POSIVA OY BILAGA 17 1

POSIVA OY BILAGA 17 1 Bilaga 17 Övrig utredning som anses nödvändig av myndighet: Utredning om möjligheten att öppna slutförvaringen, om faktorer som påverkar öppningen, öppningstekniken, säkerhet vid öppning och en uppskattning av kostnaderna för öppningen [principbeslut om utvidgning av Posivas slutförvaringsanläggning 2010]

POSIVA OY BILAGA 17 1

POSIVA OY BILAGA 17 3 UTREDNING OM MÖJLIGHETERNA ATT ÖPPNA SLUTFÖRVARINGEN, OM FAKTORER SOM PÅVERKAR ÖPPNINGEN, ÖPPNINGSTEKNIKEN, SÄKERHET VID ÖPPNING OCH EN UPPSKATTNING AV KOSTNADERNA FÖR ÖPPNINGEN 1 Inledning Avsikten med slutförvaringen är att isolera radioaktiva ämnen som det använda kärnbränslet innehåller på ett slutgiltigt och säkert sätt från den organiska naturen. Det är emellertid tekniskt möjligt att återta slutförvaringskapslarna vid behov. Kapslarnas återtagande till markytan har inte varit en särskild utgångspunkt för slutförvaringsplanerna och i planeringen ingår således inte uppgifter om egenskaper som skulle underlätta ett eventuellt återtagande av bränslet. Det är möjligt att man i framtiden vill använda en ny slutförvaringsmetod och en helt ny teknik för avfallshantering eller att man vill återvinna råämnena eller energiinnehållet i det slutförvarade materialet. Möjligheten till återtagande ska i inget skede äventyra långtidssäkerheten för slutförvaringen. Hur väl materialet kan återtas kan man uppskatta genom att granska egenskaperna av slutförvaringsplanen. Utifrån de uppgjorda planerna är det är möjligt att i alla skeden av projektet återta kapslarna från slutförvaringsutrymmena till markytan. Genomförandet av slutförvaringen sker stegvis, och under driftskedet och efter att utrymmena tillslutits är det möjligt att genomföra varje arbetsskede i omvänd ordning. Denna utredning om återtagande av kapslarna baserar sig i huvudsak på den s.k. KBS- 3V-metoden enligt vilken kapslarna placeras i vertikalt läge. Enligt alternativ KBS-3Hmetoden placeras kapslarna i långa horisontella öppningar. När lösningen på KBS-3Hmetoden har utvecklats till en sådan nivå att den kan jämföras med KBS-3V-metoden fattas det slutliga beslutet om vilken slutförvaringsmetod som ska tillämpas. I fråga om KBS-3H-metoden kan motsvarande teknik för att återta kapslarna användas som vad senare presenteras för KBS-3V-metodens del. 2 Slutförvaringsteknik Slutförvaringskapslarna är massiva metallbehållare vars inre del består av klotgrafitjärn och den yttre manteln av koppar som är 50 mm tjock. Av kapslarna har egna modeller planerats för alla tre typer av bränsle som används i anläggningarna som är i drift eller under byggnad i Finland. Kapseln för anläggningsenheten som planeras i Olkiluoto planeras när det står klar vilken typ av anläggning det är fråga om. Även för eventuella nya typer av bränsle är det möjligt att planera motsvarande kapslar. Kapseln är mekaniskt sett mycket durabel och mycket långlivad. Målet för kapselns prestanda är att den hålls tät hundratusentals år. Den inre kapselns lock är fästat med en bult vilket underlättar öppnandet av kapseln. Kapslarna flyttas från inkapslingsanläggningen via en hiss till slutförvaringsutrymmena djupt inne i berggrunden. Som utrymmenas förbindelse till markytan fungerar körtunneln samt lodräta schakt. De egentliga slutförvaringsutrymmena består av slutförvaringstunnlar i en riktning med 25 meters mellanrum och de förenas med varandra av centraltunneln. Slutförvaringstunnlarnas längd är i snitt 300 meter.

POSIVA OY BILAGA 17 4 I det skede när slutförvaringsutrymmena tillsluts fylls tunnlarna med bentonitblock och bentonitpellets eller alternativt med en blandning av bentonit och kross. När slutförvaringstunneln är fylld uppförs en bentonitpropp i dess mynning som förhindrar att återfyllningsmaterialet sväller ut i centraltunneln. När alla kapslar har placerats i slutförvaringsöppningarna återfylls utrymmena på slutförvaringsnivån och de lodräta schakten. Vid återfyllandet och tillslutningen av övriga tunnlar än slutförvaringstunnlar kan man använda samma material och tekniker som vid slutförvaringstunnlarna till de delar det är ändamålsenligt. 3 Faktorer som påverkar kapslarnas återtagbarhet I denna bilaga till ansökan om byggnadstillstånd beskrivs tekniken för återtagande i tre olika situationer: Återtagande innan placeringsöppningarna tillsluts, återtagande efter att slutförvaringstunneln tillslutits och återtagande efter att alla utrymmen tillslutits. Alla övriga situationer i fråga om kapslarnas och slutförvaringsutrymmenas livscykel kan härledas från ovan nämnda situationer och tekniken för återtagande motsvarar någon av de presenterade teknikerna. Faktorer som är av betydelse för återtagandet är utöver tidpunkten för återtagandet även bl.a. borttagandet av bentoniten som använts som tätning och återfyllningsmaterial och beaktande av kapslarnas temperaturstegring och radioaktiva strålning i återtagandets olika skeden. 3.1 Bentonit Bentonitblocken som placeras på slutförvaringsöppningens botten och ovanpå slutförvaringskapseln är skivformade och sidoblocken ringformade. Bentoniten binder fukten från berggrunden och har förmåga att expandera. Bentonitens egenskaper beror på dess mättningsgrad för vatten och utvecklade expansionstryck. Om man vill återta slutförvaringskapslarna måste man kunna avlägsna bentoniten runt kapslarna för att inte kapslarna skadas i samband med att de lyfts. Bentoniten kan avlägsnas med hjälp av trycksatt saltlösning som löser upp bentonitens struktur och bentonitslammet kan pumpas bort från slutförvaringsöppningen. Om bentoniten är kontaminerad ska den bortpumpade bentoniten hanteras som radioaktivt avfall. 3.2 Temperatur Det använda kärnbränslet i kapseln producerar restvärme på grund av radioaktivt sönderfall. Till följd av temperaturstegringen stiger temperaturen i bentoniten och berggrunden som omger kapseln när restvärmen leds in i det omgivande berget. Kapslarnas värmeledningsförmåga är över hundra gånger större än det omgivande återfyllningsmaterialet och berget och därför stiger kapselns temperatur snabbare än de material som omger kapseln. Placeringen av kapslarna i slutförvaringsutrymmet planeras på ett sådant sätt att kapselns temperatur inte överstiger + 100 C. Kapselns temperatur är som högst (ca + 95 grader) ca 20 år efter slutförvaringen. Den högsta temperaturen i berget och återfyllningsmaterialen i slutförvaringsutrymmet, ca + 65 C uppnås inom knappt ett århundrade. Temperaturstegringen försvårar återtagandet: arbetena fördröjs och kostnaderna ökar. Enligt uppskattningar är det med hjälp av dagens teknik möjligt att utföra arbeten när temperaturen ligger under + 70 C och när bergets temperatur understiger + 100 C. När arbete ska utföras kan man skapa en lämplig temperatur i tunnlarna genom kylning och ventilation. Hantering av heta massor är möjligt och till exempel anordningar som används vid ytbeläggning av vägar hanterar hetare massor än återfyllningsmaterialen i slutförvaringstunnlarna. På många ställen i världen har man erfarenhet av arbete i höga temperaturer under jorden bl.a. i Sydafrika och Tyskland där man arbetat i gruvförhållanden där temperaturen ligger omkring + 55 C.

POSIVA OY BILAGA 17 5 3.3 Strålning Om vi antar att de högsta beräknade doshastigheterna från kapselns yta vid placeringstidpunkten för gammastrålning är 200 msv/h och neutroner 15 msv/h, kommer motsvarande doshastighet tio år efter slutplaceringen att vara ca 134 och 10 msv/h. Efter 100 år ligger strålningsnivån på ca 20 och 1 msv/h. Efter tusen år ca 0,5 och 0,3 msv/h och efter tiotusen år har dosraten sjunkit till ett värde på drygt 0,1 msv/h. Gränsen för den effektiva årsdosen för en anställd som exponeras för strålning är under fem år 20 msv/år och den största årsdosen är 50 msv, vilket betyder att kontinuerligt arbete bredvid en kapsel i samband med eventuellt återtagande av kapslar ska begränsas under de första århundradena. I samband med att bentoniten tas bort är man tvungen att arbeta i närheten av slutförvaringsöppningen, men i det skedet skyddar saltvattenlösningen arbetarna från den direkta externa strålningen från kapslarna. En del av arbetena kan utföras med hjälp av fjärrstyrning och då exponeras arbetarna i mindre grad. Det kan till exempel gälla flyttning av kapslar. 4 Återtagande innan slutförvaringsöppningen tillsluts Utgångsläget i utredningen är att man håller på att sänka kapseln i öppningen eller kapseln har redan sänkts ned i slutförvaringsöppningen och att gripanordningen redan släppt greppet om kapseln. I detta skede ska öppningen redan vara inspekterad och enligt det användbar. Om man emellertid i något skede märker att öppningen inte är användbar eller att bentoniten i öppningen inte är rätt installerad, kan kapseln lyftas från öppningen med hjälp av ett fordon för flyttning och placering. Kapseln är försedd med utskjutande delar för att underlätta lyftning. Om man beslutar att återta kapseln till markytan innan slutförvaringsöppningen tillstuts, transporteras kapseln med fordonet för flyttning och placering till hissen och lyfts direkt upp till inkapslingsanläggningen. Kapseln kan även transporteras till inkapslingsanläggningen via körtunneln. Arbetsskedena vid återtagande av kapslar är de samma som vid installering av kapslar men i omvänd ordning. Utgångspunkten i detta fall är att bentoniten ännu inte hunnit svälla och fastnat i kapseln. 5 Återtagande efter att slutförvaringstunnlarna tillslutits I driftskedet av utrymmena fylls slutförvaringstunnlarna från den bortre ändan av tunneln allt eftersom kapslarna placeras i slutförvaringsöppningarna. När alla kapslar som ska placeras i slutförvaringstunneln är installerade och tunneln återfylld byggs en bentonitpropp i tunnelns mynning. Efter att den första tunneln tillslutits fortsätter utrymmenas driftskede ännu länge, till och med närmare 100 år. Utrymmena är således i bruk och centraltunneln är öppen. Om ett beslut om att återta kapslarna tas i driftskedet av utrymmena, när en del av slutförvaringstunnlarna är tillslutna, innebär återtagandet att slutförvaringstunneln och slutförvaringsöppningen öppnas och kapslarna tas bort. Bentonitproppen i tunnels mynning rivs och därefter töms en slutförvaringsöppning åt gången på tunnelns återfyllningsmaterial.

POSIVA OY BILAGA 17 6 Därefter öppnas förvaringsöppningen och kapslarna avlägsnas. Därefter fortsätter man att tömma följande slutförvaringsöppning osv. Det är även möjligt att man hunnit tillsluta en del av centraltunneln under driftskedet. I ett sådant fall är man även tvungen att tömma centraltunneln på återfyllningsmaterialet innan man öppnar slutförvaringstunneln. För att riva bentonitproppen kan man utnyttja metoder som används för rivning av bentonitkonstruktioner, t.ex. hydraulikpikning. Återfyllningsmaterialet i tunneln förs bort med vanliga grävmaskiner. När slutförvaringstunneln öppnas kontrollerar man ständigt radioaktiviteten i luften och i återfyllningsmaterialet i tunneln. För att få bort bentoniten från slutförvaringsöppningarna kan man t.ex. använda en teknik som grundar sig på att lösa upp bentoniten med saltvatten. Kapseln avlägsnas med samma eller liknande fordon för flyttning och placering av kapslar som användes när kapslarna placerades i öppningen. Därefter lyfts kapslarna upp via hissen eller längs med körtunneln till inkapslingsanläggningen. 6 Återtagande efter att alla utrymmen tillslutits Kapslarna kan om man så vill återtas till markytan även efter att slutförvaringsutrymmena tillslutits, dvs. när alla kapslar har slutförvarats, tunnlarna och schakten återfyllts och utrymmena tillslutits. I detta skede har även inkapslingsanläggningen lagts ned. För återtagande byggs vid behov på marken en anläggning som ersätter den nedlagda inkapslingsanläggningen och i den nya kan kapslarna hanteras. Slutförvaringsutrymmena öppnas genom att man i stort sätt tillämpar samma arbetsmetoder som när slutförvaringsutrymmena byggdes. I stället för att bryta utrymmen, öppnas schakten och tunnlarna genom att man gräver bort återfyllningsmaterialet och river de proppkonstruktioner som byggts i dem och pumpar bort grundvattnet. I fråga om schakten är det möjligt att även borra uppåt nya schakt i stället för att öppna de gamla. Hjälputrymmena och centraltunnlarna grävs fram, varefter man i dem och i körtunnlarna bygger nödvändiga konstruktioner och installerar system som ersätter de konstruktioner och system som fanns där under slutfövaringsverksamheten. Temperaturen i utrymmet är högre än vad det var under slutförvaringsverksamheten och det ska beaktas med tanke på spänningstillståndet i konstruktionerna. När utrymmena är färdigt byggda iakttas vid öppnandet av slutförvaringstunneln och avlägsnandet av kapslarna samma tekniker som skulle användas om kapslarna återtogs i driftfasen av utrymmena. Lastning och transport av materialen kan vid behov ske i ett skyddat område. När kapslarna lyfts till marknivå kan de t.ex. placeras in i strålningsskyddet som lämpar sig för landsvägstransport av kapslarna och därefter transporteras till önskad plats för fortsatta åtgärder. Alternativt kan kapslarna öppnas och bränsleknippena flyttas en åt gången i transportbehållarna. Transportbehållarna kan vara likadana som de behållare i vilka bränsle transporteras från kraftverken till slutförvaringsområdet. Transportbehållarna kan transporteras landsvägs-, järnvägs- eller havsledes.

POSIVA OY BILAGA 17 7 7 Erfarenheter av återtagande av kapsel Återtagande av en kapsel från förhållanden som motsvarar slutförvaringen har konstaterats vara möjlig och den planerade återtagningsmetoden genomförbar. Återtagning av en kopparkapsel i full skala lyckades i bergslaboratoriet på Aspö i Oskarshamn 2006. Undersökningen med anknytning till återtagning av kapslar framskred i fyra skeden. Först undersöktes olika tekniker med eftersträvan att välja en referensteknik. Föremål för uppmärksamheten var olika mekaniska, hydrodynamiska metoder och metoder som grundar sig på temperatur eller kylning. Den mest användbara metoden för att försvaga expansionstrycket konstaterades vara trycksatt saltvatten Efter detta utvecklades processen och man övergick till ett fullsakligt experiment i berglaboratoriet. Genom experimentet fick man forskningsdata för avlägsnande av bentonit och man fick prova på att återta en kapsel i verkliga förhållanden. Inuti kapslarna fanns värmare, men inte radioaktiva ämnen. Experimentet fortskred genom att man år 2000 placerade två kopparkapslar av naturlig storlek och försedda med värmare i förvaringsöppningar fodrade med bentonit på 420 meters djup. Man lät bentoniten mättas med vatten i fem år. Under mättnadsskedet samlade man data om mättnadsnivån, temperatur, expansionstryck och förskjutningar i bentonitblocken. Berget försågs med instrument för kontroll av temperaturen, spänningsförhållanden och förskjutningar. Dessutom mättes formförändringar i kopparskalet och kapselns temperatur. Man började frigöra kapseln från bentoniten vid ingången av 2006. Bentoniten togs till en början bort på mekanisk väg då det var möjligt att ta prover på den och avlägsna givare som sänkts in i bentoniten. När hälften av bentoniten tagits bort, avlägsnade man resten genom att lösa upp den med saltvatten. När kapseln var helt fri från bentonit lyftes den upp, placeringsöppningarna sköljdes och vattnet avlägsnades från öppningen. 7.1 Saltvatten för att avlägsna bentonit För undanröjande och upplösande av bentonit används en metod enligt vilken saltvatten sprutas på bentoniten och slammet tas omedelbart bort. Detta kallas för en hydrodynamisk metod. Tekniken grundar sig på en kemisk/mekanisk effekt som leder till att bentonitens mekaniska integritet försvagas. Saltlösningen och koncentrationen har fastställts i tidigare utvecklingsprojekt (CaCl, 4 p-%). Fördelen med kalciumklorid är 2 dess förmåga att främja finfördelningen av partiklarna i slam som innehåller natrium och splittra bentonit. Det uppkomna slammet leds omedelbar till en dekateringscentrifug där vattnet avskiljs från slammet och mängden slam reduceras. För att avskilja vätska och fast ämne kan även andra metoder användas. Vid avlägsnande av bentonit runt kapseln ska man se till att strålningsskyddet är tillräckligt. Vid användning av den hydrodynamiska tekniken fungerar saltlösningen eller slammet som ett tillräckligt skydd, förutsatt att det finns åtminstone en meter av det ovanpå kapseln.

POSIVA OY BILAGA 17 8 Utifrån experimentet uppmättes hastigheten för att få bort bentonit med saltvatten till ca 90 kg bentonit per timme Det betyder att den totala tid som går åt till att frigöra en kapsel uppgår till ca 180 timmar (16,5 ton bentonit: tio block runt kapseln och två ovanpå kapseln). 8 Kostnader för återtagande Det som i synnerhet försvårar uppskattningen av kostnaderna för återtagning är att tidpunkten för en eventuell återtagning inte kan förutses. Bland annat utvecklingen av tekniken inverkar på kostnaderna och stora marginaler måste lämnas för kostnadsberäkningarna. Kostnaderna för återtagning beror mycket på tidpunkten för återtagning, eftersom kostnaderna ökar i takt med att utrymmena stegvis tillsluts. Om man beslutar att återta en kapsel till markytan innan förvaringsöppningen tillslutits, varar arbetet uppskattningsvis en dag och kostnaderna för det är små. Öppnande av en återfylld förvaringstunnel och återtagande av de kapslar som finns där uppskattas ta ca 500 dager och det skulle uppskattningsvis leda till en kostnad om 5 miljoner euro. Kostnaderna för återtagningen per kapsel skulle då uppgå till ca 167 000 euro. Återtagning av kapslar från en slutförvaringstunnel uppskattas ta ca 70 månader i det fall att slutföringsanläggningen redan lagts ned. Kostnaden för öppnande av körtunneln och centraltunneln, tömning av slutförvaringstunneln och återtagning av kapslarna skulle i detta fall uppgå till uppskattningsvis 27 miljoner euro. Om man beslutar att återta alla kapslar till markytan efter att utrymmena tillslutits, uppskattas kostnaderna för arbetet utgöra 30 % 50 % av kostnaderna för byggandet, driften och tillslutningen av slutförvaringsutrymmena.

POSIVA OY BILAGA 17 9 9 Sammanfattning Slutförvaringen av använt kärnbränsle har i säkerhetsanalyser konstaterats vara en säker lösning. Det är emellertid möjligt att öppna utrymmena och återta bränslekapslarna om tekniken som utvecklas gör det ändamålsenligt. Det är möjligt att man i framtiden vill använda en ny slutförvaringsmetod och en helt ny teknik för avfallshantering eller att man vill utnyttja eller återvinna råämnena eller energiinnehållet i det slutförvarade materialet. Återtagande av slutförvarat kärnbränsle till markytan är tekniskt möjligt i slutförvaringsutrymmenas driftskede och efter att utrymmena tillslutits. I ett fullskaligt kapselåtertagningsexperimentet och laboratorieexperiment på Äspö konstaterades att återtagning av en kapsel är möjligt och metoden är genomförbar. Dessutom konstaterades att det är möjligt att bygga en anordning med vilken kapseln frigörs från expanderad bentonit. Om man beslutar att återta kapslarna ska tillräckligt med tid reserveras för konstruktion och demonstrering av anordningen innan återtagningen inleds. Att uppskatta kostnaderna för återtagning är svårt eftersom kostnaderna beror på tidpunkten för återtagningen. Återtagning är desto kostsammare ju längre tid som förlöpt sedan slutförvaringen och tillslutningen av utrymmena. Om man beslutar att återta en kapsel till markytan innan slutförvaringsöppningen tillsluts, är kostnaderna små. Efter att utrymmena tillslutits, uppskattas kostnaderna för arbetet utgöra 30 % 50 % av kostnaderna för byggandet, driften och tillslutningen av slutförvaringsutrymmena.

10 ANSÖKAN OM BYGGNADSTILLSTÅND

POSIVA OY BILAGA 18 1 Bilaga 18 Övrig utredning som anses nödvändig av myndighet: Utredning om alternativen för transport av kärnbränsle då det gäller transportens säkerhet, konsekvenser för miljön och hur den kan genomföras tryggt på ett sådant sätt att kraven i bestämmelserna i lagen om transport av farliga ämnen (719/1994) och bestämmelser som utfärdats med stöd av lagen uppfylls [Principbeslut om utvidgning av Posivas slutförvaringsanläggning 2010]

POSIVA OY BILAGA 18 1

POSIVAOY BILAGA18 3 HANGERING AV RISKER VID TRANSPORT AV ANVÄNT KÄRNBRÄNSLE Innehållsförteckning INLEDNING... 4 1 Säkerhetsföreskrifter för transport av använt kärnbränsle... 4 1.1 Internationella föreskrifter... 4 1.1.1 IAEA:s föreskrifter om transport av bestrålat bränsle...4 1.1.2 IMDG-koden för transport av farligt gods till sjöss... 6 1.2 Nationella föreskrifter...7 1.2.1 Strålsäkerhetscentralens YVL-direktiv...7 1.2.2 Lagen om transport av farliga ämnen på väg...8 1.2.3 Lagen om transport av farliga ämnen på järnväg...8 2 Transportarrangemang...8 2.1 Flyttning av använt kärnbränsle från mellanlagret i kraftverket i Olkiluoto till Olkiluoto inkapslingsanläggning 8. 2.2 Transport av använt kärnbränsle i Lovisa kraftverk till Olkiluoto inkapslingsanläggning...9 2.2.1 Återtransport av tomma transportbehållare...9 2.3 Beskrivning av transportmaterielen...9 2.3.1 Transporter landsvägsledes...9 2.3.2 Transporter sjövägsledes...10 2.3.3 Transporter järnvägsledes... 11 2.4 Transportbehållare... 11 2.5 Typ av bränsle och dess egenskaper...14 2.5.1 Typ av knippen...14 2.5.2 Utbränning...15 2.5.3 Bränslemängder som ska transporteras...16 2.6 Faktorer som påverkar tidsschemat...17 3 Utredningar om olika rutter...17 3.1 Alternativa rutter...17 3.2 Strålningsdoser...21 3.2.1 i fråga om normaltransporter...21 3.2.2 i fråga om olyckor i trafiken...34 3.3 Sammanfattning av resultaten och slutsatser...36 4 Sammanfattning...38 KÄLLFÖRTECKNING...39

POSIVAOY BILAGA18 4 INLEDNING Posiva har beställt en undersökning om risker vid transport av använt kärnbränsle av VTT:s kompetenscentrum för kärnenergi. Denna undersökning uppdaterar och kompletterar den tidigare undersökningen från 2004 som behandlar samma ämne (POSIVA 2004-04). Utöver analysen av strålningseffekterna, behandlas de praktiska arrangemangen, säkerhetskraven och riskhanteringssynvinkeln i anslutning till transport av använt kärnbränsle i större utsträckning än tidigare. I undersökningen granskas normala transportsituationer i fråga om kärnbränsle flyttningar från mellanlagret i Olkiluoto och transporter från kärnkraftverket i Lovisa till inkapslingsanläggningen i Olkiluoto. Dessutom undersöks strålningseffekterna för människor och befolkningen beroende på vilken rutt och vilken transportform som tillämpas. Transporterna kan innebära hälsorisker på grund av strålning, trafikrelaterade risker och risker som härrör sig av olika störningar som t.ex. tekniska fel eller bränder. Betydelsen av dessa riskfaktorer analyseras i undersökningen ur riskhanteringssynvinkel. För transport av potentiellt farliga ämnen och gods på allmänna vägar eller till sjöss gäller internationella och nationella förordningar och föreskrifter som behandlas i undersökningen. Dessa är den internationella atomenergiorganisationens (IAEA), internationella sjöfartsorganisationens (IMO) och Strålsäkerhetscentralens (STUK) förordningar och föreskrifter samt gällande lagar om säkerställande av säker transport. Alternativ till praktiskt genomförande av transportformer, transportbehållare för använt kärnbränsle, typer av bränsleknippen, transportmängder och frågor i anslutning till tidsschema behandlas också. I sammanfattningsdelen i slutet av rapporten jämförs, med hänseende på strålningssäkerhet, olika rutter och transportformer med den exponering som naturens bakgrundsstrålning ger upphov till. 1 Säkerhetsanvisningar för transport av använt kärnbränsle 1.1 Internationella föreskrifter 1.1.1 IAEA:s föreskrifter om transport av bestrålat bränsle Internationella atomenergiorganet (International Atomic Energy Agency, IAEA) fastställer vilka egenskaper som krävs av ett kolli utifrån aktiviteten och strålningsegenskaperna i det ämnet det innehåller (IAEA, 2009). Dessutom ska kollits hållfasthet motstå potentiella belastningar i transportmiljön. 1) Med rutinmässig transportförhållanden avses förhållanden då transportbehållaren utsetts endast för förhållandevis små belastningar och då transportbehållaren behåller sin täthet mot långvarig besprutning av vätska eller regnvatten. I normalförhållanden ska en transportbehållare hålla mot ett hanteringsfel som motsvarar fall från låg höjd utan stötdämpare samt en kraftig lokal belastning på behållarens yta.

POSIVAOY BILAGA18 5 För tranport av använt kärnbränsle som strålsatts i reaktorn ska en transportbehållare av s.k. B-typ användas. De är bastant konstruerade av gjutjärn eller stål. Behållarna av B- typen är planerade att tillräckligt effektivt skydda omgivningen mot strålning och bevara ett skyddat utrymme för bränslet, även vid allvarliga transportolyckor. Strålningens doshastighet får inte utanför transportbehållaren överstiga (IAEA, 2009): 10 msv/h i någon punkt på utsidan av behållaren och dosraten får endast överstiga 2 msv/h under förutsättning att - transportmedlet är utrustat med en avgränsning som under rutinmässiga transportförhållanden förhindrar att obehöriga får tillträde till avgränsningens inre - åtgärder har vidtagits för att transportbehållarens läge blir oförändrat under transporten - ingen lastning och lossning företas under transporten 2 msv/h i någon punkt på transportmedlets utsida eller för ett öppet transportmedel i någon punkt som befinner sig på de från vagnens ytterkanter projicerade lodräta planen 0,1 msv/h i någon punkt på avståndet 2 meter från transportmedlet eller om lasten transporteras på ett öppet transportmedel, i någon punkt på avståndet 2 meter från de genom vagnens ytterkanter projicerade lodräta planen. Behållaren som används för transport av använt kärnbränsle t.ex. landsvägsledes når nästan ut till transportmedlets ytterkant och således ska strålningens doshastighet på transportbehållarens utsida inte överstiga värdet 2 msv/h. Aktivitet till följd av ytkontamination får uppgå högst till 4 Bq/cm 2 radionuklider 0,4 Bq/cm 2. och för vissa Enligt IAEA:s krav ska en transportbehållare i rutinmässiga 1) transportförhållaren (bild 1) klara av: vattenbesprutning under en timmes tid fall från 0,3 1,2 meters höjd mot ett stumt underlag skivbelastning fem gånger behållarens vikt penetrationstest, där en stålstång på 6 kg släpps ner på behållarens sidovägg från en meters höjd. Med anknytning till ovan nämnda tester ska man i riskbedömningen beakta säkerheten vid lyft utan stötdämpare t.ex. vid Olkiluotos transporter från mellanlagret av använt kärnbränsle till inkapslingsanläggningen. Om lyften misslyckas håller sig konstruktionen hel, men det som behållaren krockar mot kanske skadas. I händelse av trafikolyckor eller undantagssituationer måste en med stötdämpare2) utrustad transportbehållare för använt kärnbränsle uppfylla betydligt hårdare krav, d.v.s. den måste bl.a. klara av: fall mot ett stumt underlag i en ofördelaktig vinkel från 9 meters höjd fall på en stålstång som är 0,15 meter i diameter från en meters höjd upphettning vid pölbrand under minst 30 minuter, då lågorna rör hela behållarens yta och temperaturen är 800 C nedsänkning till 200 meters djup under minst en timme. 2) vid transport på allmänna vägar ska stötdämpare som monteras i transportbehållarnas ändor användas.

POSIVAOY BILAGA18 6 Med testerna för undantagssituationer strävar man efter att klara av mekaniska och termiska belastningar vid eventuella olyckssituationer, såsom stötar mot behållaren vid kollision och brand på fordon som transporterar brandfarliga vätskor. Dessutom bör man beakta att föremålet inte är stumt i verkligheten. Vid ett falltest från nio meters höjd uppnår transportbehållaren vid kollisionen en fart på nästan 50 km/h, vilket också är en möjlig hastighet vid kollision med ett annat fordon eller hinder i verkliga olyckssituationer. Det använda kärnbränslet i transportbehållaren måste i alla situationer förbli underkritiskt under transporten. Bild 1. Tester som förutsätts för drifttillstånd för de olika typerna av transportbehållare Nedsänkningstester framställs inte på bilden. 1.1.2 IMDG-koden för transport av farligt gods till sjöss Reglerna för transport till sjöss av gods och ämnen som potentiellt kan klassificeras som farliga ingår i IMGD-koden (International Maritime Dangerous Goods Code). Utvecklandet av regelverket fick sin början vid konferensen Safety of Life at Sea (SOLAS) som ordnades 1960 och då man tillkännagav en rekommendation om att olika länder ska godta ett gemensamt internationellt regelverk för sjötransport av gods som klassificeras som farliga. En arbetsgrupp vid Internationella sjöfartsorganisationen (International Maritime Organization, IMO) började bereda IMDG-koden 1961 i ett nära samarbete med sakkunnigkommittéer som lyder under Förenta Nationerna (FN). Ibruktagandet av IMDG-koden fastställdes vid IMO-konferensen 1965. Enligt IMDG-koden har farliga ämnen indelats i olika klasser. Deras ordningsnummer avser emellertid inte ämnets index på farlighet. Reglerna som gäller radioaktiva ämnen hör till klass 7 (Class 7). I IMDG-koden ingår allmänt grundprinciper och noggrannare rekommendationer för ämnen, gods och god praxis, såsom förpackning, märkning, förvaring, åtskiljning och hantering samt räddningstjänst.

POSIVAOY BILAGA18 7 När strålsatt bränsle transporteras ska följande beaktas: minimering av transporttiden minimering av flyttning på transportbehållare förhindrande av skador och hållbarhet bekämpning av eldsvådor kontroll av temperaturen i lastrummet inspektioner av konstruktioner (integritet, hållfasthet) säkerhetsarrangemang elförsörjningen utrustning för strålningsskydd ledning, utbildning och räddningsberedskap. 1.2 Nationella föreskrifter 1.2.1 1.2.1 Strålsäkerhetscentralens YVL-direktiv Transport av kärnämnen och kärnavfall utgör sådan användning av kärnenergi som avses i kärnenergilagen. För transport av använt kärnbränsle gäller således säkerhetsprinciperna i kärnenergilagstiftningen. Enligt kärnenergiförordningen får transporterna inledas först när Strålsäkerhetscentralen (STUK) har konstaterat att transportarrangemangen och säkerhets- och beredskapsarrangemangen uppfyller de krav som uppställts för dem. STUK behandlar transporter av kärnämnen i YVL-direktiven 6.21, 6.4 och 6.5. Dessa direktiv håller man på att ersätta med ett nytt direktiv YVL D.2 i vilket alla ovan nämnda direktiv ingår. Transporter av använt kärnbränsle förutsätter ett godkänt tillstånd som beviljats av Strålsäkerhetscentralen. Utöver ansökan om tillstånd ska sökanden lämna till Strålsäkerhetscentralen en transportplan och en säkerhetsplan för transporterna för godkännande. Eftersom aktivitetsinnehållet i transportbehållarna för använt kärnbränsle överstiger 1000 TBq ska även en beredskapsplan för transporterna lämnas in till Strålsäkerhetscentralen. Ansökan om transporttillstånd och transport-, säkerhets- och beredskapsplanen ska lämnas till Strålsäkerhetscentralen för godkännande senast tre månader före den planlagda transportern. I transportplanen ska rörelseidkaren framställa hur transportarrangemangen genomförs så att de uppfyller kraven i transportbestämmelserna. I säkerhetsplanen för transporterna ska det framgå hur säkerhetskraven i YVL-direktivet uppfylls. I beredskapsplanen bereder man sig på och utreder bl.a. åtgärder vid eventuella olyckssituationer där radioaktiva ämnen kan läcka ut i omgivningen och strålningsdoser i särskilda situationer som transportpersonalen och befolkningen kan bli utsatt för. Innehavaren för transporttillståndet är ansvarig för att transporten fortgår och når sin destination på ett tryggt sätt. Sändaren skickar till mottagaren nödvändiga uppgifter om transporten och ber mottagaren bekräfta att transporten anlänt. Transporterna ska med beaktande av begränsningarna i vägtrafiklagen, ske så fort som möjligt och flyttning av använt kärnbränsle mellan transportmedel och tillfälliga lager ska ske så lite som möjligt. Tillståndsinnehavaren ska över transportverksamheten utföra en uppdaterad riskanalys. Strålsäkerhetscentralen övervakar och verkar i samarbete med räddningsmyndigheterna och polisen för att säkerställa transporternas säkerhet. Noggrannare anvisningar om kraven i anslutning till tillståndsansökningar och innehållet i de nödvändiga planerna framgår av Strålsäkerhetscentralens YVL-direktiv.

POSIVAOY BILAGA18 8 1.2.2 Bestämmelser om transport av farliga ämnen på väg I statsrådets förordning om transport av farliga ämnen på väg (194/2002), kommunikationsministeriets förordning om transport av farliga ämnen på järnväg (369/2011) och lagen om transport av farliga ämnen (719/1994) ingår allmänna bestämmelser om tranporter på väg. I förordningarna behandlas förpackningar, behållare, transportfordon och transportenheter, begränsningar gällande rutter samt frågor som gäller dokument. Bilagan till förordningen 369/2011 grundar sig på IAEA:s rekommendationer om radioaktiva ämnen och övervakningen av dem utför STUK. Efter behandling av ansökan om transporttillstånd kan STUK bevilja transporttillstånd som kan basera sig på en säkerhetsanalys om transportbehållarens säkerhet som framställs av en utländsk leverantör. 1.2.3 Bestämmelser om transport av farliga ämnen på järnväg I statsrådets förordning om transport av farliga ämnen på järnväg (195/2002), kommunikationsministeriets förordning om transport av farliga ämnen på järnväg (370/2011) och lagen om transport av farliga ämnen (719/1994) ingår allmänna bestämmelser om typ av förpackningar, behållare och vagnar och innehav av handlingar som påvisar att kraven uppfylls. Bilagan till förordningen 370/2011 grundar sig på IAEA:s rekommendationer. Strålsäkerhetscentralen kan bevilja dispens för transport av radioaktiva ämnen utifrån ansökan i enskilda fall under villkor som de anser nödvändiga. 2 Transportarrangemang 2.1 Flyttning av använt kärnbränsle i Olkiluoto kraftverk från mellanlagret till Olkiluoto inkapslingsanläggning. I mellanlagret på Olkiluotos kraftverksområde (KPA-lagret) lastas knippena i en flyttbehållare och behållaren tillsluts genom att locket stängs. Behållaren lyfts upp på en lavett som fungerar som en transportställning och transporteras med hjälp av transportfordon till anläggningsområdet längs en streckad väg till den närbelägna inkapslingsanläggningen. För flyttransporter upprättas en separat flyttningsväg mellan KPA-lagret och inkapslingsanläggningen som inte är förgrenad med huvudleden till kärnkraftverket. Den kortvariga transporten av bränslebehållaren sker så som övervakad flyttransport på anläggningsområdet med låg hastighet, ca 30 km/h och då är användningen av stötdämpare på transportbehållaren av säkerhetsskäl inte nödvändigt. Strålsäkerhetscentralen bedömer vilka åtgärder som krävs. Under flyttransporten kan flyttningsvägen avskiljas från övrig trafik och då förekommer t.ex. ingen mötande trafik. I mottagningsrummet i inkapslingsanläggningen lyfts behållaren från fordonet och flyttas till transportkorridoren för kapslar för fortsatt hantering eller så stannar den i buffertlagret i mottagningshallen i väntan på senare hantering. När transportbehållaren lyfts i inkapslingsanläggningens mottagningsutrymme och när behållaren dockas till knippenas hanteringsutrymme måste man försäkra sig om att inkapslingsanläggningens konstruktioner håller behållarens vikt och vikten av belastningar av eventuella ramlanden och fall. Dessa analysskeden hör till inkapslingsanläggningens separata analyser. Den exponering för strålning som driftpersonalen utsätts för vid hanteringsskedet i mellanlagret och inkapslingsanläggningen är den mest angelägna. Exponeringen för strålning under transporten från mellanlagret till inkapslingsanläggningen är förhållandevis liten.

POSIVAOY BILAGA18 9 2.2 Transport av använt kärnbränsle från Lovisa kraftverk till inkapslingsanläggningen i Olkiluoto Använt kärnbränsle som strålsatts i Lovisa kärnkraftverk och som kylts i åtminstone 20 år efter att ha avlägsnats från reaktorn lastas i transportbehållaren i mellanlagret för använt kärnbränsle. Behållaren tillsluts genom att man fäster locken och behållaren lyfts antingen på ett skilt underlag eller på flyttningsfordonets lavett och låses. I ändarma av transportbehållaren installeras stötdämpare. Från anläggningen transporteras bränslet i huvudsak landsvägsledes, järnvägsledes och sjövägsledes till inkapslings- och slutförvaringsanläggningen i Olkiluoto. Om transporten sker landsvägsledes transporteras transportbehållaren direkt till Olkiluoto. Om transporten sker järnvägsledes förs transportbehållaren först landsvägsledes till en lastningsplats i Lovisa, varifrån transporten går vidare via Lahtis till en lossningsplats nära Raumo och därifrån vidare landsvägsledes till inkapslingsanläggningen. Om transporten sker sjövägen förs transportbehållaren med ett specialutrustat fartyg direkt från anläggningen till hamnen i Olkiluoto eller från Valko hamn i Lovisa till Olkiluoto. Om transporten sjövägledes börjar från anläggningen kan transportbehållarna flyttas med hjälp av lavetter från anläggningen till lastutrymmet. Till Valko hamn skulle transportbehållaren transporteras via Skärgårdsvägen och Lovisa centrum. Från mottagningshamnen i Olkiluoto kan transportbehållarna flyttas med hjälp av lavetter från hamnen till lagerutrymmet i inkapslingsanläggningen. Det mest sannolika och ekonomiskt optimerade sättet sjövägledes skulle vara att transportera 4 transportbehållare med använt kärnbränsle åt gången från Lovisa till Olkiluoto (Koskivirta, 2012). Transporten landsvägsledes är ett förmånligt och flexibelt sätt att transportera de tomma transportbehållarna tillbaka till Lovisa kärnkraftverk. 2.2.1 Återtransport av tomma transportbehållare Transportbehållarna som ska återsändas från Olkiluoto inkapslingsanläggning till Lovisa kärnkraftverk innehåller radioaktivt vatten (våttransport) eller det kan finnas radioaktiva partiklar på insidan av behållaren och locket (torrtransport). Enligt de preliminära planerna skulle rengöringen av det kontaminerade vattnet och insidorna av behållaren ske i kärnkraftverket i Lovisa med hjälp av ett särskilt system för dekontaminering. Den kontaminerade innerdelen av transportbehållaren utsätter inte befolkningen nämnvärt för strålning eftersom behållaren har tjocka stålväggar som effektivt dämpar strålningen. Innan återtransportern avgår från Olkiluto ska även en eventuell kontamination av behållarens yttre mätas. Vid behov ska transportbehållaren yttre ytor rengöras från radioaktiva partiklar. Det är bra om en strålningsansvarig person eller personal följer med i fordonet för återtransport eller som ett följe till transporten, även när den tomma behållaren transporteras tillbaka. De praktiska arrangemangen för transport, transportmaterielen och alternativen i fråga om transportbehållare behandlas i större omfattning i utredningen över genomförandet (Koskivirta, 2012). 2.3 2.3 Beskrivning av transportmaterielen 2.3.1 Transport på väg Vid transporter landsvägsledes från anläggningen i Lovisa kan behållaren för använt kärnbränsle transporteras i horisontellt läge på en lasthöjd av t.ex. 4 m eller 4,5 meter. Enligt lagen är den högsta höjden för specialtransporter, mätt från marken, emellertid 4,4 meter. Här har säkerhetsmarginaler för höjden från marken i underfarter beaktats.

POSIVAOY BILAGA18 10 Transportmaterielen skulle bestå av kombinationen påhängsvagn och lavett. Vägtrafiklagen (1715/1992) ställer begränsningar för belastningsmassa mot axlarna (axelvikter) och transporthastigheterna. Avsikten är att transporten av använt kärnbränsle genomförs som en specialtransport, vilket betyder att den högsta tillåtna hastigheten är 60 km/h och massan som belastar fordonets axel med fyra hjul överstiger 13 ton. Transportbehållaren ska fästas och låsas vid transportunderlaget. Detta är möjligt tack vare den för ändamålet planerade transportinkubatorn. 2.3.2 Sjötransport På det fartyg som är avsett att transportera strålsatt bränsle ska det finnas tekniska lösningar som tryggar säkerheten, såsom dubbelskrov för att förhindra att fartyget sjunker till följd av eventuell grundstötning. Dessutom ska fartyget vara försett med utrustningar för övervakning och hantering av lastrummets temperatur, utvecklade kommunikationsmedel och andra egenskaper som ökar säkerheten. Det svenska fartyget m/s Sigyn har redan i flera år transporterat bränsle på Östersjön och m/s Sigrid som beställts av SKB kan, i fråga om säkerhetsnivån, anses vara ett fartyg där utvecklingen gått ännu längre (bild 2). Uppgifter om fartyget: längd 99,5 m, bredd 18,6 m, dödvikt 1 600 t, djupgående ca 4,5 m och hastighet 12 knop. Lastkapaciteten åt gången är 12 transportbehållare. Avsikten är att Sigrid överlåts till beställaren 2013. Bild 2. Specialutrustade m/s Sigrid lämpad för bränsletransport (SKB)

POSIVAOY BILAGA18 11 2.3.3 Transport på järnväg Transport av använt kärnbränsle genomförs rutinmässigt med specialtillverkade vagnar på vilka transportbehållarna på ett säkert sätt kan fästas i lodrät eller vågrät ställning. Vid flytt av transportbehållarna från transportfordonet till tågvagnen eller tvärtom ska noggrannhet iakttas eftersom transportbehållaren, i fall den faller, sannolikt skadar tågvagnens strukturer. Transportbehållaren skulle hållas hel, endast kylflänsarna på utsidan skulle kunna skadas eller någon annan ytliga skada kunde inträffa. Beviljade transportbehållare är typgodkända och ska bl.a. hållas hela från fall från 9 meter på hårt underlag. Om behållaren faller under lyftningen kan emellertid stavarna och deras skyddshöljen i bränsleknippena skadas. Till följd av skadade stavarna skulle radioaktiva ämnen frigöras från stavarna inuti behållaren och kontaminera den. Särskilda åtgärder i inkapslingsanläggningen skulle vara nödvändiga för att tömma och rengöra behållaren. En misslyckad lyftning skulle i vilket fall som helst leda till försening och exponering för strålning utöver det vanliga för den personal som deltar i lyftningen även om inte konstruktionsskador uppkom. I Finland har man från tidigare år erfarenhet av transport av VVER-bränsle med tåg. Dessa järnvägstransporter gick väl. 2.4 Transportbehållare Behållarna som används vid transporterna ska uppfylla IAEA:s säkerhetskrav för transport av högaktivt bränsle. Det finns flera möjligheter för vilken typ av behållare som används bl.a. beror det på om transporten genomförs gaskyld eller vattenkyld. I en gaskyld behållare kan man som fyllnadsgas använda helium i undertryck. Främst används transportbehållare av typen CASTOR som godkänts vara lämpliga för transport av använt kärnbränsle. I kärnkraftverken i Finland finns för tillfället för Olkiluoto BWR-knippen och Lovisa VVER-knippen lämpliga CASTORtransportbehållare (bilderna 3 och 4 behållare och tekniska uppgifter om dem). Behållarens kropp är tillverkad av klotgrafitjärn och inuti manteln finns polyetenstavar som innehåller bor för att dämpa neutronstrålningen. Utrymmet mellan behållarens lock ska kontrolleras för att upptäcka om lockets tätning läcker. En polyetenstav som innehåller bor har fogats till mellanlocket för att dämpa neutronstrålningen.

POSIVAOY BILAGA18 12 Antalet BWR-knippen som ska lastas Värmeeffekt inuti behållaren Aktivitetsinnehåll Väggens styrka Hålrummets höjd Vikt tom/fylld med bränslelast 52 st. < 40 kw < 1730 PBq 0,418 m 4,55 m 105 t/ 124 t Bild 3. CASTOR V/52-tranportbehållare för TVO:s BWR-bränsle (GNS).

POSIVAOY BILAGA18 13 Antalet VVER-knippen som ska lastas Värmeeffekt inuti behållaren Höjd Diameter Väggens styrka Vikt tom/fylld med bränslelast 84 st. < 24,66 kw 4,17 m 2,66 m 0,46 m 106 t/ 116 t Bild 4. CASTOR 440/84M transportbehållare (Koskivirta, 2012)

POSIVAOY 2.5 Typ av bränsle och dess egenskaper BILAGA18 14 2.5.1 Typ av knippen VVER-bränsleknippen arrangerade i mönster med hexagonal symmetri i Lovisa och bränsleknippen i räta vinklar som används i reaktorerna i Olkiluoto (Olkiluoto 1 ja 2, OL1 & OL2) är inkapslade, men PWR-bränslet till reaktorn i Olkiluoto 3 är i kanterna ett öppet element (bild 5). På grund av varierande geometri måste respektive behållares kassett motsvara formen och längden på respektive bränsleknippe. Tekniska uppgifter för planeringen av bränsleknippen framgår av tabell 1. Bild 5. VVER, BWR och PWR bränsleknippen

POSIVAOY Tabell 1. Uppgifter för planering av bränsleknippen BILAGA18 15 VVER 440 PWR Asea-Atom EPR/PWR BWR Elementens tvärsnittsgeometri hexagonal kvadratisk kvadratisk Elementens längd (mm) 3217 4127 4865* Elementens tvärsnittsbredd (mm) 144 139 215 Antalet bränslestavar 126 63 96 265 Uranmäng i element (kg) 120 126 172 184 530 533 Elementens totala massa (kg) 210 214 292 331 785 Strömningskanalens bredd (mm) 144 (hexagon) 139 (kvadratisk) utan kanal Utbränning i medeltal beräknat utifrån 40 41 39 40 45 46 allt bränsle som ska transporteras (MWd/kgU) Typisk U-235-anrikningsgrad (%) 3,6 4,4 3,3 4,4 1,9 4,9 *) I övre ändan av bränsleknippena finns bladfjädrar som ökar elementens längd med några tio millimeter. Vikten på en serie av styrstavar (24 styrstavar per element) är ca 55 kg. 2.5.2 Utbränning Utbränningen i snitt för det VVER-bränsle som transporteras från Lovisa har uppskattats uppgår till 40,6 MWd/kgU (Raiko, 2012). Utbränningen för det bränsle som transporteras från KPA-lagret i Olkiluoto till inkapslingsläget har uppskattats till i snitt 39,5 MWd/kgU (OL1-2), 45,1 MWd/kgU (OL3-4) och utbränningen från anläggningsenheten OL1-4 för allt det använda bränsle som ackumuleras under planerad drifttid är i genomsnitt 43,0 MWd/kgU. I dessa uppskattningar om utbränning har man beaktat att den tillåtna maximiutbränningen stiger i anläggningsenheten i Lovisa till 57 MWd/kgU och i Olkiluoto till 55 MWd/kgU (Raiko, 2012). På grund av ett konservativt synsätt har en utbränning på 60 MWd/kgU och en avklingningstid på minst 20 år valts som grund för planeringen av slutförvaringsanläggningen. I tabell 2 framställs inventarier som motsvarar en utbränning på 60 MWd/kgU för bränslet i Lovisa och Olkiluoto efter avklingningstiden.

POSIVAOY BILAGA18 16 Tabell 2. Specifika aktivitet för nuklider som med tanke på miljöeffekter är betydande (Bq/tU) i VVER-bränslet i Lovisa och BWR-bränslet i Olkiluoto. Utbränning 60 MWd/kgU, avklingningstid 20 år (Anttila, 2005). 2.5.3 Bränslemängder som ska transporteras I Lovisa kärnkraftverk uppkommer under en drifttid på 50 år ca 8 000 bränsleknippen. Genom att höja maximiutbränningen till 57 MWd/kgU sjunker knippenas ansamlingshastighet och likaså den totala mängden för anläggningens planerade drifttid. Eftersom det ryms 84 knippen i en transportbehållare behövs närmare 100 transportbehållare. Det betyder att under den planerade slutförvaringsperioden på 46 år behövs en transport av drygt 2 transportbehållare per år. I en transportbehållare av storleken 84 VVER-element ryms 10 tu. I Olkiluoto anläggningsenhet OL1-2 ansamlas under en drifttid på 60 år ca 14 000 bränsleknippen och i OL3-4 anläggningsenheterna ansamlas totalt ca 7 600 bränsleknippen (Raiko, 2012). Genom att höja maximiutbränningen till 55 MWd/kgU sänker även det totala antalet knippen som ansamlas i enheterna i Olkiluoto. I CASTORbehållaren som lämpar sig för transport av TVO:s BWR-bränsle (OL1-2) ryms 52 knippen. Således behövs 270 transportbehållare för att flytta det bränsle som ansamlats i enheterna OL1-2 från KPA-lagret till inkapslingsanläggningen. Detta motsvarar 54 år av slutförvaring och 5 transportbehållare per år. I en transportbehållare av storleken 52 BWR-element ryms ca 9 tu. I en slutförvaringskapsel för bränsle i enheterna LO1-2 eller OL1-2 ryms 12 knippen. Med tanke på verksamheten i inkapslingsanläggningen skulle det bästa alternativet vara att åt gången motta ett jämt antal knippen som passar in i kapseln, t.ex. 48 eller 84 knippen.

POSIVAOY BILAGA18 17 2.6 Faktorer som påverkar tidsschemat Med hänsyn till riskhanteringen borde bränsletransporterna genomföras så att de risker som eventuellt förorsakas av trafiken, samhälleliga störningsfaktorer eller av strålning minimeras. Behovet av transport av använt kärnbränsle är anknuten till mottagningen av transporten dvs. till tidtabellen för inkapsling och slutförvaring. Transportbehovet i praktiken är 1 3 transporttillfällen om året beroende på den transportform som väljs. Om man fattar beslut om att transportera bränsle från turvis vartannat år Olkiluoto och Lovisa, skulle OL1-2 bränsle transporteras ungefär 10 gånger om året och LO1-2 bränsle 1 6 transporter om året (behov av 40 kapslar). En tidpunkt när övrig trafik är liten är en fördel i synnerhet för bränsletransport som sker landsvägs-, eller järnvägsledes. Då är det möjligt att genomföra transporten under kontroll med planerad hastighet och utan extra förseningar såsom även förutsätts i direktiven om transport av radioaktiva ämnen. Transport sjöfartledes är med tanke på en tidtabell mer flexibel än landsvägstransport, men väderleksförhållandena ska vara sådan att sjötransporten kan förlöpa tryggt. Transporttidpunkten ska alltid väljas så att räddningstjänsten snabbt och effektivt kan svara på eventuella störningar och olyckssituationer. 3 Utredningar om olika rutter 3.1 Ruttalternativ Använt kärnbränsle från Lovisa kärnanläggning kan alternativt transporteras landsvägsledes, järnvägsledes och sjövägsledes till inkapslings- och slutförvaringsanläggningen i Olkiluoto. Till transporter på järnväg och till sjöss anknyter transporter som sker med transportfordon eller korta förflyttningar i Lovisa och Olkiluoto. De två mest betydande alternativa transportrutter till sjöss är rutten längs kusten (bild 6) och rutten via inlandet. Vad gäller båda landsvägsalternativen avgår transporten från Lovisa enhet längs med Atomvägen-Skärgårdsvägen (1583) i riktning mot Lovisa centrum.

POSIVAOY BILAGA18 18 Bild 6. Ruttalternativet längs med kusten Kustrutten innebär att man efter stadsdelen Märlax vänder till höger vid korsningen, till Mannerheimgatan varefter ett kort avsnitt anslutning till E18 västerut (riksväg 7). E18 passerar Lovisa och Borgå stadsområden och transporten fortsätter mot huvudstadsregionen, ända fram till ringvägen (III) i Vanda. Längs med ring III passeras Vanda, tätare bebyggda områden i Helsingfors och Esbo och så nås motorvägen Helsingfors-Åbo (E18/riksväg 1) och på den vägen finns ett flertal tunnlar (bild 7) av vilka några är de längsta i Finland. Efter att ha passerat Pemar och Åbo går transporten i Reso till riksväg 8 och vidare och via tätorterna Masko, Virmo, Letala vidare till ett tätortsområde i Raumo. Efter Raumo går transporten från riksväg 8 till vänster till Olkiluotovägen (2176) och efter ca 10 kilometer är transporten framme vid Olkiluoto inkapslingsanläggning. Rutten är ca 380 kilometer lång. Inlandsrutten innebär att transporten går efter Märlax stadsdel längs med Mannerheimgatan västerut genom Lovisa centrum och vidare (170) längs med vägen mot Mörskom (167). På vägen mot Olkiluoto går rutten dessutom via Hyvinge och Forssa tätorter (bild 8). Denna rutt har i tidigare utredningar valts på grundval av att den undviker orter med större befolkning även om det trots allt är nödvändigt att köra genom vissa tätorter. Rutten är ca 352 kilometer lång. Inlandsrutten är kortare än kustrutten, men på kustrutten kan man komma fram med högre effektiv hastighet och kustrutten är, så som nedan framgår av resultaten, fördelaktigare för personalen med tanke på exponering för strålning.