Svensk Kärnbränslehantering AB har på uppdrag av regeringen ansvar för att förvalta använt kärnbränsle och kärnavfall. För att kunna fullgöra sitt uppdrag måste en anläggning för slutförvar av använt kärnbränsle och kärnavfall etableras. De rättsliga förutsättningarna för en sådan verksamhet i Sverige prövades i mål M 1333–11. Förutsättning för tillstånd till verksamheten är bland annat att det finns en kommun i Sverige vars kommunpolitiker och medborgare har legitimerat verksamheten, dvs. är beredda att acceptera den. I tillståndsprövningen för miljöfarlig verksamhet ställs sedan krav på exempelvis användning av bästa möjliga teknik, samt iakttagande av försiktighetsprincipen genom tillämpning av miljöbalkens allmänna hänsynsregler. Även Lag (1984:3) om kärnteknisk verksamhet är tillämplig på den miljöfarliga verksamheten. Domstolen kommer fram till att utifrån den nuvarande säkerhetsanalysen är ett slutförvar för använt kärnbränsle och kärnavfall inte säkert på lång sikt och kan inte tillåtas. Vissa lagändringar bör övervägas för att verksamheten ska kunna komma till stånd, exempelvis beträffande vattenverksamhet, samt när det gäller Strålsäkerhetsmyndighetens talerätt om möjlighet att begära omprövning av beslut enligt miljöbalkens bestämmelser.

No description available.

Förbrukat kärnbränsle är mycket radioaktivt och behöver därför lagras i djupa geologiska förvar i tusentals år innan det säkert kan återföras till naturen. På grund av de långa lagringsperioderna görs säkerhetsanalyser av de djupa geologiska förvaren. Under säkerthetsanalyserna görs upplösningsexperiment på förbrukat kärnsbränsle för att utvärdera konsekvenserna av att grundvatten läcker in i bränslet vid barriärbrott. Dessa experiment är både dyra och tidskrävande, varför beräkningsmodeller som kan förutsäga förburkat kärnbränsles upplösningsbeteende är önskvärda. Denna avhandling fokuserar på att samla in tillgängliga experimentella data från upplösningsexperiment för att uppdatera och utöka en databas. Med hjälp av databasen har upplösningsbeteendet för varje radionuklid utvärderats och jämförts med tidigare kunskap från befintlig litteratur. Även om det var svårt att vara avgörande om beteendet hos element där en begränsad mängd data fanns tillgänglig, motsvarar de upplösningsbeteenden som hittats för olika radionuklider i denna avhandling inte bara tidigare studier utan ger också ett verktyg för att hantera och jämföra förbrukat kärnbränsles upplösningsdata från olika utgångsmaterial, bestrålningshistorik och betingeleser under upplösning. Dessutom gjorde sammanställningen av en så stor mängd experimentella data det möjligt att förstå var framtida experimentella ansträngningar bör fokuseras, exempelvis finns det en brist på data under reducerande förhållanden. Dessutom utvecklades och kördes maskininlärningsmodeller med hjälp av Artificial Neural Network (ANN), Random Forest (RF) och XGBoost-algoritmer med hjälp av databasen, varefter prestandan utvärderades. Prestanda för varje algoritm jämfördes för att få en förståelse för vilken modell som presterade bäst, men också för att förstå om dessa typer av modeller är lämpliga verktyg för att förutspå förbrukat kärnbränsles upplösningsbeteende. Den bäst presterande modellen, med träning och test R2 resultat nära 1, var XGBoost-modellen. Även om XGBoost hade en hög prestanda, drogs slutsatsen att mer experimentell data behövs innan maskininlärningsmodeller kan användas i verkliga situationer. / Spent nuclear fuel (SNF) is highly radioactive and therefore needs to be stored in deep geological repositories for thousands of years before it can be safely returned to nature. Due to the long storage times, performance assessments (PA) of the deep geological repositories are made. During PA dissolution experiments of SNF are made to evaluate the consequences of groundwater leaking into the fuel canister in case of barrier failure. These experiments are both expensive and time consuming, which is why computational models that can predict SNF dissolution behaviour are desirable.  This thesis focuses on gathering available experimental data of dissolution experiments to update and expand a database. Using the database, the dissolution behaviour of each radionuclide (RN) has been evaluated and compared to previous knowledge from existing literature. While it was difficult to be conclusive on the behaviour of elements where a limited amount of data was available, the dissolution behaviours found of different radionuclides in this thesis not only correspond to previous studies but also provide a tool to manage and compare SNF leaching data from different starting materials, irradiation history and leaching conditions. Moreover, the compilation of such a large amount of experimental data made it possible to understand where future experimental efforts should be focused, i.e. there is a lack of data during reducing conditions. In addition, machine learning models using Artificial Neural Network (ANN), Random Forest (RF) and XGBoost algorithms were developed and run using the database after which the performances were evaluated. The performances of each algorithm were compared to get an understanding of which model performed best, but also to understand whether these kinds of models are suitable tools for SNF dissolution behaviour predictions. The best performing model, with training and test R2 scores close to 1, was the XGBoost model. Although XGBoost, had a high performance, it was concluded that more experimental data is needed before machine learning models can be used in real situations.

The test production of a simulated nuclear fuel, possible to use as a calibration standard was donethru dissolving the preferred dopant-metals in a nitric-salt into weak acid. This solution wasmixed with dissolved uranium-salt to aimed concentration. This was precipitated by rising pHforming metallic-hydroxide.The precipitated salt was dried in an reduction gas, pressed to pellets and sintered in oven. Thequality of the pellets and its content was evaluated thru comparing theoretical and measureddensity, ICP-MS for which ground elements and which concentration of these forming thepellets. XRD was used to evaluate formed associated ground-elements and the lattice parameters.Finally, SEM was used to evaluate how homogenous the distribution of the doped elementsturned out.There are still a variety of tests yet to perform in order to create a high quality calibrationstandard. Our preparation of dissolved metallic salts will hopefully be usable for any furtherexperimentalist in this field. The single-doped calibration-standards are aimed to be used byStudsvik to calibrate their Lazer Ablation Inductivity coupled Plasma Mass Spectrometryinstrument.

The fuel cladding is an essential component in the defence-in-depth strategy for nuclear safety. Its integrity and durability are therefore critical for maintaining acceptable safety conditions. However, the integrity of the cladding can be compromised during normal operation due to corrosion and hydriding. To ensure a sufficient level of safety, design and safety criteria have been established to limit oxidation and hydriding. EDF has various multiphysics software tools at its disposal to ensure that these criteria are met. One such tool, CYRANO3, uses oxide thickness measurements from the beginning of the French nuclear industry to model corrosion and hydriding. This study aims to improve CYRANO3 by expanding its validation database and improving its models. The first part of the study focuses on improving the CYRANO3 database by providing a more comprehensive understanding of normal corrosion in a pressurized water reactor, allowing the models to be recalibrated to better represent actual corrosion behaviour.  In the second part, a deeper analysis is conducted to improve the models and increase knowledge of the parameters that influence corrosion. This analysis highlights the significance of temperature and power as input parameters, which will affect the accuracy of CYRANO3 results. Additionally, this study has identified areas for further improvement, including modifications to the implemented corrosion models and a better understanding of the assumptions made about input data. / Brunnkapslingen utgör den första barriären i principen för försvarsdjup. Därför är dess integritet och hållbarhet en prioritet för att upprätthålla acceptabla säkerhetsförhållanden. Integriteten hos brunnskapslingen kan hotas under normal drift genom korrosion och hydridisering. Därför har design- och säkerhetskriterier fastställts för att säkerställa en tillfredsställande säkerhetsnivå genom att begränsa oxidation och hydridisering. EDF har flera multiphysics-program tillgängliga för att säkerställa att dessa kriterier uppfylls. CYRANO3, det program som används i denna studie, baserar sina korrosion- och hydridiseringmodeller på mätningar av oxidthickness som har registrerats sedan starten av den franska kärnkraftsindustrin. Kvaliteten och sanningshalten hos dessa modeller måste testas och uppdateras med den nya erfarenheten av den franska flottan. Denna studie handlar om att förbättra CYRANO3 genom att utöka dess valideringsdatabas och förbättra dess modeller. I den första delen förbättrar förbättringen av CYRANO3-databasen en mer fullständig bild av normal korrosion i en tryckvattenreaktor. Denna utökning gör att modellerna kan recalibreras för att mer exakt återspegla den faktiska korrosionsbeteendet. I den andra delen görs en djupare analys för att förbättra modellerna och öka kunskapen om de parametrar som påverkar korrosionen. Denna analys visar på vikten av temperaturen och kraften som indataparametrar, vilka kommer att definiera kvaliteten på CYRANO3:s resultat. Dessutom har denna studie öppnat upp för nya områden för förbättring, bland annat genom korrigeringar av de implementerade korrosionsmodellerna och en bättre kunskap om antagandena om indatadatan.

This report investigates a controlled reduction process (CRP) of triuraniumoctoxide (U3O8) powder into a hyperstoichiometric uranium dioxide (UO2+x)powder that could be mixed with the fresh uranium dioxide (UO2) powderwithout decreasing its sinterability. Before the CRP could be performed, scrapUO2 pellets were oxidized into U3O8 powder which was then reduced. Fiveversions of the CRP process were performed with different parameters. Thecharacteristics of the resulting CRP powders were investigated through X-raydiffraction (XRD), scanning electron microscope (SEM), and thermogravimetricanalysis (TGA). The powders were mixed with fresh UO2 powder, pressed andsintered to pellets. The density of the pellets was investigated, as was theirsurface through SEM.The results indicate that CRP powders with x below 0.25 had higher finalpellet density, suggesting that there is a benefit of reducing the U3O8 powder tothe fluorite crystal structure before mixing with the fresh UO2 powder. Furtherinvestigation and optimisation of the process is necessary, however its futureimplementation could lead to an increase in the weight fraction of recycledscrap material above the current 9 wt% maximum, among other benefits. / Denna rapport undersöker en kontrollerad reduktionsprocess (CRP) avtriuranoktoxid (U3O8) pulver till ett hyper-stökiometriskt urandioxid (UO2+x)pulver. Detta kan blandas med färskt urandioxid (UO2) pulver utan att minskadess sinterbarhet. Innan CRP kunde utföras oxiderades UO2-skrotkutsar tillU3O8-pulver som sedan reducerades. CRP-processen upprepades fem gångermed olika parametrar. Egenskaperna hos de resulterande CRP-pulvren undersöktesgenom röntgendiffraktion (XRD), svepelektronmikroskop (SEM) ochtermogravimetrisk analys (TGA). Pulvren blandades med färskt UO2-pulver,pressades och sintrades till kutsar. Kutsarnas densitet undersöktes, liksomderas yta med SEM.Resultaten indikerar att CRP-pulver med x under 0,25 hade högre slutligkutsdensitet, vilket tyder på att densiteten hos sintrade kutsar blir högre närU3O8-pulvret reduceras till fluoritkristallstruktur innan det blandas med detfärska UO2-pulvret. Vidare undersökning och optimering av processen ärnödvändig, men dess framtida implementering skulle kunna leda till en ökningav viktfraktionen av återvunnet skrotmaterial som används vid kutsfabrikation,bland andra fördelar.

Slutförvaring av använt kärnbränsle måste vara säker under 100 000 år eller mer för att förhindra att miljön skadas och att människor påverkas av långlivade radionuklider. Även om anläggningar för geologiskt djupförvar är utformade för att vara hållbara i många år, kan använt kärnbränsle komma i kontakt med grundvattnet i händelse av att flera barriärer brister. Det använda kärnbränslets inneboende radioaktivitet orsakar radiolys av inträngande grundvatten som producerar oxiderande och reducerande ämnen. Bland de radiolysprodukter som bildas rapporteras väteperoxid (H2O2) som en av de främsta orsakerna till oxidativ upplösning av bränslematrisen, UO2. Även om UO2 har låg löslighet i anoxiskt grundvatten, har oxiderad UO2, UO22+, flera storleksordningar högre löslighet. Detta utgör en risk för att radionukliderna släpps ut i miljön. Bikarbonat (HCO3-) är en av de viktigaste komponenterna i grundvatten och är känd för att öka upplösningen av UO22+. I denna studie undersöktes därför effekterna av HCO3- koncentrationen på den oxidativa upplösningen av UO2 genom att hålla den ursprungliga mängden H2O2 konstant på 0,2 mM och ändra HCO3- koncentrationen (1 mM, 2 mM, 5 mM och 10 mM). Dessutom undersöktes effekten av UO22+ på specieringen av H2O2 genom att tillsätta uranylnitrat (UO2(NO3)2 x 6H2O) till systemen innan de exponerades för H2O2. Specieringens inverkan på kinetiken för oxidativ upplösning av UO2 analyserades. Som ett resultat av experimenten har man dragit slutsatsen att mängden upplöst UO22+ är högre vid högre HCO3- koncentration. Dessutom minskar upplösningshastigheten för UO22+ med initial tillsats av UO22+ på grund av de komplex som bildas i systemen. Det observerades att oxidation av UO2 är den hastighetsbegränsande reaktionen i början av exponeringen, och att upplösningen av UO22+ därför fördröjs. Å andra sidan har man sett att bristen på HCO3- begränsar systemens upplösningsförmåga. Fri H2O2 är den dominerande formen av peroxid i systemen utan initialt tillsatt UO22+, medan -6 och -2 laddade komplex är dominerande i systemen med initialt tillsatt UO22+. H2O2-komplexen är mer effektiva på ytmekanismen i de system som har lägre HCO3- koncentration. Det finns ingen observerbar trend i H2O2-förbrukningshastigheten med avseende på HCO3-koncentrationen. Därför drogs slutsatsen att H2O2-förbrukningen är oberoende av upplösningsreaktionen. Slutligen följer upplösningen i systemet utan ursprungligt tillsatt UO22+ första ordningens kinetik med avseende på HCO3- koncentrationen. / Disposal of spent nuclear fuels is of great importance to prevent the environment and humans from being affected by long-lived radionuclides for 100,000 years or more. Even though the deep geological repositories are designed to remain durable for many years, spent nuclear fuel may come in contact with groundwater in case of a multi-barrier failure. The inherent radioactivity of spent nuclear fuel causes water radiolysis producing oxidizing and reducing agents. Among the radiolysis products, hydrogen peroxide (H2O2) is reported as a primary contributor to the oxidative dissolution of the fuel matrix, UO2. Although UO2 has low solubility in water, oxidized UO2, UO22+ , has several orders of magnitude higher solubility. This poses the risk of the radionuclides being released into the environment. Bicarbonate (HCO3–) is one of the main components of groundwater and is known to increase the dissolution of UO22+. Therefore, in this study, the effects of HCO3– concentration on the oxidative dissolution of UO2 were investigated by keeping the initial amount of H2O2 constant at 0.2 mM and changing the HCO3– concentration (1 mM, 2 mM, 5mM, and 10 mM). Besides, the effect of UO22+ on the speciation was investigated by adding uranyl nitrate (UO2(NO3)2 x 6H2O) to the systems before exposure to H2O2. The impact of speciation on the kinetics of oxidative dissolution of UO2 was analyzed. As a result of experiments, it has been concluded that the amount of dissolved UO22+ is higher in higher HCO3– concentration. Also, the rate of the UO22+ dissolution decreases with addition of UO22+ due to the complexes formed in the systems. It was observed that oxidation of UO2 is the rate limiting reaction atthe beginning of the exposure; therefore, there is a delay in the UO22+ dissolution. On the other hand, it has been seen that the HCO3– deficiency limits the dissolution capacity of the systems. Free H2O2 is the dominant peroxide species in the systems without initially added UO22+ , while -6 and -2 charged complexes are dominant in the systems with initially added UO22+. The H2O2 complexes are found more effective on the surface mechanism in the systems having lower HCO3– concentration. There is no observable trend in H2O2 consumption rate with respect to HCO3– concentration. Therefore, it was concluded that the H2O2 consumption rate is independent of dissolution reaction. Finally, the dissolution in the system without initially added UO22+ follows the first-order kinetics with respect to HCO3– concentration.

The PTR system allows the EPR2 fuel pool to be cooled. The evacuation of the residual power fromthe pool is ensured by several heat exchangers and pumps, which have to be dimensioned in order to meetdifferent requirements.In order to dimension them, the worst-case scenario of the components must first be determined.Sensitivity to external conditions and efficiency studies enable to propose a heat exchanger design tomeet the requirements. A parametric study then allows to study more precisely the influence of thegeometry of the exchanger on the heat transfer. This allows to guide the conception of a CFD study ofthe design on the Comsol software in order to validate it. The proposed design can then be integratedinto the PTR cooling train. The train is modeled with FloMaster, in order to compute the head losses inthe hydraulic system and to propose a pump altimetry preventing cavitation.The dimensioning case of the exchangers corresponds to the operating case of the PTR trains duringunit shutdown, while the scenario that facilitates cavitation corresponds to the boiling of the fuel pool.The temperature of the cold source RRI is a sensitive data for the operation of the exchangers. In addition,the placement of the baffles and the space between the tubes play a determining role in the heat removal.It was difficult to construct the desired exchanger geometry in CFD. A compromise model was thusidentified and studied in CFD. The FloMaster study showed that the pressure drop in the PTR network isabout 15.5 mCE at the considered flow rate. Cavitation in a main train is not a problem if the pumps arelowered by at least 1.8 meters from the pool suction point.The sizing study therefore allowed us to propose a heat exchanger design close to the specifications,but this could not be precisely studied in CFD. The pressure drop study allowed to propose a pumpaltimetry preventing cavitation. / PTR-systemet gör det möjligt att kyla bränslebassängen i EPR2. Evakueringen av den återstående energin frånfrån bassängen säkerställs av flera värmeväxlare och pumpar, som måste dimensioneras för att uppfyllaolika krav.För att kunna dimensionera dem måste man först fastställa det värsta tänkbara scenariot för komponenterna.Känslighet för yttre förhållanden och effektivitetsstudier gör det möjligt att föreslå en värmeväxlardesign somuppfyller kraven. En parametrisk studie gör det sedan möjligt att mer exakt studera påverkan avväxlarens geometri har på värmeöverföringen. Detta gör det möjligt att vägleda utformningen av en CFD-studie avav konstruktionen i programvaran Comsol för att validera den. Den föreslagna konstruktionen kan sedan integrerasi PTR-kyltåget. Tåget modelleras med FloMaster, för att beräkna huvudförlusterna ihydraulsystemet och för att föreslå en pumphöjdmätning som förhindrar kavitation.Dimensioneringsfallet för växlarna motsvarar driftsfallet för PTR-tågen under driftavställning avenhetens avstängning, medan det scenario som underlättar kavitation motsvarar kokning av bränslebassängen.Temperaturen hos den kalla källan RRI är en känslig uppgift för driften av växlarna. Dessutom måsteplaceringen av bafflarna och utrymmet mellan rören en avgörande roll för värmeavledningen.Det var svårt att konstruera den önskade växlargeometrin i CFD. En kompromissmodell identifierades därföridentifierades och studerades i CFD. FloMaster-studien visade att tryckfallet i PTR-nätverket ärcirka 15,5 mCE vid det aktuella flödet. Kavitation i ett huvudtåg är inte ett problem om pumparna ärsänks med minst 1,8 meter från poolens sugpunkt.Dimensioneringsstudien gjorde det därför möjligt för oss att föreslå en värmeväxlardesign som ligger nära specifikationerna,men detta kunde inte studeras exakt i CFD. Tryckfallsstudien gjorde det möjligt att föreslå en pumpaltimetri som förhindrar kavitation.

Sweden's nuclear power industry plays a crucial role in meeting future energy needs and achieving climate goals where nuclear power is essential to this success. However, one of the biggest challenges in nuclear power is the management of spent nuclear fuel, which must be stored safely for long periods to protect people and the environment from radioactive radiation. To address this, Svensk Kärnbränslehantering AB (SKB) plans to build a capsule factory for encapsulating spent nuclear fuel. The capsule factory is a key component of the Swedish KBS-3 system for the final disposal of nuclear waste, where copper capsules will be used to safely seal and store the spent nuclear fuel for over 100,000 years, 500 meters underground. The purpose of this study was to evaluate two main scenarios for the construction of the capsule factory: an early construction, and a later construction, as well as to examine the opportunities and risks of reusing existing encapsulation equipment compared to investing in new equipment. To address the research questions and achieve the objectives of the report, the methods consisted of SWOT-analyses, surveys, risk assessments, and statistical analysis of the risks to evaluate the scenarios. The results show that an early construction start can reduce overall risks and enable a more efficient transition to full-scale production by the year 2036. A later construction start can reduce initial costs but may involve an increased risk of delays. Reusing existing equipment can also lower costs but may require extensive inspections and upgrades as it becomes outdated. New investments in equipment entail higher initial costs but offer more modern and efficient solutions with lower long-term maintenance requirements. In summary, an early construction start of the capsule factory is recommended, with a thorough assessment of the possibility of reusing existing equipment to maximize cost-effectiveness and minimize risks.

I detta arbete behandlas de grundvattenproblem som kan uppstå om ett slutförvar för använt kärnbränsle byggs i Laxemar. Riskerna undersöks dels från ett miljömålsperspektiv, dels från Laxemars lokalbefolknings perspektiv. / I denna uppsats behandlas de effekter som ett slutförvar i Laxemar kan få på grundvattnet i området. Arbetet är indelat i ett avsnitt om hur det regionala miljömålet ”Grundvatten av god kvalitet” påverkas och ett avsnitt om lokalbefolkningen som bor i området. I teoridelen behandlas ett antal generella element som rör grundvatten, berggrund och KBS-3. Jag går även in mer specifikt på vad som krävs av grundvatten på förvarsnivå, vad det regionala miljömålet ”Grundvatten av god kvalitet” innebär och på de förhållanden som finns i Laxemar i dag. I resultatdelen behandlas först och främst de risker som jag har funnit för grundvattnet i området. Jag har funnit att grundvattensänkning är den risk som kommer att få störst betydelse då förvaret byggs. I resultatdelen behandlas både risker för miljömålet och risker för lokalbefolkningen. Jag presenterar också två jämförelser för att visa på problem som har uppstått vid andra byggen under jord. Min analys är uppdelad i de resultat som jag kom fram till för miljömålen och de resultat som kan tänkas påverka de boende i Laxemarområdet. Jag kommer i slutänden fram till att två miljömål kommer att påverkas betydande, två miljömål kan komma att påverkas, två miljömål påverkas under speciella förhållanden, fyra miljömål kan leda till att vissa planer kan behöva uppdateras, och de sista fyra miljömålen kommer inte att påverkas alls. Vad gäller risker för de boende i området kommer jag fram till att det främst är grundvattensänkning som är ett problem. Radioaktivitet kan vara ett problem på mycket lång sikt, men riskerna för detta är relativt små.