Nucleus nr 2, 2005
Nucleus nr 2, 2005
Nucleus nr 2, 2005
Create successful ePaper yourself
Turn your PDF publications into a flip-book with our unique Google optimized e-Paper software.
Nr 2/<strong>2005</strong><br />
NUCLEUS<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong> 33
Innehåll<br />
2<br />
5 Inledare<br />
Huset och överbyggnaden<br />
6 Ny SKI-föreskrift om fysiskt skydd<br />
Skärpta krav och ökad förmåga att upptäcka hot<br />
14 SKI kräver analys av risker under avställning<br />
Mänskligt felhandlande dominerar riskbilden<br />
18 Förståelse av korrosionsmekanismer viktiga för säkerhetsanalysen<br />
Studier av långsamma processer kräver fantasi<br />
20 Korrosionsstudier av kapslingsmaterial<br />
Oxidationsförlopp studeras i realtid<br />
24 Utveckling och skärpta krav vid oförstörande provning<br />
Kvalificering av provning ger ökad tillförlitlighet<br />
28 Förbättrat skydd av känsliga objekt<br />
Biometrisk kontroll – ett sätt att möta nya hot<br />
Omslagsbilden: När man ser den förfallna ladan på omslaget inser man att en idyll snabbt kan förvandlas<br />
till en mardröm. Till en del torde det bero på den omgivande miljön. Men i det här fallet är det nog människan<br />
som är ”boven”. Den fallfärdiga ladan används här symboliskt då den kan sägas utgöra en gemensam<br />
nämnare för artiklarna i denna tidning (läs mer i ”Inledaren” på sid 5).<br />
Foto: © Sören Fröberg <strong>2005</strong><br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
4<br />
14<br />
28<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong><br />
Ny SKI-föreskrift om fysiskt skydd<br />
Avställning - en risk att räkna med<br />
Biometri och skärpt tillträdeskontroll<br />
3
4<br />
NUCLEUS<br />
Redaktör<br />
Raoul Hellgren<br />
Ansvarig utgivare<br />
Anders Jörle<br />
Redaktionskommitté<br />
Lars Bennemo, Lars van Dassen, Ninos<br />
Garis, Lars Hildingsson, Eric Häggblom,<br />
Gustaf Löwenhielm, Peter Merck, Bertil<br />
Moberger, Leif Pettil, Per-Olof Sandén<br />
och Öivind Toverud.<br />
Layout<br />
Raoul Hellgren<br />
Tryck<br />
Intellecta Tryckindustri,<br />
Solna<br />
Upplaga<br />
5.000 exemplar<br />
ISSN-nummer<br />
ISSN 1104-4578<br />
Adress<br />
<strong>Nucleus</strong>redaktionen, SKI<br />
106 58 Stockholm<br />
Telefon<br />
Vx 08-698 84 00<br />
Direkt 08-698 84 32<br />
Telefax<br />
08-661 90 86<br />
E-post<br />
nucleus@ski.se<br />
Webbplats<br />
www.ski.se<br />
Artiklar i <strong>Nucleus</strong> utgår ofta från<br />
FoU-projekt och deras tillämpningar<br />
vid Statens kärnkraftinspektion, SKI.<br />
Tidningen bidrar därmed till SKI:s<br />
information när det gäller att sprida<br />
ny kunskap om risker och säkerhetshöjande<br />
åtgärder. Målgrupper är i<br />
första hand lokala säkerhetsnämnder,<br />
anställda i kärn kraftsbranschen,<br />
forskare, beslutsfattare, media och en<br />
intresserad allmänhet. Författarna<br />
svarar själva för innehållet i sina<br />
artiklar. Materialet får användas fritt<br />
om källan uppges. För illustrationer<br />
och bilder krävs dock skriftligt tillstånd<br />
från upphovsrättsinnehavaren.<br />
F&U-Magazinet <strong>Nucleus</strong> ges sedan 1990 ut av Statens kärnkraftinspektion.<br />
Tidningens utgivning fi nansieras genom SKI:s särskilda forskningsanslag.<br />
Eftersom en av de bärande idéerna bakom utgivningen är<br />
att sprida ny kunskap om kärnteknisk risk och säkerhetshöjande åtgärder<br />
är det gratis att prenumerera på <strong>Nucleus</strong>. Tidningen är därmed ett<br />
komplement till SKI:s övriga information, t.ex. den på www.ski.se.<br />
Statens kärnkraftinspektions huvuduppgift är att kontrollera att de som<br />
har tillstånd att bedriva kärnteknisk verksamhet uppfyller de krav som<br />
ställs i myndighetens författningar och i de övergripande lagarna på<br />
området.<br />
För att kunna övervaka att svensk kärnteknisk verksamhet är säker<br />
krävs en hög kompetensnivå hos personalen samtidigt som man är<br />
öppen för att kontinuerligt ta in ny kunskap. Därför bedriver SKI ett<br />
omfattande forsknings- och utvecklingsarbete som främst spänner över<br />
områdena reaktorsäkerhet, kärnavfallsäkerhet och icke-spridning.<br />
SKI:s anställda forskar inte själva utan låter externa uppdragstagare,<br />
t.ex. konsultföretag, universitet och högskolor, genomföra forskningen.<br />
På vissa områden är SKI beroende av utländska uppdragstagare då<br />
det fi nns begränsad tillgång på forskare med kärnteknisk kompetens i<br />
Sverige – särskilt sådana som står oberoende från kärnkraftsindustrin.<br />
Forskningsresultaten redovisas vanligen i serien ”SKI Rapport.” En<br />
annan kanal är F&U-Magazinet du just håller i handen.<br />
SKI:s forskningsbudget för innevarande budgetår uppgår till 72,7 miljoner<br />
och fördelas på forskningsområdena enligt diagrammet nedan:<br />
Stöd högskolor, SKC, NKS<br />
16%<br />
Beredskap<br />
2%<br />
Tillsynsstrategi/verks.utv.<br />
0,5%<br />
Nukleär icke-spridning<br />
4%<br />
Kärnavfallssäkerhet<br />
18%<br />
Övrigt<br />
5%<br />
Forskningsbudget <strong>2005</strong><br />
Totalt 72,7 Mkr<br />
Säkerhetsvärdering<br />
1%<br />
Processkontroll Svåra haverier<br />
1%<br />
7%<br />
Säkerhetsanalys<br />
3%<br />
MTO<br />
9%<br />
Kärnbränsle<br />
9%<br />
Material och kemi<br />
5%<br />
Hållfasthet<br />
7%<br />
Kontroll och provning<br />
4%<br />
Termohydraulik<br />
8%<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
Huset och överbyggnaden<br />
Visuell kontroll, ett väl beprövat provningsinstrument. När det gäller huset<br />
på omslaget kan vi dock klart konstatera att något gått snett. Här har kontrollen<br />
inte fungerat. I alla fall har signalerna inte gått fram om att något<br />
borde göras - skyndsamt. Kanske skulle nedbrytningen kunnat stoppas om<br />
ett kraftfullare provningsverktyg satts in tidigare.<br />
När jag såg nämnda byggnad på väg till golfbanan fick jag kalla kårar. Hur<br />
är det med mitt eget hus – byggt för snart femtio år sedan?! Visserligen har<br />
jag bytt någon tegelpanna då och då, men hur ser det ut därunder? Ja, svaret<br />
skulle snart uppenbara sig.<br />
Tomtar på loftet har vi alla hört talas om. Men hur är det med ekorrar? Jo,<br />
det var just det jag höll på att få in på loftet.<br />
Under den till synes perfekta ytan hade en ekorre bestämt sig för att sätta<br />
bo. Sitt skafferi hade han tänkt fälla in i mitt tak. Täckpappen var forcerad<br />
på fem ställen. Tack vare gammeldags byggteknik med ett solitt spånttak<br />
hade dock ekorren stött på patrull. Jag skall inte gå vidare in på ekorrens<br />
status utan bara konstatera att nu är takpappen, läkten och teglet utbytt.<br />
Den självupplevda händelsen ovan kan sägas sammanfatta innehållet i detta<br />
nummer:<br />
Först av allt kan vi konstatera att med ett bristfälligt skalskydd går det inte<br />
att skydda verksamheten innanför de väggar som återstår. Läs därför Stig<br />
Isakssons artikel på sid 6 ff om SKI:s nya föreskrifter kring fysiskt skydd.<br />
I en annan läsvärd artikel skriver Lars Bennemo, sid 14 ff att SKI kräver<br />
analys av risker under avställning. Att detta hus varit avställt länge och att<br />
riskerna är uppenbara krävs ingen fantasi för att inse.<br />
Chistina Lilja skriver på sid 18 ff att förståelse av korrosionsmekanismer är<br />
viktiga för säkerhetsanalysen. Vad mer behöver sägas?!<br />
Hur man kan använda elektrokemisk impedansspektroskopi för att studera<br />
oxidationsförlopp (läs nedbrytning) i realtid är temat för en studie Stefan<br />
Forsberg gjort. Läs mer på sid 20 ff.<br />
Peter Merck beskriver i sin artikel, sid 24 ff hur den oförstörande provningsverksamheten<br />
och kvalificeringsmetoderna utvecklats under tio år. Hade<br />
Peter spelat golf och passerat detta hus för tio år sedan kanske han hade<br />
kunnat leda in ägaren på ett annat spår.<br />
Det leder oss fram till den sista artikeln. Även om överbyggnaden varit klanderfri<br />
och skalskyddet intakt tvingas vi i dag inse att känsliga objekt behöver<br />
ett bättre skydd. Läs Lars-Olov Strömbergs artikel på sid 28 ff om hur införandet<br />
av biometriska kontrollmetoder kan vara ett sätt att möta nya hot.<br />
Som vanligt ser jag fram emot dina synpunkter på detta nummer och vad du<br />
vill att vi skall skriva om i framtiden.<br />
Inledare Raoul<br />
Hellgren<br />
redaktör<br />
telefon 08-698 84 32<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong> 5
Ny SKI-föreskrift om fysiskt skydd<br />
Skärpta krav och ökad<br />
6<br />
Av Stig Isaksson<br />
Artikelförfattaren är inspektör på Statens kärnkraftinspektion med särskilt ansvar<br />
för det fysiska skyddet. Han har dessutom varit projektledare i arbetet med att ta<br />
fram nya myndighetsföreskrifter på området.<br />
Det fysiska skyddet av kärntekniska<br />
anläggningar i Sverige kan sägas ha två<br />
övergripande syften. Dels gäller det att<br />
bidra till den allmänna säkerheten genom<br />
att förebygga att medvetna handlingar<br />
leder till radiologiska olyckor, dels handlar<br />
det om att skydda kärnämnen från obehörig<br />
befattning som ett led i att stoppa<br />
spridningen av kärnvapen. De kärntekniska<br />
anläggningarna måste därför dimensionera<br />
sitt skydd så att de klarar av att<br />
möta en hotbild som varierar över tiden.<br />
Bland annat mot den bakgrunden har SKI<br />
de senaste åren arbetet intensivt med att<br />
revidera regelverket. De nyligen antagna<br />
föreskrifterna om fysiskt skydd av kärntekniska<br />
anläggningar har redan successivt<br />
börjat tillämpas trots att de inte träder i<br />
kraft förrän om ett drygt år.<br />
Statens kärnkraftinspektion, SKI skall enligt lagen<br />
om kärnteknisk verksamhet (kärntekniklagen) utöva<br />
tillsyn över att svenska kärntekniska anläggningar<br />
har ett tillräckligt fysiskt skydd. Skyddet, som är en<br />
kombination av tekniska, organisatoriska och administrativa<br />
åtgärder, syftar dels till att förebygga att<br />
obehörigt intrång, sabotage eller andra antagonistiska<br />
handlingar leder till radiologiska olyckor, dels<br />
till att förhindra obehörig befattning med kärnämne<br />
eller kärnavfall.<br />
30 års erfarenhet av fysiskt skydd<br />
Redan i mitten av 1970-talet startade SKI en arbetsgrupp<br />
för att arbeta fram bestämmelser för fysiskt<br />
skydd av kärnkraftverk. De anvisningar som då togs<br />
fram har fram till i dag utgjort krav för det fysiska<br />
skyddet. När detta tidiga arbete startade kunde arbetsgruppen<br />
formulera tre övergripande frågor;<br />
• Vad skall man skydda sig emot?<br />
• Hur ser angriparen ut?<br />
• Vilken skyddsfilosofi skall vi ha?<br />
- inga lätta frågor att besvara.<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
förmåga upptäcka hot<br />
Efter omfattande analyser och kontakter med<br />
såväl kärnkraftindustrin som polisen och andra<br />
myndigheter, inom och utom landet, formulerades<br />
svaren på dessa övergripande frågor i en intern<br />
föredragningspromemoria daterad 1978. Huvudförfattaren<br />
Paul Ek var den som då ledde SKI:s arbetsgrupp<br />
och sedermera föredrog ärendet för SKI:s<br />
styrelse den 13 december samma år. I promemorian,<br />
om anvisningar för fysiskt skydd av kärnkraftverk,<br />
konstaterades bland annat:<br />
”De typer av angrepp man behöver beakta är,<br />
stöld av klyvbart material, sabotage, samt terrorism.<br />
Terrorism är den händelse som bör vara dimensionerande<br />
för det fysiska skyddet. Angriparen kan bestå<br />
av en eller flera personer som har kunskap om<br />
anläggningens utformning och dess tekniska funktion.<br />
Han kan vara beväpnad och ha tillgång till<br />
sprängämne och han kan ha hjälp av någon inifrån<br />
anläggningen en s.k. insider.”<br />
Vidare beskrevs i promemorian de åtgärder som<br />
tillståndshavarna förutsattes vidta för att: a) detektera<br />
ett angrepp, b) försvåra för och fördröja en an-<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong><br />
gripare samt slutligen c) neutralisera ett hot eller<br />
angrepp. Dessutom slogs det fast i promemorian att<br />
polisen har en väsentlig roll i händelse av ett angrepp<br />
mot ett kärnkraftverk.<br />
Ett omfattande samarbete mellan SKI och polisen<br />
hade pågått under senare delen av 1970-talet för<br />
att komma till samsyn om och skapa förutsättningar<br />
för att polisen skulle kunna ingripa och bistå tillståndshavarna<br />
vid ett angrepp.<br />
Föredragningen för SKI:s styrelse resulterade i<br />
att anvisningarna fastställdes och från januari 1979<br />
kom de att utgöra villkor i respektive kärnkraftreaktors<br />
drifttillstånd.<br />
Under första halvan av 1980-talet fastställdes<br />
sedan också anvisningar för fysiskt skydd av dåvarande<br />
AB ASEA-ATOM:s kärnbränslefabrik i Västerås<br />
och Studsvik Energiteknik AB:s kärntekniska<br />
anläggningar i Studsvik. Dessa anvisningar baserades<br />
på anvisningarna för kärnkraftverk men var<br />
anpassade till de verksamheter som de gällde för.<br />
Även dessa anvisningar kom att utgöra villkor i respektive<br />
anläggnings drifttillstånd.<br />
Fordonshindren<br />
nedan är ett exempel<br />
på hur kärnkraftverken<br />
redan anammat<br />
kraven i den nya föreskrifterna<br />
om fysiskt<br />
skydd av kärntekniska<br />
anläggningar. Utöver<br />
ett förstärkt områdesskydd<br />
omfattar<br />
föreskrifterna såväl<br />
tekniska som organisatoriska<br />
åtgärder.<br />
Foto: OKG AB ©<br />
7
På bilden nedan kan<br />
man se hur Oskarshamns<br />
kärnkraftverk<br />
placerat ut fordonshinder<br />
runt ett<br />
av blocken. Denna<br />
åtgärd är bara en<br />
del av skalskyddet<br />
som skall hindra<br />
obehörigt intrång.<br />
8<br />
Foto: OKG AB ©<br />
Som denna korta historiska återblick visar har<br />
frågan om fysiskt skydd av kärntekniska anläggningar<br />
funnits på SKI:s och följaktligen även kärnkraftindustrins<br />
dagordning under lång tid. Likaledes<br />
finns det en mångårig erfarenhet av dessa frågor<br />
bland de berörda. Vidare skulle det visa sig att den<br />
tidiga arbetsgruppen varit mycket framsynta i sin<br />
analys och baserade sina anvisningar på en struktur<br />
som håller än i dag.<br />
Nya föreskrifter<br />
Den 24 augusti <strong>2005</strong> beslutade SKI:s styrelse om<br />
nya föreskrifter (SKIFS <strong>2005</strong>:1) om fysiskt skydd<br />
av kärntekniska anläggningar. Beslutet hade föregåtts<br />
av mer än fem års arbete med att se över de<br />
förutsättningar som skall vara dimensionerande för<br />
föreskrifterna (dimensionerande hotbild) och vilka<br />
åtgärder som skulle vidtas till följd av detta. En annan<br />
viktig del av processen innan beslutet kunde tas<br />
var att ta fram utkast till föreskrifter och kommunicera<br />
dessa med berörda tillståndshavare och myndigheter<br />
för att avslutningsvis ta in synpunkter på de<br />
föreslagna föreskrifterna i en bred formell remiss.<br />
För att förstå de nya föreskrifterna fullt ut behövs<br />
möjligen ännu en historisk återblick som beskriver<br />
föreskriftsarbetet och den omfattande process som<br />
föregick det nyligen fattade beslutet i SKI:s styrelse.<br />
Varför nya föreskrifter?<br />
SKI hade tre huvudsakliga skäl till att ta fram nya föreskrifter<br />
om fysiskt skydd av kärntekniska anläggningar.<br />
Det främsta skälet var att SKI bedömde att<br />
hotsituationen hade förändrats sedan anvisningarnas<br />
tillkomst - en bedömning som kom att bekräftas på<br />
ett obehagligt sätt de närmaste åren. Dessutom behövde<br />
bestämmelserna om fysiskt skydd samlas på<br />
ett överskådligt sätt och göras generellt tillämpliga<br />
för samtliga berörda anläggningar.<br />
Vidare hade de internationella rekommendationerna<br />
om fysiskt skydd av kärnämne och kärntekniska<br />
anläggningar som det internationella atomenergiorganet<br />
IAEA publicerar utvecklats avsevärt.<br />
Det fanns således behov av att anpassa det svenska<br />
regelverket till den internationella normen på området.<br />
Dimensionerande hotbild<br />
Sedan SKI:s anvisningar om fysiskt skydd av kärnkraftverk<br />
kom till i slutet av 1970-talet har begreppet<br />
dimensionerande hotbild (design basis threat)<br />
etablerats bland annat i de internationella rekom-<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
”...Den dimensionerande<br />
hotbilden är en<br />
bedömning av vilka<br />
hot eller händelser de<br />
kärntekniska anläggningarna<br />
skall vara<br />
skyddade mot dels för<br />
att förebygga en radiologisk<br />
olycka dels<br />
förhindra obehörig<br />
befattning med kärnämne<br />
eller kärnavfall...”<br />
mendationer om fysiskt skydd som IAEA publicerar.<br />
Begreppet dimensionerande hotbild förklaras på<br />
följande sätt i den konsekvensutredning som SKI tagit<br />
fram för de nya föreskrifterna om fysiskt skydd:<br />
”Den dimensionerande hotbilden är en bedömning<br />
av vilka hot eller händelser de kärntekniska<br />
anläggningarna skall vara skyddade mot dels för<br />
att förebygga en radiologisk olycka dels förhindra<br />
obehörig befattning med kärnämne eller kärnavfall.<br />
Den är utformad så att förändringar i den reella hotbilden<br />
kan ske utan att anläggningarna för den skull<br />
måste förändra sitt skydd för att möta dessa och<br />
samtidigt ge anläggningsinnehavarna en långsiktig<br />
grund för att utforma lämpliga skyddsåtgärder.<br />
Den dimensionerande hotbilden skall inte förväxlas<br />
med den reella hotbild som råder vid varje givet<br />
tillfälle. Den reella hotbilden varierar över tiden och<br />
är i princip endast giltig den dag den beskrivs.”<br />
Även om begreppet inte användes i SKI:s ursprungliga<br />
anvisningar så innehöll den information<br />
som förväntas av en dimensionerande hotbild.<br />
Händelser i vår omvärld<br />
På sensommaren 2001 hade SKI:s arbete med de<br />
nya föreskrifterna framskridit så långt att en reviderad<br />
dimensionerande hotbild tagits fram och ett<br />
första utkast till föreskrifter hade formulerats. De<br />
tragiska händelserna i USA i september samma år<br />
förändrade dock på ett ögonblick förutsättningarna<br />
för det pågående föreskriftsarbetet.<br />
ENSRA bildas<br />
I oktober 2001 möttes representanter för myndigheter,<br />
med ansvar för fysiskt skydd av kärntekniska<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong><br />
anläggningar, från Belgien, Frankrike, Storbritannien,<br />
Tyskland och Sverige i Bonn för att på tyskt<br />
initiativ diskutera hur händelserna i USA påverkat<br />
det fysiska skyddet av kärntekniska anläggningar i<br />
våra respektive länder. Vi utbytte erfarenheter om<br />
såväl omedelbara konkreta åtgärder som behovet av<br />
översyn av våra nationella dimensionerande hotbilder<br />
för att på sikt förstärka det fysiska skyddet.<br />
Mötet blev startpunkten för ett etablerat samarbete<br />
mellan numera åtta länders myndigheter i<br />
frågor om fysiskt skydd. Samarbetet sker i form av<br />
informations- och erfarenhetsutbyte under förtroendefulla<br />
former vid återkommande möten. Hösten<br />
2004 etablerades European Nuclear Security Regulators<br />
Association, ENSRA formellt vid ett möte i<br />
Madrid. Gruppens nästa möte äger rum i oktober<br />
<strong>2005</strong> i Sverige med SKI som värd. Samarbetet<br />
inom ENSRA har gett SKI en god inblick i och information<br />
om hur andra länder hanterar frågor om<br />
fysiskt skydd. Detta gäller såväl utformning av regelverk<br />
som konkreta åtgärder som vidtas vid olika<br />
typer av kärntekniska anläggningar.<br />
I sammanhanget kan också nämnas att Internationella<br />
atomenergiorganet, IAEA sedan länge hade<br />
planerat att genomföra en veckolång konferens i<br />
Wien i november 2001 om bland annat fysiskt skydd<br />
av kärnämne och kärntekniska anläggningar. Händelserna<br />
i New York medförde att konferensen omedelbart<br />
förlängdes med ytterligare en dag för att ge<br />
möjlighet att diskutera och utbyta erfarenheter om<br />
möjliga åtgärder för att förebygga att kärnteknisk<br />
verksamhet utsattes för liknande terrorangrepp.<br />
Morfologisk analys – reviderad<br />
dimensionerande hotbild<br />
SKI valde att göra en omstart i föreskriftsarbetet<br />
hösten 2001 genom att på nytt se över den dimensionerande<br />
hotbilden i ljuset av händelserna i USA.<br />
Vi valde att använda en metod som Totalförsvarets<br />
forskningsinstitut, FOI utvecklat för att med<br />
datorstöd modellera komplexa problemställningar<br />
– morfologisk analys. Förutom metodstöd från FOI<br />
etablerades en arbetsgrupp med erfarenhet och kunskap<br />
kring frågor som kontraterror, internationell<br />
terrorism, bekämpning av grov kriminalitet samt<br />
säkerhetspolitik. I arbetet deltog även experter från<br />
SKI på beredskapsfrågor, reaktorsäkerhet och fysiskt<br />
skydd samt representanter från Säkerhetspolisen,<br />
Rikskriminalpolisen samt FOI.<br />
Resultatet av gruppens arbete blev ett datoriserat<br />
scenariolaboratorium som SKI kunde använda för<br />
att studera olika scenarier i form av angrepp mot<br />
kärntekniska anläggningar. Med detta som underlag<br />
formulerade SKI ett utkast till dimensionerande<br />
hotbild som efter samråd med de myndigheter som<br />
deltagit i arbetsgruppen fastställdes av SKI och dokumenterades<br />
i en promemoria i maj 2003 .<br />
Den reviderade dimensionerande hotbilden är en<br />
utveckling av de händelser och hot som beskrivs i<br />
anvisningarna för fysiskt skydd av kärnkraftverk.<br />
9
Tillträdeskontroll i<br />
form av kortläsarstyrdarotationsgrindar<br />
vid ett av<br />
de kärnkraftverk i<br />
utlandet som SKI besökte<br />
i samband med<br />
föreskriftsarbetet.<br />
Foto: Stig Isaksson ©<br />
10<br />
Baserat på händelser och förändringar i vår omvärld<br />
förutses en mer våldsam angripare med delvis andra<br />
syften än vad som tidigare varit fallet. Bland annat<br />
är det uppenbart att antagonistiska händelser kan få<br />
snabbare förlopp än vad som hittills förutsatts. Sammanfattningsvis<br />
medför den reviderade dimensionerande<br />
hotbilden skärpta krav på det fysiska skyddet<br />
av kärntekniska anläggningar.<br />
Som framgått gavs inte berörda tillståndshavare<br />
möjlighet att delta i arbetet med att revidera den<br />
dimensionerande hotbilden. Så snart den fastställts<br />
bjöds berörda tillståndshavare in till ett möte där<br />
SKI och representanter från de myndigheter som<br />
deltagit i arbetsgruppen presenterade resultatet och<br />
beskrev processen som låg till grund för det. Vid<br />
mötet gavs tillståndshavarna möjlighet att ställa frågor<br />
om och diskutera den dimensionerande hotbilden.<br />
Syftet med mötet var att skapa förståelse och<br />
acceptans för de förutsättningar som skulle ligga till<br />
grund för de kommande föreskrifterna om fysiskt<br />
skydd.<br />
Dialog med tillståndshavarna<br />
Så snart den dimensionerande hotbilden fastställts<br />
kunde arbetet med att ta fram ett första utkast till<br />
föreskrifter och allmänna råd ta förnyad fart. I slutet<br />
av november 2003 fick tillståndshavarna möjlighet<br />
att under hand lämna skriftliga synpunkter på ett utkast<br />
till föreskrifter och allmänna råd. De synpunkter<br />
som då kom fram ledde till den omarbetning av<br />
föreskrifternas struktur som beskrivs nedan.<br />
Kategorisering av anläggningar<br />
Från att ha haft en uppsättning krav som skulle tilllämpas<br />
på samtliga berörda tillståndshavare tog<br />
SKI fram en modell för att dela in de kärntekniska<br />
anläggningarna i tre kategorier utifrån anläggningarnas<br />
verksamhet. I SKI:s konsekvensutredning ges<br />
följande beskrivning av indelningen i kategorier:<br />
“Verksamheten vid de anläggningar som omfattas<br />
av föreskriftsförslaget är av olika karaktär och<br />
det kärnämne eller kärnavfall som hanteras, lagras<br />
eller bearbetas vid anläggningarna är av olika slag<br />
och form. Det är därför inte rimligt att ställa samma<br />
krav på åtgärder för fysiskt skydd på alla berörda<br />
anläggningar. Således har SKI, efter förslag från<br />
flera tillståndshavare, tagit fram en modell för kategorisering<br />
av anläggningar. Anläggningarna har<br />
delats in i tre kategorier utgående från en sammanvägd<br />
riskbedömning. Denna bedömning utgår från<br />
den dimensionerande hotbild som SKI tagit fram,<br />
SKI-PM 2003:07, och baseras på:<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
• Risken för att ett sabotage mot eller skadegörelse<br />
på anläggningen leder till ett radioaktivt utsläpp<br />
• Risken för kärnvapenspridning i händelse av<br />
stöld av kärnämne från anläggningen<br />
• Risken för att kärnämne eller kärnavfall från<br />
anläggningen används för direkt bestrålning,<br />
kontamination eller utspridning”<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong><br />
Fortsatt dialog<br />
Det omarbetade föreskriftsförslaget med allmänna<br />
bestämmelser för samtliga anläggningar och specialanpassade<br />
bestämmelser för respektive kategori<br />
av anläggning mottogs i huvudsak positivt. SKI:s<br />
arbete gick då vidare med att ta fram en konsekvensutredning<br />
för de föreslagna föreskrifterna.<br />
I mars <strong>2005</strong> skickades föreskriftsförslaget och<br />
konsekvensutredningen ut på en bred formell remiss<br />
till berörda tillståndshavare, myndigheter,<br />
kommuner och länsstyrelser, totalt ca 50 remissinstanser.<br />
I början av juni kunde SKI sammanställa<br />
remissvaren som samstämmigt välkomnade de föreslagna<br />
föreskrifterna. Samtliga synpunkter och förslag<br />
till ändringar som framkommit under remissen<br />
samt SKI:s värdering av remissvaren dokumenterades<br />
i en rapport. Remisskommentarerna medförde<br />
några mindre justeringar och kompletteringar av<br />
såväl föreskrifterna som de allmänna råden. Som redan<br />
nämnts beslutade SKI:s styrelse den 24 augusti<br />
<strong>2005</strong> om de nya föreskrifterna om fysiskt skydd av<br />
kärntekniska anläggningar.<br />
Vad innebär föreskrifterna?<br />
Föreskrifterna och de allmänna råden innebär på<br />
vissa områden en skärpning och utvidgning av befintliga<br />
regler för att främst möta en förändrad hotsituation<br />
i samhället. På andra områden dokumenteras<br />
krav som redan tillämpas antingen genom befintliga<br />
anvisningar om fysiskt skydd eller individuella beslut<br />
eller genom tillståndshavarnas redovisningar<br />
vilka myndigheten har godkänt. Att föra in dessa<br />
krav i föreskrifterna innebär således ingen skärpning<br />
i förhållande till gällande krav, men med generella<br />
föreskrifter får kraven en enhetlig tillämpning,<br />
blir mer transparenta och kan på ett överskådligt sätt<br />
kommuniceras med olika intressenter. Detta ligger i<br />
linje med regeringens uppdrag till SKI att utforma<br />
ändamålsenliga regler.<br />
SKI har därför under senare år arbetat intensivt<br />
med att dels revidera vissa befintliga föreskrifter<br />
dels ta fram föreskrifter på nya områden. För att<br />
garantera att såväl nya som reviderade föreskrifter<br />
skall få en enhetlig utformning och hålla en hög<br />
kvalitet i övrigt har SKI etablerat en föreskriftsgrupp<br />
bestående av jurister och representanter från<br />
tillsynsavdelningarna. Gruppen har till uppgift att<br />
granska föreskriftsförslag innan de kommuniceras<br />
utanför myndigheten, presenteras för SKI:s rådgivande<br />
nämnder eller underställs SKI:s styrelse för<br />
beslut. Gruppens breda representation ger förutsättningar<br />
för såväl en allsidig belysning av föreskrifts-<br />
”...Anläggningarna<br />
har delats<br />
in i tre kategorier<br />
utgående från en<br />
sammanvägd riskbedömning.<br />
Denna<br />
bedömning utgår<br />
från den dimensionerandehotbild<br />
som SKI tagit<br />
fram...”<br />
förslag som en garant för kvalitet och kontinuitet i<br />
SKI:s föreskrifter.<br />
Kärntekniklagen<br />
Föreskrifterna gäller för samtliga anläggningar som<br />
har tillstånd enligt kärntekniklagens femte paragraf.<br />
Detta innebär att anläggningar med mycket varierande<br />
verksamheter omfattas av bestämmelserna<br />
som t.ex. kärnkraftverk, kärnbränslefabrik, förvaringsanläggningar<br />
för använt kärnbränsle, anläggningar<br />
för behandling av kärnavfall och vissa institutioner<br />
på högskolor och universitet som hanterar<br />
mindre mängder av kärnämne.<br />
Allmänna bestämmelser<br />
Paragraferna 1-12 i föreskrifterna gäller för samtliga<br />
berörda anläggningar och innebär bland annat att<br />
samtliga personer som deltar i verksamheten vid anläggningarna<br />
skall vara pålitliga och lämpliga från<br />
säkerhetssynpunkt. Säkerhetsskyddslagstiftningens<br />
bestämmelser om säkerhetsprövning, med i förekommande<br />
fall kontroll mot uppgifter i belastnings-<br />
och misstankeregister s.k. registerkontroll, skall således<br />
tillämpas på de personer som är verksamma<br />
vid de kärntekniska anläggningarna.<br />
En helt ny bestämmelse om IT-säkerhet har införts.<br />
Den innebär att åtgärder skall vidtas för att<br />
skydda datoriserade system av betydelse för anläggningens<br />
säkerhet mot obehörig åtkomst och dataintrång.<br />
I takt med att allt fler mjukvarubaserade system<br />
införs vid t.ex. kärnkraftverken har SKI bedömt<br />
det som nödvändigt att ställa krav på åtgärder för att<br />
skydda dessa system.<br />
Förstärkta skyddsbarriärer<br />
Skyddet för att förebygga obehörigt intrång i anläggningarna<br />
är uppbyggt kring flerfaldiga skydds-<br />
11
12<br />
Snabbfakta om fysiskt skydd<br />
Den första paragrafen i SKI:s föreskrifter<br />
(SKIFS <strong>2005</strong>:1) om fysiskt skydd av kärntekniska<br />
anläggningar beskriver syftet med det<br />
fysiska skyddet på följande sätt:<br />
”Dessa föreskrifter gäller åtgärder som<br />
krävs för att dels skydda kärntekniska anläggningar<br />
mot obehörigt intrång, sabotage<br />
eller annan sådan påverkan som kan medföra<br />
radiologisk olycka dels för att förhindra<br />
obehörig befattning med kärnämne eller<br />
kärnavfall, s.k. fysiskt skydd. Föreskrifterna<br />
omfattar bestämmelser om tekniska, organisatoriska<br />
och administrativa åtgärder.”<br />
I korthet består det fysiska skyddet av följande<br />
åtgärder:<br />
• Fysiska barriärer bland annat i form av<br />
stängsel och robusta byggnadskonstruktioner<br />
för att förebygga och förhindra obehörigt<br />
intrång till anläggningsområdet, byggnader<br />
och utrymmen som innehåller viktig utrustning<br />
eller där kärnämne eller kärnavfall<br />
hanteras eller förvaras.<br />
• Personell bevakning; bevakningspersonal<br />
som har till uppgift att kontrollera att<br />
otillåtna föremål inte förs in i anläggningen<br />
(säkerhetskontroll), kontrollera personers<br />
behörighet, verifiera larm och försvåra,<br />
fördröja och om möjligt förhindra obehörigt<br />
intrång.<br />
• Teknisk övervakning som syftar till att<br />
tidigt upptäcka obehörigt intrång i anläggningens<br />
olika delar. Den bevakningstekniska<br />
utrustningen består bland annat av larmdetektorer<br />
och tv-kameror som är anslutna<br />
till en bevakningscentral där anläggningen<br />
övervakas dygnet runt.<br />
• Rutiner för att tillse att bevakningsteknisk<br />
utrustning fungerar som avsett.<br />
• Rutiner och teknisk utrustning för att<br />
kontrollera att otillåtna föremål inte förs in i<br />
anläggningen (säkerhetskontroll).<br />
• Rutiner och teknisk utrustning för tillträdeskontroll<br />
så att endast behöriga personer<br />
ges tillträde till anläggningens olika delar.<br />
Tillträdet kontrolleras genom personliga<br />
tillträdeshandlingar samt dörrar, grindar och<br />
rotationsgrindar som är styrda av kortläsare.<br />
• Rutiner för att endast personer som är<br />
lämpliga ur säkerhetssynpunkt ges tillträde<br />
till anläggningen s.k. säkerhetsprövning.<br />
• Rutiner för att skydda uppgifter om anläggningens<br />
säkerhetsåtgärder från obehörig<br />
åtkomst.<br />
Det är således en kombination av åtgärder<br />
som sammantaget utgör det fysiska skyddet<br />
och som tillsammans skall förebygga att<br />
antagonistiska handlingar leder till radiologisk<br />
olycka eller stöld av kärnämne eller<br />
kärnavfall.<br />
barriärer, s.k. områdesskydd och skalskydd. Vid<br />
samtliga anläggningar innebär föreskrifterna skärpta<br />
krav på dessa skyddsbarriärer. Vid kärnkraftverken<br />
måste t.ex. fordonsbarriärer uppföras för att förhindra<br />
att motorfordon forcerar områdesskyddet. Dessutom<br />
kommer skyddet av t.ex. reaktorbyggnaderna<br />
vid kärnkraftverken att behöva förstärkas för att de<br />
händelser och hot som ryms inom den dimensionerande<br />
hotbilden skall kunna hanteras.<br />
Bättre förmåga att upptäcka intrång<br />
Den filosofi som tillämpas för det fysiska skyddet<br />
baseras på att det vid anläggningarna finns en god<br />
förmåga att tidigt detektera obehörigt intrång. Föreskrifterna<br />
ställer krav på att det vid de flesta anläggningar<br />
skall finnas larmdetektorer i såväl områdesskyddet<br />
som skalskyddet. Dessa detektorer är<br />
sedan anslutna till kameror som övervakar larmsektionerna.<br />
All bevakningsteknisk utrustning är ansluten<br />
till en bevakningscentral där särskilt utbildade<br />
operatörer dygnet runt övervakar vad som händer<br />
vid anläggningen. De nya föreskrifterna innebär<br />
skärpta krav på såväl bevakningsteknisk utrustning<br />
som förmågan att upptäcka intrång.<br />
Skärpt tillträdeskontroll<br />
De nya föreskrifterna ställer också krav på att kontrollera<br />
att otillåtna föremål inte tas in i anläggningen<br />
(säkerhetskontroll). Som exempel på sådana<br />
föremål kan nämnas vapen och explosiva varor.<br />
Vid t.ex. kärnkraftverken kommer utformningen<br />
av säkerhetskontrollen av personer att påminna om<br />
de kontroller som vi vant oss vid som flygpassagerare<br />
under senare år dvs. rutinmässig användning<br />
av metalldetektorer och bagageröntgenutrustning.<br />
Dessutom införs motsvarande kontroller av de fordon<br />
som skall passera in på bland annat kärnkraftverken.<br />
Åtgärder i kontrollrummet<br />
Kontrollrummen på kärnkraftverken skall vidare<br />
vara bättre skyddade mot obehörigt intrång. Dessutom<br />
skall förberedande åtgärder vidtas som, om<br />
verksamheten i kontrollrummet hotas, gör det möjligt<br />
att ta reaktorn till säkert läge och blockera manöverfunktioner<br />
för att slutligen utrymma kontrollrummet.<br />
Reaktorns fortsatta kylning skall sedan<br />
kunna upprätthållas och övervakas från annan plats<br />
i anläggningen.<br />
Återstående frågor<br />
I slutskedet av föreskriftsarbetet tvingades SKI konstatera<br />
att det inte var möjligt att ta med bestämmelser<br />
om skydd av vissa utrymmen som innehåller<br />
utrustning som är nödvändig för att upprätthålla säkerhetsfunktioner<br />
och konsekvenslindrande system<br />
s.k. vitala och säkert tillslutna utrymmen. En av<br />
förklaringarna till det var att det behövdes mer tid<br />
för att studera på vilket sätt de föreslagna åtgärderna<br />
kunde påverka reaktorsäkerheten i övrigt. SKI avser<br />
att återkomma med förslag om åtgärder för att<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
skydda dessa utrymmen i en komplettering till den<br />
nya föreskriften.<br />
Polisens roll<br />
Som nämnts inledningsvis har polisen en viktig<br />
roll vid ett brottsligt angrepp mot en kärnteknisk<br />
anläggning, nämligen som beväpnad insatsstyrka.<br />
Närmast berörs polismyndigheterna i de län där de<br />
kärntekniska anläggningarna är belägna samt den<br />
Nationella Insatsstyrkan vid Rikskriminalpolisen.<br />
Samarbetet mellan tillståndshavarna och polismyndigheterna<br />
fungerar i huvudsak mycket bra. Polisen<br />
genomför också återkommande utbildningar av sin<br />
personal vid anläggningarna där även gemensamma<br />
övningar med verkens personal genomförs.<br />
Den nya dimensionerande hotbilden bör fortsättningsvis<br />
vara dimensionerande även för den insatsberedskap<br />
som polismyndigheterna måste upprätthålla.<br />
SKI har inte möjlighet att ställa krav på<br />
polisen, därför pågår sedan en tid en dialog mellan<br />
SKI och polismyndigheterna för att komma fram<br />
till en lämplig framtida utformning av polisens insatsberedskap<br />
vid ett angrepp mot en kärnteknisk<br />
anläggning. En arbetsgrupp bestående av representanter<br />
från tillståndshavare och polismyndigheter<br />
har också bildats och den skall innan utgången av<br />
<strong>2005</strong> lämna förslag på åtgärder för att insatsberedskapen<br />
vid en händelse skall vara tillräcklig. Den<br />
detaljerade utformningen av insatsberedskapen bör<br />
sedan göras i nära samverkan mellan respektive tillståndshavare<br />
och polismyndighet.<br />
100% säkerhet finns inte!<br />
Man måste vara medveten om att det inte går att<br />
uppnå ett hundraprocentigt skydd oavsett vilka åtgärder<br />
som vidtas. Således måste man acceptera att<br />
man inte kan ha ett fullständigt skydd mot händelser<br />
som ligger utanför den dimensionerande hotbilden.<br />
De nya föreskrifterna tar dock höjd för mycket allvarliga<br />
händelser och hot som SKI bedömer att de<br />
kärntekniska anläggningarna skall kunna hantera.<br />
Andra länder<br />
Som redan sagts har SKI under föreskriftsarbetet<br />
noga studerat hur det fysiska skyddet är utformat i<br />
andra länder med motsvarande kärnenergiprogram.<br />
Vi har ägnat särskilt intresse åt hur det ser ut i andra<br />
europeiska länder. SKI bedömer att med de nya föreskrifterna<br />
kommer svenska kärntekniska anläggningar<br />
att ha ett fysiskt skydd som står sig väl i en<br />
internationell jämförelse.<br />
Från krav till åtgärder<br />
Av sekretesskäl går det inte att i detalj beskriva de<br />
åtgärder som vidtas för att skydda anläggningarna<br />
mot antagonistiska händelser och hot. Det som beskrivits<br />
ovan är exempel på områden där nuvarande<br />
krav skärpts och där det fysiska skyddet kommer att<br />
förstärkas som en följd av de nya föreskrifterna.<br />
Huvuddelen av de föreskrivna åtgärderna skall<br />
vara införda den 1 januari 2007. Under tiden fram<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong><br />
till ikraftträdandet kommer tillståndshavarna successivt<br />
att vidta nödvändiga åtgärder för att uppfylla<br />
föreskrifterna. Vissa mer omfattande åtgärder<br />
skall vara införda den 1 januari respektive 1 oktober<br />
2008.<br />
De ändringar som skall göras vid anläggningarna<br />
skall efter en säkerhetsgranskning i två steg av<br />
tillståndshavaren anmälas till SKI innan de genomförs.<br />
SKI har då att ta ställning till om myndigheten<br />
skall granska anläggningsändringarna eller om de<br />
bedöms uppfylla gällande krav. Slutligen skall den<br />
aktuella utformningen av det fysiska skyddet dokumenteras<br />
i en plan för fysiskt skydd som även den<br />
skall anmälas till SKI.<br />
SKI kommer i sin tillsyn att noggrant följa tillståndshavarnas<br />
arbete med att införa de nya föreskrifterna.<br />
Även om de nya föreskrifterna föregåtts<br />
av ett omfattande arbete är det först när föreskrifterna<br />
är beslutade som arbetet med att omsätta kraven<br />
i konkreta åtgärder kan starta på allvar.<br />
Baserat på de preliminära analyser som tillståndshavarna<br />
kunnat göra uppskattar SKI att de<br />
sammanlagda kostnaderna för nödvändiga investeringar<br />
till följd av föreskrifterna kommer att uppgå<br />
till ca en miljard kronor. Till det kommer ökade årliga<br />
löpande kostnader i storleksordningen 10-15%<br />
av investeringskostnaderna. Det bör dock noteras<br />
att det finns stora osäkerheter i dessa bedömningar<br />
som först klarnar när mer detaljerade analyser kunnat<br />
göras.<br />
Avslutningsvis kan konstateras att tillståndshavarna<br />
står inför en stor utmaning de kommande åren<br />
och SKI har en stor tillsynsutmaning framför sig!<br />
Stig Isaksson<br />
Ett balanserat fysiskt skydd eftersträvas. Obehörigt intrång<br />
via kylvattenintagets silstation måste också förebyggas.<br />
Foto: Peter Arkeholt<br />
13
SKI kräver analys av risker under avställning<br />
Mänskligt felhandlande<br />
14<br />
Av Lars Bennemo<br />
Artikelförfattaren är verksam som utredare på<br />
enheten för anläggningssäkerhet<br />
vid Statens kärnkraftinspektion<br />
Under den senaste tioårsperioden<br />
har stora resurser lagts på att<br />
analysera och minimera de risker<br />
som finns då en reaktor är avställd<br />
för revision med bland annat<br />
bränslebyte. Samtliga svenska<br />
anläggningar har också genomfört<br />
någon typ av avställningsanalys<br />
i enlighet med kärnkraftinspektionens<br />
”Föreskrifter om säkerhet<br />
i kärntekniska anläggningar”<br />
(SKIFS 2004:1). För närvarande<br />
pågår dessutom uppdateringar av<br />
analyserna vid flera anläggningar<br />
utifrån de senaste rönen om risker<br />
vid avställning.<br />
Den enskilt främsta orsaken till risk för<br />
härdskada under avställning utgörs av<br />
mäskligt felhandlande. Detta förhållande<br />
att en mängd aktiviteter pågår samtidigt<br />
med ett stort antal människor i anläggningen<br />
ger ett signifikant bidrag till riskbilden.<br />
Aktiviteterna kan, om de utförs<br />
felaktigt, generera inledande händelser<br />
till haverisekvenser. Exempel på detta är<br />
underhållsaktiviteter som kan leda till att<br />
reaktorn töms på vatten eller bränder som<br />
sätter säkerhetssystemen ur funktion.<br />
Vidare är aktiviteterna under avställning<br />
inte lika förutsägbara som under effektdrift,<br />
vilket beror på att de inte alltid<br />
är styrda av instruktioner i lika hög grad<br />
som händelser under drift.<br />
Ändrad bedömningsgrund<br />
Historiskt sett har riskerna vid den årliga<br />
servicen och bränslebytena inte bedömts<br />
på samma systematiska sätt som gällt för<br />
riskhanteringen under drift. En avställd<br />
reaktor där den nukleära klyvningsprocessen<br />
stoppats har länge inte ansetts kunna<br />
orsaka några allvarliga konsekvenser för<br />
omgivningen ur strålningssynpunkt. Med<br />
tiden har dock denna uppfattning ändrats.<br />
Flera faktorer bidrar till risken för<br />
härdskada under revision, som t.ex. otillgängliga<br />
säkerhetsrelaterade system,<br />
mänskliga ingrepp före och efter inledande<br />
händelser och otillgängliga passiva<br />
fysiska barriärer. Det är bland annat mot<br />
denna bakgrund som SKI i sin författningssamling<br />
tar upp kravet på att risker<br />
under avställning analyseras.<br />
Under avställningsfasen genomförs,<br />
förutom bränsleförflyttningar och bränslebyte,<br />
även service och underhåll på anläggningens<br />
system och komponenter. För<br />
att det ändå ska vara möjligt att koppla in<br />
nödvändiga säkerhetssystem när anläggningarna<br />
ställs av elektriskt finns det alltid<br />
en elektrisk matning till komponenter<br />
som behövs för anläggningens säkerhet.<br />
Jämfört med när anläggningen går i<br />
effektdrift och producerar elektricitet är<br />
dock antalet tillgängliga säkerhetssystem<br />
färre. Å andra sidan så är den nukleära effekten<br />
nedstyrd till ett minimum och de<br />
flesta rörsystem, som under drift innehåller<br />
vatten och ånga under högt tryck,<br />
är trycklösa vilket minskar risken att en<br />
oönskad händelse leder till allvarliga konsekvenser<br />
på anläggningen eller omgivningen.<br />
Samma riskbild<br />
Redan i mitten av 1980-talet visade studier<br />
genomförda av Framatome, för franska<br />
tryckvatte<strong>nr</strong>eaktorer, att riskerna för<br />
en allvarlig bränsleskada under avställning<br />
var i samma storleksordning som den<br />
under driftperioden. Efter den franska studien<br />
har ett antal internationella analyser<br />
bekräftat detta resultat. Rapporter kring<br />
händelser som inträffat under revisionsavställningar<br />
visar samma tendens.<br />
Avställningsanalyser genomfördes i<br />
Sverige först som relativt enkla kvalitativa<br />
bedömningar av riskerna och de barriärer<br />
som förhindrade oönskade händelser.<br />
Med dessa analyser gick det att peka ut<br />
scenarier som kunde vara riskabla om de<br />
barriärer som fanns tillgängliga felade eller<br />
var bortkopplade. Däremot kunde man<br />
inte med barriärmetoden sätta sannolikheter<br />
på de risker som utvärderades.<br />
Varierande indata<br />
Under senare år har de svenska kärnkraftverken<br />
genomfört mer eller mindre om-<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
dominerar riskbilden<br />
fattande analyser både för ned- och uppgångsfaserna<br />
samt avställningsperioden.<br />
Numera genomförs analyserna med hjälp<br />
av PSA, (sannolikhetsbaserad säkerhetsanalys),<br />
och metodiken görs så lik analyserna<br />
för driftperioden som möjligt.<br />
Eftersom riskerna vid drift i första<br />
hand styrs av fel som har en teknisk orsak<br />
och avställningsriskerna domineras<br />
av mänskliga fel, är indata till analyserna<br />
dock mycket olika.<br />
I moderna PSA-studier eftersträvas så<br />
stor realism som möjligt, varför man noggrant<br />
modellerar systemotillgängligheter,<br />
alla möjligheter att i efterhand korrigera<br />
gjorda misstag samt också fysikaliska variabler.<br />
På senare år har dessutom en allt<br />
större del av insatserna lagts på att bedöma<br />
sannolikheten för att operatörer och<br />
anläggningspersonal gör misstag i olika<br />
situationer vilka kan resultera i händelsekedjor<br />
som äventyrar säkerheten.<br />
Av den anledningen görs också riskanalyser<br />
av avställningsperioden anläggningsspecifi<br />
ka. Detta med tanke på<br />
att revisionsperioden kan genomföras och<br />
styras på vitt skilda sätt, även för i övrigt<br />
lika anläggningar.<br />
Studier i två steg<br />
PSA-studier för revisionsperioden utförs<br />
i två steg. I det första steget görs en analys<br />
av sannolikheten att en härdskada ska<br />
uppkomma. I nästa steg görs en beräkning<br />
av hur mycket radioaktivitet som kommer<br />
att släppas ut till omgivningen om en härdskada<br />
har inträffat. Dessa studier benämns<br />
nivå 1 respektive nivå 2.<br />
De fl esta studier som genomförts i<br />
Sverige och även internationellt analyserar<br />
risken för härdskada. Vid analys av ris-<br />
Såväl reaktortank som<br />
inneslutning kan vara<br />
öppna mot omgivningen<br />
under perioder av<br />
avställningen. Om en<br />
händelse skulle inträffa<br />
som gör att reaktorhärden<br />
tappar sin vattentäckning,<br />
fi nns i detta<br />
läge ingen barriär som<br />
håller inne radioaktiviteten<br />
som frigörs vid en<br />
bränsleskada.<br />
Bilden är hämtad från<br />
reaktorinneslutningen på<br />
Ringhals 2.<br />
Foto: Hallands Bild ©<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong> 15
Med traversen i reaktorhallen<br />
lyfts tunga<br />
objekt, som stora<br />
pumpar och reaktortanklock,<br />
under revisionen.<br />
Om en sådan<br />
komponent tappas så<br />
att säkerhetssytem<br />
skadas eller bassängerna<br />
dräneras på<br />
vatten kan reaktorn<br />
tappa sin resteffektkylning.<br />
I långtidsförloppet<br />
leder utebliven<br />
resteffektkylning till<br />
avtäckning av härden<br />
och därmed härdskada<br />
– om inte det<br />
bortkokade vattnet<br />
kan ersättas.<br />
Bilden visar rektorhallen<br />
i Barsebäck.<br />
Foto: Pierre Mens ©<br />
ker under avställning kan dock även andra<br />
konsekvenser än härdskada analyseras.<br />
Exempel på sådana konsekvenser är:<br />
• kokning eller uppvärmning i härden<br />
eller bassänger<br />
• oönskad lokal kriticitet i reaktorhärden<br />
• kall övertryckning av reaktortanken<br />
(som kan leda till sprickbildning)<br />
• incidenter med tappade tunga föremål<br />
som skadar vital utrustning<br />
• kontaminerad personal<br />
Flera av sekvenserna ovan leder i långtidsförloppet<br />
till härdskada varför analyserna<br />
i praktiken inte skiljer sig så mycket<br />
åt. Incidenter som kall övertryckning och<br />
tunga lyft kan orsaka brott på rörsystem<br />
eller reaktortank vilket i sin tur leder till<br />
förlust av kylvatten och därmed härdskada.<br />
Även uppvärmning av bassänger<br />
leder i långtidsförloppen till förlust av<br />
vatten genom avkokning vilket resulterar<br />
i härdskada.<br />
16<br />
Dränering av vatten<br />
Avtäckning av det radioaktiva bränslet<br />
kan ske genom att reaktortanken dräneras<br />
på vatten. Detta orsakas av att systemet<br />
öppnas felaktigt under härdens nivå, exempelvis<br />
ventilöppning eller ett brott på<br />
systemet under härdnivån. En annan orsak<br />
till avtäckning av härden är utebliven<br />
kylning av reaktorvattnet. Om vattnet får<br />
koka bort under en längre period utan att<br />
nytt tillförs leder detta till att reaktorbränslet<br />
friläggs och en härdskada uppstår. En<br />
ytterligare konsekvens av uppvärmning<br />
av vattnet är dessutom att pumpar kan<br />
haverera på grund av effekterna av det<br />
varma vattnet.<br />
Härdskador under revisionen kan också<br />
uppkomma på grund av att en brand uppstår<br />
i anläggningen, vilken i sin tur slår ut<br />
möjligheten att kyla bränslet. Eftersom<br />
brännbart material förs in i anläggningen<br />
under revisionen samt att brandcellers in-<br />
tegritet bryts, kan en brand rent teoretisk<br />
få allvarliga konsekvenser.<br />
Öppen inneslutning<br />
Under revisionen är också den inneslutning<br />
som omger reaktorn öppen under<br />
långa perioder eftersom en hel del människor<br />
och utrustning passerar ut och in<br />
genom densamma. Om en händelse skulle<br />
inträffa som gör att reaktorhärden tappar<br />
sin vattentäckning finns i detta läge ingen<br />
barriär som håller inne radioaktiviteten<br />
som frigörs vid en härdskada.<br />
För att identifiera inledande händelser<br />
som kan ge upphov till härdskada eller<br />
andra oönskade effekter kan flera olika<br />
angreppssätt användas. Eftersom ett flertal<br />
internationella och nationella studier numera<br />
har genomförts används regelmässigt<br />
erfarenheter och statistik från dessa.<br />
En viktig del i förberedelserna för att<br />
göra en analys av avställningens risker är<br />
dock att gå igenom hur revisionen genom-<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
förs. En kartläggning görs därför i nära<br />
samarbete med erfaren driftpersonal där<br />
alla momenten under såväl nedstyrningen<br />
av effekten som själva revisionen och inte<br />
minst effektuppgången gås igenom. Av<br />
erfarenhet känner man dessutom sedan<br />
tidigare till de mest signifikanta känsliga<br />
sekvenserna som kan leda till oönskade<br />
scenarier.<br />
Mänskligt felhandlande<br />
Som nämndes inledningsvis dominerar<br />
mänskligt felhandlande riskbilden för<br />
härdskador under avställning. Detta av<br />
den enkla anledningen att många människor<br />
befinner sig i anläggningen under revisionen<br />
och att dessa utför en stor mängd<br />
mäskliga ingrepp i samband med service<br />
och underhåll på viktiga system och komponenter.<br />
Mänskligt felhandlande kan orsakas av<br />
brist på instruktioner, vaga tekniska specifikationer,<br />
dålig handledning, avvikelser<br />
i samband med underhåll, dålig kunskap<br />
om vilka risker som föreligger under avställning<br />
eller avsaknad av träning (till<br />
exempel simulatorträning) för avställd<br />
reaktor.<br />
Att sätta sannolikheter på mänskligt<br />
handlande har av många tidigare ansetts<br />
vara alltför otillförlitligt för att vara användbart.<br />
Likväl görs numera alltmer detaljerade<br />
modeller för att kunna använda<br />
bedömningarna i PSA. En viktig ingrediens<br />
i dessa sammanhang blir därför känslighets-<br />
och osäkerhetsanalyser som visar<br />
hur förändringar i indata slår mot slutresultatet.<br />
Mänskligt felhandlande kan delas in i<br />
tre grupper:<br />
1. Mänsklig påverkan före en inledande<br />
händelse. Med detta avses att orsaker<br />
till att komponenter felar är mänsklig<br />
påverkan via test och underhåll.<br />
2. Mänsklig påverkan som en inledande<br />
händelse. Här avses att mänskliga fel<br />
t.ex. i koordinering kan leda till inledande<br />
händelser.<br />
3. Ingrepp efter en inledande händelse.<br />
Varvid avses ingrepp som görs för att<br />
häva en uppkommen situation.<br />
Under förberedelserna inför en avställningsanalys<br />
görs en genomgång med personalen<br />
där man söker komma fram till<br />
en bedömning av vilka möjliga fel samt<br />
”...På senare<br />
år har avställningsanalyser<br />
med hjälp av<br />
PSA bekräftat<br />
att sekvenser<br />
som har få<br />
barriärer mot<br />
oönskade händelser<br />
också<br />
kan bidra signifikant<br />
till risken<br />
för härdskada.<br />
Dessutom har<br />
vissa svagheter<br />
och beroenden<br />
som varit svåra<br />
att upptäcka<br />
utan dessa<br />
systematiska<br />
analyser identifierats...”<br />
korrigerande åtgärder som kan göras i<br />
olika situationer. Här tas anläggningspersonalens<br />
erfarenhet tillvara genom att<br />
intervjuer genomförs med nyckelpersoner<br />
som utför service på anläggningarna likväl<br />
som med kontrollrumspersonal.<br />
Med utgångspunkt från resultaten från<br />
genomgången med personalen sätts sannolikheter<br />
för felhandlingar som kan resultera<br />
i oönskade scenarier. I dessa bedömningar<br />
vägs flera faktorer in såsom<br />
risken att kunna göra fel utan att det upptäcks<br />
direkt. Även svårighetsgraden på ingreppet<br />
bedöms liksom den tid som finns<br />
till förfogande för ingreppet, m.m.<br />
Sannolikheterna används därefter som<br />
indata för de scenarier som bedöms kunna<br />
resultera i allvarliga konsekvenser.<br />
Svagheter identifierade<br />
I Sverige genomförde Vattenfall de första<br />
systematiska analyserna på avställningsfasen<br />
i slutet av 1980-talet och början på<br />
1990-talet på en kokvatte<strong>nr</strong>eaktor respektive<br />
en tryckvatte<strong>nr</strong>eaktor. I dessa analyser<br />
bedömdes styrkan hos barriärerna och<br />
det antal av dem som fanns tillgängliga,<br />
mot ett antal i förväg definierade oönskade<br />
händelser som framförallt kunde leda till<br />
härdskada.<br />
Trots att analyserna genomfördes med<br />
begränsade resurser och förenklade analysmetoder<br />
kunde flera svaga sekvenser<br />
identifieras både för tryckvatte<strong>nr</strong>eaktorn<br />
och för kokvatte<strong>nr</strong>eaktorn. Svagheterna i<br />
sekvenserna var inte okända för driftpersonalen<br />
men eftersom konsekvensen av<br />
händelser under avställning på den tiden<br />
inte bedömdes lika allvarligt som idag,<br />
genomfördes arbetena under revisionen<br />
regelmässigt, i stort sett oförändrade år<br />
efter år.<br />
Ökad säkerhet med PSA<br />
På senare år har avställningsanalyser med<br />
hjälp av PSA bekräftat att sekvenser som<br />
har få barriärer mot oönskade händelser<br />
också kan bidra signifikant till risken för<br />
härdskada. Dessutom har vissa svagheter<br />
och beroenden som varit svåra att upptäcka<br />
utan dessa systematiska analyser<br />
identifierats.<br />
Som resultat av analyserna har både<br />
arbetssätt och rena konstruktionsmässiga<br />
förändringar på de svenska anläggningarna<br />
genomförts som ytterligare ökat säkerheten<br />
under revisionerna.<br />
Exempel på förändringar i arbetssätt är<br />
att arbeten under härdnivå som kan resultera<br />
i utsläpp av stora mängder vatten från<br />
reaktortanken, numera utförs med reaktorinneslutningen<br />
stängd. Dessutom begränsas<br />
i stor utsträckning övriga arbeten<br />
som pågår parallellt med dessa.<br />
Ett ytterligare resultat av analyserna är<br />
att haveriinstruktioner som hanterar olika<br />
oönskade scenarier numera används och<br />
tränas i simulator.<br />
Lars Bennemo<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong> 17
Förståelse av korrosionsmekanismer viktiga<br />
Studier av långsamma<br />
18<br />
Av Christina Lilja<br />
Artikelförfattaren är<br />
ansvarig för frågor kring<br />
kapsel och inkapsling av<br />
använt bränsle<br />
på Avdelningen för<br />
Kärnavfallssäkerhet<br />
vid Statens kärnkraftinspektion.<br />
Att järn kan rosta fort, det vet alla som<br />
har glömt trädgårdsredskap ute eller<br />
har använt kättingar till båtar och bojar.<br />
Koppar är däremot ett material som inte<br />
reagerar med luft och vatten så lätt, och<br />
har därför valts som material i höljet till<br />
den kapsel som skall användas för slutförvaring<br />
av använt kärnbränsle. Koppar<br />
korroderar dock, men mycket långsamt,<br />
och koppartak får t.ex. grön färg så småningom,<br />
men hur snabbt går det egentligen<br />
och under vilka betingelser kan koppar<br />
korrodera?<br />
Ett gemensamt problem när man skall studera långsamma<br />
processer är att det är svårt att visa att teorier<br />
om mekanismerna stämmer. Accelererade metoder<br />
där man påskyndar förloppen är därför ett lämpligt<br />
angreppssätt när man söker blicka in i framtiden.<br />
Till exempel kan man ha högre temperatur, högre<br />
koncentration av ”skadliga ämnen” eller kraftigare<br />
Den karakteristiska gröna (f)ärgen på koppartaken<br />
härintill är resultatet av en korrosionsprocess där<br />
bland annat syret i luft och vatten långsamt bryter ner<br />
materialet. Koppar är ändå ett mycket motstådskraftigt<br />
ämne som på grund av sina egenskaper är tänkt<br />
att omgärda det använda kärnbränslet i ett slutförvar.<br />
Bilden föreställer en vy över Helsingborg.<br />
Foto: © Christer Fredriksson/Naturbild AB<br />
belastning. Samtidigt gäller i alla fall att man måste<br />
förstå mekanismerna för att förstå ifall och vilka<br />
processer man snabbar upp i ett accelererat test.<br />
Exkluderande demonstration<br />
Ett annat sätt att hantera korrosionsfrågorna för kopparkapslarna<br />
är att demonstrera att de miljöer som<br />
finns i slutförvaret skiljer sig så mycket från de miljöer<br />
där korrosion kan uppträda att korrosion inte<br />
blir något problem.<br />
Hur man skulle kunna använda denna ”exclusion<br />
principle” för spänningskorrosion har behandlats i<br />
ett forskningsprojekt SKI bedriver på VTT i Finland.<br />
Detta projekt tillsammans med flera andra SKI-projekt<br />
låg till grund för den workshop om kopparkorrosion<br />
som SKI anordnade i slutet av april i år.<br />
Den ingår för övrigt i en serie av workshopar som<br />
SKI anordnar inför granskningen av de ansökningar<br />
om att få bygga en inkapslingsanläggning och ett<br />
slutförvar för använt bränsle som Svensk Kärnbränslehantering<br />
AB, SKB, planerar lämna 2006<br />
respektive 2008.<br />
Till workshopen hade SKI bjudit in både forskare<br />
som arbetar med SKI-finansierade forskningsprojekt<br />
och andra internationella experter inom området.<br />
Var och en av de inbjudna deltagarna var ombedda<br />
att förbereda en presentation av sitt special-<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
för säkerhetsanalysen<br />
processer kräver fantasi<br />
område, men med särskild tillämpning på slutförvar.<br />
De hade också i förväg fått delar av det digra<br />
material SKB tagit fram.<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong><br />
Vidgade gränser med fantasi<br />
Den första dagen ägnades åt de förberedda presentationerna,<br />
och åt att formulera frågor till SKB. Här<br />
krävdes både fantasi och diskussion för att föreställa<br />
sig vilka miljöer och situationer som kopparkapseln<br />
skulle kunna utsättas för.<br />
Till den andra dagen var SKB och deras experter<br />
inbjudna. På förmiddagen presenterade SKB sin<br />
syn på kunskapsläget om kopparkorrosion, och på<br />
eftermiddagen var det dags att ställa frågor.<br />
Diskussionen på sådana här möten blir stundtals<br />
mycket fördjupad i detaljer, men frågorna lyfts<br />
också upp och sätts in i sitt sammanhang i säkerhetsanalysen<br />
av långsiktig säkerhet för slutförvaret.<br />
Den sista halva dagen ägnade SKI och de inbjudna<br />
forskarna åt att summera vad som sagts<br />
under de olika presentationerna, vilka frågor SKB<br />
besvarat och inte, och vad detta innebär för SKI:s<br />
fortsatta arbete.<br />
Granskningsförberedelser<br />
Konceptet med workshopar som en förberedelse<br />
inför kommande granskningar har kärnavfallsav-<br />
delningen på SKI använt och utvecklat sedan 2002.<br />
Workshoparna har alla handlat om de tekniska barriärerna<br />
i slutförvaret (kapslar, bentonit och återfyllning),<br />
men med olika fokus. Berget som barriär<br />
behandlas i uppföljningen av SKB:s platsundersökningar.<br />
Den första workshopen, i november 2002, behandlade<br />
egenskaper hos både kapsel och bentonit,<br />
vilket var ett nytt grepp. Det var väldigt givande att<br />
låta forskare från respektive område få ta del av arbetssätt<br />
och resultat från ”andra sidan” av det som<br />
många gånger bara är ett randvillkor.<br />
Framgången med denna sammandragning ledde<br />
till att SKI i november 2003 arrangerade en workshop<br />
kring tillverkning och kontroll av kapslar och<br />
bentonit. Därefter anordnades i maj 2004 en workshop<br />
kring långtidsförsök och i november gjordes<br />
en djupdykning i frågor om långtidsegenskaper hos<br />
bentonit.<br />
Viktigt förarbete<br />
För att få ut mycket av dessa workshopar krävs en<br />
hel del förberedelser från både SKI och deltagarna:<br />
inläsning och presentationer, förberedelse av frågor<br />
till SKB som sedan ”vässas” i arbetsgrupper. Efter<br />
genomförd workshop dokumenteras arbetet i en SKI<br />
Rapport.<br />
19
20<br />
Faktaruta<br />
Utvärdering och slutsatser<br />
Vilka frågor behandlades då på denna korrosionsworkshop<br />
och kunde några slutsatser dras? Slutsatserna<br />
är inte färdigformulerade (rapportskrivningen<br />
pågår), men vi kan sammanfatta ämnena som diskuterades:<br />
− allmän korrosion, som kräver tillgång på syre,<br />
begränsas just därför till korta tidsperioder<br />
− lokal korrosion – här råder fortfarande olika uppfattningar<br />
om hur den skall beskrivas: som ojämn<br />
allmän korrosion, som korrosion under skikt<br />
(”underdeposit corrosion”) eller som mer tydliga<br />
gropar som kan åsättas ett maximalt djup<br />
− sulfi der reagerar otvivelaktigt med koppar, och<br />
då blir frågan hur mycket, var och i vilken form<br />
dessa uppträder<br />
− mikrobiell korrosion – handlar nu mer om mikrobernas<br />
möjlighet att överleva i bentoniten än om<br />
korrosionsmekanismer<br />
− spänningskorrosion kräver tre faktorer: rätt<br />
potential, rätt miljö och dragspänningar, men<br />
fortfarande har man inte helt kunnat utesluta<br />
att en situation kan uppstå som är gynnsam för<br />
denna korrosionstyp<br />
− något mer esoteriskt diskuterades även t.ex. jordströmmar,<br />
galvanisk korrsion och radiolytiska<br />
effekter, men utan att ges någon större roll.<br />
Nya kunskaper<br />
För att sammanfatta denna workshop så gav den<br />
precis som de andra workshoparna nya kunskaper<br />
på fl era plan. Först förstås rent fackmässigt där korrosionsmekanismer<br />
vändes och vreds på. Till det<br />
kan läggas en ordentlig genomgång och diskussion<br />
av SKB:s arbete – samt inte minst viktigt – ett förstärkt<br />
kontaktnät med forskare som kan stödja SKI<br />
med spetskompetens.<br />
Christina Lilja<br />
• Rost är benämningen på en järnförening,<br />
FeO(OH), som uppstår när järn kommer i<br />
kontakt med fukt och syre. Det är alltså bara<br />
järn och stål som kan rosta – andra metaller<br />
korroderar.<br />
• På ett koppartak som korroderar bildas ett<br />
grönt skikt som ofta kallas ärg. Först bildas i<br />
allmänhet ett svart skikt av kopparsulfi d, som<br />
sedan oxideras av syret och fukten i luften<br />
och blir grönt. Ärgen kan sedan också ta upp<br />
andra föreningar som karbonat och klorid.<br />
Korrosionsstudier<br />
Oxidations<br />
Kan man använda elektrokemisk impedansspektroskopi<br />
(EIS) för att studera<br />
oxidationsförloppet i realtid och för att<br />
få detaljerad information om oxidens<br />
fysikaliska egenskaper? För att få svar<br />
på den frågan har SKI deltagit i ett projekt<br />
som skall ge ökad förståelse för korrosionsmekanismer.<br />
Därigenom får SKI<br />
bättre underlag för att kunna bedöma<br />
konsekvenser på bränslebeteende vid förändrade<br />
driftsätt på kärnkraftverken samt<br />
korrosionsegenskaper hos nya kapslingsmaterial.<br />
Korrosionen av bränslekapslingsmaterialet har<br />
studerats på plats i simulerad reaktormiljö vid hög<br />
temperatur (288 o C). Det experimentella arbetet har<br />
utförts vid Studsvik Nuclears AB autoklavhall utanför<br />
Nyköping. Mätningarna och utvärderingen av<br />
erhållna impedansdata har genomförts i samarbete<br />
med Ulf Andersson och prof. Elisabet Ahlberg vid<br />
Institutionen för kemi, Göteborgs universitet.<br />
Korrosion på vanliga legeringar<br />
Zirkoniumlegeringar är allmänt använda som bränslekapslingsmaterial<br />
i kärnkraftreaktorer. Zircaloy<br />
är en sådan legering som används både i kokvatte<strong>nr</strong>eaktorer<br />
(BWR = Boiling Water Reactor) och<br />
tryckvatte<strong>nr</strong>eaktorer (PWR = Pressurized Water<br />
Reactor).<br />
Korrosion hos kapslingsmaterialet kan begränsa<br />
bränslets livslängd i härden. Utveckling av nya eller<br />
modifi erade kapslingsmaterial med förbättrade<br />
korrosionsegenskaper är därför av intresse för kärnkraftindustrin.<br />
Men beteendet hos dessa nya material<br />
måste karakteriseras. Dessutom leder en högre<br />
utbränning av bränslet till nya problem ifråga om<br />
beteendet hos existerande kapslingsmaterial.<br />
Det fi nns följaktligen ett behov av att på plats undersöka<br />
oxidtillväxten på kapslingsmaterial under<br />
reaktorförhållanden. Få tekniker fi nns tillgängliga<br />
för sådana studier men impedansspektroskopi (se<br />
faktaruta) kan vara en bra metod för att följa oxidationsförloppet<br />
i reell tid och samtidigt få information<br />
om den bildade oxidens fysikaliska egenskaper.<br />
Vid Studsvik Nuclears autoklavhall fi nns de<br />
förutsättningar som krävs för denna typ av studier<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
av kapslingsmaterial<br />
förlopp studeras i realtid<br />
– i vattenmiljö vid hög temperatur (288 o C) och högt<br />
tryck (90 bar). Vattenkemin i autoklaverna kan enkelt<br />
styras genom dosering av önskade kemikalier<br />
till vattnet. För att simulera den oxiderande miljön i<br />
härden hos en BWR doserades väteperoxid till vattnet<br />
i de aktuella mätningarna.<br />
Test av kapslingsmaterial i reaktorlik miljö<br />
Impedansmätningar vid rumstemperatur har använts<br />
vid fl era undersökningar för att studera oxiden som<br />
bildats på kapslingen. Dessa förhållanden är dock<br />
långt ifrån de som gäller i en reaktor vid hög temperatur.<br />
I föreliggande arbete har som tidigare angetts<br />
mätningarna genomförts i autoklav vid 288 o C för<br />
att försöka följa oxidtillväxten på plats i simulerad<br />
BWR-miljö.<br />
Analys av uppmätta impedansspektra har visat<br />
att oxidens tjocklek kunnat beräknas så att oxidationskinetiken<br />
kunnat bestämmas (se fi gur 1). Oxidtillväxten<br />
följer en förväntad kubisk tillväxtkurva<br />
(oxidtjockleken är proportionell mot tiden upphöjt<br />
till 1/3), vilket innebär att hastigheten på oxidtillväxten<br />
avtar med tiden. Efter experimenten har<br />
proverna studerats i svepelektronmikroskop (SEM).<br />
Oxidtjockleken bestämd i SEM stämmer väl med<br />
den som beräknats från uppmätta impedansdata.<br />
När metallen omvandlas till oxid åtföljs detta av<br />
en volymökning på ca 50%. Denna volymökning<br />
medför stora spänningar i oxiden och metallen.<br />
Oxidtjocklek (nm)<br />
1250<br />
1000<br />
750<br />
500<br />
250<br />
0<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong><br />
A<br />
B<br />
C<br />
0 25 50 75 100 125 150<br />
Tid (dagar)<br />
Av Stefan Forsberg<br />
Fil.lic<br />
Artikelförfattaren är verksam inom Studsvik Nuclear AB<br />
på avdelningen för materialteknik och arbetar huvudsakligen<br />
med korrosion och vattenkemi.<br />
Vid en viss oxidtjocklek (vanligen ca 2 μm) leder<br />
dessa spänningar till mekaniska brott i oxiden så att<br />
sprickor bildas i det yttre oxidskiktet. Efter denna<br />
punkt (den s.k. transitionen) ökar åter oxidtillväxthastigheten<br />
och blir linjär med tiden. Efter transitio-<br />
Figur 1. Oxidtillväxt<br />
för tre olika Zircaloymaterial<br />
som funktion<br />
av tid vid 288 o C (de första<br />
punkterna dock vid<br />
rumstemperatur). Den<br />
kubiska tillväxtkurvan<br />
är tydlig i fi guren för<br />
materialen A och B.<br />
21
Figur 2. Oxidkonduktivitet<br />
som funktion av<br />
reciprok temperatur för<br />
material A i början av<br />
experimentet. Observera<br />
att en logaritmisk skala<br />
används för konduktiviteten.<br />
Figur 3. Exempel på ett<br />
impedansspektrum på<br />
ett Zircaloy-material<br />
uppmätt vid 288 o C.<br />
22<br />
log s (W-1m-1)<br />
-7<br />
-8<br />
-9<br />
-10<br />
-11<br />
-12<br />
0 1 2 3 4<br />
nen fi nns porer och sprickor i det yttre oxidskiktet<br />
som vatten och syre kan penetrera. Närmast metalllen<br />
kvarstår dock ett tätt och kompakt oxidskikt (det<br />
s.k. barriärskiktet) som skyddar metallen.<br />
Begränsad information<br />
Att vattnet kan penetrera det yttre oxidskiktet efter<br />
transitionen medför att man inte ”ser” detta skikt<br />
vid impedansmätningar. Däremot kan man fortfarande<br />
erhålla information om det i<strong>nr</strong>e passiverande<br />
skiktet. Detta är av intresse eftersom det är det i<strong>nr</strong>e<br />
skiktet som begränsar oxidationsprocessen och om<br />
detta skikt är tunt ökar såväl oxidationshastigheten<br />
som väteupptaget.<br />
I arbetet som redovisas här har impedansmätningar<br />
även genomförts på två Zircaloyprover som<br />
hade föroxiderats till en oxidtjocklek på ca 15 μm,<br />
log |Z|<br />
6<br />
5<br />
4<br />
3<br />
2<br />
1000 / T (K-1)<br />
EA = 34 kJ/mol<br />
dvs. i eftertransitionsområdet. Baserat på dessa mätningar<br />
beräknades en oxidtjocklek för det i<strong>nr</strong>e kompakta<br />
skiktet på omkring 2 μm, vilket stämmer väl<br />
med den tjocklek vid vilken övergången från förtill<br />
eftertransitionstillväxt brukar ske.<br />
Om oxidens totala tjocklek är känd (t.ex. beräknad<br />
från provets viktökning under oxideringen) kan<br />
resultaten från impedansmätningar användas till att<br />
härleda värden på porositeten hos oxiden. På detta<br />
sätt bestämdes porositeten för eftertransitionsproverna<br />
till mellan 3 och 6 %.<br />
Mätningar vid olika<br />
temperaturer<br />
Med hjälp av oxidens tjocklek och resistansen över<br />
oxiden, som impedansmätningarna ger, kan oxidens<br />
elektriska konduktivitet beräknas. Eftersom några<br />
1<br />
0<br />
0,001 0,01 0,1 1 10 100 1000 10000 100000<br />
Frekvens (Hz)<br />
log |Z|<br />
Fasvinkel<br />
-90<br />
-80<br />
-70<br />
-60<br />
-50<br />
-40<br />
-30<br />
-20<br />
-10<br />
Fasvinkel<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
a)<br />
b)<br />
mätningar genomförts vid rumstemperatur och ett<br />
par andra temperaturer, förutom vid 288 o C, har det<br />
varit möjligt att bestämma konduktivitetens temperaturberoende<br />
(se fi gur 2). Figuren redovisar resultat<br />
från mätningar på material i förtransitionsområdet<br />
(dvs. innan oxiden spricker upp). Som fi guren visar<br />
är konduktiviteten ungefär tusen gånger högre vid<br />
288 o C jämfört med i rumstemperatur.<br />
Lovande teknik<br />
Sammanfattningsvis kan konstateras att impedansspektroskopi<br />
är en lovande teknik för studier av<br />
oxidationsprocessen hos bränslekapslingsmaterial<br />
under reaktorförhållanden. Denna typ av mätningar<br />
kan ge värdefull information om hur legeringssammansättning<br />
och vattenkemi påverkar den bildade<br />
oxidens egenskaper.<br />
Faktaruta<br />
EIS är en förkortning av Electrochemical Impedance Spectroscopy eller på<br />
svenska elektrokemisk impedansspektroskopi.<br />
En växelspänning med varierande frekvens appliceras på provet med hjälp av<br />
en potentiostat. Den resulterande växelströmmen moniteras med en s.k. frekvensresponsanalysator,<br />
vilket gör att impedansen (motsvaras av resistansen i en<br />
likströmskrets) kan erhållas.<br />
Resultatet från en mätning åskådliggörs ofta genom att beloppet av impedansen<br />
och fasvinkeln avsätts som funktion av frekvensen i ett s.k. impedansspektrum<br />
(se fi gur 3).<br />
Dessa impedansspektra kan modelleras/beskrivas med s.k. ekvivalenta elektriska<br />
kretsar som består av resistanser och kapacitanser (se fi gur 4). Med hjälp<br />
av värdena på dessa resistanser och kapacitanser kan information erhållas om<br />
bl.a. oxidens tjocklek och elektriska konduktivitet.<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong><br />
R1<br />
R1<br />
Q1<br />
R2<br />
Q2<br />
Elektrolyt Oxidfilm Metall<br />
Q1<br />
R2<br />
R3<br />
Förhoppningen är att man med impedansmätningar<br />
kan mäta upp skillnader i oxidens egenskaper,<br />
vilket kan utnyttjas för att på ett tidigt stadium<br />
skilja mellan legeringar med bra respektive dåliga<br />
korrosionsegenskaper.<br />
För att kunna använda impedansspektroskopi<br />
som en standardmetod för dessa syften krävs dock<br />
fortfarande utveckling av det tekniska utförandet av<br />
mätningarna samt mer erfarenhet av tolkning och utvärdering<br />
av uppmätta impedansspektra. Impedansmätningar<br />
ger ibland resultat som kan vara svåra att<br />
anpassa till en ekvivalent elektrisk krets, beroende<br />
på att dessa kretsar inte fullt ut förmår att beskriva<br />
egenskaperna hos ett elektrokemiskt system.<br />
Stefan Forsberg<br />
Figur 4. Ekvivalenta<br />
kretsar för en oxidfi lm<br />
med a) ett skikt samt<br />
b) två skikt för det fall<br />
att elektrolyten har hög<br />
konduktivitet. R = resistans;<br />
Q = konstantfaselement<br />
(icke-ideal<br />
kondensator).<br />
23
Tio års utveckling av oförstörande provning<br />
Kvalifi cering av provning<br />
24<br />
Av Peter Merck<br />
Artikelförfattaren är verksam som utredare på<br />
enheten för reaktorteknologi och strukturell<br />
integritet vid Statens kärnkraftinspektion.<br />
Tommy Zettervall, tekniskt ansvarig på SQC<br />
är medförfattare och ansvarar främst för<br />
avsnittet ”erfarenheter från SQC”.<br />
I denna artikel sammanfattas<br />
erfarenheterna från den första<br />
tioårsperioden i Sverige med krav<br />
på kvalifi cering av oförstörande<br />
provningssystem. I artikeln ges en<br />
historisk återblick med fakta kring<br />
de kvalifi ceringar som genomförts<br />
samtidigt som erfarenheter från<br />
SKI och kvalifi ceringsorganet<br />
SQC redovisas.<br />
I Statens kärnkraftinspektions författningssamling,<br />
SKIFS 1994:1 och SKIFS<br />
1995:1, har myndigheten formulerat de<br />
krav som ligger till grund för den reviderade<br />
författningen SKIFS 2000:2. Där<br />
behandlas bl.a. system för oförstörande<br />
provning i de svenska anläggningarna.<br />
Under 1995 byggde det svenska kvalifi<br />
ceringsorganet, SQC upp sin verksamhet<br />
och startade formellt i januari 1996.<br />
Kraven på kvalifi cering växer<br />
fram<br />
Under slutet av 70-talet och början av 80talet<br />
upptäcktes allt fl er skador inom kärnkraftsindustrin<br />
till följd av interkristallin<br />
spänningskorrosion, termisk utmattning<br />
och erosionskorrosion. En del av dessa<br />
skador upptäcktes dock inte med oförstörande<br />
provning beroende på att det fanns<br />
brister i kontrollprogrammen och de använda<br />
kontrollmetoderna.<br />
Flera internationella studier som undersökte<br />
tillförlitligheten i de provningssystem<br />
som användes inom kontrollprogrammen<br />
verifi erade dessa brister och<br />
visade på att det dessutom fanns tekniska<br />
brister i de metoder som användes. Resultatet<br />
av detta blev att det kontrollsystem<br />
som användes inom kärnkraftsindustrin<br />
ifrågasattes.<br />
Många olika åtgärder initierades i olika<br />
delar av världen. I USA ställde den amerikanska<br />
myndigheten, NRC, speciella<br />
krav på demonstrering av ultraljudsystem<br />
som användes för detektering av spänningskorrosionsskador.<br />
Inom ASME 1 XI<br />
togs standarder fram för kvalifi cering av<br />
ultraljudsprocedurer och av provningspersonal.<br />
I Sverige, Finland och Schweiz arbetade<br />
myndigheterna fram en liknande<br />
metod för kvalifi cering av ultraljudssystem.<br />
Initialt begränsades dessa system till<br />
krav på demonstrering av ultraljudsystem<br />
ämnade för provning av rördelar som var<br />
känsliga för spänningskorrosion.<br />
Under 1990-talet fortsatte arbetet inom<br />
ASME och kompletterades med appendix<br />
VII och VIII som innehåller utvidgade<br />
krav på kvalifi cering. Dessa utvidgningar<br />
av ASME sattes ikraft successivt av NRC<br />
genom lagen 10CRF50. Vid den tiden insåg<br />
också alla parter att kvalifi cering i någon<br />
form skulle öka tillförlitligheten. Flera<br />
grupper bildades därför inom industrin och<br />
på myndighetssidan för att utveckla detta<br />
vidare och för att få en samsyn i hanteringen<br />
av ett antal viktiga frågeställningar.<br />
I Sverige infördes generella krav på<br />
kvalifi cering 1995, dock med vissa övergångsregler.<br />
Ett kvalifi ceringsorgan,<br />
Swedish Qualifi cation Center, SQC startade<br />
som tidigare nämnts sin verksamhet<br />
1996. Kvalifi ceringsorganet som ägs av<br />
tillståndshavarna, arbetar som ett oberoende<br />
organ under SKI:s tillsyn.<br />
SKI:s erfarenheter hittills<br />
Den modell som tidigare fanns i Sverige<br />
då det rådde monopol på marknaden för<br />
tjänster inom tredjepartskontroll (1977-<br />
1995) skiljer sig mycket från dagens system.<br />
Statens anläggningsprovning (SA)<br />
skötte på den tiden dels övervakningen av<br />
utförandet av oförstörande provningar i<br />
anläggningarna, dels granskning av resultaten<br />
från dessa. Begränsade verifi eringar<br />
gjordes av de använda OFP-systemen som<br />
visade att de klarade sin uppgift i de specifi<br />
ka fallen. Verifi eringarna skedde ofta<br />
genom bedömningar mot konventionella<br />
standarder som inte bara användes inom<br />
de kärntekniska anläggningarna.<br />
Den komplexitet som råder vid de<br />
kärntekniska anläggningarna när det gäl-<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
ger ökad tillförlitlighet<br />
ler materialval, plätering, buttringar, geometrier,<br />
olika svetstekniker och extrema<br />
godstjocklekar, gör att konventionella<br />
standarder som beskriver tillämpningar av<br />
vald OFP-teknik oftast inte är tillämpbara<br />
fullt ut. I och med införandet av krav på<br />
kvalificering tvingades man att gå igenom<br />
systemen och verkligen verifiera att<br />
de var utvecklade så att de klarar av att<br />
detektera, karakterisera och storleksbestämma<br />
de skador som kan förekomma i<br />
olika komponenter.<br />
I denna verifiering kan olika standarder<br />
åberopas, men framförallt motiveras och<br />
demonstreras tekniken och den procedur<br />
som beskriver hur provningssystemet<br />
skall tillämpas.<br />
En annan stor skillnad är att personalen<br />
numera är kvalificerade vilket innebär<br />
att de genomgått speciell utbildning och<br />
examination för den specifika provningen.<br />
Detta är också nödvändigt i och med<br />
komplexiteten i dagens provningar och att<br />
avancerad teknik används i större omfattning.<br />
Detta ställer också högre krav på de<br />
ackrediterade laboratorierna som arbetar<br />
med provningarna att hålla sig med hög<br />
kompetens och att underhålla denna.<br />
Fler aktörer på den öppna<br />
marknaden<br />
Ytterligare en skillnad från tidigare är att<br />
fler utländska laboratorier arbetar på den<br />
svenska marknaden. Detta är inte bara en<br />
konsekvens av den öppna marknaden utan<br />
beror också på att mer avancerad teknik<br />
krävs för olika tillämpningar.<br />
Flera laboratorier specialiserar sig på<br />
olika typer av tekniker och provningar<br />
vilket ger fler aktörer inom verksamhetsområdet.<br />
Det kan också ses som en sund<br />
utveckling då detta höjer nivån på provningarna<br />
ytterligare. Det blir naturligtvis<br />
svårare för nya aktörer att slå sig in på<br />
denna marknad men detta skiljer sig inte<br />
från andra högteknologiska branscher.<br />
Detta märks också på de provningslaboratorier<br />
som finns i Sverige där speciella<br />
kompetenser finns inom olika OFP tekniker<br />
och olika typer av provningar.<br />
Att ett laboratorium har ett kvalificeringsintyg<br />
för en viss provning har inte<br />
visat sig vara någon garanti för att alltid<br />
få utföra denna provning på en viss anläggning.<br />
Flera exempel har förekommit<br />
där leverantörer har vunnit upphandlingar<br />
– utan genomförd kvalificering – där man<br />
tävlat mot laboratorier som genomgått<br />
kvalificering. En kvalificering är i många<br />
fall en omfattande och kostsam operation<br />
i såväl tid som kraft. Skillnaderna mellan<br />
ett väl förberett laboratorium och ett oförberett<br />
är en faktor man måste räkna med.<br />
SKI har också sett att tillståndshavarnas<br />
från början lite tveksamma inställning<br />
till kravet på kvalificeringar har vänt till<br />
att uppfattas som något positivt och något<br />
som dessutom är ekonomiskt intressant.<br />
De mer komplicerade provningarna på<br />
anläggningarna går nu enligt plan och resultaten<br />
från dem är tillförlitliga och det<br />
förekommer mycket få diskussioner om<br />
giltigheten efteråt. Tillståndshavarna får<br />
på så sätt lättare att planera revisionsavställningarna<br />
och slipper oklarheter från<br />
provningarna som kan fördröja återstart.<br />
Den fortsatta utvecklingen<br />
internationellt<br />
Under senare år har kvalificeringskrav successivt<br />
införts i de flesta europeiska länder<br />
inom EU, även de nyblivna medlemsstaterna<br />
från östra Europa. Myndigheterna<br />
liksom industrin har i olika arbetsgrupper<br />
verkat för att enas om gemensamma riktlinjer.<br />
Idag finns riktlinjer nedtecknade som<br />
accepterats och används i de flesta EU<br />
stater. Det finns dock fortfarande skillnader<br />
mellan länderna i vilken omfattning<br />
och vilka tekniker som behöver genomgå<br />
kvalificering.<br />
I USA och genom ASME har utvecklingen<br />
gått långsammare och det är inte<br />
heller ett allmänt krav från NRC att alla<br />
system skall kvalificeras utan kraven skiljer<br />
sig beroende på vilka objekt som skall<br />
provas och vilka tekniker som används.<br />
När det gäller visuell teknik är provningarna<br />
i Sverige styrda och verifierade<br />
till skillnad från i USA. Ett speciellt uppmärksammat<br />
fall som tydliggör denna<br />
skillnad inträffade i samband med en årlig<br />
provning i kärnkraftverket David Besse<br />
2004. Genom undermålig visuell kontroll<br />
missade man tydliga indikationer på ett<br />
läckage i en anslutning till reaktortanklocket.<br />
Efterhandsutredningar och undersökningar<br />
har visat att visuell kontroll<br />
är känsligare än man trott för kamerans<br />
vinklar och hur belysning appliceras, vilket<br />
är svårt att förutse annat än genom en<br />
kvalificering.<br />
Att Sverige ligger långt framme i<br />
dessa frågor märks inte bara i det inflytande<br />
Sverige fått i internationella arbetsgrupper<br />
utan också på den efterfrågan<br />
som råder på information från projekt<br />
som bedrivits i Sverige inom kvalificeringsområdet.<br />
Erfarenheter från SQC<br />
Kvalificering av ett provningssystem (utrustning,<br />
teknik och personal) innebär en<br />
kvalitetssäkring utifrån givna förutsättningar.<br />
Dessa förutsättningar specificeras<br />
av tillståndshavaren, i detta fall ägaren till<br />
anläggningen.<br />
Syftet med kvalificering är enkelt och<br />
logiskt, men kan vara tekniskt väldigt<br />
komplicerat. Ett provningsföretag ska<br />
innan man genomför en provning i en anläggning<br />
demonstrera – för ett oberoende<br />
och opartiskt organ – att provningssystemet<br />
klarar sin specificerade uppgift.<br />
En kvalificering är ingen exakt vetenskap<br />
utan ett sätt att sortera ut provningssystem<br />
som kan klara en specificerad<br />
provningsuppgift, från dem som med<br />
största sannolikhet inte skulle fungera.<br />
Den metodik och det upplägg vi har i<br />
Sverige baseras till stor del på den metodik<br />
som utvecklades av AEA/IVC 2 i<br />
England för Sizewell B reaktorn under<br />
1980-talet. Denna metodik har också antagits<br />
av ENIQ 3 (European Network for<br />
Inspection Qualification) och beskrivs i<br />
de dokument, ”Recommended Practice”,<br />
ENIQ ger ut.<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong> 25
26<br />
Snabbfakta om det svenska<br />
systemet för tillförlitlig oförstörande<br />
provning inom<br />
kärnkraftsindustrin<br />
De oförstörande provningssystem<br />
som idag används för återkommande<br />
kontroll i de svenska kärnkraftverken<br />
är, i de fall provningarna utförs på<br />
objekt i kontrollgrupperna A och B,<br />
kvalificerade enligt SKI:s föreskrifter.<br />
En kvalificering innebär vanligen<br />
att systemet genomgår ett prov i en<br />
miljö så lik den verkliga som möjligt.<br />
Provet omfattar hela systemet, dvs.<br />
utrustning, procedur och personal,<br />
och skall ge ett kvitto på att systemet<br />
klarar att detektera, karaktärisera<br />
och storleksbestämma de defekter<br />
som systemet utvecklats för att finna.<br />
Provet övervakas av ett oberoende<br />
och opartiskt organ som har godkänts<br />
av SKI. Detta kvalificeringsorgan är<br />
SQC Kvalificeringscentrum AB.<br />
En förutsättning för att ett provningsföretag<br />
skall kunna kvalificera<br />
provningssystem hos SQC är att de<br />
är ackrediterade av Styrelsen för<br />
ackreditering och teknisk kontroll,<br />
SWEDAC, i enlighet med ISO/IEC<br />
17025. Ackrediteringen är ett bevis<br />
på att provningsföretaget arbetar<br />
efter ett relevant kvalitetssystem och<br />
har instruktioner för sina provningar<br />
samt att de har ett system för utbildning<br />
och fortbildning av sin personal.<br />
Provningsföretaget får efter att ha<br />
genomgått en sådan ackreditering<br />
benämningen ackrediterat laboratorium<br />
(AL).<br />
Systemet för att säkerställa provningssystemens<br />
tillförlitlighet i<br />
Sverige görs alltså av flera oberoende<br />
parter. SWEDAC säkerställer<br />
att de ackrediterade laboratorierna<br />
har godtagbara rutiner och utbildad<br />
personal. SQC säkerställer sedan<br />
att provningsföretagen har utvecklat<br />
sina system för kärnkraftsindustrin<br />
på ett sätt som är anpassat till<br />
det objekt som skall provas och de<br />
skador som kan uppträda. När provningen<br />
är utförd skall dessutom ett<br />
tredjepartsorgan intyga om att provning<br />
har skett enligt SKI:s föreskrifter.<br />
Även detta organ synas in av<br />
SWEDAC i enlighet med ISO/IEC<br />
17020 och har efter ackreditering<br />
benämningen ackrediterat kontrollorgan<br />
(AK).<br />
Provningstekniken ska vara tekniskt<br />
motiverad, dvs. utförligt beskriven och<br />
bevisad, utifrån de givna förutsättningarna.<br />
Själva provningsgenomförandet<br />
ska dessutom beskrivas i en s.k. provningsprocedur.<br />
För att nå detta mål medför<br />
begreppet kvalificering, jämfört med<br />
hur provningar hanterats tidigare, en ny<br />
syn på förberedelsearbetet inför en provning.<br />
Till sin hjälp för att demonstrera teknik<br />
och examinera personal har laboratoriet<br />
och kvalificeringsorganet oftast tillgång<br />
till objektspecifika testblock innehållande<br />
simulerade defekter motsvarande<br />
de som kan förväntas i anläggningen.<br />
Då kvalificeringsverksamheten infördes i<br />
Sverige var den stora frågan hur en provningsprocedur<br />
skulle upprättas. Denna<br />
fråga är nu löst men i dag tar däremot frågan<br />
om innehållet i en teknisk motivering<br />
mycket tid i anspråk i kvalificeringsarbetet.<br />
Långa förberedelser<br />
Förberedelserna inför en kvalificerad<br />
provning i en kärnteknisk anläggning uppskattas<br />
till 1-1,5 år. Processen för hur detta<br />
skall gå till finns idag beskrivet i en ”kvalificeringsprocess”<br />
framtagen av SQC och<br />
svenska tillståndshavare tillsammans.<br />
Här beskrivs samtliga aktiviteter: vad<br />
som ska göras, i vilken ordning, hur det<br />
ska göras samt vem som ska göra vad.<br />
Bakgrunden till att denna process togs<br />
fram var att man ville skapa en kostnadseffektiv<br />
och kvalitetssäkrad verksamhet<br />
med ett samordnat arbetssätt.<br />
Kvalificering av provningssystem har<br />
initialt tagit mycket tid och varit kostnadskrävande.<br />
En tänkbar förklaring till<br />
det är att det tagit tid att få gehör för den<br />
nya kravbilden och behovet av dokumentation.<br />
Dock har kvalificerade provningssystem<br />
medfört att provningarna i anläggningarna<br />
nu fungerar bättre, systemen är<br />
bättre genomgångna inför en provning<br />
samt att personalen är bättre tränad för<br />
sin specifika uppgift. Det finns också en<br />
större tilltro till provningsresultaten idag<br />
jämfört med tidigare då systemen inte genomgått<br />
en kvalificering.<br />
SQC har för de svenska tillståndshavarna<br />
sedan 1996 genomfört ca 160 kvalificeringar<br />
för provning av de flesta objekt<br />
som ingår i kontrollgrupperna A och B,<br />
där kvalificeringskraven gäller.<br />
”...SKI efterlyser...<br />
bättre<br />
erfarenhetsåterföring<br />
till<br />
kvalificeringsorganet<br />
från<br />
kraft- och provningsföretagen<br />
för att effekten<br />
av SQC:s<br />
forskning skall<br />
få det genomslag<br />
som eftersträvas...”<br />
Idag består kvalificeringarna till stor<br />
del av utvidgning och revidering av tidigare<br />
kvalificerade system genom teknisk<br />
motivering, samt återkvalificering av personal.<br />
SQC bedriver vid sidan om själva kvalificeringsverksamheten<br />
även en FoU-<br />
verksamhet med syfte att öka kunskapen<br />
inom OFP-området samt skapa verktyg<br />
för bättre kvalificeringsgenomföranden.<br />
Hit hör områden som defektsimuleringar i<br />
testblock, mätosäkerhetsanalyser av provningstekniker<br />
och framtagande av riktlinjer<br />
för att beskriva olika frågeställningar<br />
som ingår i kvalificeringsområdet.<br />
Utifrån den erfarenhet SQC besitter<br />
om kvalificeringsgenomförande deltar<br />
också företaget i ENIQ och framtagande<br />
av gemensamma europeiska dokument.<br />
Erfarenhetsutbyten med andra kvalificeringsorganisationer<br />
pågår kontinuerligt.<br />
Idag diskuterar SQC med det finska kvalificeringsorganet<br />
om ett samarbete, framförallt<br />
avseende provningskvalificeringar<br />
för Olkiluoto 3 (Finland 5).<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
SKI:s forskning till stöd<br />
för utvecklingen av<br />
kvalificeringsmetodiken<br />
Forskningen inom området kontroll och<br />
provning är i<strong>nr</strong>iktad på frågor som rör<br />
tillförlitlighet och effektivitet hos kontrollerna<br />
i de svenska anläggningarna.<br />
Detta innebär insatser inom områden<br />
som är viktiga för dagens kontrollsystem<br />
men också för utformningen av framtidens<br />
krav på återkommande kontroller i<br />
anläggningarna. Kvalificering av oförstörande<br />
provningssystem, som är en viktig<br />
del i dagens system för att få tillförlitliga<br />
kontroller, gör att forskningen inom SKI:s<br />
forskningsområde kontroll och provning<br />
i<strong>nr</strong>iktas på den kunskapsuppbyggnad som<br />
behövs för SKI:s tillsyn av kvalificeringsverksamheten.<br />
Systemet för återkommande kontroll<br />
bygger idag på att identifiering sker av de<br />
områden som behöver kontrolleras med<br />
hänsyn tagen till relativa risker. Kontrollernas<br />
mål och intervall klargörs med hänsyn<br />
tagen till dels möjliga skador och hur<br />
de kan tillväxa, dels kontrollernas effektivitet<br />
och tillförlitlighet vilket verifieras<br />
vid en kvalificering. Fortsatt kunskapsuppbyggnad<br />
behövs om de förhållanden<br />
och faktorer som påverkar provningarnas<br />
tillförlitlighet. Detta behov accentueras i<br />
takt med att mer kvantitativ riskstyrd kontroll<br />
införs. Detta innebär fortsatt stöd och<br />
fortsatta forskningsinsatser inom områden<br />
som berör kvalificeringsverksamheten<br />
och deras koppling till provningarna. Ett<br />
exempel är MTO området och dess koppling<br />
till kvalificering. Ett annat exempel<br />
är skademekanismers morfologier och<br />
deras betydelse för olika provningssystem<br />
samt kopplingen av dessa till tekniker för<br />
att simulera defekter. Matematisk modellering<br />
är ytterligare ett område som har<br />
betydelse för kvalificeringsmetodiken.<br />
Forskningsområdets planer för<br />
SKI:s kunskapsuppbyggnad och vidareutvecklingen<br />
av kvalificeringsmetodiken<br />
är att fortsätta bygga upp kunskap om<br />
de MTO-faktorer som påverkar provningarnas<br />
tillförlitlighet, och hur sådana<br />
faktorer och förhållanden behöver beaktas<br />
i kvalificeringssammanhang. Sådana<br />
projekt utgår från de resultat som hittills<br />
framkommit genom SKI:s och andra organisationers<br />
forskning inom området.<br />
SKI planerar också att fortsätta utveckla<br />
matematiska och fysikaliska modeller för<br />
provningsmodellering vilka kan användas<br />
för att klargöra möjligheter och begränsningar<br />
att detektera olika slag av sprickor<br />
och andra defekter. Projekt planeras med<br />
i<strong>nr</strong>iktning på vidareutveckling av befintliga<br />
modeller samt tillämpningsprojekt<br />
med dessa modeller. Dessutom planeras<br />
arbete för fortsatt experimentell verifiering<br />
av modellerna.<br />
Framtidens kvalificeringar<br />
Dagens system har fortfarande brister där<br />
vissa områden behöver utvecklas vidare.<br />
Dessa områden inom vilka SKI har finansierat<br />
forskning är viktiga då de kan bidra<br />
till mer tillförlitliga och effektivare kvalificeringar<br />
i framtiden.<br />
MTO-faktorer, som är den faktor som<br />
kanske spelar störst roll vid en provning<br />
men som också är svårast att kontrollera<br />
och mäta resultatet från, behöver tydligare<br />
beaktas vid kvalificeringarna. Matematisk<br />
modellering behöver utnyttjas mer, inte<br />
bara för att minska behoven av testblock<br />
utan även för att kunna underbygga kvalificeringar<br />
på ett bättre sätt. SKI har också<br />
en förhoppning om att fler av provningsföretagen<br />
börjar tillämpa de modeller som<br />
är resultatet av forskningen inom området<br />
hittills.<br />
Förutom ovan nämnda projekt som med<br />
tiden kommer att ha inflytande på dagens<br />
kvalificeringar och som på sikt kommer<br />
att ge oss större insikt i provningarnas<br />
tillförlitlighet finns det mindre frågor som<br />
diskuteras och planeras för morgondagens<br />
kvalificeringar. Dessa är dels frågor<br />
som berör hur lång giltighetstid kvalificeringsintygen<br />
bör ha, dels hur provningseffektiviteten<br />
skall kunna bestämmas för<br />
ett system vid en kvalificering. Det undersöks<br />
vidare om systemet kring personalkvalificeringar<br />
och hur olika myndigheter<br />
har inflytande när det gäller kontroll<br />
av återträning av de ackrediterade laboratoriernas<br />
personal. En fråga är om detta<br />
skall ske vid SWEDAC:s insyn eller om<br />
helt andra former behöver införas för att<br />
säkerställa detta.<br />
SKI ser dessutom positivt på att kvalificeringsorganet<br />
har börjat i<strong>nr</strong>ikta delar<br />
av sin verksamhet mot forskning och utveckling.<br />
Effektiviteten i kvalificeringsverksamheten<br />
kan därigenom utvecklas<br />
vidare. SKI efterlyser också i detta sammanhang<br />
bättre erfarenhetsåterföring till<br />
kvalificeringsorganet från kraft- och provningsföretagen<br />
för att effekten av SQC:s<br />
forskning skall få det genomslag som eftersträvas.<br />
Andra intressanta frågor när det gäller<br />
framtidens kvalificeringar kan komma<br />
från det projekt som SKB nu arbetar med,<br />
för att kvalitetssäkra den oförstörande<br />
provning som skall göras på kapseln till<br />
slutförvaret. Detta är ett annorlunda projekt<br />
och innebär stora skillnader från den<br />
kvalificering som rör system för återkommande<br />
kontroll. Provningen av kapseln<br />
kommer endast att göras en gång och det<br />
går inte heller att komma tillbaka och<br />
kontrollera om någonting har hänt.<br />
Den tid som svetsen skall hålla är<br />
dessutom mycket lång och det är svårt att<br />
förutse vad som händer med material och<br />
omgivning under så lång tid. Att följa upp<br />
och verifiera det arbete som SKB nu gör<br />
inom området blir således en utmaning<br />
för alla inblandade parter.<br />
Peter Merck<br />
Fotnot<br />
1. ASME: The American Society of Mechanical<br />
Engineers<br />
2. AEA/IVC: Atomic Energy Agency/Inspection<br />
Validation Center<br />
3. ENIQ: European Network for Inspection<br />
Qualification<br />
Snabbfakta om SQC<br />
Kvalificeringscentrum AB<br />
• Grundat: 1996<br />
• Ägare: Ringhals AB 50 %, OKG<br />
AB 25 %, Forsmarks Kraftgrupp<br />
AB 25 %<br />
• Antal anställda: 18<br />
• Antal genomförda kvalificeringar:<br />
ca 160.<br />
• Ungefärlig fördelning mellan<br />
OFP tekniker: Ultraljud: 75 %,<br />
El induktiv: 15 %, Röntgen: 1 %,<br />
Visuell: 5 %, Magnetpulver: 1 %,<br />
Penetrant: 3 %.<br />
• Antal laboratorier som genomgått<br />
kvalificering hos SQC: 16.<br />
• Laboratorierna kommer från<br />
följande länder: Sverige, USA,<br />
Tyskland, Danmark, Spanien,<br />
Storbritannien, Belgien, Frankrike,<br />
Holland<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong> 27
Förbättrat skydd av känsliga objekt<br />
Biometrisk kontroll – ett<br />
28<br />
Av Lars Olov Strömberg<br />
Artikelförfattaren är verksam på Kungliga<br />
Tekniska Högskolan, KTH som forskare och<br />
föreläsare med i<strong>nr</strong>iktning på biometri-<br />
och IT-säkerhetssystem<br />
Strömberg har tidigare varit verksam i USA<br />
där han bl.a. innehaft en chefsposition i ett av<br />
världens största säkerhetsföretag som utvecklar<br />
biometriska säkerhets- och bevakningssystem<br />
till amerikanska kärnkrafts- och<br />
kärnvapenanläggningar.<br />
Den tredimensionella bilden ovan är ett exempel<br />
på hur ansiktsgeometri kan användas<br />
för att höja noggrannheten på identifikationen<br />
signifikant jämfört med en tvådimensionell<br />
bild av en persons ansikte. Bilden är artificiellt<br />
framställd i ett datorprogram utifrån<br />
två bilder tagna i olika vinklar.<br />
Tekniken används i dag bl.a. i de nya svenska<br />
chip-baserade passen, i enlighet med ICAO:s<br />
internationella rekommendationer<br />
(ICAO = FN:s organ för civil luftfart -<br />
International Civil Aviation Organization).<br />
OBS! Den artificiellt skapade tredimensionella<br />
bilden ovan har ingen likhet med<br />
artikelförfattaren.<br />
Kraven på tillträdeskontroll till de<br />
svenska kärntekniska anläggningarna<br />
skärps. Det är en direkt följd<br />
av Statens kärnkraftinspektions<br />
nyligen beslutade föreskrifter om<br />
fysiskt skydd. Ett sätt att uppnå<br />
detta är att använda biometriska<br />
system. För att ge SKI och även<br />
tillståndshavarna ökad kunskap<br />
om sådana system har SKI som<br />
ett första steg uppdragit åt Kungliga<br />
Tekniska Högskolan, KTH att<br />
göra en analys och utvärdering av<br />
biometriska system för tillträdeskontroll.<br />
Ett antal biometriska identifierings- och<br />
inpasseringskoncept och sensorer analyseras<br />
för närvarande. Många biometriska<br />
system fungerar idag otillfredsställande i<br />
fältmässig driftsmiljö. Kombinationer av<br />
olika biometriska metoder, tillsammans<br />
med förbättrade administrativa rutiner, utlovar<br />
dock högre säkerhet och förbättrad<br />
användarvänlighet.<br />
Biometrisk signatur<br />
Biometriska accesskontrollsystem är baserade<br />
på det faktum att varje person har<br />
en unik individuell biometrisk signatur.<br />
Fingeravtrycksanalys har använts i över<br />
100 år, och är den idag dominanta biometriska<br />
identifieringsmetoden. Ett större<br />
antal andra biometriska identifieringsmetoder<br />
är tillgängliga på världsmarknaden.<br />
I figuren härintill visas de idag mest signifikanta<br />
metoderna.<br />
Speciellt efter terrorangreppen mot<br />
WTC i New York City och Pentagon i<br />
Washington D.C. den 11:e september<br />
2001, har ett stort antal biometriska projekt<br />
initierats för att möjliggöra säkrare<br />
personidentifikation.<br />
Bland de mer välkända säkerhetsinitiativen<br />
är ICAO:s (FNs organ för civil<br />
luftfart) rekommendation om inkludering<br />
av biometrisk identifikation i pass, liksom<br />
Storbritanniens förslag till ett nationellt<br />
ID-kort med biometrisk information.<br />
Ansiktsgeometri valdes av ICAO som<br />
den biometriteknologi som var lättast att<br />
integrera i existerande pass-kontrollsystem.<br />
Ett flertal länder har dessutom valt<br />
att lägga till digitala fingeravtryck i sina<br />
pass.<br />
Australien bör i sammanhanget omnämnas<br />
som ett föregångsland. Det var ett<br />
av de första länderna som införde ett trådlöst<br />
mikrochip inbundet i sina pass.<br />
Internationell erfarenhet av<br />
biometriska säkerhetssystem<br />
Under 70- och 80-talen började biometriska<br />
inpasseringssystem användas i allt<br />
större omfattning i USA. Främst installerades<br />
ett stort antal skan<strong>nr</strong>ar för hand- och<br />
ögongeometri som en del av accesskontrollsystem<br />
i känsliga civila och militära<br />
skyddsobjekt, inklusive anläggningar för<br />
användning och lagring av radioaktiva<br />
material.<br />
Kraftfullare PC-datorer, förbättrade<br />
algoritmer och en ny generation av applikationsprogram<br />
ledde under 80- och<br />
90-talen till en substantiell höjning av<br />
identifikationssannolikheten i röstidentifikationssystem.<br />
Under 90-talet utvecklades också tillförlitligare<br />
sensorer för fingeravtrycksskan<strong>nr</strong>ar,<br />
samtidigt som en ny generation<br />
av iris- och retina-skan<strong>nr</strong>ar 1 kom ut på<br />
marknaden.<br />
Tillgången till prisbilliga färgkameror<br />
med hög upplösning och ljuskänslighet,<br />
tillsammans med förbättrade databasbaserade<br />
applikationsprogram, har möjliggjort<br />
ett stort antal helt automatiserade ansiktsidentifieringsprojekt<br />
i flera länder. Ett<br />
typiskt exempel är ansiktsidentifieringssystemet<br />
på Reykjaviks flygplats som automatiskt<br />
fotograferar, lagrar och försöker<br />
identifiera transitpassagerare.<br />
Svensk erfarenhet av biometriska<br />
identifikationssystem<br />
I mer än tio års tid användes ögonskan<strong>nr</strong>ar<br />
inom Flygvapnet för skydd av startklara<br />
jaktplan och vissa andra känsliga skyddsobjekt.<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
sätt att möta nya hot<br />
Sedan mitten på 90-talet har tangentbord<br />
med inbyggda fingeravtryckssensorer<br />
använts för att accesskydda känslig<br />
projekt- och forskningsinformation på ett<br />
antal statliga myndigheter, till dessa kan<br />
även läggas Kungliga Tekniska Högskolan,<br />
KTH.<br />
Ett mindre antal svenska känsliga<br />
skyddsobjekt har också fältprovat både<br />
fingeravtryck och röstidentifikation i inpasseringssystem,<br />
med varierande resultat.<br />
Ett svensk företag har utvecklat en<br />
“elektronisk hundnos” för detektering<br />
av exempelvis narkotiska preparat och<br />
sprängämnen. Förhoppningen finns att<br />
denna teknologi i framtiden kan vidareutvecklas<br />
till att kunna spåra och igenkänna<br />
individer baserat på deras biometriska<br />
luktsignatur.<br />
Moderna identifieringssystem<br />
Idag används i huvudsak fyra välbeprövade<br />
typer av inpasseringssystem till<br />
skyddsobjekt:<br />
1. Passerkort med magnetremsa kombinerat<br />
med PIN-nummer, dvs. “Bankomatteknologi”<br />
2. Passerkort med smarta chip kombinerat<br />
med PIN-nummer, dvs. samma teknologi<br />
som används i den nya generationen<br />
av smarta kreditkort. (Förekommer<br />
både i trådlös och i öppen kontaktversion<br />
för insättning i kortläsare.)<br />
3. Passerkort med trådlöst smart chip i<br />
kombination med PIN-nummer och<br />
biometrisk information. (Samma teknologi<br />
som i de nya passen). PIN-numret<br />
kan ersättas av, alternativt kompletteras<br />
med, en biometrisk skanner för<br />
handgeometri eller fingeravtryck.<br />
4. Högsäker biometrisk ögonskanner<br />
(retina eller iris) i kombination med ett<br />
PIN-nummer och/eller smart ID kort.<br />
Praktiska erfarenheter av<br />
biometriska sensorer<br />
Många typer av biometriska sensorer, exempelvis<br />
fingeravtryckssensorer, fungerar<br />
dåligt i svårare miljöer, exempelvis<br />
vintertid utomhus i inpasseringsgrindar,<br />
Ett antal biometriska<br />
identifieringsmetoder<br />
är i dag tillgängliga<br />
på världsmarknaden.<br />
I figuren härintill<br />
visas de mest signifikanta<br />
biometriska<br />
identifikationssystemen.<br />
Som också framgår<br />
av figuren finns<br />
det ett starkt samband<br />
mellan systemkostnaden<br />
och den relativa<br />
säkerheten.<br />
Illustration:<br />
L.O. Strömberg ©<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong> 29
30<br />
”...Ett fullgott säkerhetssystembaserat<br />
på biometri<br />
måste givetvis vara<br />
dimensionerat<br />
efter en välbalanserad<br />
avvägning<br />
mellan en realistisk<br />
hotbildsanalys<br />
och operativa behov...”<br />
på grund av varierande temperatur och<br />
fuktighet.<br />
Identifikationssystem baserade på ansiktsigenkänning<br />
(”färgfoto”) har svårt<br />
att kompensera för solglasögon, mössa,<br />
rånarluva och skägg (jämför polisens svårigheter<br />
i personidentifiering av fordonsförare<br />
genom jämförelse mellan bilder ut<br />
körkortsregistret och hastighetsövervakningskamerorna).<br />
Infraröda ansiktskan<strong>nr</strong>ar med hög<br />
upplösning som kan avläsa blodådrornas<br />
unika mönster under ansiktshuden, för att<br />
på detta sätt med hög säkerhet identifiera<br />
en person är en annan metod som prövats.<br />
Biometriska ögonskan<strong>nr</strong>ar är ofta användarovänliga<br />
och behöver vanligen<br />
längre tid för identifiering än exempelvis<br />
handgeometriskan<strong>nr</strong>ar.<br />
Biometriska sensorer baserade på fysiskt<br />
kontakt, exempelvis fingeravtryck<br />
och handgeometriskan<strong>nr</strong>ar, är känsliga<br />
för föroreningar på fingret/handen, exempelvis<br />
handkräm, olja, kemikalier, myggspray<br />
och tvättmedel, och kan dessutom i<br />
vissa fall sprida smittsamma sjukdomar<br />
mellan användarna.<br />
Det är ofta både säkrare och billigare<br />
att kombinera två, eller fler, biometriska<br />
metoder i samma säkerhetssystem – istället<br />
för att förlita sig på endast en biometrisk<br />
metod.<br />
Ett fullgott säkerhetssystem baserat på<br />
biometri måste givetvis vara dimensionerat<br />
efter en välbalanserad avvägning mellan<br />
en realistisk hotbildsanalys och operativa<br />
behov.<br />
Fotot ovan visar hur t.ex. en IR-bild kan bidra till att identifiera en viss person. Förbättrade<br />
databasbaserade applikationsprogram, har dessutom bidragit till utvecklingen av andra helt<br />
automatiserade ansiktsidentifieringsprojekt i flera länder.<br />
Foto L.O. Strömberg ©<br />
Det finns mycket att vinna på internationellt<br />
säkerhetssamarbete och standardisering.<br />
Det är nödvändigt att inte enbart<br />
analysera nationella och internationella<br />
riktlinjer och kravspecifikationer. Mycket<br />
kan också vinnas genom att djupanalysera<br />
de praktiska erfarenheterna av biometriska<br />
identifieringssystem i andra länder.<br />
I denna studie har vi bl.a. granskat existerande<br />
och planerade säkerhetssystem<br />
i nukleära anläggningar i Europa, USA,<br />
Ryssland och i Asien, liksom nationella<br />
och internationella regelverk och rekommendationer.<br />
Terroristgrupper granskade<br />
I detta analysarbete har även ingått att<br />
konkret granska internationella terroristgruppers<br />
metodik och resurser i samband<br />
med förfalskade pass och ID kort, bl.a.<br />
genom att granska deras utbildningshandböcker<br />
och träningsresurser. Detta för att<br />
möjliggöra framtagningen av en realistisk<br />
hotbildsanalys.<br />
Synligt och osynligt<br />
En av rekommendationerna som nu analyseras<br />
är att kombinera synliga biometriska<br />
säkerhetssensorer med osynliga sensorer,<br />
för att på detta sätt uppnå en högre säkerhetsnivå<br />
utan att samtidigt göra systemet<br />
mindre användarvänligt. Det är givetvis<br />
önskvärt att de ”osynliga” sensorernas<br />
existens och funktion förblir okända för<br />
utomstående.<br />
Speciell hänsyn har också tagits till<br />
skyddsåtgärder avsedda att försvåra kopiering<br />
av, respektive förändring av, behörigheten<br />
på ett giltigt ID-kort, liksom<br />
utlåning till / stöld av / annan persons IDkort.<br />
Det är också viktigt att biometriska säkerhetssystem<br />
införes på ett sätt som inte<br />
kan upplevas som kränkande av den per-<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>
sonliga integriteten – utan som ett positivt<br />
verktyg för att skydda anläggningen och<br />
dess medarbetare.<br />
”Lök”-arkitektur<br />
Ett biometriskt säkerhetssystem runt ett<br />
kärnkraftverk bör lämpligen vara utformat<br />
enligt “lök”-modellen, dvs. ett större antal<br />
skal (accessnivåer) med ökande säkerhet<br />
ju längre in man kommer.<br />
Det yttre säkerhetsskalet består oftast<br />
av en inpasseringsgrind i anslutningen<br />
till parkeringsplatsen, följt av en inpasseringskontroll<br />
vid anläggningens reception<br />
/ ytterdörr.<br />
Inne i anläggningen kan man därefter<br />
identifiera olika behovs- och behörighetsnivåer,<br />
där identitetskontrollen för<br />
inpassering till kontrollrummet i ett kärnkraftverk<br />
vanligen hör till en av de högsta<br />
behörighetsnivåerna.<br />
Operativ funktionalitet<br />
I denna analys har speciell hänsyn tagits<br />
till att bibehålla balansen mellan nödvändig<br />
säkerhetsnivå och operativ funktionalitet.<br />
Det är lätt att specificera ett biometriskt<br />
säkerhetssystem med mycket hög säkerhet.<br />
Det är inte fullt lika lätt att specificera<br />
ett system som är ekonomiskt försvarbart<br />
i en kommersiell anläggning. Och det är<br />
klart svårt att samtidigt göra systemet användarvänligt<br />
och tillförlitligt!<br />
Till denna typ av biometriskt skyddssystem<br />
kan vid behov anslutas biomedicinska<br />
sensorer för detektering av kemiska<br />
och biologiska gaser och smittämnen, inklusive<br />
sprängämnen 2 .<br />
Management<br />
Många av oss har hört historien om storföretaget<br />
som införde nya säkrare IDkort<br />
för inpassering och inloggning. För<br />
att kunna hjälpa anställda som glömt sitt<br />
kort hemma, beställde man dessutom 50<br />
blanka kort med högsta behörighet, som<br />
vid behov kunde lånas utan kvitto från<br />
chefssekreteraren...<br />
Ett biometriskt ID-system blir aldrig<br />
bättre än de bakomliggande administrativa<br />
systemen och rutinerna.<br />
Stor vikt har i denna studie lagts vid<br />
att definiera och rekommendera praktiskt<br />
Bilden visar hur en fingeravtryckssensor kan byggas in i ett tangentbord (se övre högra hörnet).<br />
Sedan mitten på 90-talet har tangentbord med inbyggda fingeravtryckssensorer använts för att<br />
accesskydda känslig projekt- och forskningsinformation på ett antal statliga myndigheter, till<br />
dessa kan även läggas Kungliga Tekniska Högskolan, KTH.<br />
Foto: L.O. Ströberg ©<br />
fungerande administrativa managementrutiner<br />
för ett fungerande biometriskt IDsystem.<br />
Viktigt är också att definiera rutiner för<br />
korrekt handhavande av temporära IDkort<br />
för besökare och konsulter, liksom<br />
omedelbar deaktivering av borttappade<br />
och stulna kort, liksom tidigare anställdas<br />
ID-kort.<br />
Studien<br />
Studien som denna artikel bygger på har<br />
utförts av L.O. Strömberg på KTH. Det<br />
som redovisas här är endast preliminära<br />
resultat. En slutlig rapport från studien<br />
kommer att publiceras i SKI:s rapportserie<br />
under första halvåret 2006.<br />
L.O. Strömberg<br />
Fotnot<br />
1. Retina står i detta fall för kärlträdet på<br />
ögonbotten vilket är unikt för varje person.<br />
2. ”Chemical & Biological Sensors”, Saab Report<br />
May <strong>2005</strong> by Rybeck, Schantz, Seeman,<br />
Stromberg & Vojvodic.<br />
”...I denna studie<br />
har vi bl.a. granskat<br />
existerande<br />
och planerade<br />
säkerhetssystem i<br />
nukleära anläggningar<br />
i Europa,<br />
USA, Ryssland<br />
och i Asien, liksom<br />
nationella<br />
och internationella<br />
regelverk<br />
och rekommendationer...”<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong> 31
32<br />
<strong>Nucleus</strong> 2/<strong>2005</strong>