فایل ورد کامل مقاله سوخت هسته‌ای؛ بررسی علمی فرآیند تولید، کاربردها و پیامدهای زیست‌محیطی انرژی هسته‌ای

توجه : به همراه فایل word این محصول فایل پاورپوینت (PowerPoint) و اسلاید های آن به صورت هدیه ارائه خواهد شد

 فایل ورد کامل مقاله سوخت هسته‌ای؛ بررسی علمی فرآیند تولید، کاربردها و پیامدهای زیست‌محیطی انرژی هسته‌ای دارای ۷۰ صفحه می باشد و دارای تنظیمات در microsoft word می باشد و آماده پرینت یا چاپ است

فایل ورد فایل ورد کامل مقاله سوخت هسته‌ای؛ بررسی علمی فرآیند تولید، کاربردها و پیامدهای زیست‌محیطی انرژی هسته‌ای  کاملا فرمت بندی و تنظیم شده در استاندارد دانشگاه  و مراکز دولتی می باشد.

توجه : در صورت  مشاهده  بهم ریختگی احتمالی در متون زیر ،دلیل ان کپی کردن این مطالب از داخل فایل ورد می باشد و در فایل اصلی فایل ورد کامل مقاله سوخت هسته‌ای؛ بررسی علمی فرآیند تولید، کاربردها و پیامدهای زیست‌محیطی انرژی هسته‌ای،به هیچ وجه بهم ریختگی وجود ندارد

---

بخشی از متن فایل ورد کامل مقاله سوخت هسته‌ای؛ بررسی علمی فرآیند تولید، کاربردها و پیامدهای زیست‌محیطی انرژی هسته‌ای :

سوخت هسته ای
و فرایند آن

پایان چرخه سوخت هسته ای

پسماندهای هسته‌ای
]علی رغم سابقه به وضوح ایمن در طول نیم قرن گذشته، امروزه یکی از بحث برانگیزترین جنبه های چرخه سوخت هسته ای مسئله مدیریت و دفع پسماندهای پرتوز است[.
P1 مشکل ترین مسئله، پسماندهای سطح بالا هستند، و دو سیاست مختلف برای مدیریت آنها وجود دارد:
• بازفرآوری سوخت مصرف شده برای جدا کردن آنها (که با شیشه ای کردن و دفع کردن آنها ادامه می یابد) یا\

• دفع مستقیم سوخت مصرف شده دارای پرتوزایی سطح بالا به صورت پسماند.
]پسماندهای هسته ای اصلی در سوخت راکتور سفالی محفوظ باقی می مانند[.
P2 همانطور که در فصل‌های ۳و۴ به طور خلاصه گفته شد، “سوزاندن” سوخت در قلب راکتور محصولات شکافتی تولید می کند به مانند ایزوتوپ های مختلف باریم، استرونسیم، نریم، ید، کریپتون و گرنون (Ba، Sr، Cs، I، Kr، Xe). بیشترین ایزوتوپ‌های شکل گرفته به صورت محصولات شکافت در سوخت به شدت پرتوزا هستند و متعاقباً عمرشان کوتاه است.

P3 علاوه بر این اتم های کوچکتر به وجود آمده از شکافت سوخت، ایزوتوپ‌های ترااورانومی مختلفی هم با جذب نوترون تشکیل می شوند. از جمله اینها پلوتونیوم- ۲۳۹، پلوتونیوم- ۲۴۰ و پلوتونیوم- ۲۴۱ ، به علاوه محصولات دیگری هستند که از جذب نوترون توسط u-2381 در قلب راکتور و سپس تلاشی بتا به عمل می آیند. همه اینها پرتوزا هستند و به غیر از پلوتونیوم شکافت پذیر که “می‌سوزد”، در سوخت مصرف شده ای که از راکتور برداشته می شود باقی می مانند. ایزوتوپ های ترا اورانیوم و دیگر اکتنیدها بیشترین قسمت از پسماندهای سطح بالای با طول عمر زیاد را شکل می دهند.

P4 در حالی که چرخه سوخت هسته ای صلح آمیز، پسماندهای مختلفی تولید می‌کند، این پسماندها “آلودگی” به شمار نمی آیند، زیرا در عمل همه آنها نگهداری و مدیریت می شوند، در غیر این صورت است که خطرناک خواهند بود. در حقیقت توان هسته ای تنها صنعت تولید انرژی است که مسئولیت کامل همه پسماندهایش را برعهده گرفته و هزینه آن را به طور کامل بر قیمت تولیداتش اضافه می کند. وانگهی هم اکنون مهارت های به دست آمده در مدیریت پسماندهای غیر نظامی در حال شروع به اعمال شدن به پسماندهای نظامی است که یک مشکل محیط زیستی جدی در چند نقطه جهان ایجاد کرده است.

]پسماندهای پرتوزا مواد گوناگونی را شامل می شوند که از جهت محافظت مردم و محیط زیست اقدامات متفاوتی را طلب می کنند. مدیریت و دفع آنها از نظر فن آوری سر راست است[.
P5 این پسماندها براساس مقدار و نوع پرتوزایی موجود در آنها معمولاً به سه دسته تحت عنوان های پسماندهای سطح پایین سطح متوسط و سطح بالا دسته بندی می‌شوند.
P6 عامل دیگر در مدیریت پسماندها مدت زمانی است که آنها ممکن است خطرناک باقی بمانند. این زمان به نوع ایزوتوپ های پرتوزای موجود در آنها و به خصوص مشخصه نیمه عمر هر یک از این ایزوتوپ ها بستگی دارد. نیمه عمر مدت زمانی است که طی می شود تا یک ایزوتوپ پرتوزا نیمی از پرتوزائیش را از دست بدهد. پس از چهار نیمه عمر سطح پرتوزایی به مقدار اولیه آن و پس از هشت نیمه عمر به آن می رسد.

P7 ایزوتوپ های پرتوزای مختلف نیمه عمرهایی دارند که از کسری از ثانیه تا دقیقه‌ها، ساعات یا روزها، حتی تا میلیون ها سال گسترده شده اند. پرتوزایی با گذشت زمان، همانطور که این ایزوتوپ ها به ایزوتوپ های پایدار غیر پرتوزا تلاش می کنند کم می شود.
P8 آهنگ تلاشی یک ایزوتوپ با عکس نیمه عمرش متناسب است. یک نیمه عمر کوتاه به معنای تلاشی سریع است. بنابراین، برای هر نوع پرتوزایی، شدت پرتوزایی بالاتر در یک مقدار ماده داده شده مستلزم کوتاه‌تر بودن نیمه عمر است.

P9 سه اصل کلی برای مدیریت پسماندهای پرتوزا بکار گرفته می شود:
• تغلیظ و نگهداری concentrate-and-cantain
• تضعیف و پراکنش dilute- and disparoe
• تأخیر و تلاش delay-and-decay
P10 دو تای اول در مورد مدیریت پسماندهای غیر پرتوزا هم به کار می روند. پسماندها یا تغلیظ شده و سپس متروی می شوند، یا (برای مقادیر خیلی کم) تا سطح قابل قبولی تضعیف شده و سپس به محیط زیست باز گردانده می شوند. با این وجود تأخیر و تلاشی منحصر به مدیریت پسماندهای پرتوزاست و به این معنی است که پسماند ذخیره و اجازه داده می شود که پرتوزایی آن از طریق تلاشی طبیعی ایزوتوپ‌های موجود در آن کم شود.

]در چرخه سوخت هسته ای غیرنظامی توجگه اصلی بر پسماندهای سطح بالاست که حاوی محصولات شکافت و عناصر ترا اورانیومی تشکیل شده در قلب راکتور هستند[.

P11 پسماند سطح بالا: ممکن است خود سوخت مصرف شده یا پسماند اصلی حاصل از باز پردازش آن باشد. در هر دو حال این حجم متوسطی دارد- در حدود ۳۰-۲۵ تن سوخت مصرف شده یا سه مترمکعب پسماند شیشه ای شده در سال برای یک نمونه راکتور هسته ای بزرگ (۱۰۰۰ MWC، نوع آب سبک). این حجم می تواند به صورت موثر و اقتصادی ایزوله شود. سطح پرتوزایی آن به سرعت کم می شود. به عنوان نمونه، یک مجموعه سوخت راکتور آب سبک تازه تخلیه شده آن قدر پرتوزایی دارد که چند صد کیلو وات گرما می پراکند، اما پس از یک سال این مقدار به ۵kw و پس از پنج سال به یک کیلووات می رسد. ظرف مدت ۴۰ سال پرتوزایی آن به حدود یک هزارم مقدار آن هنگام تخلیه می رسد.

P12 اگر سوخت مصرف شده بازفرآوری شود، %۳ آن که به صورت پسماند سطح بالا ظاهر می شود، عمدتاً مایع است و حاوی “خاکستر” اورانیوم سوخته شده است. این پسماند که شامل محصولات شکافت به شدت پرتوزا و چند عنصر سنگین با پرتوزایی دراز مدت است، مقدار قابل توجهی گرما تولید می کند و باید خنک شود. این به صورت شیشه بورو سیلیکات (شبیه به پیرکتن) و به منظور پوشینه‌داری، ذخیره سازی میان مدت، و دفع نهایی در اعماق زمین شیشه ای می شود. این سیاستی است که توسط بریتانیا، فرانسه، آلمان، ژاپن، چین و هند اتخاذ می شود. (بخش های ۵-۲ و ۵-۳ را ببینید)

P13 از طرف دیگر، اگر سوخت مصرف شده راکتور باز پردازش نشود، همه ایزوتوپ های با پرتوزایی بالا و اکتنیدهای دراز عمر در آن باقی می‌مانند، و در این صورت همه مجموعه های سوخت به شکل پسماند سطح بالا رفتار می کنند. گزینه دفع مستقیم توسط امریکا، کانادا و سوئد دنبال می شود، بخش ۵-۴ را بینید.

P14 تعدادی از کشورها انتخابی بین بازپردازی و دفع مستقیم را گردن نهاده اند.
P15 پسماندهای سطح بالا تنها %۳ حجم کل پسماندهای پرتوزای جهان را تشکیل می‌دهند، اما ۹۵% کل پرتوزایی از آنهاست.
P16 علاوه بر پسماندهای سطح بالای حاصل از تولید توان هسته‌ای، هرگونه استفاده از مواد پرتوزا در بیمارستان ها، آزمایشگاه ها و صنایع آنچه را که (پسماندهای سطح- پایین) نامیده می شود، تولید می کند. رسیدگی کردن اینها خطرناک نیست اما باید با دقتی بیش از زباله‌های معمولی دفع شوند. پسماندهای هسته ای از بیمارستان‌ها.

دانشگاهها و صنایع به علاوه صنایع توان هسته ای می آیند، آنها می توانند خاکستر شوند و معمولاً دست آخر در محل های دفن زباله کم عمقی چال می شوند. نشان داده شده است که این روش موثری برای مدیریت پسماند این چنین مواد نسبتاً بی‌خطری است به شرطی که همه مواد بسیار سمی ابتدا جدا شده و جزء پسماندهای سطح بالا قرار گیرد.
کشورهای زیادی دارای مخازن پایانی فعال برای پسماندهای سطح پایین هستند. پسماندهای سطح پایین تقریباً همان پرتوزایی را دارند که سنگ معدن لورانیوم مرتبه پایین دارد و هم آنها بالغ بر بیش از پنجاه برابر پسماندهای سطح بالای سالانه است. در کل جهان این پسماندها ۹۰% کل حجم را تشکیل می دهند اما فقط ۱% پرتوزایی کل همه پسماندهای پرتوزا را دارند.

]پسماندهای سطح متوسط[ بیشتر از صنایع هسته ای می آیند. آنها پرتوزاتر هستند و باید پیش از رسیدگی و دفع در برابر مردم حفاظ گذاری نشوند و شامل درین‌ها، رسوب‌های شیمیایی و اجزای راکتور به علاوه مواد آلوده مربوط به از رده خارج کردن راکتورها می شوند. این پسماندها برای دفع بیشتر در بتون قرار داده می شوند. معمولاً پسماند کوتاه عمر (بیشتر از راکتورها) دفن می شود، اما پسماند دراز عمر (از سوخت هسته ای بازفرآوری شده) در اعماق زیر زمین دفع می شوند. پسماندهای سطح میانی ۷% حجم پسماندهای پرتوزای و ۴% پرتوزایی جهان را تشکیل می دهند.

بازفرآوری سوخت مصرف شده
]مهمترین دلیل برای بازفرآوری بیرون کشیدن اورانیوم و پلوتونیوم مصرف نشده از عناصر سوخت مصرف شده است. دلیل دوم کاهش حجم موادی است که به صورت پسماند سطح بالا دفع می شوند[.

P1 بازفرآوری از هدر رفتن مقدار قابل توجهی از منابع جلوگیری می کند زیرا بیشتر سوخت مصرف شده (اورانیومی با کمتر از ۱% u-235 و اندکی پلوتونیوم) می‌تواند به صورت عناصر سوخت جدید بازیابی شود، که ۳۰% اورانیوم طبیعی را که در غیر این صورت لازم بود ذخیره می کند. این اورانیوم و پلوتونیوم به سوخت اکسید مختلط تبدیل می شوند و یک منبع مهم هستند. سپس پسماندهای سطح بالای باقی مانده برای دفع‌شدن به صورت مواد جامدفشرده، پایدار و غیرقابل حلی تبدیل می‌شوند که دفعشان از مجموعه های حجیم سوخت مصرف شده آسان تر است.

P2 یک راکتور آب سبک ۱۰۰۰Mwe در حدود ۲۵ تن سوخت مصرف شده در سال تولید می کند، تا به حال، پیش از ۸۰۰۰۰ تن از سوخت مصرف شده‌ی راکتورهای تولید برق تجاری بازفرآوری شده است و هم اکنون ظرفیت سالانه این کار حدود ۵۰۰۰ تن در سال است.

P3 مجموعه های سوخت مصرف شده ای که از یک راکتور خارج می شوند به شدت پرتوزا هستند و گرما تولید می کنند. به همین خاطر آنها در تانک‌هایی بزرگ یا حوضچه‌هایی از آب قرار داده، خنک می کنند و سه متر از آب روی آنها پرتوها را مهار می کند. آنها در این جا، که در محل راکتور یا در ایستگاه بازفرآوری است، چند سالی باقی می مانند تا سطح تابش آنها به طور چشمگیری کاسته شود. برای بیشتر انواع سوخت ها بازفرآوری در حدود ۵۰ سال پس از تخلیه راکتور انجام می شود.
P4 سوخت مصرف شده ممکن است پس از خنک سازی اولیه، با استفاده از فلاسک‌های محافظ دار خاصی که تنها چند تن (مثلاً ۶ تن) از سوخت مصرف شده را در خود جای داده اما حدود ۱۰۰ تن وزن دارند، حمل و نقل شود. انتقال سوخت مصرف شده و دیگر پسماندهای سطح بالا به سختی مراقبت می شود.

P5 بازفرآوری سوخت اکسید مصرف شده مستلزم حل عناصر سوخت در اسید نیتریک است. سپس جداسازی شیمیایی اورانیوم و پلوتونیوم انجام می شود. Pu و u می توانند به ورودی چرخه سوخت بازگردانده شوند. (اورانیوم به مرحله تبدیل، پیش از غنی سازی دوباره و پلوتونیوم مستقیماً به مرحله ساخت سوخت). (در حقیقت به منظور بازیابی سوخت آنها اغلب در یک محل واحد هستند). مایع باقی مانده پس از بیرون کشیدن pu و u، پسماند سطح بالاست که شامل حدود ۳% از سوخت مصرف شده است. این پسماند به شدت پرتوزاست و به تولید گرمای شدید ادامه می دهد.

P6 بازفرآوری‌های زیادی از دهه ۱۹۴۰، انجام شده است که عمدتاً برای مقاصد نظامی و به منظور بازیافت پلوتونیوم (از سوخت با سوزش burn up کم) برای جنگ افزارها، انجام شده است. در بریتانیا، حدود چهل سال است که عناصر سوخت فلزی حاصل از اولین نسل راکتورهای تجاری که با گاز خنک می شوند، در Sellafield بازفرآوری‌ می گردد. این کارخانه‌ی t/yr1500 با توجه به همراهی با رشد ایمنی، بهداشت و دیگر استانداردهای سامان دهی، با موفقیت توسعه داده شده است. از ۱۹۶۹ تا ۱۹۷۳ سوخت های اکسیدی هم در قسمتی از این کارخانه که به این منظور تغییر داده شده بازفرآوری‌ شدند. در ۱۹۹۴ یک کارخانه جدید بازفرآوری‌ اکسید حرارتی t /yr1200 ‏ (T HORP) برپا شد.

در آمریکا یک داستان حماشی (Saga) سیاسی و فنی هست و هیچ کارخانه بازفرآوری‌ در حال حاضر کار نمی کند. سه کارخانه برای بازفرآوری‌ سوخت های اکسیدی غیرنظامی در آمریکا ساخته شده است: اول یک کارخانه t/yr300 در
West Valley، Ny، ساخته شد و از ۷۲-۱۹۶۶ با موفقیتکار کرد. با وجود این الزامات انتظامی روز به روز سخت گیرانه تر به معنای اصلاح کردن کارخانه بود که غیر اقتصادی پنداشته شد، و کارخانه تعطیل شد. دومی یک کارخانه t/yr300 بود که با استفاده از فن آوری جدید در Morris، illinois ساخته شد،

که علی رقم تحقق در مقیاس آزمایشی در کارخانه تولیدی درست کار نکرد. سومی یک کارخانه t/yr1500 در Barnwell، South Carolona بود، که به واسطه تغییر سیاست دولت که طی یک بند از سیاست عدم تکثر آمریکا (non-proliferation) شده بازفرآوری‌ های غیر نظامی را نفی می کرد، بی نتیجه ماند. در مجموع امریکا از دهه ۱۹۴۰ بیش از ۲۵۰ کارخانه سال تجربه عملی بازفرآوری‌ دارد، که قسمت عمده آن در کارخانه های صنایع دفاعی بوده است.

P7 در فرانسه یک کارخانه بازفرآوری t/yr 400 مشغول به کار است که برای سوخت‌های فلزی حاصل از راکتورهای اولیه‌ی خنک شونده با گاز در Marcoule می‌باشند. در Lattague، بازفرآوری‌ سوخت های اکسیدی از ۱۹۷۶ انجام می شده است، و دو کاخانه t/yr800 هم اکنون فعالند. هند یک کارخانه سوخت اکسیدی t/yr100 فعال در Tarapur و چند تای دیگر در Kalpakkam و Trombay دارد، و ژاپن در حال سوختن یک کارخانه بزرگ در Rokkasho است در حالی که در این فاصله بیشتر سوخت مصرف شده اش در اروپا بازفرآوری‌ می شود.

روسیه یک کارخانه بازفرآوری‌ سوخت اکسیدی t/yr400 در Chelyabinsk دارد و یک کارخانه بزرگتری در Krasnoyarsk می سازد.
P8 پس از بازفرآوری‌، اورانیوم بازیافت شده می تواند در یک کارخانه ساخت سوخت معمولی (پس از غنی سازی دوباره) استفاده شود، اما پلوتونیوم باید در یک کارخانه سوخت اکسید مختلط (MOX) ویژه، که اغلب با کارخانه بازفرآوریی که آن را جدا کرده است در یک جا جمع اند، تبدیل شود. در فرانسه خروجی بازفرآوری‌ با ورودی کارخانه MOX هماهنگ می شود تا از انباشته شدن پلوتونیوم جلوگیری شود. اگر پلوتونیوم برای چند سال انبار شود، آمرسیم- ۲۴۱، ایزوتوپ مورد استفاده در آشکارسازهای دود خانگی، جمع خواهد شد و به خاطر افزایش سطح پرتوزایی گاما دستکاری کردنش در یک کارخانه MOX مشکل می شود.

پسماندهای سطح بالای مربوط به بازفرآوری‌
P1 پسماندهای سطح بالای حاصل از بازفرآوری‌ علی رقم مقدار کمشان (۵-۱ را ببینید) نیازمند مدیریت، ذخیره سازی و دفع بسیار بسیار دقیقی هستند زیرا محتوی پاره‌های شکافت و عناصر ترا اورانیومی می باشند که سطوح بالایی از آلفا، بتا و پرتو گاما و نیز مقدار زیادی گرما منتشر می کنند. این گرما عمدتاً از پاره ای شکافت که اکثراً نیمه عمرهای کوتاه‌تری دارند ناشی می شود. اینها موادی هستند که از نظر عامه به عنوان “پسماندهای هسته‌ای” دانسته می شود.

P2 براساس ظرفیت برق هسته ای ساخته شده از قرار یک کیلووات برای هر نفر، هر یک از افراد یک جامعه غربی سالانه مسئولیت حدود ml20 از پسماند سطح بالایی حاصل از بازفرآوری‌ را متحمل می شود. در صورت جامد سازی حجم این مقدار به حدود یک سانتی متر مکعب کاهش می یابد.
P3 نکته مهمی که وجود دارد این است که پسماندهای حاصل از برنامه های تسلیحاتی در کشورهایی مانند آمریکا و روسیه بدون توجه به سرعت گسترش توان هسته‌ای تجاری، برای چند دهه بر این صحنه حاکم خواهد بود.

میرات اینها در مناطق آلوده، از دهه ۱۹۴۰ به بعد، مخازن ذخیره سازی دارای نشتی و دور نمایی از هزینه‌های پاک سازی بسیار زیادی است که برای کشورهای تولید کننده آنها باقی می‌ماند.
P4 پسماندهای مایع تولید شده در کارخانه های بازفرآوری‌ در مخازن فولادی ضد زنگ چند لایه ای که خنک شده و توسط بتون مسلح احاطه می شوند، به صورت موقتی انبار می شوند. اینها باید پیش از طرح مسئله دفع دائلی شان به مواد جامد فشرده و خنثی از نظر شیمیایی تبدیل شوند.
P5 روش اصلی جامد کردن پسماندهای مایع، شیشه ای کردن است. Synroc (الماس مصنوعی Synthetic rock) استرالیایی یک روش کارآمد برای بی حرکت کردن این چنین پسماندهائی است، اما هنوز برای پسماندهای غیر نظامی، به شکل تجاری گسترش نیافته است.
P6 کارخانه های شیشه‌ای کردن تجاری براساس Calcining پسماندها (حرارت دادن برای تبدیل کردن به یک پودر خشک) و در ادامه در آمیختن با شیشه بوروسیلیکات، استوار هستند. شیشه‌ی مذاب با این پسماندهای خشک مخلوط شده و در قوطی های فولادی بزرگی با ظرفیت kg400 ریخته می شود. سپس یک در پوش بر آن جوش داده می شود. پسماند سالانه یک راکتور ۱۰۰۰ Mwe در ۵ تن از این چنین شیشه‌ای،یا تقریباً در۱۲ قوطی هر یک به ارتفاع ۳/۱ و قطر ۴/۰متر جای می‌گیرد. در بریتانیا این قوطی ها به صورت عمودی در سیلوهایی به عمق ۱۰ متر انبار می‌شوند.

P7 فرآیندهایی این چنین از دهه ۱۹۶۰ به بعد توسعه پیدا کرده و در کارخانه های آزمایشی امتحان شده اند. در Harwell انگلستان چندین تن از پسماندهای سطح بالای حاصل از سوخت بازفرآوری‌ شده طی سال ۱۹۶۶ شیشه ای شد، اما پس از آن تحقیقات رها شد تا هنگامی که مقدار پسماندهای سطح بالای بوجود آمده اولویت بالاتری را باعث شدند. آزمایش های شستشوی با آب بسیار داغ نشان داد که این شیشه غیرقابل حل باقی می ماند حتی اگر چند ترک فیزیکی در آن ایجاد شده باشد. نتایج مشابهی بر روی پسماندهای فرانسوی شیشه ای شده بین سال های ۱۹۶۹ و ۱۹۷۲ بدست آمده است.

P8 شیشه ای کردن پسماندهای پرتوزای سطح بالا اولین بار در فرانسه و در سال ۱۹۷۸ در مقیاس صنعتی انجام شد، و در حال حاضر در پنج کارخانه واقع در بلژیک، فرانسه، و بریتانیا با ظرفیت ۲۵۰۰ قوطی (۱۰۰۰ تن) در سال به صورت تجاری انجام می‌گیرد.
P9 در ۱۹۹۶ دو کارخانه شیشه‌ای کردن در آمریکا باز بودند. یکی در
West Valley، Ny بود برای پرداخت کردن ۲/۲ میلیون لیتر پسماند سطح بالای ناشی از سوخت‌های هسته ای غیرنظامی بازفرآوری‌ شده طی ۲۵ سال قبلش و دیگری در Savannah River، SC، بود برای شیشه ای کردن مقادیر بیشتری از پسماندهای نظامی.

P10 پسماندهای شیشه‌ای شده بیش از دفع نهایی برای مدت زمانی انبار می شوند تا حرارت و پرتوزایی آنها کم شود. در کل هرچه این مواد بتوانند مدت درازتری پیش از دفع نگهداری شوند مشکلات کمتری پیش می آید و فضای کمتری از یک نهضت گاه را احتیاج دارند. برحسب روش های دفع عملی انتخاب شده، حدود ۵۰ سال بین حضور این مواد در راکتور و دفع آنها فاصله هست.
P11 مدیریت این چنین موادی مستلزم استفاده از پوشش حفاظتی و روش‌هایی برای اطمینان از ایمنی افراد درگیر می باشد. به مانند همه موقعیت‌هایی که در آنها پرتو گاما دخیل است، ساده ترین و کم هزینه ترین حفاظت فاصله است- ده برابر کردن فاصله پرتوگیری را به یک درصد می رساند.

P12 هنگامی که پسماندهای سطح بالای جدا شده (یا مجموعه های سوخت مصرف شده) از جایی به جای دیگر منتقل می شوند، محفظه های حمل و نقل مستحکمی بکار می روند. این محفظه ها طراحی شده اند تا در همه تصادفات ممکن مقاومت کنند بدون اینکه نشست کرده یا اثر حفاظتشان در برابر پرتو کاهش یابد. در جاهایی که اینچنین محفظه هایی در طول سالها در معرض حوادث جدی قرار گرفته‌اند، اصلاً هیچ خطر پرتوگیری ایجاد نکرده اند. استانداردهای بالایی که برای استحکام این محفظه ها طراحی شده است باعث می شود که آنها با انفجار به سختی بشکنند و بنابراین به عنوان هدفی برای اعمال خراب کارانه هم جذابیتی ندارند.

انبار و دفع سوخت مصرف شده به عنوان “پسماند”
P1 گزینه دفع مستقیم سیاست ایالات متحده و سوئد است، هر چند در مورد آخری قابل بازیافت خواهد بود. سوئد از سال ۱۹۸۸ یک تجهیزات مرکزی کاملاً عملیاتی برای انبار دراز مدت سوخت مصرف شده (CLAB) با ظرفیت ۵۰۰۰ تن دارد و سوخت بعد از تنها یک سال یا در این حدود انبار شدن در راکتور به این مکان منتقل می‌شود.

P2 در CLAB این سوخت مصرف شده برای خنک شدن و پوشش رادیولوژیکی در زیر آب نگهداری و برای حدود ۴۰ سال ذخیره می شود. در سال ۲۰۲۰ این انبار پر خواهد شد و باید تا آن هنگام یک انبار نهایی آماده شود، هرچند هم اکنون ظرفیت‌های انبار کردن بیشتری در دست ساختمان است.
P3 در حالی که پسماندهای سطح بالای جدا شده، شیشه ای می شوند تا غیر قابل حل و از نظر فیزیکی پایدار شوند، سوخت مصرف شده ای که مقدر است تا به صورت مستقیم دفع شود از قبل به یک شکل سرامیکی خیلی پایدار مانند UO2 است.

P4 در رابطه با خود سوخت مصرف شده یا پسماند استخراج شده از آن، نکته مهمی که باید به آن توجه شود آهنگ سرد شدن یا تلاش پرتوزای آن است. چهل سال پس از در آوردن از راکتور کمتر از یک هزارم پرتوزایی اولیه باقی می ماند، و رفتار با آن بسیار آسان تر است. این ویژگی، پسماندهای هسته ای را از پسماندهای شیمیایی که خطرناک باقی می مانند مگر اینکه خنثی شوند. متمایز می‌کند. هرچه پسماندهای هسته ای به مدت درازتری ذخیره شوند، خطر آنها کمتر شده و می‌توانند ساده تر مدیریت شوند.

P5 در آمریکا شرکت ما همه سوخت مصرف شده را در محل راکتور نگاه می‌دارند و تا جایی که چرخه سوخت ادامه دارد همان جا هست. قصد این است که این سوخت مصرف شده از استخرهای ذخیره راکتور یا بشکه های ذخیره سازی خشک به یک انبار فدرال در کوهستان Yucca در نوادا منتقل شود. مشتری های شرکت برق مبلغ ۱/۰ سنت بر هر کیلو وات ساعت، برای مدیریت ودفع نهایی سوخت های مصرف شده‌اشان می پردازند. در پایان سال ۲۰۰۲ این مبالغ بالغ بر بیش از ۱۸ میلیارد دلار آمریکا شد.

۵-۵- دفع پسماندهای جامد
P1 چه پسماند سطح بالای نهایی، ماده شیشه ای شده حاصل از بازفرآوری باشد، چه مجموعه های سوخت مصرف شده، در نهایت لازم است که به شکل ایمنی دفع شود. یعنی علاوه بر مفاهیم ایمنی به کار رفته در دیگر جاهای چرخه سوخت هسته‌ای، نباید پس از دفع، هیچ مدیریت مداومی لازم باشد. در حالیکه هنوز تا چند سال دفع نهایی پسماندهای سطح بالا روی نخواهد داد. با آهنگی مناسب با طبیعت و مقدار پسماندهای موجود، آماده سازی هایی در حال انجام است.

P2 به عنوان قسمتی از یک بازنگری مداوم بر راه کارهای پسماندداری، کمیته مدیریت پرتوزای آژانس انرژی هسته ای OECD اصول دفع پسماندهای پرتوزا در زمین را از منظر زیست محیطی و اخلاقی بازنگری کرد. ملاحظات مربوط به تساوی نسل ها مورد تاکید قرار گرفت. در ۱۹۹۵ این کمیته تصویب کرد که “زاه برد دفع زیر زمینی می تواند طراحی و اجرا شود به روشی که به اصول اخلاقی و ملاحظات زیست محیطی حساس و پاسخ گو باشد”، و نتیجه گرفت که:

• “هم از نظر زیست محیطی و هم از نظر اخلاقی ادامه انباشت زیرزمینی پسماندهای پرتوزای دراز عمری که باید بیش از چندصد سال از موجودات رویکره زمین جدا نگاه داشته شوند، موجه است” و اینکه
• “اجرای گام به گام طرح های دفع زیر زمینی، نظر به پیشرفت علوم و ]گسترش[ پذیرش عمومی در طول چند دهه جرح و تعدیل را ممکن می کند، و مانع از این نمی شود که احتمالاً انتخاب های دیگری بتواند در مراحل بعدی گسترش پیدا کند”.

P3 دفع نهایی پسماند سطح بالا باید با ضریب اطمینان فوق العاده بالایی انجام شود. سوال این است که قبل از اینکه این کار در مقیاس بزرگی در طول سالیان طولانی انجام شود ما چگونه می توانیم مطمئن شویم؟ آشکار است که با ادامه تحقیقات و طراحی دقیق که هم اکنون مدتی است انجام می شود، یک سطح بالایی از اعتماد می‌تواند در واقع بدست آید. مسائل موجود نه خیلی بزرگ و نه فوق العاده، پیچیده هستند.

P4 ] اول، پسماند جدا شده یا سوخت مصرف شده در یک شکل پایدار و غیرقابل حل هستند. دوم این پسماند در فلاسک هایی از فولاد زنگ نزن سنگین یا ظرف هایی که در مقابل خوردگی مقاوم هستند (مانند فولاد زنگ نزن و مس) پوشینه دار می‌شوند (یا خواهند شد). سوم از منظر زمین شناختی جدا نگاه داشته می شوند[.
دو نتیجه مهم می تواند به آسانی از تغییرات نشان داده شده بیرون کشیده شود. اولی این است که خطر رادیولوژیکی، با هر ۱۰ تا ۱۰۰۰ سال با ضریب یک هزار و پس از آن با تغییرات اندکی پایین می افتد. دلیلش این است که تقریباً همه پاره های شکافت حاصل از واکنش زنجیره ای، که نیمه عمر کوتاهی دارند تلاشی کرده و به مقدار اندکی می‌رسند.

P6 این عملیات مقادیر کمی عناصر “ترا اورانیومی” بسیار سنگین مانند آمرسیم و نپتونیوم که معمولاً نیمه عمرهای خیلی درازتری دارند، پشت سر خود به جا می‌گذارد. یک هزار سال در مقیاس های بشری هنوز هم زمان درازی است، اما هدف قرار دادن آن در یک وضعیت زمین شناختی پایدار است که در این حالت مقیاس های زمانی زمین شناختی مرجع با معناتری هستند. تا حدی که زمان لازم برای تلاش پلوتونیوم به یک سطح پایین از نظر زمین شناسی زودگذر است.

البته اجرای سمی یک سنگ معدن لورانیوم که از سطح زمین بیرون می زند در عمل راهشان را به زنجیره ای غذایی انسان پیدا می کنند. مواد پسماندیی که به شکل سرامیکی در عمق حداکثر یک کیلومتری زیر زمین در یک منطقه خشک با ساختار پایدار زمین شناختی دن می شوند در عمل شانسی برای این کار ندارند. (با وجود گفته نمی شود که رسوب اورانیوم سطحی خطرناک است، چون مقادیری که به بدن می رسد خیلی کوچک است.)

P8 بسیاری از کشورهای صاب تجهیزات هسته ای برنامه های فعالی با هدف تعیین و آزمایش عمق مناسب پایگاه‌های دفع زیر زمینی طرح یا عملیاتی کرده اند. منظور از این کار جایابی مناطقی است که موانع متعددی بین پسماندها و محیط زیست انسان بتواند ساخته شود. بعضی از این موانع طبیعی یا مصنوعی که در پی آنند عبارتند از:
• شکل غیر قابل حلی از پسماند (شیشه، Synroc یا uo2)، ۵-۳ و ۵-۴ را ببینید.
• مسدود کردن در ظروف بدون نشت.
• بسته بندی با خاک معدنی bentonite، در صخره های مرطوب برای محفوظ کردن آن از حرکت آب های زیر زمینی و حرکات ناچیز زمین.
• قرار دادن در ساختارهای سنگی مستحکم در اعماق زیر زمین (مثلاً عمق ۵۰۰ متری).
P9 سه نوع ساختار زمین شناختی برای این منظور به شکل گسترده ای در حال مطالعه شدن هستند:

سنگ های کریستالی سخت، خاک های معدنی و تخت های نمکی سنگی. موقعیت‌های مناسبی در چندین کشور تعریف شده است و این پایگاهها هم اکنون در حال ارزیابی شدن جزئی‌تر هستند. در بیشتر روش ها طرح این است که فن آوری‌های معمول استخراج معدن شامل تونل زنی و گستردن سوراخ ها و ایجاد اتاق ها استفاده شود. این کارها مسافت کافی برای قرار دادن قوطی ها (Conister) در حفره هایی با فواصل مناسب در کف هر طبقه، یا چیدمان های دیگر فراهم می کند. یک انبار زیر زمینی عمیق ساخته شده به این منظور در نیومکزیکو امریکا هم اکنون در حال کار است، اما تنها برای پسماندهای نظامی با عمر بلند استفاده می شود.

P10 مشکلات مربوط به این کار در اصل مشکلات فنی هستند. فنون طراحی مهندسی و استخراج معدن معمول همراه با مانیتورینگ دما و تنش سنگ ها باعث می‌شوند که عملیات دفع با درجه بسیار بالایی از ایمنی انجام شود. عملیات مهندسی و سازماندهی برای جدا نگاه داشتن موثر مواد خطرناک چیز تازه ای نیست.

P11 مسئله پایداری زمین شناختی ساختار سنگ ها برای اینکه دفع پسماندها در دراز مدت با مشکلی مواجه نشود بسیار مهم است. تعدادی از ساختارهای سنگی هستند که بیش از نیمی از ۴۵۰۰ میلیون سال عمر زمین را پایدار بوده اند، که شانس کم حرکتی قابل توجه را در دوره زمانی هزار ساله یا بیشتر جداگانه داشتن پسماندها می‌رساند.
P12 در حالی که دفع زیر زمینی پسماندهای هسته ای بالقوه به شکل دائمی است، اگر فصل های آینده بخواهند، هیچ مشکلی برای بازیابی آنها ندارند، و تدارک آن می‌تواند به سادگی انجام شود.

P13 مقایسه زهر آگینی پسماندهای هسته ای با سموم صنایع معمول و گازهای سمی که هر روزه توسط صنایع به کار می رود بی ربط نیست. طبیعتاً آرسنیک روزانه به صورت یک علف کش و در الوارهای ساختمانی در محیط زیست توزیع می شود، برخلاف پسماندهای هسته ای عمر نامحدودی دارد. باریم عمومیت ندارد، و استفاده وسیعی در صنعت و مصارف خانگی دارد. این گازها، با توجه به میزان دسترسی به آنها احتمالاً خطرناکتر از پسماندهای هسته ای هستند.

P14 در حال حاضر سوال کوچکی که وجود دارد این است که دفع پسماندهای سطح بالا هنگامی که عمری از آنها گذشت ایمن خواهند بود یا نه؟ این پسماندها، هرچند هنگام تولیدشان بسیار سمی هستند، مقدارشان کم است و در کل خطرناک‌تر از بیشتر مواد مشابه نیستند. با این همه، آنها تجلی سندروم ‘not in my backyard’ جوامع مدرن هستند. برای ما پذیرش مزایای توسعه اقتصاد و فن آوری در حالی که انسان‌های امیدوار دیگری با همه جنبه های پلشت و ناخوشایند مقابله خواهند کرد آسان تر است، هرچند ممکن است ایمن باشند.

P15 در حالیکه هر کشوری در مورد دفع پسماندهای خودش از هر نوع که باشد مسئول است، در حال حاضر امکان استفاده از مخازن پسماند هسته ای بین‌المللی به صورت جدی مد نظر قرار دارد، و روسیه برای اجرای آن قوانینی وضع کرده است. استرالیا یکی از کشورهایی است که موقعیت زمین شناختی مناسبی برای یک چنین عمل مخاطره آمیزی دارد.

یک همسان طبیعی: oklo
P16 اگرچه پسماندهای بسیار فعال نیروگاههای هسته ای مدرن هنوز به مدت زمان کافی به صورت چال شده نمانده اند که نتایجی مشاهده شود، این فرآیند در عمل حداقل به صورت طبیعی در یک نقطه اتفاق افتاده است. در okloی گابن واقع در آفریقای غربی، حدود دو میلیارد سال قبل حداقل ۱۷ راکتور هسته ای طبیعی در یک رسوب غنی از کانه اورانیوم شروع به کار کرده اند. هر یک از آنها حدود ۲۰kw حرارت تولید می کرد. در آن زمان غلظت u-235 در همه اورانیوم های طبیعی به جای ۰۷ درصد کنونی، ۷/۳ درصد بود .

P17 این واکنش های زنجیره ای طبیعی در حضور اب به عنوان یک کند کننده خود به خود شروع شده و قبل از این که در نهایت فرو نشینند، حدود ۲ میلیون سال ادامه یافت. درطول این دوره واکنش طولانی حدود ۴/۵ تن پاره های شکافت به همراه ۵/۱ تن پلوتونیوم و دیگر عناصر فرا اورانیومی در این معدن تولید شد.

P18 این محصولات پرتوزای اولیه در این مدت زمان طولانی به عناصر پایدار تلاشی کرده اند اما مطالعه دقیق مقدار و موقعیت این عناصر نشان داده است که پسماندهای پرتوزا در طول واکنش‌های هسته‌ای و پس از آن جابجایی اندکی داشته‌اند. پلوتونیوم و دیگر ترا اورانیوم ها بی حرکت مانده اند. این مسئله از آن جهت قابل توجه است که آب های زیر زمینی به آسانی به این مواد دسترسی داشته اند و آنها به یک شکل خنثی از نظر شیمیایی (مانند شیشه) نبوده اند. با وجود این، مواد پسماندی حتی با وجود آب، به خاطر نشت بر روی خاک های معدنی لزوماً در میان زمین آزادانه حرکت نمی‌کنند .

P19 پس تنها “آزمایش” شناخته شده در مورد دفع پسماند هسته ای در زیر زمین، در oklo، با وجود مشخصات این محل در یک دوره زمانی طولانی موفقیت آمیز بوده است. یک چنین ساختار رسی/ ماسه ای water-logqedی برای دفع پسماندهای سمی جدید، هسته ای یا چیزهای دیگر در نظر گرفته نمی شود، اگرچه خاک های رس و قیر نقش مهمی در محفظه سازی برای این پسماندها بازی می کنند.

P20 با وجود این، مثال oklo به محققان انگیزه داد تا حرکت دی اکسید اورانیوم در آب‌های زیر زمینی را به همراه دیگر سنگ های معدنی (که شکافت پذیر نیستند) مطالعه کنند. این به سنجش ایمنی دراز مدت مخازن پسماندهای سطح بالا کمک خواهد کرد. یک چنین مطالعه همسان بین‌المللی در اطراف رسوب های koongarra در سرزمین های شمالی استرالیا در حال انجام است.

هزینه
P21 بالاخره، مسئله هزینه مهم است. در آمریکا به واسطه اختصاص یک مالیات ۰۱ Cent/kwh برای دفع سوخت مصرف شده بالغ بر ۱۸ میلیارد دلار امریکا در پایان ۲۰۰۲ جمع شده بود. شرکت های برق کانادایی قیمتی در حدود ۰۱ Cent/kwh را برای هزینه دفع سوخت مصرف شده در آینده جمع می کنند، و این پول ها در ۱۹۹۷ بالغ بر ۲۵/۱ میلیارد دلار کانادا شد. در سوئد یک مالیات ۰۳ Cent/kwh خرج ذخیره تدریجی پسماندها و تحقیق در مورد دفع آنها می شود. وضعیت های مشابهی در دیگر کشورها وجود دارد به این امید که برای دفع نهایی همه پسماندهای هسته ای از قبل به صورت کامل تأمین بودجه شود.
P22 به طور خلاصه، واضح است که مدیریت ایمن پسماندها یک هنجار است، که فن آوری دفع وجود دارد و اینکه اجرای کامل آن با هزینه قابل قبول در سال ۲۰۲۰ در چند کشور امکان پذیر خواهد شد.

۵-۶- راکتورهای از کار انداخته شده
]تا کنون بیش از ۳۰۰ راکتور هسته ای از کار انداخته شده است که شامل تقریباً ۱۰۰ راکتور توان تجاری بیش از ۲۵۰ راکتور تحقیقاتی و تعدادی تجهیزات چرخه سوخت می باشد[.
P1 چون تنها در سال های اخیر است که چند راکتور بزرگ تر بسته شده است. فقط راکتورهای کوچک و متوسط (حداکثر Mwe330) تا این مرحله با استفاده از تجهیزات کنترل از راه دور از کار انداخته شده اند. قطعات جدا شده همراه با دیگر پسماندهای سطح متوسط دفع می شوند .
P2 آژانس بین‌المللی انرژی اتمی برای نابودسازی، پس از برداشتن سوخت، سه گزینه تعیین کرده است. این تعاریف در سطح بین‌المللی پذیرفته شده است:

• ]پیاده کردن بی فاصله[ (یا Early Sute Releae/Decon در امریکا): این گزینه وسایلی در نظر گرفته می شود که طی زمان نسبتاً کوتاهی پس از خاموش شدن یا ختم فعالیت های منظم از کنترل نظارتی خارج می شوند. معمولاً پیاده سازی یا فعالیت‌های آلایش زدایی نهایی در طی چند ماه یا چند سال بسته به دستگاه آغاز می‌شود. در ادامه برداشتن کنترل نظارتی، استفاده مجدد از پایگاه امکان پذیر می‌شود.
• حصار ایمن (یا Safestor): این گزینه حذفنهایی کنترل ها را برای یک دوره طولانی تر، معمولاً ۴۰ تا ۶۰ سال به تعویق می اندازد. این وسیله در یک وضعیت ذخیره سازی ایمن قرار می گیرد تا اینکه پیاده سازی نهایی و فعالیت های آلایش زدایی انجام شود.

• ]دفن[ این گزینه قرار گرفتن وسیله در شرایطی را در پی دارد که باقی ماندن مواد پرتوزا را در محل بدون نیاز به حتی برداشتن آن به طور کامل مجاز خواهد کرد. این گزینه معمولاً کاهش ابعاد سطحی را که مواد پرتوزا در آن قرار گرفته اند و سپس احاطه شدن آنها را در یک ساختار بادوام مانند بتون را به همراه دارد تا پرتوزایی باقی مانده در نهایت موجب نگرانی نباشد.

P3 هر گزینه مزایا و معایبی دارد و سیاست ملی است که به شکل شایسته ای تعیین می کند که کدام روش انتخاب شود. در حالت پیاده کردن بی فاصله و رها کردن زود هنگام پایگاه مسئولیت نابود سازی به نسل های آینده منتقل نمی شود. تجربه و مهارت های کادر شاغل هم می تواند در طول برنامه نابودسازی بکار گرفته شود. گزینه دیگر یعنی حصار ایمن یا انباشت ایمن کاهش قابل توجه در پرتوزایی مانده و بنابراین کاهش خطر پرتوگیری در طول پیاده سازی نهایی را ممکن می کند. پیشرفت مورد انتظار در فنون مکانیکی هم باید به کاهش خطرات و هزینه ها منجر شود.

P4 برای راکتورهای هسته‌ای، حدود۹۹% پرتوزایی با سوختی که پیش‌از جهت‌گیری به سمت هر یک از این گزینه ها برداشته می شود همراه است. جدای از هر آلایش زدایی سطحی از نیروگاه، پرتوزایی باقی مانده از “محصولات فعال سازی” مانند اجزای فولادیی که برای مدتی طولانی در معرض تابش فوترون بوده اند، می آید. اتم‌های این اجزا به ایزوتوپ های مختلفی مانند آهن ۵۵، کبالت ۶۰، نیکل ۶۳، و کربن ۱۴ تبدیل می شوند.

دوتای اول به شدت پرتوزا بوده و اشعه گاما منتشر می کنند. با وجود این نیمه عمرشان به صورتی است که پس از تعطیلی راکتور پرتوزایی شان بسیار کم شده و احتمال خطر برای کارگران به شدت کاسته می شود. روی هم رفته، ۱۰۰ سال پس از خاموش شدن، سطح پرتوزایی با ضریب ۱۰۰۰۰۰ پایین می افتد.