| Summary: | In the Swedish concept for final disposal of spent nuclear fuel, referred to as KBS-3, a three-layered protection system is used. The system consists of a copper canister holding the spent nuclear fuel deposited 500 meters in a repository built in groundwater saturated granitic rock. The copper canisters are placed in deposition holes, buffered and backfilled by bentonite clay. One of the challenges associated with this system is the long-term exposure of the engineered barriers i.e. the canister including the spent fuel and the cast iron insert as well as the bentonite buffer to ionizing radiation. The possible effects of radiation on the materials in the engineered barriers have been studied not only by the Swedish Nuclear Fuel and Waste Co (SKB), but also by academia nationally and internationally. In this work, literature studies have been carried out to investigate whether all possible/potential effects of ionizing radiation from the spent nuclear fuel on the engineered barriers have been considered by SKB. Apart from a general summary of the relevant issues in chapter one, regions within the KBS-3 design where enhanced radiation may occur have been identified and the related radiation induced processes have been summarized in chapter two. These issues include effects of water-radiolysis on the spent fuel, the cast-iron insert and other ferrous materials, the copper shell and the bentonite buffer. Three types of possible damages have been identified: the microstructural defects in the ferrous materials by direct radiation, the radiation-induced microstructural alterations of the spent fuel and the bentonite and radiation-induced oxidation i.e. dissolution of the fuel and corrosion of the ferrous metals and the copper. The relevant SKB documents have been identified (in chapter 3) to be the SR-Site main report, the underlying Process reports and reports of FUD-programs. Apart from these documents, other SKB technical reports and open literature are used as basis for assessing whether all the issues mentioned in chapter two of this study have been considered by SKB. According to the assessment, most of the significant issues mentioned in chapter two have been mentioned and discussed in the identified SKB documents. In the main safety assessment, i.e. the SR-Site project, the significance of most of the radiation processes has been based on dose levels expected at the different regions within the KBS-3 design. Irrespective of the assessments in SR-Site though, the current understanding of the relevant issues and plans for future research efforts summarized in FUD-programs reflect the research developments. However, the recent developments in understanding of radiation-induced effects on montmorillonite and the corrosion of copper in argon atmosphere need to be given due importance in coming FUD-programs. A separate investigation of radiation effects on FSW-joints may contribute to removal of the remaining uncertainties. In addition, mechanism involved in radiation-induced fuel dissolution and copper corrosion may require more research efforts than those planned. === Det svenska konceptet för slutförvar av använt kärnbränsle, KBS-3, består av tre barriärer som är tänkt att skydda omgivningen mot joniserande strålning från använt kärnbränsle. Systemet består av specialtillverkade kopparkapslar som innehåller det använda kärnbränslet. Kapslarna förvaras i deponeringshål 500 meter ner i berggrunden och är inneslutna i bentonitlera. En av frågeställningarna associerade med djupt geologiskt förvar av kärnbränsle är hur de konstruerade barriärna, alltså kopparhöljen som omsluter gjutjärninsatsen och det använda kärnbränslet samt bentonitleran, kan påverkas av joniserande strålning från det använda kärnbränslet. Möjliga strålningseffekter på de skyddande barriärna har studerats nationellt och internationellt. Syftet med denna studie var att utvärdera huruvida SKB har i sina säkerhetsanalyser av slutförvaret tagit tillräcklig hänsyn till effekter av joniserande strålning på de konstruerade barriärna. Studien består av tre kapitel där kapitel 1 utgör en generell sammanfattning av frågeställningar kopplade till KBS-3 barriärer. I kapitel 2 har områden i och omkring de konstruerade barriärna där joniserande strålning från använt kärnbränsle kan förekomma identifierats och möjliga strålningsinducerade processer i dessa områden sammanfattats. Tre typer av möjliga strålningsinducerade skador har identifierats: 1) strålningsinducerade mikrostrukturella defekter i metaller som förekommer i systemet, 2) strålningsinducerade mikrostrukturella förändringar i använt kärnbränsle och i bentonitleran samt 3) strålningsinducerad oxidation, dvs. upplösning av det använda kärnbränslet och korrosion av metaller som förekommer i systemet. SKB-dokumenten som identifierats (i kapital 3) som relevanta för utvärderingen i denna studie är följande: Säkerhetsanalysen (SR-Site), tekniska rapporter som ligger till grund för SR-Site och FUD-programmen. Enligt bedömningen i denna studie har SKB tagit hänsyn till de flesta relevanta frågeställningarna kopplade till strålningsinducerade effekterna på de konstruerade barriärna. I SR-Site har de flesta bedömningar relaterade till och om signifikansen hos de strålningsinducerade processerna baserats på doser och dosrater som förväntas förekomma i och omkring de konstruerade barriärna. Oavsett bedömningarna i SR-Site har dock de mest relevanta frågeställningarna tagits upp i FUD-programmen och framtida forskningsinsatser i enlighet med det som av SKB har uttryckts som behov av en utökad processförståelse. Dessa frågeställningar reflekterar väl de mest signifikanta utvecklingarna som rapporterats i öppna vetenskapliga studier om strålningsinducerade processer som kan förekomma i ett djupt geologiskt förvar för använt kärnbränsle. De senaste rapporterade observationerna om strålningseffekter på montmorillonit och kopperkorrosion i argonatmosfär måste dock tas upp och diskuteras i de kommande FUD-programmen. Separata studier av strålningseffekter på koppardelar som har behandlats med FSW-teknik rekommenderas. För att uppnå en bättre och djupare förståelse för de förekommande mekanismerna i strålningsinducerad upplösning av använt kärnbränsle krävs sannolikt mera forskningsinsatser än de planerade.
|
|---|
