I
dag tillhör den överväldigande majoriteten av alla kärnreaktorer och tillhörande stödjande teknik det som man brukar referera till som ”2:a och 3:e generationens reaktorer”. Principmässigt är de direkta efterföljare till de allra första reaktorerna då de använder termiska neutroner för att upprätthålla fissionsprocessen. De avgörande skillnaderna i förhållande till 1:a generationens reaktorer ligger nästan helt i de avända reglerings- och säkerhetssystemen. De förbättringar som gjorts på de områ-dena har gjort 3:e generationens reaktorer och särskilt lättvattenreaktorerna till mycket säkra och effektiva anläggningar. De länder som i stor utsträckning förlitar sig på kärnkraft för sin energiproduktion har dessutom kunnat visa upp stora miljömässiga vinster. Exempelvis har Sverige och Frankrike ett nettoinflöde av luftföroreningar orsakade av bl. a. fossil energiproduktion utanför ländernas gränser.Incidenten i Three Mile Island i USA 1979 samt olyckan i Tjernobyl 1986 har dock givit kärnkraften dåligt rykte och för närvarande har flera länder tagit politiska beslut som innebär en utfasning av kärnkraften på sikt. Sådana beslut kan dock stå i ett mot- satsförhållande till ambitionerna i det globala miljöarbetet, vilket också i allt högre grad påpekas och försök att finna politiskt godtagbara alternativ till dagens reaktorer görs därför. Särskilt har det framhållits som en fördel att kunna utnyttja dagens använda bränsle för energiproduktion i syfte att öka utnyttjandegraden. Typiskt utnyttjar nämligen dagens reaktorer endast några få procent av det utvinnbara energi-innnehållet i bränslet, vilket i sin tur medför att den uthållighet i energiproduktionen man efterlyser begränsas till i storleksordningen några hundra år, även om en massiv utbyggnad av upparbetningskapaciteten genomförs [140]. En teknik som medför större bränsleutnyttjande samt möjlighet att använda fertila kärnor som t. ex. 238U och torium är därför välkommen, då dessa ämnen är vanligt förekommande i naturen. Med en sådan teknik skulle uthålligheten i energiproduktionen ökas med en faktor hundra eller mer. I syfte att öka den politiska acceptansen har det även framkastats tankar om tekniker som innebär att den effektiva halveringstiden för restprodukterna minskas, vilket i sin tur reducerar behovet av förvaringstider från storleksordningen 100 000 år till några hundra år. I det sammanhanget skall dock sägas att den svenska KBS-3 metoden för långtidsförvaring av använt kärnbränsle [141] till fullo anses uppfylla de krav på säkerhet som ställts upp.
Det pågår idag ett arbete som syftar till att demonstrera de tekniska möjligheterna att använda andra bränslen än 235U. Detta arbete kan delas upp i två utvecklingslinjer, nämligen acceleratordrivna system (ADS) och 4:e generationens reaktorer (GenIV). I det här kompendiet finns inte utrymme för någon närmare fördjupning i dessa tekniker, utan läsaren hänvisas till redogörelserna i t. ex. [140] resp. [142]. Däremot ska vi mycket kort redogöra för möjlig generisk påverkan på kärnämneskontrollen som dessa tekniker kan ha.
En av grundstenarna i dagens kärnämneskontroll är bränslets integritet, d.v.s. ett bränsleelement ska inte utan godtagbara skäl kunna demonteras eller på annat sätt manipuleras. Som har redogjorts för tidigare, syftar den tomografiska tekniken till att understödja inspekterande myndigheter att upptäcka sådana manipulationer. I ADS och i några av de koncept som studeras inom GenIV förutsätts att det klyvbara materialet löses upp i något lämpligt medium, med andra ord förloras integriteten fullständigt, i de fall man avser att använda dagens utbrända bränsle för energiproduktion. Dessutom kommer vissa bearbetningssteg i processen att innebära att klyvbart material förekommer i flytande form, vilket utökar antalet avledningsscenarier avsevärt.
En tänkbar lösning på dessa två problem skulle kunnna vara att ett fåtal anläggningar runt om i världen blir ackrediterade att sköta bearbetningen av använt bränsle. På så sätt blir kontrollen av att verksamheten sköts på ett adekvat sätt volymmässigt hanterbar. Å andra sidan uppkommer ett säkerhetsmässigt problem när det färdiga bränslet ska transporteras till produktionsanläggningarna då dessa transporter erbjuder avledningsmöjligheter. Dessutom är det knappast troligt att stater världen över vill förlita sig på en så begränsad produktionskapacitet, vilken dessutom inte är under staternas egen kontroll. Lösningen är dock i linje med IAEA’s Director General´s ut- talande i Uppsala december 2005, att även dagens produktionskapacitet av färdigt kärnbränsle bör koncentreras till ett fåtal platser med överstatligt inflytande och från vilka kärnkraftverken världen över köper sitt bränsle.
Ett alternativ på andra sidan av skalan är en fullständigt distribuerad verksamhet, där kapacitet att producera nytt bränsle av använt kärnbränsle lokaliseras till de enskilda länderna. En formell fördel är att det använda bränslet bearbetas inom det land där det har producerats, vilket är en princip som många länder förfäktar. I det här scenariet framstår DIV som en av de mest betydelsefulla aktiviteterna för kärnämneskontrollens vidkommande. Sannolikt kommer det även att krävas en utökad och allmänt förstärkt verifikation av anläggningarnas konstruktion för att uppnå adekvat kunskap om, att inga avledningsmöjligheter finns inom anläggningarna.
Mättekniskt kan man förutse en utökad användning av de tekniker som idag används inom förstörande mätningar, DA. Då bränslet i denna mening redan är ”förstört” kan olika kärnkemiska metoder appliceras direkt på processmaterialet, vilket innebär att goda kunskaper om materialets beskaffenhet kan uppnås. Även NDA-tekniker är aktu- ella då GenIV-reaktorer kräver bränsle med någon form av strukturell byggnad och här kan NDA erbjuda möjligheten att kontrollera den färdiga bränslekonstruktionen. I flera av de koncept inom GenIV som studeras, t. ex. pebblebed-reaktorn, är bränslets dimen- sioner så små att olika typer av metoder baserade på gammastrålning kan utnyttjas till hela deras potential. I sådana fall kan också alfaspektroskopi vara intressant för att studera bränslets innehåll av olika plutoniumisotoper.
Sammanfattningvis kan det sägas att kärnämneskontrollen definitivt står inför nya utmaningar rörande framtidens reaktorkoncept. Framförallt kan tre områden identifie- ras vilka kräver särskild uppmärksamhet:
• Formalier: En del av de idag använda begreppen inom kärnämneskontrollen kan komma att behöva omdefinieras och ges utökade innebörder, vilket i sin tur kan medföra nya typer av avtal och nya kontrollmekanismer.
• Praktiska hänsyn: Kan och i så fall hur ska bränsleproduktion samt bränsle- transporter organiseras globalt?
• Mätteknik och övervakning: Vilka existerande tekniker kan användas och vilka nya behov kräver utvecklingsarbete och framtagande av ny teknik?