Innhold 3 EKSTERNE HENDELSER... 9

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 2 av 19 Innhold 1 INTRODUKSJON... 3 1.1 Innledning... 3 1.2 Designfilosofi... 3 1.3 Designegenskaper... 4 1.4 Stresstest av HBWR... 5 1.4.1 Naturlig kjøling av standardbrenselet i reaktoren... 5 1.4.2 Kjøling av eksperimentalbrensel i tvungen sirkulasjon... 5 1.4.3 Konsekvenser for brensel i lagrene... 5 2 KLASSIFISERING AV STRUKTURER, SYSTEMER OG KOMPONENTER (SSC - STRUCTURES, SYSTEMS AND COMPONENTS)... 6 2.1 Overgangen mellom klasser... 7 2.2 Klasse 1... 8 2.3 Klasse 2... 8 2.4 Klasse 3... 8 2.5 Klasse 4... 9 2.6 Klassifisering... 9 3 EKSTERNE HENDELSER... 9 4 KODER OG STANDARDER... 10 4.1 Trykksatt utstyr... 10 4.1.1 Forskrifter fra 50-60-tallet (opprinnelig byggenorm)... 10 4.1.2 Dagens forskrifter... 10 4.2 Trykksatt utstyr i eksperimentalkretsene... 12 4.3 Mekaniske egenskaper til reaktortanken... 12 4.3.1 Forskrifter fra 50-60 tallet (opprinnelig byggenorm)... 12 4.3.2 Dagens forskrifter... 13 4.4 Elektriske installasjoner... 13 4.5 Brann... 13 4.5.1 Administrativt vedtak 078 [24]... 14 5 TEKNISKE DESIGN METODER... 14 6 DESIGN FOR BRANNVERN... 15 6.1 Brannperm... 15 6.2 Årsrapporter... 15 6.3 Prinsipp for brannvernet:... 15 6.3.1 System for branndeteksjon... 15 6.3.2 System for brannbekjempelse... 16 6.4 Brannceller... 17 7 KVALIFISERING AV KOMPONENTER... 17 8 REFERANSELISTE... 18

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 3 av 19 1 INTRODUKSJON 1.1 Innledning Sikkerhet har vært et viktig element i design og utvikling av konstruksjonskrav for anleggene ved HBWR siden planleggingen av reaktoren siste halvdel av 1950-tallet. Hovedprinsippet har til enhver tid vært å ivareta anleggets sikkkerhet slik at ingen hendelser vil sette personell eller omgivelser i fare. Deretter å sikre drift av reaktoren og de eksperimentene som til enhver tid kjøres i reaktoren. IFE s sikkerhetsarbeid er beskrevet i [1] og IFE s sikkerhetskomité behandler alle endringer i anlegget eller anleggets kjørebetingelser, inkludert eksperimenter, som ikke allerede er beskrevet i sikkerhetsrapporten[2]. I henhold til IAEA [3] er bakgrunnen for sikkerhetsarbeidet: the need to limit radiation exposure of the public and site personnel for all operational states and accident conditions for a nuclear power plant Halden Boiling Water Reactor (HBWR) skal dermed konstrueres slik at det oppfyller følgende krav: 1. Det skal være mulig å kjøre ned reaktoren og holde den i kjølt tilstand ved driftshendelser (operational states) eller ved et uhell (accident conditions). 2. Det skal være mulig å fjerne restvarme fra kjernen etter nedkjøring av reaktoren, samt under og etter driftshendelser og ved uhell. 3. Det skal være mulig å redusere potensielle utslipp av radioaktive stoffer og sikre at eventuelle utslipp er innenfor forordnede grenser under og etter driftshendelser og innenfor akseptable grenser under og etter uhell. Drift av anlegget gjennomføres med betydelige operasjonelle sikkerhetsmarginer og innenfor et kvalitetssikringsprogram. Kvalitetssikringsprogrammet baseres på prosedyrer, sjekklister, tester, kalibreringer, ytelsesindikatorer og systemer for å fange opp feil, og oppdateres i henhold til nasjonale og internasjonale retningslinjer [4]. Et vedlikeholdsprogram sørger for forebyggende utskiftninger ved hjelp av en komponentdatabase med erfaringsoversikt, inspeksjoner, arbeidsordrer og etterkontroll. Komponenter skal være i henhold til gjeldende standarder og klassifikasjoner [5]. Organisasjonen har korte kommunikasjonslinjer og tett samarbeid. De ansatte ved HBWR er sterkt involvert i sikkerhetsarbeidet ved reaktoranlegget, og bedriftskulturen legger stor vekt på et felles medansvar for sikkerheten ved HBWR. Anlegget er til enhver tid bemannet, og under drift er seniorpersonell i beredskap. Det settes krav til utdannelse, opplæring og trening [5]. Beredskapsplaner øves med regelmessige intervaller [6] og [7]. Knyttet til anlegget er en strålevernsavdeling som ved gjennomføring av et strålevernsprogram, opplæring, overvåkning og oppfølging sørger for at dosebelastning til personell og utslipp til omgivelsene følger prinsippet om ALARA (As Low As Reasonably Achievable) og er i henhold til tillatelser gitt av norske myndigheter. 1.2 Designfilosofi Et av de viktigste sikkerhetsprinsippene som benyttes ved HBWR er forsvar i dybden. Forsvar i dybden skal kompensere for mulige mennskelige, system- og komponentfeil. Dette betyr at reaktoranlegget har flere beskyttelsesnivåer, inkludert flere fysiske barrierer, der konseptet også innebærer beskyttelse av barrierene. Prinsippet for forsvar i dybden er vist i Tabell I.

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 4 av 19 Tabell I: Prinsippet for forsvar i dybden. 1 Hindre unormal drift og feil Innebygde sikkerhetsegenskaper Uhellsforebyggende Sikkerhetsmarginer Krav til utdannelse, trening og vedlikehold Krav til inspeksjon, testing av utstyr tiltak 2 Hindre at feil / unormale tilstander utvikler seg til uhell Systemer for rask anleggsdiagnose Uavhengig avstengnings og nødkjølesystemer 3 Forsinke og redusere eventuelle utslipp til omgivelsene Reaktorinneslutning Filtersystem 4 Redusere konsekvensene av utslipp Beredskapsplaner Øvelser Konsekvensreduserende tiltak Det følger av forsvar i dybden at design av reaktoranlegget er basert på at hendelser og uhell vil gi en automatisk nedkjøring eller scram av reaktoren [8,9]. Reaktorens støttesystemer er konstruert etter prinsippene om overkapasitet (redundans) og mangfold (diversity). I beregninger vil konservative marginer benyttes som en ekstra barriere. 1.3 Designegenskaper Den viktigste designtanken med hensyn til sikkerhet ved HBWR er oppsumert nedenfor. Primærsystemet er bygget i fjell med 30-50 meter overdekning Det er flere barrierer mellom brenselet og omgivelsene Det er ikke adgang til reaktoren ved drift Reaktortanken kjøles ved naturlig sirkulasjon. Se kap. 1.4. Kontrollstavene faller automatisk inn i kjernen ved bortfall av strøm. PU1-ventilene (første stengeventiler) beskytter reaktortanken og tungtvannet. VA3 (stengeventilen på underkjølerrøret, under reaktortanken) stenges på 8 sekunder, og alle ventilene er stengt i løpet av 40 sekunder. Kjernen ble komprimert i 1983 [10, 11]. Anlegget har et nødkjølesystem der tilførsel av vann kommer fra et tungtvanns eller lettvannssystem [12] Reaktorens reaktivitetskoeffisienter for brensel-, moderatortemperatur og void (dampandel) er negative, slik at den er selvstabiliserende i samband med effekttransienter. Tungtvannet brukes både som kjølevann og reaktorens moderator. Dersom kjølevannet forsvinner, forsvinner også moderatoren og kjedereaksjonen stopper. Reaktoren og dens primærkrets er plassert i en fjellhall og er dermed i sin helhet beskyttet mot eksterne hendelser. Sammen med en rekke konsekvensreduserende systemer, som nødkjøling av reaktorkjernen, vannspray i reaktorhallen og filtrering av luft og vann, vil fjellet skåne omgivelsene for største delen av utslippet ved et alvorlig uhell. Den produserte energien transporteres fra primærkretsen til tertiærkretsen via en lukket sekundærkrets, som slik utgjør to barrierer som hindrer aktivitet i å nå energibruker eller omgivelsene. Ellers består designegenskapene av fem barrierer fra brenselspellets via brenselskapsling, det lukkede primærsystemet, fjellhallen og filteret.

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 5 av 19 Alt vann i reaktorhallen, enten det er snakk om normalt innsig eller lekkasjer, samles slik at det kan forsinkes og renses før det blir sluppet til omgivelsene. Tilsvarende systemer benyttes også for utslipp til luft. Omfattende sanntidsinstrumenering og kontrollsystemer sørger for at operatørene til en hver tid har oversikt over driftsparametre, strålingsmiljø og anleggets tilstand. Avvik fra normaltilstand på driftsparametre og strålingsmiljøindikatorer varsles straks ved alarmer. Mulige hendelser for reaktoranlegget er vurdert i [8] 1.4 Stresstest av HBWR I etterkant av hendelsen ved Fukushima kjernekraftverk mars 2011 er HBWR ytterligere evaluert i forhold til belastninger ved ekstreme hendelser. Ved fullstendig bortfall av strøm vil sirkulasjonspumper stoppe og ingen tvungen kjøling av reaktoren er mulig. Beregninger viser at reaktoren da kjøles ved naturlig kjøling. I tillegg er konsekvensen for eksperimenter som kjøles med tvungen sirkulasjon og konsekvensene for brenselslagrene ved HBWR beregnet. Beregningene er utfyllende beskrevet i [13]. 1.4.1 Naturlig kjøling av standardbrenselet i reaktoren Beregningene for naturlig sirkulasjon av HBWR er basert på en test fra i 1981. Testen er utført ved reaktordrift på 15MW. Reaktoren ble stoppet ved en scram-aksjon og deretter stenging av PU1-ventilene. Testen viste at reaktoren da kjøltes med naturlig sirkulasjon. Det er utarbeidet en beregningsmodell som gir sammenfall med testdataene. For denne beregningsmodellen økes reaktoreffekten til 25 MW, og modellen viser fortsatt tilstrekkelig kjølekapasitet for reaktoren ved naturlig sirkulasjon. 1.4.2 Kjøling av eksperimentalbrensel i tvungen sirkulasjon For å unngå tørrkoking av eksperimentalbrensel som er kjølt ved tvungen sirkulasjon er det i en av de tomme posisjonene i reaktoren montert en bunnplugg med et 6 mm hull. Dette vil sørge for at det alltid vil være nok vanntilstrømning til å hindre tørrkoking av eksperimentalbrenselet ved en scram-aksjon og stenging av PU1 ventilen. 1.4.3 Konsekvenser for brensel i lagrene For brenselslagrene ved HBWR er det beregnet at lagrene vil tørrkoke uten tilførsel av vann. Men temperaturen på brenselskapslingen vil ikke nå så høyt som til oksidasjonstemperaturen for zirkaloy, og det vil dermed ikke bli kapslingsfeil. Brenselet vil forbli intakt.

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 6 av 19 2 KLASSIFISERING AV STRUKTURER, SYSTEMER OG KOMPONENTER (SSC - STRUCTURES, SYSTEMS AND COMPONENTS) Reaktoranlegget er klassifisert i [5] for å tilfredsstille de anbefalinger som er gitt av IAEA [3] samtidig som HBWR har brukt retingslinjer fra ANS [14] som rådgivende. På bakgrunn av sikkerhetskravene (kap.1) defineres et sett av sikkerhetsfunksjoner (Safety Functions), SF. Sikkerhetsfunksjonene kan rangeres etter deres betydning i forhold til følgende kriterier 1. Sannsynligheten for at det oppstår behov for sikkerhetsfunksjonen, P 1. 2. Sannsynligheten for at sikkerhetsfunksjonen ikke trer i kraft når den er påkrevd, P 2. 3. Konsekvensen av at sikkerhetsfunksjonen ikke trer i kraft, K. Produktet av sannsynlighetene P 1 og P 2 og konsekvensen K gir risikoen R=P 1 P 2 K, dvs. denne må være akseptabelt lav. Hver sikkerhetsklasse (Safety Class, SC) omfatter strukturelt, mekanisk og elektrisk utstyr som er nødvendig for å utføre de sikkerhetsfunksjonene som omfattes av denne sikkerhetsklassen. Sikkerhetsklassene rangeres så i henhold til deres innbyrdes betydning for sikkerheten, og relevante krav tilordnes hver sikkerhetsklasse. Både IAEA [2] og den amerikanske standarden (ANS) [14] opererer med fire sikkerhetsklasser. I ANS er tre av klassene nukleære, mens en er ikke-nukleær (NonNuclear Safety, NNS). Til hver av sikkerhetsklassene er det så tilordnet et sett med sikkerhetsfunksjoner, som til en stor grad er sammenfallende for IAEA og ANS. HBWR er derfor inndelt i fire klasser der tre av klassene (1, 2 og 3) omfatter SSC som kan gi radiologiske konsekvenser i form av utslipp av radioaktivitet, og en klasse (klasse 4) som omfatter SSC som ikke kan gi radioaktivt utslipp. Klasse 4 er også delt i to underklasser som definerer SCC som kan gi henholdsvis personskade og driftsstans. Oppsummering av de ulike klassene er gitt i Tabell II. Klassifiseringen av de ulike anleggssystemene ved HBWR er gitt i [5].

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 7 av 19 Klasse 1 2 3 4a 4b Forklaring Tabell II: Kriterier for klassifisering av HBWR. Svikt / uhell kan medføre LOCA av et slikt omfang at det er usikkert om videre drift av reaktoranlegget er mulig / ønskelig. Medfører utslipp av radioaktivitet til omgivelsene opp mot referanseuhellet (luft/vann). Svikt/uhell kan medføre tap av tungtvann (D2O) av et visst omfang og frigivelse av radioaktivitet til reaktorhallen. Korrigerende tiltak kan gjennomføres slik at videre drift er mulig. Medfører begrensede utslipp av radioaktivitet til omgivelsene (luft/vann). Svikt/uhell medfører kun små tap av D2O og dermed små utslipp av radioaktivitet til reaktorhallen. Korrigerende tiltak kan gjennomføres slik at videre drift er mulig. Medfører minimalt utslipp av radioaktivitet til omgivelsene (luft/vann). Konsekvenser av svikt/uhell er som for konvensjonelle anlegg, dvs. at de ikke omfatter utslipp av radioaktivitet. Komponentene utfører ingen nukleære sikkerhetsfunksjoner. Svikt kan gi personskade. Konsekvenser av svikt/uhell er som for konvensjonelle anlegg, dvs. at de ikke omfatter utslipp av radioaktivitet. Komponentene utfører ingen nukleære sikkerhetsfunksjoner. Svikt kan gi driftsstans. Nukleær konsekvens Ikke nukleær konsekvens 2.1 Overgangen mellom klasser Dersom feil på SSC i noen av klassene kan medføre at de nukleære sikkerhetsfunksjonene ikke er ivaretatt, skal en grenseflatebarriere (interface barrier) eller isoleringsenhet (isolation device) plasseres slik at det beskytter den nukleære sikkerhetsfunksjonen [14]. En grenseflate som virker som trykkgrenseskille (pressure boundary separation) mellom to klasser, dvs. at den virker som barriere mellom klassene, skal tilordnes den høyeste av de to klassene. Eksempler på slike membraner er varmevekslerrør, belger, stempler, o-ringer og blindflenser. Forøvrig skal grenseflatebarrierer eller isoleringsenheter som knytter SSC til andre SSC, kunne begrense væsketapet fra det sistnevnte SSC dersom det førstnevnte skulle feile. Væsketapet skal begrenses slik at (1) dersom væsken inneholder radioaktivitet, skal gjeldende dosekriterier oppfylles [14], og (2) dersom væsken utfører en nukleær sikkerhetsfunksjon (f.eks. varmeoverføring), skal nivå og trykk være tilstrekkelig til at denne sikkerhetsfunksjonen fortsatt kan utføres. Ved bestemmelse av væsketap skal følgende parametere evalueres: (1) lukketid for åpne ventiler, (2) lekkasjetetthet av stengte ventiler, samt (3) flow-begrensning. Væsketapet skal fastsettes for hele varigheten av en eventuell hendelse.

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 8 av 19 2.2 Klasse 1 Denne høyeste klassen omfatter trykkpåkjente deler av og opplagring for mekanisk utstyr som er en del av Reactor Coolant Pressure Boundary, RCPB. Svikt i disse delene kan medføre tap av kjølemedium hurtigere enn normal påfyllingskapasitet [14]. Klasse 1 omfatter dessuten komponenter som utfører sikkerhetsfunksjoner som er nødvendige for å forhindre frigjøring av betydelige mengder radioaktivitet til reaktorhallen. Unntatt fra klasse 1 er rørsystemer med nominell innvendig diameter mindre enn ¾. 2.3 Klasse 2 Denne klassen omfatter de deler av RCPB som ikke er klassifisert som Klasse 1 [3], trykkpåkjente deler av og opplagring for reaktorhallen (containment). samt annet mekanisk utstyr som heller ikke er omfattet av Klasse 1 [14]. Klasse 2 omfatter dessuten SSC som utfører sikkerhetsfunksjoner i henhold til [3, 14] for å redusere omfanget av uhell som ellers ville medføre utslipp av betydelige mengder radioaktivitet til reaktorhallen og forhindre at forutsette driftshendelser fører til uhell, i tillegg til sikkerhetsfunksjoner med høy risiko. Disse sikkerhetsfunksjonene inkluderer SSC som: begrenser radioaktivitet fra reaktorhallen, reduserer trykk og temperatur i reaktorhallen under og etter uhell kontrollerer H 2 -konsentrasjonen i reaktorhall-atmosfæren under og etter uhell kjører ned reaktoren for å forhindre at forventede driftshendelser fører til uhell og for å redusere omfanget av uhell. sikrer nødkjøling av kjernen ved direkte tilførsel av kjølemedium for å begrense skade på brensel. sikrer at restvarme fjernes fra reaktorhallen sikrer at radioaktivt materiale fjernes fra atmosfæren i reaktorhallen opprettholder tilstrekkelig nivå av tungtvann (lettvann) for nedkjøling av kjernen under og etter alle uhell som ikke omfatter svikt i RCPB. fjerner restvarme fra kjernen ved driftsbetingelser og uhell der RCPB fremdeles er intakt 2.4 Klasse 3 Klasse 3 er den laveste nukleære sikkerhetsklassen for komponenter/delsystemer i reaktoranlegget ved HBWR. Den omfatter de deler av primærsystemet som ikke omfattes av Klasse 1 eller 2. Dette betyr SSC som: Fjerner radioaktivitet fra atmosfæren i lukkede områder utenfor reaktorhallen der det finnes Klasse 1, 2 eller 3 utstyr. Sikrer at personell utenfor reaktoranlegget ikke utsettes for bestråling, samt holder strålingseksponering for offentlighet og personell innenfor akseptable grenser ved uhell som medfører utslipp av radioaktivitet fra områder utenfor reaktorhallen. Opprettholder kontroll av radioaktive utslipp for brukt brensel ved transport eller lagring utenfor reaktorens kjølesystem, men innenfor reaktorområdet, for alle driftshendelser. Fjerner restvarme fra bestrålt brensel lagret utenfor reaktorens kjølesystem, men innenfor reaktorområdet Opprettholder tilstrekkelig subkritikalitet for brenselslageret utenfor reaktorens kjølesystem Opprettholder reaktorkjernens geometri for å sikre reaktivitetskontroll og mulighet for kjøling av kjernen

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 9 av 19 Forhindrer uakseptable reaktivitets-transienter, samt innføre negativ reaktivitet for å oppnå/opprettholde underkritisk reaktor. Overfører varme fra andre sikkerhetssystemer til sekundær og tertiær kretsene og endelig Saugbrugsforeningen og elva Tista. Sikrer nødvendige tjenester for andre sikkerhetssystemer Sikrer kontrollerte omgivelser slik at systemer kan betjenes sikkert og være tilgjengelig for personell Opprettholder tilstrekkelig nivå av kjølemedium for kjøling av kjernen under og etter alle driftshendelser. Opprettholder sikring av reaktoren i nedkjørt tilstand etter alle former for nedkjøring Er lastbærende eller virker som beskyttelse for Klasse 1, 2 eller 3 utstyr. Sikrer at Klasse 1, 2 eller 3 utstyr utfører sine nukleære SF, samt utføre støttefunksjoner for Klasse 1, 2 eller 3 utstyr begrenser frigivelse av radioaktivt avfall og luftbårne radioaktive materialer under gjeldende grenser ved alle tilfeller av drift, som, hvis komponentene svikter, vil medføre eksponering for personell/offentlighet over de forordnede grenser [3] dvs. komponenter i system for innsamling og prosessering av radioaktivt avfall. 2.5 Klasse 4 Dette er en ikke-nukleær klasse og omfatter kun de konvensjonelle delene av reaktoranlegget ved HBWR, dvs. komponenter og delsystemer fylt med lettvann. Feil/uhell medfører ikke risiko utover det som kan forventes for konvensjonelle anlegg under trykk og temperatur. Det er ikke tatt hensyn til de ikke-nukleære sikkerhetsfunksjonene (NNS) i [14] eller sikkerhetsfunksjonene som er tilordnet sikkerhetsklasse 4 i IAEA [3]. 2.6 Klassifisering De ulike systemene er først klassifisert samlet, deretter er det for enkelte system klassifisert mhp delsystemer eller enkeltkomponeneter. Enkelte delsystemer eller komponenter er også klassifisert med hensyn på følgeskader, der følgeskaden vil kunne gi en høyere klassifisering av komponenten. Dette innebærer særlig skader på systemer og komponenter i reaktorhallen som vil kunne gi skader på primærkretsen eller andre nukleære deler av anlegget som en følge av svikt i komponenten. Klassifiseringen er gjort ved å vurdere følgende kategorier, der konsekvensene er gitt i Tabell II: Konsekvens ved brudd på elektrisk tilkobling Konsekvens ved mekanisk brudd eller svikt i integritet Konsekvens ved manglende funksjon ved behov Konsekvens ved svikt i fundament Deretter er høyeste klassifiseringsnivå valgt som klasse for systemet eller komponenten. Reaktoranlegget er inndelt i følgende hovedgrupper med hensyn på SSC og detaljerte beskrivelser av klassifiseringen for de ulike hovedgruppene gitt i SAR 13. 3 EKSTERNE HENDELSER Det er gjort en vurdering av de ulike eksterne hendelsene angitt av IAEA i [15]. Ved design av nye installsjoner og modifiseringer av reaktoranlegget blir det tatt hensyn til grenseverdier for de relevante eksterne hendelsene. Konsekvenser ved de ulike hendelsene er bekrevet i [8].

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 10 av 19 4 KODER OG STANDARDER 4.1 Trykksatt utstyr Reaktortanken og tilhørende komponenter og rørsystemer betraktes som et kjelanlegg og reguleres av lov om brannfarlige varer samt væsker og gasser under trykk [16]. I tillegg brukes internasjonale koder og retningslinjer som rådgivende. 4.1.1 Forskrifter fra 50-60-tallet (opprinnelig byggenorm) Reaktortanken og de øvrige trykksatte delene av anlegget ble i hovedsak konstruert og bygget i 1956-59 i henhold til datidens gjeldende kjelforskrifter og koder for trykkpåkjent utstyr. Reaktoranleggets konstruksjon, inspeksjon, prøving og godkjennelse var fra starten av fulgt opp og godkjent av Arbeidstilsynets Kjelkontroll. Det første sertifikatet for reaktoren av 29.05.58 viser til Kjelforskriften av 11. september 1925. Arbeidstilsynets Kjelkontroll var den myndighet man hadde å forholde seg til når det gjaldt hele reaktoranleggets konstruksjon og godkjennelse. I tillegg til kjelforskrifter som forelå på 50-tallet, brukte Kjelkontrollen de svenske Tryckkärlsnormer som beregningskrav [17]. For eksempel ble reaktortankens ulike deler (endebunn, sylinderdel/skallplate, lokk) styrkeberegnet i henhold til Tryckkärlsnormen. Sveisearbeidet ble utført i henhold til de norske Forskrifter for sveising av kjeler, beholdere og rørledninger av 23. desember 1943. Som eksempel ble Steam Transformer B (STB) konstruert og bygget i Sverige (AB Rosenblads patenter) i 1960-61. Styrkeberegninger for de enkelte deler ble gjennomført av Mellersta och Norra Sveriges Ångpanneförening i henhold til svensk standard for de relevante materialene. Ved ombygging av underkjølerkretsen i 1971 ble nye styrkeberegninger gjennomført i henhold til Rørledningsnormer av 1967. 4.1.2 Dagens forskrifter Uavhengig av klassifisering er alt trykkpåkjent utstyr dekket av følgende norsk regelverk gitt av DSB: Forskrift om trykkpåkjent utstyr (FTPU) [18], som dekker design, produksjon og ferdigstillelseskontroll Forskrift om håndtering av brannfarlig, reaksjonsfarlig og trykksatt stoff samt utstyr og anlegg som benyttes ved håndteringen [19], som dekker inspeksjoner når utstyret er tatt i bruk, reparasjoner/utskiftninger og kontroll etter reparasjoner/utskiftninger. I henhold til vedlegg til [19] skal trykkpåkjent utstyr til nukleært bruk konstrueres, produseres, utstyres og utføres fagmessig i samsvar med [18]. For komponenter inkludert i HBWR klasse 1, brukes internasjonalt regelverk (ASME Boiler and Pressure Vessel Code (USA) [20], og SKIFS (Sverige)) rådgivende. En oppsummering er gitt i Tabell III. Disse standardene/forskriftene anses å definere minimum omfang av de ulike aktivitetene og gjenspeiler at potensiell risiko for omgivelsene til en forskningsreaktor er begrenset. Norsk lov regulerer reaktoranlegget, og internasjonale retningslinjer blir brukt som rådgivende. Reaktoranlegget er derfor klassifisert i henhold til internasjonale koder, og klassifiseringen er godkjent av Direktoratet for Samfunssikkerhet og Beredskap (DSB). Beskrivelsen av anleggets klassifisering er gitt i kapittel 2.

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 11 av 19 Innkjøp: Materialer/ komponenter: Konstruksjon: Produksjon: Ferdigkontroll: Inspeksjon/ Tilstandskontroll: Utskiftning/ reparasjon: Kontroll etter utskiftning/ reparasjon Tabell III: Standarder og forskrifter som anses relevante for HBWR. (Tall i parenteser viser til kommentarer til tabellen.) Nukleære Ikke-nukleære Klasse 1 (1) Klasse 2 og 3 Klasse 4 1)Forskrift om håndtering av brannfarlig, reaksjonsfarlig og trykksatt stoff samt utstyr og anlegg som benyttes ved håndtering. 2)ASME III, Div.1 NB. 3)NS EN 13480 rørsystemer 1)Forskrift om håndtering av brannfarlig, reaksjonsfarlig og trykksatt stoff samt utstyr og anlegg som benyttes ved håndtering. 2)ASME XI 1)Forskrift om håndtering av brannfarlig, reaksjonsfarlig og trykksatt stoff samt utstyr og anlegg som benyttes ved håndtering. 2)ASME XI,IWA-4000 (2) 1)Forskrift om håndtering av brannfarlig, reaksjonsfarlig og trykksatt stoff samt utstyr og anlegg som benyttes ved håndtering. 2)ASME XI, IWA-4500 1)Forskrift om håndtering av brannfarlig, reaksjonsfarlig og trykksatt stoff samt utstyr og anlegg som benyttes ved håndtering. 2)Forskrift henviser til FTPU. 3)NS EN 13445 beholdere 4)NS EN 13480 rørsystemer Forskrift om trykkpåkjent utstyr (FTPU) (direktiv 97/23/EØS) NS EN 13445 beholdere NS EN 13480 rørsystemer 1)Forskrift om håndtering av brannfarlig, reaksjonsfarlig og trykksatt stoff samt utstyr og anlegg som benyttes ved håndtering.

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 12 av 19 Kommentarer til Tabell III: (1) Når det gjelder valgte standarder/forskrifter for HBWR Klasse 1, må det tas hensyn til at reaktoranlegget ikke er konstruert i henhold til noen av disse. ASME [20] angir at ved modifikasjon og inspeksjon av eksisterende komponenter skal standard brukt ved konstruksjon legges til grunn. Standarder/forskrifter som er valgt brukt ved HBWR kan dermed i visse tilfeller kun følges delvis eller være veiledende. I tabellen skal punkt 1) overholdes og punkt 2) brukes som retningsgivende så lenge det ikke er i strid med punkt 1). (2) ASME XI [20], IWA-4000 gir generelle retningslinjer for reparasjon og utskiftninger, av trykkbelastede komponenter og deres opplagring, stusser, deler osv. Reparasjon/utskiftning omfatter aktiviteter som sveising og slaglodding, fjerning av metall, samt fjerning, tilføying og modifikasjon av enheter og systemer. Kravene i standarden gjelder for anskaffelse, konstruksjon, reparasjons-/ utskiftningsaktiviteter og installasjon, undersøkelse og trykktesting, og gjelder uansett årsaken til reparasjonen/utskiftningen eller hvilken metode som ble benyttet for å bestemme at reparasjon/utskiftning er nødvendig En enhet som skal benyttes ved utskiftning/reparasjon, skal oppfylle konstruksjonstandarden (Construction Code) slik at: Når en eksisterende enhet skal erstattes, skal den nye enheten oppfylle de samme krav som den gamle gjorde. Når en ny enhet bygges til et eksisterende anlegg, skal standarden som benyttes ikke være eldre enn den eldste standarden som er benyttet for dette anlegget. Når et nytt system utfører samme funksjoner som andre systemer i anlegget, skal den standarden som benyttes for det nye systemet, ikke være eldre enn den eldste standarden som er benyttet for de øvrige systemene. Ved konstruksjon av ASME Class 1 rørledninger stilles det dessuten spesielle krav til de mekaniske sammenføyningene: Flensede sammenføyninger er tillatt. Ekspansjonssammenføyninger er ikke tillatt. Gjengede sammenføyninger der det kun er gjengene som forsegler er ikke tillatt. Dersom forseglingssveis benyttes, skal spenningsanalysen inkludere spenningene i sveisen pga. avbøyning (deflection) av de sammenføyde delene. Flare eller flareløse skrueforbindelser kan benyttes i rør der ytre diameter (OD) ikke overstiger 1. 4.2 Trykksatt utstyr i eksperimentalkretsene I henhold til DSB-dokument 2004/2427/BUKN [21] skal trykkbeholdere og rørsystemer i eksperimentalkretsene som omfattes av den nukleære delen av anlegget, bygges, endres eller repareres i henhold til Temaveiledningen til Forskrift om håndtering av brannfarlig, reaksjonsfarlig og trykksatt stoff samt utstyr og anlegg som benyttes ved håndtering [19] som igjen viser tilbake til Forskrift om trykkpåkjent utstyr [18]. DSB aksepterer at trykkpåkjent utstyr og enheter i eksperimentalkretsene tas i bruk internt ved IFE i henhold til 27 [18] uansett betingelsene i 25 og 26. Unntaket gjelder bestemmelsene om krav til samsvarsvurdering av eksperimentelt utstyr og gjelder ikke de grunnleggende sikkerhetskrav i forskriftens vedlegg 1 [18]. 4.3 Mekaniske egenskaper til reaktortanken 4.3.1 Forskrifter fra 50-60 tallet (opprinnelig byggenorm) Ved produksjon av reaktortanken ble denne tested i henhold til krav fra Arbeidstilsynets Kjelekontroll [22]. Tanken er designet for et arbeidstrykk på 40 bar, med en metningstemperatur på 250ºC og ble trykktestet ved romtemperatur og 54 bar. Spenningsmålinger ble foretatt ved trykk- og temperatursykler mellom 100ºC og 180ºC for å bestemme kjøleratene.

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 13 av 19 4.3.2 Dagens forskrifter Materialovervåkningsprogrammet ved HBWR er regulert av ASME Code Section IX [20] og the Nuclear Regulatory Commission s (NRC) regulation 10 CFR Part 50 [23]. Deler av disse regelverkene gir prosedyrer for hvordan analyser skal gjennomføres for å gi konservative estimater slik at eldre anlegg overholder de nye kravene til sikkerhet. Operasjonsgrensene for HBWR vil derfor tilfredsstille de samme sikkerhetskravene som settes til nye anlegg. Analysen for operasjonsbetingelsene for reeaktortanken ved HBWR er gitt av: USNRC Regulatory Guide 1.99 - Radiation Embrittlement to Reactor Vessel Materials [24]. USNRC 10 CFR Appendix G to Part 50 - Fracture Toughness Requirements [23]. ASME XI Appendix G - Fracture Toughness Criteria for Protection Against Failure [20]. NUREG-0800, NRC Standard Review Plan Section 5.3.2 Pressure-Temperature Limits [25]. NRC, ASME, og andre institusjoner har en kontinuerlig evaluering av forhold knyttet til endring av mekaniske egenskaper relatert til bestråling. IFE følger de anbefalinger som gis med hensyn til aldring av reaktoranlegg. 4.4 Elektriske installasjoner Elektriske installasjoner konstrueres og vedlikeholdes i henhold til norske forskrifter som er normert med grunnlag i de europeiske standardene. Følgende forskrifter følges: FEF, Forskrift om elektriske forsyningsanlegg FEL, Forskrift om elektriske lavspenningsanlegg NEK 400, Elektriske lavspenningsinstallasjoner FSE, Forskrift om sikkerhet ved arbeid og drift av elektrikse anlegg 4.5 Brann Følgende lover og forskrifter er gjeldende vedrørende brannvern: - Lov av 14. juni 2002 nr. 20 om vern mot brann, eksplosjon og ulykker med farlig stoff og om brannvesenets redningsoppgaver (Brann- og eksplosjonsvernloven) - Forskrift om brannforebyggende tiltak og tilsyn (FOBTOT), 2002 (forebyggendeforskriften) - Forskrift om brannforebyggende tiltak og brannsyn, 1990 - Tekniske forskrifter til plan- og bygningsloven 1997 ajourført med endringer senest ved forskrift 26. januar 2007 nr. 96 (TEK) med veiledning til teknisk forskrift til plan- og bygningsloven 1997, 4. utgave april 2007 (VTEK) - Tidligere gjeldende byggforskrifter - Internkontrollforskriften I henhold til Forskrift om brannforebyggende tiltak og tilsyn (FOBTOT) 2-1 skal eier av ethvert brannobjekt sørge for at det er bygget, utstyrt og vedlikeholdt i samsvar med gjeldende lover og forskrifter om forebygging av brann. Kravene til brannteknisk utforming og utstyr er ivaretatt når tekniske krav gitt i eller i medhold av gjeldende plan- og bygningslov er oppfylt. Det branntekniske sikkerhetsnivået i bygninger bygget i henhold til nyere forskrifter, skal opprettholdes slik som forutsatt i tillatelse etter plan- og bygningslovens 93. Sikkerhetsnivået i eldre bygninger skal oppgraderes til samme nivå som for nyere bygninger så langt dette kan gjennomføres innenfor en praktisk og økonomisk forsvarlig ramme. Oppgraderingen kan skje ved bygningstekniske tiltak, andre risikoreduserende tiltak eller ved en kombinasjon av slike.

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 14 av 19 Oppgraderinger skal gjøres i samsvar med Tekniske forskrifter til plan- og bygningsloven 1997 ajourført med endringer senest ved forskrift 26. januar 2007 nr. 96 (TEK) med veiledning til teknisk forskrift til planog bygningsloven 1997 4. utgave mars 2007(VTEK) som gjelder for nyere byggverk. 4.5.1 Administrativt vedtak 078 [26] Overordnede retningslinjer for brannsikringsarbeidet ved Institutt for energiteknikk er beskrevet i [26]. Innholdet i dette vedtaket er: - Ansvar; Administrerende direktør, Prosjektleder for Haldenprosjektet, ansvarlig brannvernleder, Forskningsdirektør, Avdelingssjef, arbeidstakere - Særskilte brannobjekter - Ansvarlige brannvernledere - Brannverndokumentasjon I tillegg til ansvarlig Brannvernleder er det ved reaktoranlegget utnevnt en egen Brannverningeniør som på vegne av Brannvernleder gjennomfører det planlagte og praktiske brannvernarbeidet. Det er utarbeidet egen funksjonsbeskrivelse for Brannverningeniør [27]. 5 TEKNISKE DESIGN METODER Overordnet mål for tekniske designmetoder er beskrevet i kapittel 1. Spesielle krav som krav til trykkpåkjent utstyr og elektriske installasjoner er beskrevet i kapittel 4. Tekniske designmetoder er beskrevet i [28,29] Ved endringer i det primære rørsystemet (Klasse 1) blir spenningsberegninger utført av 3. partsorgan og godkjent av TKO. Beregningene utføres med programvaren AutoPIPE eller annen relevant programvare og skal tilfredstille kravene i NS-EN 13480 for rørsystemer med hensyn til tillatt belastning i materialer. Øvrige klasser i henhold til kapittel 4.1.2. Varmetekniske beregninger for varmevekslere utføres med egenproduserte programmer, basert i hovedsak på VDI-Varmeatlas, og dimensjoneres og produseres i henhold til ovennevnte krav. Ved konstruksjon av ikke trykkpåkjent utstyr som f. eks. trapper, rister, understøttelser, oppheng osv., skal materialvalg, styrkeberegninger og arbeidstegninger utføres og kontrolleres før produksjon og montasje.

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 15 av 19 6 DESIGN FOR BRANNVERN Overordnet mål for brannforebyggende tiltak og tilsyn er å verne liv, helse, miljø og materielle verdier. Det utarbeides årlige mål for brannvernarbeidet for reaktoranlegget og bygningene i Os Allé. 6.1 Brannperm Det er utarbeidet egen Brannperm [30] for reaktoranlegget. Denne inneholder nødvendig informasjon om brannvernet og er gjennomgått og godkjent av både Halden brannvesen og Norsk Brannvernforening, senest i 2007. For detaljer om brannvern henvises det til Brannpermen, som befinner seg bl.a. i kontrollrommet og i resepsjonen. Innholdet i brannpermer er som følger: 1. Generelle opplysninger; mål, bygningstekniske/bruksmessige forhold, beredskapsmessige forhold, ansvarlig brannvernleder, brannverningeniør 2. Branntekniske tegninger; situasjonstegning m/oversikt over gassflasker, plantegninger, snitttegninger m/brannceller, plantegninger m/brannceller 3. Tekniske brannverntiltak; bærende konstruksjoner, brannseksjonering, branncelleinndeling, brannklassifiserte dører, brannvarslingsutstyr 4. Organisering; brannvernorganisasjon, stillingsinstruks, branninstruks 5. Øvelser 6. Kontroll og vedlikehold 7. Rapporter; branntekniske vurderinger, årsrapporter 8. Forskrifter 9. Opplysninger om brannvesenet 10. Diverse; instrukser, prosedyrer 11. Tilsyn 6.2 Årsrapporter Det utarbeides årlige rapporter om arbeidet med brannvernet på reaktoranlegget. Disse arkiveres i Brannpermen. 6.3 Prinsipp for brannvernet: Brannvernet på reaktoranlegget er bygget opp etter 3 prinsipper: 1. System for branndeteksjon 2. System for brannbekjempelse 3. Brannceller for å hindre spredning 6.3.1 System for branndeteksjon Alle deler av reaktoranlegget er dekket opp med branndetektorer. Dvs. reaktorhallen inklusiv Olavs Hall, kabelgatene, tunnelen og ventilasjonskanalene, Bunker bygning og Metallurgisk laboratorium, samt servicebygget og kontorbygget inklusiv kontrollrom og kjeller. Både røkdetektorer og varmedetektorer benyttes. I tillegg til automatisk branndeteksjon er det installert manuelle brannmeldere som personell kan benytte ved oppdagelse av brann eller branntilløp.

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 16 av 19 6.3.1.1 Brannalarmsentral: Alle branndetektorer er koblet til anleggets brannalarmsentral, som er plassert i kontrollrommet, lett tilgjengelig for kontrollromspersonellet. Kontrollrommet er døgnkontinuerlig bemannet, og alarmer på brannalarmsentralen oppdages ved hørbar alarm slik at personellet kan ta aksjon. Kontrollrommet har direkte kontakt med Brannvesenet via Brann Øst. 6.3.1.2 Avbruddfri strømforsyning (UPS): Branndeteksjonssystemet er koblet mot anleggets UPS slik at det til en hver tid er kontinuerlig strømforsyning fra batterier hvis nettstrømmen skulle svikte. 6.3.2 System for brannbekjempelse 6.3.2.1 Utstyr: Utstyr for brannslokning er plassert på forskjellige steder på anlegget. Type utstyr: - Manuelle brannslokkere med vann, pulver eller CO2. - Vannslanger koblet til vannforsyning fra Norske Skog eller Haldens vann-nett. - Halotron i tavlerom i kjelleren under kontrollrommet, samt i elektrisk hovedfordelingsrom. Halotronen startes manuelt av kontrollromspersonell ved bekreftet brann/branntilløp. - Branncellebegrensende vegger langs kabelgatene fra Olavshallen og inn til slusa. Type Norac K600-25mm B15 skille. - Komplette branndrakter (4 stk.) inkludert masker og pusteutstyr. Plassering av utstyret er vist på branntegningene i Brannpermen. I tillegg til Halotronanlegget har kjelleren under kontrollrommet også automatisk stengning av ventilasjonen ved utløsning av halotronanlegget. 6.3.2.2 Branninstruks [31]: Det er utarbeidet branninstruks [31]for reaktoranlegget. Det henger på vegger flere steder på anlegget. Alle ansatte har fått opplæring i branninstruksen, og nyansatte har dette som en del av sin innledende opplæring når de begynner. 6.3.2.3 Prosedyre for kontrollrommet Ved bekreftet brann vil kontrollromspersonellet følge egen prosedyre [32], som også inneholder brann i elektrisk anlegg. Hvis en brann medfører tap av elektrisitet, vil reaktoren bli avstengt (scram). Reaktoren kjøles så ned ved naturlig sirkulasjon, og monitorering av anlegget kan bli utført av nødinstrumentering hvis den normale instrumenteringen feiler. 6.3.2.4 Rutiner før oppstart av anlegget Etter hver reaktordriftsstans blir reaktoren rengjort for å redusere muligheten for brann før oppstart av anlegget. Det er lite brennbart materiale i reaktorhallen, bortsett fra kabel- og rørisolasjon. 6.3.2.5 Ventilasjon i reaktorhall Ventilasjonskanalen inn og ut av reaktorhallen inneholder hver sin detektor.

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 17 av 19 6.4 Brannceller For å hindre at brann sprer seg, er bygningene delt inn i brannceller med branndører og branntettede gjennomføringer. Type utstyr: - Branndører i klasse A-30, A-60, B-60 - Branntette gjennomføringer i vegger. Egen prosedyre for branntetting er gitt i [33]. Branncellene er vist på tegninger i Brannpermen 7 KVALIFISERING AV KOMPONENTER Komponenter ved nyinstallasjoner eller modifiseringer av reaktoranlegget blir kvalifisert i henhold til koder og standarder gitt i kapittel 4. Komponenter underlagt teknisk kontrollorgan vil gis en tredjepartsvurdering før installasjon. Oppfølgende kvalifisering av komponentene er beskrevet i [5].

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 18 av 19 8 REFERANSELISTE 1. Administrativt Vedtak 026; Instituttets sikkerhetsarbeid 2. Administrativt vedtak 058; Saker som skal forelegges sikkerhetskomiteen 3. IAEA Safety Series no. 50-SG-D1 Safety Functions and Component Classification for BWR, PWR and PTR. 4. SAR-18; Kvalitetssikring 5. SAR-13; Operasjonsstyring 6. ROE-406; Bekrivelse av kompetansebehov og plan for opplæring i Driftsavdelingen relatert til ansvarsområde. 7. Administrativt Vedtak 081, Instituttets beredskapsorganisasjon og varsling av myndigheter 8. SAR-16; Sikkerhetsanalyser 9. SAR-17; Driftsgrenser og betingelser (OLC) 10. SD-428 Restructuring the HBWR Core 1982-11-29 T. Hernes 11. SD-432 Start-Up and Irradiation with the First Core Loading Fifth Charge in HBWR 1983-03-04 R. Aamot 12. SAR-6; Reaktorens kjølesystemer 13. SD-864 Stresstesting ved HBWR 14. ANSI/ANS-52.1-1983 Nuclear safety criteria for the design of the stationary boiling water reactor plants. 15. IAEA Safety Standard, Safety Requirements No. NS-R-4 Safety of Research Reactors 16. Lov om brannfarlige varer samt væsker og gasser under trykk (nr. 47 21. mai 1971). 17. HPR 119 18. Forskrift om trykkpåkjent utstyr (FTPU, DIREKTIV 97/23/EØF) 19. Forskrift om håndtering av farlig stoff 20. ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section XI, Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components: Appendix G, Fracture Toughness Criteria for Protection Against Failure Code Case N-629 Code Case N-631 21. DSB-dokument 2004/2427/BUKN, Søknad om fritak for 25 og 26 i henhold til 27 for eksperimentelt utstyr i forskrift om trykkpåkjent utstyr, dok.dato 28.06.2004 22. Revisjonsbok for reaktortanken 23. US Nuclear Regulatory Commission, Regulations 10 CFR Part 50, December 1995: Appendix G, Fracture Toughness Requirements 24. US Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide 1.99, Radiation Embritllement of Reactor Vessel Materials, 25. US Nuclear Regulatory Commission Standard Review Plan NUREG-0800, Rev. 1, July 1981: 5.3.2, Pressure-Temperature Limits 26. Adminstrativt vedtak 078;Brannsikringsarbeidet ved IFE 27. ROE-I-301; Funksjonsbeskrivelse for: Brannverningeniør ved HBWR

Dokument ID: SAR 2 Utgave nr.: 2 Konf. grad: Tekst: Åpen, Figurer: Konfidensiell Side 19 av 19 28. ROE-P-001 Design, produksjon, installasjon og modifikasjon av systemer ved HBWR 29. QA-P-821; Prosedyre for mekanisk engineeringsarbeid, produksjon og innstallasjon av nye komponenter/systemer eller ved modifikasjoner. 30. Brannperm 31. HMS Instruks; Branninstruks Reaktoranlegget HBWR 32. OPK-8 Brann ved reaktoranlegget 33. QA-P-843; Prosedyre for branntetting av gjennomføringer i vegg/gulv.