Världens dåligaste kärnkraft
Av Fredrik Lundberg.
1991 infördes ett enhetligt internationellt rapporteringssystem, INES, för kärnkraftsincidenter. Varje incident klassas på en sjugradig skala efter bestämda kriterier. Nivå 7 är en katastrof som Tjernobyl 1986, nivå 5 en olycka som i Harrisburg 1979. Sedan 1991 har ingen katastrof eller olycka inträffat vid något kärnkraftverk i världen, däremot ett antal »avvikelser« (nivå 1) och »händelser« (nivå 2) och några »allvarliga händelser« (nivå 3).
För nivå 1 finns ingen klar rapporteringsplikt så det går inte att jämföra mellan olika länder. Man kan dock konstatera att de flesta östländer rapporterar jämförelsevis flitigt.
Händelser av nivå 2 och högre skall däremot rapporteras inom 24 timmar, och enligt Stefan Appelgren som är INES-koordinator på kärnkraftinspektionen bedöms händelserna tämligen homogent världen över. I hela världens kärnkraftverk har två nivå 3-incidenter rapporterats sedan 1991, den senaste i mars i USA där tanklocket på reaktorn Davis Besse-1 var urgröpt av korrosion nästan tvärsigenom det 165 mm tjocka stålet.
46 stycken nivå 2-händelser har rapporterats under det dryga årtiondet, sju av dessa från svenska kärnkraftverk. Det är en mycket kraftig överrepresentation, eftersom Sverige har 11 reaktorer (12 innan Barsebäck 1 stängdes) och det fanns i genomsnitt ca 420 reaktorer i världen 1991-2002.
De flesta nivå 2-händelser handlar om försämring av anläggningens säkerhetssystem, till exempel system för snabbstopp, reservkraft, nödkylning och inneslutningsfunktion. Systemen är dubbla eller flerfaldiga, att ett enstaka system fallerar är därför inte direkt farligt. Men sannolikheten för en olycka ökar markant, för då hänger ju allt på att de kvarvarande systemen fungerar.
Av de 48 incidenterna på nivå 2-3 i världen från 1991 fram till nu inträffade 41 i länder som har minst fyra reaktorer. De övriga sju inträffade i länder med bara någon enstaka reaktor. (Se tabell 1 nedan)
| INCIDENTER TABELL 1 |
Land |
Antal reaktorer |
INES 2+ Incidenter
|
Incident per reaktor |
Sverige |
11,5
|
7
|
0,6
|
Ungern |
4
|
2
|
0,5
|
Indien |
10,5
|
3
|
0,3
|
Frankrike |
57
|
13
|
0,2
|
Ukraina |
14
|
3
|
0,2
|
Bulgarien |
6
|
1
|
0,2
|
Tyskland |
20
|
3
|
0,2
|
Kanada |
16,5
|
2
|
0,1
|
Sydkorea |
12,5
|
1
|
0,1
|
Storbritannien |
35
|
2
|
0,1
|
USA |
107,5
|
4
|
0,0
|
Ryssland |
27
|
0
|
0,0
|
Japan |
48
|
0
|
0,0
|
Belgien |
7
|
0
|
0,0
|
Kina |
2
|
0
|
0,0
|
Taiwan |
6
|
0
|
0,0
|
Tjeckien/Slovakien |
9,5
|
0
|
0,0
|
Finland |
4
|
0
|
0,0
|
Spanien |
9
|
0
|
0,0
|
Not: antalet reaktorer är ett genomsnitt av antalet 1991 och i mars 2002. Förändringarna över perioden är för övrigt små. Tjeckien och Slovakien räknas ihop eftersom det bara var ett land 1991. Endast incidenter från elproducerade reaktorer är medtagna, alltså inte från forskningsreaktorer, upparbetningsanläggningar, strålkällor etc.
En möjlighet som nämnts av flera tjänstemän på SKI genom åren är att rapporteringen är mycket ojämn, och att Sverige kan tänkas rapportera hederligare än andra.
Ingen på Statens kärnkraftinspektion, SKI, vill eller kan emellertid nämna vilka länder som skulle låta bli att rapportera incidenter eller rapportera dem för lågt. Den preliminära rapporteringen görs av kärnkraftverken själva, men den slutliga graderingen bestäms av landets kärnkraftinspektion, som alltså i så fall skulle ägna sig åt att sopa allvarliga problem under mattan. För att fria Sverige från misstanken om dålig säkerhet måste man anta att i stort sett samtliga nationella inspektioner beter sig på detta vis.
USA:s kärnkraftinspektion NRC övervakar världens största kärnkraftspark med mer än 100 reaktorer. INES-ansvarig där är Joseph Holonich. Han hävdar bestämt att ncr rapporterar hederligt och att det är små chanser att någon allvarlig incident skulle kunna undanhållas ncr, men att han inte kan utesluta att Sverige är strängare (»more conservative«) i sin bedömning.
Några finare nyanser i bedömning kan knappast förklara att USA rapporterat fyra incidenter på nästan tio gånger fler reaktorer, medan Sverige haft sju.
Ett fenomen som är svårt att förstå utifrån bara tillfälligheter och ojämn rapportering är fördelningen mellan de svenska reaktorerna. Nästan alla de svenska INES 2-incidenterna har inträffat i de äldre reaktorerna, de som konstruerades på 1960-talet eller de första åren på 1970-talet. (Se tabell 2.)
| INCIDENTER TABELL 2 |
Reaktor |
INES 2+ händelser |
Forsmark 1 |
0
|
Forsmark 2 |
0
|
Forsmark 3 |
0
|
Ringhals 3 |
0
|
Ringhals 4 |
1
|
Oskarshamn 3 |
0
|
nyare |
1
|
|
|
Barsebäck 2 |
3
|
Oskarshamn 1 |
|
Oskarshamn 2 |
1
|
Ringhals 2 |
2
|
Ringhals 1 |
|
äldre
|
6
|
Kan det vara så att hälften av de svenska reaktorerna faktiskt håller god internationell klass, medan den andra hälften ligger långt under? Det finns mycket som talar för det.
Man kan få fram indirekta säkerhetsmått genom att studera driftsdata som rapporteras på samma sätt för kärnkraft världen över varje år. Där rapporteras bland annat reaktorns tillgänglighet, det vill säga hur stor del av året reaktorn varit i funktionsdugligt skick, de stråldoser som arbetarna fått ta emot och antalet snabbstopp.
Inget av dessa mått säger något om en enskild reaktor ett enstaka år. Låg tillgänglighet kan vara ett resultat av att man stänger reaktorn för att förbättra den, och när man gör stora ingrepp stiger också stråldoserna just det året, medan de blir låga under många kommande år. Eftersom snabbstopp är en ganska ovanlig händelse kan rena tillfälligheter avgöra om de inträffar vid en viss reaktor ett visst år.
Ändå hävdar de flesta säkerhetsexperter att det finns ett samband mellan driftsdata och säkerhet över en längre tid; dålig tillgänglighet, höga stråldoser och många snabbstopp pekar på att reaktorn antingen är illa byggd eller illa skött.Man kan också vända på steken och säga att en välskött reaktor med extra hög säkerhetsstandard är en reaktor som kan förväntas gå bra rent ekonomiskt, att det lönar sig att ligga steget före snarare än att snåla sig fram och vänta på förelägganden från kärnkraftinspektionen. Detta gäller särskilt mycket eftersom olika reaktorer inte har samma utgångsläge. Äldre reaktorer har en sämre grundkonstruktion, och behöver ett mer aktivt förbättringsarbete för att hålla samma nivå som de nyare - om detta överhuvudtaget är möjligt. Om man snålar på underhållet så kan man vänta sig både fler incidenter, mer stilleståndstid, högre stråldoser och fler snabbstopp.
Just den bilden är också vad som tydligt framträder.
Energitillgänglighet är ett mått på hur stor del av året en reaktor är ok att köra. Den kan aldrig bli hundra procent, eftersom reaktorn måste stannas några veckor för bränslebyte, och då brukar man också passa på att göra underhåll och modernisering. Men de bästa reaktorerna kan ha en tillgänglighet på över nittio procent år efter år. Det har också de bästa svenska reaktorer haft, med råge. Framförallt har de fyra yngre kokarreaktorerna (Forsmark 1-3, Oskarshamn 3) visat internationellt sett god tillgänglighet år efter år.
Sveriges i den meningen sämsta reaktor är Oskarshamn 1, som under de tio åren 1992- 2001 varit driftsduglig knappt 48 procent av tiden. Den står dessutom stilla nästan hela 2002 för ytterligare planerade arbeten. Näst sämst tillgänglighet har Ringhals 1, den näst äldsta reaktorn. Världsgenomsnittet för alla reaktorer är ungefär 83 procent. Bland de reaktorer som ligger en bra bit under är också Barsebäck 2.
De svenska reaktorerna har mycket fler snabbstopp än utländska reaktorer. Men de nyare skiljer sig inte nämnvärt mycket från andra reaktorer i världen, medan de äldre ligger skyhögt över. (Medelvärdet i världen under senare år ligger på ca 0,4.) (Se tabell 3 nedan)
| TABELL 3 |
Reaktor |
Snabbstopp per år
genomsnitt 1997-2001 |
Forsmark 1 |
0,6
|
Forsmark 2 |
0,4
|
Forsmark 3 |
0,6
|
Ringhals 3 |
0,4
|
Ringhals 4 |
0,4
|
Oskarshamn 3 |
0,6
|
nyare |
0,5
|
|
|
Barsebäck 2 |
1,4
|
Oskarshamn 1 |
3,4
|
Oskarshamn 2 |
1,8
|
Ringhals 2 |
1
|
Ringhals 1 |
0,8
|
äldre
|
1,7
|
Not: bilden blir densamma för Sverige om man tar en längre period, men däremot har världsgenomsnittet sjunkit väsentligt sedan 1990.
Vad gäller stråldoser är bilden en aning mer komplicerad. Den vanligaste formen av kärnkraft i världen är tryckvattenreaktorer, medan den i Sverige vanligaste typen är kokvattenreaktorer vilka har generellt högre stråldoser. Världsgenomsnittet (1998-2000) var på 1,88 manSievert för kokarreaktorer. De svenska kokarreaktorernas genomsnitt var bara 0,89, det vill säga precis hälften. Detta låter ju bra. Men även där är mönstret klart: större doser vid äldre reaktorer.
För tioårsperioden 1992-2001 ser det ut enligt nedan.
| STRÅLDOSER (manSievert) TABELL 4 |
|
|
|
kommentar |
Barsebäck 1 (1992-2000) |
1,7
|
|
|
Barsebäck 2 |
1,6
|
|
|
Oskarshamn 1 |
2,5
|
|
äldst |
Oskarshamn 2 |
2,0
|
|
|
Ringhals 1 |
3,7
|
|
näst äldst |
medel, äldre kokarrektorer
|
2,3
|
|
|
Medel, världens kokarreaktorer
1998-2000 |
1,88
|
|
svenska reaktorer sämre
än världsgenomsnitt, särskilt de två äldsta
|
Ringhals 2 |
0,9
|
|
|
Ringhals 3 |
0,7
|
|
|
Ringhals 4 |
0,5
|
|
|
medel världens tryckvattenreaktorer
1998-2000 |
0,92
|
|
Ringhals 2 som världsgenomsnitt,
nyare tryckarreaktorer bättre |
Forsmark 1 |
1,0
|
|
|
Forsmark 2 |
1,3
|
|
|
Forsmark 3 |
1,1
|
|
|
Oskarshamn 3 |
0,7
|
|
|
Nyare kokarreaktorer
|
1,0
|
|
mycket bättre än
världsgenomsnitt! |
Siffrorna är uppskattade utifrån kraftindustrins stapeldiagram, och kan därför innehålla fel på +/-0,1. Eftersom världsgenomsnittet sjunkit under perioden kan siffrorna för de äldre reaktorerna vara lite orättvisa. Men skillnaderna mellan äldre och yngre reaktorer är väldigt tydliga.
Ett ytterligare sätt att uppskatta säkerhetsläget är industrins beräkningar av sannolikheten för härdsmälta. Det är dessa analyser, PSA, som Tage Danielsson odödliggjorde i sin sannolikhetsmonolog från 1979.
PSA-metoden används framförallt för att hitta de svaga punkterna i en reaktor. Metoden är inte så värst exakt, och om den används för att jämföra reaktorer så ska man inte vänta sig någon millimeterrättvisa. Det är olika vilken hänsyn man tagit till t.ex. brand, översvämning och start efter uppehåll. För vanliga fel finns det bra databaser, och då är det lätt att räkna ut sannolikheten för att flera samtidiga sådana fel ska inträffa. Vissa viktiga händelser har aldrig inträffat, och då måste man sätta ett gissat värde, som kan vara försiktigt i överkant. Å andra sidan finns det andra allvarliga händelseförlopp som överhuvudtaget inte har förutsetts när de inträffar. Men både databasen och metodiken blir bättre och bättre, och internationella atomenergiorganet iaea har satt upp säkerhetsmål så att sannolikheten för en härdsmälta ska vara högst en på 100.000 reaktorår för nya reaktorer och en på 10.000 år för de gamla. Den kaxiga svenska reaktorindustrin - Vattenfall och Sydkraft - har satt som mål att samtliga reaktorer ska klara det tuffare målet. SKI har hela tiden hävdat att de äldre reaktorerna hållit i stort sett samma säkerhet som de yngre.
Detta har visat sig vara en livslögn som präglat både kärnkraftinspektionen och kraftindustrin.
1998 framkom (i en artikel av undertecknad i Dagens Nyheter) att PSA för Oskarshamn 2 var ca 25 gånger sämre än målet 1/100.000. Regeringen lovade med anledning av detta att tillsätta en reaktorsäkerhetsutredning. (Det lovar den fortfarande då och då, men har ännu inte gjort det.)
Det handlar inte bara om Oskarshamn 2 utan också om de snarlika Barsebäck 1 och Barsebäck 2. Det fanns också en förödande enkel förklaring till den alarmerande höga sannolikheten för härdsmälta: dessa reaktorer har bara dubbel strömmatning, medan nästan alla de andra har fyrdubbel sådan säkerhet. Genom lite ändrade föreskrifter och förbättrat brandskydd har man kunnat minska sannolikheten till ca 1/10.000 för de tre reaktorerna, men längre kommer man inte utan en mycket stor ombyggnad.
SKI har i alla år accepterat skillnaden mellan dubbel och fyrdubbel säkerhet. Men i år kommer nya föreskrifter, som kommer att tvinga fram stora investeringar i åtminstone Oskarshamn 2 - alternativt att den stängs för gott.
Oskarshamn 1 håller på att byggas om. Det har pågått sedan 1993 och vad det har kostat är majoritetsägaren Sydkraft mycket förtegen om. Den ursprungliga budgeten var 1,7 miljarder kronor i 1993 års penningvärde, plus 300 miljoner för att reparera det akuta fel som föranledde att reaktorn stängdes 1992.
Barsebäck 1 är stängd sedan 1 december 1999, och ägaren Sydkraft slipper därför bygga om - och fick istället åtskilliga miljarder i kompensation för att stänga en reaktor som aldrig ens i närheten levt upp till ägarens och statens säkerhetsmål. Barsebäck 2 ser ut att gå samma väg. Sydkraft får alltså en dubbel mångmiljardbelöning för att ha valt ekonomi före säkerhet under 25 års tid. Vad det kommer att kosta att modernisera Oskarshamn 2 och Ringhals 1-2 och kanske fler reaktorer vet vi inte, men det kommer under detta år att bli känt, för kärnkraftinspektionen ska ange kostnaderna för sina krav.
Christer Viktorsson på SKI vill inte ange några belopp än, »men det blir dyrt«, säger han.
Samtidigt kommer de senaste PSA-resultaten att sammanställas och tydligt visa att den säkerhetsmässiga avgrundsklyfta som funnits mellan äldre och yngre reaktorer fortfarande finns kvar.
Varför har då SKI inte tidigare ställt krav på en rejäl höjning av säkerheten i de sämsta reaktorerna? En del av förklaringen ligger i vad SKI kallar »den svenska modellen«, som innebär att kraftföretagen själva bär ansvaret för säkerheten och att SKI endast kontrollerar att de gör vad de säger. Detta förutsätter ett förtroendefullt samarbete, för utan samarbete får SKI helt enkelt inte reda på vad som händer.
Detta förklarar varför inte ett enda åtal väcktes mot de många brotten mot kärntekniklagen från att SKI bildades 1974 fram till 2001. Under dessa år har till exempel en reaktor startats utan att snabbstoppsystemet varit inkopplat (Oskarshamn 3, 1987), en reaktor körts en hel säsong utan inneslutning (glömt stänga dörr, Oskarshamn 2 1981-82), fem reaktorer körts i 15-20 år utan fungerande nödkylning (Barsebäck 2 m.fl, uppdagades 1992). Men inget åtal väcktes, än mindre utdömdes straff. Ansvaret för detta har helt övervägande legat hos SKI. SKI motsatte sig också åtal då tekniker i Oskarshamn 2 startade reaktorn 1996 med nödkylssystemet urkopplat, men det kom ändå till tingsrätten. (Två tekniker åtalades, och friades, av Oskarshamns tingsrätt i april i år. Åklagaren har ännu ej fattat beslut om överklagande.)
I USA har däremot kärnkraftinspektionen NRC ofta dömt till böter, stoppat driften, gjort gryningsräder och på andra sätt visat ett misstroende mot kraftbolagen.
Under 1990-talet har kraftföretagen i USA förbättrat säkerhet och tillgänglighet på ett dramatiskt sätt. Medan många kraftföretag före 1990 hade som huvudmål att bara göra vad som krävdes för att »keep NRC off our backs« (att hålla NRC ifrån sig) har de flesta nu ett mycket mer aktivt, självständigt säkerhetsarbete, vilket lett till ett mer avspänt förhållande till myndigheten.
NRC har haft mycket bättre förutsättningar både som hård övervakare och som samtalspart genom att de har mycket mer personalresurser, per reaktor, än SKI. Ett extra problem för SKI är att de elva svenska reaktorerna är av sex-sju grundläggande olika konstruktioner.
Sverige är också ett litet land, och den expertis som SKI måste ha för att kunna göra sitt jobb måste till stor del hämtas från den industri som ska övervakas. Eftersom kärnkraften varit synnerligen politiskt kontroversiell ända sedan SKI bildades 1974 är det oundvikligt att det finns en viss belägringsstämning inom industrin och att den till stor del också inkluderar SKI. Det finns inga kärnkraftsmotståndare på SKI, och det kanske det heller inte bör göra. För att göra ett bra jobb med säkerheten måste man tro att det är möjligt att åstadkomma en acceptabelt säker kärnkraft.
Ingen av de svenska incidenterna har inneburit någon omedelbar katastrofrisk, men är allvarliga nog ändå eftersom de antingen inneburit att säkerhetssystem satts ur spel eller att säkerhetskulturen brustit.
I Oskarshamn 2, november 1996 startades reaktorn med det viktigaste nödkylssystemet, härdsprinklingen, urkopplat, vilket upptäcktes först en vecka senare.
I Barsebäck 2 inträffade ett mindre läckage av kylvatten under uppstart i juli 1992. Nödkylssystemen sattes igång automatiskt, men efter sjuttio minuter var de igentäppta av lösriven mineralull. Reaktorn kördes vid tillfället på endast två procent av full effekt, så vid full effekt hade igentäppningen inträffat inom minuter och krävt mycket snabba manuella åtgärder för att förhindra torrläggning av härden med åtföljande härdsmälta.
Felet visade sig finnas hos de fem äldsta kokarreaktorerna, som alltså i princip inte haft några nödkylsystem sedan Oskarshamn 1 startade 1971. Kärnkraftinspektionen förbjöd omedelbart drift vid dessa reaktorer och de fick stå stilla cirka ett halvår. Oskarhamn 1 förblev dock ur drift i tre och ett halvt år då andra fel samtidigt upptäcktes.
Intressant att notera är att de övriga sju reaktorerna hade åtgärdat problemet med mineralull antingen vid konstruktion (Forsmark 1-3, Oskarshamn 3) eller genom senare åtgärder (Ringhals 2-4). Problemet var känt, men inte beräknat och åtgärdat.
Det är också värt att notera att samma fem reaktorer är de som har stora rör genom härdtanken under vattenlinjen. Om ett sådant rör brister forsar vatten ut under högt tryck och ställer extra höga krav på att nödkylningen fungerar snabbt och perfekt, för annars torrläggs härden inom en halv minut. I de fyra yngre kokarreaktorerna ligger samma rör ovanför vattenlinjen, vilket betyder att ånga pyser ut, vilket ger mycket bättre marginaler. Asea ändrade naturligtvis konstruktionen av säkerhetsskäl; det går inte att göra något åt saken i efterhand.
Eftersom denna händelse omfattade fem reaktorer skulle det vara logiskt att räkna den som fem INES-2-incidenter. Men i tabellen ovan räknas den ändå som bara en enda incident, eftersom det kan finnas andra INES-incidenter som gäller flera reaktorer; detta framgår dock inte av incidentstatistiken.
I Ringhals 3 upptäcktes 1994 att ånggeneratorns säkerhetsventiler varit för högt ställda sedan Ringhals 2, 3 och 4 startade på 1970-talet, beroende på ett enda räknefel. (Konsekvens: risk för explosion av ett 18 meter högt tryckkärl.)
Barsebäck 2, juli 2000: felinstallation på det omskrutna filtersystem som skulle förhindra utsläpp vid härdsmälta
Barsebäck 2, maj 1999: havsvattenkylning ur funktion
Ringhals 2, juni 2001: felaktigt överlastningsskydd för lokal elmatning
Ringhals 4, september 1997: stängda ventiler i inneslutningssprinkling. (Konsekvens: vid härdsmälta kan inneslutningen brista fort och okontrollerat.)
Ingen av incidenterna utsatte allmänheten för någon omedelbar fara. Men det som räknas är vilka säkerhetssystem som är i funktion när till exempel ett stort rör brister. De jämförelser som gjorts tyder på att ett antal svenska reaktorer haft fler allvarliga fel än utländska reaktorer.
Öppenhet är ett honnörsord inom hela den internationella kärnkraften. Men INES-rapporteringen är inte öppet tillgänglig från iaea (den har jag fått från SKI), trots att den tillkom för att informera allmänheten. Kärnkraftsoperatörernas organisation WANO har jämförande statistik av olika slag, men den hemlighålls.
SKI har mycket material offentligt, men det är skrivet på ett mycket svårtillgängligt fikonspråk, och SKI motsätter sig bestämt jämförelser mellan såväl PSA-tal som INES-händelser.
Fredrik Lundberg är vetenskapsjournalist.
Uppgifter om stråldoser, snabbstopp och tillgänglighet är hämtade från kärnkraftsindustrins årliga rapport »Erfarenheter från driften av de svenska kärnkraftverken«.
© Copyright Fredrik Lundberg 2002. Alla rättigheter reserverade. Publiceras här med tillstånd från upphovsmannen.