i enlighet med SKIs önskemål preciserade i brev 1998-04-28. Av redovisningen 1998-01-30 framgår att man preliminärt funnit liknande förhållanden på elsystemsidan hos B1 och B2 som hos O2. Dock fanns det också skillnader i konstruktionen som gjorde att resultaten från O2 inte var direkt tillämpbara på B1 och B2. Mot bakgrund av redovisningen ansåg SKI att det fanns grund förutsätta att de svagheter som identifierats i O2 PSA också fanns hos B1 och B2. SKI begärde därför i brevet 1998-04-28 att preliminära resultat av PSA-studierna för B1 och B2 skulle redovisas senast 1998-06-15 liksom vilka åtgärder som planerades med anledning av resultaten. BKAB är försiktig med siffervärden i sina redovisningar men det framgår av redovisningen af 1998-06-11 att de nya PSA-analyserna kan ge härdskadefrekvenser på 1/10 000 år eller något däröver. BKAB har även i brevet redovisat vilka faktorer som ligger bakom resultaten liksom det av SKI begärda åtgärdsprogrammet.

 

De preliminära resultaten av BKABs PSA-studier ska sålunda jämföras med Sydkraftkoncernens egna mål på 1/100 000 år och IAEAs rekommendation att säkerhetshöjande åtgärder ska vidtagas på både kort och lång sikt om resultatet överskrider 1/10 000 år.” (vor fremhævning)

 

SKI skriver videre i sine ”sammanfattande bedömningar”:

 

” * B1 och B2 uppvisar liksom O2 svagheter i elsystemen för vissa typer av störningsförlopp med förlust av yttre nät. Det kan inte uteslutas att detta leder till härdskadefrekvenser i PSA-termer på 1/10 000 år eller något däröver, dvs på den nivå där IAEA rekommenderar att åtgärder vidtas på både kort och lång sikt, dock utan att rekommendera omedelbart driftstopp. Understrykas bör att PSA-resultaten fortfarande är preliminära i avvakten på slutlig redovisning från kraftföretagen.

 

* För att nå Sydkraftkoncernens mål med en härdskadefrekvens om 1/100 000 år krävs förmodligen betydande ombyggnader i de tre reaktorerna inom ramen för aviserade moderniseringsprogram.

 

* Dessa och andra erfarenheter redovisade i SKIs årliga rapporter över säkerhetsläget pekar på att det är motiverat att skärpa de formella säkerhetskraven för befintliga reaktorer som ett led i det fortlöpande arbetet på att förbättra säkerheten. SKI avser göra detta i en kommande förskrift. Kraftföretagen kommer att få en viss tid på sig att uppfylla de skärpta kraven liksom var fallet för de utsläppsbegränsande åtgärderna.”

 

Samtidig udgiver SKI sin ”Tertialrapport 1/98”, hvori SKIs informationschef skriver  følgende om PSA-resultaterne:

 

”Den politiska spänningen som råder om kärnkraften medförde stor uppmärksamhet när Dagens Nyheter den 29 april redovisade rapporter från Oskarshamns kraftgrupp AB om säkerhetsanalyser av reaktorsystemen vid Oskarshamn 2.

Dessa så kallade PSA-analyser (probabilistiska säkerhetsanalyser) antydde större risker för härdskada vid Oskarshamn 2 per tusen driftår än vad  som tidigare förutsatts, på grund av svagheter i nödelsystemens uppbyggnad. En härdskada, det bör här påpekas, medför inte nödvändigtvis konsekvenser för omgivningen utanför reaktorinneslutningen.

Nya mer detaljerade analysmetoder har möjliggjort de nya resultaten. Eftersom reaktorerna i Barsebäck i allt väsentligt är av samma konstruktion betyder det att svagheter av motsvarande slag finns inbyggda också i dem.

Såväl Oskarshamns kraftgrupp AB som Barsebäck Kraft AB har i juni lämnat in förslag till åtgärdsprogram för att förbättra systemens tillförlitlighet.

SKI har varit väl informerat om säkerhetsanalyserna och studerar under sommaren  förslagen till förbättringar i de berörda elsystemen. De uppdagade svagheterna är inte av sådan allvarlig karaktär att SKI bedömt det nödvändigt med någon stängning av de berörda reaktorerna. Däremot förutsätter myndigheten att åtgärder vidtas för att ytterligare öka säkerheten i systemen.”

 

Tertialrapporten meddeler derudover følgende vedr. Oskarshamn atomkraftværk:

 

”Inom ramen för arbetet med ASAR för Oskarshamn 2 pågår arbete med att ta fram nya probabilistiska säkerhetsanalyser (PSA) för Oskarshamn 2. De preliminära resultaten från analyserna har visat på vissa svagheter i stationens elsystem. Dessa svagheter har värderats enligt internationella rekommendationer (från IAEA) och befunnits måttliga. SKI har begärt redovisning över vilka åtgärder OKG planerar att genomföra på kort och lång sikt för att skapa robusta säkerhetshöjande åtgärder med anledning av den nya kunskapen.”

 

Den 5. august ønsker Miljø- og Planlægningsudvalget igen ministeren i samråd bl.a. vedr. sikkerheden på Barsebäck.

 

Den 25. august svarer indenrigsministeren igen på et spørsmål (nr 292) i sagen. Ministeren siger bl.a.:

 

”PSA-analyse er en teoretisk analyse, der bruges til at identificere områder for mulige sikkerhedsmæssige forbedringer – PSA-analyser bruges ikke som udtryk for den faktiske sikkerhed. PSA-analyser udgør kun en del af sikkerhedsanalyserne på Barsebäckværket. Resultaterne af den foreløbige PSA-analyse kan således ikke anvendes som dokumentation for, at sikkerhedsniveauet på Barsebäckværket er lavere end forudsat ved driftstilladelsen.”

 

OOA konstaterer, at ministeren får stillet et spørgsmål ”i øst” og svarer ”i vest”. Det stillede spørgsmål lød: ”Er ministeren enig med beredskabsstyrelsen i, at usikkerheden omkring sikkerhedsanalyserne skal komme Barsebäck til gode?”

 

Ministeren har således ikke fået stillet et spørgsmål om, hvorvidt ”sikkerhedsniveauet på Barsebäck er lavere end forudsat ved driftstilladelsen”. Spørgsmålet handler rent faktisk om, hvorvidt ”usikkerheden omkring sikkerhedsanalyserne skal komme Barsebäck til gode”! Ministeren henviser i sit svar til Barsebäck’s foreløbige PSA-analyse af 11.06.98 uden at skrive, at det af den rapport fremgår, at kerneskadefrekvensen på værket (på tidspunktet for rapportens skrivning) er større end 1:10.000! Det fremgår videre af denne rapport, at den høje kerneskadefrekvens er forårsaget af, konstaterede svagheder i strømforsyningen og elsystemet på værket!

 

Dette burde have fremgået af ministerens besvarelse, ligesom ministeren i forhold til det stillede spørgsmåls formulering burde have informeret udvalget om, hvilken holdning ministeren havde til problemet! OOA opfatter det svar, som ministeren afleverer til udvalget, som en kraftig bagatellisering af hele problemstillingen! OOA finder dette dybt kritisabelt. OOA synes simpelthen, at ministeren med sit afgivne svar holder udvalget for nar!

 

Den 26. august er der samråd mellem ministeren og udvalget bl.a. vedr. sikkerheden på Barsebäck. Ministeren oplyser på samrådet bl.a.:

 

”For tiden gennemføres en PSA-analyse på Barsebäckværket, hvilket udvalget ved flere lejligheder er blevet orienteret om.

 

En PSA-analyse er en teoretisk analyse, som udføres for at identificere mulige systemsvagheder ved konstruktionen, som herefter kan forbedres. En PSA-analyse anvendes ikke til at angive et konkret realistisk sikkerhedsniveau – blandt andet fordi en PSA-analyse ikke medtager beregninger med videre angående konstruktionen. Jeg har bedt Beredskabsstyrelsen om at orientere mig, når resultaterne af PSA-analysen foreligger. Jeg vil på baggrund af Beredskabsstyrelsens vurdering overveje eventuelle skridt. PSA-analysen forventes at foreligge i november 1998.”

 

Som det fremgår af ovenstående citat, konstaterer ministeren selv at teoretiske PSA-analyser udføres ”for at identificere mulige systemsvagheder ved konstruktionen, som herefter kan forbedres”. OOA gør opmærksom på, at der på det pågældende tidspunkt er konstateret svagheder i værkets strømforsyning og elsystemer, som ved hjælp af de teoretiske PSA-analyser peger på en alvorlig og stor risiko for skader på reaktorkernen ved visse hændelsesforløb! Vi henviser her igen til ”SKI-PM-998-19”, hvori SKI bl.a. skriver:

 

”Av redovisningen 1998-01-30 framgår att man preliminärt funnit liknande förhållande på elsystemsidan hos B1 och B2 som hos O2.”

 

”BKAB är försiktig med siffervärden i sina redovisningar men det framgår av redovisningen av 1998-06-11 att de nya PSA-analyserna kan ge härdskadefrekvenser på 1/10.000 år eller något däröver.” (vor fremhævelse)

 

OOA er yderst forbavset og oprørt over, at ministeren – på det vidensgrundlag som på indeværende tidspunkt foreligger – ikke foretager sig andet i sagen end at afvente i 3 måneder  yderligere oplysninger fra Sverige. OOA finder ministerens passivitet meget kritisabel!

 

Det af Miljø- og Planlægningsudvalget i august ønskede samråd om Barsebäck finder sted den 8. september, og ministeren lover her, at fremsende et notat til udvalget ”om de faktiske forhold omkring sikkerheden på Barsebäckværket”.

 

Den 22. september fremsender indenrigsministeren det på samrådet lovede notat om de faktiske forhold omkring sikkerheden på Barsebäckværket. Indenrigsministeriets beredskabskontor skriver bl.a. i notatet:

 

”Ifølge Barsebäckværket giver resultaterne fra den nye PSA-analysemodel en kerneskadefrekvens på omkring 1:10.000 sammenlignet med resultaterne fra de tidligere gennemførte modeller, hvor frekvensen blev vurderet til at ligge på mellem 1:100.000 og 1:1.000.000. I medierne blev dette tolket som en forringelse af sikkerheden på Barsebäck med en faktor 10 – 100.

 

Denne refererede forringelse af sikkerheden bunder ikke i ændringer i de faktiske fysiske sikkerhedsmæssige forhold på værket. Forskellene udspringer bl.a. af, at den PSA-analyser metode, der blev anvendt ved analysens foreløbige resultater denne sommer, er forskellig fra og mere detaljeret i forhold til de metoder, som tidligere har været anvendt.”

 

”De foreløbige resultater af den nye, mere detaljerede PSA-analyse peger på svagheder i konstruktionen. Dette gælder kraftforsyningen, hvor nødstrømsanlægget i tilfælde af svigt af det ydre strømnet skal kunne levere strøm bl.a. til brug for køling af reaktorkernen i tilfælde af nedlukning. Ifølge PSA-analysens foreløbige resultater kan den måde, nødstrømsanlægget er opbygget på, være et risikomoment under visse hændelsesforløb.

 

SKI har dog ikke vurderet, at dette burde medføre en standsning af reaktorerne på Barsebäckværket. SKI har for nylig fastslået, at Barsebäckværket lever op til de internationale sikkerhedsnormer.”

 

Som det fremgår af ovennævnte citater, så konstaterer beredskabskontoret, at årsagen til at kerneskadefrekvensen på Barsebäck på indeværende tidspunkt er så høj  som 1:10.000 er svagheder i konstruktionen. Man konstaterer også, at problemet er strømforsyningen og elsystemet på værket. Beredskabskontoret skriver selv, at ifølge PSA-analysens foreløbige resultater kan den måde, nødstrømsanlægget er opbygget på, være et risikomoment under visse hændelsesforløb!

 

Der er ikke i notatet nogen antydning af, at Danmark i det mindste burde forholde sig kritiskt til en fortsat drift af Barsebäck kun 20 km fra København med så alvorlige svagheder i konstruktionen. Tværtimod så skriver beredskabskontoret frejdigt: ”SKI har dog ikke vurderet, at dette burde medføre en standsning af reaktorerne på Barsebäckværket.”

 

OOA gør igen opmærksom på, at det danske folketing og de danske regeringer har krævet Barsebäck lukket lige siden 1986 på trods af, at SKI har fundet driften sikkerhedsmæssig acceptabel! OOA spørger igen: Er den hidtidige danske politiske holdning i forhold til lukning af Barsebäck ”i fare” i denne sag? OOA finder det helt uforståeligt og meget kritisabelt, at de ansvarlige danske politikere ikke fra første færd har krævet værket lukket øjeblikkeligt med henvisning til disse konstaterede svagheder i konstruktionen! 

 

Den 7. december er BKABs ”Säkerhetsvärdering av Barsebäck PSA status oktober-98” færdig. Der står bl.a. i rapporten:

 

”Resultatet från Barsebäck PSA nivå 1 visar på att total härdskadefrekvens för block 1 är 6,5E-5/år och för block 2 är 8,0E-5/år (Dette svarer til en total kerneskadefrekvens for B1 på ca. 1:15.350. For B2 svarer det til 1:12.500, vor forklaring). Dessa frekvenser gäller utan beaktande av yttre händelser (t ex brand- och översvämningsanalys). Båda frekvenserna visar på att vi ligger under det av IAEA satta målet för äldre reaktorer, kring 1,0E-4/år, men över det av företaget (Sydkraft säkerhetspolicy) internt satta målet på 1,0E-5/år (och block).”

 

”De nuvarande resultaten från brand- och översvämningsanalyserna visar på att härdskadefrekvensen ökar med en faktor 2,5, dvs för respektive block blir den totala härdskadefrekvensen kring 1,0E-4/år (1,0E-4/år svarer til 1:10.000, vor forklaring). För resultaten av brand- och översvämningsanalyserna gör BKAB bedömningen att analysmetoden (ansättning av sannolikhet för brand, brandförlopp samt utslagning av komponent) fortfarande är behäftad med  konservativa antaganden. Detta gör att BKAB anser det vara fel att direkt jämföra de olika kategorierna av inledande händelser med varandra. Till följd av detta har BKAB startat ett projekt som både bedömer rimligheten i analysantaganden och eventuella ombyggnader i relevanta rum.

 

BKAB gör bedömningen att resultaten visar på att funktionella bidrag finns i båda blocken. De två viktigaste funktionella bidragen som är identifierade härrör båda från elanläggningen.”

 

”BKAB anser att resultaten från Barsebäcks PSA-analyser inte visar på någon funktionell svaghet som gör att gällande krav inom FSAR inte uppfylls. Därmed anser BKAB att man uppfyller de licensieringskrav som finns för båda blocken.”

 

”Resultaten visar som tidigare framgått på frekvenser som är lägre än internationella normer för äldre reaktorer (IAEA CB och INSAG-3) men högre än det internt satta målet. Som en följd härav och med stöd av Sydkraftkoncernens säkerhetspolicy kommer fortsatta åtgärder att prioriteras inom ramen för det moderniseringsprogram som redan pågår.”

 

Et par dage senere, den 09.12.98, ligger den større ”PSA NIVÅ 1 FÄR B1 (OKT-98) – SAMMANFATTNINGSRAPPORT” klar, hvori man gør følgende vurdering af resultatet:

 

”Det ganska förutsättningslösa angreppssättet har bidragit till att nya insikter har vunnits beträffande anläggningens motståndskraft mot vissa inledande händelser. Samtidigt har en ansenlig mängd frågor kommit fram men har ännu inte nöjaktigt kunnat besvaras. Principen att använda konservativa antaganden tills annat har bevisats har bidragit till att driva upp härdskadefrekvenserna. Detta skapar en osäkerhet kring hur resultaten skall tolkas och värderas.

 

Det återstår ganska mycket arbete med att fullfölja analysen. Först och främst måste alla återstående oklarheter och osäkerheter redas ut. Resultatet kommer också att användas som underlag till de modefieringar av anläggningen som kommer att göras. För att genomföra detta krävs tid och eftertanke.”

 

Den endelige – og meget omfattende - PSA-analyse for Barsebäck blev ved et møde den 11. december 1998 afleveret til SKI.

 

Den 23. december lader indenrigsministeriet PSA-analysens indholdsfortegnelse, sammenfatninger af kapitel 1, 2, 3, 9, og 10 samt en sammenfatning af hele analysen omdele til Miljø- og Planlægningsudvalgets medlemmer og stedfortrædere.

 

Det fremgår af analysen, at der stadig er en kerneskadefrekvens på ca. 1:16.666 pr. reaktordriftår for visse typer af hændelser. Det fremgår også, at de konstaterede svagheder i værkets strømforsyning og elsystemer er årsag dertil.

 

OOA finder den fortsatte passivitet  overfor Sverige fra de ansvarlige danske politikeres side i denne sag dybt problematisk og helt uacceptabel!

 

Den 24. februar 1999 sender SKI brev til Barsebäck med pålæg om at foretage foranstaltninger under revisionsarbejdet sommeren 1999 som forudsætning for fortsat drift efter revisionen. SKI skriver bl.a.:

 

”Barsebäck Kraft AB skall med anledning av resultaten från den slutliga PSA-studien nivå 1 för Barsebäck 1 och 2 vidtaga ytterligare åtgärder mot de riskdominerande händelser som identifierats för att öka tålighet hos barriärernas säkerhetsfunktioner för dessa händelser. Särskildt krävs att:

-         åtgärder genomförs för att ytterligare begränsa risken att enbart en brand eller en översvämning i något utrymme inte kan leda till avbrott i härdkylningsfunktionen.

-         Åtgärder genomförs för att öka tillförlitligheten för inkoppling av nödkraft vid bortfall av yttre nät.

 

Åtgärderna skall vara genomförda och granskade av SKI som villkor för fortsatt drift efter revisionsavställningen 1999.”

 

Den preliminära redovisning som SKI fick i juni 1998 pekade på relativa svagheter som SKI ansäg behövde åtgärdas. Bedömningen gjordes då att de temporära åtgärder som BKAB genomfört under våren 1998 och RA 1998 var tillräckliga för fortsatt drift fram till RA 1999.

 

Den slutliga utgåven av PSA-studien för Barsebäck 1 och 2 redovisades för SKI i december 1998. Denna har genomgått verkets kvalitetsgranskning och bekräftar att härdskadefrekvensen genom utebliven härdkylning är relativt hög. Detta gäller för grundstudien (rörbrott, driftstörningar) samt för brand- och översvämningsanalyserna.

 

Det bör noteras att den slutliga PSA-studien inte tar hänsyn till de temporära åtgärder som redan vidtagits vid BKAB under 1998.”

 

”I PSA-studien redovisas att de relativt höga härdskadefrekvenserna till stor del beror på två relativa svagheter i elanläggningen.

 

1)      Utebliven inkoppling av nödkraft efter bortfall av yttre nät ger ett dominerande bidrag till härdskadefrekvensen till följd av driftstörningar. Härdskadefrekvensne för dessa inledande händelser överstiger 10 -5/år (hvilket svarer til 1:100.000, vor forklaring) enligt studien.

 

SKI har redan i ett brev daterat 1998-04-28 framfört bedömningen att åtgärder mot denna relativa svaghet förtjänar hög prioritet. Den nu redovisade slutliga PSA-studien styrker den bedömningen. Både den redovisade nivån på härdskadefrekvensen och det faktum att utebliven inkoppling av nödkraft dominerar även då bortfall av yttre nät inträffar som en sekundär händelse visar att detta är en svaghet där åtgärder ska prioriteras.

 

2)      Obefogade aktiveringar av villkorskretsar i system 516 (reaktorskyddssystemet) som innebär att all härdkylning stoppas ger ett dominerande bidrag i både brand- och översvämningsstudierna. Obefogade aktiveringar p g a andra fel i elsystemen än brand och översvämning ger även ett bidrag till härdskadefrekvenser till följd av olika driftstörningar.

 

Att detta ger ett dominerande bidrag till härdskadefrekvensen har huvudsakligen två orsaker:

-         Anläggningen är konstruerad med fysisk separation som skydd mot brand. Denna separation är starkare mellan A- och B-subarna som i regel inte finns i samma rum. Däremot är separationen sämre mellan A- och C-subarna som normalt finns i samma rum.

-         Säkerhetskedjorna i system 516 är av säkerhetsskäl viloströmskopplade. Det innebär att vid kortslutning av vissa elmatningar tillhörande A- och C-suben aktiveras snabbstoppsvillkor obefogat. Problemet är att dessa aktiveringar medför att all härdkylning stoppas. Vid en brand kan signalbilden med många obefogade signaler och aktiveringar medföra att det blir svårt för operatörerna att tolka situationen och därmed vidtaga korrekta manuella åtgärder.

 

”PSA-studien visar att det finns utrymmen i Barsebäck där det, om en brand skulle uppstå, är relativt hög sannolikhet för att utrustning tillhörande både A- och C-suben påverkas. I några av dessa kan det inte uteslutas att effekterna enligt ovan kan erhållas.

 

De redovisade analyserna visar att det är en låg frekvens för att en brand ska inträffa i kritiska utrymmen. Emellertid är det är en relativt hög sannolikhet för att härdnödkylningen stoppas om en sådan brand ändå inträffar. SKI bedömer därför att fortsatt drift är acceptabel endast under en begränsad tid och följaktligen att dessa relativa svagheter behöver åtgärdas.

 

SKI är medveten om att de redovisade bristerna kommer att åtgärdas inom BKABs mer långsiktiga modernisering av anläggningen. BKABs åtgärdstakt bedöms dock inte tillräcklig för de mest betydande svagheterna. SKI vill med detta beslut säkerställa att det förbättringsarbete som påbörjades under 1998 förtsätter med tillräckligt hög takt.” (vor fremhævelse)

 

Indeholdet i SKIs brev til Barsebäck får OOA til at stille sig følgende spørgsmål: Betyder dette ikke, at driften på de berørte reaktorer (heriblandt Barsebäck) burde have været stoppet tidligere, eller i det mindste at SKI burde have stillet krav om gennemførelse af disse sikkerhedsforbedrende foranstaltninger allerede fra starten? For det kan vel ikke betyde, at problemerne/svaghederne skulle anses ”farligere” i dag end tidligere, eftersom svaghederne i elsystemet og strømforsyningen ikke er blevet alvorligere med tiden!? Derimod er det SKI’s indsigt og forståelse af problemets omfang og alvor, som er blevet større med tiden!!

 

Folketingets Miljø- og Planlægningsudvalg bliver i et udateret brev orienteret om ovennævnte brev fra SKI til Barsebäck. Indenrigsministeren skriver bl.a. følgende:

 

”Under henvisning hertil kan Indenrigsministeriet oplyse, at SKI (Statens Kärnkraftinspektion) i brev af 24. februar 1999 til Barsebäckværket på baggrund af en gennemgang af PSA-analysen har pålagt værket foranstaltninger, der skal være udført og godkendt af SKI som en forudsætning for fortsat drift efter revisionsarbejdet sommeren 1999.

 

Foranstaltningerne skal gennemføres for

 

·        at reducere risikoen for, at brand eller oversvømmelse i dele af anlægget kan medføre stop for kølefunktionen af reaktorkernen, og

·        at øge pålideligheden for indkobling af nødstrømforsyning ved bortfald af forsyningen fra det ydre net

 

SKI anfører i brevet til Barsebäckværket, at SKI er vidende om, at afhjælpning af forholdene er omfattet af Barsebäckværkets langsigtede moderniseringsplaner for værket, men SKI finder, at den takt, der er planlagt, ikke er hurtig nok for så vidt angår de væsentligste svagheder. Det er således SKI’s opfattelse, at fortsat drift med de påpegede forhold kun er acceptabel i kortere tid.

 

Beredskabsstyrelsen har over for Indenrigsministeriet oplyst, at styrelsen har taget SKI’s krav over for Barsebäckværket til efterretning. Styrelsen har ikke grundlag for en anden vurdering end SKI’s med hensyn til spørgsmålet om, hvorvidt driften kan fortsætte i en begrænset periode.” (vor fremhævelse)

 

OOA føler det igen berettiget at stille et par spørgsmål i anledning af ministerens orientering af udvalget: Burde indeholdet i SKIs brev ikke have ført til en erkendelse fra Beredskabsstyrelsens side af, at man har fejlbedømt problemets alvor under hele forløbet? Burde indenrigsministeren ikke have kritiseret Beredskabsstyrelsen for at have fejlbedømt problemets alvor under hele forløbet? Tyder SKIs brev ikke på, at det på et tidligt tidspunkt havde været rimeligt med forbehold fra dansk side overfor drift af Barsebäck med de konstaterede svagheder i strømforsyning og elsystemer i og med, at SKI nu stiller visse vilkår som forudsætning for tilladelse til fortsat drift efter revisionsarbejdet sommeren 1999?

 

11.  Kritik af Beredskabsstyrelsen

 

Som tidligere nævnt i notatet blev problemerne omkring de konstaterede svagheder i strømforsyning og elsystemer på bl.a Barsebäck 2 taget op i folketinget den 26. maj 1998.

 

Forud for at sagen kom på folketingets dagsorden lå en omtale i april måned i svensk presse, vedr. en sikkerhedsanalyse udført for reaktor 2 på Oskarshamsværket, som pegede på, at sandsynligheden for skader på reaktorkernen ved visse ulykkesforløb var meget større end man hidtil havde troet. Man konstaterede allerede dengang, at årsagen til den øgede risiko for skader på reaktorkernen havde sin baggrund i konstaterede svagheder i værkets elsystemer. Man mistænkte allerede på dette tidspunkt, at lignende problemer skulle kunne konstateres på andre reaktorer tilhørende samme reaktorgeneration som O2, heriblandt Barsebäcksreaktorerne.

 

Dette førte til en pressemeddelelse fra OOA, den 25. maj 98, hvori OOA bl.a. skriver:

 

”Det er et alarmerende resultat, som burde have ført til øjeblikkelig lukning af værket. OOA kritiserer den svenske atomkraftinspektion, SKI, for ikke at have stoppet driften af

Oskarshamn 2.

Det er endnu mere kritisabelt og helt uansvarligt, at SKI ikke også har givet Barsebäckværket driftsforbud i samme øjeblik, som man blev klar over, at det primitive elsystem øgede sandsynligheden for en alvorlig ulykke.”

 

Debatten i både Sverige og Danmark medførte således, at folketingets Miljø- og Planlægningsudvalg den 26.maj stiller det første af en lang række spørgsmål til indenrigsministeren i sagen.

 

Indenrigsministeren afgiver den 15. juni 1998 det første i rækken af svar til Miljø- og Planlægningsudvalget om sikkerheden på Barsebäck. Ministeren svarer – efter at indhentet en udtalelse fra Beredskabsstyrelsen, til hvilken ministeren henholder sig -  bl.a. følgende på spørgsmål nr. 176:

 

”Både Oskarshamn 2 og Barsebäcks to reaktorer er bygget med dobbelte, uafhængige elforsyninger. Som fremført af SKI domineres risikobilledet i den foreløbige PSA-analyse for Oskarshamn 2 fremfor alt af fejlfunktioner i strømforsyningen og elsystemet. Barsebäck har imidlertid oplyst, at disse systemer på de forskellige anlæg ikke er helt ens, og de foreløbige resultater fra Barsebäcks PSA-analyse, der snart bliver afleveret til SKI, peger på et væsentligt mindre bidrag til risikobilledet hidrørende fra Barsebäcks elforsyningssystem.”

 

Som det fremgår af det i notatet tidligere citerede skriver BKAB i rapporten ”PSA Nivå 1 för B1 och B2. Redovisning av läget i juni 1998” dateret den 11.06.98, at den totale brændselskadefrekvens på værket synes at være større end 1:10.000 pr. reaktordriftår!

 

OOA konstaterer, at ministeren i sit svar dateret 15.06.98 fejlinformerer udvalget, samt at ministeren kraftigt bagatelliserer problemet overfor udvalget!

 

 

Dagen efter svarer ministeren bl.a. følgende på udvalgets spørgsmål nr. 178:

 

”Idet jeg henviser til besvarelsen af spørgsmål nr 176, kan jeg tilføje, at Beredskabsstyrelsen ikke i materialet fra SKI kan finde belæg for en påstand om, at SKI skulle mene, at risikoen for en kernenedsmeltning på Barsebäck nu er 10 – 100 gange større end hidtil antaget.

 

Beredskabsstyrelsen finder, at SKI’s håndtering af sagen er i overensstemmelse med normal praksis. Styrelsen finder det endvidere rimeligt at afvente den snarlige rapportering fra Oskarshamn och PSA-analysen fra Barsebäck, inden der tages stilling til yderligere foranstaltninger. Beredskabsstyrelsen vil holde sig orienteret om resultaterne fra Barsebäck och Oskarshamn 2.”

 

OOA konstaterer, at ministeren atter en gang fejlinformerer udvalget! Den PSA-analyse for Barsebäck, som vi nævner ovenfor blev sendt pr brev den 11.06.98 til SKI. Dette fremgår af ”SKI-PM 98-19”, hvori der bl.a. står:

 

”I brev 1998-01-30 gav BKAB en första lägesredovisning. Ytterligare redovisning lämnades i brev 1998-06-11 i enlighet med SKIs önskemål preciserade i brev 1998-04-28.”

 

 ”BKAB är försiktig med siffervärden i sina redovisningar men det fremgår av redovisningen af 1998-06-11 att de nya PSA-analyserna kan ge härdskadefrekvenser på 1/10.000 eller något däröver.”

 

Den 17. juni er der samråd mellem ministeren og Miljø- og Planlægningsudvalget bl.a. vedr. sikkerheden på Barsebäck. Ministeren skriver i sit talepapir bl.a.:

 

”Selvom værket lever op til de internationale standarder vedrørende sikkerhed og derfor kan betragtes som relativt sikkert, så har værkets placering gennem årene givet anledning til bekymring i Danmark.” (vor fremhævelse)

 

OOA er meget kritisk til, at ministeren vurderer Barsebäck som relativt sikkert med baggrund i, at værket siges at leve op til internationale standarder vedr. sikkerhed. OOA sætter nemlig et meget stort spørgsmålstegn ved, hvad det er for hensyn IAEA har taget ved fastsættelsen af disse internationale standarder! Har man taget hensyn til befolkningernes sikkerhed? Eller har man taget hensyn til opdagelsen af, at de ældre reaktorer rent faktisk ikke længere kan leve op til f.eks. den tidligere målsætning om, at kerneskadefrekvensen skal ligge på 1:100.000? Havde man ikke sænket kravene til de forældede reaktorer, ville det formentlig have ført til krav om øjeblikkelige omfattende (og for atomkraftværkerne meget dyre) sikkerhedsforbedrende foranstaltninger. Eller alternativt udstedelse af driftsforbud for alle gamle reaktorer verden over. OOA gør i denne forbindelse opmærksom på, at IAEA som sådan er en atomkraftvenlig organisation, eftersom IAEA bl.a. har til formål at arbejde for udbredelsen af den såkaldte ”fredelige” atomkraft!

 

Den 24.06.98 kritiserer OOA i et 7 sider langt ”åbent brev” til indenrigsministeren Beredskabsstyrelsens manglende engagement i sagen!

OOA kritiserer bl.a.Beredskabsstyrelsen for:

·        at holde sig dårligt informeret om sikkerheden på Barsebäck

·        at give ministeren og Miljø- og Planlægningsudvalget dårlig eller mangelfuld information omkring sikkerhedsforholdene på Barsebäck

·        at forholde sig ukritisk til, at Barsebäck får lov til at fortsætte driften, på  trods af at sandsynligehden for en ulykke med skader på reaktorkernen, ifølge SKI i dag er 10 gange større end myndighedernes oprindelige målsætning

·        at indirekte modarbejde regeringens, folketingsflertallets og befolkingens interesser i Barsebäck-sagen.

 

OOA kritiserer på dette tidlige tidspunkt i sagens forløb ministerens  svar af 15.06.98 til Miljø- og Planlægningsudvalget. Den fremgår af ministerens svar, at  Beredskabsstyrelsen åbenbart ikke ved og derfor ikke orienterer ministeren, at den omtalte rapport fra Barsebäck ligger færdig torsdag den 11.06.98!

 

OOA kritiserer derudover Beredskabsstyrelsen for at bagatellisere den øgede sandsynlighed for en ulykke med skader på reaktorkernen på bl.a. Barsebäck i sin udtalelse til ministeren. Beredskabsstyrelsen burde i stedet have givet ministeren en grundig orientering om de diskussioner, der de sidste år havde været ført hos de svenske myndigheder vedr. ulykkessandsynligheder og sikkerhedsproblem specielt hos den gamle generatorgeneration af de svenske reaktorer. De svenske myndigheder udgiver nemlig hvert år en  såkaldt ” läges- rapport”, som specielt interesserede kan følge med i! Det fremgår bl.a. heraf, at de svenske atomkraftmyndigheder allerede i 1993-94 er inde på at undersøge elsystemerne i de forældede svenske reaktorer. Beredskabsstyrelsen burde ved denne lejlighed have gjort ministeren opmærksom på, at myndighederne i denne rapport selv sætter spørgsmålstegn ved, om det hidtige ambitionsniveau har været tilstrækkeligt, når det gælder modernisereing af de forældede reaktorer. Man burde også have gjort opmærksom på, at SKI trods de betydelige sikkerhedsforbedringer, der indtil nu er gennemført for svenske reaktorer, alligevel konstaterer, at der eksisterer en kløft mellem det tekniske kravniveau fra 70’erne og 80’erne,  og til det kravniveau som nu vokser frem vedrørende de nyeste reaktorkonstruktioner. SKI skriver selv i sin rapport, at det i et fremtidsperspektiv er vigtigt at komme frem til hvilket teknisk kravniveau, som skal gælde for svenske reaktorer fremover!

Derudover forholder Beredskabsstyrelsen sig totalt ukritisk overfor, at det forventes både fra IAEAs og SKIs side, at Danmark nu skal acceptere en ulykkessandsynlighed på Barsebäck, som er l0 gange større end SKIs oprindelig sikkerhedsmålsætning!

Beredskabsstyrelsen skriver således  i sin udtalelelse til ministeren,  at FN’s internationale. Atomenergiagentur IAEA i Wien anbefaler en PSA-værdi for ældre værker på 1:10.000 og 1.100.000 for nye værker. Man skriver også, at SKI støtter disse anbefalinger.

Det er i denne sammenhæng vigtigt at gøre ministeren opmærksom på, at de forskellige PSA-niveauer for hhv. gamle og nye reaktoer ikke altid har eksisteret!

Beredskabsstyrelsen burde desuden have opfordret ministeren til på det foreliggende grundlag straks at rette henvendelse til Sverige om lukning af Barsebäck-reaktorerne!

 

I Dagbladet Information den 25.06.98 indrømmer Beredskabsstyrelsen nu for første gang, at sikkeheden på Barsebäck er faldende. Men de nyeste tal om den forringede sikkerhed på værket giver dog ikke umiddelbart styrelsen anlending til bekymring.

Informationschef Vibeke Hein udtaler:

 

 ”Sikkerheden er sænket, siden det blev besluttet, at Barsebäck skal lukke. De bedste folk rejser naturligtvis væk, og så er det menneskeligt umuligt at fastholde sikkerheden. Men det har vi vidst, siden beslutningen blev taget, og vores beredskab er indrettet efter de nye forhold.”,  og tilføjer:

 

”Selv om der er nogle ting, der er blevet ringere, så mener vi ikke, at sikkerheden er sat over styr.”

 

Beredskabsstyrelsens informationschef fortsætter:

 

”Vi er igang med at gennemgå rapporten (af 11.06.98, vor tilføjelse), og endnu har vi ikke fundet noget, der giver anledning til at reagere. Vi har altid haft et godt samarbejde med SKI og vi stoler på deres arbejde. Det er usandsynligt, at der dukker noget op, der giver anledning til, at vi henvender os til indenrigsministeren. I stedet for at råbe ulven kommer nu, så er det mere virkningsfuldt at reagere, hvis de næste tal viser en yderligere forringelse.”, og Vibeke Hein afslutter med en henvisning til, at sikkerheden på Barsebäck trods forringelserne stadig er langt større end på andre atomkraftvækrer i Danmarks nabolag eksempelvis Tyskland og Litauen.

 

OOA konstaterer, at Beredskabsstyrelsens informationschef i udtalelsen til Information blot afslører, at styrelsen ikke har sat sig ordentligt ind i sagen. Der er således i SKIs rapporter intet belæg for påstanden om, at sikkerheden skulle være sænket, siden det blev besluttet, at Barsebäck skal lukke. Tværtimod konstaterer SKI, at forbavsende få ansatte har forladt værket. Det fremgår også af SKIs rapporter, at myndigheden siden lukningsbeslutningen har sat værket under ”særligt tilsyn” netop for at undgå, at sikkerheden på værket sænkes!

 

Derudover udtaler informationschefen, at Beredskabsstyrelsen den 25.06.98 er i gang med at læse PSA-rapporten fra Barsebäck af 11.06.98. OOA er meget forbavset over, at Beredskabsstyrelsen er så langsomme om at gennemgå den forholdsvis lille rapport!

 

OOA hævder i et nyt åbent brev den 26.06.98 til regering og folketingets politiker, at:

·        Danmark er uden kompetent myndighed i Barsebäck-sagen

·        OOA skærper kritikken og kræver tilbundsgående undersøgelse af Beredskabsstyrelsens håndhævelse af gældende informationsudvekslings- og varslingsaftaler mellem Sverige og Danmark

·        Om nødvendigt må de ansvarlige politikere præcisere, hvordan beredskabsstyrelsen skal varetage sine opgaver

 

I juli måned svarer indenrigsministeren efter indhentet udtalelse fra Beredskabsstyrelsen på endnu et spørgsmål (nr. 230) fra udvalget. Ministeren svarer bl.a.:

 

”Formålet med PSA-analysen er primært at bestemme, hvilke systemer på anlægget det ud fra en sikkerhedsmæssig betragtning vil være mest effektivt at forbedre. I en PSA-analyse indgår et stort antal forsigtige antagelser, hvorfor en sådan analyse overvurderer den faktiske risiko. PSA-analysens resultat skal derfor anvendes med stor varsomhed, og værkernes driftstilladelse er ikke baseret på PSA-analysens talværdier.

 

Den svenske sikkerhedsmyndighed SKI støtter imidlertid IAEA’s rekommandationer om en PSA-værdi for ældre værker på 1:10 000 och 1:100 000 for nye værker, ligesom Barsebäck og Oskarshamn har som overordnede mål, at anlæggene skal opfylde måltallene for nye anlæg.

 

Hovedlinierne i den svenske sikkerhedspolitik på dette område er ikke anderledes i dag end den var i 1992 eller tidligere.”

 

OOA  konstaterer, at ministeren fejlinformerer udvalget, eftersom det af de svenske årlige ”lägesrapporter” fremgår, at SKI i 1992 ansåg, at brændselskadefrekvensen for svenske reaktorer (dvs. inklusive Barsebäck) var l:100.000. Det fremgår af tilgængeligt materiale hos SKI (hvilket OOA har redegjort udførligt for tidligere i dette notat), at SKI først i april 1998 vedkendte sig, at den internationalt vedtagne brændselskadefrekvens på 1:10.000 for ældre reaktorer også havde relevans for svenske reaktorer.

 

OOA finder det derudover problematisk, at ministeren i sit svar til udvalget kun nævner, at PSA-analyser kan overvurdere den faktiske risiko. Faktisk går ministeren længere end til at sige ”kan overvurdere”. Ministeren konstaterer helt enkelt i sit svar til udvalget ”at en sådan analyse overvurderer den faktiske risiko” (vor fremhævelse). Ministeren fortsætter derudover med anbefalingen: ”PSA-analysens resultat skal derfor anvendes med stor varsomhed….

 

OOA finder ministerens information til udvalget meget kritisabel, bl.a. på baggrund af (som tidligere redegjort for i dette notat), at SKI i tilgængeligt materiale har givet udtryk for forbehold af både positiv og negativ karakter for en vurdering af PSA-analyseresultater. OOA henviser til afsnittet ”PSA-analyser” i dette notat samt til notatets Bilag 2.

 

Alt i alt finder OOA ministerens svar uhyre bagatelliserende, hvilket OOA finder meget kritisabelt i betragtning af de konstaterede svagheder i strømforsyningen og elsystemet på Barsebäck!

 

Ministeren besvarer derudover spørgsmål nr. 231 med følgende ordlyd:

 

”Naturligvis så jeg gerne, at alle ældre atomkraftværker skulle opfylde de samme sikkerhedsmæssige målsætninger som nye anlæg. Baggrunden for at kunne stille stadigt højere sikkerhedskrav er jo imidlertid, at nyere anlæg er baseret på nyere teknik. For de ældre værker udgør IAEA’s anbefalinger fortsat et højt sikkerhedsniveau, uanset at der anbefales endnu højere sikkerhedsværdier for nyere værker.

 

Det er afgørende for mig, at der ikke må kunne stilles spørgsmål ved, om sikkerhedsniveauet på for eksempel Barsebäckværket er lavere end de krav, som SKI har opstillet, og som er i overensstemmelse med IAEA’s anbefalinger. Beredskabsstyrelsen har ikke fået nogen oplysninger om, at sikkerhedsniveauet på Barsebäckværket er lavere end de krav, som SKI har opstillet, og som har været gældende i en årrække, jf. min besvarelse af spørgsmål nr. 230.” (vore fremhævelser)

 

Ministeren skriver i sit svar, at IAEAs anbefalinger for en kerneskadefrekvens på 1:10.000 for ældre reaktorer er ”et højt sikkerhedsniveau”. Vi er målløse i OOA over denne udtalelse! Vi gør opmærksom på, at den i Sverige udtalte kerneskadefrekvens for samtlige svenske reaktorer i 1986 var 1:100.000. Trods denne ”lave” kerneskadefrekvens besluttede et flertal i Folketinget i maj 1986 at pålægge regeringen, at rette henvendelse til den svenske regering med anmodning om lukning af Barsebäck! Beslutningen blev vedtaget bl.a. pga. utryghed ved sikkerheden på værket i kombination med værkets placering kun 20 km fra København. Den danske regering og folketingspolitikere har siden 1986 utallige gange lagt pres på den svenske regering for at fremskynde værkets lukning.

 

På trods af dette så udtaler den Barsebäck-ansvarlige minister altså i juli 1998 i forbindelse med konstateringen af svagheder i Barsebäckværkets strømforsyning og elsystemer, at en kerneskadefrekvens på 1:10.000 for Barsebäck er ”et højt sikkerhedsniveau”!

 

OOA vil meget gerne vide, om den i dag siddende indenrigsminister er enig i sin foregængers vurdering. OOA vil også gerne vide, hvilken holdning Miljø- og Planlægningsudvalget og folketingets partier har til dette spørgsmål.

 

OOA understreger, at vi finder det meget urimeligt, at acceptere en kerneskadefrekvens på 1:10.000 for Barsebäck! OOA finder det desuden uklogt i forhold til de fortsatte bestræbelser for at få lukket Barsebäck 2, hvis de ansvarlige politikere i Danmark skulle gå hen og ”slække” på de sikkerhedsmæssige argumenter for en lukning!

 

Den 30.06.98 udtaler Beredskabsstyrelsen sig igen til Dagbladet Information. Overingeniør Bjørn Thorlaksen siger:

 

”Vi kan ikke løbe vores minister på dørene med tvivlsomme data. Vores egen indsigt er meget overfladisk. Vi er kun en eller to mand om det. Vi er nødt til at stole på de svenske myndigheder. Og de siger jo, at de ikke er utrygge ved at lade reaktorerne køre videre.”

 

Bjørn Thorlaksen forklarer videre:

 

 ”En ingeniørsmæssig bedømmelse ser på, hvad der sker, hvis en komponent fejler. I den matematiske model beregner man sandsynlighederne for forskellige hændelser. For at være på den sikre side lægger man nogle antagelser ind om, hvor tit en komponent vil fejle. Det giver en urealistisk høj sandsynlighed, fordi man også antager en risiko ved sikre komponenter.

Det man finder, er ikke den absolutte risiko, men det relative bidrag til et havari.”

 

I Politiken den 19.07.98 afviser indenrigsminister Thorkild Simonsen imidlertid at kræve et driftstop:

 

”Det kan vi ikke. Det må være op til de svenske myndigheder. Foreløbig har de svenske myndigheder ikke krævet noget driftsstop for de gamle reaktorer, men tekniske forbedringer.

Herhjemme er den danske Beredskabsstyrelse, der har til opgave at følge udviklingen på Barsebäck, ikke bekymret.”

 

Bjørn Thorlaksen fra Beredskabsstyrelsen supplerer:

 

”Sikkerhedsanalyserne er relativt usikre, fordi de er så detaljerede nu. Derfor skal man tage dem med et gran salt og ikke fare ud med bål og brand.”

 

Dagen efter (den 20.07.98) er det Bent Sørensen, professor i fysik på Roskilde universitetscenter, der udtaler sig til Politiken:

 

”Man kan bruge modellerne til at se på den relative sandsynlighed for et uheld. Når analyserne derfor fastslår, at sikkerheden er blevet dårligere, kan man være sikker på, at det er rigtigt. Men analyserne er for usikre til at bedømme, præcist hvor sikkert eller usikkert et værk er.”

 

Bent Sørensen er uforstående over for, at Beredskabsstyrelsen, der fra dansk side skal overvåge sikkerheden på Barsebäck, ikke finder grund til bekymring. Styrelsens argument er, at analyserne er meget teoretiske.

.

”Det er jeg helt enig med Beredskabsstyrelsen i. Men min konklusion er den modsatte. Jeg mener, de nye analyser viser et alarmerende resultat”, siger Bent Sørensen  og betragter Beredskabsstyrelsens holdning som ufin:

 

 ”Styrelsen kan tilsyneladende godt bruge analyserne, når de konkluderer, at alt er i orden, men ikke, når analyserne viser, at der er et problem.”

 

 

Den 20. juli 1998 sender indenrigsministeren trods sine kritisable og bagatelliserende svar til Miljø- og Planlægningsudvalget et brev til den svenske regering. Ministeren skriver bl.a. heri:

 

”Det synes at blive stadig tydeligere, at det med tiden er mere og mere vanskeligt at opretholde et tilstrækkeligt højt sikkerhedsniveau på værket. Den danske regering har tidligere givet udtryk for, at fejlplaceringen af værket bliver mere og mere åbenbar efterhånden som værket ældes. De seneste oplysninger og analyseresultater giver mig grund til at gentage dette synspunkt.

 

Jeg vil også på ny understrege, at værket efter den danske regerings opfattelse er fejlplaceret og bør lukkes snarest.”

 

OOA er stort set tilfreds med ministerens brev, men mener, at ministeren med henvisning til de konstaterede svagheder i værkets strømforsyning og elsystemer burde have krævet værket lukket nu i stedet for ”snarest”.

 

Indenrigsministeren udtaler til Politiken den 21.07.98, at han dog føler sig mere beroliget,  efter at Beredskabsstyrelsen i går var i kontakt med SKI, der oplyste, at Barsebäck efter en række forbedringer opfylder alle normerne.

Ministeren hæfter sig imidlertid ved, at den danske Beredskabsstyrelse ikke finder sikkerhedsituationen på Barsebäck alarmerende:

 

”Derfor ser det ikke ud som om, at der er nogen nye problemer. Beredskabsstyrelsen mener, at de nye og udvidede sikkerhedsanalyser som har fremkaldt debatten om den lave sikkerhed på Barsebäck er så teoretiske, at de skal tages med et gran salt.”

 

Den 22.07.98 fastholder Informationschef på Beredskabsstyrelsen overfor Ekstra Bladet, at der ikke er sket ændringer i hovedlinierne i den svenske sikkerhedspolitik siden 1992, og at SKI således ikke har slækket på kravene til de svenske atomkraftværker. Vibeke Hein siger således:

 

”Jeg har spurgt i SKI, og jeg har ikke kunnet finde en eneste, der har kunnet fortælle, hvad den konkrete risikogrænse (PSA-værdi) er. PSA-værdien skifter iøvrigt efter, hvilken del af driften, man foretager en risikovurdering af, og den er ikke det eneste afgørende for, om et atomkrafatværk kan få driftstilladelse.”

 

OOA har tidligere i dette afsnit kommenteret denne fejlagtige opfattelse hos Beredskabsstyrelsen!

 

Den 24. juli udsender indenrigsministeren en pressemeddelelse, hvori han erklærer sig tilfreds med Beredskabsstyrelsen Barsebäck-redegørelser:

 

”Beredskabssstyrelsens orientering af Indenrigsministeriet må nødvendigvis bygge på en teknisk faglig vurdering af nye informationers relevans for en bedømmelse af Barsebäckværkets sikkerhedsniveau.

Jeg noterer med tilfredshed, at Beredskabsstyrelsen over for mig har oplyst, at styrelsen vil styrke den teknisk faglige rådgivning, der vedrører spørgsmål af særlig politisk interesse.”

 

Den 29 juli modtage OOA endelig (efter en rykker) svar fra indenrigsministeren på OOA tidligere udtalte kritikpunkter i sagen. Ministeren skriver bl.a.:

 

For at kunne følge status vedrørende sikkerhedsforholdene er det afgørende til stadighed at være i besiddelse af aktuel og opdateret viden for at kunne danne sig et retvisende billede af situationen. I denne forbindelse glæder det mig at konstatere, at informationer om selv mindre uregelmæssigheder kommer os hurtigt i hænde.”

 

I brevet til OOA er indeholdt en udtalelse fra Beredskabsstyrelsen i sagen, hvori man bl.a. skriver:

 

”OOA kritiserer Beredskabsstyrelsen for i sit bidrag til indenrigsministerens besvarelse af spørgsmål 176 ikke at have orienteret indenrigsministeren om, at en rapport om Barsebäcks PSA analyse, lå færdig på Barsebäck torsdag den 11. juni 1998.

 

Beredskabsstyrelsen afsluttede sin indsamling af teknisk materiale til besvarelse af spørgsmål: 176 – 178 den 11. juni 1998 og var i den forbindelse i kontakt med SKI. Beredskabsstyrelsen var orienteret om, at en rapport om Barsebäcks PSA-analyse var på trapperne – hvilket også fremgår af Beredskabsstyrelsens bidrag til besvarelsen af spørgsmål. 176 – men ikke om, hvornår den konkret ville foreligge.  Beredskabsstyrelsens bidrag til besvarelse af spørgsmål. 176-178 var derfor især baseret på telefoniske oplysninger fra SKI. Den 12. juni 1998 modtog Beredskabsstyrelsen og videresendte samme dag til Indenrigsministeriet en pressemeddeles fra Barsebäck om, at rapporten nu var afleveret til SKI.”

 

Beredskabsstyrelsen skriver senere i sin udtalelse til OOA:

 

”Det fremgår således tydeligt af rapporten, at den ikke kan anvendes til angivelse af en samlet sandsynlighed  for frekvenser af skader på reaktorkernen, hvilket netop er, hvad OOA bruger resultaterne til. Det fremgår også, at der er tale om en foreløbig rapport, som helt sikkert indeholder mange ”overkonservative” antagelser.”

 

Beredskabsstyrelsen skriver afslutningsvis til OOA:

 

”Som nævnt i Beredskabsstyrelsens bidrag til besvarelsen af folketingsspørgsmålene, udgør PSA-analyserne kun en del af den sikkerhedsanalyse, som gennemføres ved atomkraftværkerne. Selve licensieringen af anlæggene er i langt højere grad baseret på konstruktionsanalyser. Drifttilladelsen for værket ikke er baseret på absolutte grænser for sandsynligheden  for brændselssmeltning, hvorfor PSA-værdien ikke automatisk fører til at anlæggets driftstilladelse inddrages.

 

Beredskabsstyrelsen har stor tillid til den måde, som den svenske sikkerhedsmyndighed SKI håndterer tilsynet med anlæggene på. Styrelsen hæfter sig ved, at SKI sammenfattende konkluderer, at sikkerhedsmyndigheden trods de utilfredsstillende PSA-resultat ikke er utryg ved at lade reaktorerne fortsætte driften.”

 

Indenrigsministeren afslutter brevet til OOA med bl.a. følgende:

 

”Jeg kan tilslutte mig Beredskabsstyrelsens udtalelse, idet jeg hæfter mig ved, at Beredskabsstyrelsen erkender, at styrelsen på et tidligere tidspunkt burde have sørget for fremskaffelsen af Barsebäckværkets rapport til SKI. Det skal bemærkes, at den rapport Barsebäckværkert har afleveret til SKI vedrørende PSA-analysen, er en foreløbig rapport, og at de informationer, der ligger til grund for min besvarelse af spørgsmål fra Folketingets Miljø- og Planlægningsudvalg den 26. Maj 1998, er i overensstemmelse med oplysningerne i den  foreløbige rapport. Beredskabsstyrelsen følger det arbejde, som vil ligge til grund for den endelige rapport, der forventes at foreligge i november 1998, og vil holde sig orienteret om rapportens indhold vedrørende sikkerhedsforholdene på Barsebäckværket.”

 

Den 25. august 1998 svarer indenrigsministeren igen på et spørsmål (nr 292) i sagen. Ministeren siger bl.a. på baggrund af en udtalelse indhentet fra Beredskabsstyrelsen:

 

”PSA-analyse er en teoretisk analyse, der bruges til at identificere områder for mulige sikkerhedsmæssige forbedringer – PSA-analyser bruges ikke som udtryk for den faktiske sikkerhed. PSA-analyser udgør kun en del af sikkerhedsanalyserne på Barsebäckværket. Resultaterne af den foreløbige PSA-analyse kan således ikke anvendes som dokumentation for, at sikkerhedsniveauet på Barsebäckværket er lavere end forudsat ved driftstilladelsen.”

 

OOA konstaterer, at ministeren får stillet et spørgsmål ”i øst” og svarer ”i vest”. Det stillede spørgsmål lød: ”Er ministeren enig med beredskabsstyrelsen i, at usikkerheden omkring sikkerhedsanalyserne skal komme Barsebäck til gode?”

 

Ministeren har således ikke fået stillet et spørgsmål om, hvorvidt ”sikkerhedsniveauet på Barsebäck er lavere end forudsat ved driftstilladelsen”. Spørgsmålet handler rent faktisk om, hvorvidt ”usikkerheden omkring sikkerhedsanalyserne skal komme Barsebäck til gode”! Ministeren henviser i sit svar til Barsebäck’s foreløbige PSA-analyse af 11.06.98 uden at skrive, at det af den rapport fremgår, at kerneskadefrekvensen på værket (på tidspunktet for rapportens skrivning) er større end 1:10.000! Det fremgår videre af denne rapport, at den høje kerneskadefrekvens er forårsaget af, konstaterede svagheder i strømforsyningen og elsystemet på værket!

 

Dette burde have fremgået af ministerens besvarelse, ligesom ministeren i forhold til det stillede spørgsmåls formulering burde have informeret udvalget om, hvilken holdning ministeren havde til problemet! OOA opfatter det svar, som ministeren afleverer til udvalget, som en kraftig bagatellisering af hele problemstillingen! OOA finder dette dybt kritisabelt.

 

Den 25.08.98 giver ministeren følgende besvarelse på spørgsmål 293 om, hvordan han agter at forbedre Beredskabsstyrelsens indsats:

 

”Jeg har indhentet en udtalelse fra Beredskabsstyrelsen, der har oplyst følgende, til hvilket jeg kan henholde mig:

 

”Beredskabsstyrelsen bestræber sig på i samarbejde med blandt andre den svenske tilsynsmyndighed at indhente alle relevante informatoner til brug for styrelsens teknisk faglige rådgivning af ministeren og Folketinget om nuklear sikkerhed.

 

Styrelsen vurderer ud fra teknisk faglige kriterier i hvert enkelt tilfælde modtaget information, og vurderer herunder om der teknisk fagligt findes at være anledning til at indhente yderligere oplysninger eller til at informere ministeren. Resultatet af en konkret bedømmelse kan således være, at der ikke findes at være anledning til at orientere ministeren -  for eksempel hvis informationen ikke vurderes at være relevant for en bedømmelse af sikkerhedsniveauet.

 

Beredskabsstyrelsen tilstræber, at styrelsens rådgivning er såvel fagligt som sagligt kompetent.”

 

”Jeg kan i øvrigt oplyse, at Beredskabsstyrelsen har oplyst over for mig, at styrelsen i forbindelse med en nylig omstrukturering har været opmærksom på at søge at forbedre styrelsens information og rådgivning af ministeriet inden for den teknisk faglige kompetence styrelsen besidder – særligt inden for spørgsmål af særlig politisk interesse.”

 

Den 26. august 1998 er der samråd mellem ministeren og udvalget bl.a. vedr. sikkerheden på Barsebäck. Ministeren oplyser på samrådet bl.a.:

 

”For tiden gennemføres en PSA-analyse på Barsebäckværket, hvilket udvalget ved flere lejligheder er blevet orienteret om.

 

En PSA-analyse er en teoretisk analyse, som udføres for at identificere mulige systemsvagheder ved konstruktionen, som herefter kan forbedres. En PSA-analyse anvendes ikke til at angive et konkret realistisk sikkerhedsniveau – blandt andet fordi en PSA-analyse ikke medtager beregninger med videre angående konstruktionen. Jeg har bedt Beredskabsstyrelsen om at orientere mig, når resultaterne af PSA-analysen foreligger. Jeg vil på baggrund af Beredskabsstyrelsens vurdering overveje eventuelle skridt. PSA-analysen forventes at foreligge i november 1998.”

 

Som det fremgår af ovenstående citat, konstaterer ministeren selv at teoretiske PSA-analyser udføres ”for at identificere mulige systemsvagheder ved konstruktionen, som herefter kan forbedres”. OOA gør opmærksom på, at der på det pågældende tidspunkt er konstateret svagheder i værkets strømforsyning og elsystemer, som ved hjælp af de teoretiske PSA-analyser peger på en alvorlig og stor risiko for skader på reaktorkernen ved visse hændelsesforløb! Vi henviser her igen til ”SKI-PM-998-19”, hvori SKI bl.a. skriver:

 

”Av redovisningen 1998-01-30 framgår att man preliminärt funnit liknande förhållande på elsystemsidan hos B1 och B2 som hos O2.”

 

”BKAB är försiktig med siffervärden i sina redovisningar men det framgår av redovisningen av 1998-06-11 att de nya PSA-analyserna kan ge härdskadefrekvenser på 1/10.000 år eller något däröver.” (vor fremhævelse)

 

OOA er yderst forbavset og oprørt over, at ministeren – på det vidensgrundlag som på indeværende tidspunkt foreligger – åbenbart ikke foretager sig andet i sagen end at vente i 3 måneder på yderligere oplysninger fra Sverige.

 

Den 22. september 1998 fremsender indenrigsministeren det på samrådet lovede notat om de faktiske forhold omkring sikkerheden på Barsebäckværket. Indenrigsministeriets beredskabskontor skriver bl.a. i notatet:

 

”Ifølge Barsebäckværket giver resultaterne fra den nye PSA-analysemodel en kerneskadefrekvens på omkring 1:10.000 sammenlignet med resultaterne fra de tidligere gennemførte modeller, hvor frekvensen blev vurderet til at ligge på mellem 1:100.000 og 1:1.000.000. I medierne blev dette tolket som en forringelse af sikkerheden på Barsebäck med en faktor 10 – 100.

 

Denne refererede forringelse af sikkerheden bunder ikke i ændringer i de faktiske fysiske sikkerhedsmæssige forhold på værket. Forskellene udspringer bl.a. af, at den PSA-analyse metode, der blev anvendt ved analysens foreløbige resultater denne sommer, er forskellig fra og mere detaljeret i forhold til de metoder, som tidligere har været anvendt.”

 

”De foreløbige resultater af den nye, mere detaljerede PSA-analyse peger på svagheder i konstruktionen. Dette gælder kraftforsyningen, hvor nødstrømsanlægget i tilfælde af svigt af det ydre strømnet skal kunne levere strøm bl.a. til brug for køling af reaktorkernen i tilfælde af nedlukning. Ifølge PSA-analysens foreløbige resultater kan den måde, nødstrømsanlægget er opbygget på, være et risikomoment under visse hændelsesforløb.

 

SKI har dog ikke vurderet, at dette burde medføre en standsning af reaktorerne på Barsebäckværket. SKI har for nylig fastslået, at Barsebäckværket lever op til de internationale sikkerhedsnormer.”

 

Som det fremgår af ovennævnte citater, så konstaterer beredskabskontoret, at svagheder i konstruktionen er årsagen til at kerneskadefrekvensen på Barsebäck på indeværende tidspunkt er så høj  som 1:10.000. Man konstaterer også, at problemet er strømforsyningen og elsystemet på værket. Beredskabskontoret skriver selv, at ifølge PSA-analysens foreløbige resultater kan den måde, nødstrømsanlægget er opbygget på, være et risikomoment under visse hændelsesforløb!

 

Der er ikke i notatet nogen antydning af, at Danmark i det mindste burde forholde sig kritisk til en fortsat drift af Barsebäck kun 20 km fra København med så alvorlige svagheder i konstruktionen. Tværtimod så skriver beredskabskontoret frejdigt: ”SKI har dog ikke vurderet, at dette burde medføre en standsning af reaktorerne på Barsebäckværket.”

 

OOA gør igen opmærksom på, at det danske folketing og de danske regeringer har krævet Barsebäck lukket lige siden 1986 på trods af, at SKI har fundet driften sikkerhedsmæssig acceptabel! OOA spørger igen: Er den hidtidige danske politiske holdning i forhold til lukning af Barsebäck ”i fare” i denne sag? OOA finder det helt uforståeligt og meget kritisabelt, at de ansvarlige danske politikere ikke fra første færd har krævet værket lukket øjeblikkeligt med henvisning til disse konstaterede svagheder i konstruktionen! 

 

Først den 24. Februar 1999 stiller SKI krav til atomkraftværkerne om gennemførelse af en række sikkerhedsforbedrende foranstaltninger under 1999 års revisionsnedlukningen, for at kunne få SKIs tilladelse til at gå i drift igen efter nedlukningen.

 

Indenrigsministeren informerer folketingets Miljø- og Planlægningsudvalg om SKIs afgørelse, og redegør kort for Beredskabsstyrelsens reaktion på de af SKI stillede krav:

 

”Beredskabsstyrelsen har over for Indenrigsministeriet oplyst, at styrelsen har taget SKI’s krav over for Barsebäckværket til efterretning. Styrelsen har ikke grundlag for en anden vurdering end SKI’s med hensyn til spørgsmålet om, hvorvidt driften kan fortsætte i en begrænset periode.”

 

OOA føler det igen berettiget at stille et par spørgsmål i anledning af ministerens orientering af udvalget: Burde indeholdet i SKIs brev ikke have ført til en erkendelse fra Beredskabsstyrelsens side af, at man har fejlbedømt problemets alvor under hele forløbet? Burde indenrigsministeren ikke have kritiseret Beredskabsstyrelsen for at have fejlbedømt problemets alvor under hele forløbet? Tyder SKIs brev ikke på, at det på et tidligt tidspunkt havde været rimeligt med forbehold fra dansk side overfor drift af Barsebäck med de konstaterede svagheder i strømforsyning og elsystemer i og med, at SKI nu stiller visse vilkår som forudsætning for tilladelse til fortsat drift efter revisionsarbejdet sommeren 1999?

 

Den 26. maj 2000 forsvarer Beredskabsstyrelsen sig mod OOAs anklager om, at de informationer der tilflyder styrelsen fra Sverige blot helt ukritiskt synes at blive taget til efterretning med, at man i Danmark ikke har de fornødne kernekrafteksperter eller det nødvendige personale. Overingeniør Bjørn Thorlaksen siger videre:

 

”Vi er i høj grad afhængige af de oplysninger, vi får fra Sverige. Men vi har tillid til SKI og til, at de laver et sobert stykke arbejde.”

 

OOA konstaterer, at intet tyder på, at Danmark i dag har en kompetent, kritisk og engageret myndighed til at varetage den danske befolknings interesser i forhold til lukningen af Barsebäck 2.

 

Indenrigsministeren orienterede den 25.08.98 Miljø- og Planlægningsudvalget om, hvordan han agter at forbedre Beredskabsstyrelsens indsats. OOA konstaterer i dag, at det tilsyneladende kun var en slags udtalt ”hensigtserklæring”, eftersom OOA frem til dags dato stadig ikke kan få øje på initiativer fra Beredskabsstyrelsens side, som varetager Danmarks interesse i Barsebäck-sagen!

 

Den danske regering har siden 1976 sikret Danmark ret til hurtig og grundigt indsyn i specielt de sikkerhedsmæssige forhold ved Barsebäckværket gennem indgåelse af en bilateral informationsudvekslings- og varslingsaftale vedr. atom-anlæg. Denne aftale er blevet omforhandlet flere gange i årenes løb for at sikre Danmark optimal information om sikkerheden ved Barsebäck.

 

Beredskabsstyrelsen er den i Danmark udpegede overordnede ansvarlige og kompetente myndighed vedr. Barsebäck. Det er Beredskabsstyrelsen, der skal holde sig informeret om sikkerheden på Barsebäck, og det er til Beredskabsstyrelsen indenrigsminsteren henvender sig, når ministeren eller Folketingets politikere ønsker information om sikkerhedsforholdene på Barsebäck.

 

OOA har tidligere i denne sag - og i sagen vedr. de alvorlige svagheder i bl.a. Barsebäckværkets nødkølesystem i 1992 – kritiseret Beredskabsstyrelsen for bl.a.

 

·        ikke selv at rekvirere tilstrækkeligt med baggrundsmateriale i sager af sikkerhedsmæssig karakter

·        ikke at foretage en kritisk undersøgelse og vurdering af materiale fremsendt til styrelsen af SKI og Barsebäckværket. I stedet for af forholde sig kritisk til informationerne, videreformidler styrelsen tilsyneladende blot information og konklusioner fra anden side. Information og konklusioner, som OOA ved flere tilfælde har konstateret værende stærkt bagatelliserende eller direkte mangefulde.

 

Dette har ved flere tilfælde ført til, at indenrigsministeren til Folketingets politikere har videregivet information, som har været bagatelliserende, ukritisk, mangelfuld, vildledende eller i værste fald har det handlet om direkte fejlinformation.

 

Det fremgår af indenrigsministerens talepapir til brug for samrådet med Miljø- og Planlægningsudvalget den 26.08.98, at Beredskabsstyrelsen modtager et omfattende materiale fra svensk side om sikkerheden på Barsebäck. På trods af dette har OOA ikke indtryk af, at styrelsen er særlig ivrig efter hurtigt at skaffe sig f.eks. baggrunds- og referencerapporter til det fra Sverige oversendte materiale. 

 

Beredskabsstyrelsen har ved flere lejligheder udtrykt, at man har stor tillid til den måde, som SKI håndterer tilsynet med Barsebäck på. OOA er urolig for, at styrelsens tillid til  SKIs vurderinger er så stor, at man helt enkelt ikke forholder sig tilstrækkelig kritiskt til SKIs informationer og konklusioner. Et aktuelt eksempel er, at Beredskabsstyrelsen forholder sig totalt ukritisk overfor, at det forventes både fra IAEAs og SKIs side, at Danmark skal acceptere en kerneskadefrekvens på 1:10.000 reaktordriftår for de forældede, bl.a. de svenske, reaktorers vedkommende.

 

OOA har noteret sig, at Beredskabsstyrelsen over for indenrigsministeren i august 98 har oplyst, at styrelsen i forbindelse med en nylig omstrukturering har været opmærksom på at søge at forbedre styrelsens information og rådgivning af ministeriet inden for den teknisk faglige kompetence, som styrelsen besidder – særligt inden for spørgsmål af særlig politiske interesse.

 

OOA konstaterer i denne forbindelse, at styrelsen på trods af ovennævnte omstrukturering og (ny)prioriteringer ikke har fundet det relevant at informere ministeren om, at styrelsen tidligere må have undervurderet eller direkte fejlbedømt graden af alvoren i de konstaterede svagheder i strømforsyningen og elsystemet på Barsebäck 2. Dette skal ses i lyset af, at SKI opstillede visse sikkerhedsmæssige forbedringer i relation til de konstaterede svagheder som vilkår for tilladelse til fortsat drift af bl.a. Barsebäckværket efter revisionsnedlukningen 1999.

 

12.  Kritik af den svenske atomkraftmyndighed ”SKI”

 

Kritikpunkt 1: SKI kritiseres for at gribe ind på et alt for sent tidspunkt med krav om gennemførelse af sikkerhedsforbedrende foranstaltninger på Barsebäck 2 i forhold til de konstaterede svagheder i reaktorens strømforsyning og elsystemer!

 

De svenske myndigheder fandt i 1992/93 behov for, at foretage en nøje undersøgelse af sikkerhedsanalyser og konstruktionsforudsætninger for Sveriges 5 ældste reaktorers vedkom­mende (heriblandt Barsebäck-reaktorerne). Undersøgelsesprogrammet blev indledt ved den ældste reaktor, Oskarshamn 1, i 1993. Ret hurtigt derefter konstaterede myndighederne, at visse sikkerhedsfunktioners kapacitet og pålidelighed ikke fuldt ud modsvarede forudsæt­ningerne i tidligere sikkerhedsredegørelser. Der var altså tegn på mangler i sikkerheden på reaktoren!

 

En gennemgående renovering og modernisering (kaldet ”Projekt Fenix”) blev derfor i 1993 iværksat på reaktor 1 på Oskarshamnværket. Det fremgår af rapporten ”Säkerhets- og strålskyddsläget vid de svenska kärnkraftverken 1993-94”, udarbejdet af SKI og SSI og offentliggjort i december 1994, at man i forhold til Oskarshamn1 har konstateret, at visse sikkerhedsfunktioners kapacitet og pålidelighed ikke fuldt modsvarer forudsætningerne i tidligere års sikkerhedsredegørelser. Det fremgår bl.a. også af rapporten, at myndighederne anser undersøgelser af pålidelighed i strømforsyningen som et prioriteret område.

 

De svenske myndigheder konstaterer i 1994/95 svagheder i strømforsyningen og elsystemet på Oskarshamn 1. Det fremgår, at myndighederne betragter problemet som alvorligt. Man formodede dengang, at de samme svagheder skulle kunne konstateres i de andre 4 forældede reaktorer fra samme reaktor-generation (heriblandt Barsebäck).

 

OOA er stærkt forundret over, at opdagelsen af netop disse konstruktionssvagheder kommer så meget bag på myndighederne, som de rent faktiskt gør, eftersom både Barsebäck og SKI allerede i 1985 konstaterede svagheder i forbindelse med værkets strømforsyning til kølevandssystemet!

 

Først så sent som i februar 1996 går SKI i et brev til atomkraftværkerne ud med en direkte  anmodning om at få en nærmere klarlæggelse af problemerne. En redegørelse skal derefter indsendes til SKI indeholdende en plan for sikkerhedsforbedrende foranstaltninger såfremt eventuelle svagheder skulle konstateres. Det fremgår siden af redegørelserne fra atomkraft­værkerne, at svagheder er konstateret, endda sådanne, som har vist sig at have stor indflydelse på reaktorenes totale pålidelighed. Det konstateres også, at der findes mulighed for forbedrende foranstaltninger af teknisk karakter.

 

I november 1997 udgiver Oskarshamnsværket en rapport for kerneskadefrekvensen på værkets reaktor 2. Frekvensen opgives for tre typer af hændelsesforløb (HS1, HS2 og HS3-forløb), til at være hhv. 1:52.631, 1:2.380 og 1:5.000 pr. reaktordriftår. Det skal her bemærkes, at der på dette tidspunkt er konstateret svagheder i strømforsyning og elsystemer på Oskarshamn 2, hvilket altså påvirker kerneskadefrekvenserne i alvorlig grad.

 

I juni 1998 udgiver Barsebäckværket en rapport, hvoraf det fremgår at kerneskade­frekvensen på værket (på tidspunktet for rapportens skrivning) er større end 1:10.000!

 

I december 1998 udgiver Barsebäckværket endnu en rapport, hvoraf det fremgår at kerneskadefrekvensen for reaktor 1 er 1:15.384, og at kerneskadefrekvensen for reaktor 2 er 1:12.500! Det fremgår også af rapporten, at hvis man medtager resultaterne fra brand- og oversvømningsanalyserne i beregningerne vil kerneskade­frekvensen øges med en faktor 2,5, hvilket ifølge rapporten medfører, at kerneskade­frekvensen for de respektive reaktorer bliver omkring 1:10.000!!

 

Den 11. december 1998 afleverer Barsebäckværket den endelige PSA-rapport, hvoraf det fremgår, at der trods sikkerhedforbedrende foranstaltninger foretaget på værkets eget initiativ stadig er en kerneskadefrekvens på 1:16.666 for visse typer af hændelsesforløb.

 

Først den 24. februar 1999 stiller SKI krav til atomkraftværkerne om gennemførelse af en række sikkerhedsforbedrende foranstaltninger, for at kunne få SKIs tilladelse til fortsat drift af Barsebäck 2 og de andre berørte reaktorer. Hvor meget de i 1999 gennemførte sikkerhedsforbedrende foranstaltninger positivt vil påvirke kerneskadefrekvensen for Barsebäck 2, vil først fremgå af den redegørelse, som skal afleveres til SKI den 30.06.2000. Uanset den på det tidspunkt fremregnede kerneskadefrekvens, så kan OOA allerede nu konstatere, at den ikke vil ligge på 1:100.000, som er sikkerhedsmålet for nybyggede reaktorer. Opnåelse af dette sikkerhedsmål er samtidigt angivet af SKI som en forudsætning for drift af de forældede reaktorer i det 21.århundrede. Myndighederne formulerer sikkerhedsmålet således i ”lägesrapport 1997”:

 

” SKI anser samtidigt att det pågående moderniseringsarbetet måste fortsätta så att alla reaktorer i drift på 2000-talet når en säkerhetsnivå som motsvarar moderna konstruktionsprinciper.”

 

Indholdet i SKIs brev til atomkraftværkerne får OOA til at stille sig følgende spørgsmål: Betyder dette ikke, at driften på de berørte reaktorer (heriblandt Barsebäck) burde have været stoppet tidligere – eller i det mindste at SKI burde have stillet krav om gennemførelse af disse sikkerheds­forbedrende foranstaltninger allerede fra starten? For det kan vel ikke betyde, at problemerne/svaghederne skulle anses ”farligere” i dag end tidligere, eftersom svaghederne i elsystemet og strømforsyningen ikke er blevet alvorligere med tiden – snarere tværtimod! Derimod er det SKI’s indsigt og forståelse af problemets omfang og alvor, som er blevet større med tiden!

 

SKI har ikke taget de konstaterede svagheder i konstruktionen særligt alvorligt med henvisning til, at værkernes beskyttelsesbarrierer som bl.a. reaktorindeslutningen og Filtra sikrer, at en ulykke med skader på reaktorkernen ikke vil føre til radioaktiv forurening udenfor indeslutningen! Men kan vi efter hvad der skete vedr. problemerne med nødkølesystemerne i 1992 stole på, at der ikke i disse sikkerhedsbarrierer findes ”skjulte” (endnu ikke opdagede) fejl og brister, som kan føre til at disse systemer ikke vil fungere efter hensigten i en ulykkessituation?

 

Desuden er det afgørende for OOA ikke, om sandsynligheden for en ulykke i PSA-termer udtrykkes som stor eller lille. Det afgørende er, at en ulykke rent faktisk kan ske. Sker der en ”værst tænkelig” ulykke på Barsebäck 2 vil den kunne få katastrofale konsekvenser for Danmark. At tillade drift af denne fejlplacerede reaktor kun 20 km fra København oven i købet med konstaterede svagheder i reaktorens helt basale systemer er helt uacceptabelt!

 

 

Kritikpunkt 2: SKI kritiseres for at gentage skandalen fra 1992, hvor inspektionen på et alt for sent tidspunkt stillede krav i forbindelse med fortsat drift af de meget alvorligt problemramte 5 reaktorer! (Dengang udstedte SKI driftsforbud mod bl.a. Barsebäck-reaktorerne)!

 

Svaghederne i de forældede reaktorers strømforsyning og elsystemer blev som tidligere nævnt konstateret allerede i 1994/95.  Først i 1999 går SKI ud med krav om sikkerhedsforbedrende foranstaltninger, som vilkår for fortsat drift af de berørte reaktorer, heribland Barsebäck.

 

OOA er stærkt utilfreds med, at bl.a. Barsebäck 2 har været i drift i 4-5 år, før SKI har fået så meget indsigt i problemstillingen, at myndigheden går ud med vilkår om gennemførelse af sikkerhedsforbedrende foranstaltninger for at reaktoren overhovedet skal kunne opnå tilladelse til fortsat drift.

 

OOA kan ikke lade være med at drage en parallel til situationen i 1992,  hvor myndighederne konstaterer så alvorlige svagheder i 5 reaktorers (de forældedes reaktorers) nødkølesystem, at man udtaler skepsis overfor, at nødkølesystemerne i en ulykkessituation ville kunne fungere som forudsat i de oprindelige konstruktions- og sikkerhedsanalyser. På trods af disse konstaterede alvorlige svagheder, så går der hele 2 måneder, før SKI når frem til beslutningen om at udstede driftsforbud for samtlige berørte reaktorer!

 

SKI erkendte siden overfor den svenske avis ”Arbetet” (23.10.92), at det tog for lang tid inden de 5 reaktorer blev stoppet af sikkerhedshensyn. SKIs generaldirektør, Lars Högberg, sagde bl.a.: ”- Vi er ikke helt tilfredse med den tid det tog. Hvorfor det trak ud udredes nu internt i SKI.”

 

At SKI burde have reageret hurtigere fremgår af en udtalelse fra professor Jan-Olov Liljenzin, medlem af SKIs rådgivende Reaktorsikkerhedsnævn, som den (22.10.92) bl.a. udtalte følgende til den svenske avis ”Svenska Dagbladet”:

 

”- Jeg og andra har længe mistænkt, at de ikke fungerede tillfredsstillende. Men atomkraft­inspektionen stolede på atomkraftværkernes egne løfter. Nu ser man, hvordan det gik.”

 

Nogen år senere konstateres så svagheder i andre af reaktorernes helt basale systemer for sikker drift af de forældede reaktorer: strømforsyningen og elsystemerne.

 

Nu skulle man tro, at atomkraftinspektionen havde gjort sig den erfaring i 1992/93, at  konstatering af svagheder i reaktorens konstruktion, må føre til en prioriteret, kompetent og hurtig granskning af problemstillingen hos SKI med henblik på, hvilke evt. krav inspektionen skal stille for at sikre et blot nogenlunde acceptabelt sikkerhedsniveau på de berørte reaktorer. Desværre synes myndighederne ikke at have strammet op på dette område indenfor sin egen organisation.

 

OOA har derfor ikke længere tillid til, at SKI træffer de rigtige sikkerhedsmæssige beslutninger på de rigtige tidspunkter. OOA vil faktisk gå så langt som til at sætte spørgsmålstegn ved, om SKI i dag besidder den fornødne kompetence til at foretage hurtige, fornuftige og sikkerhedsmæssigt set forsvarlige bedømninger af en ”problemsituation” på bl.a. Barsebäck 2!

 

 

Kritikpunkt 3: SKI kritiseres for at tillade drift af Barsebäck 2 samtidig med, at man på reaktoren gennemfører et langsigtigt såkaldt ”renoverings- og moderniserings”-projekt. OOA peger på, at det ikke kan udelukkes, at projektet kan få negativ indvirkning på sikkerheden på reaktoren. OOA protesterer imod, at SKI tillader ”eksperimenter” af denne karakter at foregå på en reaktor, der er i drift kun 20 km fra København!

 

Det er altså ifølge de svenske atomkraftmyndigheder en forudsætning for drift i det 21. Århundrede, at de forældede værker opnår et sikkerhedsniveau som modsvarer moderne reaktorkonstruktioner.

 

De svenske myndigheder fandt som tidligere nævnt allerede i 1992/93 behov for, at foretage en nøje undersøgelse af sikkerhedsanalyser og konstruktionsforudsætninger for Sveriges 5 ældste reaktorers vedkommende (heriblandt Barsebäck-reaktorerne).

 

Undersøgelsesprogrammet blev indledt ved den ældste reaktor, Oskarshamn 1, i 1993. Ret hurtigt derefter konstaterede myndighederne, at visse sikkerhedsfunktioners kapacitet og pålidelighed ikke fuldt ud modsvarede forudsætningerne i tidligere sikkerhedsredegørelser. Der var altså tegn på mangler i sikkerheden på reaktoren!

 

Den grundige analyse af sikkerhedssystemernes konstruktionsforudsætninger (BOKA-projektet) ved Oskarshamn 2 og Barsebäck 1 & 2 var planlagt afsluttet i 1997-98. Projektet er i dag ikke endeligt afsluttet. Eftersom det oprindelige projekt var ufuldstændigt ved sin afslutning i december 1998, så fortsætter analysearbejdet i dag i projektet POST-BOKA. Dette projekt er i skrivende stund uafsluttet, og myndighederne kan i dag ikke sige noget om, hvornår projektet kan forventes færdigt!

 

Renoverings- og moderniseringsarbejdet (TRIM-projektet) for Oskarshamn 2 og Barsebäck 1 & 2 kom først i gang i 1995/96. Konkrete anlægsforandringer påbegyndtes i 1997. Sydkraft lovede i april 1998, at projektet vil være gennemført og færdigt på Oskarshamn 2 i år 2002, og projektet ville for Barsebäcks vedkommende være gennemført senest året efter! Det fremgår imidlertid af en PSA-rapport fra Barsebäck dateret den 07.12.98, at man først i år 2002/03 vil kunne føre identificerede muligheder til forbedringer for at opfylde Sydkrafts sikkerhedsmål ind i TRIM-projektet. Hvilket altså efter OOAs opfattelse vil sige, at man først på dette tidspunkt vil kunne omsætte de identificerede muligheder til forbedringer til konkrete foranstaltninger. Er dette korrekt opfattet, vil det betyde, at Sydkrafts løfte om, at Barsebäck 2 i år 2003 vil kunne leve op til moderne krav for pålidelighed og sikkerhed ikke vil kunne overholdes!

 

Allerede i 1994-95 sætter imidlertid de svenske myndigheder spørgsmålstegn ved, om det hidtidige ambitionsniveau har været tilstrækkeligt, når det gælder moderniseringer af reaktorer tilhørende de tidlige konstruktionsgenerationer. Derudover fremgår det af ”SKI RAPPORT 96:60, SKI-ASAR-B1/B2” udgivet i december 1996, at myndigheden ikke er helt tilfreds med den i rapporten af Barsebäckværket fortagne redegørelse. Man ville gerne have set en mere gennemarbejdet analyse og bedømmelse af vedligeholdelsesvirksomheden ved værket med tilladelseskontrol og –prøvning  samt foranstaltninger for at kunne håndtere aldrende systemer og komponenter.

 

I 1998 konstaterer de svenske myndigheder så, at noget tyder på at forudsætningerne for sikkerhedsarbejdet ved atomkraftværkerne er ved at forandres. SSI konstaterer i en rapport dateret den 27.03.2000, at atomkraftværkernes ambitionsniveau såvel som moderniseringsarbejdets omfang er mindsket betydeligt. Også SKI konstaterer i en rapport udgivet i april 2000, at værkernes oprindelige tidsplaner for moderniseringsinsatserne ved flere tilfælde er blevet udskudt, samtidig som myndigheden konstaterer at også ambitionsniveauet kan være blevet sænket. SKI konstaterer også, at man i forbindelse med inspektioner på værkerne har gjort observationer, som indikerer visse tendenser hos atomkraftværkerne til at søge efter et minimumsniveau, som således mindsker arbejdsindsatsen.

 

SKI anmoder derfor i et brev til atomkraftværkerne dateret den 23.02.2000 om, senest den 30. juni år 2000 at få tilsendt en skriftlig redegørelse beskrivende de berørte værkers sikkerhedsprogrammer.

 

OOA konstaterer således, at ingen af de berørte atomkraftværker, heriblandt Barsebäck 2, i dag opfylder SKIs krav om, at alle reaktorer i drift i det 21-århundrede skal have et sikkerhedsniveau svarende til moderne konstruktionsprincipper. OOA har spurgt SKI om, hvornår det 21-århundrede begynder i forhold til SKIs sikkerhedskrav for de forældede reaktorer, men vi fik ikke noget klart svar. Derimod fik vi at vide, at SKI i øjeblikket overvejer at revurdere sin hidtidige holdning.

 

OOA konstaterer, at SKI tilsyneladende ikke har hverken overblik eller kontrol over situationen!

 

  trods af, at atomkraftværkerne som nævnt allerede i 1997 var begyndt at foretage konkrete anlægsforandringer, så fremgår det, at SKI i dag endnu ikke har stadfæstede krav eller generelle råd på området. Først i 1995/96 påbegyndte myndigheden selv arbejdet på at præcisere, hvilke sikkerhedsmæssige krav som bør gælde for drift i det 21. århundrede. SKI har først nu (dvs 1999/2000) fremlagt forslag til generelle råd på området, men disse skal først til næste år gennemgå en såkaldt ”konsekvensbeskrivelse”, før der findes mulighed for stadfæstelse af disse råd. Årsagen hertil ligger i, at der i dag ikke foreligger nogen enig opfattelse mellem atomindustrien og myndigheden af, hvordan moderne krav og konstruktionsprincipper skal tillempes på de forældede reaktorer, for at opnå et sikkerhedsniveau ligeværdigt med de nyeste reaktorkonstruktionerne.

 

OOA kan ikke frigøre sig fra fornemmelsen af, at det i denne sag (som i mange tidligere sager) for atomkraftværkernes vedkommende handler om, at de økonomiske priorite­ringer vejer tungere end de sikkerhedsmæssige hensyn! Deraf kravet om en ”konsekvensbeskrivelse” af SKIs forslag til generelle råd inden disse stadfæstes, eftersom renoveringen og moderniseringen af de forældede reaktorer koster atom­industrien mange penge. Man vil derfor ikke gennemføre sikkerhedsforbedrende foranstaltninger uden dokumentation for, at de foreslåede foranstaltninger også vil give den sikkerhedsmæssige forbedring, som der er lagt op til i SKIs forslag til generelle råd på området.

 

Derudover synes det bestemt ikke uproblematisk, at gå ind i eksisterende konstruktioner og begynde at bygge om – eller endnu ”værre” – at indføre digital teknik i de systemer med såkaldt ”analog- og relæbaseret” teknik, som atomkraftværkerne oprindeligt er opført med. Hidtil har man koncentreret indførelsen af digital teknik til informationssystemerne, men man synes nu nødsaget til at forny og renovere de sikkerhedsrelaterede systemer, eftersom der er konstateret problemer med at skaffe reservedele til de gamle systemer. En anden årsag er de øgede krav til vedligeholdelse og afprøvning af systemerne, samt problemer med at rekrutere nyt personale med tilstrækkelig viden om de gamle systemer. OOA konstaterer, at det således synes at være teknisk nødvendigt at skifte de forældede systemer ud, samtidig som det sikkerhedsmæssigt set absolut ikke virker uproblematisk at gøre det.

 

I følge myndighedernes rapporter er f.eks. lang erfaring ved drift- og vedligeholdelse af et system en fordel udfra et sikkerhedsmæssigt synspunkt. Dette kan tale imod indførelse af ny teknik. Videre kan de digitale systemers mere abstrakte natur (sammenlignet med de mekaniske systemers natur) skabe problemer i kontakter med leverandører og i ”mødet med”/samspillet med andre systemer og dicipliner på atomkraftværket. I forbindelse med moderniseringen af værkernes kontrolrum kan indførelse af ny teknik pga større krav til samspillet mellem menneske-teknik-organisation gøre det sværere for operatørerne at arbejde sikkert og effektivt.

 

OOA sætter spørgsmålstegn ved, om analyser og laboratorieeksperimenter tilstrækkeligt vel kan modellere de fænomener, som kan optræde under virkelige hændelsesforløb. Kan de planlagte renoveringer og moderniseringer gøre et allerede kompliceret system – hvor et fungerende samspil mellem de tekniske systemer og opratører er en absolut nødvendighed for en problemløs drift af et atomkraftværk – endnu mere kompliceret? Så kompliceret og analysemæssigt uoverskueligt, at der vil være grund til at nære frygt for, at renoverings- og moderniseringsprogrammerne kan give en negativ indvirkning på sikkerheden på de pågældende værker, heriblandt Barsebäck 2?

 

OOA opfatter på den foreliggende baggrund det langsigtede såkaldt ”renoverings- og modernisering-projekt” på Barsebäck 2, som et projekt af ”eksperimenterende” karakter og modsætter sig dermed fortsat drift af værket placeret kun 20 km fra København, sålænge dette eksperiment pågår!

 

 

Kritikpunkt 4: SKI kritiseres for at give Danmark mangelfuld og bagatelliserende information om de konstaterede svagheder i strømforsyning og elsystemet på Barsebäck 2!

 

Den 25. juni 1998 sender SKI et brev til den danske Beredskabsstyrelse for at præcisere forskellige forhold vedr. PSA-analyser. SKI præciserer i brevet bl.a., hvordan ”riskanalyser och riskvärderingar” skal bruges.

 

SKI gør meget ud af at forklare, at ”så innehåller analysen flera konservativt valda förutsättningar och bedömningar, vilket medför att resultatet inte blir en realistisk skattning av sannolikheten för olika konsekvenser.”

 

OOA har følgende kommentarer/kritik:

 

1)      SKI påpeger kun de konservative antagelser, som kan medføre at analyse-resultatet kan overvurdere den faktiske risiko. Hvorfor nævner SKI ikke noget om de forbehold, som kan medføre at analyse-resultatet kan undervurdere den faktiske risiko. Det fremgår jo af SKIs eget rapport-materiale, at forhold som, at der kan være en risiko for fejlagtige beslutninger i en ulykkessituation eller en risiko for lav sikkerhedsbevidsthed et eller andet sted i organisationen. Forhold som disse (betegnet menneskelige fejl) – som kan være af ubestridelig betydning for sikkerheden – kan ikke indgå i PSA-analyse-beregningerne.

 

2)      SKI hævder, at myndighedens ”kriterier for säkerhetsvärdering är i grunden den samma nu som i 1992”. OOA skal i denne forbindelse gøre opmærksom på følgende:

 

I en rapport udgivet af SKI i 1990 opgiver man kerneskadefrekvensen for svenske reaktorer til at være 1:100.000 – 1:1.000.000 pr. reaktordriftår. Man skriver samtidigt, at man ikke ser indikationer på væsentlige ændringer af denne frekvens i en overskuelig fremtid.

I en rapport udgivet af SKI og SSI i 1996 gentages, at kerneskadefrekvensen for svenske reaktorer er 1:100.000.

I april 1998 skriver SKI i en pressemeddelelse, at myndigheden er enig i IAEAs kerneskadefrekvenser for hhv. moderne og ældre reaktorer ( på hhv. 1:100.000 og 1:10.000), og vedkender sig således for første gang – godt nok indirekte, at anbefalingerne for de ældre reaktorer har relevans for de svenske reaktorer!

 

OOA påstår, at der foregår en revidering af SKIs syn på kerneskadefrekvensen for svenske reaktorer gennem årene, hvilket SKI ikke åbent vil erkende. OOA påstår også, at baggrunden for SKIs holdningsændring er de konstaterede svagheder i de forældede reaktorers strømforsyning og elsystemer, som giver kerneskadefrekvenser som ikke opfylder IAEAs sikkerhedskriterier for hverken moderne eller ældre reaktorer.

 

3)    Derudover vil OOA kritisere SKI for i brevet ikke at informere Danmark om, at den totale kerneskadefrekvens for Barsebäckværket (ifølge værkets seneste PSA-rapport, dateret den 11.06.98) synes at være større end 1:10.000 pr. reaktordriftår. I stedet giver brevet pga SKIs valgte formuleringer en meget bagatelliserende beskrivelse af de konstaterede svagheder i værkets strømforsyning og elsystemer.

 

 

13.  OOAs konklusioner

 

Barsebäck 2 er i dag i drift med konstaterede svagheder i strømforsyningen og elsystemet. Disse svagheder vil ifølge moderniseringsprogrammet for den forældede reaktor først elimineres på lang sigt – ingen kan i dag sige hvornår. SKI tager ikke de konstaterede problemer særligt alvorligt med henvisning til, at værkernes beskyttelsesbarrierer som bl.a. indeslutningen og Filtra sikrer, at en ulykke med skader på reaktorkernen ikke vil føre til radioaktiv forurening udenfor reaktorindeslutningen! Kan vi efter hvad der skete vedr. problemerne med nødkølesystemerne i 1992 stole på, at der ikke i disse sikkerhedsbarrierer findes ”skjulte” (endnu ikke opdagede) fejl og brister, som kan føre til at disse systemer ikke vil fungere efter hensigten i en ulykkessituation?

 

OOAs holdning i denne sag skal der ikke herske tvivl om! Det afgørende for os er ikke om sandsynligheden for en ulykke i PSA-termer udtrykkes som stor eller lille. Det afgørende er, at en ulykke rent faktisk kan ske. Sker der en ”værst tænkelig” ulykke på Barsebäck 2 vil den kunne få katastrofale konsekvenser for Danmark. At tillade drift på denne fejlplacerede reaktor med konstaterede svagheder i reaktorens helt basale systemer er for OOA helt uacceptabelt. OOA siger kort og godt: LUK BARSEBÄCK 2 NU!

 

Dette var således en klar og tydelig markering fra OOA om, at flere sikkerhedsmæssige aspekter gør fortsat drift af Barsebäck 2 helt uacceptabel.

 

Vi fortsætter nu med OOAs konklusioner vedrørende Beredskabsstyrelsen:

 

Som det fremgår af afsnit 11 i dette notat har Beredskabsstyrelsen ved flere tilfælde været den direkte eller indirekte årsag til, at indenrigsministeren har videregivet information til Folketingets øvrige politikere, som har været bagatelliserende, ukritisk, mangelfuld, vildledende eller i værste fald har det indtil flere gange handlet om direkte fejlinformationer!

 

Danmark synes ikke i dette tilfælde, at have stor anledning til at kritisere den svenske atomkraftinspektion ”SKI” for ikke at have holdt Beredskabsstyrelsen underrettet om de aktuelle sikkerhedsproblemer på Barsebäck 2. Det fremgår både af et brev fra indenrigsministeren til OOA, dateret den 29.07.98, og det fremgår af ministerens talepapir til brug ved samrådet med Miljø- og planlægningsudvalget den 26.08.98, at Beredskabsstyrelsen modtager et omfattende materiale fra svensk side om sikkerheden på Barsebäck!

 

Beredskabsstyrelsen har ved flere lejligheder udtrykt, at man har stor tillid til den måde, som SKI håndterer tilsynet med Barsebäck på. Desværre er OOA urolig for, at styrelsens tillid til SKIs vurderinger er så stor, at man helt enkelt ikke forholder sig tilstrækkelig kritiskt til SKIs informationer og konklusioner. OOA har ikke indtryk af, at styrelsen er særlig ivrig efter hurtigt at skaffe sig f.eks. baggrunds- og referencerapporter til det fra Sverige oversendte materiale. Et aktuelt eksempel er, at Beredskabsstyrelsen forholder sig totalt ukritisk overfor, at det forventes både fra IAEAs og SKIs side, at Danmark skal acceptere en kerneskadefrekvens på 1:10.000 pr. reaktordriftår for de forældede svenske reaktorers (heriblandt Barsebäck 2’s) vedkommende!

 

Den 26. maj 2000 forsvarer Beredskabsstyrelsen sig i Dagbladet Information mod OOAs anklager om, at de informationer der tilflyder styrelsen fra Sverige blot helt ukritiskt synes at blive taget til efterretning med forklaringen, at man i Danmark ikke har de fornødne kernekrafteksperter eller det nødvendige personale. Overingeniør Bjørn Thorlaksen siger videre:

 

”Vi er i høj grad afhængige af de oplysninger, vi får fra Sverige. Men vi har tillid til SKI og til, at de laver et sobert stykke arbejde.”

 

Den 30.06.98 udtaler Beredskabsstyrelsen sig igen til Information. Overingeniør Bjørn Thorlaksen siger:

 

”Vi kan ikke løbe vores minister på dørene med tvivlsomme data. Vores egen indsigt er meget overfladisk. Vi er kun en eller to mand om det. Vi er nødt til at stole på de svenske myndigheder. Og de siger jo, at de ikke er utrygge ved at lade reaktorerne køre videre.”

 

Den danske regering har siden 1976 sikret Danmark ret til hurtigt og grundigt indsyn i specielt de sikkerhedsmæssige forhold ved Barsebäckværket gennem indgåelse af en bilateral informationsudvekslings- og varslingsaftale vedr. atom-anlæg. Denne aftale er blevet omforhandlet flere gange i årenes løb for at sikre Danmark optimal information om sikkerheden ved Barsebäck.

 

Beredskabsstyrelsen er den i Danmark i dag udpegede overordnede ansvarlige og kompetente myndighed vedr. Barsebäck. Det er Beredskabsstyrelsen, der skal holde sig informeret om sikkerheden på Barsebäck, og det er til Beredskabsstyrelsen indenrigsminsteren henvender sig, når ministeren eller Folketingets politikere ønsker information om sikkerhedsforholdene på Barsebäck.

 

OOA konkluderer, at Beredskabsstyrelsen forsømmer sine forpligtelser i henhold de indgåede bilaterale informationsudvekslings- og varslingsaftaler vedr. atom-anlæg!

 

Og OOA vedholder sin kritik af Beredskabsstyrelsen:

 

·        for ikke selv at rekvirere tilstrækkeligt med baggrundsmateriale i sager af sikkerhedsmæssig karakter

·        for ikke at foretage en kritisk undersøgelse og vurdering af materiale fremsendt til styrelsen af SKI og Barsebäckværket. I stedet for at forholde sig kritisk til informationerne, videreformidler styrelsen tilsyneladende blot informationer og konklusioner fra anden side. Information og konklusioner, som OOA ved flere tilfælde har konstateret værende stærkt bagatelliserende, mangelfuld, vildledende eller direkte fejlagtig.

 

Beredskabsstyrelsens varetagelse af sine forpligtelser og opgaver har i august måned 1998 været diskuteret i Folketinget. Indenrigsministeren redegjorde den 25.08.98 overfor Miljø- og Planlægningsudvalget for, hvordan han agtede at forbedre Beredskabstyrelsens indsats. Styrelsen oplyste overfor ministeren, at man i forbindelse med en nylig omstrukturering har været opmærksom på at søge at forbedre styrelsens information og rådgivning af ministeriet inden for den teknisk faglige kompetence, som styrelsen besidder – særligt inden for spørgsmål af særlig politisk interesse.

 

OOA konstaterer i denne forbindelse, at styrelsen på trods af ovennævnte omstrukturering og (ny)prioriteringer ikke har fundet det relevant at informere ministeren om, at styrelsen tidligere må have undervurderet eller direkte fejlbedømt graden af alvoren i de konstaterede svagheder i strømforsyningen og elsystemet på Barsebäck 2. Dette skal ses i lyset af, at SKI opstillede gennemførelse af visse sikkerhedsmæssige forbedringer i relation til de konstaterede svagheder som vilkår for tilladelse til fortsat drift af bl.a. Barsebäckværket efter revisionsnedlukningen 1999.  

 

OOA konstaterer i dag, at Beredskabsstyrelsens informationer til indenrigsministeren om en forbedret indsats fra styrelsens side tilsyneladende kun var en slags udtalt tom ”hensigterklæring”, eftersom OOA frem til dags dato stadig ikke kan få øje på initiativer fra Beredskabsstyrelsens side, som varetager Danmarks interesse i Barsebäck-sagen!

 

Tværtimod er Beredskabsstyrelsen godt på vej til at gentage skandalen fra 1992, hvor den ansvarlige danske myndighed demonstrerede ikke kun sin inkompetence i forhold til sikkerheden på Barsebäck, men også sin uvilje mod at varetage sine forpligtelselser i forhold til indgående bilaterale aftaler mellem Danmark og Sverige vedr. bl.a. Barsebäck. Den ansvarlige myndighed sagde ligeud dengang, at man ikke havde fået det fundstændige baggrundsmateriale vedr. sikkerhedsproblemerne i bl.a. Barsebäckværkets nødkølesystem, men at man heller ikke ville bede om at få det, ligesom man ikke ville foretage en egen vurdering af sikkerhedsproblemerne på Barsebäck!

 

Styrelsen begrundede overfor Dagbladet Information 21.11.92 bl.a. sin holdning med, at man kun førte tilsyn med nukleare anlæg i Danmark, at man ikke ønskede at påtage sig et ansvar for sikkerheden på Barsebäck, samtidig som man sagde sig ikke have ressourcer til at sætte sig ind i problemerne med Barsebäckværkets nødkølesystem. Bjørn Thorlaksen sagde bl.a.:

 

”Vi fører ikke tilsyn med Barsebäck. Vi fører tilsyn med nukleare anlæg i Danmark.”

 

”Vi er kun tre personer i Tilsynet med Nukleare anlæg. På Risø er der jo heller ikke så mange tilbage på dette område. Og vi ønsker sådan set heller ikke at gå ind i en selvstændig stillingtagen, for så får vi et ansvar – så siger svenskerne: Det har I jo selv godkendt. Den situation ønsker vi ikke.”

 

OOA hævdede i et ”Åbent brev” den 26.06.98 til regering og folketingets politikere, at:

·        Danmark er uden kompetent myndighed i Barsebäck-sagen

·        OOA skærper kritikken og kræver tilbundsgående undersøgelse af Beredskabsstyrelsens håndhævelse af gældende informationsudvekslings- og varslingsaftaler mellem Sverige og Danmark

·        Om nødvendigt må de ansvarlige politikere præcisere, hvordan beredskabsstyrelsen skal varetage sine opgaver

 

OOA konkluderer fortsat, at intet tyder på at Danmark i dag har en kompetent, kritisk og engageret myndighed til at varetage den danske befolknings interesser i forhold til lukningen af Barsebäck 2. Dette er uhyre problematisk, eftersom een af konsekvenserne af Beredskabsstyrelsens forsømmelser af sine forpligtelser er, at minister og Folketingets politikere ikke får den information, som man har krav på, og som danner baggrund for ministerens og det øvrige Folketings holdning overfor Sverige i Barsebäck-sagen.

 

OOA har under sit virke i perioden 31.01.1974 til 31.05.2000 gjort, hvad vi har kunnet for at holde bl.a. de danske politikere kritisk orienteret om sikkerheden ved Barsebäckværket. I og med OOAs ophør som aktiv organisation pr. 31.05.2000 ophører denne ”service” financeret af frivillige bidrag fra atomkraftmodstandere fra hele Danmark.

 

OOA finder det i den foreliggende situation berettiget med en politisk diskussion af, hvordan Danmark skal sikres en fortsat kritisk information om sikkerheden ved Barsebäck 2. Ifølge OOAs mening har Beredsskabsstyrelsen klart og tydeligt vist, at man hverken vil påtage sig eller magter denne opgave.

 

OOA kræver derfor Beredsskabsstyrelsen fritaget fra sine forpligtelser i forhold til Barsebäckværket!

 

OOA opfordrer i stedet til en politisk beslutning om nedsættelse af et slags ”Barsebäck-forum” bestående af håndplukkede kritiske, kompetente og engagerede mennesker, som har en vilje til uophørligt at holde et vågent øje dels med Barsebäck 2 og dels med den svenske energipolitiske beslutningsproces i forbindelse med beslutning om lukningstidpunkt for Barsebäck 2!

 

 

OOA skal afslutte dette afsnit med at stille en række spørgsmål til de ansvarlige danske politikere og til indenrigsministeren:

 

1)      Har danske politikere taget stilling til anbefalingerne fra IAEA fra 1995 om en kerneskadefrekvens på 1:100.000 for moderne reaktorer og en kerneskadefrekvens på 1:10.000 for (forældede) gamle reaktorer?

 

2)       Accepterer danske politikere en kerneskadefrekvens for forældede reaktorer på 1:10.000?

 

3)      Daværende indenrigsminister Thorkild Simonsen udtalte i juli 1998, at ”For de ældre værker udgør IAEA’s anbefalinger fortsat et højt sikkerhedsniveau,…” Er indenrigsministeren og de danske politikere i dag enig i den daværende ministers vurdering?

 

4)      Daværende indenrigsminister Thorkild Simonsen afviste den 19.07.98 at kræve driftsstop for Barsebäckværket bl.a. med henvisning til, at Beredskabsstyrelsen ikke er bekymret. Ministeren udtalte i samme forbindelse, at Danmark ikke kan kræve et driftsstop, eftersom dette må være op til de svenske myndigheder. Er indenrigsministeren og de danske politikere enige i den daværende ministers vurdering?

 

5)      Kan den svenske regering og SKI  - gennem Beredskabsstyrelsens og daværende indenrigsminister Thorkild Simonsen’s agerende i 1998 – have fået indtryk af, at Danmark accepterer en kerneskadefrekvens for forældede reaktorer på 1:10.000? Agter indenrigsministeren og de danske politikere foretage sig noget i denne anledning?

 

Skiftende indenrigsministre har gentagne gange lovet Miljø- og Planlægningsudvalget at rette en fornyet henvendelse til den svenske regering vedr. sikkerheden på Barsebäck, såfremt noget skulle tale herfor. Agter indenrigsministeren rette en fornyet henvendelse til den svenske regering vedr. Barsebäck 2?

 

 


Bilag 1:  De syv forskellige svenske reaktorgenerationer

 

Kogendevandsreaktorer:

 

Generation 1: Oskarshamn 1, taget i drift 1972, driftstilladelse gælder ”tills vidare”

 

Generation 2: Ringhals 1, taget i drift i 1976, driftstilladelse gælder ”tills vidare”

 

Generation 3: * Oskarsham 2, taget i drift 1975, driftstilladelse gælder ”tills vidare”

                       * Barsebäck 1, taget i drift 1975, driftstilladelse ”tills vidare”, men reaktoren                      

lukkedes 30 november 1999 efter en politisk beslutning herom.

                       * Barsebäck 2, taget i drift 1977, driftstilladelse til 2010

 

Generation 4: * Forsmark 1, taget i drift i 1981, driftstilladelse til 20l0

                       * Forsmark 2, taget i drift i 1981, driftstilladelse til 2010

 

Generation 5: * Formark 3, taget i drift i 1985, driftstilladelse til 2010

* Oskarshamn 3, taget i drift i 1985, driftstilladelse til 2010

 

Trykvandsreaktorer:

 

Generation 6: Ringhals 2, taget i drift 1975, driftstilladelsen udløb i 1995, men er blevet forlænget/fornyet af SKI (OOA har desværre ikke kunnet nå at få oplyst indtil hvornår)

 

Generation 7: * Ringhals 3, taget i drift 1981, driftstilladelse til 2010

* Ringhals 4, taget i drift 1983, driftstilladelse til 2010

 

Generation 1, 2 og 3 kendetegnes af, at:

 

”Reaktorkylvattnet cirkuleras genom huvudcirkulationspumpar utanför reaktortanken, s.k. externpumpsreaktorer.”

 

Reaktorerne i generation 1, 2 og 3 må i dag betragtes som forældede!

 

Generation 3 og 4 kendetegnes af, at :

 

”Reaktorkylvattnet cirkuleras helt inom reaktortanken med hjälp av interna pumpar, s.k. interpumpsreaktorer.”

 

OOA finder derudover, at det kan være interessant at vide følgende om reaktorgenerationerne:

 

”Den första reaktorn i Barsebäck beställdes 1970 hos ASEA-Atom och optionen på en andra identisk reaktor utlöstes 1972. Konstruktionen styrdes i huvudsak av amerikanska normer och krav anpassade till svenska förhållanden genom ASEA-Atoms Tekniska bestämmelser. 1971 fastställdes de amerikanska General Design Criteria (10 CFR 50, Appendix A) som sedan har varit styrande för konstruktionen av västvärldens lättvattenreaktorer. GDC utgör tillsammans med Regulatory Guides (NUREG) och övriga appendices till 10 CFR 50 samt regler och normer från ANSI, ANS, IEEE, ASME m fl baskrav för den kärntekniska verksamheten. Till detta kommer svenska regelsamlingar samt rekommendationer från andra organisationer som IAEA, INPO, ICRP och UNIPEDE.”

 

”Barsebäck 1 och 2 tillhör tillsammans med Oskarshamn 2 (de sk trillingarna) en generation som konstruerades med strängare krav på fysisk separation av säkerhetssystemen än generationen Oskarshamn 1 och till viss del Ringhals 1. Därtill finns två modernare reaktorgenerationer med interna huvudcirkulationspumpar varav Forsmark 1 och 2 fick fyrstråksseparering och rörbrottsförankringar. Den senaste generationen, Forsmark 3 och Oskarshamn 3, konstruerades dessutom med fullständigt genomförd fysisk separation av säkerhetssystemen, enkelfels- och reparationskriterium och jordbävningssäkerhet.”

 

”Vid ursprunglig konstruktion av elanläggningen på Oskarshamn 2 togs det hänsyn till svenska SEN-normerna samt IEEE-standarder såsom nr 279 (1968) och nr 308 (1971). Elanläggningen på Oskarshamn 2 uppfyller de konstruktionskrav som anges i dessa normer och standarder från denna tidpunkt. I senare utgåvor av dessa standarder så har konstruktionskraven förändrats, vilket också har medfört att nyare elanläggningar erhållit ett utseende som speglar de konstruktionskrav som anges i den nyaste utgåvan av dessa standarder. Vid moderniseringar och stora anläggningsändringar har de nyaste konstruktionskraven tillämpats där det varit tekniskt/ekonomiskt möjligt att genomföra.”

 

”På grundval av ackumulerade drifterfarenheter och den allmänna tekniska utvecklingen inom kärnkraftsindustrin, har den tekniska kravbilden genomgått en omfattande utveckling sedan 1971. Inte minst innebar TMI-händelsen 1979 en omprövning av konstruktionskraven för att klara svåra haverier och krav på bättre operatörshjälpmedel och utbildning.” (Dette førte til en regeringsbeslutning om, at et såkaldt ”Filter-anlæg” skulle installeres ved alle svenske reaktorer som vilkår for fortsat driftstilladelse. For Barsebäcks vedkommende blev ”FILTRA” færdiginstalleret i 1985, vor tilføjelse.)

 

OOA har hentet alle ovennævnte citater fra SKI og SSI’s årlige ”lägesrapporter” og/eller fra atomindustriens eget materiale!


Konstruktionsprinciper för att nå hög tillförlitlighet i äkerhetsfunktioner

 

Funktionell separation

Skilda system svarar för att hantera driften av reaktorn, respektive för att fullgöra säkerhetsfunktioner vid olika driftstörningar och haverier. Därigenom undviks inbördes beroenden mellan driftsystem och säkerhetssystem.

 

Redundans

Det finns flerdubbla system för varje säkerhetsfunktion. Med tredubbla system kan man exempelvis förutsätta att ett system är ur drift för reparation, ett system slås ut av själva haveriet, och det finns ändå ett system kvar som kan klara säkerhetsfunktionen vid ett haveri, t.ex. kyla härden vid ett rörbrott.

 

Fysisk separation

Vart och ett av de redundanta säkerhetssystemen är rumsligt väl skilt från de andra. Därigenom säkerställs att t.ex. brand eller översvämning i ett gemensamt utrymme inte slår ut samtliga säkerhetssystem.

 

Diversifiering

 

Samma funktion kan fullgöras av system med olika konstruktion. Därigenom undviks att t.ex. gemensamma fel sammanhängande med konstruktion eller underhåll för system av samma typ slår ut hela funktionen. I figuren belyses detta med att det finns diversifierade sätt att få fram ett skriftligt meddelande med varierande grad av beroende av maskinvara, programvara och elförsörjning.

 

KILDE:        SKI-rapport 96:71/SSI-rapport 96:12: ”Säkerhets- och strålskyddsläget vid de svenska känkreftverken 1995-96”


Bilag 2: Probabilistiske sandsynlighedsanalyser (PSA)

 

På SKIs hjemmeside (www.ski.se) kan man (den 26.02.99 kl. 17.39) bl.a.læse følgende om PSA-analyser:

 

”Säkerhetsanalyser kan delas in i två kategorier, deterministiska och probabilistiska analyser. Som tidigare nämnts, dimensioneras barriärerna med deterministiska analyser, medan probabilistiska (sannolikhetsbaserade) analyser används för att jämföra barriärer och värdera deras styrka.

 

Det är i detta sammanhang som probabilistiska säkerhetsanalyser, vanligen kallade PSA, har blivet ett viktigt verktyg. PSA erbjuder en möjlighet att i en och samma analys betrakta ett kärnkraftverks barriärer och det sätt de fungerar på i samband med störningar.

 

En PSA syftar till att upptäcka felkombinationer som innebär att samtliga barriärer slås ut. Resultatet av analysen uttrycks därför som frekvensen för härdskador eller radioaktiva utsläpp; dessa frekvenser skrivs normalt som sannolikhet per år.  Härdskadefrekvensen blir direkt beroende av barriärernas styrka. Med en PSA är det därför möjligt att skapa en helhetsbild av ett kärnkraftverks säkerhet, att upptäcka eventuella svagheter och att värdera, jämföra och prioritera bland säkerhetshöjande åtgärder.

 

Uppbyggnad och användning

 

Probabilistisk säkerhetsanalyser kan ha olika omfattning och innehåll. Beroende på det riskmått som väljs, brukar man tala om PSA av nivå 1,2 eller 3. Analysens omfattning ökar med nivån.

 

I en PSA nivå 1 beräknas frekvensen för härdskada, medan riskmåttet i nivå 2 är frekvensen för radioaktiva utsläpp utanför inneslutningen. I en PSA nivå 3 beräknas frekvensen för konsekvenser av radioaktiva utsläpp.

 

De störningar  som analyseras delas upp i inre och yttre händelser. Inre händelser är störningar inom processen, främst transienter (störningar som innebär att reaktorn måste stängas av)  och rörbrott (störningar som hotar bränslet kylning). Yttre händelser är störningar utifrån, t ex brand, översvämning, jordbävning eller andra sällsynta händelser (flygplansstörtning, extrem väderlek etc).”

 

Om anvendelsesområde for PSA skriver SKI bl.a.:

 

”Det finns flera viktiga användningsområden för PSA-resultat. Några av dessa är:

 -  att beräkna frekvensen för händelser som kan leda till härdskador

 -  att hitta de största enskilda bidragen till den  totala frekvensen för härdskador, och

 -  att upptäcka möjliga säkerhetshöjande åtgärder och välja bland dessa.

 

Man använder alltså både PSAns absoluta resultat, den totala härdskadefrekvensen, och relativa resultat, d v s en jämförelse av dominerande bidrag till den totala frekvensen.”

 

Om hvorvidt man kan stole på PSA-resultater, skriver SKI:

 

”Det finns en skenbar exakthet i PSA-resultat, som inbjuder till direkt jämförelse av en PSAs totala härdskadefrekvens med resultat från andra kärnkraftverk eller med säkerhetsmål.

 

Sådana jämförelser kan lätt medföra förhastade slutsatser. Tolkningen av resultat  försvåras nämligen av att man måste beakta de ofrånkomliga osäkerheter som påverkar resultat och modeller. Eftersom en PSA behandlar sällsynta händelser, kan den statistiska osäkerheten i resultaten vara stor.

 

Osäkerheten ökas ytterligare av att man har begränsad kännedom om vissa komplexa fenomen och felmekanismer. Valet av analysmodell kan därför ha stor påverkan på analysens resultat.”

 

”Det måste slutligen betonas att en anläggnings säkerhetsnivå inte enbart kan beskrivas med PSA-resultat. Den påverkas även av en mängd andra faktorer, exempelvis organisation och utbildning.

 

Sammantaget har detta medfört att  man haft mera nytta av relativa PSA-resultat än av absoluta. Det har visat sig mycket svårt att göra direkta jämförelser mellan olika anläggningar eller med annan verksamhet. Däremot har probabilistiska säkerhetsanalyser i många fall lett till att viktiga säkerhetshöjande åtgärder upptäckts. PSA-verksamheten har haft en avgjort positiv inverkan på säkerhetsnivån vid de svenske kärnkraftverken.”

 

SKI og SSI skriver i rapporten ”Säkerhets- och strålskyddsläget  vid de svenska kärnkraftverken 15-96” udgivet i november 96 bl.a. følgende om PSA-analyserne:

 

 

PSA skall ses som ett komplement till den klassiska säkerhetsanalysen, den deterministiska, där särskilt utvalda, s.k. konstruktionsstyrande, händelser ligger till grund för att utforma konstruktioner och förvissa sig om att säkerhetsmarginalerna är tillfredsställande för dessa händelser. PSA strävar efter att ge bästa tänkbara uppskattning av risken och att behandla osäkerheter baserade på de bästa kunskaper som står till buds. Varje studie representerar därför kunskapsläget vid en given tidpunkt.”

 

I den næst følgende ”läges-rapport” fra myndighederne ”Säkerhets- och strålskyddsläget vid de svenska kärnkraftverken 1997” udgivet i marts 1998 kompletterer man bl.a. med følgende:

 

En PSA-studie är en säkerhetsanalys av en anläggning och den genomförs som en komplettering till den analys som ursprungligen genomförts i samband med tillståndsgivning av anläggningarna. Analyserna har utvecklats genom åren. De har idag genom att de görs med större detaljeringsgrad och med mer realistiska antaganden än tidigare en bättre förmåga att lyfta fram svagheter och styrkor i konstruktionerna.”

 

”Det kvalitativa och kvantitativa resultaten av studierna utgör ett av flera underlag för att prioritera säkerhetsförbättringar i anläggningarna. De siffermässiga resultaten betraktas som godhetstal för i första hand de tekniska barriärerna i anläggningen medan andra faktorer såsom mänskliga och organisatoriska modelleras starkt förenklat eller inte alls. SKI har inte formulerat specifika krav på de siffermässiga resultaten men både Vattenfallskoncernen och Sydkraftkoncernen arbetar med interna säkerhetsmål för dessa studier.”

 

SKI-PM ”Sammanfattning av arbetsläget rörande probabilistiska säkerhetsanalyser för B1, B2 och O2” fra den 22.07.98 kompletterer yderligere:

 

”Däremot kan PSA-resultaten ge värdefull vägledning om var konstruktionsanalyserna kan behöva prövas särskilt noga och ytterligare säkerhetsmarginaler skapas genom förbättringar av konstruktion, störningsinstruktioner, etc. Resultaten kan också ge vägledning om var de ursprungligen ställda säkerhetskraven kan behöva skärpas. PSA-resultaten bär enligt SKI sålunda betraktas som en form av ’godhetstal’ för säkerhetssystemens tillförlitliga funktion i störningsförlopp som täcks in i analysen.

 

PSA-metodiken har utvecklats och förfinats med åren, bl.a. I anslutning till utvecklingen på datorsidan. Det har gjort att alltmer komplicerade störningsförlopp har kunnat tas om hand i modellerna. Därmed kan man också identifiera potentiella svagheter i anläggningen som tidigare inte uppmärksammats.”

 

Yderligere en komplettering kan findes i myndighedernes ”läges-rapport” for i år ”Säkerhets- och strålskyddsläget vid de svenska kärnkraftverken 1999” udgivet i april 2000. Her står bl.a.:

 

”Probabilistisk säkerhetsanalys (PSA) är en metod för att systematiskt utvärdera en anläggnings säkerhet och söka svaga punkter i systemkonstruktionen.

 

PSA innebär att man  för tänkbara driftstörningar och haverier tar reda på alla kombinationer av ytterligare fel i en anläggning som måste inträffa för att den störningen eller det haveriet skall leda till härdskador. Genom att räkna samman frekvensen för störningar och haverier med sannolikheterna för alla felkombinationer erhålls den totala härdskadefrekvensen. Förutom den totala härdskadefrekvensen fås även andra typer av resultat, bland annat hur mycket brister i olika säkerhetsfunktioner bidrar till frekvensen för härdskada.”

 

Ifølge myndighedernes ”läges-rapport 1997” er Oskarshamn det atomkraftværk, som ligger længst fremme med PSA-arbejdet i Sverige. Myndighederne skriver:

 

”BKAB har sedan ett par år höjt sin ambition i PSA-arbetet. Man har ökat samarbetet med OKG och en gemensam syn på PSA-frågeställningar har tagits fram inom Sydkraftkoncernen. Ett omfattande arbete har pågått under 1997 med att uppdatera PSA-studierna för Barsebäck 1 och Barsebäck 2. Även BKAB har tvingats revidera sina tidsplaner. Studierna är inte lika långt komna som OKGs studie för Oskarshamn 2.”

 

”Oskarshamnsverket är det kärnkraftverk som har mest eget kunnande och störst resurser knutna till PSA-verksamheten. De övriga verken har begränsat sig till att endast ha beställarkompetens på området. Alla kärnkraftverken är beroende av konsulter för sin PSA-verksamhet, vilket SKI kan ha förståelse för eftersom det här är fråga om mycket specifik kompetens. SKI anser dock att det i den egna organisationen som minimum alltid ska finnas den kompetens som behövs  för att kunna beställa, leda och utvärdera resultaten av PSA-verksamheten.”


Bilag 3: Breve fra SKI til OOA vedr. renoverings- og moderniserings-projekterne

 

Afskrift af første brev (kopi af original kan naturligvis rekvireres):

 

SKi 

TELEFAX

Til: Lena Warrer

Från: Anders Jörle/SKI

Datum: 2000-04-07

Total antal sider: 1+4

 

 

Lena

 

Här kommer brevet som vi skickat till de olika kärnkraftverken i Sverige. När det gäller din fråga om Trimprojektet och B2 har det tydligen skett en hel del förändringar av planerna, både ambitionsminskningar och tidsförskjutningar. Brevet kopplar även till detta. Den person som vet mest om Trim är inte tillbaka i tjänst förrän på måndag - efter semester.

Om du är intresserad av mer detaljer så ring oss då.

 

Hälsningar

(underskrift)

Anders Jörle

Informationschef SKI

 

Afskrift af andet brev (kopi af original kan naturligvis rekvireres):

SKi        

Datum/Date

 2000-05-12

Lena Warrer

Källargatan 7C

212 20 MALMÖ

 

Översänder handlingar angående anhållan om tillstånd att få återstarta Barsebäck 1 och 2 efter revisionsavställningen 1999, enligt överenskommelse.

 

Däremot har vi på SKI inte någon moderniseringsplan för Barsebäcksverket.

 

Med vänliga hälsningar

STATENS KÄRNKRAFTINSPEKTION

Enheten för Anläggningssäkerhet

 

(underskrift)

Jan Nirmark

 

 

Bilag 4:  A common basis for judging the safety of nuclear power plants built to earlier standards – A report by the Inter­national Nuclear Safety Advisory Group – INSAG series no. 8

 

IAEA skriver følgende om rapporten:

 

”This report was prepared in response to the recommendation of the IAEA General Conference in 1992 that the Director General develop a process to provide a common basis on which the acceptable level of safety of all operating nuclear power plants built to earliger standards can be judged. This followed a recommendation made by the IAEA Conference on ”The Safety of Nuclear Power: Strategy for the Future’ held in September 1991. The report also provides a basis for allocating responsibilities for, and deciding on the best approach to, making a safety assesment, and for selecting criteria to adopt in deciding on what corrective action to take.

 

Contents: 1. Introduction; 2. Historical background; 3. Objectives and scopes; 4. Safety standards and practices; 5. Responsibilities; 6. Methods of assessment; 7. Achieving acceptable levels of safety; 8. Summary and conclusions.”

 

Ovenstående information er indhentet fra IAEAs hjemmeside den 15.01.99.

OOA skal blankt erkende, at vi ikke er bekendte med indeholdet i rapporten, eftersom den koster 160 Austrian Schillings at indkøbe! Men vi formoder da, at Beredskabsstyrelsen har rapporten stående, og dermed kan informere mere om indeholdet i fald det måtte ønskes!

 

Dog angiver en rapport fra Oskarshamn ”Säkerhetsvärdering med avseende på resultat från PSA-O2 FAS 2” dateret 19.11.97 de kriterier, som angiver i forhold til de sikkerhedsmål, som skal gælde for PSA-analyser vedr. brændselskadefrekvens. Der står således i OKGs rapport:

 

”De acceptanskriterier som är relevanta för bedömning av resultaten från detta arbete är de som angivits i IAEAs dokument CB-5 Rev. 2 §426 (ref. 9), samt den framtagna säkerhetspolicy som gäller som riktlinje för Sydkraftkoncernens kärnkraftanläggningar.

 

I IAEA-dokumentet finns föreslaget säkerhetsmål för numeriska resultat framtagna med probabilistiska metoder för härdskadefrekvens enligt följande:

 

-         För härdskadefrekvenser överstigande 1.0E-3/reaktorår (svarer til l:l.000,  vor forklaring) krävs omedelbara korrektiva åtgärder för att eliminera de mest dominerande riskbidragen eller om dette ej är möjligt, en definitiv avställning av anläggningen.

-         För härdskadefrekvenser mellan 1,0E-3 och 1,0E-4/reaktorår (svarer til mellem 1:1.000 og 1:10.000, vor forklaring) kan anläggningen ges tillstånd för fortsatt drift under en begränsad tid, under det att korrektiva åtgärder vidtages, för att eliminera de mest dominerande riskbidragen, samt att en plan upprättas för införande av mer långsiktiga säkerhetshöjande åtgärder.

-         För härdskadefrekvenser lägre än 1,0E-4/reaktorår (svarer til 1:10.000, vor forklaring) rekommenderas ett fortsatt långsiktigt säkerhetsarbete med införande av säkerhetshöjande åtgärder om så kan anses erforderligt.

 

Sydkrafts säkerhetspolicy lyder som följer:

 

-         Säkerhetshöjande åtgärder skall prioriteras om säkerhetsanalyser visar att härdskadefrekvensen med hög konfidens är större än 1,0E-5/reaktorår (svarer til 1:100.000, vor forklaring).”

 

 

 

Safety Advisory Group, Safety series no. 75 -INSAG-3

 

Det fremgår af IAEAs hjemmeside:

 

”This reportby the IAEA’s International Nuclear Safety Advisory Group INSAG presents a concise, integrated, self-standing statement of the objectives and principles of design and operation of nuclear power plants worldwide taking into account current issues and developments. Each objective and principle is presented and discussed. The report identifies what each designer and operator should attempt to achieve to reach and maintain a high safety level in their nuclear power plant.

 

Kontentas: Preamble; 1. Introduction; 2. Objectives; 3. Fundamental principles; 4. Specific principles; Appendix: Illustration of defence in depth.

 


Bilag 5:  Forkortelses- og "ord"-forklaring

 

OOA har undervejs i dette notat forsøgt at forklare ord og udtryk, som man umiddelbart har svært ved at forstå - medmindre man er reaktortekniker eller lignende. Alt er ikke forklaret! Derfor har vi valgt at udvide notatet med dette bilag, som på denne side indeholder nogle forklaringer hentet fra en rapport fra Oskarshamnværket dateret den 19.11.97.

Listen på næste side er hentet fra en af SKI og SSIs "läges-rapporter".

 

___________

 

Nedan  följer en lista över analyserade sluttillstånd  eller konsekvenser:

 

OK=        Stabilt sluttillstånd, i den mening att anläggningen kan

                  fortsätta att köras under säker drift, men att

                  beredskapsåtgärder kan fortgå.

 

HS1=       Härdskada på grund av ej avställd reaktor, i den meningen

                  att kvarvarande reaktoreffekt är så stor att tvångsnedblåsning

                  erhålls trots att system 327 fungerar.

 

HS2 =      Härdskada på grund av utebliven spädmatning av

               reaktortank.

 

HS3 =      Härdskada på grund av utebliven resteffektkylning.

 

ÖT1 =      Overskridande av reaktortankens HTG (högsta tillåtna gräns­

                   värde avseende reaktortryck). Detta är ingen härdskada utan

                   en händelse med ekonomisk konsekvens.

 

ÖT2 =      Snabb övertryckning av reaktortanken. Leder till LOCA i

                   form av rörbrott eller läckage uppstår mellan reaktortanklock

                   och fläns.

 

TB =        Härden kyld med hjälp av tvångsnedblåsning och 323-drift

                   vid en transient eller CCI. Detta är ingen härdskada utan en

                   ekonomisk konsekvens.

__________

Kilde: OKGs PSA-analyse, 19.11.97

 

 


Forkortningsliste

ABH                Arbetsbevishantering

ANS                 American Nuclear Society

ANSI               American National Standard Institute

ASME             American Society of Mechanical Engineers

BKAB              Barsebäck Kraft AB

BOKA             Barsebäck/OKG Konstruktions Analys (projekt för översyn av reaktorernas säkerhetsredovisning)

BOTVID          Projekt för genomförande av permanenta förbättringar av nödkyldningsfunktionen

BSP-92             Projekt för förbättring av brandskyddet vid Barsebäcksverket

BWR                Boiling Water Reactor

CCF                  Common cause failure (beroendefel)

CCI                   Common cause initiator (fel som kan slå ut flera säkerhetssystem samtidigt)

EPRI                 Electric Power Research Institute

ERFATOM     Samarbetsorgan för erfarenhetsåterföring beläget vid ABB-Atom i Västerås

ESK                  Enhet för kärnkraftsäkerhet vid Sydkraft Konsult

FENIX             Fortsatt Energiproduktion i Existerade Anläggning (projekt för renovering och modernisering av O1)

FILTRA           Filtrerad tryckavlastning (benämning på de utsläppsbegränsande systemen vid Barsebäcksverket)

FKA                 Forsmarks Kraftgrupp AB

FoU                  Forskning och utveckling

FSAR               Final Safety Analysis Report

FTKA              SKIs Föreskrifter för Tryckkärlssäkerhet i Kärntekniska Anläggningar (ej längre giltiga)

FU                    Förebyggande underhåll

GDC                 General Design Criteria

HWC               Hydrogen Water Chemistry

IAEA               International Atomic Energy Agency

LASCC            Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking (strålningsinducerad spänningskorrosion)

ICRP                International Commission on Radiological Protection

IEEE                 Institute of Electrical and Electronics Engineers

IGSCC              Inter Granular Stress Corrosion Cracking (interkristallin spänningskorrosion)

INES                International Nuclear Event Scale

INPO                Institute of Nuclear Power Operations

KSU                 Kärnkraftsäkerhet och Utbildning AB

MTO                Samspelet människa-teknik-organisation

NUREG            Nuclear Regulatory Guide (utges av USNRC)

OH                   Onormal Händelse

OSART           IAEA Operational Safety Revew Team

PBQ                 Stabsenhet för säkerhets- och kvalitetsgranskning vid Barsebäcksverket (upphörde 94-01-01)

PSA                 Probabilistisk säkerhetsanalys

QA                   Quality Assurance (kvalitetssäkring)

QC                    Quality Control

RAMA            Reactor Accident Mitigation Analysis

RO                    Rapportervärd omständighet

SA                    AB Statens Anläggningsprovning (tidigare riksprovplats)

SKIFS              SKIs författningssamling

SOL                  Styrning och ledning (benämning på det nya lednings- och kvalitetssystemet vid Barsebäcksverket)

SS            Snabbstopp

STF                  Säkerhetstekniska föreskrifter

SÄK                 Säkerhetskommitté (L= lokal, C= central)

TGSCC            Trans Granular Stress Corrosion Cracking (transkristallin spänningskorrosion)

TMI                 Three Mile Island (amerikanskt kärnkraftverk vars block 2 havererade 1979)

TRIM               Projekt för modernisering av Barsebäcksreaktorerna samt Oskarshamn 2.

UNIPEDE        International Union of Producers and Distributors of Electrical Energy

VHI                  Vakthavande ingenjör

XQ                   Stabsfunktion för säkerhets- och kvalitetsgranskning vid Barsebäcksverket sedan 1994

ÖSI           Övergripande störningsinstruktioner

ÖVA                Övergripande Verksamhetsanalys (intern utvärdering av verksamheten ur säkerhetsperspektiv vid BKAB

 

Kilde: SKI & SSIs ”Läges-rapporter”


[til velkomst-side] [til Barsebäck-emneside]


OOA, Blegdamsvej 4 B, 2200 Kbh. N.
Tlf: 35 35 55 07, Fax: 35 35 65 45

E-mail: ooa@email.dk

Sidst opdateret 31. maj 2000