<p> </p><p>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.</p> / <p> </p><p>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.<strong></strong></p>

The Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company (SKB) has developed a method for final disposal of spent nuclear fuel. This technique requires accurate measurement of the residual decay heat of every assembly. For this purpose, depletion codes as well as calorimetric and gamma-ray spectroscopy experimental methods have been developed and evaluated. In this work a prototype analysis tool has been developed to automate the analysis of both calorimetric and gamma-ray spectroscopy measurements. The performance of the analysis tool has been investigated by comparing its output with earlier results and calculations. Parallel to the software development, new measurements on 73 BWR assemblies were performed. The results obtained for the determination of the residual decay heat are presented. Finally, suggestions for further development are outlined and discussed.

The effect of proton (H+) irradiation on uranium mononitride (UN) and UN compositefuel with 10 at.% ZrN (UN10at%ZrN) was examined. Protons of 2 MeV with fluences of1E17, 1E18, 1E19 and 1E20 ions/cm2 were accelerated towards the fabricated samples in orderto investigate the evolution of the micro-structure. Stopping and Range of Ions in Matter(SRIM) calculations were performed to determine the displacements per atom associatedwith the depth of the highest damage, for each fluence.X-Ray diffraction (XRD) was used in both samples to identify the chemical composition ofeach pellet, which revealed the low presence of oxygen. Based on scanning electron microscopy(SEM), deterioration of the samples surface was observed, as the proton fluence increased.The applied stress due to the irradiation, led to the cracking of the pellets at the highestfluences. Blisters and craters appear to surround the cracked region, which might originatefrom the significant levels of hydrogen implantation within the samples.From Electron backscatter diffraction (EBSD) analysis, the grain size of the UN10at%ZrNcomposite was found to be smaller than in UN, due to the nano-particle nature of the ZrNpowder. The latter technique was also used to observe the elevated irradiated regions, whichwere further investigated by atomic force microscopy (AFM). Nano-indentation detectedirradiation hardening for both samples in the irradiated regions. Focused ion beam (FIB)milling was applied to remove lamellas from the cracked regions in both UN and compositesamples in order to be analyzed by transmission electron microscopy (TEM). The latter mightreveals the formation of dislocation loops in the irradiated areas. / Effekten av protonbestrålning på urannitrid (UN) och UN-kompositbränsle med 10 at.% ZrN (UN10at%ZrN) undersöktes. Protoner på 2 MeV med total dos på 1E17, 1E18, 1E19 och 1E20 joner/cm2 accelererades mot de tillverkade proverna för att undersöka utvecklingen av mikrostrukturen under bestrålning. SRIM-beräkningar (Stopping and Range of Ions in Matter) utfördes för att bestämma profilen på skadan och jonimplanteringen i förhållande till djupet, för varje dosnivå.  Röntgendiffraktion (XRD) användes på båda proverna för att identifiera den kemiska sammansättningen av varje kuts, vilket visade att syrehalten var låg. Med hjälp av svepelektronmikroskopi (SEM) observerades en försämring av provernas yta när protonflödet ökade. Den resulterande mekaniska spänningen överskred provets brottstyrka på djupet, eftersom nitriderna inte är så duktila, vilket ledde till sprickbildning i proverna som utsattes för de högsta doserna. Blåsor och kratrar omger det spruckna området, vilket beror på betydande väteimplantering i provet.  Genom electron backscatter diffraction analys (EBSD) konstaterades att kornstorleken hos UN10at%ZrN-kompositen var mindre än hos UN, på grund av ZrN-pulvrets nanopartikelnatur. Den sistnämnda tekniken användes för att observera de högt bestrålade områdena, som undersöktes ytterligare med Atomic force microscopy (AFM). Genom nano-indientation upptäcktes bestrålningshärdning för båda proverna i de bestrålade områdena. Fräsning med en fokuserad jonstråle (FIB) användes för att avlägsna lameller från de spruckna områdena i både UN- och kompositprovet för att kunna analyseras med transmission electron microscopy (TEM). Det senare visade att det bildades dislokationer i de bestrålade områdena.

Detta är en fallstudie där SKBs genomförda samråd i Östhammars kommun under åren 2002-2011 har studerats. Inför den ansökan som SKB lämnade till mark- och miljödomstolen 2011 behövde bolaget upprätta en miljökonsekvensbeskrivning (MKB). För att kunna göra detta behövde samråd genomföras. Det planerade slutförvaret är en komplex verksamhet och kan upplevas besvärlig att samråda kring, både av verksamhetsutövaren och av deltagare. Syftet med samrådet är att få in synpunkter och frågor kring den tänkta verksamheten som sedan kan användas till att utveckla och förbättra miljökonsekvensbeskrivningen. Vanliga sätt att bedriva samråd är att hålla informationsmöten, vilket också var det sätt som SKB valde. Det material som finns från dessa samråd är sammanställningar som SKB själva har gjort. När SKB lämnade in sin ansökan lämnades det också in en samrådsredogörelse där de genomförda samråden beskrivs. SKB har genomfört sina samråd på ett ganska förutsägbart sätt. Då det bara finns skriftligt material från samråden så är det svårt att avgöra om de har återgivits på ett rättvisande sätt. Det är med tveksamhet som syftet med samråd kan ses som uppfyllt. / This is a case study where Swedish nuclear fuel and waste management company's (SKB) consultations in the municipality of Östhammar during the years 2002-2011 have been studied. Together with the application submitted by SKB to the Land and Environmental Court in 2011, the company needed an environmental impact assessment (EIA). In order to do this, consultations was a necessity. The planned repository is a complex activity and may be difficult to consult, both by the operator and by participants. The purpose of the consultation is to bring in comments and questions about the intended activities, which can then be used to develop and improve the environmental impact assessment. Common ways of conducting consultations are holding information meetings, which was also the way SKB chose. The material available from these consultations is summaries that SKB itself has made. When SKB submitted its application, a consultation report was also submitted, describing the consultations conducted. SKB has conducted its consultations in a fairly predictable manner. Since there is only written material from the consultations, it is difficult to determine whether they have been reproduced in a fair way. It is with hesitation that the purpose of the consultations can be seen as fulfilled. / <p>2019-09-13</p>

The demand for fossil-free energy production is rising due to electrification and increased consumption in the energy system. There are also multiple climate goals to reach, to preserve the possibilities of a sustainable future. A response to this is the BWRX-300, a natural circulation boiling water small modular reactor (SMR) concept developed by GE Hitachi Nuclear Energy. It is currently at the forefront of study for many power utility companies around the world. For decision making it is of interest to investigate the capabilities of new facilities. This Master Thesis work's aim is to study the BWRX-300 reactor's feasibility together with evaluating and optimizing its performance using the core simulation softwares Casmo5 and Simulate5. This is carried out by first verifying Simulate5's natural circulation capabilities by modifying an existing forced-circulation reactor to natural circulation, then comparing simulation results to real world data.  Next a comprehensive model of the BWRX-300 reactor pressure vessel is modelled and validated. Equilibrium cores for 12- and 24-month cycle lengths are then simulated where key reactor performance metrics such as fuel economy, safety margins, axial profiles (of voids and pressure drop) and reactor characteristics are extracted. The effect of different fuel assembly designs in the BWRX-300 reactor core is investigated to find first core design optimums. Furthermore the decay heat removal system in the BWRX-300 is investigated. Lastly the results are used to evaluate the optimal operating mode given the current and future more dynamic projected state of the energy system.  The results show that there are no real technical difficulties while operating the BWRX-300 reactor for 12 or 24 months. The decay heat removal system and core flow characteristics provide abundant coolant flow to maintain long term fuel integrity during both normal and abnormal operation modes. More or less routine core design optimization work is required to obtain sufficient safety margins and improve fuel economy. It is observed that the smaller reactor core requires an increase in average fuel enrichment to maintain criticality throughout the cycle, potentially creating an incentive to raise the current licensing limit. However it is deemed possible to avoid this by conducting further fuel design optimization work.