Nükleer Yakıt Döngüsü / World Nuclear ASSOCIATION/ Güncelleme: Nisan 2024
Radyoaktif atıklar, insanların radyasyona maruz kalma olasılığını veya herhangi bir kirliliği önleyecek şekilde depolanır.
Atıkların radyoaktivitesi zamanla azaldığından, yüksek düzeyli atıkların bertaraf edilmeden önce yaklaşık 50 yıl depolanması yönünde güçlü bir teşvik sağlanmaktadır.
Düşük seviyeli atıkların bertarafı basittir ve hemen hemen her yerde güvenli bir şekilde gerçekleştirilebilir.
Kullanılmış yakıtın depolanması genellikle en az beş yıl su altında, daha sonra ise çoğunlukla kuru depolamada yapılır.
Üretilen en fazla radyoaktif atığın nihai bertarafı için en iyi çözümün derin jeolojik bertaraf olduğu yaygın olarak kabul edilmektedir.
Düşük seviyeli radyoaktif atıkların (LLW) çoğu, uzun vadeli yönetim için paketlenmesinin hemen ardından kara tabanlı bertarafa gönderilir. Bu, nükleer teknolojiler tarafından üretilen tüm atık türlerinin çoğunluğu (hacim olarak ~%90) için tatmin edici bir bertaraf yönteminin geliştirildiği ve dünya çapında uygulandığı anlamına gelir.
Yüksek seviyeli radyoaktif atık (HLW) olarak belirlenen kullanılmış yakıt için ilk adım, radyoaktivite ve ısının bozunmasına izin vermek için depolamadır, bu da elleçlemeyi çok daha güvenli hale getirir. Kullanılmış yakıtın depolanması, reaktör sahalarında veya merkezi olarak göletlerde veya kuru fıçılarda yapılabilir. Depolamanın ötesinde, radyoaktif atıkların nihai yönetimine kamu tarafından kabul edilebilir, güvenli ve çevresel açıdan sağlam çözümler sağlamayı amaçlayan birçok seçenek araştırılmıştır. En yaygın olarak tercih edilen çözüm derin jeolojik bertaraftır. Odak noktası, bu tür tesislerin nasıl ve nerede inşa edileceğidir.
Doğrudan bertaraf edilmesi amaçlanmayan kullanılmış yakıt, içerdiği uranyum ve plütonyumun geri dönüştürülmesi için yeniden işlenebilir. Yeniden işleme sırasında bazı ayrılmış sıvı HLW ortaya çıkar; bu camda camlaştırılır ve nihai bertarafı beklerken depolanır.
Uzun ömürlü radyoizotoplar içeren orta düzey radyoaktif atık (ILW) da bertaraf edilmek üzere jeolojik bir depoda saklanır. ABD’de, bazı ILW’lerle benzer radyoaktivite seviyelerine sahip olan savunma ile ilgili transuranik (TRU) atıklar, New Mexico’daki Waste Isolation Pilot Plant (WIPP) derin jeolojik deposunda bertaraf edilir. Birçok ülke, kısa ömürlü radyoizotoplar içeren ILW’yi, LLW bertarafında kullanılan gibi, yüzeye yakın bertaraf tesislerinde bertaraf eder.
Bazı ülkeler ILW ve HLW için bertarafı değerlendirmelerinin ön aşamalarındadır, diğerleri ise, özellikle Finlandiya, iyi bir ilerleme kaydetmiştir. Finlandiya’nın Onkalo deposunun 2024’te faaliyete geçmesi bekleniyor. Bu, sivil reaktörlerden kullanılmış yakıtın bertarafı için lisanslı ilk derin jeolojik depo olacak.
Aşağıdaki tabloda genel olarak kabul görmüş bertaraf seçenekleri belirtilmiştir. Bunlar göz önünde bulundurulduğunda, bir seçeneğin veya fikrin uygunluğunun atık formuna, hacmine ve atığın radyoaktivitesine bağlı olduğu unutulmamalıdır. Bu nedenle, bu bölümde açıklanan atık yönetimi seçenekleri ve fikirleri farklı atık türlerine uygulanabilir değildir.
Yüzeye yakın bertaraf:
Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı’nın (UAEA) bu seçeneğin b tanımı , atıkların, mühendislik bariyerleri olsun veya olmasın, aşağıdaki şekilde bertaraf edilmesidir:
- Zemin seviyesindeki yüzey altı bertaraf tesisleri. Bu tesisler, koruyucu kaplamanın birkaç metre kalınlığında olduğu yüzeyin üstünde veya altında bulunur. Atık konteynerleri inşa edilmiş tonozlara yerleştirilir ve dolduğunda tonozlar geri doldurulur. Sonunda geçirimsiz bir membran ve üst toprakla örtülüp kapatılırlar. Bu tesisler bir tür drenaj ve muhtemelen bir gaz havalandırma sistemi içerebilir.
- Yer seviyesinin altındaki mağaralarda bulunan yüzey altı bertaraf tesisleri. Kazıların yüzeyden yapıldığı yer seviyesindeki yüzey altı bertarafın aksine, sığ bertaraf mağaraların yeraltında kazılmasını gerektirir. Tesis, Dünya yüzeyinin birkaç on metre altında bir derinliktedir ve bir sürüklenme yoluyla erişilir.
Yüzeye yakın bertaraf terimi, ‘sığ arazi’ ve ‘toprak bertarafı’ terimlerinin yerini almıştır, ancak bu seçenekten bahsederken bazen bu eski terimler hâlâ kullanılmaktadır.
Bu tesisler uzun vadeli iklim değişikliklerinden (buzullaşma gibi) etkilenecektir ve bu etki, bu tür değişiklikler bu tesisleri bozabileceğinden, güvenlik göz önünde bulundurulurken dikkate alınmalıdır. Bu nedenle bu tür tesisler genellikle LLW ve yarı ömürleri 30 yıla kadar olan kısa ömürlü ILW için kullanılır.
Yer seviyesinde yüzey altı bertaraf tesisleri şu anda şu yerlerde faaliyettedir:
- Birleşik Krallık – Cumbria’daki Drigg’de bulunan LLW Deposu, Nükleer Atık Yönetimi (AECOM liderliğindeki Studsvik UK, Serco ve Orano’nun da içinde bulunduğu bir konsorsiyum) tarafından Nükleer Atık Bertaraf Kurumu adına işletilmektedir.
- İspanya – ENRESA tarafından işletilen El Cabril LLW ve ILW bertaraf tesisi.
- Fransa – Andra tarafından işletilen Centre de l’Aube.
- Japonya – Japan Nuclear Fuel Limited tarafından işletilen Rokkasho-Mura’daki LLW Bertaraf Merkezi.
- ABD – beş LLW bertaraf tesisi: Waste Control Specialists tarafından işletilen New Mexico sınırına yakın Texas Compact tesisi; EnergySolutions tarafından işletilen Barnwell, Güney Carolina; Clive, Utah (EnergySolutions); Oak Ridge, Tennessee (EnergySolutions); ve American Ecology Corporation tarafından işletilen Richland, Washington.
Yeraltı seviyesindeki mağaralarda yüzey altı bertaraf tesisleri şu anda şu yerlerde faaliyet göstermektedir:
- İsveç – Forsmark’ta bulunan ve Baltık Denizi tabanının 50 metre altında bulunan kısa ömürlü radyoaktif atıkların SFR nihai depolama alanı – İsveç Nükleer Yakıt ve Atık Yönetimi Şirketi (SKB) tarafından işletiliyor.
- Finlandiya – Olkiluoto’da LLW ve ILW için bir yeraltı deposu 1992’den beri faaliyettedir. Loviisa’daki benzer bir tesis 1997’de hizmete girmiştir. Bunların derinliği yaklaşık 100 metredir.
Derin jeolojik atık bertarafı:
Bazı atıkların radyoaktif kaldığı uzun zaman ölçekleri, istikrarlı jeolojik oluşumlardaki yeraltı depolarında derin bertaraf fikrine yol açmıştır. Yalıtım, tasarlanmış ve doğal bariyerlerin (kaya, tuz, kil) bir kombinasyonu ile sağlanır ve tesisin aktif olarak bakımı için hiçbir yükümlülük gelecek nesillere aktarılmaz. Bu genellikle ‘çok bariyerli’ bir kavram olarak adlandırılır ve atık paketleme, tasarlanmış depo ve jeoloji, radyonüklidlerin insanlara ve çevreye ulaşmasını önlemek için bariyerler sağlar. Ek olarak, derin yeraltı suyu genellikle oksijenden yoksundur ve bu da atıkların kimyasal olarak harekete geçme olasılığını en aza indirir.
Derin jeolojik bertaraf, Arjantin, Avustralya, Belçika, Kanada, Çek Cumhuriyeti, Finlandiya, Fransa, Japonya, Hollanda, Kore Cumhuriyeti, Rusya, İspanya, İsveç, İsviçre, Birleşik Krallık ve ABD dahil olmak üzere çoğu ülkede nükleer atık yönetimi için tercih edilen seçenektir. Bu nedenle, farklı bertaraf kavramları hakkında çok fazla bilgi mevcuttur; burada birkaç örnek verilmiştir. Şu anda nükleer materyal bertarafı için lisansı olan tek özel olarak inşa edilmiş derin jeolojik depo, ABD’deki Atık İzolasyon Pilot Tesisi’dir (WIPP), ancak kullanılmış yakıt veya HLW bertarafı için bir lisansı yoktur. Kullanılmış yakıt bertarafı planları özellikle Finlandiya’da, İsveç, Fransa ve ABD’de oldukça ilerlemiştir, ancak ABD’de politik gecikmeler olmuştur. Kanada ve Birleşik Krallık’ta derin bertaraf seçilmiş ve yer seçimi süreçleri başlamıştır.
Madencilik yapılan depolar:
En yaygın olarak önerilen derin jeolojik bertaraf konsepti, paketlenmiş atıkların yerleştirileceği tüneller veya mağaralardan oluşan bir maden deposudur. Bazı durumlarda ( örneğin ıslak kaya) atık konteynerleri daha sonra başka bir bariyer (tampon ve/veya dolgu olarak adlandırılır) sağlamak için çimento veya kil (genellikle bentonit) gibi bir malzeme ile çevrelenir. Atık konteyneri malzemelerinin ve tasarımının seçimi ve tampon/dolgu malzemesi, muhafaza edilecek atık türüne ve mevcut ana kaya türünün doğasına bağlı olarak değişir.
Standart madencilik veya inşaat mühendisliği teknolojisi kullanılarak derin bir yeraltı deposunun kazılması, erişilebilir konumlarla ( örneğin kara altında veya kıyıya yakın), makul derecede kararlı ve büyük yeraltı suyu akışı olmayan kaya birimleriyle ve 250 m ile 1000 m arasındaki derinliklerle sınırlıdır. Deponun içeriği kısa vadede ve istenirse daha uzun vadede geri alınabilir.
İsveç’in önerdiği KBS-3 bertaraf konsepti , kullanılmış yakıtı tutmak için çelik bir ek parçaya sahip bakır bir konteyner kullanır. Yaklaşık 500 metre derinlikteki temel kayaya depoya yerleştirildikten sonra, konteyner, kullanılmış yakıttaki radyoaktivitenin çok uzun bir süre boyunca çok yüksek seviyede tutulmasını sağlamak için bir bentonit kil tamponuyla çevrelenecektir. Haziran 2009’da İsveç Nükleer Yakıt ve Atık Yönetim Şirketi (SKB), deponun Östhammar’da (Forsmark) konumlandırılması kararını duyurdu.
Finlandiya’nın depolama programı da KBS-3 konseptine dayanmaktadır. Bakır kutulara paketlenmiş kullanılmış nükleer yakıt, yaklaşık 400 metre derinlikte Olkiluoto kaya tabanına gömülecektir. Ülkenin nükleer atık yönetim şirketi Posiva Oy, depolamanın 2023’te bertaraf işlemlerine başlamasını beklemektedir. İnşaatı Kasım 2015’te lisanslanmıştır.
Dünyadaki doğal (saf) bakır yatakları, jeokimyasal koşullar uygunsa (düşük yeraltı suyu akışı seviyeleri) son atık konteynerinde kullanılan bakırın, son derece uzun süreler boyunca kaya tabanının içinde değişmeden kalabileceğini kanıtlamıştır. Binlerce yıllık antik bakır aletlerin bulguları da bakırın uzun vadeli korozyon direncini göstererek, onu uzun vadeli radyoaktif atık depolama için güvenilir bir konteyner malzemesi haline getirmiştir.
Derin sondajlar:
Şimdiye kadar çoğu uluslararası çabanın odak noktası olan mayınlı depoların yanı sıra, derin sondaj deliği bertarafı, 1957’de ABD Ulusal Bilimler Akademisi tarafından yapılan orijinal değerlendirmeler ve daha yakın tarihli kavramsal değerlendirmeler de dahil olmak üzere, uzun yıllardır jeolojik izolasyon için bir seçenek olarak düşünülmüştür. Madenli depolar hakkındaki son düşüncelerin aksine, içerikler geri alınamazdı.
Konsept, yaklaşık 5000 metre derinliğe kadar bodrum kayasına bir sondaj deliği açmak, sondaj deliğinin alt 2000 metresine kullanılmış nükleer yakıt veya yeniden işlemeden elde edilen vitrifiye radyoaktif atık içeren atık bidonları yerleştirmek ve sondaj deliğinin üst 3000 metresini bentonit, asfalt veya beton gibi malzemelerle kapatmaktan oluşuyor. Tek bir sondaj deliğinin atık bölgesi böylece her biri 5 metre uzunluğunda ve üçte bir ila yarım metre çapında 400 çelik bidon içerebilir. Atık konteynerleri birbirlerinden bir bentonit veya çimento tabakasıyla ayrılacaktır.
Sondaj delikleri, hem kristalin hem de tortul ana kayaçlarda kıyıdan açıkta (aşağıdaki deniz tabanının altındaki atık bertarafı bölümünde açıklandığı gibi) hem de karada kolayca açılabilir. Bu yetenek, radyoaktif atık bertarafı için düşünülebilecek yerlerin aralığını önemli ölçüde genişletir.
Derin sondaj deliği konseptleri, Danimarka, İsveç, İsviçre ve ABD dahil olmak üzere birçok ülkede geliştirilmiştir (ancak uygulanmamıştır). Madencilik yapılan bir yeraltı deposunda derin jeolojik bertarafla karşılaştırıldığında, derin sondaj delikleri büyük hacimli atıklar için daha pahalı olarak kabul edilir. Bu seçenek, büyük ölçüde ekonomik nedenlerle İsveç, Finlandiya ve ABD gibi ülkelerde terk edilmiştir. Sondaj deliği konsepti, tıbbi ve endüstriyel uygulamalardan kaynaklanan kapalı radyoaktif kaynaklar da dahil olmak üzere daha küçük atık formlarının bertarafı için cazip bir öneri olmaya devam etmektedir .
Ekim 2014 tarihli bir ABD Enerji Bakanlığı (DOE) raporunda şunlar belirtiliyordu: “Derin sondaj deliği bertarafının ön değerlendirmeleri, atıkların sağlam bir şekilde izole edilmesi için yüksek bir potansiyel olduğunu gösteriyor ve bu konsept, maden çıkarılmış bir depoda mümkün olabilecek olandan daha erken bazı atıkların bertarafı için bir yol sunabilir.” Ocak 2016’da DOE, Battelle liderliğindeki bir ekibi Kuzey Dakota’daki kristalin temel kayaya 4880 metrelik bir deneme sondajı yapmak üzere görevlendirdi, ancak proje daha sonra yerel muhalefetin ardından iptal edildi.
2021 yılında ABD’li şirket Deep Isolation, ülkenin kullanılmış araştırma reaktör yakıtını bertaraf etmek için derin sondajların kullanımı konusunda bir fizibilite çalışması yürütmek üzere Slovenya’nın radyoaktif atık yönetimi kuruluşu ARAO ile sözleşme imzaladı. Ayrıca Estonya’daki Fermi Energia ve ABD’deki Electric Power Research Institute için de fizibilite çalışmaları yürüttü.
Pilot bir çalışmanın parçası olarak, IAEA Malezya ve Gana’da sondaj bertaraf tesislerinin inşası ve uygulanması için teknolojik ve mühendislik desteği sağladı. Malezya sondajının inşasının başlaması için hazırlık çalışmaları son aşamalarında ve tesisin 2023’te faaliyete geçmesi bekleniyor. Tesis, Nuclear Malaysia’nın Selangor’daki ana kompleksinde yer alıyor. Gana da sondaj projesini uygulama konusunda ileri bir aşamada ve lisans inceleme süreci tamamlanır tamamlanmaz inşaatın başlaması bekleniyor. Tesis, Gana Atom Enerjisi Komisyonu tarafından yönetilecek ve Accra bölgesinde bulunacak. IAEA, bu projelerin diğer ülkeler için bir model oluşturmasını umuyor.
Madencilik depoları – geliştirme örnekleri:
Boom kili ve Opalinus kili, Avrupa
Belçika bertaraf konsepti, kullanılmış yakıt ve HLW’nin yüksek bütünlükteki çelik konteynerlere yerleştirilmesini ve daha sonra sünek (kendi kendini kapatan) bir kil g – Boom kili içinde 230 metre derinlikte kazılmış tünellerde yerleştirilmesini önermektedir. Kilin çok düşük geçirgenliği, uzun zaman dilimlerinde neredeyse hiç yeraltı suyu akışı olmamasına yol açar. Atıklar kazılmış kil ile geri doldurulabilir veya alternatif olarak kilin atık konteynerleriyle temas edecek şekilde ‘sürünmesine’ izin verilen astarlanmamış ikincil tünellerde yerleştirilebilir. Benzer sistemler Hollanda’da ve daha az plastik kil kullanılarak Fransa ve İsviçre’de h (Opalinus kili) önerilmiştir. Kil genellikle ısı üreten HLW için uygundur ve OECD Nükleer Enerji Ajansı’nın bunu araştıran bir ‘Kil Kulübü’ vardır .
Fransız radyoaktif atık bertaraf ajansı Andra, doğu Fransa’daki Bure yakınlarındaki killi topraklarda derin bir jeolojik depo tasarlıyor. Bu, camlaşmış HLW ve uzun ömürlü ILW’nin bertarafı için olacak. Depo, yerleştirilmesinden yaklaşık 20 yıl sonra ulaşılması muhtemel olan 90ºC’ye kadar sıcaklıkta çalışacak şekilde tasarlandı.
Yucca Dağı, ABD
1987’nin sonunda, Nükleer Atık Politikası Yasası, uzak Nevada çölünde bulunan Yucca Dağı’nı, nükleer güç ve askeri savunma programlarından gelen kullanılmış yakıt ve HLW için tek ABD ulusal deposu olarak belirlemek için değiştirildi. ABD Enerji Bakanlığı’nın depoyu inşa etmek için yaptığı başvuru Haziran 2008’de sunuldu.
Depo, kaynaklanmış volkanik tüf kayanın doymamış bir tabakasında 300 metre yer altında bulunacaktır. Atıklar, dış katmanı son derece korozyona dayanıklı bir metal alaşımından ve yapısal olarak güçlü iç katmanı paslanmaz çelikten yapılmış, son derece korozyona dayanıklı çift kabuklu metal kaplarda depolanacaktır. Jeolojik oluşum esasen kuru olduğundan, geri doldurulmayacak ancak biraz hava sirkülasyonuna açık bırakılacaktır. Korozyona dayanıklı titanyumdan yapılmış damlama kalkanları, olası gelecekteki su sızıntısını yönlendirmek ve olası düşen kaya veya döküntülerden koruma sağlamak için atık kaplarını kaplayacaktır. Sınırlama, deponun yaklaşık 300 metre altında bulunan son derece düşük su tablasına ve tasarlanmış bariyerlerin uzun vadeli dayanıklılığına dayanmaktadır.
Proje, başlangıcından bu yana birçok gecikme yaşadı ve 2009 başkanlık seçimlerinin ardından Barack Obama yönetimi projeyi iptal etmeye karar verdi . Ancak, Haziran 2010’da Nükleer Düzenleme Komisyonu’nun Atom Güvenliği ve Lisanslama Kurulu (ASLB), DOE’nin lisans başvurusunu geri çekme talebini reddetti ve Ağustos 2013’te federal Temyiz Mahkemesi, NRC’ye DOE’nin Yucca Dağı deposunu inşa etme ve işletme lisansı başvurusunu incelemeye devam etmesini emretti. NRC’nin güvenlik değerlendirme raporunun son ciltleri, kurumun deponun güvenliğine ilişkin teknik incelemesini içeren 2015’in başlarında yayınlandı. Mayıs 2016’da NRC, ABD DOE’nin önerilen Yucca deposu hakkındaki çevresel etki beyanına son ekini yayınladı. Hem çevresel etki değerlendirmesi hem de NRC uzmanları, deponun tasarımının bir milyon yıl boyunca güvenli olacağını belirledi.
Katmanlı tuz tabakalarına veya kubbelere bertaraf
Jeolojik tuz ortamları çok düşük bir yeraltı suyu akış oranına (belki de hiç yokluğuna) sahiptir ve plastik olan tuzun sürünmesi nedeniyle kazıların kademeli olarak kendi kendine kapanması özelliğine sahiptir. Tuz genellikle ısı üreten HLW için uygundur ve OECD Nükleer Enerji Ajansı’nın bunu araştıran bir ‘Tuz Kulübü’ vardır .
New Mexico’daki savunma transuranik atıkları (uzun ömürlü ILW) için Atık İzolasyon Pilot Tesisi ( WIPP ) 1999’dan beri faaliyettedir. Bu depolama için doğal kaya tuzu, yer seviyesinden 650 metre aşağıda, diğer kaya türleri arasında, birkaç metre kalınlığındaki bir Permiyen tabakasından çıkarılır. Bu kazılara yerleştirilen atıklar, genellikle çelik varillerde büyük hacimlerde uzun ömürlü ILW içerir. Bunlar daha sonra paletlere yerleştirilir ve kazılan odalara veya mağaralara istiflenir. Tuz plastiktir ve sonunda atıkları kapatacak ve kalıcı olarak izole edecektir. Atık formundaki radyonüklidlerin tutulması çoğunlukla tuzda su akışının neredeyse hiç olmamasına dayanır. Bugüne kadar WIPP’de 90.000 metreküpten fazla ILW bertaraf edilmiştir.
Kuzey Almanya ve Hollanda’da da tuz ortamları mevcuttur, ancak bunlar tabakalı oluşumlar yerine tuz kubbeleridir. Almanya’da, Asse ve Morsleben’deki eski tuz madenleri LLW ve ILW bertarafı için kullanılmıştır, ancak bu artık askıya alınmıştır. Depolama alanının geri doldurulması ve kapatılması için yöntemi belirlemek üzere devre dışı bırakma süreci şu anda araştırılmaktadır.
Kapsamlı bir saha seçimi sürecinin ardından Aşağı Saksonya eyalet hükümeti 1977’de Gorleben’deki tuz kubbesini radyoaktif atıkların bertarafı için bir Alman ulusal merkezinin yeri olarak ilan etti. 1979 ile 2000 yılları arasında sahayı araştırmak için yaklaşık 1,5 milyar avro harcandı. Daha sonra siyasi bir kararname nedeniyle çalışmalar durduruldu, ancak 2009’daki hükümet değişikliğinin ardından kazıların yeniden başlaması onaylandı. 2017’nin başlarında yeni bir yasanın ardından Gorleben, HLW’nin jeolojik bertarafı için olası bir yer olarak kabul edildi. Ancak, Eylül 2020’de Almanya 90 olası yer (ancak Gorleben hariç) belirterek bir bertaraf sahası için yeni bir arama başlattı.
Nirex Aşamalı Bertaraf Konsepti, İngiltere
İngiltere’nin Nirex Aşamalı Bertaraf Konsepti (veya Aşamalı Jeolojik Bertaraf Konsepti), genellikle paslanmaz çelik kaplara çimentolanmış nispeten büyük hacimli ILW ve LLW için geliştirilmiştir . Bu kaplar, su tablasının altındaki bir ana kaya ortamındaki bir depoya yerleştirilecektir. Atık izlenecek ve geri alınabilir kalacaktır ve yeraltı suyu, depo kapatılana kadar atıklarla temas etmeyi önleyecektir. Bu gerçekleştiğinde, atık özel olarak formüle edilmiş çimento ile çevrelenecek (geri doldurulacak) ve deponun yeniden doymasına izin verilecektir. Çimento, birçok radyonüklidin yeraltı suyunda çözünmesini önleyerek atığın tutulmasına katkıda bulunan uzun süreli alkali bir ortam sağlayacaktır. ILW bertarafı için benzer çimento bazlı planlar Fransa, Japonya, İsveç ve İsviçre’de önerilmiştir.
Çokuluslu depolar
Tüm ülkeler kendi radyoaktif atıklarını depolamak veya bertaraf etmek için yeterli donanıma sahip değildir. Bazı ülkeler alan olarak sınırlıdır veya elverişsiz jeolojiye sahiptir ve bu nedenle bir deponun yerini belirlemek ve güvenliğini göstermek zor olabilir. Bazı küçük ülkeler yeterli güvenlik ve emniyeti sağlamak için kendi başlarına uygun önlemleri almak için kaynaklara sahip olmayabilir veya kendi depolarının inşasını ve işletmesini ekonomik olarak uygulanabilir kılmak için yeterli radyoaktif atıkları olmayabilir.
İstekli bir ev sahibi ülkede, birkaç ülkeden atık kabul edebilecek çok uluslu veya bölgesel depoların bulunabileceği öne sürülmüştür. Bunlara, örneğin, ev sahibi ülke içinde faaliyet gösteren ulusal bir deponun başkaları tarafından kullanılması veya uluslardan oluşan bir konsorsiyum veya hatta uluslararası bir örgüt tarafından işletilen özel bir şirkete ait tamamen uluslararası bir tesis dahil olabilir. Ancak, şimdilik, birçok ülke ulusal yasaları uyarınca diğer ülkelerden nükleer atık kabul etmeyecektir. Radyoaktif atık yönetimine yönelik ulusal politikalar, Ulusal Radyoaktif Atık Yönetimi Ek 2: Ulusal Politikalar ve Finansman ve Uluslararası Nükleer Atık Bertaraf Kavramları hakkındaki bilgi belgesinde listelenmiştir .
Geçici atık depolama ve taşıma:
Özel olarak tasarlanmış geçici yüzey veya yüzey altı depolama atık tesisleri şu anda birçok ülkede uzun vadeli bir bertaraf seçeneğinin kullanılabilirliğine kadar tehlikeli radyoaktif atıkların güvenli bir şekilde depolanmasını sağlamak için kullanılmaktadır. Geçici depolama tesisleri genellikle reaktörlerden gelen kullanılmış nükleer yakıt da dahil olmak üzere ILW ve HLW için kullanılır.
Depolama havuzları
Reaktörlerdeki ve İsveç’teki CLAB gibi merkezi tesislerdeki depolama havuzları, raflı yakıt düzeneklerinin birkaç metre suyla kaplanabilmesi için 7-12 metre derinliğindedir. Yakıt düzenekleri genellikle yaklaşık 4 metre uzunluğundadır ve dik durur. Çoklu raflar, içine nötron emiciler yerleştirilmiş metalden yapılır. Dolaşan su yakıtı hem korur hem de soğutur. Bu havuzlar, çelik astarlı kalın betonarme malzemeden yapılmış sağlam yapılardır. Reaktörlerdeki havuzlar, reaktörün ömrü boyunca kullanılan tüm yakıtı tutacak şekilde tasarlanabilir, ancak genellikle tasarım, yeniden işleme veya kuru depolama için soğutulmuş yakıtın bir kısmının çıkarılmasını varsayar.
Kuru depolama
En az beş yıldır havuzlarda soğutulan yakıt düzeneklerinin bir kısmı, genellikle beton kalkanlamanın içinde hava sirkülasyonu olan kuru fıçılarda veya tonozlarda depolanır. Kuru depolama, 1986’dan beri ABD nükleer santrallerinde kullanılmaktadır ve toplam ABD kullanılan yakıtının en az üçte biri artık kuru depolama fıçılarındadır. Tesisler nükleer santral sahalarının çoğundadır (bazı kapalı olanlar dahil). 2019 sonu itibarıyla, ABD’deki 72 geçici kullanılmış yakıt depolama tesisinde (ISFSI) 3203 fıçı yüklenmiştir. Bir santral sahasında ıslak depolamadan kuru fıçılara transfer, sahanın ötesine taşıma için kullanılanlardan daha az dayanıklı olan özel korumalı transfer fıçıları kullanabilir. Fıçılar, bir fıçıdan diğerine transfer edilebilen kapalı bir kutu içerebilir.
Çok amaçlı bidonlar
Her biri inert gazlı 89 adede kadar yakıt tertibatı tutan, kapalı çok amaçlı bidonlar (MPC’ler), ayrıca çift amaçlı bidonlar (DPC’ler) olarak da adlandırılır, genellikle kullanılmış yakıtın taşınması, depolanması ve nihai olarak bertaraf edilmesi için kullanılır. MPC’ler, taşıma için metal veya depolama için çoğunlukla beton olan sağlam dış ambalajların içinde bulunur. Yakıt tertibatlarını tutmak ve ayrı tutmak için güvenli bir kapağa ve dahili yakıt sepetine sahip 13 mm kaynaklı paslanmaz çelik kullanılarak üretilen her MPC, 45 kW’a kadar ısı yükü için tasarlanmıştır. MPC’lerin standart dış boyutları vardır ve birine yüklenen yakıt tertibatı sayısı özelliklerine bağlıdır. Bazıları, katmanlar arasında helyum bulunan çift duvarlıdır (DWC). Bir MPC yüklendikten sonra içeriklerin bir daha asla elleçlenmesine gerek kalmamalıdır.
UAEA, radyoaktif madde taşıma yönetmeliklerini yayınlamaktadır – özellikle Radyoaktif Maddenin Güvenli Taşınmasına İlişkin Yönetmelikler , IAEA Güvenlik Standartları Serisi No. SSR-6 (Rev.1) .
Holtec’in MPC’si, BWR yakıtı için 68 hücreli bir yakıt sepeti, PWR yakıtı için 24 hücreli bir akı tuzağı veya 32 hücreli akı tuzağı olmayan bir yakıt sepeti içerir. Bazılarında nötron emici Metamic-HT yakıt sepetleri ve yüksek termal iletkenliğe sahip astarlar bulunur ve bu da nispeten sıcak üç yıllık kullanılmış yakıtın içlerine yerleştirilmesini sağlar. Holtec, 2013’ten beri aynı standart dış boyutlara sahip Birleşik Krallık ve Ukrayna için çift cidarlı kutular (DWC’ler) da üretmektedir.
Yüksek kapasiteli MPC’ler 37 PWR veya 87-89 BWR yakıt tertibatlarını tutabilir. Diğerleri sadece 12 PWR veya 32 BWR yakıt tertibatı alır. Bazı küçük bidonlarla – 4 PWR/9BWR – dört tanesi standart bir taşıma fıçısına sığdırılabilir. Orano, 21 PWR veya 44 BWR yakıt tertibatını tutan büyük bir bidon tasarımına sahiptir.
Depolama fıçıları ve sistemleri
Depolama için her MPC, beton ve çelikten yapılmış havalandırmalı bir depolama modülü veya üst pakete yerleştirilir. Bunlar genellikle yüzeyde, yaklaşık 6 metre yükseklikte, hava konveksiyonuyla soğutulur veya bankalarda yatay veya dikey ve yer seviyesinin altında, sadece üstleri görünecek şekilde dururlar. Modüller sağlamdır ve tam koruma sağlar. Bir nükleer santralde, MPC’yi kullanılmış yakıt havuzundan bir depolama modülüne taşımak için korumalı bir transfer varili kullanılır. Holtec’in yerinde kullanım için transfer varillerine HI-TRAC denir.
Bağımsız bir yer üstü sistemi, çeşitli kapalı paslanmaz çelik MPC’leri dikey olarak havalandırmalı betonun içine ve beton bir taban üzerinde duran çelik üst paketleri yerleştiren Holtec’in HI-STORM 100’üdür. 165 tonluk üst paket, kalkanlama için çelik kasanın içinde 65 cm betona sahiptir. Bu sistem birçok ABD tesisinde kullanılır. Yer altı çeşidi HI-STORM 100U’dur ve bunun daha gelişmiş bir versiyonu, halihazırda iki ABD nükleer santrali sahasında konuşlandırılmış ve New Mexico’daki HI-STORE CIS tesisi için önerilen Holtec’in HI-STORM UMAX depolama sistemidir (aşağıya bakın). HI-STORM UMAX, kullanılmış yakıt içeren bidonları, zemin seviyesinde büyük kapaklarla, yerden 5 metre yükseklikte havalandırmalı dikey çelik ve beton boşluklu muhafaza konteynerlerinde depolar. Konteynerler 7,6 m derinliğindeki bir kazıya kurulur ve etraflarına düşük dayanımlı beton harcı doldurulur. Dolgunun son yarım metresi betonarme bir yastıktır. Sismik tolerans yaklaşık 2000 Gal’dir.
Yer üstü yatay bir sistem olan Orano’nun NUHOMS HSM-H sistemi, ABD nükleer santrallerindeki 67 ISFSI’nin 20’si tarafından kullanılıyor. Kullanılmış yakıt, 15 mm kalınlığındaki paslanmaz çelik kuru depolama bidonlarında kapatılıyor ve daha sonra yatay korumalı transfer bidonlarında her deliği 5 m uzunluğunda ve 2 m çapında olan büyük yatay depolama modüllerine taşınıyor. Orano, konveksiyondan daha çok iletim kullanarak bu sistemlerde dikey sistemlerden daha iyi ısı dağılımı olduğunu iddia ediyor ve ayrıca modüller arasında boşluk olmamasının sismik (1500 Gal) ve radyolojik olarak çok güvenli olduğunu belirtiyor. Her bidon, helyumda 32-37 PWR yakıt tertibatı veya 61-69 BWR tertibatı tutuyor. Orano, 2020 yılına kadar NUHOMS için ABD lisanslı bir taşıma bidonu bulundurmayı planlıyor ve bu arada yüksek yanma yakıtı için de bir tane var. NUHOMS yatay depolama, çeşitli bidon tasarımlarına uyum sağlayabilir ve Orano NUHOMS bidonları, örneğin Holtec gibi diğer dikey depolama sistemleriyle uyumludur.
Temmuz 2017’de ABD Nükleer Düzenleme Komisyonu, Orano TN’ye NUHOMS Genişletilmiş Optimize Edilmiş Depolama (EOS) kuru kullanılmış yakıt depolama sistemi için sertifika verdi. Sistem, yüksek yanma yakıt yönetimi ve kapatma aşamasındaki reaktörler için tasarlanmıştır. Büyük NUHOMS EOS kuru kalkan kutuları 37 PWR veya 89 BWR yakıt tertibatı tutar. Bunlar EOS TC serisi transfer fıçısına aktarılabilir ve NUHOMS EOS HSM beton modüllerinde depolanabilir.
Almanya’nın 1977’de kurulan ve ülkenin dört nükleer tesisine ait olan Gesellschaft für Nuklear-Service mbH ( GNS ) hem atık depolama operatörü hem de iki tür varil tedarikçisidir. Ana tür, yalnızca Almanya’da kullanılmış yakıt ve HLW’nin taşınması ve geçici depolanması için kullanılan 1000’den fazla CASTOR varilleridir . Varil gövdesi tam koruma sağlar ve yüksek yanma yakıtının çok kısa soğuma sürelerinden sonra yüklemeye izin verir ve iki kapakla kapatılır. GNS’nin CONSTOR varilleri benzerdir ancak duvarlarında beton vardır ve daha soğuk yakıtlar için tasarlanmıştır.
Büyük bir bidon HI-STORM FW depolama modülü, yüksek sismik toleransa sahip bir su baskını ve rüzgara dayanıklı versiyondur – 1,2 Gal. 37 PWR tertibatı veya 89 BWR tertibatı veya 31 VVER-1000 tertibatı tutar ve maksimum ısı yükü 46 kW’tır. HI-STORM 190, HI-STORM FW’nin VVER versiyonudur. Bu bidonlar, hasarlı yakıtı özel arızalı yakıt kaplarında tutabilir.
Yeni büyük depolama fıçısı, İngiltere’deki EDF Energy ile tasarlanmış ve 100 yıllık tasarım ömrüne sahip HI-STORM MIC’dir (mega darbeye dayanıklı). Çift duvarlı bir MPC kullanır ve yoğun şekilde korunmuştur.
Interim Storage Partners (ISP) web sitesine göre , Haziran 2019 itibarıyla hem faaliyette olan hem de hizmet dışı bırakılmış ABD nükleer santrallerinde 460’tan fazla NAC ve 1265 Orano TN varilinde kullanılmış yakıt depolanıyordu.
Bir fıçı veya modül koleksiyonu, ABD’de ilişkili herhangi bir enerji santralinden ayrı olarak lisanslanan ve yalnızca geçici depolama için olan bağımsız bir kullanılmış yakıt depolama tesisini (ISFSI) içerir. ABD’de kullanılan yakıtın yaklaşık üçte biri bu şekilde depolanır.
Özellikle ILW ve HLW için uzun vadeli yönetim seçeneklerinin elde edilmesinin önemli bir zaman gerektirebileceği kabul edilerek, geçici depolama düzenlemelerinin başlangıçta öngörülen zaman dilimlerinden daha uzun sürelere uzatılması gerekebilir.
Kuru depolamanın ölçeğine dair bir gösterge de, en yüksek talebin olduğu Amerika kıtasındaki kuru depolama fıçılarına yönelik pazarın 2020 yılında yaklaşık 1 milyar dolar değerinde olduğu tahmin ediliyor.
Avustralya, Belçika, Hollanda, Almanya, İtalya ve İsviçre gibi bazı ülkeler de LLW’yi geçici depolamaya koymaktadır, ancak LLW’nin çoğu genellikle doğrudan kara tabanlı yüzeye yakın bertaraf tesislerine gönderilmektedir (yukarıdaki Yüzeye Yakın Bertaraf bölümüne bakınız ).
Kullanımda olan ISFSI sistemleri
ABD’deki birçok nükleer santralde, hem faaliyette olan hem de devre dışı bırakılmış olan, bağımsız kullanılmış yakıt depolama tesisleri (ISFSI) bulunmaktadır.
ABD’de, Teksas’ta Orano’nun NUHOMS sistemini 40.000 tona kadar kullanılmış yakıt için kullanan büyük bir ISFSI önerildi. Waste Control Specialists, Nisan 2016’da tesis için lisans başvurusunda bulundu ve Mart 2018’de WCS ve Orano USA, projeyi lisanslamayı tamamlamak için bir ortak girişim – Interim Storage Partners (ISP) – duyurdu. NRC bunun Mayıs 2021’e kadar sürmesini bekliyordu.
Önerilen bir diğer tesis ise Eddy Lea Energy Alliance için New Mexico’daki HI-STORE konsolide geçici depolama (CIS) sahasıdır ve yaklaşık 120.000 ton kullanılmış yakıt için 10.000 depolama bidonu başlangıç kapasitesine sahiptir. Bu yaklaşık 15 hektarlık bir alanı kaplayacaktır. HI-STORE CIS için bir lisans başvurusu Mart 2017’de sunulmuştur.
İsviçre’deki Zwilag’ın ZZL’si ve Almanya’daki Ahaus ve Gorleben, HLW için uzun vadeli yer üstü merkezi geçici kuru depolama işletmeciliğine örnektir.
Ukrayna’nın yeni Merkezi Kullanılmış Yakıt Depolama Tesisi (CSFSF), tesise nakliye için Hi-STORM 190 havalandırmalı depolama sistemi ve Hi-STAR 190 varilleri kullanacaktır. Ukrayna, depolamanın çift cidarlı bidonlarda (DWC’ler) olmasını şart koşmaktadır ve bunlar Birleşik Krallık’taki Sizewell’de de kullanılmakta olup, daha uzun bir hizmet ömrü sağlamaktadır. Holtec, Ukrayna’da ülkenin 15 çalışan reaktörüne ve muhtemelen dünyanın dört bir yanındaki diğer VVER’lere kuru depolama ve nakliye sistemleri tedarik etmek için bir merkez kurmaktadır.
Litvanya, Ignalina’da her biri yaklaşık 90 RBMK yakıt tertibatı tutan GNS CONSTOR M2 kuru depolama konteynerleri kullanıyor. Bulgaristan da VVER-440 yakıtı için 270 CONSTOR varil kullanıyor. CONSTOR varilleri, duvarlarında beton ve üç kapak bulunan sağlam çelik varillerdir ve soğumuş kullanılmış yakıtın geçici depolanması için maliyet açısından optimize edilmiştir. Taşınabilirdirler ancak açıkça kullanılmış yakıtı taşımak için tasarlanmamışlardır. Havalandırmaları yoktur ve beton bir dış ambalaja sahip olabilirler.
Japonya Elektrik Enerjisi Şirketleri Federasyonu (FEPC), 400°C’ye kadar sıcaklıklarda daha fazla kullanılmış yakıt tertibatını depolayabilecek bir beton varil için tamamen alüminyumdan, daha ince ve daha hafif bir sepet geliştirmeyi amaçlıyor. Tasarımın 2020’lerin ortalarına kadar kullanıma hazır olmasını istiyor. Çoğu kuru depolama varilinin, sıcaklık yaklaşık 250°C’ye düşene kadar yakıtın havuzlarda soğutulması gerekir.
Derin sondaj atık bertarafı için fıçılar
Deep Isolation, her biri kullanılmış yakıt düzeneğini tutan, 23 ila 31 cm çapında ve 4,3 m uzunluğunda, korozyona dayanıklı varillerin tasarımı ve tedariki için NAC International ile sözleşme imzaladı.
Taşıma fıçıları
Kullanılmış yakıt düzenekleri, çelik veya çelik ve kurşun kombinasyonu ile kaplanmış ve boşken 110 tona kadar ağırlığa sahip olabilen ‘Tip B’ varillerde gönderilir. Taşıma sırasında yüksek radyoaktif yüklerini güvenli bir şekilde muhafaza ederler ve 6 ila 24 ton kullanılmış yakıt tutabilirler. Kullanılmış yakıtın taşınması hakkında bazı bilgiler yukarıda verilmiştir, çünkü bazen depolama için çok benzer ekipmanlar kullanılır ve genel olarak taşıma hakkında daha fazla ayrıntı Radyoaktif Malzemenin Taşınması hakkındaki bilgi belgesinde bulunabilir .
Santral sahasının ötesine nakliye için MPC, Holtec HI-STAR (STAR = depolama, nakliye ve depo) gibi bir çelik nakliye varilinin içine yerleştirilir. Bu, güvenli koruma ve gerekirse bir miktar ısı dağılımı sağlayan B Tipi nakliye varili olarak sınıflandırılır. IAEA SSR-6 düzenlemeleri, dış yüzeyde maksimum 10 mSv/saat doz oranı belirtirken, CNNC gibi birçok müşteri 2 mSv/saat belirtir (bunlar yüzeyden bir metre uzaklıkta sırasıyla 0,1 ve 0,02 mSv/saat ölçülen doz oranlarını temsil eder).
Taşıma varillerinin (çok amaçlı bidonlar kullanılarak veya kullanılmadan) iç yapısı, aşırı kazalarda bile yakıt tertibatlarının ayrılmasını sağlayacak şekilde tasarlanmıştır ve dış yapı, aşırı kazalarda güvenli bir şekilde muhafaza edilmesini sağlayacak şekilde tasarlanmıştır. Her iki özellik de lisanslamadan önce test edilir.
ABD’de Nükleer Düzenleme Komisyonu 2013 yılı hakkında şunları kaydetti: “Son 40 yılda, ticari olarak üretilen kullanılmış nükleer yakıtın binlerce sevkiyatı, çevreye herhangi bir radyolojik salınıma veya halka zarara neden olmadan ABD genelinde yapıldı.” Bu sevkiyatların çoğu, kullanılmış yakıt için depolama alanını paylaşmak amacıyla aynı kamu hizmetine ait farklı santraller arasında gerçekleşiyor.
Holtec, bir dizi B Tipi nakliye paketi veya varil üretmektedir. HI-STAR 100, BWR yakıtı için 68 hücreli bir yakıt sepeti veya PWR yakıtı için 32 hücreli bir yakıt sepeti içeren bir adet mühürlü çok amaçlı bidon (MPC) kabul edecek şekilde tasarlanmış yüksek kapasiteli bir sistemdir. 1998’den beri taşıma (yatay) ve depolama (dikey, uçta) için lisanslıdır. Yakıt içeren MPC, bir ISFSI yastığı veya yer altı yüzeyinde HI-STORM 100 depolama sistemlerine aktarılabilir ve bir üst paket, maksimum koruma için tasarlanmış bir diğeriyle değiştirilebilir. MPC su altında yüklenir. Holtec, 2018’de HI-STAR 100MB varillerini Çin’deki CNNC Everclean’e sattı – çıplak yakıt veya bidonlardaki yakıt için varilin orta ağırlıktaki bir versiyonu.
Orano, kullanılmış yakıt için bir dizi Tip B taşıma variline sahiptir, en yenileri TN112 ve TN117’dir. Kullanılmış yakıt için tasarlanmış eski TN12/2 varili taze MOX yakıtı için uyarlanmıştır ve 12 PWR yakıt tertibatı veya 32 BWR yakıt tertibatı tutar. Her iki ucunda şok emici kapaklar bulunan sağlamdır. Orano her yıl kullanılmış yakıtla yaklaşık 200 varil ve vitrifiye HLW ile yaklaşık 20 varil taşımaktadır. Taze MOX yakıtı ve vitrifiye HLW, kullanılmış yakıt için kullanılanlardan farklı variller kullanır. Kullanılmış MOX yakıtı, çift tutma bariyerine sahip ve ayrıca 50 kW ısı yükü alabilen TN112 varilinin sağladığı gibi daha fazla nötron koruması gerektirir. Çelikle kurşun koruması vardır, eskisi ise sadece dövme çeliktir. Her ikisi de reçine bileşik korumasına sahiptir. Her ikisi de su altında yüklenir.
Holtec’in HI-STAR 80 fıçısı, 12 PWR veya 32 BWR yüksek yanmalı kullanılmış yakıt tertibatlarını (45 GWd/t’nin üzerinde) tutan çok katmanlı bir çelik silindirdir ve bunların soğutma süreleri 18 ay kadar kısadır. HI-STAR 60 fıçısı 12 PWR kullanılmış yakıt tertibatlarını taşıyabilir. HI-STAR 180, yüksek yanmalı yakıtı taşımak için lisans alan ilk fıçıdır ve 32 veya 37 PWR kullanılmış yakıt tertibatlarını tutar. HI-STAR 190 fıçısı 38 kW ısı yükü kapasitesine sahiptir ve bir versiyonu Ukrayna’da PWR yakıtı* için yerel olarak kullanılacaktır. ABD’deki merkezi depolama veya bertaraf alanlarına ana kullanılmış yakıt taşımacılığı olarak öngörülmüştür ve evrensel bir taşıma fıçısı olarak tanıtılmaktadır. ABD’de kullanılan her türlü kullanılmış yakıt MPC’sini (yani Orano, Pacific Nuclear, Vectra, NAC, Sierra Nuclear, BNFL Solutions ve Westinghouse) barındıracaktır. Tüm HI-STAR varillerinin her iki ucunda bir alüminyum darbe sınırlayıcı bulunur ve bu da tüm ünitenin yaklaşık 7 metre uzunluğunda olmasını sağlar.
* ABD Nükleer Düzenleme Komisyonu’nun ilk lisansı, Holtec’in PWR yakıtı için MPC-37 bidonlarının ve BWR yakıtı için MPC-89 bidonlarının taşınmasını kapsıyor; Ukrayna’nın SNRIU ise VVER bidonları MPC-31 ve MPC-85’in varil içinde taşınmasını onayladı.
Rusya’da, kullanılmış nükleer yakıtı taşımak için TUK (taşıma paketleme seti) varilleri kullanılır. Birkaç TUK-13 varil, her varil 12 VVER yakıt tertibatı (yaklaşık 6 ton) tutan, demiryolu taşımacılığı için bir konteynere veya TK taşıyıcıya sığar. Federal Nükleer ve Radyasyon Güvenliği Merkezi’nden daha büyük bir TUK-1410 varil, hem Rusya’da hem de denizaşırı ülkelerden VVER-1000 yakıtı için eski modelin yerini almak üzere lisanslanmıştır. Her biri 100 tondan fazla ağırlığa sahiptir, çıkarılabilir bir bidonda 9 ton ağırlığında 18 VVER yakıt tertibatı tutar ve daha sıcak yakıt için tasarlanmıştır – 36 kW’a kadar ısı yükü. TUK-14 serisi ayrıca daha ağır bir şekilde korunmuştur ve VVER-1200 yakıtı taşıyabilir. Bir TK-U-141 demiryolu taşıyıcısına uyar.
OMZ iştiraki Izhorskiye Zavody, VVER-1000 ve VVER-1200 reaktörlerinden kullanılmış nükleer yakıtın taşınması ve depolanması için yeni nesil bir konteynerin prototipini tamamladı. TUK-151 konteyneri, yaklaşık 6 metre uzunluğunda ve 116 tonluk yüklü ağırlığa sahip, sızdırmaz kapaklı, kalın duvarlı 2,5 m çapında bir kaptır. TUK-13 konteyner tasarımının aksine, TUK-151 paslanmaz çelikten yapılmamıştır, ancak dinamik yükler altında düşük sıcaklıklarda “üstün mukavemet” ve kırılmaya karşı direnç sunan düşük alaşımlı çelik kaplamalı bir iç yüzeye sahiptir.
Birleşik Krallık’ta, 47 veya 53 tonluk dikdörtgen Tip B şişeler uzun zamandır dahili konteynerlerde tutulan Magnox ve AGR yakıtını taşımak için kullanılıyor. İsveç’te, her yıl CLAB adı verilen merkezi bir geçici atık depolama tesisine 80’den fazla büyük taşıma fıçısı gönderiliyor. Her 80 tonluk fıçının 30 cm kalınlığında çelik duvarları var ve 17 BWR veya 7 PWR yakıt tertibatı tutuyor. Kullanılmış yakıt, reaktörde yaklaşık bir yıl depolandıktan sonra CLAB’a gönderiliyor ve bu süre zarfında ısı ve radyoaktivite önemli ölçüde azalıyor. Bu iki sistem de yalnızca taşıma amaçlıdır, depolama amaçlı değildir.
İspanya’nın ENSA’sı, 2018 yılında Çin’deki CNNC Everclean’e, kullanılmış yakıtı Daya Körfezi’nden iç kesimlerden Gansu eyaletindeki Lanzhou Nükleer Yakıt Kompleksi’ne depolama için taşımak üzere bir ENUN 24P çift amaçlı varil tedarik etti. ENUN varili, 57 GWd/tU’ya kadar yüksek yanma yakıtı için lisanslıdır ve yalnızca 3,3 m’lik dış çapıyla 24 PWR yakıt tertibatı tutar. ENUN 32P varili İspanya’da kullanılmıştır. CNNC Everclean ayrıca Holtec HI-STAR 100MB varilleri ve NAC-STC varilleri satın aldı. Çin şu anda 21 PWR yakıt tertibatı tutan kendi 100 tonluk Longzhou-CNSC varilini üretiyor.
Bertaraf için diğer fikirler
Geçmişte uzun vadeli nükleer atık yönetimi için çok sayıda seçenek değerlendirildi. Aşağıdaki tablo bunlardan birkaçını vurgulamaktadır.
Uzun vadeli yer üstü depolama:
Yer üstü depolama, normalde radyoaktif atık yönetimi için geçici bir önlem olarak kabul edilir (yukarıdaki Geçici atık depolama bölümüne bakın ). Ancak, geçmişte bir bertaraf seçeneği olarak kabul edilmiştir. Fransa, bunu HLW için 1991 tarihli radyoaktif atık yönetimi araştırma yasası (30 Aralık 1991 tarihli 91-1381 sayılı Yasa, ayrıca öneren kişinin adından dolayı ‘Bataille Yasası’ olarak da bilinir) çerçevesinde araştırdı, ancak nihai bertaraf yöntemi olarak değil. Bununla birlikte, daha uzun zaman dilimleri (birkaç yüz yıldan fazla) boyunca kontrollü yüzey depolama da uzun vadeli bir atık yönetimi seçeneği olarak önerilmiştir.
Uzun vadeli yer üstü depolama, Dünya yüzeyinde ne geri doldurulacak ne de kalıcı olarak kapatılacak özel olarak inşa edilmiş tesisleri içerir. Bu nedenle, bu seçenek aşırı harcama yapmadan her an izleme ve geri alma olanağı sağlar.
Uzun vadeli yer üstü depolamaya yönelik öneriler genel olarak iki kategoriye ayrılır:
Şu anda geçici depolama için kullanılan türden geleneksel depolar, atıkların yaklaşık 200 yılda bir değiştirilmesini ve yeniden paketlenmesini gerektirecektir.
On binlerce yıl boyunca bozulmadan kalması beklenen kalıcı depolar. Bu yapılara sıklıkla ‘Monolith’ depoları veya ‘Anıt Mezarlar’ denir.
İkinci kategorideki depolama ise, gelecek nesillerin atıklarını izlemeye ve denetlemeye devam ettiği ‘koruma’ ilkesinden türetilmiştir.
Her iki öneri de gelecek nesillere bilgi aktarımını gerektirecektir ve bu da gelecekteki toplumların istikrarının, gerekli izleme ve denetimin sürdürülebilmesi için gerekli ölçüde sağlanıp sağlanamayacağı sorusunu gündeme getirecektir.
Şu anda hiçbir ülke uzun vadeli ( yani birkaç yüz yıldan uzun) yer üstü depolamayı uygulamayı planlamıyor . Ancak Fransa uzun vadeli ara depolamayı araştırıyor, ancak mutlaka yer üstü değil.
Uzun vadeli yer üstü depolama, EKRA (Radyaktif Atık Bertaraf Konseptleri Uzman Grubu) tarafından İsviçre’deki yönetim konseptleri yelpazesinin bir parçası olarak değerlendirilmiştir. EKRA, uzun vadeli yer üstü depolama konseptinin jeolojik bertarafla karşılaştırılabilir bir gelişme durumuna nasıl getirilebileceğini göstermek için hangi ek adımların gerekli olduğunun belirsiz olduğunu gözlemlemiş ve jeolojik bertarafı tercih edilen seçenek olarak önermiştir.
Uzayda bertaraf:
Bu seçeneğin amacı, radyoaktif atıkları uzaya fırlatarak sonsuza dek Dünya’dan uzaklaştırmaktır. Atık, olası kaza senaryolarının çoğunda bozulmadan kalması muhtemel olacak şekilde paketlenecektir. Paketlenmiş atığı uzaya fırlatmak için bir roket veya uzay mekiği kullanılacaktır. Atık için düşünülen birkaç nihai varış noktası vardır, bunlardan biri de onu Güneş’e yönlendirmektir.
Yüksek maliyet, böyle bir atık bertaraf yönteminin kullanılmış yakıttan ziyade yalnızca ayrılmış HLW ( yani hacim olarak nispeten küçük, uzun ömürlü, yüksek radyoaktif malzeme) için uygun olabileceği anlamına gelir. Soru, NASA tarafından 1970’lerin sonu ve 1980’lerin başında ABD’de araştırıldı. Bu seçeneğin yüksek maliyeti ve fırlatma başarısızlığı riskiyle ilişkili güvenlik yönleri nedeniyle terk edildi.
Kaya erimesi:
Derin kaya eritme seçeneği, bitişik kayadaki atıkların eritilmesini içerir. Amaç, atığı içeren veya atığı seyreltilmiş bir biçimde saran ( yani büyük bir kaya hacmine dağılmış) ve kolayca yıkanıp yüzeye geri taşınamayan kararlı, katı bir kütle üretmektir. Bu teknik esas olarak camlaştırılmış HLW ( Nükleer Atıkların Arıtılması ve Koşullandırılması hakkındaki bilgi belgesine bakın ) gibi ısı üreten atıklar ve ısı kaybını azaltmak için uygun özelliklere sahip ana kayalar için önerilmiştir .
Sıvı veya katı formdaki HLW, kazılmış bir boşluğa veya derin bir sondaj deliğine yerleştirilebilir. Atıkların ürettiği ısı daha sonra birikerek çevredeki kayayı eritmek ve radyonüklidleri erimiş materyalin büyüyen bir küresinde eritmek için yeterince yüksek sıcaklıklara neden olur. Kaya soğudukça kristalleşir ve radyonüklidleri kaya matrisine dahil eder, böylece atığı daha büyük bir kaya hacmine dağıtır. Isı üreten atığın kaplara yerleştirildiği ve kabın etrafındaki kayanın eritildiği bu seçeneğin bazı varyasyonları vardır. Alternatif olarak, yetersiz ısı üretilirse atık, geleneksel veya nükleer patlama ile kaya matrisinde hareketsiz hale getirilir.
Radyoaktif atıklar için hiçbir yerde kaya eritme uygulanmamıştır. Kaya eritme laboratuvar çalışmaları dışında bu seçeneğin uygulanabilirliğine dair pratik bir gösteri yapılmamıştır. 1970’lerin sonu ve 1980’lerin başında, derinlikte kaya eritme seçeneği mühendislik tasarım aşamasına taşındı. Bu tasarım, 2,5 kilometre derinlikte kazılmış bir boşluğa açılan bir şaft veya sondaj içeriyordu. Atığın orijinal atık hacminden 1000 kat daha büyük bir kaya hacminde hareketsizleştirileceği tahmin ediliyordu ancak gösterilmedi.
Bir diğer erken öneri, ısı üreten atıkların, alttaki kayayı eritecek ve erimiş kayanın üstte katılaşmasıyla birlikte daha derinlere doğru hareket etmelerine olanak sağlayacak şekilde ağırlıklı, ısıya dayanıklı kaplara yerleştirilmesiydi. Önerilen bu seçenek, buz tabakalarındaki HLW’nin bertarafı için önerilen benzer kendi kendine gömme yöntemlerine benzemektedir (aşağıdaki Buz tabakalarında bertaraf bölümüne bakın ).
1990’larda bu seçeneğe, özellikle Rusya ve Birleşik Krallık’ta sınırlı hacimli uzmanlaşmış HLW’nin (özellikle plütonyum) bertarafı için yeniden ilgi duyuldu. Konteynerin atık içeriğinin, konteyner bileşiminin ve yerleştirme düzeninin konteyneri koruyacak ve atıkların erimiş kayaya karışmasını önleyecek şekilde tasarlanması önerildi. Ana kaya yalnızca kısmen eritilecek ve konteyner daha büyük derinliklere hareket etmeyecekti.
Rus bilim insanları, HLW’nin, özellikle fazla plütonyumun, derin bir şafta yerleştirilebileceğini ve nükleer patlama ile hareketsizleştirilebileceğini öne sürdüler. Ancak, nükleer patlamaların kullanımıyla kaya kütlesi ve yeraltı suyuna verilen büyük zarar ve silah kontrolü düşünceleri, bu seçeneğin genel olarak reddedilmesine yol açtı.
Batık bölgelerde bertaraf:
Dalma bölgeleri, Dünya kabuğunun daha yoğun bir bölümünün daha hafif ve daha yüzer bir bölümün altına indiği alanlardır. Dünya kabuğunun bir bölümünün diğerinin altına hareketi açık denizde bir hendekle işaretlenir ve depremler genellikle iki levha arasındaki eğimli temasın bitişiğinde meydana gelir. Üste gelen levhanın kenarı buruşur ve hendeğe paralel bir dağ zinciri oluşturmak üzere yükselir. Derin deniz tortuları alçalan levhadan sıyrılabilir ve bitişik dağlara dahil edilebilir. Okyanus levhası sıcak mantoya indikçe, bazı kısımları erimeye başlayabilir. Böylece oluşan magma yukarı doğru göç eder ve bir kısmı volkanik bacalardan püsküren lav olarak yüzeye ulaşır. Bu seçeneğin fikri, hendek bölgesindeki atıkları Dünya’nın derinliklerine çekilecek şekilde bertaraf etmektir.
Her ne kadar Dünya yüzeyindeki birçok yerde batma bölgeleri mevcut olsa da, coğrafi olarak oldukça sınırlıdırlar. Uluslararası çözümler aranmadığı sürece, her atık üreten ülke derin deniz hendeklerine atmayı düşünemez. Ancak, bu seçenek hiçbir yerde uygulanmamıştır ve bir deniz atımı biçimi olduğu için uluslararası anlaşmalarca izin verilmemektedir.
Deniz bertarafı:
Denizde bertaraf, radyoaktif atıkların, şunlardan biri için tasarlanmış ambalajlarda denize atılmasını içerir: derinlikte içe doğru çökerek radyoaktif materyalin doğrudan denize salınması ve dağılmasıyla sonuçlanır; veya deniz tabanına sağlam bir şekilde batar. Zamanla, konteynerlerin fiziksel olarak tutulması başarısız olur ve kalan radyonüklitler denizde dağılır ve seyreltilir. Radyonüklitler akıntılar tarafından taşınarak bertaraf sahasından göç ettikçe daha fazla seyrelme meydana gelir. Deniz suyunda kalan radyonüklit miktarı, hem doğal radyoaktif bozunma hem de sorpsiyon süreciyle radyonüklitlerin deniz tabanı tortularına uzaklaştırılmasıyla daha da azalır.
Bu yöntem birçok uluslararası anlaşma tarafından yasaklanmıştır.
LLW ve ILW’nin deniz yoluyla bertarafının uygulanması, zamanla birçok ülke tarafından fiilen uygulanan bir bertaraf yöntemi olmaktan, artık uluslararası anlaşmalarla yasaklanmış bir bertaraf yöntemine dönüşmüştür. Yukarıdaki teknikleri kullanarak bir zamanlar deniz yoluyla bertaraf gerçekleştiren ülkeler arasında Belçika, Fransa, Almanya, İtalya, Hollanda, İsveç, İsviçre ve Birleşik Krallık’ın yanı sıra Japonya, Güney Kore ve ABD yer almaktadır. Bu seçenek HLW için uygulanmamıştır.
Denizaltı atık bertarafı:
Deniz tabanının altına atma seçeneği için, radyoaktif atık konteynerleri derin okyanus tabanının altındaki uygun bir jeolojik ortama gömülecektir. Bu seçenek LLW, ILW ve HLW için önerilmiştir. Bu seçeneğin varyasyonları şunları içerir:
Deniz tabanının altında bulunan bir depo. Depoya karadan, küçük ıssız bir adadan veya açık denizdeki bir yapıdan erişilebilecektir.
Radyoaktif atıkların derin okyanus tortularına gömülmesi.
Denizaltı bertarafı hiçbir yerde uygulanmamıştır ve uluslararası anlaşmalarla da izin verilmemektedir.
Radyoaktif atıkların deniz tabanının altına inşa edilen bir depoda bertaraf edilmesi İsveç ve Birleşik Krallık tarafından değerlendirilmiştir. Derin okyanus tortularına bertaraf ile karşılaştırıldığında, istenirse depo tasarım konsepti, atığın gelecekte geri alınmasının mümkün olmasını sağlayacak şekilde geliştirilebilir. Bu tür bir depodaki atıkların izlenmesi, diğer deniz bertarafı biçimlerine göre daha az sorunlu olacaktır.
Radyoaktif atıkların derin okyanus tortularına gömülmesi iki farklı teknikle gerçekleştirilebilir: nüfuz ediciler veya delme yerleştirme. Atık konteynerlerinin deniz tabanının altına gömülme derinliği iki yöntem arasında değişebilir. Nüfuz ediciler durumunda, atık konteynerleri tortuların yaklaşık 50 metre içine yerleştirilebilir. Birkaç ton ağırlığındaki nüfuz ediciler suyun içinden düşerek tortuların içine gömülmek için yeterli ivme kazanır. Atıkların deniz tabanı tortularına atılmasının önemli bir yönü, atığın deniz tabanından tortu kalınlığıyla izole edilmesidir. 1986’da, Akdeniz’de yaklaşık 250 metre su derinliğinde gerçekleştirilen deneylerle bu sürece dair bir miktar güven elde edildi. Deneyler, nüfuz ediciler tarafından oluşturulan giriş yollarının kapalı olduğuna ve çevredeki bozulmamış tortularla yaklaşık aynı yoğunlukta yeniden şekillendirilmiş tortularla doldurulduğuna dair kanıt sağladı.
Atıklar ayrıca yaklaşık 30 yıldır derin denizde kullanılan tekniklere dayanan sondaj ekipmanları kullanılarak da yerleştirilebilir. Bu yöntemle, paketlenmiş atık yığınları, deniz tabanından 800 metre derinliğe kadar delinmiş deliklere yerleştirilir ve en üstteki konteyner deniz tabanından yaklaşık 300 metre aşağıda olur.
1980’lerde, HLW’nin derin okyanus tortularında bertarafının fizibilitesi Ekonomik İşbirliği ve Kalkınma Örgütü (OECD) tarafından araştırılmış ve raporlanmıştır. Bu konsept için, radyoaktif atıklar korozyona dayanıklı kaplarda veya camlarda paketlenecek ve yavaş su akışı ve radyonüklidlerin hareketini geciktirme kabiliyeti için seçilen, en az 4000 metre suyun altına, sabit, derin deniz tabanı jeolojisine yerleştirilecektir. Jeolojik ortamda taşınarak deniz suyu hacminin dibine çıkan radyonüklidler daha sonra denizde bertaraf edilen radyoaktif atıkları etkileyen aynı seyreltme, dağılma, difüzyon ve sorpsiyon süreçlerine tabi tutulacaktır (yukarıdaki Deniz Bertarafı bölümüne bakınız ). Bu bertaraf yöntemi bu nedenle atıkların doğrudan deniz tabanına bertaraf edilmesiyle karşılaştırıldığında radyonüklidlerin ek olarak tutulmasını sağlar.
Buz tabakalarına atık bertarafı:
1980’den bu yana bu seçenek önemli ölçüde değerlendirilmedi.
Isı üreten atık konteynerleri, Grönland ve Antarktika’da bulunanlar gibi sabit buz tabakalarına yerleştirilecektir. Konteynerler çevredeki buzu eritecek ve buz tabakasının derinliklerine çekilecek ve buz, atıkların üzerinde tekrar donarak kalın bir bariyer oluşturacaktır. Teknik olarak buz tabakalarına atılması her türlü radyoaktif atık için düşünülebilse de, yalnızca HLW için ciddi bir şekilde araştırılmıştır; burada atıkların ürettiği ısı, eriyerek buzun içine kendi kendine gömülme sağlamak için kullanılabilir.
Buz tabakalarına atma seçeneği hiçbir yerde uygulanmamıştır. 1959 Antarktika Antlaşması’nı imzalayan veya ulusal sınırları içinde radyoaktif atık yönetimine bir çözüm sağlamayı taahhüt eden ülkeler tarafından reddedilmiştir.
Derin kuyu enjeksiyonu (sıvı):
Bu yaklaşım, sıvı radyoaktif atığın, atığın tutulabileceği uygun özellikler ( yani enjeksiyondan sonra daha fazla hareket etme olasılığı en aza indirilecek şekilde) nedeniyle seçilmiş olan derin yeraltı kaya tabakasına doğrudan enjekte edilmesini içerir .
Bunu başarmak için iki jeolojik ön koşul vardır. Atığı barındıracak yeterli gözenekliliğe ve kolay enjeksiyona izin verecek yeterli geçirgenliğe sahip bir kaya tabakası (enjeksiyon tabakası) olmalıdır ( yani sünger gibi davranmalıdır). Enjeksiyon tabakasının üstünde ve altında doğal bir conta görevi gören geçirimsiz tabakalar olmalıdır. Yatay veya dikey göçü sınırlayan jeolojik özelliklerden ek faydalar sağlanabilir. Örneğin, doğal tuzlu su yeraltı suyu içeren kaya tabakalarına enjeksiyon. Bunun nedeni, tuzlu suyun (tuzlu su) yüksek yoğunluğunun yukarı doğru hareket potansiyelini azaltacak olmasıdır.
Doğrudan enjeksiyon prensip olarak, bir çözelti veya bulamaca (suda çok ince parçacıklar) dönüştürülebildiği sürece her türlü radyoaktif atıkta kullanılabilir. Yeraltında katı olarak sertleşecek bir çimento harcı içeren bulamaçlar da radyoaktif atıkların hareketini en aza indirmeye yardımcı olmak için kullanılabilir.
Direkt enjeksiyon Rusya ve ABD’de uygulandı:
1957’de Rusya’da radyoaktif atıklar için uygun enjeksiyon katmanları için kapsamlı jeolojik araştırmalar başladı. Hepsi tortul kayalarda olmak üzere üç yer bulundu. Krasnoyarsk-26 ve Tomsk-7’de enjeksiyon, 400 metreye kadar derinliklerde killi topraklarla kaplı iki gözenekli kumtaşı yatağına yapılır. Dimitrovgrad’da ise enjeksiyon artık durmuş, ancak 1400 metre derinlikte kumtaşı ve kireçtaşı oluşumlarına yapılmıştır. Toplamda Rusya’da onlarca milyon metreküp LLW, ILW ve HLW enjekte edilmiştir.
ABD’de, 1970’lerde Tennessee’deki Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı’nda yaklaşık 300 metre derinliğe 10 yıllık bir süre boyunca yaklaşık 7500 metreküp LLW’nin çimento bulamacı olarak doğrudan enjeksiyonu gerçekleştirildi. Harcın çevredeki çatlak kayaçlara (şeyller) göçüyle ilgili belirsizlikler nedeniyle terk edildi. Ayrıca, Güney Carolina’daki Savannah Nehri Sahası’nın altındaki kristalin temel kayaya HLW enjeksiyonunu içeren bir plan, kamuoyunun endişeleri nedeniyle uygulanmadan önce terk edildi.
Tenorm:
Radyoaktif madde, petrol ve gaz endüstrisinde atık ürün olarak üretilir veya toplanır ve genellikle ‘teknolojik olarak geliştirilmiş doğal olarak oluşan radyoaktif madde’ (Tenorm) m olarak adlandırılır . Petrol ve gaz üretiminde, radyum-226, radyum-228 ve kurşun-210 dünyanın birçok yerindeki borularda ve ekipmanlarda kireç taşı olarak birikir. Yayımlanmış veriler, Pb-210 için 300.000 Bq/kg’a, Ra-226 için 250.000 Bq/kg’a ve Ra-228 için 100.000 Bq/kg’a kadar radyonüklid konsantrasyonları göstermektedir. Ancak, gaz tesislerinden çıkan hurda çelik, 500.000 Bq/kg’dan (0,5 MBq/kg) daha az radyoaktiviteye sahipse (muafiyet seviyesi) n geri dönüştürülebilir . Ancak bu seviye, nükleer endüstriden geri dönüştürülmüş malzeme (hem çelik hem de beton) için izin seviyesinden 1000 kat daha yüksektir; nükleer endüstride 500 Bq/kg’nin üzerindeki her şey geri dönüşüm için düzenleyici kontrolden geçemeyebilir ve genellikle orta seviye atık olarak bertaraf edilmelidir.
En büyük Tenorm atık akışı, her yıl küresel olarak ortaya çıkan 280 milyon ton kömür külüdür ve uranyum-238 ve tüm gaz halinde olmayan bozunma ürünlerinin yanı sıra toryum-232 ve yavrularını taşır. Bu genellikle sadece gömülür.
Çifte standart, aynı radyonüklidin, aynı konsantrasyonda, ya atık olarak derin bertarafa gönderilebileceği (eğer nükleer sanayiden gelen hurda ise) ya da yapı malzemelerinde kullanılmak üzere salınabileceği (eğer petrol/gaz üretiminden gelen uçucu kül veya geri dönüştürülmüş çelik içinde ise) anlamına gelir.
Notlar ve Referanslar:
- ABD’de, Nevada’daki Yucca Dağı sahası, yüksek seviyeli radyoaktif atıkların bertarafı için derin jeolojik bir depo olarak seçildi, ancak proje siyasi müdahalelerle karşı karşıya. Depoyu inşa etmek için bir lisans başvurusu, ABD Enerji Bakanlığı (DOE) tarafından 3 Haziran 2008’de ABD Nükleer Düzenleme Komisyonu’na (NRC) sunuldu. Ancak, göreve başladıktan kısa bir süre sonra, Barack Obama yönetimi projeyi iptal etmeye karar verdi. Daha sonra, Haziran 2010’da, NRC’nin Atom Güvenliği ve Lisanslama Kurulu (ASLB), DOE’nin lisans başvurusunu geri çekme talebini reddetti. ASLB’nin emrinde, 1982 Nükleer Atık Politikası Yasası’nın (NWPA) “Bakan’a, Kongre tarafından NWPA’da belirlenen politikanın yerine kendi politikasını koyma takdir yetkisi vermediği” belirtildi. ASLB şu sonuca vardı: “Kongre aksi yönde bir talimat vermediği sürece, DOE, Başvuruyu geri çekerek yasayla belirlenen karar alma sürecini tek başına rayından çıkaramaz. Bu nedenle DOE’nin talebi reddedilmelidir
- Daha fazla bilgi için IAEA web sitesinin (www.iaea.org) Atık Teknolojisi Bölümündeki Yakın Yüzey Bertarafı sayfasına bakın .
- Radyoaktif operasyonel atıkların nihai depolama alanı olan SFR hakkında bir broşür SKB’den temin edilebilir.
- İşletme atıkları için Finlandiya’daki depolama alanlarına ilişkin bilgiler Posiva’nın web sitesinde bulunabilir.]
- İsveç depolama programı çeşitli SKB yayınlarında açıklanmıştır . İşletme atıkları için Finlandiya depolama tesisleri hakkında bilgi Posiva’nın web sitesinde bulunabilir.
- DOE Tarafından Yönetilen Yüksek Düzeyli Radyoaktif Atık ve Kullanılmış Nükleer Yakıt için Bertaraf Seçeneklerinin Değerlendirilmesine (Ekim 2014) ve Kullanılmayan radyoaktif kaynaklar için bertaraf seçeneklerine bakın , Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı, Teknik raporlar dizisi, STI/DOC/010/436 (Temmuz 2005; ISBN: 9201003056).
- SAFIR 2 raporu – derin kil katmanlarındaki yüksek düzeyli ve/veya uzun ömürlü radyoaktif atıkların olası nihai bertarafı hakkında bilimsel ve teknik araştırmaları sunmaktadır.
- İsviçre Radyoaktif Atık Bertarafı Ulusal Kooperatifi (Nagra), yüksek seviyeli atık deposu için üç yerleşim bölgesi önerdi. İsviçre’de nükleer atık yönetimi hakkında bilgi için Nagra web sitesine ( www.nagra.ch ) bakın; özellikle Opalinus Kili Projesi : Kullanılmış yakıt, camlaşmış yüksek seviyeli atık ve uzun ömürlü orta seviyeli atık için bertarafın uygulanabilirliğinin gösterilmesi (“Entsorgungsnachweis”) – Özet Genel Bakış, Nagra (Aralık 2002).
- Enerji Bakanlığı Sivil Radyoaktif Atık Yönetimi Ofisi’nin web sitesinde (www.ocrwm.doe.gov) şöyle denmektedir: “Başkan, Yucca Dağı’nın atık depolama için bir seçenek olmadığını açıkça belirtmiştir.” (ayrıca yukarıdaki Not a’ya bakınız).
- Atık İzolasyon Pilot Tesisi’nin web sitesi www.wipp.energy.gov adresindedir .
- Nirex, 2007 yılında Birleşik Krallık Nükleer Devre Dışı Bırakma Otoritesi’nin (NDA) Radyoaktif Atık Yönetimi Müdürlüğü’ne dahil edildi ve artık ayrı bir kuruluş olarak varlığını sürdürmemektedir. Nirex Aşamalı Bertaraf Konsepti, Nirex Aşamalı Bertaraf Konsepti Nedir? Giriş Broşüründe ( Nirex (2002) özetlenmiştir.
- DOE Tarafından Yönetilen Yüksek Düzeyli Radyoaktif Atık ve Kullanılmış Nükleer Yakıt için Bertaraf Seçeneklerinin Değerlendirilmesine (Ekim 2014) ve Kullanılmayan radyoaktif kaynaklar için bertaraf seçeneklerine bakın , Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı, Teknik raporlar dizisi, STI/DOC/010/436 (Temmuz 2005; ISBN: 9201003056).
- Birleşik Krallık’ta, bu atıkların çoğu, düşük radyoaktivite seviyeleri nedeniyle Birleşik Krallık’ın 1993 tarihli Radyoaktif Maddeler Yasası uyarınca bertaraflarının yetkilendirilmesi gerekliliğinden muaftır. Ancak, atıkların bazıları daha yüksek aktiviteye sahiptir ve şu anda sınırlı sayıda bertaraf yolu mevcuttur. Bu, Birleşik Krallık Çevre Ajansı tarafından yetkilendirilen sondaj deliğine ( yani kuyu başına) yeniden enjeksiyonu içerir.
- Petrol ve gaz endüstrisinden gelen hurdadaki ana radyonüklid, radona bozunduğunda 1600 yıllık bir yarı ömre sahip olan radyum-226’dır.
Genel kaynaklar
- Walker ve diğerleri , Idaho Ulusal Mühendislik Laboratuvarı, Yerinde Atık Arıtma Teknolojilerine Genel Bakış , Spectrum ’92 Konferansı’nda sunuldu, Boise, Idaho (Ağustos 1992)
Malcolm B. Cooper, Avustralya Endüstrilerinde Doğal Olarak Bulunan Radyoaktif Maddeler (NORM) – Mevcut Envanterlerin ve Gelecek Neslin İncelenmesi , ERS-006, Radyasyon Sağlığı ve Güvenliği Danışma Konseyi için Hazırlanan Bir Rapor (Eylül 2005 Revizyonu)
IAEA web sitesinin Atık Teknolojisi Bölümündeki Jeolojik Atık Bertarafı sayfası
Bilgi Sayfası Yucca Dağı’ndaki volkan potansiyelinin anlaşılması , Sivil Radyoaktif Atık Yönetimi Ofisi, ABD Enerji Bakanlığı, 2002
Nükleer Atıkların Derin Kuyu Bertarafı: Son Rapor , Sandia Raporu SAND2012-7789, Eylül 2012
DOE Tarafından Yönetilen Yüksek Düzeyli Radyoaktif Atık ve Kullanılmış Nükleer Yakıt için Bertaraf Seçeneklerinin Değerlendirilmesi , Ekim 2014, ABD DOE