KBS-3 En kritisk analys
Av: Philip J Richardson,
Philip J Richardson är specialist i geologi, geofysik och seismologi, med akademisk examen vid University of Leicester. (BSc CGeol FGS) Richardson har en bred meritlista som bland annat omfattar arbete för British Coal i 13 år.
Under de senaste åren har han specialiserat sig på frågor som rör djupförvar av radioaktivt avfall och han har författat en rad vetenskapliga rapporter och böcker i ämnet.
Sedan 1988 har han arbetat som oberoende konsult och forskare för bland annat Statens Strålskyddsinstitut (Sverige), miljöministeriet i Niedersachsen (Tyskland), State of Nevada Nuclear Waste Project Office (USA), Greenpeace, samt flera universitet i Storbritannien och USA.
--------------------------------------------------------------------------------
Sammanfattning
1. Inledning
Redan 1977 presenterade SKB ett första koncept för slutförvaring
av använt kärnbränsle från de svenska kärnkraftverken,
detta benämns KBS-3. Denna korta rapport utvärderar den aktuella varianten
av KBS-3-konceptet, med tanke på de osäkerheter som hänger samman
med dess genomförande, och placerar dessa i deras rätta internationella
sammanhang.
2. Flerstegsbarriären
Enligt KBS-3-konceptet är säkert djupförvar beroende av ett helhetssystem
som kallas flerstegsbarriär. Denna består av både konstruerade
och naturliga barriärer. En ansenlig mängd osäkerhetsfaktorer
omger fortfarande tillämpningen av multibarriärkoncep. Frågor
väcks som berör både de grundläggade principer på
vilket det baserats och osäkerheten i att göra uppskattningar av säkerheten
på en viss slutförvaringsplats.
3. Säkerhetsutvärdering
Huvudsyftet med säkerhetsutvärderingen är att kvantifiera de
tänkbara risker som allmänheten kan utsättas för när
slutförvaret fyllts och övergivits. Slutförvarskonceptet måste
värderas i termer av lämplighet i förhållande till de varierande
geologiska rhållandena. Egenskaperna hos komponenterna i flerbarriärsystemet
måste också prövas.
4. Närzonen
Termen "närzon" används för att beskriva de konstruerade
egenskaperna hos slutförvaret. Den inkluderar det använda kärnbränslet,
förvaringsbehållarna och förvaringsanläggningen. Den inkluderar
också den del av geosfären som har påverkats av anläggningsarbetena.
Det nuvarande KBS-3 lägger den största vikten vid närzonsbarriärer, när det gäller långtidssäkerheten, och tar bara till mycket liten del hänsyn till geosfärens specifika egenskaper. Följaktligen är en utvärdering av de grundläggande antagandena i moden och förutsägelserna om händelserna i närzonen absolut nödvändiga i varje diskussion om osäkerheter förknippade med KBS-3.
4.1. Närzonens hydrologi och hur den påverkas av anläggningsarbetena
Konstruktionen av förvarets tunnlar och orter kommer att orsaka en dekompression
av berggrunden, som tillsammans med borrningar och sprängningar kan åstadkomma
en vidgning av redan existerande sprickor, att nya sprickor uppkommer och att
vattenflödet kring förvaret förändras.
Uppskattning av inverkan på påverkade zoner är fortfarande ett avgörande problem. Ett stort arbete återstår både på äspö bergslaboratorium, och på tänkta förvarsplatser i de intresserade kommunerna. KBS-3-konceptet kan komma att visa sig olämpligt på platsen som slutligen väljs. Kanske upptäcks inte detta förrän arbetet med att bygga slutförvaret redan påbörjats. Det inledande demonstrationsskedet är av begränsad natur och kommer troligen inte att vare sig bevisa eller motbevisa konceptets lämplighet.
4.2 Avfallsbehållarens livslängd
Med tanke på att avfallsbehållaren av SKB anses som en av huvudkomponenterna
i säkerhetssystemet kring KBS-3, måste det visas att avfallsbehållarens
säkerhet kan garanteras med tillräckligt hög grad av sannolikhet.
Två mekanismer, som kan leda till en försämrad säkerhet
hos avfallsbehållaren under ett kortare tidsperspektiv - nämligen
tillverkningsfel och mekanisk åverkan orsakad av allvarliga förkastningar
i berget - har identifierats av SKB, även om den senare har avvisats som
omöjlig.
Med hänsyn till möjligheterna för okända geotekniska konsekvenser av framtida istider är ett sådant avfärdande inte en adekvat vetenskaplig hållning till vad som kan vara ett mycket viktigt scenario för utsläpp av radioaktivitet. Särskilt som detta scenario innehåller en koppling mellan närzonen, som betecknas som mycket betydelsefull i KBS-3, och fjärrzonen, som anses ha mindre betydelse.
Det tycks som om beslutet att välja en koppar/stål-behållare fattades på kommersiella snarare än på rent vetenskapliga grunder, och att detta har medfört hittills obeaktade säkerhetsrisker när det gäller närzonen. Om svenska och internationella studier tyder på att koppar/stål-behållaren är olämplig kan det bli nödvändigt att göra om hela arbetet med val av avfallsbehållare innan man kan börja utveckla inkapslingsanläggningen.
4.3 Det använda kärnbränslet
Om man i likhet med KASAM 1989 antar att den mest relevanta frågan i säkerhetsanalysen
inte är hur lång tid det tar innan avfallsbehållaren förstörts,
utan hur lång tid det tar för de toxiska ämnena att förflyttas
från avfallsbehållaren till biosfären, så är frågan
om bränslets löslighet i grundvattnet av största intresse.
Om en behållare spricker tidigt i slutförvarets historia, medan det använda kärnbränslet ännu är starkt radioaktivt, och grundvatten läcker in, finns risken för förstärkt upplösning av bränslet, eftersom radiolyseffekten av bränslet kan leverera oxidationsmedel till processen.
Modellering av dessa processer pågår, men osäkerheter kvarstår när det gäller det exakta mätförfarandet av oxidations-/lösningshastigheterna. God förståelse av hur snabbt och till vilken grad det använda kärnbränslet löses upp under förhållandena i ett tänkt slutförvar är av avgörande betydelse, när man ska utvärdera säkerheten i KBS-3. SKB hoppas kunna kvantifiera denna effekt till år 1996.
4.4. Buffert och återfyllning
Syftet med bentonitbufferten runt avfallsbehållaren är att begränsa
grundvattenflödet i närzonen och att skydda behållaren från
kemisk och mekanisk påverkan. även utgrävda tunnlar och schakt
kommer slutligen att fyllas igen med en blandning av bentonit och sand.
Bufferten kring avfallsbehållarna kommer att vara mycket viktig för att skydda dem från eventuella rörelser i marken och de omgivande borrhålen, särskilt med tanke på möjliga neotektoniska effekter i samband med sannolik seismisk aktivitet i framtiden. Det kommer att vara lika viktigt att vidmakthålla en gynnsam kemisk miljö kring eventuella spruckna eller korroderade behållare för att hindra att det använda bränslet löses upp och kommer ut till geosfären.
Värmeorsakad degradering av bentoniten kan ha betydande effekter på dess långsiktiga egenskaper. Det är därför av vikt att man kan modellera och förutsäga detta på ett tillförlitligt sätt.
Arbetet fortskrider naturligtvis, och mycket av det kommer att utföras vid äspölaboratoriet under mer realistiska förhållanden. Testerna måste dock få förlöpa under representativa tidsperioder, och SKB bör inte försöka få fram resultat för att hålla deadlines i en redan orealistisk tidtabell för lokaliseringen av slutförvaret.
5. Geosfären
Det finns 4 tänkbara spridningsvägar, på vilka radionuklider
kan nå biosfären efter att ha kommit genom slutförvarets multibarriärer.
a) via grundvatten
b) via gaser
c) genom intrång av människan
d) genom naturlig påverkan
5.1. överföring via grundvatten
Trots intensiv forskning det senaste dryga decenniet kvarstår stora osäkerheter
när det gäller att sammanfoga teoretiska studier med verkligheten.
Kristallint berg, som är ogenomträngligt när det är helt,
kännetecknas av närvaron av stora och små sammanfogningar och
sprickor på hela storleksskalan, från kilometer till millimeter.
Vatten tenderar att röra sig längs dessa sprickor. Därför
är det nödvändigt att skaffa sig detaljerad kunskap om områdets
geologiska historia, när man bedömer ett områdes lämplighet
för ett slutförvar. Det är också nödvändigt att
lokalisera och beskriva alla sprickor i området, så att man kan
konstruera en modell för hur radionukliderna kan tänkas röra
sig om de läcker ut.
Ett förslag för slutförvaring i kristallint berg, som KBS-3, eller för all del vilket alternativ som helst, bör därför förklara i detalj hur man avser att på ett fullständigt sätt beskriva en vald lokalitets egenskaper med avseende på alla relevanta sprickzoner. KBS-3:s avsikt att bestämma den slutgiltiga förläggningen av tunnlar först när man har en komplett bild av bergförhållandena betyder att man måste hitta alla sprickzoner, inklusive de "svagt sluttande", vilkas lokalisering och identifiering fortfarande är problematisk. Det är långt ifrån klart om man någonsin kommer att kunna visa detta i tillfredsställande grad.
även om man lyckats med att lokalisera eventuellt vattenförande sprickor, så återstår problemet med att förutsäga flödet. Det är allmänt accepterat att sprickor inte nödvändigtvis leder vattnet på ett enhetligt sätt genom hela sin längd. Skillnader i rörelsen över tiden, mineralavlagringar från rinnande vatten, etc. gör att det uppstår icke-kontinuerliga kanaliseringseffekter, där vatten kan flöda eller inte flöda vid varje given tidpunkt. Detta gör flödesmodellering även av kända sprickor extremt svårt.
5.2. överföring via gaser
Gas kan möjligen produceras av korroderande stål i avfallsbehållaren
och av betong och stål i själva slutförvaringsanläggningen,
så som de tänkts i KBS-3. Om gasen inte kan ta sig ut tillräckligt
snabbt genom närzonen och ut från slutförvaret kan tryck öka
lokalt, vilket kan skada anläggningen eller skapa sprickor i omgivande
berg, vilket i sin tur kan påverka grundvattenflödet.
Det återstår åtskilligt arbete på detta område, vilket också påpekades i det pågående CEC-projektet PEGASUS, där man försöker sammanställa och utvärdera pågående och planerad forskning.
Med tanke på att SKB beslutat att avsiktligt föra in stora mängder stål i förvaret i form av en del av avfallsbehållaren, och därigenom öka risken för att gas bildas, är bristen i FUD-92 på ett klart definierat program angående hur radionuklider sprids anledning till oro.
5.3. överföring via mänskligt intrång
Ett scenario, som skulle kunna orsaka relativt stora stråldoser på
människor boende i slutförvarets närhet, är att människor
oavsiktligt eller avsiktligt tränger in i slutförvaret. Ett sådant
scenario kan medföra att radionuklider rör sig genom närzone
geosfären och biosfären och direkt utsätter människor för
strålning genom inandning, förtäring eller yttre exponering.
Det finns stora osäkerheter förknippade med detta scenario, eftersom
det är helt omöjligt att förutsäga framtida social och teknisk
utveckling.
Det finns risk för oavsiktligt intrång när man söker mineralfyndigheter, vilka ofta förekommer i kristallint berg. Detta har lett till att ett av de internationellt erkända kriterierna för val av förvaringsplats, nämligen att försöka undvika platser me ända eller troliga mineralfyndigheter, har fått större betydelse. Olyckligtvis kan detta visa sig vara en svår uppgift, eftersom definitionen av en "ekonomiskt lönsam" fyndighet mycket väl kan förändras under förvarets livstid, med tanke på osäkerheten r det gäller framtida råvaruefterfrågan och råvarupriser.
Det tillför en intressant dimension till nuläget i Sverige, eftersom SKB aktivt söker "frivilliga" kommuner för förstudier, med sikte på att så småningom lokalisera ett slutförvar. åtminstone två av dem som anmält sig som frivilliga i nuläget är tidiga gruvområden, och i åtminstone det ena fallet (Storuman) finns det fortfarande intresse för mineralprospektering.(COGEMA söker f n efter guld).
Prospektering och användning av vatten från sprickor i berget kan också leda till att kommande generationer utsätts för läckande radionuklider.
Utöver dessa risker finns naturligtvis risken att personer i framtiden med avsikt tränger in i slutförvaret för att få tillgång till dess innehåll, inklusive det plutonium som kärnbränslet innehåller. Denna sista risk har betonats av IAEA som särskilt ande.
5.4. överföring via naturlig påverkan
Med hänsyn till de mycket långa tidsperioder som slutförvaring
handlar om, kan läckage uppstå som en följd av långsamma
naturliga processer. Att bedöma risken för dessa förändringar
utgör en stor del av de flesta säkerhetsutvärderingar, och innehåller
många inneboende svårigheter.
5.4.1. Istider
En betydelsefull faktor i alla förslag rörande slutförvaring
i Sverige är - tillsammans med möjligheten av framtida rörelser
längs förkastningar och sprickor som förändrar de hydrogeologiska
förhållandena runt slutförvar - osäkerheten rörande
möjligheten av framtida istider under ett slutförvars livstid. även
om urbergsområden allmänt sett betraktas som stabila, kan rörelserna
under landhöjningen efter en istid vara betydande.
Nedpressning och återlyftning av jordskorpan till följd av nedisning anses vara en viktig faktor för att skapa flöden på stort djup i berg med sprickor. Detta kan vara av stor betydelse för att öka återföringen av saltvatten till ytan. Effekterna anses kunna vara avgörande, speciellt med tanke på sannolikheten av en förnyad istid i Sverige.
Förändringar av havsnivån och av nederbörden kan också påverka de hydrogeologiska omständigheterna när det inte råder istid. För slutförvar belägna nära kusten kan fallande havsnivå under kalla tidsperioder innebära att grundvattnet från förvaret kommer ut på land i stället för i havet. Detta tenderar att öka risken, eftersom läckage till havet antas innebära större utspädning innan de når människan.
5.4.2. Seismisk aktivitet
Ingen genomgång av djupförvaring av avfall är komplett utan
att man beaktat riskerna när det gäller störningar av förvaret
på grund av seismologisk aktivitet, med tanke på de tidsrymder som
förvaret omfattar. Jordskalv kan sätta förvaret i fara på
grund av rörelser i marken (som kan skada ytinstallationer och schakt),
sprickor i marken (som kan skada slutförvarets anläggningar och avfallsbehållarna),
och förändringar i hydrologin.
Den viktigaste faktorn är inte jordskalvets magnitud, utan typen av förskjutning längs förkastningar och de tillhörande spänningsförändringarna, som avgör om vattnet som lagras i berget kommer att sugas in eller tryckas ut. Extrema hydrologiska förändr ar kan följa på normala jordskalv, inkluderande utbrott av vatten under tryck från djupet eller bildande av nya heta källor. Sådana förändringar har följt även på jordskalv med liten magnitud.
6. Modellering och säkerhetsbedömning
Trots att man gör anspråk på att de modeller och scenarier
man använder vid säkerhetsbedömningarna är väl dokumenterade
och står på fast grund, har många deltagare vid seminarier
och konferenser uttryckt skepsis vad gäller giltigheten och tillämplighet
av den forskning som hittills genomförts. Exempelvis var slutsatsen av
CECs tredje konferens om hantering och lagring av radioaktivt avfall, 1990,
i huvudsak att åtskillig forskning behövs innan man fått fram
teknologi och metodologi för en tillräcklig god värdering av
tänkbara slutförvarsplatser.
6.1. Sannolikhetsmässig riskbedömning
För att visa att ett slutförvar uppfyller kraven på säkerhet,
används modeller och data i ett Probabilistic Risk Assessment (PRA). Skattningen
av risken för ett djupförvar är en mycket komplex process, som
innefattar att modellera hur radionukleiderna sig genom närzonen, fjärrzonen
och biosfären, inkluderar människors beteenden och slutligen sannolikheten
för att en enskild individ skall utveckla en dödlig cancer.
I huvudrapporten visas hur osäkerheten kvarlever, både när det gäller själva modellernas fullständighet och när det gäller input-värdena. Ytterligare ett problem är tvetydigheten i de gällande reglerna för säkerheten. För att kunna bedöma om en risk är ceptabel eller inte, måste man kombinera osäkerheter med värdebedömningar.
Osäkerheter finns också i uppförandet av fraktala modeller för kristallint berg, i förutsägelser om den sorptiva förmågan i geosfären (förmågan att bromsa radionukliders rörelser), i att förutspå gasrörelser och dess effekter på de konstruerade barriär a och geosfären, etc.
6.2. Validering av modellerna
Med hänsyn till de osäkerheter och antaganden som finns i de modeller
som används vid säkerhetsvärderingarna, är det av avgörande
vikt att de modellerna är ordentligt verifierade och validerade. Oberoende
data, som inte använts som input-data till mode n, används för
validering, d v s för att kontrollera att modellen på ett riktigt
sätt efterliknar verkligheten.
Arbetet vid äspö kommer att tillhandahålla vissa data, som kan användas för att validera transportmodeller som används i säkerhetsvärderingar. Men detta kommer att ta tid. Det är orimligt att fortsätta med att utse en plats för slutförvaring, innan des data är tillräckligt utvärderade och slutsatserna fackgranskats.
7. Slutsatser
Det framgår med all tydlighet, även efter en översiktlig genomgång
av KBS-3 som det för närvarande föreslås av SKB, att konceptet
fortfarande är förknippat med avsevärda osäkerheter i många
viktiga avseenden, trots att det hävdas vara "state-of-the-art".
Det är fortfarande fullt tänkbart att vissa av dessa osäkerheter
aldrig kan klaras ut på ett tillfredsställande sätt.
1. I motsats till vad SKB hävdar finns det ännu ingen internationell enighet när det gäller tillämpningen av den s k flerstegsbarriären. Det finns många tolkningar rörande betydelsen och förutsägbarheten av var och en av de ingående delarna.
2. KBS-3 har genomgått avsevärd utveckling sedan förslaget först presenterades år 1977, utan att ännu ha tillämpats på någon specifik slutförvaringsplats. Det är högst troligt att den slutliga versionen inte har sett dagens ljus ännu. Antagligen kommer ytterligare förändringar i KBS-3 att bli nödvändiga.
3. Förändringar i den föreslagna konstruktionen av avfallsbehållarna har medfört nya osäkerheter när det gäller KBS-3:s genomförbarhet och ökat risken för korrosion och därav följande läckage. Det har dykt upp nya områden där det behövs modelleringskunnande, såsom generering och migration av gasformiga korrosionsprodukter och deras möjliga effekt på närzonens och fjärrzonens hydrogeologi. Sådant kunnande återstår ännu att visas upp.
4. Förseningarna i urvalsprocessen när det gäller lokalisering av slutförvaret har inte fått tillräckligt genomslag i tidtabellerna för beslut om buffertmaterial och säkerhetsutvärdering i samband med koncessionsgivningen.
5. Det är högst osannolikt att enbart undersökningen av den valda platsen kommer att identifiera alla vattenförande sprickor och zoner på platsen. Det är fullt tänkbart att man inte ens vid utgrävningen av "demonstrationsfasen" för förvaret kan göra detta. Det kan t o m visa sig att en plats är olämplig för KBS-3 först då hela schaktningsarbetet har genomförts och stora investeringar gjorts. SKB måste därför fortsätta med att utvärdera andra utformningar av ett slutförvar, inklusive förvaring nära ytan.
6. Möjligheten att framtida istider förändrar seismiciteten och därmed hydrogeologin för ett slutförvar på medellång och lång sikt är ett verkligt problem. Det kan visa sig vara omöjligt att i svensk berggrund lokalisera ett slutförvar, som inte skulle påverkas av sådana förändringar.
--------------------------------------------------------------------------------
1. INLEDNING
Redan 1977 presenterade SKB ett första koncept för slutförvaring
av använt kärnbränsle från de svenska kärnkraftverken.
Detta koncept, KBS-1, har utvecklats efter hand och föreligger i dag i
en något modifierad form jämfört med det ursprungliga förslaget.
Den senaste varianten, KBS-3, har av kärnavfallsmyndigheterna i andra länder ofta beskrivits som "state-of-the-art" och i "forskningens frontlinje". Syftet med denna kortfattade rapport är att granska KBS-3 med avseende på den vetenskapliga osäkerhet som är förknippad med genomförandet och att utvärdera dessa osäkerhetsfaktorer på grundval av tillgängliga internationella erfarenheter.
I detta avseende utgör rapporten en fortsättning på en pågående process, senast exemplifierad av den utomordentliga studie som för Strålskyddsinstitutets (SSI) och Kärnkraftsinspektionens (SKI) räkning utfördes av Wiborgh et al 1992. KBS-3-konceptet har dock vidareutvecklats sedan dess, även om många av de forskningsfält som ännu är förknippade med avsevärda vetenskapliga osäkerhetsfaktorer fortfarande inte har beaktats till fullo.
1.1 Principer för slutförvaring enligt KBS-3
Den djupa geologiska förvaringen, såsom den beskrivs i KBS-3 (se
avsnitt 2), har följande syften:
a) Att placera kärnavfallet djupt under jord i geologiska formationer som tros ha tillräckligt hög stabilitet och tillräckligt låg permeabilitet för att hålla avfallet orörligt och isolerat över tillräckligt långa tidsrymder.
b) Den säkerhet som konceptet säger sig kunna uppnå är beroende av ett system baserat på flera barriärer, där säkerheten för såväl system som enskilda barriärer måste vara både tillförlitliga och förutsägbara. Den långsiktiga säkerheten måste kunna utvärderas med dagens teknik.
c) Djupförvaringen är avsedd att vara ett helt passivt system (CEC/NEA 1984), där mänskliga åtaganden inte krävs för att garantera säkerheten.
d) Radioaktivitet från slutförvaret skall inte belasta kommande generationer. Säkerheten i djupförvaringen är beroende av det inneslutningssystem som kallas Multi- Barrier (ibid.), en barriär i flera steg. Detta system använder både tillverkade och naturliga barriärer. Som beskrivs i avsnitt 2 nedan, använder sig KBS-3 av en flerstegsbarriär även i närzonen.
Såväl svenska som utländska förslag till slutförvaring av använt kärnbränsle delar upp omgivningen kring förvaret i skilda zoner:
Närzonen, som inbegriper själva avfallet, omgivande konstruktioner samt hela det bergsområde som påverkats av byggnationen.
Geosfären (eller fjärrzonen), som utgörs av det opåverkade berget mellan slutförvaret och biosfären.
Biosfären, som utgörs av marken, floder, sjöar och hav, atmosfären samt växt- och djurliv.
Beräkningen av säkerheten för tänkbara förvaringsplatser måste ta hänsyn till alla dessa zoner och alla de möjliga transportvägar längs vilka radioaktiva ämnen kan röra sig och därmed nå människan.
När det gäller tillämpningen av flerstegsbarriären i KBS-3-konceptet kvarstår fortfarande viktiga osäkerheter. Frågorna rör både underliggande principer och riskanalysen vid varje tänkbar förvaringsplats.
även begreppet flerstegsbarriär som sådant kritiserades 1988 av SKI, som fann begreppet missledande. Man påpekade att barriärerna inte är oberoende av varandra och skrev:
"Enligt inspektionens uppfattning är detta [flerstegsbarier] en mycket grov förenkling, som lätt leder till missuppfattningen att säkerheten hos ett slutförvar bygger på en serie barriärer, som var och en skulle vara tillräcklig. Med ett sådant synsätt skulle bristande eller utebliven funktion hos någon av komponenterna i ett slutförvar... lätt kunna leda till slutsatsen att systemets säkerhet därvid inte alls påverkas."
En central frågeställning, som också kommer att belysas i flera avseenden nedan, gäller SKB:s tillämpning av multibarriär-konceptet. Olika länder tillämpar det nämligen på skilda sätt beroende på att det inte föreligger någon internationell consensus i denna sak. Exempelvis påpekade Storbritanniens "Radioactive Waste Management Advisory Committee" efter ett besök i Sverige 1991 att de man talat med uttryckt "tvivel på att förlita sig alltför mycket på fjärrzonen i säkerhetsanalysen, på grundval av svårigheterna att få tag i tillräckligt detaljerade data. Man borde lägga tyngden lika mycket på inneslutningen och närzonens kemi, över vilken man har mer kontroll" (RWMAC 1991). Men när samma kommitté besökte USA, år 1992, förklarade man där att man kommer att förlita sig på de geologiska barriärerna, och att man i praktiken kommer att bortse från de tekniska barriärerna. (RWMAC 1993).
1.2 Säkerhetsutvärdering
Huvudsyftet med säkerhetsutvärderingen är att kvantifiera de
tänkbara risker som allmänheten kan utsättas för när
slutförvaret fyllts och övergivits. Andra syften är att identifiera
forskningsbehov och att tillhandahålla rådgivning när det gäller
val av slutförvaringsplats och utformning av förvaret.
Säkerhetsbestämmelserna kräver oftast att ett visst numeriskt kriterium skall vara uppfyllt, t ex att risken för en individ att få cancer orsakad av slutförvaringen skall vara mindre än 1 på miljonen vid en viss tidpunkt.
Ett antal spridningsvägar för radioaktivitet från slutförvaring har identifierats:
a) via grundvatten
b) via gaser
c) genom åtgärder av människan
d) genom naturliga förlopp, typ jordskalv etc
För att säkerställa att säkerhetskraven uppfylls, kräver
värderingen av ett förvaringsalternativ att man genomför beräkningar
av barriärernas effektivitet, var för sig och tillsammans, när
det gäller att förhindra eller bromsa läckage av radionuklider.
För att utföra säkerhetsutvärderingen måste man ha tillgång till data som ger en rättvisande beskrivning av de förväntade förhållandena i närzonen efter tillslutning av slutförvaret och som även beskriver platsen som sådan (t ex läget av olika bergarter och deras hydrauliska ledningsförmåga). Dessa data utgör input i numeriska modeller för att beräkna radionuklidernas rörelse genom de olika barriärerna via de olika spridningsvägarna. Man använder sannolikhetsbaserade riskvärderingstekniker för att skatta sannolikheten av olika utfall och kombinerar resultaten till en riskvärderingskurva (som förutspår risken vid olika tidpunkter). Ibland räknar man fram flera kurvor, som representerar olika framtidsscenarier (t ex för olika utveckling av klimatet).
Syftet med denna översiktliga rapport är att granska dagens kunskapsläge och kvarvarande osäkerheter när det gäller de olika komponenterna i flerstegsbarriären, särskilt de geologiska och hydrogeologiska, att diskutera riskerna för haverier, samt att försöka avgöra giltigheten i SKB:s beslut (så som det senast beskrivits i FOU-programmet från 1992) att koncentrera sig enbart på KBS-3-konceptet för säker slutförvaring av använt kärnbränsle i Sverige.
SLUTSATSER:
Djupförvar av använt kärnbränsle (och högaktivt avfall)
är beroende av pålitligheten och förutsägbarheten hos systemet
med den så kallade flerstegsbarriären. Trots industrins påstående
att det finns en samstämmighet när det gäller förståelsen
och tillämpningen av systemet, lägger olika länder betoningen
på olika komponenter i systemet. Säkerhetsanalys av möjliga
förvaringsplatser måste beakta beteendet av varje del av systemet,
från själva avfallsformen till omgivande geologi. Varje väg,
på vilken läckande radionuklider kan nå miljön, måste
utvärderas med tanke på vilken roll denna har och hur viktig den
kan anses vara. Detta gäller särskilt hydrogeologiska vägar och
gasvägar. Man måste också ta hänsyn till möjligheten
av en naturlig nedbrytning av systemet på grund av seismicitet, klimatförändring,
etc., samt sannolikheten av mänskligt intrång, antingen avsiktligt
eller oavsiktligt.
2. KBS-3-KONCEPTET
KBS-3-konceptet utvecklades i Sverige för att slutförvara använt
kärnbränsle. Många länder (se avsnitt 4) har lagt tonvikten
vid metoder som till stor del förlitar sig på geosfären, när
det gäller den övergripande säkerheten. I Sverige har SKB däremot
lagt störst vikt vid den långsiktiga hållbarheten i slutförvaringskapseln
själv och i de teknologiska barriärerna i närzonen. Detta har
föranlett forskare i andra länder att kommentera det svenska synsättet:
"Svenska (och schweiziska) forskare menar att hydrologin i berganlagda slutförvar är för komplex för att förstå och modellera" (Taylor et al 1994). Forskarna hävdar alltså att bergförvarets geologi spelar en underordnad roll.
I KBS-3, som den presenterades av SKB, har flerstegsbarriären följande komponenter:
Det använda bränslet, som bör ha låg löslighet i en reducerande omgivning. Behållaren, som innehåller det använda bränslet. Lagret av bentonitlera, som omger kapseln. Berggrunden i närzonen och geosfären.
Förvaringsdjup; Slutförvaringen avses ske genom att det använda kärnbränslet placeras i särskilda kapslar på cirka 500 meters djup i kristallin berggrund (SKI-1990). Slutförvaringsanläggningens placering och utformning anpassas till berggrundens egenskaper vid den valda lokaliteten (se nedan). Berggrunden beskrevs närmare som "kristallint berg av god kvalitet" av Sjöblom e tal 1994. Som SKI påpekade 1991 (SKI 91 Vol 1) att "**Det har inte varit någon genomgående analys av för- och nackdelar av olika djup".
SKI visade också att bristen på kunskap om berggrunden under det tänkta förvaringsdjupet kan begränsa möjligheterna att genomföra en adekvat värdering av valet av förvaringsdjup, även om 500 m kan anses vara ett lämpligt djup. Detta beskrivs som en "brist" i beskrivningen av tänkbara förvaringsplatser. Med hänsyn till det rådande stilleståndet vad gäller faktiska platsundersökningar tycks dessa påpekanden fortfarande fullt giltiga.
Bränslekapseln; KBS-3-rapporten 1983 föreslog en bränslekapseln helt i koppar. Man framlade två olika utformningar, där båda hade en tjocklek av minst 10 cm men skilde sig åt vad gällde tillslutningsmetod. I det ena fallet tänkte man sig att fylla kapseln med blyhagel vid igensvetsningen. I det andra förslaget skulle man försluta kapseln genom en sintringsprocess med kopparpulver, en teknik som kallas HIP (hot isostatic pressing). Dessa två designförslag utgjorde grunden för mycket av den forskning som bedrevs vid SKB rörande avfallsbehållarnas hållbarhet och för den varierande kritik som framfördes mot KBS-3 fram till 1992, när SKB publicerade sin plan "Forskning, utveckling och demonstration och övriga åtgärder" (FUD 1992) (se t ex Wiborg et al 1992).
Forskning rörande en alternativ, kall process för tillverkning av behållare påbörjades 1987 av TVO i Finland. Efter en utvärdering av en koppar/stål-behållares uppträdande i närzonen meddelade SKB 1992, att man avsåg att ändra på kapselns design. I stället för tjock koppar tänkte man sig en tryckbehållare av stål som skulle omge det använda bränslet. Runt denna skulle det sedan finnas ett kopparfodral som skydd mot korrosion. Koppar/stål-kapseln har väggar som är 50 mm tjocka för både koppar och stål. Utvändig längd är 4890 mm och diametern 880 mm, vilket ger plats för 12 bränsleelement från kokarrreaktorer (Sellin et al, Las Vegas 1994).
Avsnitt 3 innehåller en diskussion av den sannolika livslängden för bränslekapseln.
Slutförvaret; Den senaste utformningen består av en serie parallella förvaringstunnlar i samma plan, sammanbundna av transporttunnlar. Om dessa skall nås via schakt och en ramp eller genom enbart schakt, kommer att beslutas senare.
Avfallsbehållarna avses placeras i vertikala hål i tunnelgolven och omges av en buffert av sammanpressad bentonit. Man placerar bara en behållare i varje hål. När alla behållare placerats i en tunnel skall även tunneln återfyllas med en blandning av bentonit och kvartssand.
Vid den slutliga utformningen av förvaret måste man ta hänsyn till den maximitemperatur som bentonitfyllningen kan utsättas för utan att dess värdefulla egenskaper när det gäller låg vattengenomströmning och vattenupptagning går förlorade. SKB uppskattar att temperaturen bör understiga 80 C, vilket betyder att behållarna måste placeras med 6 meters mellanrum i gångar som ligger 25 m från varandra. (Pusch och Svemar) Det är intressant att jämföra detta med förslaget för slutförvaring vid Yucca Mountain i USA. Där planerar man att med avsikt höja temperaturen till gott och väl 100 C för att driva bort grundvattnet från förvarets närhet. Detta motsäger existensen av en"internationell samstämmighet" när det gäller tekniken för slutförvaring av KBS-typ. (se avsnitt 3 nedan.)
Den slutgiltiga placeringen av förvaringsgångar och borrhål för avfallsbehållarna lämnas öppen i KBS-3-förslaget, så att man kan ta hänsyn till eventuell sprickbildning i samband med anläggningsarbetena. Som diskuteras nedan i avsnitt 4, kan okända sprickor avsevärt förändra de hydrologiska egenskaperna som väntas gälla nära slutförvaret. Risken för att sådana sprickor finns eller uppkommer i den svenska berggrunden är en av huvudanledningarna till att så mycket av tyngdpunkten i KBS-3-förslaget lagts på den långsiktiga tätheten i bränslekapseln. SKB talar också om ett "respektavstånd" på 100 meter, vilket är minimiavståndet till kända sprickzoner från en given punkt inom slutförvaringsområdet. återigen, som diskuteras i avsnitt 4, återstår det att visa hur detta respektavstånd skall kunna garanteras över hela förvaringsområdet.
SKB:s FUD 92 var också en viktig milstolpe i utvecklingen av förvaringskonceptet, eftersom begreppet "demonstrationsfas" då introducerades. Här avsåg man att placera verkliga avfallsbehållare i en del av det föreslagna förvaret, men på ett sådant sätt att man kunde ta upp dem igen på ett säkert sätt om man i efterhand skulle finna att den valda platsen för slutförvaret var tekniskt olämplig eller socialt oacceptabel. SKI påpekade dock att "termen demonstration är klart missledande" (SKI 93:30). även om tekniker kan visas vara praktiska vid fältförsök kan man, rent definitionsmässigt, inte bevisa deras långsiktiga säkerhet.
SKI gjorde flera andra påpekanden rörande den reviderade KBS-3-layouten för slutförvaret, alltifrån frågan om den tänkta utgrävningsmetoden (borrning och sprängning) är den mest lämpliga, till huruvida de metoder för injektering av murbruk och återfyllning som föreslås verkligen finns tillgängliga och går att tillämpa i detta fall. Andra SKI-kommentarer finns återgivna i relevanta avsnitt av denna rapport.
Andra typer av slutförvaring; Sedan 1984 har SKB studerat andra koncept än KBS-3 för slutförvaring. Dessa är:
WP-Cave, vilken baseras på en koncentrerad isolering av behållarna med utbränt bränsle i en central bergsvolym omgiven av en bentonitbärriär och en s k "hydraulisk grotta", utformad såing; att den leder grundvattnet runt och bort ifrån förvaret.
Djupa borrhål (kända som VDH, Very Deep Holes), där man tänker sig att förvara bränslebehållarna omgivna av bentonit på ett djup av mellan 2 och 4 km i borrhål.
Långa tunnlar (kända som VLH; Very Long Holes), där man tänker sig att förvara bränslet i ganska stora behållare omgivna av bentonit i borrade tunnlar, företrädesvis under havsytan.
Mellanlånga tunnlar (kända som MLH, Medium-Long Holes), där man tänker sig att förvara bränslet i behållare av KBS-3-typ omgivna av bentonit i rader av borrade tunnlar.
SKB har gjort jämförelser mellan KBS-3 och dessa fyra varianter och har genomgående kommit till slutsatsen att KBS-3 är att föredra.
Den senaste av dessa jämförelser, PASS (Project on Alternative Studies for Final Disposal), utkom 1992 och har fått kritik från olika håll, inte minst från SKI. I SKI 93:30 påpekades exempelvis att det inte framgick av SKB:s slutsatser om KBS-3 föredrogs helt enkelt på grund av bristande kunskap rörande de andra alternativen. SKI rekommenderade att SKB skulle fortsätta med undersökningar och jämförelser mellan alla alternativen.
även SSI (93-21) rekommenderade SKB att fortsätta med jämförande studier av andra förvaringsmetoder och tydliggjorde att dessa borde koncentreras till studier av Djupa borrhål (VDH). Valet mellan den och KBS-3 skulle ha följdeffekter för utvecklingen av andra delar av förvaringssystemet, t ex den föreslagna inkapslingsanläggningen.
Det har således redan förekommit flera betydande förändringar av KBS-3-konceptet, och fler är mycket sannolika. De osäkerhetsområden som diskuteras i andra och nedanstående avsnitt av denna rapport, förstärker denna uppfattning. Det återstår att se huruvida dessa osäkerheter någonsin kan klaras ut så att de tillståndsgivande myndigheterna blir nöjda.
Slutsatser:
KBS-3-konceptet är ett svenskt svar på utmaningen av djupförvar
av använt kärnbränsle. I motsats till flera andra länder,
läggs betoningen på konstruerade barriärer i närzonen,
d v s avfallsformen, kapseln, omgivande återfyllning samt geologin i förvarets
närhet. Tidigare konstruktion använde sig av en tjock kopparkapsel,
medan de senaste konstruktionerna som tagits fram efter 1992, består av
stål med endast en tunn kopparbehållare. Ytterligare ändringar
i konstruktionen är inte omöjliga i framtiden. Avfall är tänkt
att placeras på ungefär 500 meters djup, på åtminstone
100 meters avstånd från kända större sprickor, med en
kapsel för varje borrhål. Den slutgiltiga konstruktionen beslutas
först när en plats för slutförvaring har blivit utvald.
Efter att ha undersökt flera andra slutförvaringsmetoder har SKB upprepade
gånger hävdat att KBS-3 är den bästa möjliga lösningen.
SKBs vilja att utforska andra metoder kan ifrågasättas.
3. NäRZONEN
Termen närzon används för att beskriva de konstruerade egenskaperna
hos slutförvaret, inklusive det använda kärnbränslet, förvaringsbehållarna
och förvaringsanläggningen. Den inkluderar också den del av
geosfären som har påverkats av anläggningsarbetena.
Som nämnts ovan i avsnitt 2 är KBS-3 som det f n framställs av SKB nästan världsunikt i sin starka betoning av barriärerna i närzonen - och i motsvarande mån sin låga förlitan på geosfärens speciella egenskaper - när det gäller säkerheten på lång sikt. Följaktligen är en granskning av de grundläggande antagandena rörande närzonens egenskaper i modeller och prognoser av största vikt då man diskuterar osäkerheterna i KBS-3. SKB uttryckte detta tydligt i sina slutsatser i SKB 91 "Slutlig förvaring av använt kärnbränsle. Berggrundens betydelse för säkerheten", där man skrev:
"Säkerheten hos ett sådant förvar (anlagt djupt ner i det svenska urberget) är endast i ringa utsträckning beroende av det omgivande bergets förmåga att fördröja och absorbera utläckande radioaktiva ämnen."
Som tidigare noterats är en av de mest genomträngande analyserna av KBS-3-konceptets egenskaper och osäkerheter den som utfördes av Wiborgh et al för SKI/SSI år 1992. För att följa den studien kan det vara lämpligt att avhandla de vetenskapliga osäkerheterna i en ordning, som följer några händelser som skulle kunna leda till att radionuklider släpps ut i geosfären.
Dessa inbegriper: närzonens hydrologi och hur den påverkas av anläggningsarbetena bränslekapselns livslängd upplösning av det använda bränslet transport av radionuklider i närzonen
3.1. Närzonens hydrologi och hur den påverkas av anläggningssarbetena
Konstruktionen av förvarets tunnlar och orter kommer att orsaka en dekompression
av berggrunden, som tillsammans med borrningar och sprängningar kan leda
till en vidgning av redan existerande sprickor, att nya sprickor uppkommer och
att vattenflödet kring förvaret förändras. Detta är
ett område som måste utforskas på platsen, och undersökningar
har genomförts vid många nationella och internationella anläggningar.
Mycket av det svenska arbetet har utförts vid den f d järngruvan i
Stripa (numera stängd) och kommer att fortsätta vid bergslaboratoriet
vid äspö nära Oskarshamn.
Det kan vara på sin plats att påpeka att trots detta arbete så är det fortfarande "ett stort problem" (Hadermann and McCombie, 1993) att kvantifiera betydelsen av skadade zoner. Som de uttryckte det i en genomgång av forskningsbehoven vid en konferens nyligen: "hittills har försöken att direkt mäta effekterna på hydrologin av skador i berggrunden uppkomna vid anläggningsarbetena varit till stor del misslyckade". Detta baseras delvis på resultat från det schweiziska underjordslaboratoriet i Grimsel, men stämmer även med slutsatserna från arbetet i Stripa.
I en projektgenomgång 1993 skrev medlemmar i arbetsgruppen för närzons-barriärer i Stripa några viktiga kommentarer:
"Mätningarna indikerade att de stress-störda zonernas hydrauliska egenskaper inte var symmetriska kring tunnelns axel. Detta torde kunna förklara vissa avvikelser gentemot de modellerade. Dessutom visar mätningarna en tydlig närvaro av komplicerande naturliga faktorer som knappt kan tas med i deterministiska modeller för ett slutförvars uppträdande. Det är inte rimligt att förvänta sig att dessa lokala osäkerheter kan utvärderas under anläggningssarbeten på den detaljnivå som uppnåtts i Stripa-studierna" (Fairhurst et al 1993).
Man utvecklade metoder för att försöka försegla sprickzonerna runt tunnlarna med injekteringsbruk, för att därigenom minska de hydrauliska störningarna. Men, som arbetsgruppens rapport fortsatte, visade det sig olyckligtvis att "Hydrauliska tester visade att injekteringsbruket inte nämnvärt förändrade EDZ (engineering-disturbed-zone)-zonens hydrauliska egenskaper". Man drog slutsatsen att "man måste undersöka alternativa metoder för injektering eller försegla EDZ-sprickorna på något annat sätt".
Värdet och tillämpbarheten av arbetet i Stripa är oomtvistligt. Det har, som visats av Olsson och Gale (1995), bidragit mycket till utvecklingen av nya metoder för avgränsning och test av större sprickzoner i kristallin berggrund. ändå är det viktigt att hålla i minnet en av deras varningar allteftersom processen för att välja ut en lämplig lokalitet fortskrider, nämligen att "Man skulle uppnå stora fördelar om man kunde utveckla tillförlitliga metoder för att bestämma geometrin och betydelsen av de storskaliga sprickförhållandena på grundval av geometrin och egenskaperna hos de mer lättundersökta småskaliga sprickzonerna."
Det inledande arbetet vid äspö har varit viktigt när det gäller studier av de effekter som uppkommer vid anläggningsarbetena, inte minst därför att tillfartstunneln medvetet lades genom en sprickzon som man visste var kraftigt vattenförande. Detta nödvändiggjorde utvecklandet av nya och innovativa metoder för att använda injekteringsbruk. Ett av huvudsyftena med äspö är att utveckla tekniker, som kan användas för att bestämma egenskaperna hos den plats som i framtiden skall väljas ut för slutförvaret. Därför är det viktigt att arbetet äspö slutförs och tolkas i sin helhet, innan det slutgiltiga avgörandet beträffande slutförvarets lokalisering fattas. Emellertid är äspö bara i början av sin operativa fas, och det kommer att dröja en tid innan några definitiva slutsatser finns tillgängliga, vilka i sin tur förhoppningsvis kommer att utsättas för den normala vetenskapliga granskningen.
En sista slutsats av Stripa-rapporten av Fairhurst et al bör också återges, i detta övergripande sammanhang rörande KBS-3:s design, val av slutförvaringsställe och forskning på platsen. Efter att ha beskrivit hur en dittills okänd, men hydrauliskt betydelsefull, sprickzon hade upptäckts som en följd av försöken med injekteringsbruk skriver man:
"Denna erfarenhet definierar begränsningarna för de storskaliga geohydrologiska karakteriseringsmetoder som utvecklats under Stripa-projketet, och visar tydligt på behovet av att låta den ingenjörsmässiga utformningen av slutförvaret utvecklas med den ökade kunskap om berggrunden som erhålls under konstruktionen av detsamma."
Detta har avgörande konsekvenser för SKB:s nuvarande ovilja att studera några andra alternativ än KBS-3. Det kan ju visa sig att KBS-3 är olämpligt för den plats man väljer, och det kan tänkas att detta inte upptäcks förrän anläggningsarbetena faktiskt har påbörjats. Begränsningarna i demonstrationsfasen gör att denna kanske inte alls räcker till för att visa eller avvisa konceptets lämplighet.
3.2 Bränslekapselns livslängd
Som beskrevs ovan i avsnitt 2 skiljer sig den nuvarande versionen av KBS-3-konceptet
från tidigare versionen. Man föreslår nu en koppar/stål-behållare
i stället för den tjocka kopparbehållare man tidigare förespråkat.
Med hänsyn till den stora betydelse SKB tillmäter bränslekapseln som ett av huvudelementen i säkerheten i förvaret måste det visas att denna förändring inte har påverkat kapseln till det sämre. Den granskning av Wiborgh et al som redan nämnts belyste de två huvudsakliga mekanismer som begränsar kapselns livslängd, nämligen korrosion och mekanisk påverkan, och drog slutsatsen att mekanisk påverkan är den potentiellt mest skadliga faktorn, med tanke på koppars stora motståndskraft mot kemisk påverkan från grundvattnet.
Sellin et al (Las Vegas 1994) hänvisar till SKB:s uppfattning att bränslekapselns livslängd uppgår till flera miljoner år (för koppar/stål-varianten) och visade också två mekanismer som kan förkorta livslängden, nämligen tillverkningsfel och, återigen, mekanisk påverkan genom förkastningar i berget. De avfärdade sedan det senare som "omöjligt", och citerade SKB 91- analysen (presenterad på annat ställe i denna rapport) som grundval för detta.
Med hänsyn till möjligheterna för okända geotekniska konsekvenser (beskrivna nedan i avsnitt 4) av framtida istider är ett sådant avfärdande inte en adekvat vetenskaplig hållning till vad som kan vara ett mycket viktigt scenario för utsläpp av radioaktivitet. Särskilt som detta scenario innehåller en koppling mellan närzonen, som betecknas som mycket betydelsefull i KBS-3 och fjärrzonen, som anses ha mindre betydelse.
Sellin et al (ibid) beskrev också SKB:s utvärdering av den reviderade kapselns egenskaper. Man säger att koppar/stål-kapseln är i stort sett "identisk" med det gamla utförandet, och påpekar att "skillnader uppkommer när det finns en defekt i det korrosionsskyddande kopparskalet på en eller flera behållare".
Flera aspekter sägs vara viktiga i händelse av ett sådant fel:
Effekter av korrosionsprodukter från stålet, som skulle kunna utvidga det defekta området; Gas som läcker ut från kapseln. Vätgas får inte sätta slutförvaret i fara; En mer detaljerad modell av utsläppen av radioaktiva nuklider. Denna behövs på grund av att man inte har någon blyfyllnad.
Trots att "kapseln mister sin mekaniska hållfasthet när tillräckligt mycket stål har korroderat" drar man emellertid slutsatsen att det huvudsakliga problemet är uppkomsten och spridningen av gas när väl ett fel har uppstått i en behållare, men att "detta tycks inte vara något större säkerhetsproblem".
I FUD 92 är SKB åtminstone ärliga när det gäller de möjliga nackdelarna med att använda stål: "Stål ... kommer med nödvändighet att leda till en kortlivad kapsel. Dessutom kommer stål i förvarsmiljö att leda till vätgasproduktion."
KASAM påpekade flera tänkbara fördelar jämfört med den rena kopparkapseln i sitt remissvar på KBS-3-kapseln (Rapport 1993:67). Bland annat nämnde man stålets större förmåga att tåla mekaniska påfrestningar om borrhålen skulle utsättas för ökat tryck och att man skulle kunna minska hanteringen av kapseln när man fyllde den med bränsle.
KASAM noterade också några tänkbara nackdelar med förändringen, särskilt stålets benägenhet att korrodera om det skulle uppstå hål i kopparhöljet, vilket i sin tur skulle kunna leda till uppkomsten av gas och bristningar i kapseln. Möjligheten av att kapseln skulle kunna brista som en följd av lång tids korrosion tycks föranleda ytterligare granskning, med tanke på närzonens stora betydelse i KBS-3.
Trots att man framhåller att ingen forskning sedan originalrapporten 1982 har givit anledning att revidera de tidigare slutsatserna rörande risken för rena kopparprocesser som skulle kunna leda till att bränslekapseln penetreras, skriver SKB att "konsekvenserna av korrosion i de inre delarna av stål efter genomträngning av kopparhöljet har inte helt utretts" och "risken för radiolytiskt inducerade stresskorrosionssprickor på insidan av stålkapseln måste studeras ytterligare" (FUD 92)
Ett annat osäkerhetsområde, nämnt i förbigående av SKB i FUD 92, har på sistone uppmärksammats i USA. Det är den potentiella risken för kriticitet (risk för kärnreaktion) i vissa typer av avfallsbehållare. Medan SKB bara noterar att ett 1m3 stort hålrum skulle kunna skapa en kriticitetsrisk, om vatten trängde in genom en spricka, har vetenskapsmän vid Los Alamos Laboratory i USA fört en intern debatt kring detta sedan en tid, en debatt som sedermera har blivit offentlig (New York Times, 6/3 1995) och säkerligen kommer att fortgå en tid.
Det tycks som om SKB:s beslut att införa en koppar/stål-behållare har fattats på kommersiella grunder snarare än på rent vetenskapliga grunder, och att detta har medfört hittills obeaktade säkerhetsrisker när det gäller närzonen, för att inte nämna kriticitetsrisken. Utformningen och utvecklingen av den avfallsbehållare som beskrivs i SKBs komplettering till FUD 92 måste ta hänsyn till dessa osäkerhetsfaktorer.
Som SKB skriver utgör de "underlag för slutligt val av kapselutformning". Om detta och internationella studier tyder på att koppar/stål-kapseln är olämplig, kan det bli nödvändigt att göra om hela arbetet med val av avfallsbehållare innan byggandet av inkapslingsanläggningen kan påbörjas.
3.3 Det använda kärnbränslet
även om denna rapport huvudsakligen är inriktad på de geovetenskapliga
aspekterna av KBS-3 är det nödvändigt att nämna en av de
styrande faktorerna när det gäller multi- barriärens inverkan
på närzonen, nämligen det använda kärnbränslet
självt.
Använt kärnbränsle är ett "inhomogent flerfasigt keramiskt material som i de flesta fall (t ex Sveriges) omges av ett zircalloyhölje" (Gambrow 1989). Enkelt uttryckt betyder detta att det är en komplex blandning av fissionsprodukter med varierande löslighet i vatten och varierande rörlighet genom den föreslagna bentonitpackningen. Många av restprodukterna sönderfaller över tiden till andra ämnen. Detta gör förutsägelser och modellering av det använda bränslets upplösning extremt vansklig.
Om man i likhet med KASAM 1989 antar att den mest relevanta frågan i säkerhetsanalysen inte är hur lång tid det tar innan bränslekapseln förstörts, utan hur lång tid det tar för de toxiska grundämnena att förflyttas från bränslekapseln till biosfären, så är frågan om bränslets löslighet i vatten av största intresse.
Studier av lösligheten brukar delas upp i två områden, nämligen uranoxid och övriga produkter, även om man är överens om att det är uranets löslighet som har den största betydelsen, eftersom uranet utgör det matrix som håller kvar övriga ämnen.
Omfattande studier har genomförts när det gäller bränslets löslighet, även om man stöter på avsevärda svårigheter (vilket SKB noterar i FUD 92) när det gäller att efterlikna de förväntade (d v s reducerande) förhållandena vid ett verkligt slutförvar. Wiborg et al påpekade 1992 att de modeller som används för att förutsäga utvecklingen på lång sikt lider av vissa inbyggda svagheter, som t ex:
Har sann jämvikt uppnåtts? är alla relevanta processer kända? Har vi tillräckligt med data för att kunna göra giltiga extrapoleringar?
SKB förväntar sig att grundvattnet i ett djupförvar är reducerande. Sådant vatten har dålig förmåga att lösa använt kärnbränsle. Emellertid, som påpekades i FUD 92, är radiolys av grundvattnet en potentiell källa för oxidanter, vilket skulle kunna orsaka oxidation av bränslets yta. Om en behållare bräcks tidigt i slutförvarets historia, medan det använda kärnbränslet ännu är starkt radioaktivt, och grundvatten läcker in, finns risken för förstärkt upplösning av bränslet. Efter ca 1000 år minskar radiolyseffekten, eftersom beta- och gammastrålningen från bränslet då avtagit markant.
Modellering av dessa processer pågår, men osäkerheter kvarstår när det gäller det exakta mätförfarandet av oxidations-/lösningshastigheterna. I SKB 91 antog man att frisläppandet av strontium gav ett realistiskt mätvärde på reaktionshastigheten. I FUD 92 skriver man dock att detta samband ännu inte är slutgiltigt bevisat. Man påpekar att hastigheten kan vara mycket lägre än vad man tidigare antagit. I brist på slutgiltiga resultat kan man dock naturligtvis lika gärna hävda att hastigheten kan vara betydligt större.
Som delmål för framtida studier har SKB identifierat följande:
"att successivt vidareutveckla förståelsen för radionuklidernas frigörelse ur använt bränsle och att successivt vidareutveckla modellerna inför den säkerhetsanalys som planeras till 1996."
"att ta fram en realistisk modell för radionuklidernas frigörelse ur bränslet till början av 2000-talet inför ansökan om tillstånd för lokalisering och koncession för djupförvaret."
God förståelse av hur snabbt och till vilken grad det använda kärnbränslet löses upp under de reducerande förhållanden, som förutsätts råda i ett framtida slutförvar, är helt klart av avgörande betydelse vid utvärdering av säkerheten i KBS-3.
3.4 Buffert och återfyllning
Som det redovisas i FUD 92, är meningen med bentonitbufferten runt bränslekapseln
att begränsa flödet av grundvatten i närzonen och att skydda
kapseln från kemisk och mekanisk påverkan. även utgrävda
tunnlar och schakt kommer slutligen att fyllas igen med en blandning av bentonit
och sand.
Man förutspådde att valet av kvalitet och sammansättning av materialen skulle vara klart "omkring 1995", så att man kunde använda dem som bas för säkerhetsvärderingen vid 2 tänkbara förvaringsorter 1996. Med tanke på den långsamma takten, när det gäller att få fram de nödvändiga 5-10 undersökningsplatserna, kommer det senare datumet förmodligen att försenas.
Bufferten kring avfallsbehållarna kommer att vara mycket viktig för att skydda dem från eventuella rörelser i marken och de omgivande borrhålen, särskilt med tanke på möjliga neotektoniska effekter i samband med sannolik seismisk aktivitet i framtiden. Det kommer att vara lika viktigt att vidmakthålla en gynnsam kemisk miljö kring eventuella spruckna eller korroderade behållare för att hindra upplösning av det använda bränslet och därmed spridning till geosfären.
Om grundvatten tränger in i förvaret räknar man med att bentoniten i fyllningmassor och buffertar kommer att svälla. Olyckligtvis råder det enligt Wiborgh et al (1992) fortfarande viss osäkerhet beträffande bentonitens egenskaper på lång sikt, med tanke på att värme från det använda kärnbränslet kommer att öka bränslekapselns och därmed omgivningens temperatur. Eftersom man under denna tid räknar med ett tämligen lågt inflöde av grundvatten, kan den låga värmeledningsförmågan leda till att temperaturen utanför kapseln stiger till över de önskade maximala 80 C, som beskrevs i avsnitt 2 ovan.
Värmeorsakad degradering av bentoniten kan ha signifikanta effekter på dess långsiktiga egenskaper, och det är därför av vikt att man kan modellera och förutsäga dess tillförlitlighet, vilket också SKB är angelägna om att visa att man kan. "För närvarande kan man beskriva de mekaniska processerna i viss utsträckning, medan de som har att göra med mognadsprocessen återstår att beskriva i modellform."
Arbetet fortskrider - och mycket av det kommer att utföras vid äspölaboratoriet under mer realistiska förhållanden. Testerna måste dock pågå under representativa tidsperioder. SKB bör inte försöka producera resultat för att hålla deadlines i en redan orealistisk tidtabell för lokaliseringen av slutförvaret.
SKB skrev i FUD 92 att ett "slutdokument" om kunskapsläget rörande materialvalet för bufferten avseende mekaniska processer kommer att presenteras under 1995. Det förefaller dock vara för tidigt att välja buffertmaterial innan man ens har hittat någon lämplig kandidatplats för lokalisering av slutförvaret, med hänsyn till att SKB själva skrev att "kraven på fyllnadsmaterialet är beroende på de lokala förhållandena avseende bergets genomtränglighet, sprickornas orientering, hydrauliska gradienter och vattenförande skikt i omgivningen".
Som nämnts ovan avses buffertmaterialet också ge mekaniskt skydd åt avfallsbehållarna vid eventuella framtida rörelser i marken. Som diskuterats på annan plats i denna rapport kan man räkna med att framtida istider kan ge upphov till tämligen kraftig seismisk aktivitet, främst längs redan existerande svaghetszoner, men också längs nybildade sådana. Man bör därför vara uppmärksam på att FUD 92 även diskuterar den möjliga magnituden i dessa istidsinducerade markrörelser. Efter att ha konstaterat att markrörelser upp till 0,5 m kan äga rum fortsätter SKB lakoniskt: "De nuvarande koncepten för slutförvaring förutsätter att lagring inte sker i sådana zoner."
Som visats i denna rapport har sådan likgiltighet lett till utarbetande av tidsplaner för utveckling av slutförvaret, som hela tiden visar sig vara helt orealistiska.
Det finns andra osäkerhetsområden beträffande bufferten och fyllnadsmaterialen som också måste undersökas, som påpekats av Wiborgh et al, och andra, men som inte tas upp i detalj här. Det gäller buffertmaterialets kemiska inverkan på den takt varmed bränslet kan lösas upp och dess förmåga att kemiskt absorbera rörliga radionuklider (diskuteras i korthet nedan i samband med osäkerheter i modelleringen).
SKB beskrev undersökningar rörande bränslets löslighet i närvaro av bentonit i FUD 92, och förklarade då att inga data fanns tillgängliga, även om cesium visats sig mycket rörligt. Med tanke på den förhållandevis korta halveringstiden för cesium (mindre än 100 år) är det viktigt att bentoniten inte skadas av värmen från avfallsbehållarna, så att cesium som lösts ut från en skadad behållare kan spridas vidare. Sådana scenarier måste beaktas av SKB och tillsynsmyndigheterna i alla framtida säkerhetsutvärderingar, och inte bara avfärdas som omöjliga eller osannolika.
SLUTSATSER:
På grund av SKBs beroende av konstruerade barriärer i närzonen
är det livsviktigt att säkert kunna förutsäga deras beteende.
Tyvärr är det fortfarande omöjligt att till fullo förutsäga
effekten av den störda zonen runt förvarets schakt: hur den förändrade
kapselkonstruktionen motstår korrosion och intrång; hur den omgivande
återfyllningen beter sig på lång sikt, samt hur det utbrända
bränslet själv uppför sig. SKB väntas publicera resultaten
av sina undersökningar av avfallets integritet under 1996, och välja
återfyllningens sammansättning innan 1995 års utgång.
Med tanke på att de accepterar det faktum att den slutliga konstruktionen
och platsens specifika kemiska egenskaper inte är tillgängliga förrän
man valt slutförvaringsplats (troligen inte före år 2000), kan
sådana beslut visa sig förhastade.
4. GEOSFäREN
Som tidigare nämnts finns det 4 tänkbara spridningsvägar för
radionuklider genom slutförvarets multi-barriärer till biosfären.
a) via grundvatten
b) via gaser
c) genom åtgärder av människan
d) genom naturlig påverkan
4.1 överföring via grundvatten
Trots intensiv forskning det senaste dryga decenniet återstår stora
osäkerheter när det gäller att sammanfoga teoretiska studier
med verkligheten. Som SKB skrev 1989: "Vid säkerhetsvärderingen
av ett slutförvar är det nödvändigt att beräkna hur
radionuklider sprids med grundvattnet. Det är inte möjligt att göra
detta med önskad noggrannhet i dag."
Kristallint berg, som är ogenomträngligt när det är helt, kännetecknas av närvaron av stora och små sammanfogningar och sprickor på hela storleksskalan, från kilometer till millimeter. Vattenrörelser tenderar att gå längs dessa sprickor. Därför är det nödvändigt att skaffa sig detaljerad kunskap om områdets geologiska historia när man planerar ett slutförvar. Det är också nödvändigt att lokalisera och beskriva alla sprickor i området, så att man kan konstruera en modell för hur radionukliderna kan tänkas röra sig om de läcker ut.
För att möjliggöra modellering av vattenflödena genom en bergsvolym med sprickor, som fallet är med det svenska urberget, har SKB utvecklat en diskontinuitetsmodell för sprickor som innehåller en sekvensiell hierarki av sprickor från millimeterstora (synliga bara med lupp eller mikroskop) till kilometerstora och utvidgningar till tiotals kilometer (första gradens diskontinuiteter) (Svemar och Pusch 1993).
Upprättandet av denna hierarki har tillåtit hydraulisk konduktivitet och andra viktiga flödesrelaterade parametrar att åsättas områden av berggrund, varefter man kunnat sätta in dessa i flödesmodellerna.
Första gradens sprickor kan ofta följas över stora områden, men kan uppträda med mycket ojämna intervall, ofta slumpmässigt, vanligen bestämda av den post-tektoniska och metamorfa historien för området ifråga. Det är här som problemen uppstår. På grund av den inbyggda slumpmässigheten i förekomsten av sprickor i terrängen är det nästan omöjligt att hitta och kartera dem alla ens under en detaljerad undersökning av en lokalitet. Herbert et al (1986) sammanfattade dilemmat: "En helt deterministisk modell av flödet kring sprickorna skulle kräva en detaljerad bild av läget, riktningen, längden och vidden av varje spricka i det intressanta området. Detaljerad kunskap om dessa storheter kommer vi troligen aldrig att få och är också obehövlig med tanke på de stora osäkerheter som är förknippade med modeller av radionuklidernas rörlighet." Dessa kommentarer är giltiga även 10 år senare.
Följaktligen brukar man genomföra ett begränsat undersökningsprogram, där man borrar djupa hål och undersöker förhållandena i hålen och vid ytan. Statistiska skattningar görs av de sprickor man hittar eller räknar med finns, och man gör sedan antaganden för hela området ifråga. Resultaten matas vanligen in i de datormodeller som används vid utvärdering av eventuella slutförvaringsplatser.
Ett förslag för slutförvaring i kristallint berg, som KBS-3, eller för all del vilket alternativ som helst av de som nämnts i avsnitt 2, bör därför exemplifiera i detalj hur man avser att beskriva en vald lokalitets egenskaper med avseende på alla relevanta sprickzoner. Som SKI skrev 1991:
"sprickzonerna påverkar ett slutförvars totala egenskaper, men det råder fortfarande en brist på sammanhängande kunskap avseende de hydrauliska, kemiska och bromsande egenskaperna i dessa zoner och korrelationen mellan dem."
Med tanke på SKI:s slutsats (ibid) att "de specifika egenskaperna hos dessa sprickzoner måste studeras vidare. Resultaten av dessa studier måste värderas genomgripande innan det är möjligt att fatta beslut huruvida en viss lokalitet är tillräckligt väl beskriven med avseende på berggrunden och dess sprickzoner", är det ännu inte klarlagt om de förutsägelser man kan göra, baserade på den ovan nämnda diskontinuitetshierarkin (Svemar och Pusch 1993), ger tillräckligt underlag i de avseenden där data är bristfälliga. KBS-3:s avsikt att bestämma den slutgiltiga förläggningen av tunnlar när man har en komplett bild av bergförhållandena betyder att alla sprickor som kan påverka förvaret måste lokaliseras. Det är långt ifrån klart om man någonsin kommer att kunna visa detta i tillfredsställande grad.
Gently dipping fracture zones (GDFZ's); även om flertalet sprickor i kristallin berggrund är bestående, finns det också zoner med svagt sluttande sprickor. Som Talbot (1990) påpekar, påträffades en av de första GDFZ:er som närmare undersökts i Sverige vid utgrävningen av ILW-silon vid Forsmarks SFR. Denna och andra exempel, i Canada, Finland och Ryssland, visade sig vara "oväntat genomsläppliga".
KBS-3-arbetet har lokaliserat både grunda och djupa GDFZ:er, som ofta har "en ökad hydraulisk konduktivitet i jämförelse med sprickzoner med annan orienterintg" (SKI 1991). Sådana zoner ingår anmärkningsvärt nog inte i SKB:s hierarki av sprickzoner.
Dessa flacka sprickzoner har sannolikt stor betydelse för karakteriseringen av en tänkbar slutförvaringsplats. Som SKI-90-rapporten påpekade tyder modeller av grundvattenflödet på att flödet är lägre under en hydrauliskt aktiv zon än över det, och SKB har därför föreslagit att man kan använda det som ett sätt att isolera slutförvaringsblock mellan kända sprickor. Men SKI fortsätter: "Detta sista påstående kan man argumentera emot p g a att utbredningen av svagt sluttande zoner med djup är okänd ... Det är fortfarande en öppen fråga hur långt man måste gå för att karakterisera egenskaperna med djup."
Betydelsen av dessa zoner kan således ännu inte till fullo kvantifieras. Som Talbot (1990) påpekade, skulle smältvatten som rinner ner från ett smältande istäcke genom en GDFZ i berggrunden kunna bygga upp tillräckligt tryck för att lyfta bergspartier med en tjocklek upp till en tredjedel av isen. Om man utgår från uppskattningen att den senaste istidens istäcke i Skandinavien nådde en tjocklek av ca 3 km är det möjligt att glacialrelaterade bildningar och reaktiveringar kan finnas ända ner på 1 km djup, vilket är långt under ett KBS-3 förvars nivå.
Olyckligtvis är det inte ens klarlagt att dessa zoner kan identifieras med säkerhet: "Metoderna för karakterisering av dessa zoner och för att studera deras ursprung och hur de kan förändras vid framtida klimatförändringar kräver ytterligare forskning ... särskilt deras ursprung och särskilt deras betydelse för de hydrologiska förhållandena på stora djup" (SKI 1991). även om Talbot (op cit) skrev att det var möjligt att finna GDFZ:s "varhelst vi letade med tillräckligt stor upplösning", skedde detta med hjälp av detaljerade tekniker som ännu inte vunnit allmän tillämpning.
Betydelsen av flacka sprickzoner påpekades också av Ahlbom och Smellie (1991) när de skrev: " ... den allmänna förekomsten av svagt sluttande zoner ... har i allmänhet underskattats."
De rapporterade att tidigare studier i Canada av AECL "visar att starkt genomsläppliga, svagt sluttande sprickzoner tycks utgöra regel snarare än undantag" och att "det finns ett akut behov av att identifiera sådana zoner från ytan".
Som rapporterats av Sjöblom et al (1994) har SKI nyligen rekommenderat SKB att utveckla metoder för att upptäcka GDFZ:er.
Uppenbarligen måste arbetet med att beskriva potentiella slutförvaringsplatser beakta slutsatsen från SKI-90-rapporten att "det är inte säkert att större sprickzoner och bergsblock enkelt kan upptäckas" (SKI 1991).
Flödet längs sprickor; även om man lyckas lokalisera vattenförande sprickzoner så återstår problemet att förutsäga detta flöde. Scheier et al (1991) skrev att "det finns starka belägg för att distinkta flödeskanaler och hög porösitet kan finnas inuti större sprickzoner. En beskrivning av poröst medium kan vara lämplig för att modellera både flöde och transport på skalan hundratals meter i sådant medium."
Detta stämmer med resultat från den nu nedlagda experimentanläggningen i Stripa. även där arbetade man i granitberg och kom till slutsatsen att trots att man intensivt studerat endast ett fåtal sprickor, så var det inte möjligt att förutsäga vilka som kunde, eller inte kunde, vara vattenförande (Abelin et al 1991).
För att följa vattnets rörelser genom berget har man använt spårämnen, som består av färgämnen eller svagt radioaktiva isotoper. Teknologin utvecklades för porösa bergarter och har först nu anpassats för kristallina bergarter. Studier som utförts under CEC:s rullande 5- årsplan visar att åtskilligt arbete återstår. Man måste få fullständiga resultat och hinna tolka dessa, samt liknande arbeten från äspö, innan oåterkalleliga beslut rörande lokaliseringen av slutförvaret fattas. Som SKB skrev i FUD 92 "För att i stor skala utnyttja spårförsök för validering av transportmodeller måste försöken pågå under mycket lång tid."
Det är allmänt accepterat att sprickor inte nödvändigtvis leder vatten på ett enhetligt sätt i hela sin längd. Skillnader i rörelsen över tiden, mineralavlagringar från vatten etc., gör att det uppstår icke-kontinuerliga kanaliseringseffekter där vatten kan flöda eller ej vid varje given tidpunkt. Detta gör modelleringen t o m av kända sprickor mycket svår.
Detaljerade studier av en specifik sprickzon vid Finnsjön i Sverige, utförda för SKI-90- projektet, kom till liknande slutsatser. "även om det inte kommer som någon överraskning för geologerna så har detta koncept (kanalisering av flödena) stor betydelse för säkerhetsanalysen och måste övervägas noga." (Ahlbom och Smellie 1991). De drog slutsatsen att vid Finnsjön kunde man inte påvisa kanalisering, även om man medgav att där finns smala sektioner med mycket högre konduktivitet.
På senare tid har arbetena i AECL i Canada, vid experimentanläggningen i Whiteshell, Manitoba (en motsvarighet till äspö), visat att vissa experiment med spårämnen inte kunde modelleras med tillgängliga tekniker. Detta ansågs bero på bl a, "multipla, dominerande flödeskanaler inom (denna del av) sprickzonen (Davison 1993).
Experimenten vid Stripa pågick under många år, men även där blev resultaten bäst i områden med rikliga sprickor. In en uppsats till GEOVAL-konferensen i Stockhom 1990 rapporterade Herbert et al från de sista faserna i undersökningen om problemen med att modellera komplexa spricksystem. "Bristen på lämpliga data har betytt att man inte har tagit nämnvärd hänsyn till inhomogenitet (kanalisering) i sprickorna och sprickzonerna."
Allmänt sett är det sålunda viktigt att hitta områden med liten sprickbildning. Detta visar sig vara svårare än man kan tro. In en uppsats i Nature 1989 sammanfattade McCaig situationen kärnfullt: "Det finns knappast något område på jordskorpan som inte innehåller gamla eller aktiva sprickzoner."
Ytterligare diskussion av sprickzonernas effekt på datamodeller rörande grundvattenrörelser finns i avsnitt 5 nedan.
4.2 överföring via gaser
I allmänhet brukar gasuppkomst anses vara ett svårare problem vid
lagring av låg- och medelaktivt avfall än vid lagring av använt
bränsle, på grund av att en stor del av gasen utgörs av metan,
som bildats av organiskt material i avfallet. Som diskuterades ovan i avsnitt
3 kan dock gas produceras av korroderande stål i bränslekapseln eller
av korrosion i betong och stål i slutförvaringsanläggningen
som sådan.
Gasproduktionen kan vara av stor betydelse. Om gasen inte kan evakueras tillräckligt snabbt genom närzonen och ut från slutförvaret kan trycket öka lokalt, vilket kan skada anläggningen eller skapa sprickor i berget, vilket i sin tur kan påverka grundvattenflödet. Zuidema et al (1990) skriver att "övertryck kan vidga befintliga sprickor eller t o m skapa sprickor i en eller flera av närzonens komponenter ... med påföljd att man får ett ökat vattenburet flöde av radionuklider".
I ett dokument från mars 1989 skrev NIREX (Storbritanniens motsvarighet till SKB): "Baserat på tillgänglig kunskap anses det osannolikt att produktion av gas skulle kunna störa grundvattenflödet i hårt berg."
Detta tycks vara baserat på slutsatserna av en rapport som UK Atomic Energy Authority gjorde för NIREX i april 1988 (Rees and Rodwell). Vad NIREX inte återgav var de övriga slutsatserna i originalrapporten, nämligen att alla beskrivningar av flödet i närzonen och geosfären baseras på "ett icke verifierat antagande" att det finns en kontinuerlig förbindelse mellan slutförvaret och ytan via sprickor och kapillärer i det omgivande berget.
även data rörande gastransport är otillräckliga: "Fjärrzonens (geosfärens) geologiska omgivning kommer till en början att vara mättad på vatten och det förutsätts att även närzonens konstruktioner kommer att vara högt mättade vid stängningen. Eftersom det inte finns några experimentella data rörande gasflöden i dessa media ... måste modellstudier baseras på antaganden rörande gasflödenas fysiska egenskaper och parametrar ...".
Denna åsikt fick stöd vid ett internationellt symposium i Paris, 1989, där Zuidema (op. cit) skrev:
"under vissa förutsättningar kan konstruktionens barriärer skadas av stora skillnader i gastryck och därigenom minskas deras funktion ... I detta sammanhang är en av de viktigaste faktorerna bergets egenskaper när det gäller transport av gas. Endast mycket begränsade fältdata har samlats in i detta avseende vad gäller slutförvaringsprojekt."
I en granskning för Storbritanniens miljödepartement skrev Paige et al, 1989, att "forskningen rörande gasproduktion och gasrörelser befinner sig ännu i sin linda ... åtskilligt ytterligare arbete krävs innan man fullt ut kan ta hänsyn till gastransporternas betydelse vid säkerhetsanalysen av ett slutförvar."
år 1992 skrevs en uppdaterad bedömning för NIREX av Rodwell och Harsh vid Harwell. De allmänna slutsatserna och osäkerheterna består: "När man bygger en slutförvaringsanläggning på stort djup kommer man med nödvändighet att störa den geologiska miljön, och denna störning kan medföra att gas kommer att tränga ut. Det är möjligt att gas kan läcka genom ett betongfyllt schakt, genom sprickor mellan betongen och schaktets väggar eller genom en undertryckszon som omger ett schakt." De avslutar med att säga "de initiala förhållandena vid slutförvarets stängning är osäkra." Som en följd av detta betonar de betydelsen av detaljerade studier på plats, såsom de utförs vid äspö i Sverige, vid Rock Characterisation Facility i Sellafield, Storbritannien, vid Experimental Studies Facility i Yucca Mountain, USA, och på andra ställen. "När det gäller berg med sprickor ger ett borrprov vanligen ingen meningsfull information rörande nätverket av flöden i berget, och för en potentiell förvaringsplats är det osannolikt att man har utförliga testdata rörande tvåfasiga (gas-vätska) flöden."
Det återstår således åtskilligt arbete rörande detta område, vilket också påpekades i det pågående CEC-projektet PEGASUS, där man försöker sammanställa och utvärdera pågående och planerad forskning. Vid en workshop 1992, skrev man "man bör föuml;rbättra kunskapen rörande geologiska formationer, och man bör genomföra experiment för att avgöra eller bekräfta de dominerande fenomenen och parametrarna." (CEC 1993).
Med utgångspunkt från SKB:s beslut att avsiktligen föra in stora mängder stål i förvaret som en del av bränslekapseln (som diskuterats ovan), vilket ökar möjligheterna för gas att bildas, är bristen på ett klart definierat program för studier av hur radionuklider sprids med gas kanske en anledning till oro. Särskilt som Sellin et al skrev (1994) med avseende på kapselns egenskaper : "Huvudproblemet är gasproduktion/-transport om en kapsel har en defekt." även om man fortsättningsvis hävdar att detta inte tycks utgöra något "stort säkerhetsproblem", gör osäkerheterna när det gäller problemen med övertryck och följande förändringar av närzonens hydrogeologi att en studie av SKB minst sagt är befogad.
Osäkerheter vid modellering diskuteras ytterligare i avsnitt 5.
4.3 överföring via mänsklig påverkan
Ett scenario som skulle kunna orsaka relativt stora stråldoser på
människor boende i slutförvarets närhet är där människan
oavsiktligt eller avsiktligt skadar slutförvaret. Ett sådant scenario
skulle kunna medföra att radionukliderna rör sig genom närzonen,
geosfären och biosfären och direkt utsätter människor för
strålning genom inandning, förtäring eller yttre exponering.
(Wiborgh et al 1992) Det finns stora osäkerheter förknippade med detta
scenario, eftersom det är helt omöjligt att förutsäga framtidens
sociala och teknologiska utveckling.
OECD:s Nuclear Energy Agency tillsatte år 1992 en arbetsgrupp, som skulle arbeta med denna fråga. Rekommendationerna kommer att innehålla en diskussion rörande hur man skall hantera problemet med mänsklig påverkan i enskilda länders regelverk. Många länder ignorerar dock detta problem idag. Gruppen var osäker huruvida regelverket bör erkänna problemets potential eller ignorera det helt (Anderson et al 1994). Risken för mänsklig påverkan är särskilt svår att hantera i en sannolikhetsmässig bedömning av riskerna och hanteras därför ofta separat, om den överhuvudtaget nämns.
även om man i allmänhet inte anser detta vara det mest betydelsefulla scenariot för läckage av radioaktivt avfall från kristallint berg, har de flesta säkerhetsbedömningar inkluderat någon form av uppskattning av dess betydelse. Oftast angriper man ämnet från två håll.
För det första finns möjligheten av oavsiktlig påverkan när man söker efter mineralfyndigheter, vilka ofta förekommer i kristallint berg. Detta har lett till att man gett öka tyngdpunkt åt ett av de internationellt erkända kriterierna för val av förvaringsplats, nämligen att man skall försöka undvika platser med kända eller troliga mineralfyndigheter. Olyckligtvis kan detta visa sig vara en svår uppgift, givet osäkerheterna när det gäller framtida råvaruefterfrågan och råvarupriser, eftersom definitionen av en "ekonomiskt lönsam" fyndighet mycket väl kan förändras under förvarets livstid.
Det lägger också en intressant dimension till nuläget i Sverige, eftersom SKB aktivt söker "frivilliga" kommuner som vill ge tillstånd till en förstudie. åtminstone två av dem som hittills anmält sig är f d gruvområden, och i det ena fallet (Storuman) finns det fortfarande intresse för mineralprospektering. (COGEMA söker f n efter guld.)
För det andra är förekomsten av vattenförande sprickor i kristallint berg välkänd. Man kan mycket väl tänka sig att framtida generationer ovetandes skulle kunna råka borra sig in i ett slutförvar på jakt efter vatten. Det finns också risk för att framtida generationer råkar borra i vattenförande lager som har förbindelse med slutförvaret och pumpar upp vattnet för att dricka det. Detta skulle kunna minska tiden det tar för vattnet att röra sig från slutförvaret till mänsklig konsumtion och därmed öka doserna och riskerna.
Man har utfört studier av tänkbar mänsklig påverkan för alla de bergstyper som f n anses kunna komma ifråga för slutförvaring. Men det är en källa till oro att CEC PAGIS (Performance Assessment for Geological Isolation Systems)-övningen inte ansåg direkt mänsklig påverkan utgöra något hot mot slutförvarets integritet, utan enbart behandlade möjligheten av brunnsborrning i områden med anknytning till slutförvaret (CEC 1988).
Utöver dessa risker finns naturligtvis risken att framtida generationer med avsikt tränger in i slutförvaret, för att använda dess innehåll som råvara för något ännu okänt ändamål. Detta är ett kraftfullt argument mot slutgiltig igenfyllning av ett slutförvar och diskuteras livligt i
det internationella kärnkraftsamfundet. Exempelvis har IAEA nyligen börjat studera möjliga effekter på slutförvaret med tanke på det nuvarande "safeguard regime". Linsley och Fattah (1994) beskriver problemet klart: Det är möjligt att avsiktligt intrång kan göras, med syfte att få tag i material användbart till vapen.
4.4 överföring via naturlig påverkan
Med hänsyn till de mycket långa tidsperioder som slutförvaring
handlar om, från tiotusentals till miljontals år, kan läckage
uppstå som en följd av långsamma naturliga processer. Klimatförändringar,
vare sig de leder till varmare eller till kallare klimat, kan t ex förändra
de hydrogeologiska förutsättningarna kring ett slutförvar. Risken
för meteoritnedfall ökar med tiden, liksom risken för seismiska
störningar. även nedisning kan medföra risk för jordskalv.
Bedömningar av dessa förändringars betydelse utgör en stor
del av de flesta säkerhetsutvärderingar, och innehåller många
inneboende svårigheter.
4.4.1 Klimatförändringar
En betydelsefull faktor i alla förslag rörande slutförvaring
i Sverige - tillsammans med möjligheten av framtida rörelser längs
förkastningar och sprickor, som förändrar de hydrogeologiska
förhållandena vid ett slutförvar - är osäkerheten
rörande möjligheten av framtida istider under ett slutförvars
livstid. även om urbergsområden allmänt sett betraktas som stabila,
kan rörelserna under landhöjningen efter en istid vara betydande.
Nedpressning och återlyftning av jordskorpan till följd av nedisning
anses vara "en viktig metod för att skapa flöden på stort
djup i berg med sprickor, men det är oklart hur stor betydelse detta har
för att öka återföringen av saltvatten till ytan"
(SKI 1991). SKI listar ett antal betydelsefulla effekter av nedisning: ökning
av spänningar i berget och effekten av detta på den hydrauliska konduktiviteten;
Rörelser i förkastningszoner kan förändra deras hydrauliska
egenskaper, antingen genom att öka eller minska den hydrauliska konduktiviteten;
Möjliga ökningar av hydrauliskt tryck; Möjligheten för syrerikt
vatten att pressas djupare ner i spricksystem genom en kombination av ökat
hydrauliskt tryck och tillslutning genom permafrost; Möjligheten av signifikanta
förändringar i grundvattenförhållandena som en följd
av upprepade istider betonades också av Ahlbom och Smellie (1991); "återkommande
istider, och t o m förändringar som uppkommit vid uppförandet
av slutförvaret (före och efter) kan ha en negativ effekt på
grundvattenflödena ..." I en kommentar till de specifika förhållandena
vid Finnsjön i Sverige drog man slutsatsen att " ... Finnsjöns
salta vatten ... är en produkt av den isostatiska instabilitet som åstadkommits
av upprepade istider ... Perioder av landhöjning omväxlande med höjningar
av havsytans nivå har resulterat i periodiska utsköljningar av både
sötvatten och saltvatten i berggrunden. Inom den tidshorisont som ett slutförvar
handlar om ... kan man förvänta sig liknande händelser i framtiden
... förändringar av grundvattnets kemi är ofrånkomliga."
I sammanfattning skriver de att högt hydrostatiskt tryck under t o m en
inlandsis kan hydrauliskt öppna existerande stora horisontella eller svagt
sluttande sprickzoner vid isens ändar, det senare ett orosmoment med tanke
på de problem som ovan nämnts med svårigheterna att hitta sådana
zoner. Dessutom är, enligt Blomqvist et al (1993) landhöjningsperioden
efter en istid "sannolikt hydrogeologiskt aktiva perioder". Det är
uppenbart att istider (och efterföljande avsmältning) inte kan räknas
bort från den säkerhetsbedömning som görs av tänkbara
slutförvaringsplatser i sådana områden som kan förmodas
komma att utsättas för istider. YJT (den finländska kommissionen
för kärnavfall) har uppskattat att man kan förvänta sig
minst 3 istidsepisoder under de kommande 70 000 åren i Nordeuropa. (Ahlbom
et al 1991) Som Boulton (1991) har utryckt det: "De fysikaliska processer
som har samband med nedisning är sannolikt de kraftigaste som ett slutförvar
kommer att utsättas för. Dessa processer innefattar ökat grundvattenflöde
och ökade tryckgradienter under glaciärerna, sammanpressning av berg
och sediment kring slutförvaret ... komplexa förändringar av
havsytans nivå ..." Förändringar av havsnivån och
av nederbörden kan också påverka de hydrogeologiska omständigheterna,
när det inte råder istid.
För slutförvar belägna nära kusten kan fallande havsnivå innebära att grundvattnet från förvaret kommer ut på land i stället för i havet. Detta tenderar att öka risken, eftersom läckage till havet innebär större utspädning innan radionukliderna når människan. Detta är också tanken bakom placeringen av SFR under havsytan vid Forsmark. Det är intressant att notera att kustförläggning av slutförvaret inte helt har avfärdats av SKB. Den tänkbara placeringen vid Oskarshamn skulle antagligen läcka till havet på kort sikt. Förändringar av havsnivån kan också förändra läget för den djupnivå där saltvatten möter sötvatten. Clayton, 1991, sammanfattade dagens kunskapsläge när det gäller förändringar av havsnivån: "Vi måste också bli medvetna om att vår nuvarande kunskap är otillräcklig när det gäller att beskriva historiska förändringar på en nöjaktigt sätt. Framtiden när det gäller havsytans nivå är därför en av de svåraste frågor vi har att besvara." 1991 skrev SKI att "man kan anta att förändringar i havsnivån inte nämnvärt påverkar slutförvarets uppförande". Detta baserades uppenbarligen på arbete som gjorts inför SKI-90- studien, och trots slutsatsen på annat håll att "fördelningen av söt- och saltvatten [som hänger samman med förändringar av havsnivån] kommer att vara mycket komplex och ... kan vara omöjligt att förutsäga på lokal nivå". Dessa två slutsatser tycks inte båda kunna stämma.
4.4.2 Seismisk aktivitet
Ingen genomgång av djupförvaring av avfall är komplett utan
att man beaktat möjligheterna när det gäller störningar
av förvaret av seismologisk aktivitet, med tanke på de tidsrymder
som förvaret omfattar. Jordskalv kan sätta förvaret i fara på
grund av rörelser i marken (som kan skada ytinstallationer och schakt),
sprickor i marken (som kan skada slutförvarets strukturer och avfallsbehållarna),
och förändringar i hydrologin (Muir Wood och Woo, 1992). Trots att
de flesta kriterier rörande placering av slutförvar särskilt
nämner att man skall utesluta zoner med risk för stor seismisk aktivitet,
har det ibland visat sig svårt att avgränsa sådana zoner. Därutöver
har senare forskning (op cit) visat att extrema förändringar i ett
områdes hydrologiska egenskaper (som t ex uppkomsten av varma källor)
även kan följa på små jordskalv. Historiska uppgifter
om jordbävningar är i allmänhet baserade på icke-tekniska
data, och bara under de senaste årtiondena har man med mätinstrument
kunnat samla uppgifter om seismisk aktivitet. I de flesta fall har man helt
enkelt inte tillräckliga data för att kunna producera tillförlitliga
långtidsprognoser. Det gäller särskilt för områden
med låg seismisk aktivitet, som Skandinavien, där även små
jordskalv kan utgöra ett stort hot p g a hydrologiska förändringar.
Under de senaste årtionderna har man utvecklat tekniker för att bedöma
vibrationer i markytan och deras inverkan på känsliga ytinstallationer,
som t ex kärnkraftverk. I fallet slutförvaring är orosmolnen
kring markvibrationer och förkastningar av en annan art, på grund
av att de kan vidga befintliga sprickor och skapa nya transportvägar för
radionuklider mellan markytan och förvaret (Bernero 1992). Bortsett från
de hydrologiska konsekvenserna går en del forskare så långt
att de skriver "vid stängningen kommer tunnlarna att fyllas, så
vem bryr sig om huruvida tunnlarna kollapsar eller ej" (Allen 1992), medan
andra skriver "det vore för tidigt att dra slutsatsen att det inte
skulle bli några problem om berget rasade samman efter att tunnlarna fyllts
igen" (Fernandez 1992). I vilket fall som helst är vibrationer i marken
mycket mindre farliga för ett slutförvar än bildandet av sprickor
eller hydrologiska förändringar. Bernero (op cit) skrev att "det
kan visa sig svårt att övertygande bevisa säkerheten hos anläggningar
som är byggda för att tåla stora eller upprepade förkastningar",
och avslutade med att säga att det finns många frågor som måste
besvaras och därtill inom områden där det inte finns några
enkla svar. Jordskalvens betydelse för hydrogeologin har inte uppmärksammats
förrän nyligen, men har nu visat sig vara av största betydelse.
"Av alla konsekvenser som kan påverka anläggningar för
förvaring av kärnavfall är de mest betydelsefulla de som har
att göra med förändringar i hydrogeologin. Om en jordbävning
orsakar ett kraftigt flöde av vatten till ytan, så kan läckande
radionuklider från slutförvaret snabbt komma ut i biosfären"
(Muir Wood and Woo, 1992). Muir Wood och Woo visar också att hydrologiska
förändringar inte bara på ett enkelt sätt avspeglar nivån
på skakningar och sprickbildningar i berget. Den viktigaste faktorn är
inte jordskalvets magnitud, utan typen av förskjutning längs förkastningar
och de tillhörande spänningsförändringarna. Spänningar
i de flesta bergarter jämnas ut genom förändringar av sprickornas
egenskaper och avgör sålunda om vattnet kommer att sugas in eller
tryckas ut. Extrema hydrologiska förändringar kan följa normala
jordskalv, inkluderande utbrott av vatten under tryck från djupet eller
bildande av nya heta källor. Sådana förändringar har följt
även på jordskalv med liten magnitud. Följaktligen kan "hydrologiska
förändringar till följd av jordskalv vara de allvarligaste hoten
mot ett slutförvar, och ha en snabbare och starkare inverkan än någon
klimatförändring". Som nämnts tidigare är istidernas
förmåga att orsaka lokala jordskalv väl känd. Detta har
studerats särskilt noga just i Sverige. SKI (1991) refererar till arbeten
utförda för SKI-90- rapporten, som drog slutsatsen att bara kraftiga
skalv, med magnitud 6 eller större, skulle orsaka sprickbildning i slutförvaret.
Med tanke på Muir Wood och Woos arbete, som nämnts ovan, tycks det
nu som om den stora risken från jordskalv orsakade av istiderna inte nödvändigtvis
kommer från direkta skador på slutförvaret, utan från
förändringar i hydrologin och dessa tycks vara möjliga även
i samband med skalv av låg magnitud. Vissa forskare i Sverige (t ex Mörner,
1990), har skrivit att det är omöjligt att lokalisera ett förvar
i Sverige utan att istids-inducerad seismicitet är en viktig faktor. Mörner
har till och med antagit jordskalv med magnituden 7-8 i den senaste postglaciala
perioden. Ett arbete som publicerats på senare tid (Sjöberg 1994
avhandling) stöder uppfattningen att hela Sverige utsätts för
istidsinducerad seismotektonik. I sin diskussion av ursprunget till en mängd
olika egenskaper (urbergsytor med sprickor, spräckta berg, flyttblock och
stora bergsskred) drar Sjöberg slutsatsen att "så länge
som vi debatterar vilka processer som skapar dessa egenheter ..., kommer vi
att vara osäkra på den svenska berggrundens stabilitet i det förflutna,
i nuet och i framtiden." Det är tydligt att seismiska effekter måte
ingå som en väsentlig del av varje "förändrat scenario"-säkerhetsbedömning
som görs för ett slutförvar.
Det är därför en beklaglig brist att SKI-90 inte innehöll scenarier som rörde vare sig istider eller istidsinducerad påverkan på hydrologin. I FUD 92 angav SKB riktlinjerna för arbetet under perioden 1993-98. Ett avsnitt heter "Berggrundens stabilitet" och har som övergripande syfte att "kvantifiera och studera konsekvenserna av jordskalv och istider med åtföljande landhöjning". Som påpekats på många andra ställen i denna rapport, bör irreversibla beslut rörande förläggning av slutförvaret inte föregripa dessa studier.
SLUTSATSER:
Trots KBS-3:s mycket starka betoning av närzonen, är det fortfarande
viktigt att fullständigt kunna karaktärisera de geologiska förhållanderna
på den utvalda platsen. Karaktäriseringen måste innehålla
en identifiering och beskrivning av alla betydelsefulla vattenbärande sprickor,
och medge en bedömning av rörelser av vatten och gasprodukter genom
och bort från förvaringen. Tyvärr är det inte alls säkert
att ett områdes geologi kan beskrivas tillräckligt noga för
att tillåta en sådan bedömning. Det är också väsentligt
att kunna bedöma risken för och effekten av naturliga störande
händelser, såsom seismicitet och klimatförändringar, på
grund av den långa tidsrymd som säkerhetsbedömningarna gäller.
Problem uppstår då nuvarande förhållanden överförs
till framtiden. Utöver alla dessa osäkerheter finns risken för
mänskligt intrång i förvaringen, avsiktlig eller oavsiktlig.
Avsevärda svårigheter uppstår när man försöker
förutsäga den mänskliga och teknologiska utvecklingen.
5. MODELLER OCH SäKERHETSBEDöMNING
Den 1 mars 1991 presenterade CEC, IAEA och NEA vad som beskrevs som en "Joint
Collective Opinion" rörande läget för teknologier och möjligheter
för säkerhetsutvärderingar. (NEA 1991) Syftetet med JCO var att
visa att tillgängliga tekniker för säkerhetsbedömning av
kärnavfallslager visar på processens tillförlitlighet. Den baserades
på de data som presenterades vid CEC/IAEA/NEA-symposiet i Paris i oktober
1989. Vid detta symposium diskuterades de matematiska modellernas validitet
och verifiering utförligt. Flera talare belyste problemen med att modellera
verkligheten på ett sådant sätt att man kunde känna förtroende
för att man inte avfört någon viktig okänd faktor från
analysen. Det framstod klart att mycket arbete återstod. Det klarlades
också att med tanke på naturens komplexitet kanske vi aldrig kan
veta när vi verkligen har tillräcklig kunskap. Trots att man gör
anspråk på att de modeller och scenarier man använder vid säkerhetsbedömningarna
är väl dokumeterade och står på fast grund, uttryckte
många deltagare skepsis vad gäller giltigheten och tillämpligheten
av den forskning som hittills genomförts. Ytterligare bekräftelse
på omfånget av det arbete som återstår att göra
gavs vid den 3:e konferensen rörande hantering och lagring av radioaktivt
anfall, som hölls i Luxemburg i september 1990. Detta var en genomgång
av det arbete som utförts i CEC:s rullande 5- årsprogram. Slutsatsen
var att åtskillig forskning ytterligare behövs innan teknologi och
metodologi för en tillräckligt god värdering av tänkbara
slutförvarsplatser är tillgänglig. Ett citat från en erfaren
forskare inom detta område, de Marsily från Frankrike, är mycket
belysande, med tanke på anspråken rörande bevisad teknologi
och internationell consensus. Under en diskussion sa han: "Om inte de flesta
program för tillståndsgivning för slutförvar hade blivit
försenade, hade det varit problematiskt att konstatera att forskningsansträngningarna
framför oss är enorma, och att allmänhetens förtroende för
vår förmåga att på vetenskaplig grund kunna förutsäga
ett slutförvars egenskaper avtar, om vi nu antar att det någonsin
existerat!"
5.1 Sannolikhetsmässig riskbedömning
För att visa hur ett slutförvar uppfyller reglernas krav på
säkerhet, används modeller och data i ett Probabilistic Risk Assessment
(PRA). Modellens inputparametrar kan inte specificeras exakt, så man definierar
en sannolikhetsfördelning för varje parameter, vilken får representera
skalan av möjliga värden för den parametern vid den givna platsen
och sannolikheten för att varje värde skall uppträda. Man använder
s k Monte Carlo-teknik för att göra slumpmässiga urval av inputfördelningarna
och få en mängd input-värden på vilka man kör modellen.
Modellens resultat kombineras sedan statistiskt för att ge en sannolikhetsfördelning
över risken. Denna process kan upprepas flera gånger för flera
olika scenarier (t ex olika klimatförändringar). Skattningen av risken
för ett djupförvar är en mycket komplex process, som innefattar
modellering av hur radionukliderna för sig genom närzonen, fjärrzonen
och biosfären, inklusive de mänskliga populationernas beteenden och
slutligen sannolikheten för att en enskild individ skall utveckla en dödlig
cancer. Osäkerheter i modellerna (beroende på antaganden och ofullständigt
förstådda processer) diskuteras nedan. Enbart osäkerheten i
input-värdena kvantifieras i riskskattningen, inte osäkerheterna i
själva modellen. Som har påpekats av Smith (1993): "Alla är
överens om att sannolikhetsgrundade riskskattningar innehåller subjektiva
bedömningar." En aspekt är bristen på data. Smith (1993)
säger: "Ett allt överskuggande problem är bristen på
relevanta data på vilka man kan basera sina bedömningar." I
praktiken härstammar inputvariablernas sannolikhetsfördelningar "...
från urval och kodifieringar av experternas åsikter och innehåller
vanligen åtminstone några godtyckliga val och förenklingar...".
I teorin skall datainsamling från specifika platser revidera de valda
sannolikhetsfördelningarna i ljuset av ny kunskap. Emellertid: "Så
detaljerad kunskap tycks ligga långt bortom dagens förståelse
och det skulle behövas en utökad forskningsansträngning som fokuserar
på de statistiska frågor som uppstår rörande hur vi skall
lära oss av insamlade data från specifika platser." Ett annat
problem är tvetydigheten i de gällande reglerna för säkerheten.
För att kunna välja huruvida en risk är acceptabel eller ej,
måste man kombinera osäkerheter med värdebedömningar.
5.2. Modellernas begränsningar
Modelleringen för att skatta risken i ett djupt slutförvar är
komplex och innefattar många fysikaliska, kemiska och biologiska processer
såväl som förutsägelser rörande framtida befolkningars
beteende för att avgöra deras troliga exponering för strålning.
I diskussionen nedan (och på andra ställen i denna rapport) används
ordet "osäkerhet". även om denna granskning inte nödvändigtvis
är det rätta stället att gå in på osäkerhetsanalysens
detaljer kan några kommentarer vara på sin plats. Som SKI skrev
1994, bidrar många faktorer till den totala osäkerheten i analysen
av en speciell händelse eller process. Där finns osäkerheten
rörande de basala processerna som involveras och osäkerheten när
det gäller att klarlägga de parametrar som skall användas i de
matematiska modellerna. För att klara av svårigheterna och de stora
osäkerheterna "måste realismen vika, d v s förenklingar
måste göras." Några av osäkerheterna i modellerna
av olika processer diskuteras nedan. Det finns självklart många andra
processer, som inte kan behandlas i denna rapport, och som i många fall
är ännu mindre kända. Här finns bl a vissa kemiska processer
som avgör hur mycket radioaktivitet som kan tas upp av grundvatten, som
rör sig genom ett slutförvar. Bildningen av kolloidala partiklar och
upplösningen av det använda bränslet (se ovan i avsnitt 3) faller
också inom detta område. Osäkerheterna omfattar också
de biologiska processerna, t ex mikrobers inverkan på kolloidbildningen,
transporten av radionuklider genom biosfären och strålningens effekter
på den mänskliga hälsan. Man måste också förutsäga
hur framtida befolkningar kan tänkas bete sig för att kunna föreställa
sig på vilka sätt strålningen kan nå dem. (Till exempel
genom dricksvattnet, konsumtion av fisk, etc.) Den största svårigheten
när det gäller att förutsäga transporten av radionuklider
i fjärrzonen ligger i att kunna göra en korrekt beskrivning av systemets
struktur. (Wiborgh et al 1992) även om det finns ett allmänt consensus
om att flödet är mycket heterogent och - särskilt i kristallint
berg - lokaliserat till ett fåtal dominerande sprickor, råder det
mycket delade meningar när det gäller att värdera flödesvägarnas
egenskaper och graden av heterogenitet, liksom när det gäller hur
man skall formulera lämpliga matematiska modeller (ibid.). Trots en god
förståelse av de grundläggande principerna är det mycket
svårt att värdera deras möjliga betydelse i det totala sammanhanget.
Man avslutar: "Det har visat sig vara svårt att utvärdera dessa
fundamentala storheter från de typer av experiment som just nu finns tillgängliga.
Det är sålunda sannolikt att det även fortsättningsvis
kommer att vara svårt att göra korrekta förutsägelser."
Som redan nämnts i rapporten uppstår ytterligare problem på
grund av de långa tidsrymder som är aktuella för slutförvaringen
jämfört med de tidsrymder man hittills har kunnat studera processerna.
Förutsägelser av katastrofer eller processer som är snabba jämfört
med den geologiska tidsskalan (som t ex jordskalv eller växthuseffekten)
innebär också stora svårigheter. De sammanhängande problemen
rörande att erhålla relevanta data och verifiering och validering
av modellerna diskuteras nedan.
5.2.1 Hydrogeologiska modeller
Det finns två olika matematiska angreppssätt för att beskriva
grundvattenflöden i berg: ett kontinuerligt angreppssätt, där
man behandlar de intressanta parametrarna som variabler som förändras
kontinuerligt i rummet, och ett sprick-nätverks-angreppssätt, som
betraktar flödessystemet i sin helhet som ett nätverk av korsande
sprickor (Jefferies et al 1993). Det kontinuerliga angreppssättet lämpar
sig bäst för porösa media som sedimentära bergarter, medan
sprick-nätverks-metoden lämpar sig bättre för kristallina
berg. Emellertid är de kontinuerliga modellerna fortfarande vanligast,
även för kristallint berg. Det har också uttryckts tvivel på
möjligheten att modellera flödet i sprickigt berg, t ex i Storbritannien.
I en studie av modelleringsmöjligheter utförd för det brittiska
miljödepartementet 1989 skrev Paige et al: "Stora sprickor kan beskrivas
vid undersökningar av ett område, men flertalet sprickor kan det
inte." Utveckling av modeller pågår, men "ytterligare
utveckling krävs för att få fram verktyg som är lämpliga
för utvärdering av slutförvar". Rapporten kom med en bister
slutsats: "Det finns ett antal grundvattenmodeller i användning, men
det finns ingen klar bild av hur dessa modeller skall kunna användas för
utvärdering av ett slutförvar". Wiborgh et al upprepade denna
ståndpunkt 1992, när de påpekade att "ett problem med
modellerna hittills är att hitta modeller som använder data som definierats
på ett sådant sätt att det både går att mäta
dem på fältet och att de ger relevant information rörande transportvägarna".
Till exempel, skriver de, "använder de kontinuerliga modellerna hydrologiska
data som kan mätas, men de ger inte den beskrivning av flödet som
krävs för fortsatt modellering av transporten. Enskilda modeller kan
ge en beskrivning på detaljnivå som är tillräcklig för
att modellera flödet, men de behöver inputvärden som är
svåra att samla in på fältet. Dessutom är de f n för
komplexa för att kunna behandla problem i full skala." Som Jeffries
et al påpekade 1993, kan "regionala modeller som inkluderar detaljerna
i alla sprickor inte skapas", på grund av att modellerna är
så komplicerade. Som påpekats ovan, i avsnitt 3.1, är det ännu
osäkert om alla sprickor leder vatten i hela sin längd, eller bara
i begränsade kanaler, eller om man ens kan hitta alla betydelsefulla sprickor,
som t ex svagt sluttande sprickzoner (GDFZ:er) när man undersöker
en specifik plats. Intressant nog skriver vissa forskare att "bristen på
verklighet är inget avgörande problem för säkerhetsanalysen
av ett slutförvar" (Ahokas et al 1990). Osäkerheten vid modelleringen
är inte beroende på modellerna, menar man, utan har sin grund i "de
allmänna heterogeniteten i urberg". Det är svårt att förstå
hur de resonerar, när de anser att denna naturliga komplexitet (och osäkerheterna
i modelleringen av dem) inte utgör ett problem för säkerhetsanalysen.
Svenska studier vid underjordslaboratoriet i Stripa har visat vilka typer av
antaganden man måste göra för att kunna använda de olika
modellerna av sprickor. Som Olsson och Gale påpekade (1995) var det nödvändigt
att förutsätta att lokaliseringen av större sprickzoner hade
kunnat bestämmas på ett tillförlitligt sätt genom fjärranalys
(satelliter och geofysisk). Man tillämpade fyra olika matematiska modeller
- bl a diskreta sprickor och porösa medier - för att beräkna
vattenflödet i en provtunnel, en av huvuddelarna i det slutliga projektet
på denna plats, som hade att göra med effekter av anläggningsarbetet.
När man gjorde det, kom man fram till att "ingen av modellerna kunde
visas ha demonstrerat vilken mekanism eller process som orsakade de observerade
minskningarna i inflödet". Helt klart återstår mycket
arbete innan modellerna med tillförlitlighet kan tillämpas i full
skala och innan resultaten kan användas i en säkerhetsutvärdering
för tillståndsgivning. I Japan har forskare påbörjat liknande
underjordsexperiment, baserad på de svenska arbetena (Uchida et al 1993),
och man planerar inte ens förberedande val av lämpliga platser för
slutförvaret förrän tidigast år 2000. Utöver de hittills
nämnda problemen har senare arbeten rörande vattenflöden på
mycket stora djup visat att mycket korrosivt saltvatten kan påträffas
på oväntade platser, som t ex "älgpölarna" i
norra Ontario, där man tror att läckage av vatten vid jordytan har
sin förklaring i ett flöde genom ett isolerat spricksystem som når
avsevärt djup, baserat på studier på 4 olika platser i den
kanadensiska urbergsskölden (East Bull Lake, Atikokan och Chalk River i
Ontario och Whiteshell Research area, Manitoba) (Gascoyne et al 1987). Detta
får konsekvenser för de modeller som tidigare beskrivits. Beskrivning
av lokalförhållandena vid Sellafield i Storbritannien har exempelvis
visat på närvaron av oväntade flödesgradienter i samband
med saltvatten på djupet, vilka inte kan simuleras med hjälp av de
nuvarande hydrogeologiska modellerna. Vissa modellförsök visar t o
m på att flödena borde röra sig nedåt från lägre
densitet till tätare (saltare) områden längre ner. Den sammanhörande
frågan om permeabilitetens beroende av djupet är "en obesvarad
fråga". (SKI 1991).
5.2.2 Sorptionsmodeller
Man har bedrivit mycket forskning rörande olika bergarters sorptionsförmåga,
särskilt lerhaltigt berg, och hur radionuklider interagerar med dem. Värderingsstudier
använder resultat från modeller av grundvattenflödet och experimentella
data på sorptionen från diverse källor, t ex verkliga prover
från det aktuella berget samt data från den vetenskapliga litteraturen.
Enligt en detaljerad brittisk studie 1985 medgav man problemen med datas validitet
redan från början. " .... det är vår uppfattning
att kvaliteten på tillgängliga sorptionsdata är otillräcklig
och olämplig ... Vår nuvarande ståndpunkt är att modellerna
och de indata som erfordras ligger långt före insamlandet av relevanta
experimentella data" (Bradbury och Jeffries, 1985). Rapporten drog också
slutsatsen att det "inte är tillfredsställande" att använda
sorptionsdata som är bara "vagt relevanta", eftersom detta kan
ge upphov till missledande slutsatser. Kunskapsläget tycktes inte förändras
särskilt snabbt, eller som man kan läsa i en genomgång från
1989 av det dåvarande läget i den geosfäriska sfären (Lever,
UK Atom Energy Authority): "Det råder fortfarande djupgående
osäkerhet vad gäller experimentella data. Man måste betona att
den nuvarande presentationen av sorptionsdata är mycket förenklad"
(Lever 1989). Den förenklade naturen hos sorptionsmodellerna påpekades
också i den modellgranskningsrapport som lades fram för det brittiska
miljödepartementet 1989, och som påvisade att man är i stort
behov av mer komplexa modeller, för att få en bättre simulering
av verkligheten, men att "de befinner sig på forskningsstadiet och
är ännu inte redo att användas rutinmässigt vid säkerhetsutvärderingar
... det simplistiska angreppssättet kommer sannolikt att medföra en
större osäkerhet ... Förbättrade modeller bör utvecklas"
(Paige et al). Linjär jämviktssorption modelleras vanligen med en
distributionsfaktor, ett s k Kd-värde. Detta kan olyckligtvis inte ta hänsyn
till immobilisering på grund av nederbörd eller irreversibla sorptionsprocesser.
(Wiborgh et al 1992). Så, trots att "Kd-metoden i sig själv
kan ifrågasättas så är den ändå i de flesta
fall bästa beskrivning som finns tillgänglig för sorption på
en bergyta" (Emren 1993). Modellering av sorption är viktig i kristallint
berg, eftersom sorptionen utgör en potentiellt betydelsefull fördröjning
av viktiga radionukliders rörelser i sprickor. Som Jeffries et al (1993)
påpekat kommer man troligen att kunna få specifika sorptionsdata
(i Sellafield) "under de närmaste 3-5 åren", men det finns
"fortfarande ett antal obesvarade frågor om man skall kunna ta full
hänsyn till sorptionens retarderande effekt på radionuklidernas migration".
Under senare år har mycket arbete lagts ner på att utveckla modeller
som sammankopplar transport och kemi. Dessa modeller använder emellertid
mycket förenklade antaganden rörande grundvattnets kemiska egenskaper
(op cit). NEA utvecklar en sorptionsdatabas för användning i säkerhetsutvärderingar,
men den är ännu inte fullt tillgänglig. De flesta modeller som
finns tillgängliga kan bara tillämpas vid simuleringar på några
tiotals meter, ofta på grund av brist på beräkningskraft.
5.2.3 Gasmigration
Generering och migration av gas kan störa eller ändra de hydrogeologiska
förhållandena i berget kring ett slutförvar (se även avsnitt
3.2) och även möjligen skada slutförvaret självt. Man bedriver
f n forskning för att identifiera de huvudsakliga processerna och för
att bygga upp modellsimuleringar som kan användas för säkerhetsutvärderingar.
Olyckligtvis är dessa modeller ännu inte färdiga för användning.
Som Rodwell och Nash (1992) skrev: "Detaljerade kvantitativa förutsägelser
av gasrörelser genom vattenmättat berg med låg genomtränglighet
möter ännu praktiska problem. Huvudskälet är att det inte
finns några data tillgängliga som kan användas för att
karakterisera gas-vatten-flöden genom urberg." Detta beror på
att det är svårt att få tag i data och på att "det
också finns en del brister i dagens förståelse och modelleringskapacitet".
"Alla modeller rörande gasproduktion kräver ... diverse fysikaliska
egenskaper eller parametrar. Vissa av dessa finns lätt tillgängliga,
men ... många av de mest betydelsefulla för beskrivningen av bergets
egenskaper och gas/vatten/berg-kombinationens sammanlagda egenskaper finns idag
inte tillgängliga för de bergarter som kan tänkas användas
för slutförvaringen. Vissa av parametrarna är mycket svåra
att bestämma." I sammanfattning av osäkerheterna gjorde de det
signifikanta uttalandet att det: "förutsagda troliga beteendet kan
omfatta oacceptabelt uppträdande." Som nämndes i avsnitt 3.2
pågår internationella samarbeten för att försöka
verifiera och validera gasmigrationsmodellerna (PEGASUS, som koordineras av
CEC; EVEGAS, som koordineras av IAEA). Det kommer att dröja en tid innan
dessa resultat föreligger, men trots detta pågår beskrivning
och säkerhetsvärdering av tänkbara slutförvaringsplatser
i många länder. Consensus tycks vara att mer forskning och experiment
krävs, inte att dagens teknik är tillfyllest. SKB borde få instruktioner
att utveckla försök med gasmigration som en del av forskningsprogrammet
vid äspö, snarare än att begränsa sig till att studera gasens
rörelser genom fyllningsmassorna, vilket är dagens förslag.
5.3 Validering av modellerna
Med hänsyn till de osäkerheter och antaganden som finns i de modeller
som används vid säkerhetsvärderingarna sägs det ofta vara
av största vikt att modellerna är ordentligt verifierade och validerade.
Oberoende mätningar, som inte har använts som inputdata till modellen,
används för validering, d v s för att kontrollera att modellen
på ett riktigt sätt efterliknar verkligheten. Emellertid påpekade
Oreskes et al (1994) att "Verifiering och validering av numeriska modeller
är omöjlig." På samma sätt visar Konikow och Bredehoeft
(1992) att "grundvattenmodeller kan inte valideras". Detta beror på
att naturliga system inte är slutna och på att modellresultaten är
icke-unika. Som NIREX noterade i Storbritannien (1993a): "Om de beräknade
värdena överensstämmer med de oberoende mätvärdena
bevisar detta inte att simuleringen på ett rättvisande sätt
beskriver det naturliga grundvattensystemet. Andra simuleringar och konceptuella
modeller kan överensstämma lika bra med mätningarna." Det
ovanstående förstärks av s k post-validering av modellerna,
vilken ofta visar att de modeller som påstås vara validerade ofta
ger felaktiga förutsägelser (se t ex Anderson och Woessner, 1992,
som dokumenterar fem sådana fall). Det kan bero på att modellen
var felaktig eller på att modellanvändarna inte förutsåg
betydelsefulla förändringar av systemet. Oreskes et al (1994) skriver:
"Frågan om förändringar över tiden är särskilt
viktig när man modellerar det långsiktiga uppträdandet hos ett
slutförvar för kärnavfall. Förändringar av de geologiska
förhållandena vid förvaringsplatsen, som kan leda till förändringar
i systemets dynamik och struktur är inte bara möjliga, utan, i ett
tillräckligt långt tidsperspektiv, nästan säkra."
Sammanfattningsvis är det sålunda inte bara nödvändigt
att införskaffa data som kan användas för att kontrollera att
modellerna fungerar under dagens förhållanden, utan man måste
också ha data på lång sikt, som sträcker sig över
tidsrymder på hundratusentals år. Sådan information finns
helt enkelt inte tillgänglig, och kommer knappast att bli det, med tanke
på vetenskapens nuvarande läge. Som RWMAC (den brittiska motsvarigheten
till KASAM) skrev 1990: "Inget helt utvärderingssystem har någonsin
validerats, och det förefaller omöjligt att något någonsin
skulle kunna utvärderas fullt ut, på grund av de stora tidsrymder
som är involverade." Arbetet vid äspö kommer att tilhandahålla
vissa data som kan användas för att validera transportmodeller som
används i säkerhetsvärderingar. Men detta kommer att ta tid,
och som påpekats många gånger i denna rapport finns det en
stor fara i att fortsätta med valet av plats för slutförvaret,
innan dessa data har utvärderats och slutsatserna fackgranskats. Det återstår
att se huruvida de osäkerheter som nämnts ovan kan hanteras nöjaktigt.
SKB har varit inblandat, ofta som intiativtagare, i ett antal internationella
jämförelser av numeriska modeller (HYDROCOIN, INTRAVAL etc.) Detta
är positivt, men det föreligger ett klart identifierbart behov av
en oberoende granskning av detta arbete, med hänsyn till att det f n i
allmänhet bara är forskare i andra nationella slutförvaringsprogram
som är inblandade. SLUTSATSER Alla försök att utvärdera
lämplighet och långsiktig säkerhet hos en möjlig plats
för slutförvar är av naturen fulla av osäkerheter. Dessa
gäller allt från parametrarna - där man inte är säker
på att de data som används i komplexa datamodeller av naturliga system
är tillämpliga - till osäkerheter i anknytning till själva
modellerna. Det är fortfarande nästan omöjligt att i någon
större utsträckning skapa modeller av den naturliga miljön i
detalj. Och det är svårt att bedöma i hur hög grad modellerna,
som används i säkerhetsanalyserna, verkligen beskriver den aktuella
processen. SAMMANFATTANDE SLUTSATSER Det framgår med all tydlighet, även
efter en kortfattad genomgång av KBS-3 som det idag föreligger, att
konceptet - trots att det hävdas vara "state-of-the-art" - fortfarande
är förknippat med avsevärda osäkerheter i flera viktiga
avseenden. Det är fortfarande fullt tänkbart att vissa av dessa osäkerheter
aldrig kan klaras ut nöjaktigt.
1. I motsats till vad SKB hävdar finns det ännu ingen internationell enighet rörande tillämpningen av den s k flerstegsbarriären. Det finns många tolkningar rörande betydelsen och förutsägbarheten för var och en av de ingående delarna.
2. KBS-3 har genomgått en avsevärd utveckling sedan förslaget först presenterades år 1983, och man har ännu inte valt ut någon plats för slutförvaringen. Det är högst troligt att den slutliga versionen inte har sett dagens ljus ännu. Den nuvarande amerikanska debatten rörande möjlig kriticitet (risk för kärnreaktion) i slutförvaret måste följas noga. Det är troligt att ytterligare förändringar i KBS-3 blir nödvändiga.
3. Förändringar i den föreslagna konstruktionen av avfallsbehållarna har medfört nya osäkerheter och ökat risken för korrosion och därav orsakat läckage. Nya områden för modellering, såsom generering och migration av gasformiga korrosionsprodukter, har introducerats. Arbetena vid äspö borde utvidgas till att omfatta studier av gasmigration i geosfären.
4. Förseningarna i urvalsprocessen när det gäller lokalisering av slutförvaret har inte fått tillräckligt genomslag i tidtabellerna för beslut rörande val av buffertmaterial och säkerhetsutvärdering i samband med koncessionsgivningen.
5. Det är högst osannolikt att undersökningen av den valda platsen ensam kommer att identifiera alla vattenförande sprickor och zoner på platsen. Det är fullt möjligt att man inte ens vid utgrävningen av "demonstrationsfasen" för förvaret kan göra detta. Det kan t o m visa sig att en plats är olämplig för KBS-3 först då hela anläggningsarbetet har genomförts och stora investeringar gjorts. SKB måste därför fortsätta med utvärderingen av andra utformningar av slutförvaret, inklusive förvaring nära ytan.
6. Möjligheten av att framtida istider förändrar seismiciteten och därmed hydrogeologin för ett slutförvar på medellång och lång sikt är en reellt problem. Det kan visa sig vara omöjligt att i svensk berggrund lokalisera ett slutförvar, som inte påverkas av sådana förändringar.
--------------------------------------------------------------------------------
Referenser:
Abelin et al 1991; Results of a channelling experiment in Stripa. In: Validation of Geosphere Flow and Transport Models (GEOVAL). Stockholm May 1990. OECD Paris.
Ahlbom K et al 1991; SKB/TVO Ice Age Scenario. YJT-91-19. Published by Nuclear Waste Commission of Finnish Power Companies.
Ahlbom K and JAT Smellie 1991; Overview of the Fracture Zone Project at Finnsjon, Sweden. Journal of Hydrology, Vol 126. Ahokas H et al 1990; Modelling of bedrock and groundwater flow for site evaluation. In: Proceedings of SEDE-90, an NEA Workshop on heterogeneity of groundwater flow and site evaluation, Paris, October 1990.
Allen C 1992; As reported in panel discussion In: Proceedings of a symposium on dynamic analysis and design considerations for HLW repositories. San Francisco, 19-20 August 1992. Published by Amer. Soc. Min. Eng.
Anderson DR et al 1994; The assessment of future human actions at radioactive waste sites: An international perspective. In: Proceedings of the 5th Annual International Conference on High Level Radioactive Waste Management. Las Vegas NV May 22-26 1994 Vol 3 p1286.
Anderson MP and WW Woessner 1992; The role of the postaudit in model validation. Adv. Water Res. ,Vol. 15, 167-173 Bernero RM 1992: Regulatory views on seismic and fault-displacement parameters needed for a geologic repository design. In: proceedings of a symposium on dynamic analysis and design considerations for HLW repositories. San Francisco, 19-20 August 1992. Published by Amer. Soc. Min. Eng.
Blomqvist R et al 1993; Crustal rebound-related groundwater flow and calcite formation in the crystalline bedrock of the Fennoscandian Shield: New observations from Finland. In: Proceedings of an NEA Workshop on Palaeohydrological methods and their applications. Paris, 9-10th November 1992.
Boulton GS 1991; Modelling the geological effects of glaciation in response to climate change. Future climate change and radioactive waste disposal. Proceedings of an International Workshop. Publ. by NIREX as NSS/R257. Edited by Goodess CM and JP Palutikof Bradbury MH and NL Jefferies 1985; Review of sorption data for site assessment. UKAEA Harwell. (AERE-R-11881).
Broad E 1995; New York Times March 1995 CEC/NEA 1984; Geological Disposal of Radioactive Waste. An overview of the current status of understanding and development. An experts' review sponsored by the CEC and NEA CEC 1988; PAGIS (Performance Assessment of Geological Isolation Systems for Radioactive Waste: Summary. N Cadelli et al (Eds). EUR 11775 EN CEC 1993; Project on effects of gas in underground storage facilities for radioactive waste (PEGASUS project). Proceedings of a progress meeting, Brussels, June 1992. Haitjink B and T McMenamin (Eds). EUR 14816 Clayton KM 1991; Long-term sea-level change. Future climate change and radioactive waste disposal. Proceedings of an International Workshop. Publ. by NIREX as NSS/R257. Edited by Goodess CM and JP Palutikof p191 Davison CC et al 1993; Groundwater transport characteristics of fracture zones in a granite batholith. In: Proceedings of 4th International Conference on HLW Management. Las Vegas, April 26-30,1993.
Emren AT 1993; The influence of heterogeneous rock chemistry on the sorption of radionuclides in flowing groundwater. Journal of Contaminant Hydrology, 13, p131-141.
Fairhurst C et al 1993; The International Stripa Project: An Overview. Tunnelling and Underground Space Technology, Vol 8, No 3 p315-343 Fernandez 1992:As reported in panel discussion In: proceedings of a symposium on dynamic analysis and design considerations for HLW repositories. San Francisco, 19-20 August 1992. Published by Amer. Soc. Min. Eng. Gascoyne M et al 1987; Saline groundwaters and brines in plutons in the Canadian Shield. In: Saline water and gases in crystalline rocks. Eds: Fritz, P and Frape, SK. Geological Society of Canada Special Paper 33. Grambow B 1990; Status in understanding and modeling radionuclide release from high level waste glass and spent fuel. In: Proceedings of Paris Symposium on Safety Assessment of Radwaste Repositories October 1989 p439
Hadermann J and C McCombie 1993; Research needs in HLW disposal programmes. Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol 294 Herbert AW et al 1986; Mathematical modelling of radionuclide migration in groundwater. QJEG Vol 19 No 2.
Herbert A et al 1991; Validation of fracture flow models in the STRIPA Project. In: Validation of Geosphere Flow and Transport Models (GEOVAL). Stockholm May 1990. OECD Paris. Jefferies NL et al 1993; NSARP reference document; radionuclide transport through the geosphere. January 1992. NSS/G118. Published by AEA Technology, November 1993. Jensen M 1993; SSI's Review of SKB's Research Program 1992. A summary. Published by SSI as SSI-93-21.
KASAM 1993; Review of SKB's RD&D Programme 92. Published by KASAM, National Council for Nuclear Waste Lever DA 1989; Radionuclide transport by groundwater flow through the geosphere: Current status. NIREX Safety Series (NSS/G105). Linsley G and Abdul Fattah 1994; The interface between nuclear safeguards and radioactive waste disposal: Emerging issues. IAEA Bulletin, 2/1994 McCaig A 1989; Fluid flow through fault zones. Nature Vol 340 24th August 1989.
Mörner NA 1990; The Swedish failure in defining an acceptable bedrock repository for nuclear waste deposition. Geologiska Foreningens i Stockholm Forhandlingar Vol 112 part 4 Muir Wood R & Woo G 1992; Tectonic hazards for nuclear waste repositories in the UK. DoE Report No. DoE/HMIP/RR/92.070. NEA 1991; Joint Collective Opinion, with CEC and IAEA. March 1991 OECD Paris.
Olsson O and JE Gale 1995; Site assessment and characterisation for high-level nuclear waste disposal: results from the Stripa Project, Sweden. Quarterly Journal of Engineering Geology, 28, Supplement 1 Paige RW et al 1989; Capabilities and requirements for modelling radionuclide transport in the geosphere. DOE Report No: DOE/RW/89/024 Pusch R and C Svemar 1993; Influence of rock properties on selection of design for a spent nuclear fuel repository. Tunnelling and Underground Space Technology, Vol.8, No.3 p345-356 Rees JH and WR Rodwell 1988; Gas evolution and migration in repositories- Current status. NIREX Safety Series. (NSS/G104).
Rodwell WR and PJ Nash 1992; Mechanisms and modelling of gas migration from deep radioactive waste repositories. NSS/R250. Published by AEA. RWMAC 1991; 12th Annual Report. HMSO London RWMAC 1993; 13th Annual Report. HMSO London Scheier et al 1991; Modelling activities for the groundwater tracer test program at the Whiteshell Nuclear Research Establishment Borehole Site. In: Validation of Geosphere Flow and Transport Models (GEOVAL). Stockholm May 1990. OECD Paris.
Sellin P et al 1994; Performance assessment of the copper/steel canister. In: Proceedings of the 5th Annual International Conference on High Level Radioactive Waste Management. Las Vegas NV May 22-26 1994 Vol 2 p1020 Sjöberg R 1994; Bedrock caves and fractured rock surfaces in Sweden. Occurrence and origin. PhD Thesis. Institute of Paleogeophysics and Geodynamics, Stockholm University.
Sjöblom R et al 1994; Objectives and limitations of scientific studies with reference to the Swedish RD&D programme 1992 for handling and final disposal of nuclear waste. Materials Research Society Symposium Proceedings Vol. 333 SKB 1991; 'Final Disposal of Spent Nuclear Fuel. Importance of the Bedrock' SKB 1992; RD&D Programme 92 - Treatment and final disposal of nuclear waste SKB 1994; Supplement to the 1992 Programme in response to the Government decision of December 16, 1993. August 1994. SKI 1988; Review of final repository for reactor waste SFR-1. Technical Report SKI 88:5. SKI 1991; SKI Project-90. Technical Report 91:23 August 1991. 3 Vols. SKI 1993; SKI's evaluation of SKB's RD&D Programme 92. Technical Report 93:30 SKI/SSI 1994; Evaluation of SKB's In-depth safety assessment of SFR-1. Published by SKI and SSI as SKI 94:30 and SSI-rapport 94-19 Smith AFM 1993; A review of probabilistic and statistical issues in quantitative risk analysis for radioactive waste repositories (Part 1). DoE Report No. DoE/HMIP/RR/93.073.
Talbot CJ 1990; Problems posed to a bedrock radwaste repository by gently dipping
fracture zones. Geologiska Foreningens i Stockholm Forhandlingar Vol 112 Part
4 Taylor EC, LD Ramspott and WM Sprecher 1994; Demonstration of safety for geologic
disposal. Materials Research Society Symposium Proceedings Vol. 333 Uchida M
et al 1993; Simulation of fracture flow to the Kamaishi Validation Drift. In:
Proceedings of the 4th Annual International Conference on High Level Radioactive
Waste Management. Las Vegas NV 1993 p437 UK NIREX Ltd 1989; Deep Repository
Project. Preliminary Environmental and Radiological Assessment (PERA). UK NIREX
Ltd 1993; The geology and hydrogeology of the Sellafield area. Report No. 524
(Interim Assessment), Vol. 3. UK NIREX Ltd, December 1993 Wiborgh et al 1992;
A review of the uncertainties in the assessment of radiological consequences
of spent nuclear fuel disposal. SKI 92:18. Published by SKI. Zuidema P et al
1990; Production and release of gas in a L/ILW repository: some thoughts based
on recent R&D work. In: Proceedings of an International Symposium on the
safety assessment of radioactive waste repositories, Paris, October 9th-13th
1989.