StrålevernRapport 2000:3

Transkript

1 StrålevernRapport 2000:3 (UOHQGODUVHQ2OH5HLVWDG/LVH)O 7RQMH6HNVH6WLQH5 GP\U

2 ,QQKROGVIRUWHJQHOVH English summary... 3 Sammendrag Innledning Generelt om Kola kjernekraftverk - med fokus på sikkerhet Konstruksjonsmesige forhold med betydning for sikkerheten Andre forhold av sikkerhetsmessig betydning Sikkerhetsprogrammer ved Kola kjernekraftverk Organisering av de norske bistandsprosjektene til Kola kjernekraftverk Beskrivelse av de enkelte prosjekter Nødstrømsaggregat (mobilt nødkraftverk for drift av reaktorens kjølevannspumper)12 Radio/Telekommunikasjon Opplegg for systematisk vedlikehold av KNPP/Preventive vedlikeholdssystemer Brannsikring Komplementært nød-fødevannssystem (CEFWS) Kontroll av vannkjemi Vibrasjonskontroll TV-inspeksjonsutstyr Spektroskopi Hospitantordninger for russiske spesialister Safety Parameter Display System (SPDS) Tilstandskontroll av komponenter og materialer Maskinverktøy PSA analyse Erfaringer og diskusjon

3 (QJOLVKVXPPDU\ Norway is through the Norwegian plan of action for nuclear safety involved in safety upgrades at the Kola Nuclear Power Plant. The third phase of the Norwegian project is now near its completion. The total cost from its startup in 1993 is 104 million NOK. Important sub-projects are: Mobile emergency power plant Radio/telecommunications Computer system for systematic maintenance Fire safety Control of water chemistry Control of vibrations TV-surveillance of refueling process Spectroscopy equipment Trainee at the OECD Halden Reactor Project Safety Parameter Display System Inspection equipment for components and materials Machine tools PSA study The experiences from the three phases have been good, and a fourth phase is currently discussed. 6DPPHQGUDJ Norge driver i dag gjennom Regjeringens handlingsplan for atomsaker et omfattende prosjekt for å bedre sikkerheten ved Kola kjernekraftverk. Tredje fase er snart fullført. Totale kostnader siden oppstart i 1993 er 104 millioner kroner. Viktige delprosjekter er: Mobilt nødstrømsaggregat Radio/telekommunikasjon Opplegg for systematisk vedlikehold Brannsikring Komplementært nød-kjølevannssystem Kontroll av vannkjemi Vibrasjonskontroll TV-inspeksjonsutstyr for brenselsbytte Spektroskopi Hospitantordning ved IFE-Halden Safety Parameter Display System Tilstandskontroll av komponenter og materialer Maskinverktøy PSA-analyse. Erfaringene fra prosjektets tre faser er i hovedsak gode, og en videreføring i fase 4 er under vurdering. 3

4 ,QQOHGQLQJ De norske bistandsprosjektene til Kola kjernekraftverk er organisert under Regjeringens Handlingsplan for atomsaker. Denne handlingsplanen er en oppfølging av stortingsmelding nr 33 ( ) om atomvirksomhet og kjemiske våpen i våre nærområder. Handlingsplanen er myndighetenes viktigste virkemiddel for samarbeid om atomsikkerhet og forhindring av radioaktiv forurensning i Øst-Europa og i det tidligere Sovjetunionen. Geografisk er det gitt prioritet til tiltak i Nordvest-Russland. Handlingsplanen er delt i fire hovedsatsningsområder: 1) Sikkerhet ved atominstallasjoner 2) Behandling, lagring og deponering av radioaktivt avfall og brukt kjernebrensel 3) Radioaktiv forurensing av nordlige områder 4) Våpenrelaterte miljøfarer Innenfor hovedområde 1 driver Norge blant annet bistand til kjernekraftverkene i Ignalina, Leningrad og Kola, hvorav bistandsprosjektet til Kola kjernekraftverk er mest omfattende. Dette prosjektet er nå inne i sin tredje fase, og innen utgangen av år 2000 vil norske myndigheter ha brukt over 100 millioner kroner for å bedre sikkerheten ved dette kraftverket. Kola kjernekraftverk har brukt betydelige egne ressurser på sikkerhetsforebyggende arbeid, og har også mottatt støtte gjennom andre bilaterale og multilaterale samarbeidsprosjekter. Dette gjør at sikkerheten ved anlegget er vesentlig forbedret sammenlignet med tidlig på nittitallet, samtidig som kjernekraftverket på flere områder fortsatt har mangler i forhold til sikkerheten ved nyere vestlige kjernekraftverk. 4

5 *HQHUHOWRP.RODNMHUQHNUDIWYHUNPHG IRNXVSnVLNNHUKHW Kola kjernekraftverk er lokalisert nær byen Polyarni Zori på den søndre delen av Kolahalvøya, og har i luftlinje en avstand på ca. 200 kilometer fra grensen til Norge. Kola kjernekraftverk består av fire Sovjetbygde reaktorer, av typen VVER-440. Dette er en reaktortype som best kan sammenlignes med vestlige trykkvannsreaktorer, som er den reaktortypen som er vanligst i verden i dag Type VVER VVER VVER VVER Konstruksjon start Satt i drift De fire reaktorene ved Kola-kraftverket er bygget i forskjellige tidsperioder, og representerer to forskjellige generasjoner av VVER-reaktorer. Enhet 1 og 2, som er de to eldste reaktorene, er derfor av subtypen 230, mens enhet 3 og 4, som er av nyere dato, er av typen 213. Selv om reaktorene er bygd med utgangspunkt i samme konstruksjon og sikkerhetsfilosofi er det markerte forskjeller ved blant annet sikkerhetssystemene for de to subtypene, hvor 213- reaktorene må betraktes som langt sikrere enn de eldre 230 reaktorene. Ved nybygg av reaktorer legger man til grunn omfattende ulykkesanalyser, og man tar i konstruksjonen et annet hensyn til elektrisitetstilførsel, brannvern og sikkerhet mot jordskjelv og andre eksterne farer. VVER-440-reaktorene er designet etter datidens sovjetiske krav og har, sammenlignet med moderne reaktorer, flere mangler på disse områdene. Når det gjelder viktige sikkerhetssystemer, vektlegger man innenfor moderne vestlig sikkerhetsfilosofi å ha minst to systemer som fungerer uavhengig av hverandre. Disse systemene skal være fysisk separert. VVER-440-reaktorene mangler ofte denne dubliseringen av sikkerhetssystemer, selv om systemene i seg selv ofte er kraftig dimensjonert. Instrumenteringen av VVER-440 reaktorene for styring og overvåking av prosessen er relativt mangelfull sammenlignet med standarden på moderne vestlige reaktorer. Dette gjelder også i forhold til menneske-maskin-kommunikasjon, hvor det i vesten har skjedd en omfattende utvikling de siste årene. 5

6 .RQVWUXNVMRQVPHVLJHIRUKROGPHGEHW\GQLQJIRUVLNNHUKHWHQ De primære konstruksjonsmessige forhold som bestemmer sikkerheten til en reaktor, er kontroll med reaktorkjernens reaktivitet, kjøling av reaktorkjernen, transport av varme til ytre varmesynk og utslippsbarrierer. Kontroll med reaktorkjernens reaktivitet skiller seg for VVER-440 i liten grad fra vestlige trykkvannsreaktorer og er til en viss grad selvjusterende ved at kjernens reaktivitet avtar hvis temperaturen i kjernen øker slik at kjølevannet fordamper. Kontroll med reaktivitet skjer som i vestlige trykkvannsreaktorer ved at kontrollstaver trekkes inn og ut av reaktorkjernen. I nødstilfeller vil man også kunne injisere borvann under trykk..m OLQJDYUHDNWRUNMHUQHQ )LJXU Prinsippskisse over kjølekrets for trykkvannsreaktor. Utformingen av komponentene ved VVERreaktorer avviker noe fra figuren. Systemene for kjøling av kjernen har i VVER-reaktorer den samme prinsipielle oppbygning som i vestlige trykkvannsreaktorer. Kjernen kjøles ved at vann under høyt trykk i den primære kjølekretsen sirkuleres mellom reaktorkjernen og dampgeneratoren. I dampgeneratoren varmes vann i den sekundære kjølekretsen opp til koking, og dampen ledes til turbogeneratorene hvor elektrisitet genereres. Dampen i sekundærkretsen blir deretter nedkjølt og kondensert i kondensatorene ved hjelp av vann fra tertiær kjølekrets. For Kolakraftverket tas vannet i tertiær kjølekrets fra Imandrasjøen. Siden de ulike kretsene har forskjellig trykk er det viktig at hver krets er tett, slik at vann ikke lekker mellom dem og forårsaker tap av trykk. For å beholde kjølingen er det viktig at kjølepumper fungerer og at det ikke oppstår lekkasjer og brudd i kjølekretsene. For reaktorene på Kola kjernekraftverk er tap av kjøling den begivenhet man frykter mest skal forårsake en reaktorulykke. Det er verd å merke seg at det 6

7 er nødvendig å kjøle ned kjernen også en stund etter at selve fisjonsprosessen har stoppet, fordi reaktorkjernen er sterkt radioaktiv. En positiv designegenskap ved VVER-440 er imidlertid at den primære kjølekretsen inneholder mye vann og derfor kan motstå tap av kjøling over noe tid før kjernen begynner å smelte. Man kjenner til tre episoder hvor VVER- 440 reaktorer har mistet kjøling over lengre tid som følge av strømbrudd, og hvor naturlig sirkulasjon har vært tilstrekkelig til å unngå skade på brenslet. I Greifswald (tidligere DDR) medførte en brann i turbinhallen i 1977 strømbrudd og tap av kjøling i 6 timer. I Metsamor i Armenia førte en brann i 1982 til strømbrudd og tap av kjøling i 4 timer. På Kola NPP medførte en storm i 1993 strømbrudd og tap av kjøling i 2 ½ time. Reaktorene er utstyrt med 6 dampgeneratorer hver. Disse kan etter at reaktoren er stengt av isoleres enkeltvis hvis det oppstår feil og lekkasje i en av dem, noe som gjør systemet mindre sårbart hvis f.eks en av hovedsirkulasjonspumpene skulle svikte. Systemet er imidlertid på samme måte som i vestlige kjernekraftverk sårbart ovenfor situasjoner hvor man mister kjølingen på flere av hovedsirkulasjonspumpene samtidig, noe som f.eks kan skje ved tap av elektrisitet fra eksternt nett. En negativ side er imidlertid manglende dublisering av kjølesystemene slik som er vanlig på vestlige kjernekraftverk. Kjølesystemene er dessuten ikke gode nok. Dette gjelder spesielt for de eldste reaktorene hvor konstruksjonsbasis er at systemet skal sikre god nok kjøling ved et brudd i et rør med diameter på 32 mm mer i primær kjølekrets. I VVER 440/213 er dette forbedret slik at tilstrekkelig kjøling kan sikres ved brudd i rør med diameter på 500 mm i primærkrets. Komponentene i den primære kjølekretsen er utsatt for et vedvarende høyt trykk. Samtidig er spesielt reaktortanken utsatt for metallsprøhet som følge av at den kontinuerlig «bombarderes» med nøytroner. Dette er et større problem for VVER-440-reaktorer enn for vestlige trykkvannsreaktorer fordi avstanden mellom tankveggen og reaktorkjernen er liten, noe som gir et hardere nøytronspektrum. Dette går igjen ut over tankens evne til å motstå raske temperaturfall, en aktuell problemstilling ved bruk av ikke forvarmet nødkjølevann. I modell 213 regnes problemet som noe mindre fordi disse reaktorene til forskjell fra 230 har en 8-10 mm tykk foring av rustfritt stål som svekker nøytronspekteret på tanken. Kola kjernekraftverk har gjennomført flere tiltak for å minske problemene med sprøhet i reaktortanken, og har blant annet endret lasteprogrammene for å redusere nøytronfluks på tankveggen. 7

8 %DUULHUHUPRWXWVOLSS Ved en reaktorulykke er det ulike barrierer det radioaktive materialet må kunne forsere før det kan frigis til miljøet. Først må de radioaktive stoffene frigis fra selve uranbrenslet og kapslingen som omgir denne. Deretter må de radioaktive stoffene ta seg gjennom reaktortanken. For disse barrierene er det liten forskjell mellom VVER og vestlige trykkvannsreaktorer. Vestlige reaktorer er imidlertid utstyrt med en lekkasjesikker reaktorinneslutning som kan hindre videre utslipp til atmosfæren. VVER-440/230 har også en inneslutning, men denne er ikke dimensjonert for å tåle det samme overtrykk som ved vestlige trykkvannsreaktorer, og er dessuten utstyrt med 9 ventiler som åpner ved et overtrykk på 50 kpa med mulighet for påfølgende utslipp av radioaktivitet til omgivelsene. VVER-440/213 antar man har større evne til å holde tilbake et eventuelt utslipp, fordi et eventuelt utslipp fra en slik reaktor må passere gjennom et kondensasjonstårn før det når ut til atmosfæren. I kondensasjonstårnet blir store deler av utslippet vasket ut ved at utslippet «bobles» gjennom store mengder vann. $QGUHIRUKROGDYVLNNHUKHWVPHVVLJEHW\GQLQJ Sikkerheten bestemmes ikke utelukkende av de rent konstruksjonsmessige forholdene, men også av hvordan kjernekraftverket drives. Det internasjonale atomenergibyrået (IAEA) har gruppert disse driftsmessige forhold som: Ledelse Operasjonsprosedyrer Drift av kjernekraftverket Vedlikehold Trening Beredskapsplaner Grenseflate mot tilsynsmyndighetene Innenfor vårt bilaterale samarbeidsprosjekt med Kola kjernekraftverk er det spesielt vektlagt tekniske oppgraderinger, selv om enkelte prosjekter kan ha elementer av ikke-tekniske forhold i seg. Årsaken til dette er at flere at de ikke-tekniske forholdene primært må løses internt hos kjernekraftopperatøren. Dernest at de største manglene ved Kola-verket i stor grad er knyttet til mangel på moderne teknisk utstyr. 8

9 6LNNHUKHWVSURJUDPPHUYHG.RODNMHUQHNUDIWYHUN Forbedring av sikkerhet ved Kola-verket har vært høyt prioritert gjennom 90-tallet, noe som har ført til at betydelige summer har blitt brukt til sikkerhetsforbedrende tiltak både av russiske myndigheter og gjennom vestlig bistand. Viktige målsetninger i dette arbeidet har vært å redusere sannsynligheten for ulykke med alvorlig brenselsskade til en statistisk sannsynlighet lavere enn én pr reaktor-driftsår, og sannsynlighet for ulykke med behov for tiltak utenfor gjerdet til én pr reaktor-driftsår. Virkemidler i dette arbeidet har vært: Modernisering og rekonstruksjon av reaktorene. Bedring av operasjonsprosedyrer og dokumentasjon. Bedring av trening og opplæring av personell. Etablering av satsningsområder gjennom sikkerhetsanalyser. I moderniseringsarbeidet har man vektlagt å kompensere for svakheter i konstruksjonen og å øke påliteligheten til systemer og utstyr. Det er videre lagt vekt på å styrke barrierer mot utslipp beskrevet under avsnitt I henhold til opplysinger fra Kola kjernekraftverk vil man i perioden 1987 til 2000 ha brukt nesten 2 milliarder kroner (247,8 millioner US$) på sikkerhetsforbedringer ved kraftverket, hvorav ca. 350 millioner kroner (43 millioner US$) kommer fra utenlandske donorer. De viktigste utenlandske bidragsyterne er: Den Europeiske banken for utvikling og rekonstruksjon (EBRD), Norge, USA, Finland og EUs bistandsprogram TACIS. Leveransene i de utenlandske bistandprosjektene har dekket et vidt spekter av utstyr og komponenter, blant annet: Ventiler og lignende for å bedre integriteten til reaktorinneslutningene på enhet 1 og 2 (USA) Inspeksjonsutstyr og overvåkningsutstyr for tidlig å kunne påvise lekkasje og brudd fra kjølekretser (Norge, EBRD) Aktive og passive brannverntiltak (EBRD) Simulatorer, bedring av kontrollromsinstrumentering (USA, Norge, Finland) Utstyr for avfallhåndtering og miljøanalyse (TACIS, Norge) Nødkontrollrom (EBRD) Mobilt nødkraftverk (Norge) Antallet av sikkerhetsrelaterte hendelser ved kraftverket er betydelig redusert i perioden 1993 til Slike hendelser klassifiseres etter den internasjonale INES-skalaen (International Nuclear Event Scale) fra 1 til 7, hvor store ulykker (Tsjernobyl) har klassifiseringen 7. Avvik og hendelser på den nedre del av skalaen inntrer med jevne mellomrom ved alle kjernekraftverk. Selv om INES-skalaen må brukes med stor forsiktighet som et mål for sikkerhet ved kjernekraftverk, ser vi av figur 3.1 at antallet hendelser har gått klart ned siden 1993, og er i dag på et nivå som man forventer ved vestlige kjernekraftverk. Figuren viser også at de hendelsene som inntrer gjennomgående er mindre alvorlige enn før, og at det i perioden etter 1995 (fram til rapporten ble skrevet i desember 99) ikke har forekommet hendelser med alvorlighetsgrad over INES 1. 9

10 +HQGHOVHUYHG.RODNMHUQHNUDIWYHUNLKHQKROGWLO,1( $QWDOO INES 3 INES 2 INES 1 INES 0 Under skalaen cu At sikkerheten ved Kola kjernekraftverk i dag framstår som betydelig forbedret sammenlignet med noen få år tilbake, må allikevel ikke lede oss til å tro at alle sikkerhetsmessige utfordringer ved Kola kjernekraftverk er løst. Det moderne samfunnet setter langt strengere krav til sikkerheten ved kjernekraftverk enn hva som var tilfellet da reaktorene ved Kola kjernekraftverk ble bygget. Det er derfor viktig at arbeidet med sikkerhetsforbedring fortsetter inntil Kola kjernekraftverk når et sikkerhetsnivå som er akseptabelt i forhold til dagens standard, eller til reaktorene legges ned. 10

11 2UJDQLVHULQJDYGHQRUVNHELVWDQGVSURVMHNWHQHWLO.ROD NMHUQHNUDIWYHUN Det norske bistandsprosjektet på Kola kjernekraftverk startet opp i 1993 og prosjektet er nå inne i sin tredje fase. I løpet av denne tiden har norske myndigheter bidratt med 100 MNOK til oppgradering av sikkerheten gjennom dette bilaterale prosjektet. I tillegg kommer norsk innsats gjennom internasjonal bistand gjennom Det europeiske atomsikkerhetsfondet EBRD/NSA. Norske myndigheter er derfor den største utenlandske bidragsyter til forbedret sikkerhet ved Kola kjernekraftverk, når det kommer til ferdigstilte tiltak. cu %XGVMHWW MNOK MNOK MNOK EBRD/NSA MEURO Den overordnede prosjektledelse for den norske bistanden til Kola kjernekraftverk har for alle tre fasene vært utført av Statens strålevern. Institutt for energiteknikk har i Norge en særskilt kompetanse innen reaktorfaglige spørsmål, og har derfor stått for implementeringen av de nukleære prosjektene. Implementeringen av de ikke-nukleære prosjektene har i den første fasen vært ledet av Kværner Kimek, og i annen og tredje fase av Storvik & Co. Ved valg av prosjekter har man vektlagt at disse skal være egnet til å forbedre sikkerheten ved anlegget uten å forlenge levetiden. Valg av satsningsområder for nye prosjekter har skjedd med utgangspunkt i prioriteringer foretatt av Kola NPP i samarbeid med den lokale avdelingen av de russiske reaktorsikkerhetsmyndighetene Gosatomnadzor. Dette gjør at det norske bistandsprosjektet i vesentlig grad er fokusert mot konkrete utstyrsleveranser heller enn leveranse av vestlig konsulentbistand. På grunn av de tunge utstyrsleveransene i prosjektet har vi vektlagt å følge normale statlige rutiner for anskaffelser. Dette impliserer blant annet bruk av anbudsutsetting i den grad vesentlige forhold ikke tilsier noe annet. 11

12 %HVNULYHOVHDYGHHQNHOWHSURVMHNWHU 1 GVWU PVDJJUHJDWPRELOWQ GNUDIWYHUNIRUGULIWDYUHDNWRUHQVNM OHYDQQVSXPSHU Kjernekraftverket på Kola kjøles ved hjelp av vann drevet av elektrisitet fra det eksterne elektrisitetsnettet, og er dermed på lik linje med alle andre kjernekraftverk sårbart hvis nettet av en eller annen grunn skulle falle vekk. For å minske sårbarheten er reaktorene utstyrt med store dieselgeneratorer. Under en storm i 1993 oppstod det imidlertid en farlig situasjon ved at man hadde problemer med å starte generatorene til blokk 1 etter at elektrisitetsnettet hadde falt ut. Reaktor 1 og 2 er til sammen utstyrt med seks dieselgeneratorer, mens reaktor 3 og 4 totalt har fem. Dette skulle normalt være tilstrekkelig for å sikre nødstrøm ved nettutfall, med mindre det oppstår fellesfeil, det vil si at én type feil slår ut flere enheter på en gang. Potensielle kilder til fellesfeil kan være at manglende brannsikring mellom generatorene for de to eldste reaktorene forårsaker at flere av dieselgeneratorene blir slått ut samtidig. Dessuten er drivstoffet og kjølesystemet felles for flere av generatorene, og dette representerer nok en mulig fellesfeil som kunne slå ut kraftforsyningen til hele kraftverket. Et tredje problem er at distribusjonen av kraft mellom de forskjellige enhetene eller bryterrommene (switch board rooms) kunne bli rammet og dermed forårsake brudd i kraftforsyningen. )LJXU Mobilt nødstrømsaggregat (Foto: Statens strålevern) For å sikre strømtilgangen til kjølesystemet finansierte Norge et mobilt nødkraftverk (MEPP) fordelt over to trailervogner. Disse ble tatt i bruk i Trailer nr. 1 inneholder den dieseldrevne generatoren, en transformator, elektrisk fordelingspanel, kabeltromler samt elektronisk kontroll og overvåkningsutstyr. Trailer nr. 2 er oppdelt i to seksjoner: et kontrollrom med fordelingstavler og kontroll/ overvåkningsutstyr og et rom for kabeltromler 12

13 for tilknytning til det eksisterende systemet ved KNPP. Nødkraftverket er, siden muligheten for fellesfeil er størst ved enhet 1 og 2, plassert i nærheten av disse. For bruk ved enhet 3 eller 4 kan aggregatet flyttes i løpet av en time, hvilket anses som tilstrekkelig for å unngå ulykker som følge av manglende kjøling. Det mobile nødstrømsaggregatet har flere tilknytningspunkter, også inne i verket, slik at det kan dra igang pumpene også når kraftdistribusjonen internt på KNPP er ute av funksjon. For det første er det koplet til permanente elektriske bryterbord i hovedbygningene på KNPP. Kraften vil da bli ført via fast oppkoblede kabler til kraftterminaler utenfor hver enkelt bygning. For det andre kan det koples til de eksisterende interne nødstrømsaggregatene både for enhet 1 og 2 og enhet 3 og 4. Disse befinner seg samlet i et rom i hver av de to hovedbygningene. For det tredje kan nødkraftverket koples direkte til koplingsbordet på hver av pumpemotorene. Dette siste alternativet er bare mulig med svært lange kabler som må rulles gjennom bygningene for så å kunne knyttes direkte til hver enkelt motor. Det var i begynnelsen problemer med høyt spenningsfall ved igangkjøring av hovedpumpene på KNPP. Dette gjorde at belastningen på nødaggregatet ble unødig stor. Dette ble utbedret og testet siste gang i april 1996 på enhet 2 som var nede til ettersyn, og da funnet i orden etter spesifikasjonene fra leverandøren. I fase 2 av prosjektet ble det foretatt ekstra brannsikring av det mobile aggregatet. Det ble også levert ekstra kabler med valser dimensjonert for en last på 500 kw. Lasten er spesielt viktig fordi den gjør KNPP i stand til å gjennomføre månedlige tester av aggregatet utenom periodene med driftsstans ved de forskjellige enhetene. Kablene er ment for å høyne beredskapen ved hurtigtilkobling av aggregatet. 5DGLR7HOHNRPPXQLNDVMRQ Som ved de fleste store prosessanlegg, er man avhengig av nøkkelpersonell i krise- og ulykkessituasjoner. Ifølge prosedyrene ved kjernekraftverket på Kola skjedde dette per telefon, noe som ikke ble ansett som tilfredsstillende. Målet med leveransen var å bedre Kola kjernekraftverks muligheter for å håndtere hendelser gjennom bedret intern kommunikasjon. For kommunikasjon med nøkkelpersonell innenfor kraftverkets 30 kilometers sone ble det i fase 1 ble levert et system bestående av 300 oppkallingsenheter (personsøkere) samt et mobiltelefonsystem med 18 bærbare enheter, som også kan monteres i bil. I tillegg ble det levert elleve nødstrømsbatterier som skal sikre strømforsyningen til kommunikasjonssenteret. Det var ved Kolaverket et akutt behov for å erstatte eldre utstyr for radiokommunikasjon innenfor kraftverkets område. Leveransen i fase 2 besto av en controller, syv radiostasjoner og fem kontrollpaneler. 13

14 Radiokommunikasjonsprosjektet i fase 3 er i det alt vesentlige en oppfølging av tilsvarende satsning i fase 2. Ny funksjonalitet vil bestå i mulighet for kontrollrom for direkte og prioritert samband med ambulerende personell. Det vil dessuten bli en omlegging av personsøkesystemet for å unngå falske alarmer. Leveransen vil også inneholde noe utstyr for test og feilretting samt logging av hendelsesforløp. Samtidig skal nå også brannvernet utstyres med radioutstyr. 2SSOHJJIRUV\VWHPDWLVNYHGOLNHKROGDY.1333UHYHQWLYHYHGOLNHKROGVV\VWHPHU For å kunne gjennomføre et forsvarlig preventivt vedlikehold og rekonstruksjon av reaktorene ved Kola NPP er man avhengig av dokumentasjon av konstruksjonsmessige forhold for reaktorene. I 1992 var all dokumentasjon om konstruksjonen av Kola NPP samlet i 16 bind med to oppdaterte kopier. Annen dokumentasjon var samlet i manualer som var spredd rundt på verket. Originalene til de tekniske tegningene var i svært dårlig forfatning. Den naturlige ammoniakken i papiret var i ferd med å løse opp blekket i tegningene, og det ville vært katastrofalt for fremtidig vedlikehold hvis disse tegningene skulle gå tapt. Dette hadde tidligere også vært påpekt av det internasjonale atomenergibyrået (IAEA). Under arbeidet med de tekniske tegningene i fase 1 av prosjektet ble det klart at KNPP ikke hadde noe system for dokumentasjon av historiske data eller for en helhetlig implementering av vedlikehold ved kraftverket. KNPPs eget forslag var å etablere et system med dataplanlegging, kontroll og oppdatering av historiske data for hver enkelt prosess, utstyr og komponenter så vel som for tegninger, spesifikasjoner og instruksjoner for alle deler av kjernekraftverket. Fase 1 av prosjektet bestod i å samle deler av den tekniske dokumentasjonen i et vedlikeholdssystem fra SAMA Software. Dette systemet inneholder også muligheter for en helhetlig løsning for kontinuerlig vedlikehold på KNPP. Prosjektet ble avsluttet i Fase 2 av prosjektet bestod i å anskaffe software for organisering av preventivt vedlikehold og å lære opp ansatte ved KNPP i bruken av dette. Systemet som er tatt i bruk brukes også ved flere store norske installasjoner offshore, og er nødvendig for å gjennomføre et rutinemessig preventivt vedlikehold i stedet for et vedlikehold basert på reparasjoner. %UDQQVLNULQJ Brannsikkerheten ved de fleste VVER-440, inkludert reaktorene ved Kola NPP, er svært mangelfull. Samtidig vet man at en brann ved kjernekraftverk kan forårsake større ulykker. Vi har fra tidligere noe erfaring fra brannsikring av kjernekraftverk ved at vi sammen med 14

15 svenske myndigheter er involvert i trilaterale prosjekter med brannsikring ved Ignalina kjernekraftverk i Lituauen. I fase 2 ble det gjort en utredning for å prioritere tiltak innen brannsikkerhet ved fem utvalgte områder; dieselgeneratorstasjon, turbinhall, kontrollrom (reaktor 3 og 4), kabelrom (reaktor 3 og 4) og rom med hovedsirkulasjonspumper (reaktor 3 og 4). De undersøkelser som ble gjennomført i fase 2 var ikke tilstrekkelig til planlegging av brannforebyggende tiltak. Dessuten er det ved kjernekraftverk spesifikke konstruksjonsmessige forhold som har betydning for brannsikkerheten. Dette tilsier at utredningene for brann bør gjøres av personer med god kjennskap til den aktuelle reaktortype. Kola kjernekraftverk vil derfor sammen med russiske institusjoner gjennomføre en omfattende analyse av hele kraftverket, hvor rom for rom blir gjennomgått med tanke på innhold av kabler og utstyr av sikkerhetsmessig betydning. Strålevernet vil derfor i fase 3 sammen med svenske og finske sikkerhetsmyndigheter støtte opp under dette arbeidet gjennom leveranse av konsulentbistand og andre hjelpemidler. Fordeling av utgifter mellom de tre donorlandene er ennå ikke bestemt (november 1999)..RPSOHPHQW UWQ GI GHYDQQVV\VWHP&():6 En effektiv fjerning av fisjonsvarme er en forutsetning for sikker reaktordrift. Komplementært nød-fødevannssystem er derfor standard utrustning ved vestlige kjernekraftverk, og har også blitt ettermontert ved flere sovjetiskproduserte kraftverk. Hvis det normale nød-fødevannssystemet er ute av drift vil dette systemet være i stand til å levere fødevann til dampgeneratorene, til erstatning for det vannet som fordamper ved fjerning av varme fra kjølevannet i primær kjølekrets. Systemet fungerer uavhengig av alle andre systemer, og vil være viktig for sikkerheten hvis alle de ordinære systemer blir satt ut av funksjon av en fellesfeil. Eksempel på dette kan være brann eller alvorlige ulykker forårsaket av strømbrudd i kombinasjon med brann, oversvømmelse eller mekanisk skade på fødevannspumper og vannrør. Ved installasjon av et slikt system ved Loviisa kjernekraftverk i Finland regner man med en reduksjon i sannsynligheten for kjernenedsmelting på mellom 90 og 99 %. Beregninger gjort for Kola kjernekraftverk viser en reduksjon i sannsynligheten for kjernenedsmelting på ca 30 % for de to nyeste reaktorene ved installasjon av et slikt system. Prosjektet var opprinnelig en del av en EBRA/NSA-satsning ved KNPP, men ble strøket av listen til NSA fordi prosjektet ikke ville la seg gjennomføre innen utgangen av Prosjektet har en topp prioritet hos ledelsen ved KNPP, men de har ikke ressurser til å kjøpe inn nødvendige deler i vesten. 15

16 Etter initiativ fra finske reaktorsikkerhetsmyndigheter gikk Norge, Finland og Sverige sammen om leveranse av viktige komponenter til et komplementært nød-fødevannssystem for enhet 3 og 4 ved Kolakraftverket. Til totalsystemet legger Kola NPP inn det største bidraget selv, ved å dekke utgifter til konstruksjon, vanntanker, bygninger og sammensetting av rør o.l. Det nordiske bidraget består av leveranse av 3 dieselpumpeaggregater, ventiler samt styringsog kontrollsystemer. Blant de nordiske land er utgiftene fordelt ved at Norge dekker mellom 50 og 60 % av totalt budsjetterte utgifter, mens det resterende fordeles tilnærmet likt mellom Finland og Sverige..RQWUROODYYDQQNMHPL Reaktorkjernen i en trykkvannsreaktor blir kjølt av vannet i den primære kjølekretsen. Gjennom dampgeneratorene overføres varmeenergien til vannet i sekundærkretsen, noe som medfører at vannet i sekundærkretsen fordamper og ledes gjennom turbinene for produksjon av elektrisitet. Det er i begge disse kjølekretsene nødvendig å overvåke vannkjemien fordi vannet kan inneholde stoffer som for eksempel klorider, fluorider og sulfater som påvirker degraderingen av komponenter og materialer i kjølekretsene. Urenhetene kan føre til økt korrosjon, noe som kan resultere i sprekkdannelse og mulighet for brudd i kjølevannets rørkretser. I primærkretsen er det dessuten tilsatt bor for å kontrollere reaktiviteten i kjernen, og ammoniakk, hydrasin og kaliumhydroksyd for å regulere ph og optimere vannkjemien. Det utstyret og de rutiner Kola kjernekraftverk hadde til disposisjon for overvåkning av vannkvaliteten var ikke tilfredsstillende. Utstyr for slik overvåking var derfor høyt prioritert av ledelsen ved verket, også med henblikk på å etablere nødvendige rutiner for avvikskontroll og korreksjon. I samarbeid med Kola kjernekraftverk ble det enighet om en trinnvis oppbygging av utstyr og kompetanse ved kjemilaboratoriet, først og fremst ved levering av basis-utstyr og utstrakt opplæring. Dette ble fulgt opp av periodisk rapportering til IFE- Halden av måle-resultater og rutiner med henblikk på å dokumentere status og for å anbefale retningslinjer for korrigerende tiltak. I første fase ble det gitt prioritet til utstyr ved kjemilaboratoriet som skulle være felles for alle reaktorene. Det ble kjøpt inn 3 moderne ionekromatografer for hurtig, pålitelig og nøyaktig analyse av en rekke urenheter i kjølevannet. Reservedeler og kjemikalier til 2 års forbruk var også med i leveransen, siden dette er vanskelig tilgjengelig i Russland. Før utstyret ble installert på Kola kjernekraftverk deltok kjemikere fra Kola kjernekraftverk på flere treningsprogrammer i Halden. Disse omfattet bruk av utstyr, vedlikehold og bruk av standarder. I tillegg ble det gitt innføring i rutiner for oppfølging av måleresultater i forhold til spesifikasjoner og krav. Studiebesøk til vestlige installasjoner ble gjennnomført. 16

17 )LJXUOpplæring av kjemikere fra Kola kjernekraftverk ved IFE-Halden (Foto: IFE) For å unngå kjemisk degradering av sekundærkretsen er det påkrevet å ha en kontinuerlig overvåkning av at enkelte kjemiske stoffer holder seg innenfor spesifiserte grenser. Som en del av fase 2 ble det derfor installert utstyr for kontinuerlig monitorering av natrium, konduktivitet, kationkonduktivitet og ph i dampgeneratorene på reaktor 1. Det ble samtidig installert sensorer for måling av oksygeninnhold i matevannet til reaktor 1. Leveransen ble også fulgt opp av opplæring i bruk og vedlikehold. En analyseenhet for anioner i kjølevannet, identisk med den som ble levert i fase 1, og en ionekromatograf for utvidet kontroll av urenheter i kjølevannet ble bestilt. I tillegg til omfattende trening av personell fra KNPP inkluderes kvalitetssikring, vedlikeholdsprogrammer, reservedeler og forbruksdeler i denne fasen. I denne fasen arbeides det med en videreføring av det som har skjedd i fase 1 og 2. Kjemikalier, reservedeler og lignende utstyr leveres til ionekromatografer. Utstyr for «online» monitorering av kjølevannets kjemiske sammensetning inne i dampgeneratorene skal installeres for reaktor 2, 3 og 4. I tillegg leveres instrumenter for monitorering av oksygeninnholdet i kjølevannet til reaktor 2, 3 og 4. 9LEUDVMRQVNRQWUROO Vibrasjonsbasert tilstandsovervåkning av roterende maskineri overvåker maskineriets vibrasjonsbilde (frekvensspektrum) og utviklingen i dette. Et slikt overvåkningssystem vil kunne gi brukerne informasjon om en begynnende feilutvikling på maskiner og maskinelementer på et så tidlig stadium at havari kan unngås. 17

18 Vibrasjoner som overføres til rørsystemet kan i verste fall medføre rørbrudd med tap av kjølevann. At dette inntrer på primærkjølekretsen er et av de absolutt verste scenariene for en ulykke ved kraftverket på Kola. Maskindiagnose er en videreføring av vibrasjonskontroll, hvor måledata og kunnskapsdata kombineres for å gi tidlig informasjon om hvilke feil som er i ferd med å utvikles i de enkelte maskinelementer. Man har således mulighet for å gjennomføre et planlagt vedlikehold istedenfor ikke planlagte reparasjoner, og til å prioritere sin vedlikeholdsinnsats etter de reelle behov som til enhver tid foreligger. Dette medfører økt sikkerhet ved at man unngår «ubehagelige overraskelser», samtidig som man får en god bruk av vedlikeholdsressurser. Vibrasjonsmonitorering ble i 1995 installert på totalt 756 målepunkter på til sammen 60 middels store pumper og komponenter ved Kola kjernekraftverk. Målepunktene er faste for å unngå eventuelle feilkilder ved bruk av mobile sensorer. Datainnsamlingen foregår ved hjelp av bærbare datainnsamlere som ambulerer mellom målepunktene. Resultatene fra vibrasjonsmålingene ble månedlig overført til IFE-Halden for analyse og for anbefaling om nødvendige tiltak. Før installasjonen ved Kola kjernekraftverk fikk russiske spesialister fra «Diagnostic Lab» ved KNPP grundig opplæring i bruk av utstyret ved Haldenreaktoren. I andre fase ble vibrasjonsmonitoreringen utvidet til å omfatte permanent datainnsamling fra hovedsirkulasjonspumpene for reaktor 3 og 4. Nytt i fase 3 av prosjektet for vibrasjonsmonitorering er at analyse av de oppsamlede dataene skal foregå lokalt ved Kola kjernekraftverk istedenfor i Halden. Utstyrsleveransene omfatter derfor en russiskspråklig versjon av analyseprogrammet SPADE samt et lokalt diagnosenettverk bestående av to arbeidsstasjoner og et nytt opplegg for strømforsyning til diagnoselaboratoriet. Leveransen inneholder også oppgradering av bærbare instrumenter for monitorering. Tilleggsutstyr for komplimentering av leveranse for permanent overvåkning av hovedsirkulasjonspumpene leveres for reaktor 3 og 4. Også dette delprosjektet er karakterisert ved en trinnvis oppbygging av utstyr, kompetanse og overvåkningsrutiner. I tillegg til de initielle opplæringsprogrammene er det gjennomført en rekke videreopplæringskurs. Dessuten har denne kontrollseksjonen ved Kola kjernekraftverk vært spesielt motivert, aktiv og suksessfull for å bygge sin egen kompetanse og for å utvide kontroll- og inspeksjonsprogrammer ved verket. 79LQVSHNVMRQVXWVW\U Brenslet i de fire reaktorene på Kola byttes med et intervall på tre år. I praksis gjøres dette ved at en tredjedel av brenslet byttes hvert år samtidig med årlig vedlikehold under et lengre driftsstopp. Brensel som blir tatt ut av reaktoren er sterkt radioaktivt og må derfor holdes skjermet og nedkjølt under vann mens operasjonen pågår. 18

19 Ved bytte av brensel er det flere kritiske momenter. Først må man identifisere de elementene som skal byttes og forsikre seg om at festeanordninger er forsvarlig festet. Samtidig ønsker man å forsikre seg om at de elementene man bytter er uskadde. Deretter vil man for å unngå kritikalitet forsikre seg om at elementene som tas ut plasseres riktig i mellomlageret. På grunn av det sterke strålingsnivået er man avhengig av fjernstyrte undervannskameraer for å kunne overvåke disse operasjonene. Et undervannskamera for å overvåke arbeid som ble gjort i bassenget til reaktor 1 og 2 ble tatt i bruk i 1996, og fungerer som forventet. Etter positive erfaringer ved installasjon av undervannskamera i bassenget til reaktor 1 og 2, installerte man derfor i fase 2 et tilsvarende kamera i bassenget til reaktor 3 og 4. 6SHNWURVNRSL All normal reaktordrift både i øst og vest medfører utslipp av radioaktivitet. Selv om slikt utslipp vanligvis ikke er stort nok til å gi radiologiske konsekvenser, er alle kjernekraftverk pålagt av sine lisensieringsmyndigheter å holde kontroll over sine utslipp. Til dette trenges måleutstyr, og da i første rekke spektrometre som i tillegg til kartlegging av aktivitetsnivåer også brukes for å indentifisere de ulike radionuklidene i utslippet. To gammaspektrometre ble levert, hvorav det ene brukes innenfor anlegget til analyser av kjølevann, filtre etc. Det andre instrumentet brukes hovedsakelig til miljøundersøkelser i området rundt kraftverket. Leveransen inkluderer utstyr for loggføring og lagring på data, standarder for kalibrering, reservedeler og forbruksdeler samt opplæring Fase 3 representerer en ytterligere styrking av analysekapasiteten med enda et gammaspektrometer samt et alfa-beta spektrometer. Disse instrumentene vil brukes i undersøkelser av miljøet rundt kraftverket. +RVSLWDQWRUGQLQJHUIRUUXVVLVNHVSHVLDOLVWHU For å sikre gjennomføringen av de nukleære bistandsprosjektene er det iverksatt en hospitantordning for russiske spesialister ved IFE-Halden. Hospitanten er i daglig kontakt med Kolaverket, og jobber primært med den praktiske gjennomføringen av tiltakene. Oppgaver vil således være knyttet til utarbeidelse av kravspesifikasjoner og avklaring av tekniske spørsmål, men også rent administrative oppgaver som oversettelser, transporter og tollklarering. Hospitanten deltar samtidig i kurs og opplæring ved IFE-Halden og vil således tilegne seg kunnskaper om vestlig reaktordrift og sikkerhetsfilosofi. 19

20 En kontrollromsingeniør fra KNPP ble stasjonert ved IFE-Halden for en periode på 2 år, fram til slutten av En ingeniør fra sikkerhetsavdelingen vil fra våren 1999 være hospitant ved IFE-Halden i 1 ½ år. 6DIHW\3DUDPHWHU'LVSOD\6\VWHP63'6 SPDS er et system som brukes til å assistere operatørene i kontrollrommet med å overvåke kritiske sikkerhetsfunksjoner, hovedsakelig for å unngå hendelser/ulykker. Systemet forenkler og forbedrer kontrollromsfunksjonen, og reduserer på denne måten muligheten for å gjøre menneskelige feil. Sikkerhetsrelevant informasjon blir ved hjelp av SPDS presentert i en kortfattet og oversiktlig form, slik at det gir et bedre overblikk over sikkerhetstilstanden ved verket enn det som tidligere var tilfelle. Norske og finske myndigheter gikk sammen om å finansiere et SPDS-system for reaktorene 1 og 2 ved Kola NPP på en tilnærmet 50/50 basis. Implementeringen av systemet ble gjort som et samarbeid mellom IFE-Halden og det finske selskapet IVO International. Systemet lot seg ikke ferdigstille i fase 2 av bistandsprosjektet på grunn av manglende løsning på spørsmålet om ansvarsfritak, og fortsatte derfor som en del av fase 3. Det ble sammen med sluttføringen av SPDS for reaktorene 1 og 2 gjennomført omfattende testing av år 2000-kompatibilitet og gjennomført en omfattende opplæring i bruk og vedlikehold av utstyret. Det er i fase 3 planlagt å levere et tilsvarende SPDS for enhet 3 og 4. Fordelingen av utgiftene for dette er i dag (nov 1999) ikke avgjort, men det er sannsynlig med et norsk/finsk samarbeid også på dette systemet. 7LOVWDQGVNRQWUROODYNRPSRQHQWHURJPDWHULDOHU Sprekkdannelse i reaktortank og rør i kjølevannskretsene kan i verste fall medføre ulykke med tap av kjølevann. Sikkerhetsanalyser av Kola NPP og andre VVER-440-reaktorer indikerer at dette er et realistisk scenario for en alvorlig ulykke. Kontroll med materialer og komponenter, og da spesielt av reaktortank og primærkretsene, er derfor spesielt prioritert hos KNPP. Dette gjelder særlig for de to eldste reaktorene, som til forskjell fra de to nyeste ikke har den spesielle 8-10 mm tykke foringen av rustfritt stål på innsiden av tanken som beskytter denne mot harde nøytroner. 20