Nr 3/2001

Nr 3/2001 

NUCLEUS

2 

Raoul Hellgren 

redaktör 

telefon 08-698 84 32 

Kampen mot 

terrorismen 

kräver förstärkt 

safeguardarbete 

Trots att terroristattackerna mot USA den 11 september inte var direkt riktade 

mot någon kärnteknisk anläggning så kom de snart i den allmänna debatten 

att utpekas som ett nästa tänkbart mål. FN-organet IAEA har tillsammans med 

sina 132 medlemsstater reagerat både snabbt och starkt på den nya hotbilden. 

Många formella och informella kontakter och möten har hållits. En allmän 

rekommendation om att se över bl.a. det fysiska skyddet har också lett fram 

till förstärkta insatser kring några särskilt känsliga anläggningar. Dessa första 

kortsiktiga insatser måste dock följas av ett mer långsiktigt analysarbete för att 

kunna besluta om nya säkerhetslösningar som omfattar såväl den yttre säkerheten 

(security) som den inre kärntekniska säkerheten (safety). 

Den 2 november höll det internationella atomenergiorganet, IAEA, en extra session 

i Wien för att diskutera eventuella terrorattacker mot kärntekniska anläggningar. 

Mötet som hölls i anslutning till en internationell safeguardkonferens med över 

500 deltagare från hela världen fi ck också stor uppmärksamhet i världspressen. 

IAEA:s generaldirektör Dr Mohamed ElBaradei konstaterade: Ett okonventionellt 

hot kräver ett okonventionellt bemötande där hela världen behöver samlas kring 

ansvaret att upprätthålla säkerheten runt kärnämnen. 

Det största hindret mot nukleär terrorism har länge varit den begränsade 

tillgången på klyvbart material. 1 Men mot bakgrund av den mängd höganrikat 

uran och plutonium som fi nns i världen i dag och att det fysiska skyddet på sina 

håll fortfarande är alltför dåligt kan denna barriär vara på väg att brytas. 

Det främsta instrumentet för att skydda samhället mot otillåten användning av 

klyvbart material har sedan slutet av 60-talet varit internationella avtal att endast 

använda kärnteknologin till fredliga ändamål. Men Icke-spridningsfördraget NPT 

och ingångna safeguardavtal har gång efter annan kringgåtts av länder som velat 

upprusta i hemlighet. 

Sydafrika byggde under apartheidregimen upp ett eget kärnvapenprogram. År 

1991 skrev man under NPT-fördraget utan att deklarera att landet hade egna 

kärnvapen. När president de Klerk 1993 offentligt avslöjade att man förfogade 

över sex stycken färdiga kärnvapen förklarades brottet mot NPT med att man 

redan 1989 hade fattat ett hemligt beslut att avveckla kärnvapenprogrammet. De 

sydafrikanska kärnstridsspetsarna togs sedermera om hand under övervakning 

av IAEA. 

Nucleus 3/2001

Irak avslöjades i början av 90-talet med att anrika uran för att kunna framställa 

egna kärnvapen. Även Irak hade undertecknat NPT. FN:s vapeninspektörer tog 

hand om den strategiska utrustningen och det klyvbara materialet varefter anläggningen 

sprängdes. 

Nordkorea som också förbundit sig att inte tillverka eller bidra till framställning 

av kärnvapen, i det egna landet eller något annat land, misstänktes 1993 för att 

bryta mot detta avtal. IAEA som då ville göra inspektioner på platsen nekades 

tillträde. Säkerhetsrådet som sedan fi ck frågan på sitt bord kunde inte ena sig då 

Kina förutskickade att man skulle lägga in veto mot en inspektion enligt det då 

gällande regelverket. 

Vid sidan av de fem etablerade kärnvapenstaterna (USA, Storbritannien, Frankrike, 

Ryssland och Kina) som har en särställning i den internationella kontrollregimen 

har ett fåtal av de länder som står utanför nämnda avtal skaffat sig kärnvapen. 

Att Indien och Pakistan förfogar över kärnvapen kunde vi sluta att spekulera om 

i maj 1998 då de sprängde vardera fem kärnladdningar. Irak har också tidigare 

misstänkts vara på väg att bygga upp ett eget kärnvapenprogram. Israel som själva 

anses vara en kärnvapenmakt kände sig hotade av Iraks vapenambitioner och 

bombade därför 1981 forskningsreaktorn Osirak innan den laddades och kunde 

börja producera plutonium. Det skall dock i sammanhanget sägas att varken 

Indien, Pakistan eller Israel har skrivit på Icke-spridningsfördraget. 

Mot bakgrund av den senaste tidens händelser och ovan beskrivna historia borde 

uppslutningen kring de internationella fördragen och avtalen på safeguardområdet 

nu få en knuff framåt. Krasst uttryckt har ratifi cering och anpassning av nationella 

lagar gått alldeles för långsamt. 

Under den senaste safeguardkonferensen i Wien konstaterades också att stolta 

deklarationer är bra men tillämpningen av Safeguard i praktiken blir inte mer än 

vad medlemsländerna gör den till. IAEA:s möjligheter att agera bestäms först och 

sist av politiska beslut. 

Raoul Hellgren, 

redaktör 

Fotnot: 1 Morten Bremer Maerli, författare till boken Atom-terrorism utgiven av Norsk uterikspolitisk institutt, 1999. 

Bilden ovan föreställer UNO-city i Wien där IAEA har sitt huvudkontor. Flaggorna representerar medlemsstaterna. 

Nucleus 3/2001 

Inledare 

3

4 

NUCLEUS 

Redaktör 


Ansvarig utgivare 

Anders Jörle 

Redaktionskommitté 

Behnaz Aghili, Margareta Alvers, 

Susanne Carlberg, Anne Edland, Ninos 

Garis, Eric Häggblom, Kåre Jansson, 

Christer Karlsson, Bo Liwång, Gustaf 

Löwenhielm, Leif Pettil, Öivind Toverud 

och Stig Wingefors. 

Layout 


Tryck 

Redners Offsettryckeri AB, 

Stockholm 

Upplaga 

3.500 exemplar 

ISSN-nummer 

ISSN 1104-4578 

Adress 

Nucleusredaktionen, SKI 

106 58 Stockholm 

Telefon 

Vx 08-698 84 00 

Direkt 08-698 84 32 

Telefax 

08-661 90 86 

E-post 

nucleus@ski.se 

Webbplats 

www.ski.se 

Artiklar i Nucleus utgår ofta från 

FoU-projekt och deras tillämpningar 

vid Statens kärnkraftinspektion, SKI. 

Tidningen bidrar därmed till SKI:s 

information när det gäller att sprida 

ny kunskap om risker och säkerhetshöjande 

åtgärder. Målgrupper är i 

första hand lokala säkerhetsnämnder, 

anställda i kärn kraftsbranschen, forskare, 

beslutsfattare, media och en 

intresserad allmänhet. Författarna 

svarar själva för innehållet i sina 

artiklar. Materialet får användas fritt 

om källan uppges. För illustrationer 

och bilder krävs dock skriftligt tillstånd 

från upphovsrättsinnehavaren. 

Omslagsbilden visar den så kallade kanaltunneln som förbinder det nya 

bergrummet med det befi ntliga förvaringsutrymmet i CLAB (centralt 

mellanlager för använt kärnbränsle) där Sveriges använda kärnbränsle 

förvaras. Den U-formade betongkonstruktionen i bakgrunden utgör den 

del av förvaringsbassängen som den nya transportkanalen kommer att 

ansluta till. Se även reportaget som börjar på sidan 10. 

Foto: © SKB AB 



Inledare 

2 Kampen mot terrorismen 

Omslagsbilden 

4 Redaktionsrutan 

Nucleus Nr 3/01 

5 Innehållsförteckning 

Trycktuber från Ignalina undersökta vid Studsvik Nuclear 

6 Strukturell integritet – viktig barriär i östreaktor 

Reportagebilden 

10 CLAB byggs ut – inne i berget 

Slopade upparbetningsplaner kräver utbyggnad av mellanlagret 

12 Nya delen av CLAB klar till årsskiftet 2004 

Notiser 

20 SKI tar fram ny långsiktig strategisk forskningsplan 

Notiser 

22 Experimentella studier kring bränslegeometrin 

Kontrollera din adress 

24 Beställningskuponger – gratis prenumeration 

Innehåll 

5

Trycktuber från Ignalina undersökta i Studsvik 

Strukturell integritet – vi 

6 

Av Ervin Liszka 

Artikelförfattaren är verksam inom SKI:s biståndsverksamhet, 

Swedish International 

Project, SIP, där han är projektledare 

med speciell inriktning på strukturell 

integritet och oförstörande provning 

Av Ulrika Leray 

Artikelförfattaren är verksam inom Studsvik 

Nuclear AB där hon är projektledare för 

material- och bränsleundersökningar 

Högaktiva reaktorkomponenter 

från Ignalinaverket har för första 

gången undersökts utanför Ryssland. 

Resultaten från korrosionsoch 

hållfasthetstesterna som 

skedde på Studsviks anläggning 

utanför Nyköping redovisades 

nyligen på en internationell konferens 

i Washington. En övergripande 

slutsats var att de undersökta 

delarna klart låg inom toleranserna 

trots att de utsatts för 

hög neutronstrålning i 15 år. 

Redan 1999 transporterades delar av ett 

bestrålat tryckrör från Ignalinas reaktor 1 

till Studsvik Nuclear. Det var första 

gången en materialundersökning av en 

liknande högaktiv komponent från en 

sov jet konstruerad RBMK-reaktor genomfördes 

utanför Rysslands gränser. Fram 

till 1998 skickades provbitar på Ignalinaverkets 

tryckrör till ryska forskningsinstitut 

som utförde samtliga materialundersökningar. 

Den litauiska tillsynsmyndighetens 

krav, som byggts upp utifrån krav som 

grundlades under Sovjettiden, är att regelbundna 

materialundersökningar av trycktubernas 

status skall göras. I början genomfördes 

de vart 3–4 år men nu när den 

planerade livslängden på 15–20 år börjar 

närma sig är kravet att trycktuberna skall 

undersökas vartannat år. Detta har också 

skett med hjälp av förstörande provning i 

högaktiv cell på bitar av tryckrör utdragna 

från reaktorn. 

Urvalet av rör grundar sig på resultat 

av oförstörande provning samt trycktubernas 

driftshistoria, dvs. producerad energi i 

den aktuella bränslekanalen. 

Internationell granskning 

Baserat på resultat från den internationella 

fördjupade säkerhetsgranskningen av Ignalina 

block 1 (SAR/RSR) [3],[4], inleddes 

år 1998 diskussioner om möjligheten 

att undersöka provbitar utanför Ryssland. 

På så sätt fi ck både den litauiska tillsynsmyndigheten 

och Ignalinaverket en ”se- 

cond opinion” som kunde jämföras med 

de ryska undersökningarna. 

Efter diskussioner med Studsvik Nuclear 

AB erbjöd sig SIP att bistå Ignalina 

med svenska resurser för denna typ av 

materialundersökningar. 

Svensk kompetens 

Sedan början av 1960-talet har Studsvik 

Nuclear utfört tester och analyser av kärnbränsle, 

kapslingsmaterial och andra aktiva 

komponenter från kärnkraftverk i reaktorerna 

R2 och R2-0 samt i Hot Cell 

Laboratorierna. Dessa anläggningar och 

den svenska kompetensen har utnyttjats 

av kärnkraftsindustrin runt om i världen. 

Ett ramavtal gällande Ignalina träffades 

1999 med överenskommelsen att genomföra 

en serie undersökningar av tryckrör 

inom perioden juli 1999 till december 

2002. En grund för avtalet var att fi nansieringen 

skulle delas mellan SIP och Ignalinaverket. 

Avtalet omfattar vidare frågor 

som transport av provbitar till och från 

Sverige, en grundlig tidsplanering etc. 

Oberoende granskning 

Efter den första materialundersökningen 

på delar av ett tryckrör från reaktor 1 

kom dock en förfrågan från den litauiska 

sidan om en granskning av Studsviks arbete 

innan de fortsatta planerade undersökningarna 

startade. 

En oberoende internationell grupp tillsattes 

våren 2000 med experter från IAEA, 

Kanada, Storbritannien och Ryssland för 

att granska Studsviks materialundersökning 

med avseende på använda metoder 

och resultat. 

Den internationella expertgruppen kom 

fram till att Studsviksarbetet uppfyllde 

kraven på genomförande av undersökning 

av liknande högaktiva reaktorkomponenter. 

Samtidigt konstaterades att tryckröret 

från reaktor 1 vid Ignalinaverket befi nner 

sig i gott skick efter 15 års drift. 

Det var förhållandevis låg korrosionshastighet 

och acceptabla ändringar i mekaniska 

värden som ledde till det positiva 

resultatet, dvs. trycktuberna fyllde kraven 

för fortsatt drift. 

Vid den stora internationella SMiRT- 

16-konferensen i Washington under au- 


ktig barriär i Östreaktor 

gusti 2001 [1] presenterades också resultaten 

för en större publik. 

Specialinriktat bistånd 

Efter Tjernobylolyckan och speciellt under 

de senaste tio åren har många initiativ 

tagits beträffande kärnsäkerhetsfrågor 

i Central- och Östeuropa. Dessa aktiviteter 

i form av olika biståndsprogram är 

kopplade till säkerhetsfrågor för VVERreaktorer 

och än mer för RBMK-reaktorer, 

kanalreaktorer av Tjernobyltyp. 

År 1992 tilldelades SKI speciella medel 

av den svenska regeringen för samarbete 

och stöd inom området reaktorsäkerhet i 

Östeuropa. För att skilja SKI:s reguljära 

tillsynsaktiviteter i Sverige från bistånd 

utomlands organiserade SKI ett särskilt 

projekt: Swedish International Project Nuclear 

Safety (SIP). SIP har upprättat speciella 

relationer med Litauen som driver 

Ignalinaverket med de två största RBMK 

reaktorerna i världen. Reaktorerna som är 

i drift sedan 1984 respektive 1987 är av 

en senare generation än de i Tjernobyl. 

Enligt beslut av den litauiska regeringen 

kommer den första reaktorn att av- 

vecklas före år 2005. Beslut om den andra 

reaktorn planeras under 2004. 

Korroderande tryckrör 

RBMK-reaktorns härd består av grafi tblock 

med vertikala tryckrör i borrhål för 

kärnbränslepatroner, för styrstavar samt 

för andra komponenter. Hela konstruktionen 

är placerad i en så kallad reaktorkavitet 

i en gasblandning av helium och kvävgas. 

Ignalinaverkets reaktorhärd är 7 m hög 

och 11,8 m i diameter och innehåller 1 661 

bränslekanaler, 235 kanaler för styrstavar 

och säkerhetsutrustning samt 156 kanaler 

för kylning av härdens periferi (refl ektor) 

[2]. 

För samtliga RBMK-reaktorer gäller 

att tryckrören i reaktorhärden kan vara i 

drift upp till 15–20 år innan de åldrats 

för mycket till följd av neutronbestrålning. 

Tryckrören korroderar och en oxidbeläggning 

bildas på den inre ytan. En liten 

mängd av vätet frigörs som resultat av 

korrosionsprocessen. 

En del (~1,5 %) av vätet absorberas i 

tryckrörens grundmaterial och bildar hy- 

drider. Genom vätgasbildningen kommer 

på så sätt grundmaterialen att försprödas. 

Korrosionen bidrar samtidigt till att tryckrörens 

väggtjocklek minskar. Oxidtjockleken 

kan uppgå till 0,5 mm. Det betyder 

att korrosionsprocessen tillsammans med 

ändringar av mekaniska egenskaper begränsar 

tryckrörens livslängd. 

En direkt konsekvens av det är att när 

gränsvärdena passerats måste tryckrören 

bytas ut innan reaktorn får köras vidare. 

Samtidigt måste grafi tblocken undergå ett 

omfattande underhåll. 

Tryckrören är tillverkade av en zirkoniumlegrering 

med tillsats av 2,5 % niob 

(Zr + 2,5 % Nb). Bestrålning med snabba 

neutroner kan leda till dimensionsförändringar 

av olika material. 

För RBMK-reaktorer orsakar de snabba 

neutronerna långsam svällning av grafi tblocken 

och på så sätt minskar diametern 

i de borrhål där tryckrör är placerade. För 

tryckrören är det den sammantagna verkan 

av temperatur, bestrålning samt inre 

tryck som gör att diametern ökar. Som resultat 

minskar gradvis gapet mellan tryckrören 

och grafi ten från det ursprungliga 

Bilden visar hur 

personal vid Hot- 

Cell-labora toriet 

manipulerar med 

en av de högaktiva 

tryckrörsdelar na 

från Ignalinaverk 

et innan den 

utplaceras för en 

första visuella undersökning 

av rörets 

yttre yta. All 

manövrering sker i 

strålningsfri miljö 

bakom ett skyddandeblyglasfönster. 

Foto: © 

Sören Fröberg 

Nucleus 3/2001 7

måttet 1,5 mm. Minskningen kan leda till 

att gapet slutligen sluts. 

Accelererad sprickbildning 

Konsekvenserna av att gapets sluts är direkt 

relaterat till reaktorsäkerheten främst 

av följande två skäl: accelererad sprickbildning 

i grafi tblocken samt icke kontrollerbara 

laster på bränslekanalerna som 

kan påverka deras integritet. 

Om ett brott på ett tryckrör skulle uppstå 

är en efterföljande deformation av grafi 

tblock ett möjligt scenario, dvs. fl era 

brott på tryckrör kan inträffa samtidigt. 

Tryckrörens brott kan leda till kraftig 

höjning av trycket i reaktorkaviteten. För 

att undvika reaktorhärdens och rektorkavitetens 

destruktion har reaktorn inbyggd 

tryckavlastning. Denna säkerhetsfunktion 

garanterar avblåsning av övertryck genom 

en kondensationsbassäng som är en del 

av den partiella reaktorinneslutningen. På 

så sätt förhindrar man möjligt radioaktivt 

utsläpp. 

Efter uppbyggnad av Ignalinas tryckavlastingsfunktion 

1996, klarar den ett 

samtidigt brott på nio tryckrör. Det skall 

jämföras med två enligt den ursprungliga 

konstruktionen. 

Men för att den första och viktigaste 

barriären (intakta tryckrör) i en reaktor 

av Tjernobyltyp skall fungera krävs att 

man i förebyggande syfte kontrollerar 

den strukturella integriteten av tryckrören. 

8 

Det är mot den bakgrunden man skall se 

undersökningarna som gjorts och görs i 

Studsviks anläggning. 

Oförstörande provning 

Den aktuella statusen på tryckrörens materialegenskaper 

är avgörande när det gäller 

eventuell initiering och utveckling av 

en defekt. Tryckrörens integritet inspekteras 

med teknik för oförstörande provning: 

ultraljud, virvelströmteknik och visuell 

teknik. Mätningar ger information 

om tryckrörens diameter, väggtjocklek 

och gap till grafi ten. Sådan utrustning 

och sådana provningsprocedurer har tagits 

fram och utvecklats inom ett separat SIPprojekt. 

Materialegenskaperna är även en 

viktig parameter i bedömning av tryckrörens 

status med hänsyn till så kallat ”läckage 

före brott”, en princip som appliceras 

på dessa komponenter. 

Utveckling av metoden 

I förberedelsefasen utförde Studsvik ett 

utvecklingsarbete för att kontrollera, jämföra 

och utveckla metoder för materialundersökning 

av bestrålat material från Ignalinaverket. 

Materialundersökningen består av att 

utföra visuell inspektion, mikrostrukturundersökning, 

väteanalys och mekanisk 

provning (enaxligt dragprov, slagprov och 

brottseghet). Utvecklingsarbetet resulterade 

bland annat i beslut att enaxlig drag- 

provning och brottseghetsprovning skulle 

utföras enligt den kanadensiska standarden 

och sedan jämföras med tillgängliga 

kanadensiska testresultat från CANDU-reaktorerna. 

Den första materialundersökningen som 

Studsvik utförde omfattade fyra delar från 

ett tryckrör som hade bestrålats under ca 

15 år. Utkapningen av de fyra delarna utfördes 

på Ignalinaverket av deras egen 

personal. Delarna hade en längd på ca 

400 mm. Ignalinaverket och Studsvik genomförde 

transporten av dessa delar gemensamt. 

En visuell inspektion samt kapning 

av rörbitar genomfördes i ett av 

Studsviks två Hot Cell-laboratorier. 

Visuell inspektion 

Efter visuell inspektion av de fyra trycktuberna 

fortsatte materialundersökningen på 

två av de fyra delarna. De som valdes ut 

innehöll ”high fl uency zone” och ”lower 

transition joint”. 

”High fl uency zone” syftar på det område 

på tryckröret som utsätts för det högsta 

neutronflödet i reaktorn. ”Lower transition 

joint” som på svenska betyder att den 

nedre övergångsfogen innehåller olika typer 

av svetsar: argonsvets, elektronstrålesvets 

och diffusionssvets. Diffusionssvetsen 

är en svets mellan stål och zirkonium 

som är en känd rysk teknik. 

För att öppna de två trycktuberna lades 

två longitudinella kapsnitt på vardera 

Den vänstra bilden visar samtliga fyra delar av tryckröret utplacerade i Hot Cell-laboratoriet. Från vänster PT1W = nedre övergångsfogen, 

PT2= del direkt in till nedre övergångsfogen, PT3= del från maximalt neutronflöde enligt axiell effektfördelning, PT4= 

övre övergångsfogen. Bilden till höger föreställer nedre övergångfogen (de två halvdelarna t.v.) och delen med maximalt neutronflöde 

(PT3) efter kapning, förberedda för visuell inspektion. Tryckrörets mekaniska påverkan från bränslespridare kan ses i övre halvan av 

PT3. 


delen. Sedan utfördes med hjälp av periskop 

en visuell inspektion av in- och utsida. 

Baserat på den visuella inspektionen 

valdes områdena ut där undersökning 

av mikrostrukturen skulle utföras. För den 

mekaniska provningen valdes ett område i 

”high fl uency zone” mellan två spridarpositioner. 

I ett ljusoptiskt mikroskop undersöktes 

mikrostrukturen för att klarlägga hur oxidtjockleken 

samt hydridernas längd och 

orientering var beskaffade. Baserat på den 

undersökningen valde man vilka delar 

som skulle kapas av för vidare undersökningar 

med väteanalys. 

Proverna togs från områden där synliga 

hydrider syntes vid mikrostrukturundersökningen. 

Material från elektronstrålesvetsen 

och från ”high fl uency zone” 

genomgick därefter väteanalys i ett standardinstrument, 

ELTRA OH-900. Med 

hänsyn till driftlängden var vätehalterna 

relativt låga i jämförelse med liknande 

trycktuber av annat fabrikat. 

Utveckling av standard 

Brottsegheten testades genom att mäta 

spricktillväxtmotståndet. Spricktillväxtmotståndet 

för bestrålat Zr-2,5 %Nb tryckrörsmaterial 

bedömdes med hjälp av en kanadensisk 

standard utvecklad för CANDU 

reaktormaterial. 

Appliceringen av standarden på de 

rysktillverkade tryckrören med annan diameter 

och väggtjocklek var en av de viktigaste 

uppgifterna i Studsviks utvecklingsprogram. 

De 17 mm breda proverna 

(CT-prover) togs från ”high fl uency zone” 

området. Proverna testades vid rumstemperatur 

eller med en temperatur på 300°C. 

De framtagna resultaten stämmer överens 

med tidigare genomförda CANDU-undersökningar. 

Provbitar för dragprov är ”gnistade” 

från ett liknande område som för brottseghetsproverna. 

Proverna är orienterade 

för att testas i tryckrörets axiella riktning. 

Testerna utfördes i rumstemperatur och 

vid 300°C. Huvudsyftet med dragprovningen 

var att bedöma vanliga mekaniska 

egenskaper. 

Utvecklingsprogrammet samt materialundersökningen 

genomfördes i nära samarbete 

med Ignalinas specialister som har 

lång erfarenhet från reaktordrift samt bedömning 

av tryckrörens egenskaper. Även 

urval av provområden genomfördes i samråd 

med Ignalinaverket. 

Fortsatta undersökningar 

Studsvik har i dagarna slutrapporterat en 

andra undersökning på delarna av trycktuber 

från reaktor 2. Dessa har identisk 

Arrangemang av grafi t och tryckrör 

Figuren ovan visar placeringen av tryckröret i ett grafi tblock. Tryckröret (den röda linjen) utrustas 

med grafi tringar av två olika diametrar (mörkgrå). Ringarna med mindre diameter ligger 

dikt an mot tryckröret medan de större ringarna pressar mot grafi tblocket (ljusgrå). På så sätt 

bildas ett gap på 1,5 mm som garanterar en fl exibilitet i konstruktionen vilken är nödvändig för 

att klara av grafi tens och trycktubens dimensionsändringar under drift. Mellanrummet är fyllt 

av en blandning av helium-kvävgas som förbättrar ledningsförmågan för värmeövergång från 

grafi ten till trycktuberna och vidare till kylmedlet som i detta fall är vanligt vatten. 

materialsammansättning men en annan 

termisk bearbetning i jämförelse med Ignalinaverkets 

reaktor 1. 

Under våren 2001 har även detta arbete 

granskats av samma internationella 

expertgrupp som också granskade en ny 

pågående undersökning på trycktubsdelar 

från reaktor 1. Vidare befi nner sig Studsvik 

mitt i en undersökning av två trycktubsdelar 

från denna reaktor och arbetet planeras 

att avslutas under detta år. 

Ramavtalet omfattar en ytterligare undersökning 

av tubdelar från reaktor 2. 

Denna undersökning skall genomföras under 

år 2002. 

Krav för fortsatt drift 

Enligt beslut av den litauiska regeringen 

kommer Ignalinas block 1 att avvecklas 

före år 2005. Reaktor 2 vid Ignalinaverket 

skall fortsätta sin drift tills viktiga politiska 

beslut och lösningar av Litauens energiförsörjning 

har genomförts. 

Det är därför den litauiska tillsynsmyndigheten 

planerar att genomföra licensiering 

av reaktor 2 som ett formellt krav för 

fortsatt drift. Resultaten från materialundersökningarna 

vid Studsvik kommer därför 

att vara en viktig aspekt för fortsatt 

drift av reaktor 2. 

Stort intresse från Ryssland 

Ryska deltagare i det internationella 

granskningsteamet har visat ett stort intresse 

för fortsatt samarbete i liknande 

framtida projekt. De har funnit att svensk 

tillämpning av den kanadensiska standarden 

gav lovande resultat och visade på 

andra möjliga vägar att bedöma statusen 

för RBMK-reaktorernas zirkoniumtryckrör, 

efter bestrålning. 

På så sätt har projektet nått inte bara 

de tekniska målen, utan förhoppningsvis 

också bidragit till att knyta kontakter mellan 

specialister från Sverige, Litauen och 

Ryssland och deras framtida samarbete. 

Ervin Liszka & Ulrika Leray 

Referenser : 

[1] V. Grigoriev, C. Hansson, U. Leray, V. Kiseliov, 

E. Liszka – Evaluation of an Irradiated 

Zr-2,5 Nb Pressure Tube removed from the Ignalina 

RBMK Reactor, SMiRT-16, Washington 

DC, August 2001. 

[2] K. Almenas, A. Kaliatka, E. Uspuras – IG- 

NALINA RBMK-1500 – A Source Book, LEI 

1998. 

[3] Ignalina Safety Analysis Report – Final 

Edition, December 12, 1996. 

[4] Review of the Ignalina Nuclear Power 

Plant Safety Analysis Report, RISKAUDIT, Report 

No 55, January 1997. 

Nucleus 3/2001 9

10 

CLAB 



II 

Reportaget 

Använt kärnbränsle skall i första hand upparbetas. Och ett centralt 

lager för använt bränsle bör upprättas. Det föreslog den s.k. AKAutredningen 

på 70-talet. Men planerna kom att ändras. Det har 

medfört att den första utbyggnaden av mellanlagret, CLAB, blev 

för liten. För att få plats med kärnavfallet från åtminstone 40 års 

drift byggs nu den underjordiska anläggningen ut i en andra etapp. 

Den nya delen beräknas stå klar vid årsskiftet 2004. 

11

Slopade upparbetningsplaner kräver utbyggnad 

Nya delen av CLAB 

12 

Av Bengt Hedberg 

Artikelförfattaren är 

verksam inom kärnavfallsavdelningen 

på SKI, Statens 

kärnkraftinspektion, 

och ansvarig handläggare 

för SKI:s 

granskning av det 

aktuella projektet. 

Det centrala mellanlagret för använt kärnbränsle, 

norr om Oskarshamn, är en 

mycket viktig del i det svenska kärnkraftsprogrammet. 

Kapaciteten att lagra kärnkraftverkens 

använda bränsle har dock 

sedan starten varit begränsad. Detta 

beror på att Sverige under resans gång 

ändrat förutsättningarna för hur bränslet 

skall tas om hand. Nu byggs CLAB ut för 

att klara lagringen för åtminstone 40 års 

drift av kärnkraftverken. 

De nu pågående byggnadsarbetena startade i slutet 

av 1998 och beräknas vara helt klara till årsskiftet 

2004. De svåra och känsliga sprängningsarbetena 

avslutades i slutet av förra året varefter man började 

med inbyggnads- och installationsarbetena av 

det nya mellanlagret, CLAB 2. 

SKI har under hela byggperioden följt de olika 

delarna av byggnadsarbetet med speciell fokusering 

på nya och förändrade konstruktionslösningar, jämfört 

med den befi ntliga anläggningen. En känslig del 

just nu är förberedelserna för anslutning av installationssystemen 

från den nya förvaringsbyggnaden 

till befi ntliga system. På SKI:s ansvarsområde ligger 

också att noggrant följa driftsättning och provdrift 

innan den nya anläggningsdelen kan ges drifttillstånd. 

Sekellångt åtagande 

När Sverige i mitten av 1950-talet började planera 

för byggandet av civila kärnkraftverk så innebar det 

ett sekellångt nationellt säkerhetsåtagande. I praktiken 

innebar riksdagens beslut att Sverige måste upprätta 

och underhålla en nationell infrastruktur för 

säkerhetsarbetet inom områdena juridik, teknik och 

ekonomi. Under hela denna period, från projektering 

till rivningen av kärnkraftverken och förseglingen 

av slutförvaret, måste det fi nnas en fastlagd 

plan. 

Men när det gäller att ta hand om det använda 

kärnbränslet och ansvara för att ingen utsätts för 

joniserande strålning så sträcker sig ansvaret långt 

bortom 100-årsgränsen, ja bortom 100 000 år. 

Tidigt började man diskutera i Sverige hur man 

skulle hantera det använda kärnbränslet. De svenska 

kärnkraftföretagen, som enligt lag är ansvariga för 

att ta hand om och slutförvara allt radioaktivt kärnavfall 

som produceras, har i dag som huvudalternativ 

geologisk direktdeponering enligt det så kallade 

KBS-3-konceptet (se fi gur på sid 18). 

Företagen bedriver också sedan många år ett 

forsknings- och utvecklingsarbete genom det gemensamt 

ägda bolaget, Svensk Kärnbränslehantering 

AB (SKB) med syftet att utveckla denna metod 

för omhändertagande av bränslet. Målet är att människor 

för all framtid skall vara skyddade mot den 

joniserande strålningen, som kommer att vara farlig 

för människor under hundratusentals år framöver. 

Förvaringen under tidsperioden efter att bränslet 

fraktats från kärnkraftverken tills det deponeras i ett 

slutförvar sker i mellanlagret utanför Oskarshamn. 

Den perioden är beräknad till 30 – 40 år, beroende 

på hur stor resteffekten är. Det betyder att när det 

sista bränslet lämnar CLAB så kommer vi att skriva 

år 2050. 

AKA-utredningen 

I den s.k. AKA-utredningen (Använt kärnbränsle 

och radioaktivt avfall, SOU 1976:30-31) som tillsattes 

1973 med uppgift att ta fram förslag på hur det 

högaktiva avfallet från kärnkraften skulle omhändertas 

slogs fast: 

att upparbetning av kärnbränsle förordades som 

huvudalternativ 

att ett centralt lager för använt bränsle skulle 

uppföras. 

Eftersom Sveriges linje vid beslutet om uppförandet 

av CLAB baserades på upparbetning av bränslet ansågs 

det vid den tiden lämpligt att satsa på våtlagring 

i en central anläggning. 

Torrlagring av använt bränsle har hittills inte varit 

aktuell i Sverige. 


av mellanlagret 

klar till årsskiftet 2004 

En del länder använder liksom Sverige våt mellanlagring. 

Ett exempel är Finland. Där har man 

dock valt att konstruera ett ytförlagt lager för bränsle 

vid kärnkraftverken. Men torrlagring som förekommer 

i många länder är en minst lika vanlig lagringsmetod. 

Att Sverige valde en lösning med ett mellanlager 

under jord berodde bland annat på att man från 

början ville skapa ett starkt yttre fysiskt skydd för 

anläggningen. Ett läge vid kusten var också en av 

förutsättningarna då man hade planerat för ett transportsystem 

där hanteringen av det använda kärnbränslet 

i första hand skulle ske till sjöss liksom att 

man värdesatte närheten till ett kärnkraftverk . 

Kravbilden 

Enligt de bedömningar som gjordes och som låg till 

grund för AKA-utredningens slutsatser borde mellanlagret 

få en kapacitet om cirka tio års behov, 

vilket motsvarade cirka 3 000 ton uran. Vidare ansåg 

man att anläggningen borde planeras så att den 

kunde byggas ut i etapper. 


Man kan alltså konstatera att huvudsyftet med att 

uppföra ett centralt mellanlager för använt bränsle 

var att förvara bränslet där tills man utvecklat en 

metod för upparbetning. Förstahandsalternativet var 

upparbetning i Sverige och i andra hand kunde man 

tänka sig upparbetning i utlandet. Oavsett vilket alternativ 

man skulle komma att välja bedömdes att 

en lösning borde ha kommit till stånd inom en tidsperiod 

av tio år. 

Kursändring 

Utvecklingen blev dock en annan än vad som förutskickats 

i AKA-utredningen. Politiseringen av kärnkraftfrågan 

i slutet av 70-talet och olyckan i Three 

Mile Island (1979) ledde så småningom fram till 

att huvudalternativet med upparbetning övergavs till 

förmån för direktdeponering. 

Kursändringen förde med sig krav på att det använda 

kärnbränslet skulle behöva mellanlagras under 

en betydligt längre tidsperiod. En direkt konsekvens 

blev att tillgänglig kapacitet i den befi ntliga 

förvaringsbyggnaden inte skulle vara tillräcklig för 

Figuren nedan visar en modell 

av den färdigutbyggda 

anläggningen. Det nya bergrummet 

är placerat 40 meter 

ifrån det befi ntliga och förbinds 

med detta genom den 

så kallade kanaltunneln. De 

ljusare partierna markerar de 

delarna som sprängts ut under 

projektet. Av fi guren framgår 

också att förberedelser gjorts 

för en anslutning till ett eventuellt 

tredje bergrum. 

Illustration: SKB 

13

Vid arbetsplatsen pågår 

en intensiv verksamhet. 

Bilden visar 

uppförandet av förvaringsbyggnadens 

ytter väggar i den 

norra delen av bergrummet. 

Till vänster 

på bilden skymtar 

anslutningen till kanaltunneln 

som förbinder 

det nya bergrummet 

med det befi 

ntliga. 

Foto: © SKB 

14 

att lagra det bränsle som skulle komma att produceras 

inom det svenska kärnkraftsprogrammet. De 

prognoser som gjordes pekade på att förvaringsvolymen 

i CLAB skulle vara fullt utnyttjad redan till 

omkring årsskiftet 1996/1997. 

Nuläge 

Den centrala delen i CLAB, som togs i drift 1985, 

är ett förvaringsutrymme i berget med cirka 25 meters 

bergtäckning där bränslet förvaras i vattenfyllda 

bassänger. Vattnet fyller två viktiga funktioner. Dels 

leder vattnet bort den värme som genereras, dels 

fungerar vattnet som strålskärm och skyddar personal 

och omgivning från joniserande strålning. För 

närvarande är cirka 3 500 ton använt bränsle lagrat i 

CLAB. 

Ändrade förutsättningar 

År 1989 ansökte SKB om tillstånd för att utöka lagringskapaciteten 

i CLAB genom att ställa bränsleelementen 

tätare. Efter att ha infört nya kassetter 

med bättre skärmningseffekt gjordes nya kriticitetsberäkningar 

och SKI kunde tillstyrka ansökan. 

En utökad lagringskapacitet skulle därmed kunna 

åstadkommas utan att några genomgripande förändringar 

behövde genomföras i anläggningen. Regeringen 

beviljade i december 1989 tillstånd att utöka 

lagringskapaciteten i CLAB från 3 000 till motsvarande 

5 000 ton uran. 

Det grundläggande problemet kvarstod emellertid; 

förvaringsbassängerna i CLAB hade inte 

tillräcklig kapacitet att ta emot allt det använda 

kärnbränsle som skulle produceras i det svenska 

kärnkraftsprogrammet och därmed behöva mellanlagras. 

Kapaciteten beräknas vara helt utnyttjad vid årsskiftet 

2003/2004. För att kunna fortsätta driften och 

ta emot det använda kärnbränslet behöver den nya 

förvaringsbyggnaden stå klar att tas i drift till årsskiftet 

2004. 

Nytt bergrum 

SKB ansökte därför 1997 om tillstånd att utöka lagringskapaciteten 

i CLAB till motsvarande 8 000 ton 

uran. Tanken var att bygga en ny förvaringsbyggnad 

i ett nytt bergrum, i princip lika det befi ntliga och 

beläget i anslutning till detta. 

SKI identifi erade vid granskningen av ansökan 

ett antal frågor som måste följas upp under olika 

skeden i utbyggnadsfasen. Regeringen gav därefter, 

i augusti 1998, SKB ett villkorat tillstånd att utöka 

lagringskapaciteten i CLAB från motsvarande 5 000 

ton uran till 8 000 ton. Villkoren innebar i princip 

att de frågor som identifi erats vid SKI:s granskning 


skulle tas om hand på ett tillfredsställande sätt och 

att SKI bemyndigades att meddela de ytterligare 

villkor som erfordrades för säkerheten vid anläggningarna. 

Lagringskapaciteten skall, sedan den pågående 

utbyggnaden är klar, med nuvarande kända förutsättningar, 

vara tillräcklig för en genomsnittlig drifttid 

av kärnkraftreaktorerna i 40 år, vilket utgör 

planeringshorisonten för de svenska kärnkraftföretagen. 

För att gardera sig för eventuella förändringar i 

det svenska kärnkraftsprogrammet i framtiden förbereds 

den nya förvaringsbyggnaden för att kunna 

byggas ut ytterligare om det skulle bli aktuellt. 

Projektering av CLAB II 

SKB etablerade tidigt en bred referensgrupp med representanter 

som skulle följa projekteringen och utsprängningen 

samt bevaka att alla relevanta aspekter 

på arbetet beaktades. Dessutom tillsattes en speciell 

riskanalysgrupp som skulle identifi era samtliga 

riskmoment i arbetet. Gruppen skulle vidare se till 

att arbetsinstruktioner togs fram för hur kritiska arbetsmoment 

skulle genomföras, och se till att beredskapsplaner 

utarbetades inför risken att någonting 

skulle gå fel. 

Även om SKB:s ansökan till stor del baserades 

på att det nya lagringsutrymmet i princip skulle 

utformas på samma sätt som det gamla så avsåg 

man att ta tillvara de tidigare erfarenheterna och 

göra en del förbättringar. SKI kunde därför lägga 

tyngdpunkten i granskningen på hur den befi ntliga 

anläggningen skulle kunna skyddas vid utsprängningen 

och de nya tekniska lösningarna som redovisas 

i korthet nedan: 

Takkonstruktion 

I den befi ntliga anläggningen består innertaket 

av trapetsplåt upplagd på stålprofi ler som bärs 

upp av vertikala bergbultar förankrade i bergrummets 

tak. Taket är därigenom beroende av 

upphängningsbultarnas kondition vilken är svår 

att kontrollera. Eftersom taket dessutom har en 

relativt låg bärighet blir eventuella reparationsarbeten 

besvärliga. I den nya förvaringsbyggnaden 

väljs därför en konstruktion som består av ett 

140 mm tjockt betonglager som gjuts på trapetsplåt 

monterad på fribärande stålbågar mellan 

ytterväggarna. Därigenom undviks beroendet av 

ingjutna bergbultar och man får ett tak med bättre 

bärighet. 

Traversbana 

Traversbanorna i den befi ntliga anläggningen 

med vilka bränslet förfl yttas i förvaringsdelen är 

upplagda på betongkonsoler. Dessa konsoler är 

förankrade i berget genom bergbultar och förspända 

stag, som är oåtkomliga för besiktning 

och svårligen kan bytas ut. Nu väljer man istället 

ett utförande där traversbanorna bärs av betongpelare 

som i sin tur bärs upp av ytterväggarna. 

Därigenom undviks beroendet av förspända stag 

och bergbultar. 


”...Kapaciteten beräknas 

vara helt 

utnyttjad vid årsskiftet 

2003/2004. 

För att kunna fortsätta 

driften och ta 

emot det använda 

kärnbränslet behöver 

den nya förvaringsbyggnaden 

stå klar att tas i 

drift till årskiftet 

2004...” 

Ventilationssystemet 

Våtlagringen av bränslet i den befi ntliga förvaringsbyggnaden 

gör att luften blir mycket fuktig. 

Vid projekteringen av utbyggnaden har man gjort 

en principiellt förändring av ventilationen genom 

att introducera ett system för avfuktning av luften. 

Därigenom klarar man av att ventilera den 

utökade anläggningen med det befi ntliga ventilationssystemet 

och slipper komplettera med onödiga 

energi- och utrymmeskrävande installationer. 

Rörelsefog mellan bassänger 

Eftersom bränslet skall kunna fl yttas mellan de 

båda förvaringsbyggnaderna kommer de att förbindas 

med en bassäng i den 40 m långa kanaltunneln. 

Men eftersom betong utvidgar sig med 

ökad temperatur kan bassängen komma att förlängas, 

i storleksordningen ett par centimeter, om 

kylsystemet havererar. För att inte riskera att förbindelsebassängen 

trycker sönder förvaringsbassängerna 

behöver rörelsefogar placeras i anslutningspunkterna. 

Den föreslagna fogkonstruktionen är unik och 

för att verifi era att den uppfyller ställda krav har 

SKB låtit utföra praktiska prov vid KTH. En 

prototyp i form av en fullskalemodell av den del 

av rörelsefogen som förväntas bli utsatt för störst 

påfrestningar har provbelastats för att säkerställa 

att konstruktionen kommer att fungera som tänkt. 

Genomförandet av bygget 

Mot bakgrund av att utsprängningen av det nya mellanlagret 

gjordes under drift har SKI intensivt följt 

bergbyggnadsskedet, för att skydda den befi ntliga 

Tillstånd för 

CLAB 

Ursprunglig ansökan 

– högst 3 000 ton 

använt kärnbränsle 

och förbrukade 

härdkomponenter 

SKBF ansökan: 

30 november 1977 

Regeringstillstånd: 

14 december 1978 

(136 a § byggnadslagen) 

23 augusti 1979 

(1, 2 §§ atomenergilagen) 

19 juni 1985 drifttillstånd 

från SKI 

Ansökan – tätpackning 

– högst 5 000 

ton använt kärnbränsle 

och förbrukadehärdkomponenter 

SKB ansökan: 

3 juli 1989 


21 december 1989 

(5 § kärntekniklagen) 

Ansökan – högst 

8 000 ton använt 

kärnbränsle och förbrukadehärdkomponenter 

SKB ansökan: 


(naturresurslagen) 



(kärntekniklagen) 

SKBF = Svensk Kärnbränsleförsörjning 

AB 

SKB = Svensk Kärnbränslehantering 

AB 

15

Bilden visar det nya 

bergrummet efter avslutatsprängningsarbete. 

Rummets storlek 

(längd 120 m, 

bredd 21 m och höjd 

27 m) är imponerande. 

Känslan påminner 

om den man 

kan uppleva vid ett 

besök i en domkyrka 

eller katedral. 

Foto: © SKB 

16 

anläggningen. Detta skede bedömdes också av alla 

inblandade som det mest riskfyllda. Avståndet mellan 

den befi ntliga och den tillkommande förvaringsbyggnaden 

är endast cirka 40 meter. 

I samband med uppförandet av CLAB 1 gjordes 

vissa förberedelser för en framtida utbyggnad. Bland 

annat hade man påbörjat förbindelsetunneln (kanaltunneln) 

mot det nya bergrummet. Förutom arbetet 

att spränga ut själva bergrummet har alltså även resterande 

delar av kanaltunneln sprängts ut. Dessutom 

har bottennivån i den redan utsprängda delen av förbindelsetunneln 

närmast CLAB sänkts. 

Kontrollprogram 

Inför starten av bergarbetena togs ett omfattande 

mät- och kontrollprogram fram av SKB vilket granskades 

och godkändes av SKI, enligt villkoren i regeringstillståndet. 

Syftet var att ett övervakningssystem 

skulle etableras som var tillräckligt utarbetat 

för att man noggrant skulle kunna följa hur den 

befi ntliga anläggningsdelen påverkades av sprängningsarbetena. 

Man skulle därmed kunna anpassa 

arbetsmetoderna för att undvika störningar av den 

ordinarie driften vid CLAB och framför allt för att 

undvika skador på anläggningen. 

Kontrollprogrammet omfattade bland annat mätningar 

av vibrationer och rörelser hos både berg och 

förvaringsbyggnad och föreskrev regelbundna besiktningar 

av anläggningens olika delar. SKI:s viktigaste 

uppgift har varit att bevaka att kontrollprogrammet 

varit ändamålsenligt, att det följts av SKB 

och entreprenörer samt att bevaka att eventuella förändringar 

i programmet genomfördes på rätt sätt. 

Kalibrerande sprängning 

I december 1998 inleddes sprängningarna med ”påslaget” 

till transporttunneln som leder till det nya 

bergrummet. De första salvorna användes till att kalibrera 

övervakningssystemet och att verifi era att 

bergets egenskaper motsvarade vad som förväntades. 

I början av januari 1999 inleddes så det egentliga 

sprängningsarbetet av transporttunneln och i 

mars inleddes utsprängningen av själva bergrummet. 

Vid framtagning av kontrollprogrammet hade 

gränsvärden tagits fram som inte fi ck överskridas. 

Om så skedde skulle arbetena stoppas och SKI informeras 

och en utredning göras. Dessutom skulle 

en omfattande besiktning av den befi ntliga anläggningen 

genomföras för att identifi era om eventuella 

skador uppstått. Först efter att orsaken till överskridandet 

klarlagts och korrigerande åtgärder redovisats 

till SKI skulle sprängningarna få återupptas. 

Överskridna gränsvärden 

Även om bergmassan generellt håller en hög kvalitet 

fi nns det sprickor och svaghetszoner i det aktuella 

området. Detta leder till att kan vara svårt 

att förutspå vilka effekterna från sprängningar blir. 

Konsekvensen blev att gränsvärden överskreds vid 

ett antal tillfällen vilket medförde tidskrävande utredningar. 

Trots överskridandena har inga skador 


upptäckts på den befi ntliga anläggningen, och driften 

har i stort sett kunnat pågå som vanligt. 

Effekten av de överskridna gränsvärdena gjorde 

att man fi ck gå fram försiktigare med kortare salvlängd 

och mindre laddningsvikt, och därmed accepterade 

en långsammare framdrift. Förseningar orsakades 

också av att känsliga moment i arbetet krävde 

mer noggranna förberedelser än vad som hade förväntats. 

Speciellt gällde det de arbeten som skulle 

utföras i kanaltunneln mot CLAB. 

Enligt den ursprungliga planen skulle sprängningsarbetena 

ha slutförts i slutet av februari 2000. 

Problem med överskridande av gränsvärden och 

tidskrävande specialutredningar medförde att färdigställandet 

försenades till oktober 2000. I planeringen 

av projektet hade man kalkylerat med en viss 

marginal för förseningar vilken till stor del förbrukats. 

Erfarenhetsåterföring 

Hittills har arbetet med utbyggnaden gått i stort sett 

enligt planerna, och det har inte inträffat några missöden 

av någon betydelse för säkerheten. Som i de 

fl esta byggprojekt har avvikelser inträffat men dessa 


har kunnat hanteras enligt det system för avvikelsehantering 

som utvecklats inom ramen för SKB:s 

kvalitetssystem. Några av de viktigaste erfarenheterna 

ur SKI:s synvinkel redovisas dock nedan. 

Kulturkrock 

En viktig lärdom från utsprängningsskedet är att bedömningen 

av vad som upplevs som frågor av säkerhetsmässig 

betydelse kan variera i hög grad beroende 

på vilken roll man har i projektet. Av naturliga 

skäl har säkerhetsfrågor vid en kärnteknisk anläggning 

en annan karaktär jämfört med säkerhetsfrågor 

vid ”normalt” bergbyggande. Vid en kärnteknisk 

anläggning fi nns det ett mycket detaljerat regelverk 

som reglerar verksamheten och det är vanligt att 

man arbetar med väldigt små eller snäva toleranser. 

Vid bergbyggnads-/sprängningsarbete bedrivs arbetena 

normalt med betydligt vidare toleranser och betydligt 

större fl exibilitet. 

Här kan man också göra en koppling till den typ 

av entreprenadkontrakt som är aktuella för den här 

typen av bergarbeten. Generellt fi nns i kontrakten 

bestämmelser som reglerar vilka villkor som gäller 

om entreprenörer blir försenade. Det normala är att 

Figuren visar en sektion 

genom den nya 

förvaringsbyggnaden 

och ger en uppfattning 

om hur stora 

förvaringsbassängerna 

blir. Notera den 

förbättrade konstruktionen 

med ett fribärande 

tak som inte är 

beroende av bärning 

genom upphängning 

i bergbultar i bergtaket. 

17

18 

entreprenörens ersättning reduceras i någon slags 

proportion till hur stor förseningen blir. Om en entreprenör 

riskerar att bli kraftigt försenad och drabbas 

av betydande ekonomiska förluster fi nns en risk 

för att man tenderar till att använda metoder som är 

mer ”fl exibla” än vad som är acceptabelt i ett projekt 

som det här. 

Förebyggande arbete 

Trots att SKB arbetade föredömligt med preventivt 

arbete i den här frågan inträffade en del avvikelser 

som enligt SKI:s bedömning har en direkt koppling 

till det som redovisats ovan. Det bör i sammanhanget 

understrykas att ingenting inträffat som på 

något sätt äventyrat säkerheten i den befi ntliga anläggningen. 

SKB:s arbete med kontrollprogram och 

kvalitetssäkring har tillsammans med SKI:s uppföljande 

granskning av projektet medfört att avvikelser 

identifi erats i ett tidigt skede och hanterats på ett tillfredsställande 

sätt. 

Ett annat problem av generell karaktär gäller riskhantering. 

Hur arbetar man på bästa sätt för att i tid 

identifi era och förebygga alla de olika typer av möjliga 

problem som ett projekt skulle kunna drabbas 

av? 

Ett exempel på en kritisk fråga som identifi erades 

och analyserades var risken för att vibrationerna 

från sprängningarna skulle medföra att ett stenblock 

kunde lossna från taket i befi ntlig anläggning och 

falla ner i en förvaringsbassäng. 

En annan risk som behandlades rörde transporter 

av sprängämne. Vilka skulle konsekvenserna bli om 

sprängmedlet detonerade under transport fram till 

en laddplats innan det laddats i borrhålen? Av naturliga 

skäl var alla inblandade väldigt fokuserade på 

själva sprängningsfasen och där fungerade det förebyggande 

arbetet tillfredsställande, men det skulle 

visa sig att det fanns andra skeden i arbetet som 

också medförde risker för missöden. 

Två hål i väggen 

Ett av de sista momenten i bergentreprenaden var att 

placera ett par bergbultar i botten på kanaltunneln i 

anslutning till den befi ntliga förvaringsbyggnaden. 

På grund av att manövreringsutrymmet var begränsat 

uppstod svårigheter med att rikta in borraggregatet 

och vinkeln blev fel. 

Under borrning av det första hålet träffade borrkronan 

ett grovt armeringsjärn precis när erforderligt 

borrdjup uppnåtts, men åstadkom ändå ett genomslag 

in till utrymmet på insidan av begränsningsväggen 

till CLAB. 

Vid den därpå följande borrningen trängde borren 

helt igenom väggen. Korrigerande åtgärder vidtogs 

KBS-3-metoden innebär att bränslet placeras i en insats av gjutjärn som placeras i en kopparkapsel. Kapseln 

placeras i ett vertikalt hål i botten av ett tunnelsystem på ca 500 meters djup i en bergformation. Mellan kapseln 

och berget placeras en buffert av pressad bentonitlera vars funktion bland annat är att ta upp eventuella 

rörelser i berget. 

Illstration: © SKB 


omedelbart och hålen tätades omgående. Händelsen 

hade ingen egentlig säkerhetsmässig betydelse men 

den blev en väckarklocka, speciellt mot bakgrund 

av att så mycket resurser satsats på förebyggande 

arbete med både referens- och riskanalysgrupp. 

En lärdom inför framtiden är att förebyggande 

metoder behöver utvecklas ännu mer för att fånga in 

och förebygga de misstag som skulle kunna inträffa. 

Vad gäller den aktuella händelsen står förklaringen 

att fi nna i att det som inträffade var så pass osannolikt 

att ingen ens hade kommit på tanken att det 

skulle kunna inträffa. Något förenklat skulle anledningen 

kunna beskrivas som brist på fantasi hos alla 

inblandade. 


Dokumentation och 

erfarenhetsåterföring 

En av de största utmaningarna i arbetet med att förbättra 

förmågan att identifi era risker ligger enligt 

mitt sätt att se det i frågan om hur man sätter samman 

en riskanalysgrupp. Normalt sett, och av naturliga 

skäl, anses det motiverat att välja deltagare med 

stor erfarenhet av, och god kompetens inom, det aktuella 

verksamhetsområdet. Faran blir då att gruppen 

sammantaget är fastlåst i sin kompetens och 

erfarenhet, och inte har fantasi nog att inse vad 

som inte brukar hända men som ändå skulle kunna 

komma att inträffa. 

Ett sätt att angripa den här aspekten av problemet 

skulle kunna vara att involvera personer med annorlunda 

bakgrund och erfarenhet i riskanalysarbetet. 

Både SKI och SKB dokumenterar utförligt vad 

som hänt under projektet och vilka lärdomar som 

gjorts. Relevant material samt dokumentation kommer 

att sparas för att utnyttjas i framtiden. 

För närvarande planeras inte för någon ytterligare 

utbyggnad av CLAB men skulle kärnkraftsprogrammet 

förändras så att ett tredje bergrum behöver 

byggas så kommer naturligtvis de erfarenheter som 

gjorts att utnyttjas då. 

Generella erfarenheter 

En stor del av erfarenheterna är av generell karaktär 

och kommer att vara användbara vid andra projekt. 

Om utvecklingen inom kärnkraftsprogrammet går 

som planerat kommer nästa anläggning som byggs 

att utgöras av den inkapslingsanläggning som planeras 

att förläggas vid CLAB. Bland annat kommer 

en del sprängningsarbete förmodligen att behöva 

utföras i marknivå i det närmaste rakt ovanför 

förvaringsutrymmena. 

Längre fram i tiden kommer också en slutförvarsanläggning 

att behöva sprängas ut. SKI kommer 

att vid framtida granskning och tillståndsgivning inför 

uppförande av kommande anläggningar att ha 

stor nytta av de erfarenheter som tillgodogjorts vid 

utbyggnaden av CLAB. 

Bengt Hedberg 

CLAB etapp 1 

Bergrum: Längd: 120 m 

Bredd: 21 m 

Höjd: 27 m 

Tvärsnittsarea: 530 m 2 

Volym: 61 000 m 3 

Nedre hjälpsystembyggnad: 

Volym: 9 000 m 3 

Transporttunnel: Längd: 500 m 

Bredd: 8 m 

Höjd: 5 m 


Volym: 25 000 m 3 

Totalt berguttag: 95 000 m 3 

Förvaringsbassänger 

inkl. mittbassäng: Total längd: 95,6 m 

Bredd: 13,8 m 

Djup: 13 m 

Vattenvolym: 15 027 m 3 

Transportkanal inkl. 

bränslehisschakt: Längd: 16,3 m 

Bredd: 1,5 – 3,6 m 

Djup: 8,3 – 14 m 

Vattenvolym: 552 m 3 

Total vattenvolym: 15 579 m 3 

CLAB etapp 2 

Bergrum: Längd: 120 m 

Bredd: 21 m 

Höjd: 27 m 


Volym: 61 000 m 3 

Kanaltunnel: Längd: 40 m 

Bredd: 10 m 

Höjd: 22 m 


Volym: 11 000 m 3 

Transporttunnel: Längd: 400 m 

Bredd: 8 m 

Höjd: 5 m 


Volym: 16 000 m 3 

Totalt berguttag: 88 000 m 3 

Förvaringsbassänger 

inkl. mittbassäng: Total längd: 95,6 m 

Bredd: 13,8 m 

Djup: 13 m 

Vattenvolym: 15 027 m 3 

Transportkanal 

inkl. servicebassäng: Längd: 44,1 m 

Bredd: 1,5 – 3,0 m 

Djup: 7,8 – 10,1 m 

Vattenvolym: 735 m 3 

Total vattenvolym: 15 762 m 3 

Byggdata: Betong: ca 17 000 m 3 

Armering ca 2 000 ton 

Stål och rostfritt ca 360 ton 

19

Notisredaktör: 

Leif Pettil, 

forskningsenheten 

tel 08 - 698 84 93 

20 

Dynamiska 

belastningar 

utreds på nytt 

På uppdrag av SKI har DNV Nuclear 

Technology tidigare genomfört 

studier av strömningsinducerade 

laster på reaktortryckkärlets 

interndelar vid brott på ångledningssidan. 

I dessa studier, vilka 

fi nns publicerade i SKI-rapporterna 

01:12 och 01:22, har bland 

annat konstaterats att vissa typer 

av dynamiska belastningsfenomen 

som kan uppstå i samband 

med brott i ångledningen tidigare 

inte beaktats i konstruktionsanalyserna 

av övre interndelar i 

reaktortryckkärlet. 

Det har i samma studie framkommit 

farhågor om att liknande 

dynamiska belastningar kan uppstå 

vid brott på vattensidan, dock 

av betydligt större amplituder. Det 

råder dessutom vissa tveksamheter 

om hur dessa laster har beaktats 

fram till i dag. Allt detta har 

lett fram till behov av en förstudie. 

Syftet i förstudien är att klarlägga 

vilka laster som kan uppstå 

vid brott på vattensidan och hur 

dessa i förekommande fall har beaktats 

i konstruktionerna. Förstudien 

behandlar speciellt rörbrott i 

BWR med extern huvudcirkulation 

och den omfattar följande: 

Att öka kunskaperna om fysikaliska 

fenomen vid rörbrott 

på vattensidan. 

Att identifi era och värdera befi 

ntliga beräkningsmetoder. 

Att genom en litteraturstudie 

inleda den strukturdynamiska 

delen. 

Att med stöd av litteraturstudien 

studera vilka metoder som 

fi nns för att beräkna strukturens 

responser vid vattenledningsbrott. 

(forts.) 

Forskning skall bedrivas 

Ny strategisk 

Statens kärnkraftinspektion och den amerikanska motsvarigheten, 

NRC, arbetar med många likartade frågor 

ifråga om tillsynen av de kärntekniska anläggningarna. 

Det framkom vid ett seminarium på SKI där Raymond 

Durante, koordinator för en amerikansk expertgrupp tillsatt 

av NRC, redogjorde för vilka problem och överväganden 

den amerikanska myndigheten står inför. 

– Gemensamt för oss är att vi arbetar med kompetensfrågor och åldrandet 

av de kärntekniska anläggningarna samtidigt som förlängning 

och överföringar av licenser kommit upp på dagordningen, säger SKI:s 

forskningschef Gustaf Löwenhielm. Han tillägger dock att det fi nns 

stora kulturella skillnader mellan hur man arbetar i USA och Sverige 

som påverkar de båda myndigheternas inriktning och uppläggning av 

arbetet. 

Långsiktig forskningsstrategi 

Bakgrunden till Raymond Durantes besök i Sverige är att SKI fått ett 

regeringsuppdrag att före årsskiftet redovisa en framtida, långsiktig 

forskningsstrategi. Ett led i det arbetet är att hämta in erfarenheter från 

andra länder, som har betydelse för forskningen. 

NRC arbetar just nu med att analysera den rapport som den amerikanska 

expertgruppen la fram tidigare i år. 

Durante redovisade även i korthet en tidigare rapport som den amerikanska 

kongressen beställt för att utreda NRC:s regulativa process. 

En slutsats i den rapporten var att myndigheten hade bra kompetens 

men för dålig beredskap (läs kapacitet, red:s anm.) att klara nya frågor. 

I praktiken handlar det bl.a. om att granska ansökningar om förlängd 

licensiering från 40 till 60 år och byggandet av nya reaktorer. 

Opartiska experter 

Expertgruppens opartiska granskning som utförts på uppdrag av NRC 

fokuserade på fyra konkreta rekommendationer; 

1.NRC måste upprätthålla sin forskningskapacitet 

2.Ta fram oberoende verifi kationer för det regulativa arbetet 

3.Utveckla samarbetet med andra organisationer (DOE, EPRI, Industrin 

och Internationella organisationer) 

4.Arbeta bort onödiga regulativa bördor 

Uppsving för forskning 

Den kärntekniska forskningen i USA fi ck ett ordentligt uppsving efter 

olyckan i TMI. NRC hade då i runda tal en forskningsbudget på 

200 miljoner dollar per år. 

De allt strängare krav som kom att ställas på kärntekniska anläggningar 

förlängde dock inte bara licensieringsarbetet utan även byggtiden 

fördubblades. Från att ha byggt en anläggning varje månad för att 

svara upp emot en eltillväxt på sex procent blev det så småningom ett 

totalstopp på byggandet av nya kärnkraftverk. Inga nya reaktorer har 

beställts under 1980- eller 90-talet. Det betyder att USA med sina i 

dag 103 reaktorer i drift – alla från den första generationen – har ett 

omfattande underhålls- och förnyelsearbete framför sig. 


oberoende 

plan tas fram 

Forskningen skall bedrivas oberoende av industrin och utgöra ett tekniskt 

stöd för det regulativa arbetet. Det konstaterade Raymond Durante vid ett 

seminarium på SKI. Durante var koordinator i den amerikanska expertgrupp 

som tillsattes av NRC för att effektivisera det inre arbetet för att få ut mer av 

varje satsad forskningsdollar. 

Men i takt med att forskningen kring svåra haverier minskat har 

forskningsanslagen skurits ner. Från industrins sida ifrågasatte man 

också effektiviteten och nyttan av vissa forskningsprojekt. 

En annan bidragande faktor var enligt Raymond Durante en motsättning 

mellan den regulativa delen inom NRC och forskningsavdelningen. 

I dag är NRC:s forskningsbudget nere på 40 miljoner dollar. 

Ökat internationellt samarbete 

– Även i Sverige ser vi framför oss ett ökat nationellt och internationellt 

samarbete då vi inte ensamma kan genomföra stora kostnadskrävande 

forskningsprojekt, säger Gustaf Löwenhielm. 

På SKI pågår för närvarande en sammanställning av olika rapporter 

som tagits fram inom ramen för regeringsuppdraget. Förutom de olika 

avdelningarnas forskningsplaner ingår en kartläggning av det strategiska 

kompetensbehovet för kärnteknisk verksamhet, i nuläget och 

för framtiden samt ett PM som penetrerar tillsynsbehovens utveckling 

över tid. 

Nucleus återkommer i ett senare nummer med en utförligare redovisning 

av den framtida forskningsstrategin. 



(forts.) Totalkostnaden för projektet 

med beställningsnummer 

01109 är 470 000:- och SKI:s 

handläggare är Gabriel Barslivo. 

Degradering 

av interndelar 

prioriterad studie 

SKI har tillsammans med industrin 

beställt ett forskningsprojekt 

hos Studsvik Nuclear med titeln 

”Elektrokemiska mätningar i 

härdmiljö”. 

Bakgrunden är att frågor kring 

degradering av interndelar är ett 

område som SKI prioriterar. 

SKI deltar också i ett par 

större internationella projekt för 

att försöka få bättre förståelse 

dels för bakomliggande mekanismer 

(CIR-2: beställning 00197) 

samt att få möjligheter att ta fram 

pålitliga data för skadetålighetsberäkningar 

(Halden: beställning 

98134, och beställning 00172). 

Inom Halden-projektet pågår 

spricktillväxtmätningar i härdmiljö. 

För att korta ner den experimentella 

tiden har provstavar tillverkats 

av bestrålat material tagna 

ur komponenter från kraftreaktorer, 

såsom styrstavshandtag. 

I ett parallellt uppdrag genomför 

Studsvik spricktillväxtmätningar 

i autoklavmiljö med 

samma material som ingår i Halden- 

och PRIS-projekten för att 

kunna göra en direkt jämförelse 

mellan laboratoriet och härdmiljön. 

Syftet med detta uppdrag är att 

möjliggöra Studsviks deltagande i 

ett EU-projekt med huvudmålsättningen 

att utveckla referenselektroder 

för elektrokemiska mätningar 

i härdmiljö under såväl 

BWR- som PWR-förhållanden. 

Huvudmålsättningen med projektet 

är att fortsätta uppbyggna- 

Notiser 

21

22 

den av kunskaperna inom området 

på liknande sätt som vid det 

tidigare projektet ”Översikt av referenselektroder 

i högtemperaturvatten” 

(SKI Rapport 00:52). 

Totalkostnaden för projeket 

(01163) är 220 000:- och Karen 

Gott är handläggare. 

Experimentella 

studier kring 

bränslegeometrin 

KTH:s avdelning för Reaktorteknologi 

har genomfört ett SKIprojekt 

med tvåfasprov som 

komplement till tidigare utförda 

experiment. 

Syftet med projektet var att experimentellt 

studera tvåfasflödets 

egenskaper i en modern bränslegeometri 

med dellånga stavar vid 

låga tryck. Mätningarna gjordes i 

den luft/vatten-loop som fi nns på 

KTH. 

Vid experimenten användes 

samma attrapp av SVEA-100 

som tidigare. Detta knippe innehåller 

25 stavar i en 5x5-geometri 

sammanhållna av fem realistiska 

SVEA-100-spridare placerade på 

lämpliga axiella nivåer. Ur detta 

knippe plockades åtta stavar ut 

för de kompletterande proven. 

SKI:s handläggare för detta arbete 

(beställning 01110) är Oddbjörn 

Sandervåg och kostnaden är 

350 000:-. 

Metodstudie kring 

kemisk struktur 

i bränslecrud 

SKI har tillsammans med industrin 

studerat bränslecruddens 

sammansättning från några olika 

reaktorer i ett antal projekt och 

arbetet sammanställs för närvarande. 

För halterna av korrosionsprodukter 

och aktiverade korrosionsprodukter 

i reaktorvattnet fi nns i 

de fl esta fall goda korrelationer. 

Dessa pekar på en betydelsefull, 

underliggande kemisk struktur i 

bränslecrudden som bör utredas 

närmare, främst vad gäller kobolt-60. 

Sambanden mellan crud och 

reaktorvatten kan delvis studeras 

genom provtagning på bränslet, 

till exempel genom skrapprover. 

För att kunna göra mer systematiska 

parameterstudier vore det 

dock värdefullt att kunna framställa 

crud artifi ciellt. 

Ett projekt har därför lagts 

ut tillsammans med industrin på 

Studsvik Nuclear AB. Målsättningen 

med detta projekt är att 

undersöka olika möjligheter att 

framställa syntetisk crud, och de- 


monstrera detta efter val av lämplig 

metod. 

Om det visar sig vara genomförbart 

till rimligt pris kommer 

detta att utgöra en metod att 

ta fram kalibreringssubstanser i 

samband med analys av bränslecrud 

och för att ta fram modell- 


substanser för systematiska laboratorieundersökningar. 

Uppdraget 

omfattar följande: 

En sammanställning ur litteraturen 

av aktuella spinellers 

sammansättning, sammansättningsvariationer, 

fasrelationer 

och syntesmetoder. 

Val av tänkbara metoder och 

sammansättningar främst inom 

intervallen NixFe3-xO4 där 

0

Avsändare/Returadress: Statens kärnkraftinspektion, 106 58 Stockholm 

NUCLEUS 

F&U-MAGAZINET NUCLEUS GES UT AV STATENS KÄRNKRAFTINSPEKTION 

POST- 

TIDNING 

A 

Besök vår webbplats 

för aktuell information 

www.ski.se 

Sverige 

Porto betalt

Ja tack, jag vill gärna ha ett eget ex av F&U-magazinet Nucleus 

Namn 

Företag 

Adress 

Postnummer Postadress 


Namn 

Företag 

Adress 



Namn 

Företag 

Adress 



Namn 

Företag 

Adress 


Land

By air mail 

Par avion 

IBRS/CCRI: 110 620 100 

STATENS KÄRNKRAFTINSPEKTION 

SVARSPOST 

110 620 100 

110 00 STOCKHOLM 

SVARSPOST 

110 620 100 



S-110 00 STOCKHOLM 

SWEDEN 

Frankeras ej 

betalar portot 

Frankeras ej 




SVARSPOST 

110 620 100 


REPLY PAID/REPONSE PAYEE 

SWEDEN/SUEDE 

Frankeras ej 


NE PAS AFFRANCHIR 

NO STAMP REQUI-

Nr 3/2001

You also want an ePaper? Increase the reach of your titles

Delete template?

Save as template?