29-23 Institutt for energiteknikk Institute for Energy Technology

Transkript

1 NO '"f*?"'* t or energiteknikk Kjernekraft Status og utvikling 997 #../ 2923 Institutt for energiteknikk Institute for Energy Technology

2 IFE/KR/E98/003 KJERNEKRAFT STATUS OG UTVIKLING 997 AV ROLF O. LINGJÆRDE og PER IVAR WETHE JANUAR 998 INSTITUTT FOR ENERGITEKNIKK, KJELLER

3 Utgiver Institutt for energiteknikk Postboks Kjeller Dokument nr.: IFE/KR/E98/003 Dato Januar 998 Prosjekt/Kontrakt nr. og navn Oppdragsgiver/Oppdragsgivers referanse: Tittel og undertittel Kjernekraft status og utvikling 997 Forfatter(e) Rolf 0. Lingjærde og Per Ivar Wethe Kontrollert Godkjent Referat Oversikt over kjemekraftsituasjonen i et globalt perspektiv. Basert på oppgaver fra IAEA, OENEA, The Uranium Institute, London og andre organisasjoner. Tallmaterialet og oppgaver for øvrig refererer seg til 996/97. Stikkord ISSN Andre opplysninger ISBN Antall sider 9

4 Forord Institutt for energiteknikk utarbeider hvert år en oversikt over hovedpunkter i kjernekraftens internasjonale situasjon. Den foreliggende utgaven bygger på informasjon fra bl.a. Det internasjonale atomenergibyrået (IAEA), OEs kjerneenergibyrå (NEA), Uranium Institutes kjemekraftkonferanse i London i september 997, samt informasjon fra fagtidsskriftene Nuclear Engineering International, Nuclear News og Atomwirtschaft. En del egenprodusert materiale fra Instituttet er også med. Dette gjelder spesielt drøftingen av sikkerhets og miljørelaterte problemstillinger.

5 Innhold Side Kjernekraftsituasjonen 2 Aktualiteter fra noen land 2 3 Reaktorulykker konsekvenser av ulykker 4 4 Tsjernobylulykken 5 5 Kjernekraftsikkerhet i den tidligere østblokken 7 6 Referanser 9

6 Kjernekraftsituasjonen. Generelt Kjernekraft dekker i dag ca. 8% av den globale elkraftproduksjonen. Innenfor OEområdet dekker kjernekraft ca. 25% av kraftproduksjonen og det forventes her en forholdsvis moderat utbygging frem mot århundreskiftet. I ØstEuropa og i Russland er det en vesentlig sterkere satsing, bl.a. for å erstatte gamle fossilfyrte kraftverk basert på brunkull. Den største utbyggingen foregår i dag i Sørøst Asia og i Kina. Sikkerheten vedrørende mange eldre kjernekraftverk av sovjetisk type er fortsatt uakseptabel etter internasjonale krav og standarder. Det er imidlertid etablert et omfattende apparat fra vestlig side (IAEA, EU, USA) der også Norge er med bl.a. gjennom prosjekter som sikter mot økt driftssikkerhet ved kjernekraftverkene på Kola. Dette omfatter opplæring av personell fra Kolaverkene ved Institutt for energiteknikk/haldenprosjektet i tillegg til direkte leveranser av utstyr..2 Kjernekraftsituasjonen I september 997 var det 434 kjernekraftverk med en samlet kapasitet på 348 GWe i drift i 32 land. Se tabell. 32 anlegg (24 GWe) var under bygging. Fem nye anlegg ble satt i kommersiell drift i 996: to i Japan og ett hver i Frankrike, Romania og USA. I løpet av 997 skal 5 nye anlegg etter planen være satt i drift: 2 i Frankrike og ett hver i Japan, SørKorea og Ukraina. Kjernekraftproduksjonen i 996 (TWh) og prosentvise dekning av den totale elkraftproduksjonen i de enkelte land er vist i tabell 2. Tabell 3 gir en oversikt over de forskjellige reaktortypene som inngår i kjernekraftprogrammene. PWR (trykkvannsreaktor) dominerer. Med få unntak er reaktorer som bygges eller planlegges av denne typen. Unntakene representeres først og fremst av Japan som fortsatt også satser på BWR (kokvannsreaktor) og Kanada med sine tungtvannsreaktorer (CANDU). CANDU er også i drift/bygges i India, Romania og Argentina. Ved årsskiftet 996/97 var 7 (7855 MWe) kraftreaktorer permanent avstengt. Mange av disse er prototypanlegg. I 996, som i tidligere år, har IAEA utført kontroll med beholdninger av spaltbart materiale (plutonium og anriket uran) underlagt internasjonal sikkerhetskontroll (Safeguards). Bortsett fra i NordKorea (The Democratic People's Republic of Korea) har det ikke vært registrert uregelmessigheter som kunne indikere avledning av spaltbare materialer, eller misbruk av nukleære anlegg eller utstyr, til produksjon av kjernevåpen eller utnyttelse for andre militære formål. IAEA følger situasjonen i NordKorea meget nøye.

7 2 Aktualiteter fra noen land Finland Siden den finske Riksdagen i 993 (med knapp margin) avviste Energimyndighetenes prinsippsøknad om bygging av et femte kjernekraftverk, har spørsmålet om videre kjernekratutbygging i Finland ikke stått på den politiske dagsorden. Finlands nye energistrategi åpner imidlertid for videre utbygging av kjernekraften, særlig på bakgrunn av stadig skjerpede miljøkrav og spesielt med tanke på begrensninger i utslipp av drivhusgasser. Det er industriens behov og da særlig treforedlingsindustriens behov for stabil tilgang på store mengder rimelig kraft, som begrunner interessen for ny kjernekraft. Et såkalt fritt kraftmarked har ikke bidratt til å endre dette bildet. Med garantert avsetning er forutsetningen for bygging av nye store grunnlastproduserende enheter i hovedsak på plass. De finske kratselskapene gjennomfører omfattende moderniserings og oppgraderingsprogrammer i sine kjernekraftverk. Hovedmålet er økt produksjonskapasitet. Med en kapasitetsøkning på 3% eller ca. 300 MW(e) oppnås langt på vei det samme som å bygge en ny Loviisareaktor. Det er også økende støtte i opinionen for bygging av ny kjernekraft i Finland. Brukt brensel fra de to Loviisareaktorene ble tidligere returnert til leverandøren i Russland. Denne avtalen gikk ut i slutten av 966. Samtidig trådte en endring i kjerneenergiloven i kraft, nemlig forbudet mot eksport av reaktorbrensel. Kraftselskapene IVO og TVO har dannet selskapet Posiva som skal stå for den praktiske gjennomføringen av sluttlagring av brukt brensel fra de fire kjernekraftverkene som er i drift. Sverige Nye energipolitiske retningslinjer I juni 997 vedtok Riksdagen nye retningslinjer for energipolitikken. Retningslinjene er basert på en partipolitisk overenskomst mellom Socialdemokratene, Centerpartiet og Vånsterpartiet. Beslutningen innebærer bl.a. at kjernekraftverket i Barsebåck skal stenges. Det skal skje ved at en reaktor stenges før. juli 998 og den andre reaktoren før. juli 200. Et vilkår for stengning av den andre reaktoren er at bortfallet kompenseres med ny kapasitet eller minsket elforbruk. Noe årstall for stengning av det siste svenske kjernekraftverket er ikke fastlagt. Det betyr at det "magiske" årstallet 200 ikke lenger er sluttår for svensk kjernekraftproduksjon. Alle forhold vedrørende kjernekraftsikkerhet håndterer Staten gjennom "Lag om karnteknisk verksamhet" (Kårntekniklagen). Som betingelse for at anleggene skal få drives, krever Staten at driften er sikker og at det radioaktive avfallet kan tas hånd om på forsvarlig måte. Staten avgjør fortløpende gjennom Kårnkraftinspektionen om kravene til sikker drift er oppfylt. Om en reaktor bedømmes som usikker, dvs. at kravene ikke er oppfylt, har Staten rett til å kreve anlegget stengt. Når det gjelder avfallet, har regjeringen for mer enn 5 år siden erklært at kjemekraftindustriens løsning gir fullgod sikkerhet, også i et ekstremt langsiktig miljøperspektiv. Den. januar 998 trådte "Lågen om kåmkraftsavveckling" i kraft. Loven gir regjeringen hjemmel til å oppheve retten til å drive kjernekraftreaktorer. En beslutning om å trekke tilbake driftstillatelsen for en av Barsebåckreaktorene vil bli påklaget til Regeringsråtten og Europadomstolen. Sydkraft AB har hele tiden gjort det klart at en slik overenskomst med regjeringen også forutsetter erstatning i form av tilsvarende

8 mengder elkraft produsert på likeverdig måte, dvs. med samme lave miljøbelastning som kjernekraft. Alle tilgjengelig alternativ er betydelig dyrere og medfører med unntak av vindkraften, vesentlige miljøbelastninger. Videre er det kun forbrenning av kull, olje og gass som kan gi de nødvendige kraftmengder. Selv de mest optimistiske scenarier for vindkraftutbyggingen vil bare kunne dekke noen få prosent av Sveriges behov for elkraft. Under de første år etter en eventuell stengning av Barsebåck kommer det meste a produksjonen å bli erstattet gjennom import av dansk kullkraft. Minsker Sveriges leveranser til det integrerte nordiske elsystemet, øker produksjonen et annet sted, og det finnes i dag bare dansk kullkraft å erstatte med. På lengre sikt er det imidlertid mye som taler for at naturgass blir erstatningen. Bortfallet av Barsebåckreaktorene vil medføre at utslippene av SO 2, NO x og CO 2 øker som angitt i tabellen nedenfor. Tallene er representative for produksjon av 8 TWh elkraft i moderne kullkraftverk med høy miljøstandard. Økning om en reaktor i Barsebåck stenges Utslipp 000 tonn/år % av totale svenske utslipp i 996 SO 2 5,7 5,7 NO x 3,7 0,9 CO, ,5 En stengning av Barsebåck i fortid har således ingenting med sikkerhet eller økonomi å gjøre. Gjennomføres forslaget får det negative konsekvenser for den nordiske elforsyningen. Dessuten fører det til økt miljøbelastning og kapitalspolering. Kina Det kinesiske National Nuclear Corporation (CNNC) har inngått kontrakt med Atomic Energy of Kanada (AECL) om leveranse av to 700 MWe CANDUreaktorer (tungtvannsreaktorer). Anleggene skal etter planen være i drift i år 2004, og vil utgjøre fase 3 av Qinshan, der 2 kjernekraftverk allerede er i drift. Komponenter og tjenester til de to CANDUanleggene skal også leveres av Bechtel (USA), Hitachi (Japan) og Hanjung (SørKorea). Finansiering skal skje gjennom lån fra flere land. Tungtvannet skal Kanada levere på leasingbasis.

9 Det er også inngått kontrakt med Russland om leveranse av to 000 MWe VVERreaktorer (russiske trykkvannsreaktorer) som skal bygges ved Lianyungang i provinsen Jiangsu. Byggingen av disse to kjernekraftverkene skal etter planen starte i Reaktorulykker konsekvenser av ulykker Under drift dannes det i en reaktorkjerne store mengder radioaktive stoffer som utgjør en betydelig potensiell risiko. Trusselbildet deler imidlertid kjernekraften med andre typer av industriell virksomhet og det sentrale spørsmålet blir, både for kjernekraft og f.eks. kjemisk risikoindustri, i hvilken grad de farlige stoffene kan holdes isolert fra omgivelsene. Svaret vil avhenge av den sikkerhetstenkning som legges til grunn. For kjernekraftens del er sikkerhetstenkningen basert på en "forsvaridybden" strategi som innebærer at havariforebyggende og konsekvensreduserende tiltak utgjør et system av "barrierer" mot ukontollerte utslipp. Denne sikkerhetstenkningen har hittil vært bestemmende for utformingen av reaktoranleggene i de vestlige land, og prinsippet demonstrerte sin verdi i praksis ved uhellet i kjernekraftverket Three Mile Island i USA i 979. Her smeltet store deler av reaktorkjernen og falt ned i bunnen av reaktortanken uten at de dramatiske konsekvensene som den såkalte Rasmussenstudien hadde postulert, inntraff. Ingen mennesker ble skadet og stråledosene til omgivelsene var ubetydelige. Ved Tsjernobylulykken i Ukraina i april 986 eksploderte reaktoren og 3 mennesker omkom i forbindelse med redningsarbeidet, 28 som følge av store stråledoser. Det radioaktive utslippet førte bl.a. til evakuering av et større område rundt reaktoren. I store deler av Europa ble det målt radioaktivt nedfall. Når det gjelder havarier i kjernekraftverk av vestlig type, er Three Mile Islanduhellet det mest alvorlige som har skjedd, og dette uhellet startet for alvor fokuseringen på de utslippsbegrensende mekanismer og grunnleggende sikkerhetsmessige forhold som gjelder for vannkjølte reaktorer. Erfaringene har vist at reaktorinneslutningen og dens integritet under ekstreme belastninger bestemmer konsekvensene for omgivelsene. Skulle det inntreffe et stort havari i en reaktor der inneslutningen har liten evne til å motstå påkjenningene, er det stor risiko for et aktivitetsutslipp som i omfang vil kunne utgjøre noen prosent av reaktorkjernens innhold av bl.a. jod og cesium. De lokale forurensningsproblemene kan i så fall bli betydelige. Det vil også være en vesentlig risiko for spredning av radioaktivt nedfall over større landområder. Ved de reaktorene som finnes i Norden har man lagt spesielt vekt på å gjøre inneslutningen effektiv. Hvis det skulle inntreffe en fullstendig kjernesmeltning i et finsk eller svensk kjernekraftverk, vil mer enn 99,9% av reaktorkjernens innhold av jod og cesium (3, Cs37) bli holdt tilbake i reaktorinneslutningen. Forurensningen på bakken i reaktorens nærområde (i noe mils omkrets) skulle i verste fall bli av omtrent samme omfang som det maksimale nedfallet, målt i de respektive land, etter Tsjernobylulykken. Utenfor nærområdet skulle forurensningen trolig bli relativt beskjeden. Erfaringene har vist at kjernekraftverk som er konstruert og bygget i henhold til vestlige standarder kan drives på en måte som fullt ut ivaretar de harde krav til sikkerhet som samfunnet setter, og at sikkerheten i praksis kan være meget høy.

10 4 Tsjernobylulykken Når det gjelder ulykker i kjernekraftverk av sovjetisk type, er Tsjernobylulykken den mest alvorlige vi kjenner til. Den vannkjølte, graf i «modererte Tsjernobylreaktoren skiller seg i sin grunnkonstruksjon i alle hovedtrekk fra lettvannsreaktorer av vestlig type, bl.a. hadde Tsjernobylreaktoren en iboende ustabilitet som gjorde at den under spesielle forhold kunne gå ut av kontroll. Materialsammensetningen økte også eksplosjonsrisikoen. Reaktoren manglet dessuten den trykksterke og gasstette reaktorinneslutningen som i de vestlige reaktorene er den siste og avgjørende "barrieren" mot ukontrollerte utslipp. I Vest hadde man ikke tidligere gjennomført noen fullstendig gransking av sikkerheten til denne reaktortypen på grunn av mangelfull informasjon fra sovjetisk side. De spesielle stabilitetsegenskapene ved reaktortypen var imidlertid kjent, og vurdert som fullstendig uakseptable fra et sikkerhetsmessig synspunkt. Etter ulykken ble det fra sovjetisk side gjennomført en enkel PSAstudie av Tsjernobylreaktoren. Sannsynligheten for et reaktorhavari oppgis å ligge rundt én gang pr 00 reaktordriftsår eller ensbetydende med sannsynligheten for store utslipp, siden reaktorkjemen manglet inneslutning. Sammenlignet med reaktorer av vestlig type har risikoen for en stor reaktorulykke vært minst ganger større. Ved Tsjernobylulykken ble det frigjort store mengder av radioaktive stoffer til omgivelsene. Ca. 34% av brenselet i reaktoren, inntil 00% av de såkalte edelgassene samt 2060% av de flyktige radioaktive stoffene, ble sloppet ut. Utslippet ble spredt over store områder og forårsaket målbart radioaktivt nedfall over store deler av den nordlige halvkule. Det meste av materialet falt imidlertid ned i områdene rundt reaktoren, og innenfor den såkalte eksklusjonssonen dvs. 30 kmsonen rundt reaktoren, ble forurensningen særlig høy. Mange regner Tsjernobylulykken med i erfaringsgrunnlaget når det gjelder vurdering av risikopotensialet for kjernekraftverk i de vestlige land. Dette er imidlertid å se helt bort fra grunnleggende forskjeller når det gjelder tekniske løsninger og ikke minst operasjonelle forhold. Tsjernobylulykken avslørte ingen nye, tidligere ukjente fenomener eller sikkerhetsmessige forhold/spørsmål som ikke tidligere var avklart eller tatt hensyn til i de vestlige lands sikkerhetsarbeid. Tsjernobylulykken har således hatt marginal verdi som utgangspunkt for drøfting av sikkerhetstekniske forbedringer i de vestlige lands kjernekraftverk. Det som imidlertid er viktig er at ulykken indirekte har bekreftet reaktorinneslutningens avgjørende rolle for de eksterne konsekvensene av en reaktorulykke. 4. Situasjonen i de forurensede områdene Forurensningen utenfor eksklusjonssonen er i hovedsak bestemt av cesium (Cs37) selv om strontium og transurane elementer er påvist. I alt er et areal på ca km 2 av Hviterussland, Russland og Ukraina betydelig forurenset, dvs. med en cesiumkonsentrasjon over 85 KBq/m 2. Dette utgjør ca. 0.2% av republikkenes samlede areal, men innbyrdes er områdene svært ulikt rammet.

11 Hviterussland er hardest rammet; her er ca km : eller ca. 8% av landarealet klassifisert som betydelig forurenset. I Russland er ca km 2 og i Ukraina ca km 2 betydelig forurenset. Dette utgjør ca. 0.05% og 0.8% av de respektive landarealene. Det bor i dag omkring million mennesker i de forurensede områdene. Det er beregnet at disse vil kunne få ekstra livstidsdoser varierende fra 5 til 50 msv. I visse tilfeller, som ved ukontrollert inntak av forurensede næringsmidler, kan dosene bli høyere. Ved effektive mottiltak vil dosene kunne bli vesentlig redusert. Disse ekstra livstidsdosene kan for eksempel sammenlignes med livstidsdosene fra den naturlige bakgrunnsstrålingen. Disse kan variere betydelig, primært på grunn av geologiske forhold (radon), og gir globalt en gjennomsnittlig livstidsdose i underkant av 200 msv. I Norge ligger gjennomsnittlig livstidsdose fra naturlig bakgrunnsstråling i overkant av 300 msv. Dette er sammenlignbart med evakueringskriteriet fra de forurensede områdene i Tsjernobyl som ble satt til en ekstra livstidsdose på 350 msv. Tsjernobylulykken resulterte i 28 dødsfall som følge av strålingsskader, alle i løpet av de første tre månedene. Totalt ble 34 personer (reaktorstab, brannmannskaper og redningsarbeidere) behandlet for alvorlig strålingssyke. Ytterlige 4 dødsfall er hittil registrert i denne gruppen, men disse tilfellene kan ikke direkte tilskrives stråling. Det er registrert en betydelig økning i forekomsten av skjoldbruskkjertelkreft hos barn og unge i visse områder av Hviterussland, Ukraina og Russland. Til nå (997) er det registrert ca. 800 tilfeller i de forurensede områdene. Årsaken er sannsynligvis inntak av radioaktivt jod (3) i den første tiden etter ulykken. Hittil er tre barn døde av skjoldbruskkjertelkreft. Risikogruppene er gjenstand for omfattende medisinsk oppfølging siden sykdommen lar seg behandle hvis den blir påvist tidlig nok. Skjoldbruskkjertelkreft hos barn er hittil den eneste klare indikasjon på helseskader i den alminnelige befolkning som kan tilskrives stråling som følge av Tsjernobylulykken. Blandt de ca «redningsarbeiderne» som arbeidet i Tsjernobylområdet i perioden , og som i gjennomsnitt fikk stråledoser på msv, er det ikke observert noen entydig økning i strålingsrelaterte sykdommer. Dette i motsetning til de estimater som er basert på etablerte modellberegninger, og som har anslått at det hittil skulle vært forventet dødsfall fra strålingsindusert leukemi i denne gruppen, 4 5 ganger mer enn normal hyppighet skulle tilsi. Det er omfattende studier i gang som vil gi mer kunnskap om slike forhold. Det avgjørende punkt i slike studier er stråledosen, som det i ettertid er vanskelig å få informasjon om. Rekonstruksjon av stråledoser etter en ulykke er i mange tilfelle en nesten uoverkommelig oppgave. Det eksisterer betydelige plager og lidelser i de befolkningsgruppene som ble rammet av ulykken, både angst og stress og psykosomatiske plager som hjerte og fordøyelsesbesvær. Det er videre ekstremt vanskelig å skille de psykologiske effektene av ulykken fra de effekter som skyldes befolkningens økonomiske og sosiale vanskeligheter, bl.a. som følge av Sovjetunionens oppløsning. De økonomiske, politiske og sosiologiske forhold er viktige rammebetingelser for de analyser og vurderinger som gjøres. De psykologiske virkningene som stressbetinget angst blir kanskje den viktigste ettervirkningen av ulykken.

12 4.2 Situasjonen utenfor det tidligere Sovjetunionen FNs vitenskapskomité for strålingseffekter, UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) har vurdert stråledosene fra Tsjernobylnedfallet for befolkningsgrupper på den nordlige halvkule. Utenfor det tidligere Sovjet er disse stråledosene lave. Ikke i noe land har årsdosen det første året, i gjennomsnitt, vært større en /3 av årsdosen fra naturlig bakgrunnsstråling. Tsjernobyldosene ligger også godt innenfor de normale variasjoner i den naturlige bakgrunnsstrålingen. "Det synes derfor ganske klart at mange av de mottiltak som ble satt i verk i flere land manglet begrunnelse i henhold til et av strålevernets hovedprinsipper, siden kostnadene ved gjennomføringen ble langt større enn de gevinster som en dosereduksjon innebar" (International Union of Radioecology). UNSCEAR har også beregnet de langsiktige eksponeringsforholdene i de berørte områdene uttrykt ved såkalt ervervet stråledose, dvs. total dose over en viss tid, fra radioaktive stoffer i kroppen. Summert over samtlige berørte befolkningsgrupper blir den totale ervervete stråledosen fra Tsjernobylulykken over den nordlige halvkule estimert til ca mansv. Drøyt 50% av denne dosen vil falle på Europa, ca 35% på det tidligere Sovjetunionen, og resten på øvrige regioner av den nordlige halvkule. Av de mansv ble ca. /3 mottatt det første året etter ulykken. Resten vil bli fordelt over flere tiår, i hovedsak bestemt av den radioaktive halveringstiden til Cs37 (30 år). I løpet av den aktuelle perioden vil den naturlige bakgrunnsstrålingen ha gitt vesentlig større dosebidrag til de berørte befolkningsgruppene. Den totale Tsjernobyldosen er av samme størrelsesorden som det som mottas fra naturlig bakgrunnsstråling i løpet av noen måneder. (Se de 4 figurene i slutten av rapporten). 5 Kjernekraftsikkerhet i den tidligere østblokken Det er i dag to hovedtyper av reaktoranlegg i drift i den tidligere østblokken: RBMK: En grafittmoderert, vannkjølt reaktor, som ikke er bygget utenfor det tidligere Sovjetunionen. VVER: En trykkvannsreaktor med samme funksjonsprinsipp som i vestlige trykkvannsreaktorer, bygget bl.a. på Kola. Funksjonsprinsippet for RMBK skiller seg i vesentlig grad fra funksjonsprinsippet for et lettvannsreaktor. I en RBMK vil tap av kjølemiddel under visse driftsforhold kunne utløse en ukontrollert effektøkning som Tsjernobylulykken demonstrerte. Forløpet her ble riktignok bestemt av at reaktorens vitale sikkerhetssystemer, som med hensikt, men i strid med reglementet, var satt ut av funksjon i forbindelse med eksperimentell virksomhet. RBMKreaktoren mangler full sikkerhetsinneslutning, dvs. en trykksterk og gasstett stål og betongkappe, som er den siste og avgjørende "barrieren" mot radioaktive utslipp.

13 Funksjonsprinsippet for VVER er det samme som for trykkvannsreaktorer (PWR) av vestlig type. De eldste VVERanleggene i den såkalte 440serien, har imidlertid betydelige sikkerhetsmessige mangler og svakheter bl.a. ingen reaktorinneslutning i vestlig forstand. Ved årsskiftet 996/97 var et tyvetalls anlegg av denne typen i drift i ØstEuropa og det tidligere Sovjetunionen. Som en følge av Tsjernobylulykken ble det i Comeconregi også gjennomført en bred granskning av sikkerheten i VVER440 reaktorene. Resultatet ble publisert i 988 og konklusjonene avspeiler i klartekst de betydelige sikkerhetsmessige svakhetene og den utilstrekkelige tekniske sikkerhetsstandarden hos disse reaktorene. Bl.a. sies det direkte at "Den opprinnelige konstruksjonen er slik at en oppgradering til dagens internasjonale sikkerhetsnivå ikke er mulig." Resultatet ble på en overbevisende måte bekreftet når samtlige Greifswald VVER 440 reaktorer i det tidligere ØstTyskland ble stengt av, den siste i desember 990, etter at sikkerhetsstandarden ble bedømt som uakseptabel av vesttyske myndigheter. I tillegg til de 24 VVER440 anleggene finnes det i den tidligere Østblokken også 20 trykkvannsreaktorer av den moderne VVER000 typen. Dette er anlegg der de grunnleggende sikkerhetsmessige forhold er på linje med det som finnes i vestlige anlegg, bl.a. full sikkerhetsinneslutning i stål og armert betong og flerdoble og uavhengige nødkjølesystemer. Den hittil første publiserte sikkerhetsstudien av en VVER440 reaktor ble offentliggjort av sovjetiske kjernekraftmyndigheter i 99. Dette gjelder Kola som ble satt i drift i 973. Studien viser at anlegget ikke kan tilpasses moderne sikkerhetskrav. I studien angis en rekke nødvendige forbedringer. Det er imidlertid uvisst i hvilken grad disse vil bli gjennomført. Erfaringene har vist at den menneskelige faktor har spilt en avgjørende rolle i de reaktorhavarier som hittil har skjedd. Dette har i særlig grad fokusert oppmerksomheten mot de forhold som bestemmer operatørenes begrensninger og muligheter i et kontrollromsmiljø i stressede situasjoner. Ved Haldenprosjektets HAMMLAB samarbeider bl.a. de største industrilandene innenfor OE for å utvikle nye operatørstøttesysterner basert på avansert datateknologi. Disse resultatene vil etter hvert også inngå i det omfattende oppgraderingsarbeidet som drives mot de sovjetisk byggede reaktoranleggene. Det er dokumentert at både kvalifisering av driftspersonell samt organiseringen av selve driften har hatt vesentlige mangler i forhold til vestlig standard. Det er ingen hemmelighet at produksjonskrav i hovedsak har hatt prioritet over sikkerhetskrav. Det er i dag betydelige innsatser i gang for å oppgradere sikkerheten i en del særlig utsatte anlegg. Fremgangen i dette arbeidet avhenger først og fremst av landenes økonomi og i hvilken grad de klarer å etablere en sikkerhetskultur. Kun i ekstreme tilfeller bør det påregnes at operative anlegg vil bli stengt, og da bare under den klare forutsetning at økonomisk akseptable alternativer er tilgjengelig.

14 6 Referanser. NEA activities in 996. OE Nuclear Energy Agency (NEA), Paris juli The Annual Report for 996. International Atomic Energy Agency (IAEA), Wien juli Nuclear energy data. OE Nuclear Energy Agency (NEA), Paris juli Nuclear Power Reactors in the world. International Atomic Energy Agency (IAEA), Wien april World Nuclear Industry Handbook 997. Nuclear Engineering International. Januar The Uranium Institute TwentySecond Annual Symposium, London september 997.

15 TABELL KJERNEKRAFTVERK I DRIFT OG UNDER BYGGING PR. SEPTEMBER 997 drift Under bygging LAND Antall enheter MWe Antall enheter MWe ARGENTINA ARMENIA BELGIA BRASIL BULGARIA FINLAND FRANKRIKE INDIA IRAN JAPAN KANADA KAZAKHSTAN KINA LITAUEN MEXICO NEDERLAND PAKISTAN ROMANIA RUSSLAND SLOVAKIA SLOVENIA SPANIA STORBRITANNIA SVEITS SVERIGE SØRAFRIKA SØRKOREA TAIWAN TSJEKKIA TYSKLAND UKRAINA UNGARN USA VERDEN TOTALT CVJ Ref. The Uranium Institute, London Oktober 997

16 TABELL 2 KJERNEKRAFTPRODUKSJONEN 996 (TWh) og ANDEL KJERNEKRAFT AV TOTAL ELKRAFTPRODUKSJON I DE ENKELTE LAND TWh Andel (%) ARGENTINA ARMENIA BELGIA BRASIL BULGARIA FINLAND FRANKRIKE INDIA JAPAN KANADA KAZAKHSTAN KINA LITAUEN MEXICO NEDERLAND PAKISTAN ROMANIA RUSSLAND SLOVAKIA SLOVENIA SPANIA STORBRITANNIA SVEITS SVERIGE SØRAFRIKA SØRKOREA TAIWAN TSJEKKIA TYSKLAND UKRAINA UNGARN USA 6,9 2, 4,4 2,3 8, 8,7 378,2 7,4 298,2 87,5 0, 3,6 2,7 7,9 3,9 0,3 0,9 08,8,3 4,4 53,8 85,9 23,7 7,4,8 70,3 36,3 2,9 52,8 79,6 4,2 674,8,4 37,0 57,2 0,7 42,2 28, 77, ,0 6,0 0,2,3 83,4 5,2 4,8 0,6,8 3, 44,5 37,9 32,0 26,0 44,5 52,4 6,3 35,8 29,0 20,0 30,3 43,8 40,8 22,0 Ref. IAEA, April ,0

17 TABELL 3. KRAFTREAKTOR TYPER Antall reaktorer pr Internasjonal forkortelse AGR BWR FBR GCR HTGR HWGCR HWLWR LWGR') PHWR PWR 2 ) Norsk benevnelse Avansert gasskjølt reaktor (UK) Kokvannsreaktor (lettvann) Hurtig breederreaktor Gasskjølt grafittmoderert reaktor (Magnox UK) Høytemperatur gasskjølt reaktor Tungtvannsmoderert gasskjølt reaktor (Frankrike) Tungtvannsmoderert kokende lettvannsreaktor (Japan) Lettvannskjølt grafittmoderert reaktor Tungtvannskjølt og moderert reaktor (Candu) Trykkvannsreaktor (lettvann) I drift Under bygging Avstengt Utsatt Avbestilt Totalt Ref. IAEA, april 997 Bare reaktorer som ble påbegynt bygget er listet under "Utsatt" og "Avbestilt" ) Benevnes også RBMK (Tsjemobyltypen). 2 ) Inklusive den opprinnelig sovjetisk utviklede PWR, som også benevnes VVER.

18 o m Tilleggsdose. året (msv) Ervervet stråledose (msv) p p p p o p p p p p. \\ CO 00 oo O CO' nj. (D Q. o (/> (D CO (D i II 0) O Q. = 0 i Greenland Southeast Europe GJ O D> i </> CO 3 o cr < g. cb" a. o tn 3 " o cr < Q. cb~ East Alrica Central Alrica South Asia West Alrica East Asia Southwest Europe Southeast Asia North America Q. o w 0> c (5 Q. Caribbean Central America South America

19 500 D I 600r O) To CO c 400 II CO Q CO c CO O TJ CO I o I I ij ICOI 2 i Individuell livstidsdose (msv)

20 Fra Tsjernobylnedfallet D Fra naturlig bakgrunnsstråling 8 I 2 H n n 8 «C «T) 3 < a i å co > * O CO c ca c CO i K E.S 2. o c Gjennomsnittlig stråledose. året fra Tsjernobylnedfallet inkl. stråledose fra naturlige kilder UNSCEAR.988

21 EKSPERIMENTANALYSE Data Production and Evaluation EKSPERIMENTSYSTEMER Test Rig Design and Production EKSPERIMENTTEKNIKK Experiment Engineering ENERGISYSTEMER Energy Systems FYSIKK Physics ISOTOPLABORATORIENE Isotope Laboratories KONTROLLROMSSYSTEMER Control Room Systems itutt for e 'stitute for Ene, iteknikk logy MATERIALTEKNOLOGI Materials Technology MENNESKEMASKIN KOMMUNIKASJON ManMachine Communication MILJØ OG STRÅLEVERN Health and Safety PROSESSIMULERING Process Simulation REAKTORDRIFT Reactor operation RESERVOAR OG LETETEKNOLOGI Reservoir and Exploration Technology SIMULERING OG SYSTEMUTVIKLING Simulation and Systems Development STRØMNINGS OG KORROSJONSTEKNOLOGI Fluid Flow and Corrosion Technology Instituttet har en årsomsetning på rundt 390 mill. kr. Totalt antall ansatte er ca. 580 (997) I tillegg 25 attasjerte utenlandj forskere ved Haldenprosjektet The Institute s annual turnover is approx. NOK 390 million. The total number of employees is approx. 580 (997). In addition 25 foreign scientists attached to the Halden project. ijueller:.box 40, N2007 iler, Norway lx: Institutt for energitekn ', Institute for Energy Technology HALDEN: / P.O.Box 73, N75 Haldejf Norway Tel.: Fax: