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.

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.

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.

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.