Käytetyn ydinpolttoaineen kapselointilaitoksessa muodostuvat radioaktiiviset jätteet

Tässä työssä ontarkasteltu käytetyn ydinpolttoaineen kapselointilaitoksessa muodostuvia radioaktiivisia jätteitä. Kapselointilaitos rakennetaan Olkiluotoon joko Olkiluodon ydinvoimalaitoksen käytetyn ydinpolttoaineen välivaraston yhteyteen tai loppusijoituslaitokseen kytkettynä laitoksena. Työssä on otettu huomioon molemmat vaihtoehdot ja niiden eroavaisuudet prosessien ja jätemäärien osilta. Kaikki jäte, joka muodostuu kapselointilaitoksen valvonta-alueella, luokitellaan radioaktiiviseksi jätteeksi. Radioaktiivisia jätteitä muodostuu, kun käytetystä ydinpolttoaineesta irronneet radioaktiiviset aineet kontaminoivat laitoksen rakenteita ja laitteita. Muodostuvat radioaktiiviset jätteet kiinteytetään ja sijoitetaan loppusijoitustilan yhteyteen rakennettavaan käyttö- ja käytöstäpoisto-jäteluolaan. Hyvin vähäaktiivinen jäte voidaan vapauttaa valvonnasta aktiivisuusmittauksen jälkeen. Radioaktiivisia jätteitä muodostuu kapselointilaitoksen toiminnan aikana vähäisiä määriä verrattuna ydinvoimalaitoksiin. Vertailtaessa molempien kapselointilaitosvaihtoehtojen radioaktiivisten jätteiden määriä, ainoastaan loppusijoitettavan nestemäisten jätteiden määrässä on eroa.

Radioaktiivisen päästön ennustaminen valmiustilanteessa

Ydinvoimaloissa käytetään toiminnallisia syvyyssuuntaisia puolustustasoja ydinturvallisuuden varmistamiseksi. Puolustuksen viidennessä ja viimeisessä tasossa pyritään lieventämään vakavan onnettomuuden ympäristövaikutuksia ja väestöön kohdistuvaa säteilyaltistusta. Suojelutoimien onnistumisen kannalta on tärkeää pystyä arvioimaan etukäteen radioaktiivisen päästön suuruus ja ajankohta mahdollisimman tarkasti. Tässä diplomityössä on esitelty radioaktiivisen päästön suuruuteen ja ajankohtaan vaikuttavat ilmiöt sekä niihin liittyvät merkittävät epävarmuudet. Ydinvoimalaitosten turvallisuusjärjestelmien osalta tarkastelun kohteena ovat suomalaiset käynnissä olevat reaktorit Olkiluoto 1 & 2 sekä Loviisa 1 & 2. Kaikissa Suomen laitoksissa on käytössä vakavan onnettomuuden hallintaan soveltuvia järjestelmiä ja toimintoja. Työssä etsittiin tietoa eri maiden radioaktiivisen päästön ennustamiseen käytettävistä ohjelmista. Eri mailla on eri toimintaperiaatteilla ja laajuuksilla toimivia ohjelmia. Osassa työkaluja käytetään ennalta laskettuja tuloksia ja osassa onnettomuustilanteet lasketaan onnettomuuden aikana. Lisäksi lähivuosina Euroopassa on tavoitteena kehittää yhteistyömaille yhteisiä valmiuskäyttöön soveltuvia ohjelmia. Työssä kehitettiin uusi valmiustyökalu Säteilyturvakeskuksen käyttöön Microsoft Excelin VBAohjelmoinnin avulla. Valmiustyökalu hyödyntää etukäteen laskettujen todennäköisyyspohjaisten analyysien onnettomuussekvenssejä. Tällöin valmiustilanteessa laitoksen tilanteen kehittymistä on mahdollista arvioida suojarakennuksen toimintakyvyn perusteella. Valmiustyökalu pyrittiin kehittämään mahdollisimman helppokäyttöiseksi ja helposti päivitettäväksi.

Remote Observation of Radioactive Permit-Required Confined Spaces – Case: Posiva Oy’s Fuel Handling Cell

Posiva Oy’s final disposal facility’s encapsulation plant will start to operate in the 2020s. Once the operation starts, the facility is designed to run more than a hundred years. The encapsulation plant will be first of its kind in the world, being part of the solution to solve a global issue of final disposal of nuclear waste. In the encapsulation plant’s fuel handling cell the spent nuclear fuel will be processed to be deposited into the Finnish bedrock, into ONKALO. In the fuel handling cell, the environment is highly radioactive forming a permit-required enclosed space. Remote observation is needed in order to monitor the fuel handling process. The purpose of this thesis is to map (Part I) and compare (Part II) remote observation methods to observe Posiva Oy’s fuel handling cell’s process, and provide a possible theoretical solution for this case. Secondary purpose for this thesis is to provide resources for other remote observation cases, as well as to inform about possible future technology to enable readiness in the design of the encapsulation plant. The approach was to theoretically analyze the mapped remote observation methods. Firstly, the methods were filtered by three environmental challenges. These are the high levels of radiation, the permit-required confined space and the hundred year timespan. Secondly, the most promising methods were selected by the experts designing the facility. Thirdly, a customized feasibility analysis was created and performed on the selected methods to rank the methods with scores. The results are the mapped methods and the feasibility analysis scores. The three highest scoring methods were radiation tolerant camera, fiberscope and audio feed. A combination of these three methods was given as a possible theoretical solution for this case. As this case is first in the world, remote observation methods for it had not been thoroughly researched. The findings in this thesis will act as initial data for the design of the fuel handling cell’s remote observation systems and can potentially effect on the overall design of the facility by providing unique and case specific information. In addition, this thesis could provide resources for other remote observation cases.