sammanfattning Forsmarks - Strålsäkerhetsmyndigheten

Fastställd av: PEW
Forsmarks Kraftgrupp
Dokumenttyp / Document type
Rapport
Klassificering / Classification
Företagsintern
Författare / Author Granskad av / Checked by Dok nr / Doc no Rev
Sundin Ellen cFTT FT-2011-3868 0
Fastställd av / Approved by Datum / Date Projektnr / Project no Systemnr / System no
cFT 2011-11-01
Forsmark 1, 2 och 3
Offentlig sammanfattningsrapport
Förnyade säkerhetsvärderingar av tåligheten mot vissa
händelser - stresstest
Sammanfattning
Den 25 maj 2011 beslutade Strålsäkerhetsmyndigheten (SSM) att alla svenska kärnkraftverk ska
genomföra förnyade säkerhetsvärderingar av tåligheten mot vissa händelser, enligt gemensamma
specifikationer för stresstesten som beslutats i en överenskommelse mellan de europeiska
kärnkraftssäkerhetsmyndigheterna och Europeiska kommissionen, inom ramverket som utgivits
av ENSREG.
Denna rapport utgör en publik sammanfattning Forsmarks Kraftgrupp ABs arbete med stresstest.
Delgivning: 1 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
Innehåll
1 Inledning 3
2 Fakta om förläggningsplatsen och anläggningarna 4
2.1 Översiktlig beskrivning av förläggningsplatsen 4
2.2 Översiktlig beskrivning av anläggningarna 5
2.3 Grundläggande principer för konstruktion och säkerhet 6
2.4 Genomförda säkerhetsförbättringar 11
2.5 Probabilistiska säkerhetsanalyser 12
3 Resultatet av stresstesten 13
3.1 Antaganden och utgångspunkter 13
3.2 Jordbävning 13
3.3 Översvämning 15
3.4 Förlust av elförsörjning och slutlig värmesänka 17
3.5 Haverihantering 20
4 Slutsatser 23
5 Möjliga åtgärder för att förhindra tröskeleffekter 25
2 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
1 Inledning
I ljuset av olyckan som drabbade kärnkraftverket i Fukushima i Japan beslutade Europarådet den
24 och 25 mars att en översyn av säkerheten ska genomföras för alla kärnkraftverk inom EU.
Den 25 maj 2011 beslutade Strålsäkerhetsmyndigheten (SSM) att alla svenska kärnkraftverk ska
genomföra förnyade säkerhetsvärderingar av tåligheten mot vissa händelser, enligt gemensamma
specifikationer för stresstesten som beslutats i överenskommelse mellan de europeiska
kärnkraftssäkerhetsmyndigheterna och Europeiska kommissionen, inom ramverket som utgivits
av ENSREG.
Denna rapport utgör en publik sammanfattning Forsmarks Kraftgrupp ABs arbete med stresstest.
Analysarbetet har utförts i enlighet med ENSREG-dokumentet. Ytterligare information om
grundläggande antaganden och metodik finns i avsnitt 3.1.
Baserat på ENSREGs krav har SSM förelagt Forsmark att utföra analyser i enlighet med dessa
krav.
För att möta kraven i föreläggande har Forsmark tidigare skickat in följande dokument:
- Redovisning av utgångspunkter och antaganden för analyser och säkerhetsvärderingar.
- Kompletterande information om utgångspunkter och antaganden för analyser och
säkerhetsvärderingar.
- Lägesrapport 15 augusti.
Stresstestets tekniska omfattning har bestämts med utgångspunkt i de problem som belysts av
händelserna i Fukushima, inklusive kombinationer av inledande händelser och fel. Fokus kommer
att ligga på följande händelser:
a) Inledande händelser
- Jordbävning
- Översvämning
b) Konsekvenserna av bortfall av säkerhetsfunktioner till följd av tänkbara inledande händelser
vid förläggningsplatsen
- Förlust av elkraft, inklusive station black out (SBO)
- Förlust av slutlig värmesänka (UHS)
- Kombination av dessa två
c) Hantering av svåra haverier
- Skydd mot och hantering av bortfall av härdnödkylningsfunktionen
- Skydd mot och hantering av bortfall av bränslebassängkylning
- Skydd mot och hantering av bortfall av reaktorinneslutningens integritet
3 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
2 Fakta om förläggningsplatsen och anläggningarna
2.1 Översiktlig beskrivning av förläggningsplatsen
Statens Vattenfallsverk (SV) och Mellansvensk Kraftgrupp Aktiebolag (MKG) bildade den 15
januari 1973 Forsmarks Kraftgrupp Aktiebolag (FKA) för att gemensamt bygga och driva
kärnkraftverket i Forsmark, Östhammar. Tillståndshavaren är Forsmarks Kraftgrupp AB, som är
ett dotterbolag till Vattenfall AB.
Forsmarks kraftstation är belägen på östkusten ca 4 km norr om Forsmarks bruk i Östhammars
kommun i Uppsala län.
Avståndet till Stockholm är 138 km. Andra större städer i närheten är Uppsala (73 km) och Gävle
(75 km). Närområdet anses vara sparsamt befolkat, men avståndet till stora elförbrukare är relativt
litet. Detta tillsammans med bra berggrund, tillgång till kylvatten samt arbetsmarknaden utgjorde
de största anledningarna till att platsen valdes.
Inom Forsmarksverkets område finns tre kärnkraftsanläggningar. Enheterna är av typen BWR
(kokarvattenreaktor) och konstruerades av det dåvarande svenska företaget ASEA-ATOM
(nuvarande Westinghouse Electric). Forsmarksverket har också en gasturbinanläggning med en
kapacitet på 40 MW.
Forsmark är anslutet till det nationella 400 kV-nätet samt till det regionala 70 kV-nätet.
Forsmark 1 och 2 delar på ett 400 kV-ställverk, medan Forsmark 3 har sitt eget ställverk. 70 kVställverket
delas mellan de tre enheterna samt gasturbinen. Anslutningarna till 400 kV-nätet och
70 kV-nätet är oberoende av varandra.
Konstruktionsstyrande havsvattennivå baseras på mätningar av havsvattennivån mellan 1895 och
1975 i Forsmark. Ovanpå dessa har en marginal lagts.
Den seismiska aktiviteten i området är låg. Förläggningsplatsen hör till det Fennoskandiska
området med avseende på seismicitet. Variationen i berggrundens hårdhet är väsentligt lägre än
vad som ursprungligen antogs. Därför kan anläggningsspecifika markresponsspektra erhållas
genom att multiplicera den generella svenska jordbävningen med 0,85.
Signifikanta tsunamier har inte inträffat i Östersjön. Anläggningsplatsen är även i de flesta
riktningar skyddad av en skärgård. Globalt sett har det endast registrerats en tsunami i ett
innanhav som Östersjön. Detta var efter en stor jordbävning i Turkiet 1999, med en magnitud på
7,4 på Richterskalan. Flodvågen i Svarta havet var 2,5 m hög. På grund av detta anses tsunami
täckas in av höga vattenstånd. Det finns inga floder eller dammar i närheten som kan orsaka
översvämning.
Kylvattnet tas in från skärgården sydöst om kraftverket. Kylvattnet leds genom naturliga
bassänger och utgrävda kanaler till respektive enhets intagsbyggnad.
4 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
2.2 Översiktlig beskrivning av anläggningarna
2.2.1 Forsmark 1 och 2
Forsmark 1 och 2 är lättvattenreaktorer av kokartyp BWR69. De är av svensk konstruktion av
dåvarande ASEA-ATOM (nuvarande Westinghouse Electric). Varje reaktor producerar mättad
ånga med trycket 7 MPa för direkt användning i ångturbinen. Varje enhets maximala termiska
effekt är 2928 MW. Eftersom reaktorerna har interna huvudcirkulationspumpar och steglöst
reglerbara styrstavar räknas de till typen avancerade kokarvattenreaktorer generation III.
En generell beskrivning av Forsmark 1 och 2 framgår av tabellen nedanför.
Enhet
Datum för första
kriticitet
Ursprunglig reaktoreffekt
Nuvarande reaktoreffekt
DD-MM-YYYY Termisk Elektrisk Termisk Elektrisk
F1 23-04-1980 2711 900 2928 984
F2 06-11-1980 2711 900 2928 996
Reaktortanken är tillverkad i låglegerat stål och är invändigt belagd med rostfritt stål.
Konstruktionstrycket är 8,5 MPa och konstruktionstemperaturen är 300°C. Tryck och temperatur
under drift är 70 MPa och 286°C. Reaktorhärden består av 676 vertikalt placerade bränsleelement.
Grupper av fyra bränsleelement omger en korsformad styrstav. Härdens bränsleelement består av
ett knippe av ca 100 bränslestavar (i en gruppering på 10x10 bränslestavar) med interna
vattenkanaler, omgivna av en bränslebox. Ångan som produceras i reaktorn leds via
huvudångledningarna till turbinen. När ångan passerat turbinerna leds den till
huvudkondensorerna där den med hjälp av havsvatten kondenserar till vatten. Kondensatet renas,
förvärms och pumpas tillbaka till reaktortanken via matarvattenledningarna. Forsmark 1 och 2 har
två turbinanläggningar var. Turbinerna konstruerades och tillverkades av dåvarande ASEA-STAL
(nuvarande Alstom). Turbinanläggningarna består vardera av en högtrycksturbin och tre
lågtrycksturbiner, sammanbyggda i en axelsträng tillsammans med den tvåpoliga generatorn.
Färskånga strömmar först genom högtrycksturbinen och därefter via fuktavskiljarna och
mellanöverhettarna parallellt genom lågtrycksturbinerna. Alla turbinerna är av axiell
dubbelströmningstyp, där ånga tas in vid centrum och går ut vid ändarna. Axelsträngen roterar
med 3000 rpm.
2.2.2 Forsmark 3
Forsmark 3 är också en lättvattenreaktor av kokartyp BWR75 konstruerad av ASEA-ATOM
(nuvarande Westinghouse Electric). Forsmark 3 liknar Forsmark 1 och 2 principiellt, och är något
nyare och har en högre termisk effekt, 3300 MW. Reaktorn producerar mättad ånga vid trycket 7
MPa för direkt användning i ångturbinen. Eftersom reaktorn har interna huvudcirkulationspumpar
och steglöst reglerbara styrstavar räknas den till typen avancerade kokarvattenreaktorer generation
III.
5 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
En generell beskrivning av Forsmark 3 framgår av tabellen nedanför.
Enhet
Datum för första
kriticitet
Ursprunglig reaktoreffekt
Nuvarande reaktoreffekt
DD-MM-YYYY Termisk Elektrisk Termisk Elektrisk
F 3 28-10-1984 3020 1100 3300 1170
Reaktorhärden består av 700 vertikalt placerade bränsleelement. Konstruktionstryck och reaktorns
viktigaste konstruktionsparametrar är i allt väsentligt samma som för Forsmark 1 och 2.
Till skillnad från Forsmark 1 och 2 har Forsmark 3 bara en turbinanläggning. Turbinen
konstruerades och tillverkades av dåvarande ASEA-STAL (nuvarande Alstom).
Turbinanläggningen består av en högtrycksturbin och tre lågtrycksturbiner, sammanbyggda till en
axelsträng tillsammans med den fyr-poliga generatorn. Axelsträngen roterar med 1500 rpm.
2.2.3 Förvaring av använt kärnbränsle
Allt radioaktivt avfall, inklusive utbränt kärnbränsle, hanteras i Sverige av Svensk
Kärnbränslehantering AB (SKB), som ägs av de svenska kärnkraftverken.
Det utbrända kärnbränslet förvaras i bränslebassängerna vid varje enhet i genomsnitt ett år, innan
det transporteras till det nationella mellanlagret för använt kärnbränsle.
Utbränt kärnbränsle hanteras enligt interna och externa procedurer och instruktioner. Interna
instruktioner beskriver hantering och laddning av transportbehållare i anläggningen. Externa
instruktioner, t.ex. transporthandboken (utgiven av SKB), reglerar transport från anläggningen till
det centrala mellanlagret för använt kärnbränsle (CLAB). Bränslet från svenska kärnkraftverk
förvaras i CLAB tills det kan flyttas till det planerade slutförvaret.
Sverige har beslutat att inte upparbeta använt kärnbränsle, och i enlighet med kärntekniklagen får
svenska kärnkraftverk inte exportera kärnavfall.
2.3 Grundläggande principer för konstruktion och säkerhet
2.3.1 Säkerhetsprinciper
För att klara av enkelfelskriteriet utan att säkerheten eller driften äventyras så är de tre
anläggningarna indelade i fyra subar var (4 x 50 %). Säkerhetsfunktioner kan upprätthållas om
minst två subar finns tillgängliga. Principen med fyra subar innebär att kraftverket kan klara
enkelfelskriteriet även om en sub inte är driftklar på grund av underhåll.
Reaktorinneslutningen är konstruerad enligt PS-principen (pressure-supression). Vid ett
ångledningsbrott leds ångan ned i kondensationsbassängen i inneslutningen, där den avkyls och
kondenseras. Trycket mellan primärutrymmet och kondensationsbassängen utjämnas.
Sprinklersystemet för reaktorinneslutningen sprinklar och därigenom kondenseras ångan i
primärutrymmet. Dessutom kyls kondensationsbassängen via kylkedjan. Vid ett svårt haveri
används samma system för vattenfyllning av de torra utrymmena i reaktorinneslutningen.
Reaktorinneslutningen är gjord av förspänd betong.
6 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
Enheterna skyddas också genom fysisk separation mellan vitala komponenter samt placering av
säkerhetsrelaterade komponenter i olika brandceller, vilket begränsar konsekvenserna av ett fel
eller en brand. Till exempel finns det fyra separata utrymmen för säkerhetsutrustning i
reaktorbyggnaden. Varje sådant utrymme är en egen brandcell och rymmer vitala komponenter,
som t.ex. ventiler, pumpar och värmeväxlare för härdnödkylsystemen och reaktorinneslutningens
sprinklersystem. Den fysiska separationen är vidareutvecklad vid Forsmark 3, som är av senare
konstruktion. Reservkraftsdieselaggregaten är separerade genom avstånd då de är placerade på
olika sidor av reaktorbyggnaden.
Säkerhetsfunktionerna reaktivitetskontroll, härdnödkylning, tryckavsäkring av primärsystemet,
resteffektbortförsel samt isolering av reaktorinneslutningen inkluderar funktionell diversifiering
för skydd mot effekterna av fel med gemensam orsak (CCF). Detta inkluderar också diversifierad
instrumentering och kontroll (I&C) men inte elförsörjning.
Säkerhetsfunktionen reaktivitetskontroll är av felsäkert utförande. Härdnödkylning och
resteffektbortförsel är båda beroende av elförsörjning. Tryckavsäkring av primärsystemet är
oberoende av kraft- och signalel. Isolering av reaktorinneslutningen är inte beroende av
elförsörjning.
2.3.2 Djupförsvar
Anläggningen är konstruerad och drivs enligt de grundläggande principerna för djupförsvaret.
Djupförsvar innebär att man skapar flera oberoende och redundanta nivåer av barriärer för att
kompensera för möjliga fel och yttre händelser, så att ingen enskild barriär ensamt svarar för att
skydda människor och miljö. Nivåerna i djupförsvaret beskrivs i tabellen nedan.
Nivå Syfte Huvudsakliga medel
1
2
3
4
5
Förebyggande av
driftstörningar och fel
Kontroll över driftstörningar
och detektering av fel
Kontroll över förhållanden som
kan uppkomma vid
konstruktionsstyrande haverier
Kontroll över och begränsning
av förhållanden som kan
uppkomma vid svåra haverier
Lindrande av konsekvenser vid
utsläpp av radioaktiva ämnen
till omgivningen
Robust konstruktion och höga krav på
utförandet, driften och underhållet
Regler- och skyddssystem samt
övervakning och tillståndskontroll
Tekniska säkerhetsfunktioner samt
störnings- och haveriinstruktioner
Förberedda tekniska åtgärder och en
effektiv haverihantering vid
anläggningen
Effektiv samverkan med ansvariga
myndigheter för skydd av omgivningen
7 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
2.3.3 Radiologiska barriärer
Anläggningarna är konstruerade med fem barriärer för att förhindra utsläpp av aktivt material vid ett
eventuellt missöde.
- Bränslekuts av urandioxid
- Bränslekapsling
- Reaktortank
- Reaktorinneslutning
- Reaktorbyggnad
Den första barriären är den sintrade bränslekutsen av urandioxid. Den keramiska formen är svårlöslig
i vatten samt binder klyvningsprodukterna väl. Den andra barriären är bränslekapslingen av
zirkonium, som håller kutsarna på plats och förhindrar utsläpp av flyktiga fissionsprodukter. Den
tredje barriären utgörs av reaktortanken och de delar som trycksätts via reaktortanken. Den fjärde
barriären är reaktorinneslutningen. Den femte barriären är reaktorbyggnaden med
nödventilationssystem.
Reaktoranläggningen består ytterst av reaktorbyggnaden, med merparten av säkerhetsutrustningen. I
centrum av reaktorbyggnaden ligger reaktorinneslutningen. Reaktorinneslutningen är byggd som är
ett tryckkärl och konstruerad för att motstå de tryck som kan uppkomma vid ett stort inre rörbrott,
t.ex. ångledningsbrott. Reaktorinneslutningen är gastät för att förhindra eventuella läckage till
omgivningen.
Reaktorinneslutningen har två slussar. Under drift är reaktorinneslutningen fylld med kvävgas som
eliminerar risken för brand under drift. I reaktorhallen finns bassänger för hantering och tillfällig
förvaring av bränsle och övriga komponenter i reaktortanken. Bassängerna är kopplade till ett kyloch
reningssystem.
Sverige var det första landet i världen som ställde krav på möjligheten att filtrerat tryckavlasta
reaktorinneslutningen vid händelse av en härdsmälta. I februari 1986 beslutade regeringen att alla
svenska kärnkraftverk skulle förhindra oacceptabla utsläpp till omgivningen vid ett svårt haveri.
Beslutet inkluderar både tekniska och administrativa åtgärder. Detta resulterade i de
konsekvenslindrande systemen.
8 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
2.3.4 Allmän systembeskrivning
Följande systembeskrivningar gäller för Forsmark 1 och 2. Forsmark 3 skiljer sig marginellt från
denna beskrivning.
Huvudcirkulationssystem
Huvudcirkulationssystemet består av åtta interna huvudcirkulationspumpar. Systemet används,
tillsammans med styrstavarna, för att reglera reaktiviteten och därmed den termiska effekten.
Pumpmotorn är kopplad till pumphjulet via en axel som går genom reaktortankens vägg.
Konstruktionen med interna pumpar eliminerar behovet av att grova rörledningar ansluts till
reaktortankens undre del. Det gör att risken för stora rörbrott under härdnivån elimineras.
Avblåsningssystem
Avblåsningssystemet skyddar reaktortanken mot höga tryck som annars kan utgöra en fara för
tankens integritet. På Forsmark 1 och 2 består systemet av tio el- och tryckstyrda
säkerhetsventiler, två tryckstyrda säkerhetsventiler, två tryckreglerventiler i serie med två
säkerhetsventiler, samt fyra motormanövrerade säkerhetsventiler som är kvalificerade för både
ånga och vatten. Alla ventiler leder ångan till kondensationsbassängen. Forsmark 3 har sexton
säkerhetsventiler som är både el- och tryckstyrda.
Avblåsningskapaciteten är tillräcklig för att skydda primärsystemet från tryck som är högre än
konstruktionstrycket vid konstruktionsstyrande händelser. Systemet är ursprungligen konstruerat
för 10 % övertryck vid förväntade störningar med uteblivet snabbstopp och helt blockerat
ångflöde till turbinen med fördröjt snabbstoppsvillkor.
De fyra säkerhetsventilerna som är kvalificerade för både ånga och vatten har också till uppgift att
möjliggöra cirkulation av vatten mellan kondensationsbassängen och reaktortanken (feed and
bleed). Ventilerna utgör också en diversifiering till tryckavsäkringen och eliminerar risken för
högtrycksgenomsmältning vid svåra haverier.
Härdnödkylsystem
Härdnödkylsystemet är uppdelat på fyra separerade subar och består av ett högtrycksystem och ett
lågtrycksystem. Systemen cirkulerar vatten från kondensationsbassängen eller tillför vatten från
en extern källa. Funktionen kan kyla reaktorn vid alla rörbrott. Inget av koncepten “break
preclusion” eller “leak before break” tillämpas.
Resteffektkylsystem
Resteffektkylsystemet är uppdelat på fyra separerade subar som kyler reaktorinneslutningen. Vid
rörbrott eller svåra haverier används sprinkling av reaktorinneslutningen.
Kylsystemet för avställd reaktor, kopplat till reningssystemet för reaktorvatten, har två kretsar
som är ett diversifierat alternativ till den primära funktionen. Under bränslebyte kyler systemet
bränslebassängerna och bränslet i reaktortanken.
9 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
Hydrauliskt snabbstoppsystem
Det hydrauliska snabbstoppsystemet består av 18 snabbstoppsgrupper. Varje grupp består av 8, 9
eller 10 styrstavar, en kvävgastank, en vattentank och en snabbstoppsventil. Vid ett snabbstopp
öppnas snabbstoppsventilen och alla styrstavar skjuts automatiskt in i härden. Samtidigt som det
hydrauliska snabbstoppet utlöses börjar styrstavarna även skruvas in genom motormanövrerade
drivdon. Detta innebär att styrstavarna går in i härden även om det hydrauliska snabbstoppet
uteblir.
Borsystem
Autoborsystemet är ett diversifierat alternativ inom reaktivitetskontrollfunktionen vid förväntade
störningar med uteblivet snabbstopp, med styrstavar som fastnat. Systemet består av två
redundanta kretsar med kolvpumpar som kan pumpa in anrikat bor i reaktortanken vid höga tryck.
Mellankylkretssystem
Mellankylkretssystemet är konstruerat för att eliminera behovet av havsvatten i reaktorbyggnaden.
Det finns två skäl till detta: Att begränsa konsekvenserna (utläckage av aktiva ämnen) vid ett
eventuellt tubbrott i en värmeväxlare, samt att förhindra korrosion orsakat av saltvattenläckage.
Systemen har fyra oberoende kylkretsar och samma redundanskrav som de primära kylsystemen.
Filtrerad tryckavlastning av reaktorinneslutningen
Systemet för filtrerad tryckavlastning av reaktorinneslutningen skyddar inneslutningen mot
övertryck vid svåra haverier och rörbrott som leder till bortfall av PS-funktionen. Systemet är
passivt och aktiveras av sprängbleck. Filtret är ett MVSS-filter (multi venturi skrubbersystem). De
gaser som strömmar ut från reaktorinneslutningen i samband med tryckavlastning passerar
vattenskrubbern. Gasfasen hålls inert för att förhindra ackumulering av vätgas.
10 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
Figur 1. Principskiss över systemet för filtrerad tryckavlastning av reaktorinneslutningen.
Nedre drywell fylls automatiskt med vatten vid svåra haverier för att säkerställa att härden kan
kylas vid en härdsmälta. Längre fram i ett sådant scenario fylls reaktorinneslutningen med vatten
från en extern källa för att förhindra höga temperaturer.
Funktionen övervakas av batterisäkrad I&C (E- och F-subbat) som är separerade från de primära
säkerhetssystemen (A-, B, C- och D-sub).
Alla avstängningsventiler i tilloppssystemet är pneumatiska. Dessa ventiler manövreras från
kontrollrummet. Om manuell tryckavlastning behövs kan ventilerna manövreras lokalt.
Filtrerad tryckavlastning av reaktorinneslutningen utvecklades i slutet av åttiotalet till följd av ett
regeringsbeslut som fattades efter Three Mile Island 2-olyckan (Harrisburg) 1979. Kravet är att
lindra svåra haverier så att utsläpp av 134 Cs och 137 Cs begränsas till maximalt 0,1 % av
härdinnehållet i en reaktorhärd av 1 800 MW termisk effekt.
2.4 Genomförda säkerhetsförbättringar
De ursprungliga konstruktionsförutsättningarna på Forsmark 1 och 2 inkluderade inte svåra
haverier. I efterhand genomfördes en granskning av förutsättningarna att hantera svåra haverier
och flera modifieringar gjordes i syfte att förbättra anläggningarnas möjligheter att hantera svåra
haverier. Bland annat infördes ett skydd mot övertryck i inneslutningen som skyddar
inneslutningens struktur vid snabb tryckökning vid en LOCA och begränsad PS-funktion.
Forsmark har på eget initiativ installerat möjlighet till diversifierad tryckavlastning. Syftet var att
förhindra risken för högtrycksgenomsmältning genom att skapa en diversifiering till
tryckavlastningsfunktionen samt att möjliggöra feed and bleed.
11 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
Myndigheten gav 2004 ut nya föreskrifter för konstruktion av kärnkraftsreaktorer (SKIFS 2004:2,
senare SSMFS 2008:17). Forsmark har utarbetat en övergångsplan som har godtagits av SSM.
Övergångsplanen syftar till att säkerställa att Forsmark uppfyller den nya föreskriften, och
innehåller en tidsplan för verkställandet.
Några av de säkerhetsförbättringar som ingår i övergångsplanen:
- Ett system för detektering och dämpning av härdinstabilitet
- Ett diversifierat system för resteffektbortförsel
- Ökad separation mellan säkerhetssystem och driftsystem i elförsörjning
- Införande av automatiserad borinpumpning
- Förstärkning av byggnader i syfte att förbättra skyddet mot brand och yttre händelser
(vindlaster)
- Ökad subseparation på Forsmark 1 och 2
- Förbättrat brandskydd genom separation
- Förbättrad tålighet mot rörbrott
- Förbättringar för att säkra kylningen i långtidsförloppet vid en härdsmälta
- Ny reservövervakningsplats för Forsmark 1 och 2
2.5 Probabilistiska säkerhetsanalyser
Enligt SSMFS 2008:1 ska PSA (eng. Probabilistic Safety Assessment, på svenska
sannolikhetsbaserad säkerhetsvärdering) ingå i säkerhetsredovisningen för ett kärnkraftverk. PSA
ska omfatta samtliga driftlägen (effektdrift, nedgång, uppgång och avställd reaktor) samt samtliga
störningar, s.k. inledande händelser, som kan påverka reaktorsäkerheten.
I PSA nivå 1 studeras och kvantifieras sekvenser från inledande händelse till en möjlig härdskada
(härdskadefrekvens per år). Sluttillståndet i PSA nivå 1 utgör utgångspunkten för PSA nivå 2. I
PSA nivå 2 grupperas sekvenser som leder till härdskada i olika stationstillstånd, som i sin tur via
haveriutvecklingsträd leder till ett antal utsläppskategorier, uppdelade i olika utsläppsgrupper:
Acceptabla utsläpp, ej acceptabla utsläpp, stora utsläpp och tidiga stora utsläpp (LERF).
Frekvensen (per år) för varje utsläppsgrupp kvantifieras. I nivå 2 studeras reaktorinneslutningens
integritet och anläggningens förmåga att begränsa eller avbryta utsläpp av radioaktivt material. I
dagsläget används endast nivå 2-beräkningar för effektdrift vid Forsmarks kärnkraftverk.
Det bör noteras att PSA-resultaten inte är möjliga att använda för jämförelser mellan olika
anläggningar. Detta beror på skillnader i upprättandet av olika PSA-modeller. PSA-resultat bör i
första hand användas för att identifiera styrkor och svagheter inom den analyserade anläggningen,
som en grund för säkerhetsförbättringar.
12 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
3 Resultatet av stresstesten
3.1 Antaganden och utgångspunkter
Allt analysarbete för att utvärdera händelserna är utfört med metoderna som föreskrivs i
ENSREG-dokumentet. Detta innebär att anläggningens tålighet mot konstruktionsstyrande
händelser beskrivs i första delen av analysen. Beskrivningen är baserad på den tillståndsgrundade
konstruktionen enligt säkerhetsredovisningen (SAR).
Därefter följer den förnyade säkerhetsvärderingen av anläggningarnas tålighet mot de föreskrivna
händelserna. Händelsernas inverkan på anläggningarna begränsas inte av anläggningarnas
konstruktionsförutsättningar i denna nya analys. Händelsernas genomslagskraft ökas, alternativt
tas skyddsbarriärer bort i en sådan grad att säkerhetsfunktioner faller bort eller bränsleskador
uppkommer. Denna analys resulterar i värderingar av den nuvarande konstruktionen, en ökad
kunskap om hur anläggningarna uppträder utanför konstruktionsförutsättningarna samt
identifiering av områden där fördjupade analyser eller förstärkningar krävs.
I analysen av anläggningens beteende utanför konstruktionsförutsättningarna tillämpas realistiska
antaganden. I enlighet med beskrivning av ENSREG görs ingenjörsmässiga bedömningar där
analyser utanför konstruktionsförutsättningarna saknas. Resultatet av stresstestet rapporteras
enligt ENSREGs dokumentstruktur.
Stresstestet utförs för varje enhet och för hela anläggningen.
Lätt utrustning krediteras inte för de första 24 timmarna och tung utrustning inte för det första 72
timmarna.
För mer information om utgångspunkter och metod se lägesrapporten 15 augusti.
3.2 Jordbävning
Detta avsnitt är en sammanfattning av Forsmarks säkerhetsvärdering för jordbävning.
I. Konstruktionsgrund
Forsmark 1 och 2
Vid tiden för konstruktion av Forsmark 1 och 2 ställdes inga jordbävningskrav. I början av 1990-
talet beslöt Forsmark att Forsmark 1 och 2 skulle tillämpa den ”svenska jordbävningen” med
uppskattad sannolikhet om 10 -5 per år för verifiering av nedgång till säkert läge efter en
jordbävning. Detta motsvarar en markacceleration (Peak Ground Acceleration, PGA) om 0,09-
0,11 g.
En stegvis ansats har tillämpats för Forsmark 1 och 2 för att uppfylla möjligheten att motstå
dimensionerande jordbävning (DBE). Alla anläggningsändringar efter 1992 har konstruerats för
att uppfylla kraven på jordbävningstålighet. Dessutom har en Seismic Margin Assessment (SMA)
genomförts. SMA är en metodik som kombinerar erfarenhetsbaserade metoder och beräkningar
för att bedöma en anläggnings jordbävningstålighet. Nyckelsystem, strukturer och utrustning som
krävs för att ta anläggningen till säkert läge identifieras och utvärderas. Med den här metoden kan
anläggningens totala jordbävningstålighet bestämmas, och begränsande komponenter kan
identifieras.
13 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
Generellt kan man konstatera att byggnader, tryckbärande delar samt kabelvägar uppfyller kraven.
Ett antal andra nyckelsystem, strukturer och utrustning kräver ytterligare utredning och eventuellt
ändringar i anläggningen. Utrustning som inte uppfyllde kraven återfinns i två huvudkategorier:
- Förankring av mekaniska komponenter.
- Oavsiktlig manöver av reläer
Nya säkerhetskrav infördes av myndigheten 2004 i föreskriften SKIFS 2004:2 (numera SSMFS
2008:17). För Forsmark 1 och 2 skall åtgärder för att uppfylla föreskriften, enligt den
överenskomna övergångsplanen, införas senast 2013. Inga åtgärder för jordbävningstålighet ingår
i övergångsplanen. En slutsats från denna säkerhetsvärdering är att de återstående restpunkterna i
den genomförda SMA-undersökningen, som har lyfts fram inom stresstesterna, behöver läggas till
i övergångsplanen.
Konsekvenserna av att inte ha genomfört de återstående åtgärderna bedöms acceptabla eftersom
tiden tills de åtgärdas är kort och sannolikheten för händelsen är låg. Därför är det ackumulerade
riskbidraget från jordbävning acceptabelt.
Forsmark 3
För Forsmark 3 har byggnader och system viktiga för reaktorsäkerheten ursprungligen
konstruerats i enlighet med de responsspektra som föreskrivs av Regulatory Guide 1.60, skalat till
0,15 g för horisontell markacceleration och 0,10 g för vertikal markacceleration (PGA 0,15 g).
Eftersom Forsmark 3 ursprungligen konstruerats för jordbävningstålighet har inget behov av
ytterligare verifikat eller anläggningsändringar identifierats.
De konsekvenslindrande system som installerades på alla block i Forsmark efter olyckan vid TMI
är konstruerade i enlighet med R.G. 1.60 (horisontell PGA 0,15 g).
Jämfört med markrespons utgående från R.G. 1.60 så uppvisar den svenska jordbävningen lägre
accelerationer vid låga frekvenser men högre accelerationer vid höga frekvenser. Detta beror dels
på att markaccelerationerna domineras av små jordbävningar i närheten, medan R.G. 1.60
domineras av kraftiga jordbävningar på större avstånd, dels på att marken i Sverige är hårdare än i
USA.
Erfarenheter från inträffade jordbävningar visar att effekterna av högfrekventa jordbävningar
kraftigt överskattas med traditionella analysmetoder. Med beaktande av begreppet skadepotential
kan man visa att den svenska E-5-jordbävningen inte överskrider intensitet VI på den modifierade
Mercalliskalan (MMI), vilket av de flesta experter anses vara ofarligt.
Vid verifiering av jordbävningskrav i Forsmark används traditionella metoder. Begreppet
skadepotential är inte allmänt vedertaget för verifikation av jordbävningskrav, men kan utnyttjas
för att förvissa sig om att konstruktionsförutsättningarna för Forsmark 1 och 2, och i ännu högre
grad Forsmark 3, är kraftigt konservativa med avseende på risken för skada som en jordbävning i
området kan orsaka.
II. Utvärdering av marginaler
Efter åtgärdande av SMA-restpunkterna för Forsmark 1 och 2 kan marginalen på samma sätt som
ovan uppskattas till 2,3 gånger den svenska jordbävningen (PGA 0,21 g).
14 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
För att bedöma marginalen till förlust av reaktorinneslutningens integritet har beräkningar
genomförts för en jordbävning fyra gånger starkare än den svenska jordbävningen. Resultatet är
att reaktorinneslutningens integritet upprätthålls. Reaktivitetskontroll samt filtreringsfunktionen
bedöms inte äventyras. Möjligheten att manuellt isolera inneslutningen är bara delvis verifierad.
Som konstateras ovan är det, med beaktande av skadepotential, rimligt att anta att system
konstruerade för en R.G. 1.60-jordbävning kan motstå en jordbävning som är 3-5 gånger
kraftigare än den svenska jordbävningen. Det är därmed rimligt att de konsekvenslindrande
systemen för Forsmark 1, 2 och 3 kan motstå denna belastning.
En kombination av jordbävning och extrema vattennivåer anses vara extremt osannolikt i
Forsmark. Översvämning på grund av mänskliga aktiviteter bedöms inte som en risk eftersom det
inte finns några närliggande dammar av den storleksordning som krävs för att åstadkomma någon
skada på kraftverket.
3.3 Översvämning
Detta avsnitt är en sammanfattning av Forsmarks säkerhetsvärdering för översvämning.
I. Konstruktionsgrund
a) Konstruktionsstyrande översvämning
Konstruktionsstyrande översvämning (DBF) för samtliga reaktorerna i Forsmark är marknivån. År
2011 motsvarar marknivån 3 m över medelvattenståndet (+103,0).
Ursprunglig dimensioneringsnivå baserades det maximala vattenstånden vid Forsmark med hjälp
av uppmätta vattenstånd vid Björns fyr under åren 1895-1975, med tillagda marginaler.
Återkomsttider för maximalt vattenstånd har uppskattats med hjälp av undersökningar gjorda av
Sveriges Meteorologiska och Hydrologiska Institut (SMHI). Gjorda kurvanpassningar för dessa
sällan återkommande vattenstånd innehåller många osäkerheter. Om en förmodat konservativ
kurvanpassning används, ger denna att ett vattenstånd motsvarande marknivån (+103,0) har en
frekvens i intervallet 10 -6 till 10 -5 per år.
Alla kända fenomen (stormflod, sjösprång, kraftigt regn, tsunami, m.m.) vilka kan förekomma i
Forsmark med en frekvens högre än 10 -5 per år anses täckas in av DBF. Tidsförloppet för dessa
händelser bedöms vara i timskalan.
Konstruktionsstyrande översvämning (DBF) bedöms därmed vara adekvat.
b) Konstruktionskrav för att skydda anläggningen mot DBF
De system för Forsmark 1 och 2 som erfordras för att nå säkert läge vid en översvämning är
antingen placerade i utrymmen som är vattentäta upp till markplan (H-utrymmen) eller ovanför
markplan.
För Forsmark 3 är alla kritiska byggnader konstruerade för yttre översvämning till marknivån.
Alla byggnader, säkerhetssystem och kraftmatning är konstruerade för att kunna kyla härden och
bränslet i bränslebassängerna vid en extern översvämning upp till konstruktionsstyrande nivå.
Befintliga instruktioner stödjer kraven för att säkerställa kylvattenintaget.
15 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
Driftinstruktioner för höga havsnivåer föreskriver ett minskat intagsflöde vid nivålarm 101,6 (F3:
101,8). För händelser som är relevanta för Forsmarksområdet bör det finnas betydande tid innan
marknivån kan komma att översvämmas. Det skulle vara en fråga om timmar från inledande larm
tills havsnivån kan överstiga konstruktionsstyrande översvämning. Denna tid anses vara tillräcklig
för att ta reaktorerna till säkert läge.
c) Anläggningens uppfyllande av tillståndsgrundande konstruktion
Forsmark 1, 2 och 3 uppfyller den tillståndsgrundande konstruktionen. Översvämningstålighet
uppnås genom konstruktionskrav och att säkerhetssystemen ska ha hög tillgänglighet.
II. Utvärdering av marginaler
d) Marginal till härdskada
Om en extern översvämning via hög havsvattennivå inträffar över marknivån (några decimeter
över +103,0) så medför det även att vattennivån inne i respektive byggnad stiger till samma nivå.
För Forsmark 1, 2 och 3 bedöms en extern översvämning över marknivån påverka
reaktorbyggnaderna på ett sådant sätt att en stor mängd säkerhetsutrustning påverkas samtidigt,
när säkerhetsklassad kraftmatning fallerar. Det finns många dörrar som kommer att avsevärt
fördröja vattentillförseln in i byggnaderna.
Det bör noteras att även om en extern översvämning överstiger DBF och leder till härdskada, så
kommer systemet för filtrerad tryckavlastning av reaktorinneslutningen inte att påverkas.
Vattenfyllning av nedre drywell och tryckavlastning av inneslutningen påverkas inte av extern
översvämning. För att vattenfylla inneslutningarna kan brandbil användas. Ett av två möjliga
inkopplingsställen för av vatten från brandbil finns över marknivån.
Extern översvämning orsakas troligen av väderfenomen som kan förutses i väderleksrapporter
flera dagar i förväg. Detta medför att motåtgärder är möjliga att vidta för att förhindra eller lindra
konsekvenserna. Dränagepumpar och sandsäckar kan till exempel transporteras till Forsmark om
det behövs.
När kraftmatningen går förlorad vid översvämning över DBF förloras kylning av
bränslebassängerna. Tiden innan bränsleskada uppkommer är flera timmar, vilket innebär att det
finns tid för att t.ex. spädmata bränslebassängerna med slangar.
Översvämning över konstruktionsstyrande översvämning (DBF) drabbar sannolikt alla tre enheter.
16 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
3.4 Förlust av elförsörjning och slutlig värmesänka
3.4.1 Förlust av elektrisk kraft
Detta avsnitt är en sammanfattning av Forsmarks säkerhetsvärdering för förlust av elektrisk kraft.
Elektriska kraftkällor är:
- Två oberoende yttre kraftkällor: det nationella nätet på 400 kV och det regionala nätet
på 70 kV
- Anläggningens huvudgeneratorer. Forsmark 1 och 2 har två generatorer var, medan
Forsmark 3 har en huvudgenerator. Huvudgeneratorerna kan försörja kraftverket med
el (husturbindrift).
- Varje enhet har fyra redundanta och funktionsseparerade reservkraftaggregat.
- En gasturbin, som är gemensam för alla tre enheterna, finns vid 70 kV-ställverket.
a) Förlust av yttre kraft (LOOP)
Följande sekvensordning följs vid förlust av yttre elkraft:
1. Bortfall av 400 kV-nätet
Inga konsekvenser.
2. Husturbindriften fungerar inte.
Inga konsekvenser.
3. Bortfall av 70 kV-nätet
Inga konsekvenser.
När det nationella 400 kV-nätet, det regionala 70 kV-nätet och husturbindrift inte fungerar startar
dieslarna och matar säkerhetsutrustning. Reservkraftdieselaggregaten kan hållas i drift minst en
vecka innan bränsle måste införas utifrån.
b1) Förlust av yttre och inre reservkraft (SBO)
När yttre nät och dieslarna förloras adderas följande postulat:
4. Reservkraftdieslarna fungerar inte.
Inga konsekvenser.
Det postuleras att alla steg ovan (1-3) felfungerar och att reservkraftdieslarna inte fungerar.
Säkerhetsfunktionerna kommer att kunna utföras, med elkraft från gasturbinen.
Vid förlust av yttre nät och inre reservkraft (SBO) kommer gasturbinen att mata
säkerhetssystemen för alla enheter. Gasturbinen kan hållas i drift i veckoskala eller mera med det
bränsle som finns på anläggningen.
17 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
b2) Förlust yttre och inre reservkraft
När yttre och inre reservkraft förloras tillsammans med förlust av alla andra diversifierade
reservsystem postuleras följande:
5. Förlust av alternative AC-källa (AAC, gasturbin)
Ett svårt haveri inträffar.
Det postuleras att alla steg ovan (1-4) felfungerar inklusive gasturbinen (AAC). Om gasturbinen
felfungerar och inte kan spänningssätta säkerhetssystemen, fungerar endast batterimatade system.
Ett svårt haveriscenario blir följden. De konsekvenslindrande systemen kommer att tryckavlasta
reaktorinneslutningen och filtrera utsläpp.
Batterierna för primära behov är designade för ett antal timmars drift. Batterier för de
konsekvenslindrande systemen är designade för ungefär ett dygn. En realistisk bedömning är att
batterierna kommer att fungera avsevärt längre. Dieselgeneratorn för de konsekvenslindrande
systemen förväntas vara i drift inom några timmar.
3.4.2 Förlust av primär värmesänka
Detta avsnitt är en sammanfattning av Forsmarks säkerhetsvärdering för förlust av den primära
värmesänkan.
Kylvattnet till Forsmark 1, 2 och 3 tas från skärgården sydöst om kraftverket. Kylvattnet leds
genom naturliga bassänger och utgrävda kanaler till intagsbyggnaderna. Detta medför ett
signifikant skydd mot många externa händelser. Den gemensamma sektionen av kylvattenkanalen
har en skumbalk, som hindrar flytande föremål att nå intagsbyggnaden.
Det finns en intagsbyggnad som är gemensam för Forsmark 1 och 2, och en för Forsmark 3.
Intagsbyggnaderna innehåller grovgaller och korgbandsilar för avskiljning av föroreningar.
Vid eventuell blockering av intagskanalen på Forsmark 3 kan kylvatten recirkuleras från
utloppstunneln. Detta sker automatiskt.
Beaktade scenarion för blockering av kylvattenintaget:
- Blockering på grund av packad is.
- Blockering på grund av organiska material från havsbotten.
- Blockering till följd av olja.
- Blockering på grund av att främmande material ansamlats som en konsekvens av
extrema väderförhållanden.
Alla dessa scenarier är att betrakta som långsamma varför motåtgärder kan vidtas. Motåtgärderna
kan antingen vara i form av aktiviteter för att förhindra igensättningen eller i form av driftåtgärder
för att avhjälpa förlusten av värmesänka. Plötslig fullständig igensättning av intagskanalen är
därför mycket osannolik. Ett kylflöde på mindre än 1 % av det nominella flödet är tillräckligt för
att kyla och föra bort resteffekt.
Vid förlust av primär värmesänka blir händelseförloppet för Forsmark 1, 2 och 3 relativt lika om
möjligheten att ta kylvatten från utloppet antas vara otillgänglig för Forsmark 3.
18 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
Händelseförloppet vid förlust av primär värmesänka ser i huvuddrag ut som följer:
1. Blockering av intagskanalen
Inga konsekvenser.
>1% av det nominella flödet antas fortfarandet vara möjligt att utnyttja för kylningen.
Huvudkylvattenpumparna stoppas automatiskt enligt driftinstruktioner.
2. Fullständig blockering av inloppskanalen.
Inga konsekvenser.
Alla huvudkylvattenpumpar kommer att stoppas. Enheten kommer att snabbstoppa inom en
minut. Om mer än enhet drabbas inom 15 minuter kan det externa nätet falla.
3. Fullständig blockering av inlopps och utloppskanalerna.
Inga konsekvenser.
En stor volym vatten är fortfarande tillgänglig.
4. Som ovan men med förlust av hävert över kondensorn.
Säkerhetsfunktioner kommer att förloras men det leder inte till härdskada.
Vattenvolymen för kylning är nu begränsad till intagskanalen. Vattenkonsumtionen för
kylsystemen kommer snart att tömma intagskanalen. Därmed kommer dieslarna stanna på
grund av utebliven kylning. Vad samma tidpunkt förloras också möjligheten att kyla bort
resteffekten. Härdkylning sker med hjälp av spädmatning från tank för totalavsaltat vatten.
Resteffekt bortförs via filtrerad tryckavlastning. Efter ungefär en dag kommer tankarna för
totaltavsaltat vatten att behöva fyllas på.
För Forsmark 3 är det möjligt att cirkulera vatten från utloppet till inloppskanalen.
5. Som ovan men med förlust av gasturbinen.
Härdskador kommer att ske. Externa utsläpp av radioaktivitet kommer att begränsas av de
konsekvenslindrande systemen. Händelsen fortsätter på samma sätt som kombinationen av
förlust av elektrisk kraft och förlust av slutlig värmesänka.
3.4.3 Förlust av primär värmesänka och förlust av elektrisk kraft
Händelseförloppet vid förlust av primär värmesänka och förlust av elektrisk kraft ser i princip lika
ut som förlust av endast primär värmesänka. Det som skiljer är att reservkraftdieselaggregaten är
otillgängliga direkt.
Om gasturbinen antas felfungera kommer sekvensen bli liknande som förlust av slutlig
värmesänka utan gasturbinen. Händelsen leder till ett svårt haveri.
19 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
3.4.4 Bränslebassänger
Det finns flera system för att kyla bränslebassängerna. Alla dessa möjligheter kräver antingen
elektrisk kraft eller branddieslar. Vid förlorad kylning är de acceptabla insatstiderna långa,
generellt i storleksordningen ett dygn innan vattnet kokar och flera dygn innan bränsleskador sker.
Vid speciella tillfällen kan allt bränsle vara placerat i bränslebassängerna. Insatstiderna kommer
då att vara kortare. Under ett kokningsscenario är den mängd vatten som krävs för att hålla nivån i
bränslebassängerna ett fåtal kg/s.
Jordbävning
Bränslebassängerna tål konstruktionsstyrande jordbävning med god marginal. Kylning av
bränslebassängerna upprätthålls med de normala kylsystemen.
Extern översvämning
Kylning av bränslebassängerna kommer att upprätthållas med de normala kylsystemen upp till ett
par decimeter över konstruktionsstyrande översvämning.
Förlust av elektrisk kraft (SBO)
Om alla elektriskt matade system felfungerar kan kylning fortfarande upprätthållas genom att
ersätta det vatten som kokar bort med vatten från det dieseldrivna brandvattensystemet.
Förlust av värmesänka (UHS)
Kylning kan fortfarande upprätthållas genom att ersätta det vatten som kokar bort med vatten från
det dieseldrivna brandvattensystemet.
För långtidsdrift matas brandvattensystemet genom gravitation från färskvattenkällan.
Förlust av elektrisk kraft (SBO) och förlust av värmesänka (UHS)
Samma sekvens som för endast bortfall av värmesänka (UHS) erhålls.
3.5 Haverihantering
Detta avsnitt är en sammanfattning av Forsmarks säkerhetsvärdering hanteringen av svåra
haverier.
I februari 1986 beslutade regeringen att alla svenska kärnkraftverk skulle förhindra oacceptabla
utsläpp till omgivningen vid ett svårt haveri. Beslutet inkluderar både tekniska och administrativa
åtgärder. Detta resulterade i de konsekvenslindrande systemen.
När det gäller administrativa krav gjordes följande tolkningar:
- Instruktionerna ska beakta alla möjligheter till att kyla härden med kraftigt
degraderade drift- och säkerhetsfunktioner.
- Instruktionerna ska ge vägledning för att ta anläggningen till ett stabilt sluttillstånd,
även efter allvarliga härdskador.
20 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
För att uppfylla kraven utvecklades omfattande instruktioner för haverihantering vid ett svårt
haveri. Dessa täcker hela processen från snabbstopp till ett svårt haveri med ett stabilt sluttillstånd.
Tyngdpunkten i instruktionerna ligger på insatser och åtgärder som görs i korttidsförloppet (inom
en timme), men täcker upp till 24 timmar, och operatörerna tränas i enlighet med detta.
För svåra haverier i längre tidsskala när en beredskapsorganisation har etablerats är strategierna
mer generaliserade och inriktade på symtombaserade åtgärder. Haveriberedskapsorganisationen i
ledningscentralen (KC) hjälper till för att hantera situationen.
Beredskapsorganisation
Personal, resurser och hantering av skiftgång
Tillgängliga resurser på anläggningen (24 timmar per dag) för omedelbara åtgärder utgörs av:
- Skiftlagen inklusive skyddsvakter
- Vakthavande ingenjör (VHI)
- Brandstyrkan
Beredskapsorganisationen i Forsmark består av en gemensam organisation för hela anläggningen
och en specifik för varje enhet. Organisationen bemannas om ett svårt haveri sker.
Beredskapsorganisationen kan vara på anläggningen inom en till två timmar under förutsättning
att vägarna är farbara.
Utnyttjande av extern teknisk support för haverihantering
Vattenfall har en grupp som tillhandahåller externt tekniskt stöd på begäran.
Instruktioner, träning och övningar
Giltigheten hos organisatoriska rutiner, utbildning och grundläggande träning bekräftas
regelbundet genom stora övningar. För operatörer och annan personal i beredskapsorganisationen
sker utbildning regelbundet på det sätt som beskrivs i utbildningsprogrammet.
Möjlighet att använda existerande utrustning
Ledningscentralen är utrustad med IT-applikationer för stöd, beräkningar och kommunikation
vilket inkluderar flera olika typer av kommunikationsteknologier.
Möjlighet att använda mobil utrustning
I Forsmark finns det en brandstyrka bestående av fyra brandmän. Det finns en brandbil på
brandstationen vid anläggningen. En speciellt utpekad person på varje skiftlag har rollen att stödja
åtgärder när det behövs. Vid en allvarlig händelse kan hjälp utifrån behövas. Detta kan fås från
den kommunala räddningstjänsten.
Forsmark har en brandbil och mobila pumpar för att sprinkla reaktorinneslutningen.
21 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
Hantering av radioaktiva utsläpp
Forsmarks beredskapsorganisation har verktyg för att beräkna källtermer för aktuell händelse,
graden av härdskada och utsläpp beroende på väder och vindriktning. Dessa verktyg kan även
användas utan datorer.
Dos till personal hanteras av strålskyddsledaren för att försäkra att arbetarna inte utsätts för högre
doser än vad som kan accepteras. Instruktioner anger acceptabla stråldoser för olika scenarier.
Dessa nivåer är förberäknade. Ordinering av jodtabletter och användning av skyddsutrustning är
också styrt av instruktioner.
Kommunikation och informationssystem
Det befintliga högtalarsystemet används för att alarmera. Alarm och kommunikation kan göras
från kontrollrummet, bevakningscentralen eller ledningscentralen. Alarm till externa
organisationer och myndigheter görs via SOS Alarm.
Extern kommunikation kan vid sidan av normala kommunikationssystem också göras med hjälp
av andra mer driftsäkra system.
Haverihantering i långtidsförloppet
Personalen i beredskapsorganisationen är alla Forsmarksanställda och ISS Facility personal. Dom
tillhör 25 olika funktioner i organisationen med 2-9 personer per funktion. Det totala antalet
personer är ungefär 190. Utöver detta finns det tekniska stödorganisationer för att stödja dom
enskilda enheterna.
Anläggningars tillgänglighet
Om det centrala kontrollrummet inte är tillgängligt finns det en reservövervakningsplats med
övervakningspaneler som är belägen på en fysisk annan plats. För kontroll, övervakning,
kommunikation och nödbelysning behövs batterier.
Ledningscentralen finns på anläggningen. Den är skyddad.
Stressning av haveriberedskapsorganisationen
Mer än en enhet drabbad
Den nuvarande haveriberedskapsorganisationen är i grunden utformad för att hantera ett svårt
haveri på en av de tre enheterna i Forsmark. Om två eller tre enheter drabbas samtidigt är personal
och resurser kanske inte tillräckliga för att hantera situationen och utföra alla de nödvändiga
åtgärderna. För närvarande sker all träning och alla övningar under antagandet att en enhet
drabbas.
Stressning av beredskapsorganisationen
Degradering av infrastruktur
Degradering av infrastrukturen runt anläggningen kan förhindra beredskapsorganisationen att
komma till anläggningen. Filterfunktionen gör det möjligt att säkra alla händelser mot stora
utsläpp av radioaktivitet med väldigt lite personal på anläggningen. Det bedöms att personalen
som är tillgänglig dygnet runt är tillräcklig för att utföra detta.
22 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
Extern kommunikation kan påverkas. Dessutom kan, vid sidan av det normala
kommunikationssystemet, andra mer driftsäkra system användas, vilket ses som robust.
Haverihantering i långtidsförloppet
För att fylla vatten i inneslutningen används vanliga branddieslar. Om dom felfungerar behövs det
mobila pumpar (lätt utrustning) inom åtta timmar.
Ingen tung utrustning har identifierats som behöver vara på plats inom 72 timmar.
I långtidsförloppet behöver den lokala organisationen omfattande externt stöd. Planeringen för
detta är begränsad.
4 Slutsatser
Överensstämmelse med nuvarande konstruktionsgrund
Jordbävning
När Forsmark 1 och 2 konstruerades fanns det inga krav på tålighet mot jordbävningar.
Nya krav introducerades av myndigheten 2004, i föreskriften SKIFS 2004:2 (nu SSMFS
2008:17). För Forsmark 1 och 2 ska åtgärder för att uppfylla dessa föreskrifter vara klara senast
2013, enligt överenskommen övergångsplan. När det gäller jordbävning har det inte inkluderats
några åtgärder i övergångsplanen. Som en slutsats från detta arbete planeras återstående åtgärder
från SMA:n, som nu har identifierats, läggas till övergångsplanen. Syftet med detta är att
formalisera strategin för att uppfylla föreskriften (SSMFS 2008:17).
Konsekvenserna av att inte ha genomfört de återstående åtgärderna bedöms acceptabla eftersom
tiden tills de åtgärdas är kort och sannolikheten för händelsen är låg. Därför är det ackumulerade
riskbidraget från jordbävning acceptabelt.
Forsmark 3 uppfyller nuvarande konstruktionsgrund.
Extern översvämning
Värderingen visar att för extern översvämning uppfyller anläggningarna konstruktionsgrunden.
Konstruktionsgrunden är korrekt.
Förlust av elektrisk kraft och förlust av värmesänka
Anläggningen har en robust konstruktion avseende bortfall av yttre och inre nät.
Bortfall av yttre nät hanteras av ordinarie reservkraftdieselkraftaggregat.
Vid bortfall av yttre och inre kraftmatning (SBO) kommer gasturbinen spänningssätta
dieselskenorna för samtliga enheter. Kylningen av härden via hjälpmatarvattensystemet kan då
fortskrida i flera dagar.
Bortfall av yttre och inre kraftmatning och dessutom utebliven gasturbin resulterar i härdskada.
De konsekvenslindrande systemen kommer att hantera situationen genom filtrerad
tryckavlastningen av reaktorinneslutningen.
23 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
Anläggningen har en robust konstruktion med avseende på förlust av värmesänka. Det finns ett
flertal funktioner för att skydda anläggningen från fullständig blockering av kylvattenintaget. Ett
kylflöde på mindre än 1 % av nominellt flöde är tillräckligt för att kyla härden och bortföra
resteffekt.
I fallet med fullständigt bortfall av värmesänka kan härdkylning utföras med kraftmatning från
gasturbinen och vatten från tankarna för totalavsaltat vatten.
I de fall kraftmatning från gasturbinen är otillgänglig och slutlig värmesänka förloras leder
händelsen till ett svårt haveri.
Kylning av bränslebassänger
Vid fullständigt bortfall av växelström finns inga system för kylning av bränslebassängerna. Det
vatten som förloras vid kokning i bassängerna kan kompenseras med brandvattensystemet eller
med brandbil. Vid Forsmark 1 och 2 kan det ske med hjälp av externa anslutningar. För Forsmark
3 måste slangar manuellt ledas till bränslebassängerna, vilket kan försvåras av höga
strålningsnivåer.
Haverihantering
Slutsatserna från stresstesterna är att befintlig haverihantering är tillräcklig när en enhet är
drabbad. Den är inte anpassad för en händelse där flera enheter drabbas samtidigt. Det bör
poängteras att svåra haverier ingår i konstruktionsförutsättningarna för anläggningen. I dessa
scenarier spelar tryckavlastning av reaktorinneslutningen en avgörande roll.
En konstruktionsförutsättning för den filtrerade tryckavlastningen är att yttre nät återkommer i
dygnsskalan. Stresstesterna förutsätter att funktionen kan nyttjas under flera dagar. Slutsatsen är
att filtreringsfunktionen kan upprätthållas under förutsättning att extern utrustning, i första hand
strålskyddsmaterial, kan levereras inom 72 timmar.
Dygnet runtbemanningen bedöms kunna stödja filtreringsfunktionen.
Extern kommunikation kan påverkas. Förutom de konventionella kommunikationssystemen har
Forsmark andra mer driftsäkra system användas vilket anses robust.
För vattenfyllningen av reaktorinneslutningen används ordinarie branddieselpumpar. Om dessa är
otillgängliga behöver mobila pumpar vara tillgängliga inom några timmar.
I långtidsförloppet behöver den lokala organisationen omfattande yttre stöd. Planeringen för detta
är begränsad.
24 (25)

Fastställd av: PEW
Dokumenttyp / Document type Klassificering / Classification Dok nr / Doc no Rev
Rapport Företagsintern FT-2011-3868 0
5 Möjliga åtgärder för att förhindra tröskeleffekter
Identifierade åtgärder för att förhindra tröskeleffekter listas nedan i allmänna termer. Det bör
noteras att specificering av åtgärderna kräver ytterligare utredning. De viktigaste
förbättringsområdena listas nedan.
Jordbävning
Stresstestet har inte resulterat i några förbättringsområden gällande jordbävning.
Översvämning
Stresstestet har identifierat instruktionsförändringar för att förbättra förmågan att klara höga
vattennivåer.
Förlust av elektrisk kraft och förlust av värmesänka
Stresstestet har identifierat gasturbinen som viktig för att undvika härdskada. För att göra
anläggningen mer robust vid SBO har följande förbättringsområden identifierats:
Bränslebassänger
- Diversifierad härdkylningsfunktion oberoende av befintlig kraftmatning och
värmesänka.
- Förbättringar av instruktioner för att öka förmågan att stå emot en långvarig SBO.
Stresstestet har identifierat följande förbättringar för bränslebassängerna:
Svåra haverier
- För Forsmark 3 måste slangar manuellt ledas till bränslebassängerna, vilket kan
försvåras av höga strålningsnivåer. Det finns behov av att utveckla en strategi för
detta.
Stresstestet har identifierat följande områden för förbättringsområden:
- Den nuvarande beredskapsorganisationen är dimensionerad för att klara av ett svårt
haveri vid en av de tre enheterna. Det finns behov av att ändra instruktioner och
rutiner för att kunna hantera krissituationer vid tre enheter samtidigt.
- I ett scenario med förlorad kylning av reaktorinneslutningen kan filtrerad
tryckavlastning behövas i långtidsförloppet. För sådana fall behöver vattennivån i
skrubbern sänkas för att säkerhetsställa att filtreringsfunktionen inte ska försämras.
I nuläget finns det inga instruktioner eller strategier som visar hur detta kan göras.
25 (25)