家 / いぼ/ 世界の核廃棄物の再処理。使用済み核燃料はどのように保管されますか?そして最も重要なことですが、その理由は何ですか? 使用済み核燃料管理の問題はいつから生じたのでしょうか。

世界の核廃棄物の再処理。使用済み核燃料はどのように保管されますか?そして最も重要なことですが、その理由は何ですか? 使用済み核燃料管理の問題はいつから生じたのでしょうか。

核廃棄物と核燃料廃棄物 – この 2 つは絶対に必要です異なる概念。両方の廃棄はさまざまな方法で行われます。核燃料廃棄物の処理問題は、今日ではさらに使用するための処理メカニズムがあるため、深刻なものではないことに留意すべきである。

核燃料廃棄物とは何ですか

これらは燃料生成要素です。核燃料やその他の成分の残骸が含まれています。工業企業は特別なメカニズムを使用して物質を処理します。その結果、廃棄物は、あらゆる種類の核施設（原子力発電所、潜水艦、産業）で使用される本格的な燃料に変換されます。

核廃棄物に関してはまったく異なる状況です。現在、それらを処理するメカニズムはありません。実際にはリサイクルのみが可能です。しかし、このプロセスには、人類がまだ解決できていない微妙なニュアンスがすでに含まれています。

廃棄物の種類

このような廃棄物にはいくつかの種類があります。

難しい;
液体;
原子力施設の要素。

廃棄物の種類ごとに処理方法が異なります。そこで、固形物を燃やし、その灰をセメントと混ぜます。得られたスラブは特別な保管施設に保管されます。液体は蒸発させられ、この目的のための容器に詰められ、地中に埋められます。原子力施設の要素コンポーネントをリサイクルするプロセスははるかに複雑です。

核燃料廃棄物の方が人類にとってはるかに有益であることが判明しましたか？その通り。人間の活動の多くの分野で、リサイクルされた廃棄物が使用されています。これ：

兵器産業。
薬;
農業;
制作など。

核廃棄物の国内への輸入は世界的に禁止されている。しかし、廃棄のプロセスを考えると、コンテナをどこに保管するかという当然の疑問が生じます。結局のところ、原子力産業廃棄物の「墓場」として使用できる非常に広大な土地が必要です。

既存の禁止にもかかわらず、多くの第三世界諸国は、廃棄物コンテナの埋設のために自国の土地を割り当てることに同意しています。当然、無料ではありません。今のところ、そのような忠誠心によって状況は救われていますが、これらのエリアが単に満員になった場合、次に何が起こるでしょうか?

信じられないことに、この問題にはまだ解決策がありません。どの国の科学者も、他の廃棄物処理の機会をまだ見つけていませんが、これは人類にとって極めて憂慮すべきことであり、懸念すべきことです。しかし、現代人彼らはこの問題にほぼ次のようにアプローチします。「私の一生にはそれで十分です。その後は私の関心事ではありません。」まったく短絡的で無謀ですが、この瞬間核廃棄物の処分と再処理の状況を変える手段はない。

核燃料貯蔵問題

核燃料の処分は人類にとってさほど困惑するものではありませんが、別の疑問があります。それは、廃棄物をどのように確実かつ安全に保管するかということです。使用済み物質は「回収」の対象となりますが、その前に廃棄物をどこかに保管し、輸送する必要があります。これらすべてのプロセスは、実際の脅威に関連しています。環境そしてもちろん人です。

1998年、ロシア当局は、ロシアからの核燃料廃棄物の輸入を許可する法律を制定した。外国。議員らがそのような決定を下すきっかけとなったのは、ロシアでさらなる処理と運用のための使用済み燃料を入手する機会が得られたことだった。当然のことながら、原材料のコストはロシアの予算にとって非常に有益です。いくつかの計算によると、この方法で廃棄物を生産することは、核燃料を自分たちで生産するよりもはるかに安価です。

この法律は当時採択されなかったが、現在もその導入の実現可能性について活発な議論が行われている。一方で、これは国にとって経済的に有益です。その一方で、信頼性の高い保管施設の組織と設備、および輸送プロセスに対する適切なアプローチが必要です。これらは、そのような一歩を踏み出すことを妨げる唯一の「制限」です。この国には使用済み核燃料を再処理するための施設がすべて整っている。

現時点では、この問題に関する決定は延期されます。ただし、これは前向きな傾向であると考えられます。それにもかかわらず、支配者たちがそのような事業の収益性だけでなく、可能性についても考慮するのは良いことだからです。マイナスの結果ロシアの人口にとって。

核燃料は、制御された連鎖反応を実行するために原子炉で使用される物質です。これは非常にエネルギーを消費し、人間にとって安全ではないため、その使用には多くの制限が課されます。今日は、原子炉燃料とは何か、それがどのように分類され、生産され、どこで使用されるのかを学びます。

連鎖反応の進行

核連鎖反応中、原子核は 2 つの部分に分割され、これらは核分裂片と呼ばれます。同時に、いくつか（2～3）の中性子が放出され、その後、後続の原子核の分裂を引き起こします。このプロセスは、中性子が元の物質の原子核に衝突するときに発生します。核分裂破片は高い運動エネルギーを持っています。物質中でのそれらの阻害は、大量の熱の放出を伴います。

核分裂破片とその崩壊生成物は、核分裂生成物と呼ばれます。あらゆるエネルギーの中性子を共有する原子核は、核燃料と呼ばれます。一般に、それらは奇数の原子を持つ物質です。一部の原子核は、エネルギーが特定のしきい値を超える中性子のみによって核分裂します。これらは主に偶数の原子を持つ元素です。閾値核によって中性子が捕獲された瞬間に燃料核が形成されるため、このような核は原料と呼ばれます。可燃物と原料を組み合わせたものを核燃料といいます。

TVEL と TVS

原子炉燃料はペレット状で使用される小さいサイズ。これらは密閉された燃料要素 (燃料要素) に配置され、それが結合されて数百の燃料集合体 (FA) になります。核燃料は、燃料棒被覆管との適合性に関して高い要件が求められます。十分な融解および蒸発温度、良好な熱伝導率を備え、中性子照射下で体積が大幅に増加してはなりません。生産の製造可能性も考慮されます。

応用

原子力発電所等へ原子力施設燃料は燃料集合体の形で供給されます。これらは、運転中（燃え尽きた燃料集合体の代わりに）と修理活動中の両方で原子炉に装填することができます。後者の場合、燃料集合体は大規模なグループで交換されます。この場合、燃料の 3 分の 1 だけが完全に交換されます。最も燃え尽きた集合体は原子炉の中央部分から降ろされ、その場所に、以前は活動度の低い領域にあった部分的に燃え尽きた集合体が置かれます。その結果、新しい燃料集合体が後者の代わりに設置される。この単純な再配置スキームは伝統的であると考えられており、多くの利点があり、その主な利点は均一なエネルギー放出を保証することです。もちろん、これはプロセスの一般的な概念を示すだけの概略図です。

抜粋

使用済み核燃料は炉心から取り出された後、通常は近くにある冷却プールに送られます。実際、使用済み燃料集合体には大量のウラン核分裂片が含まれています。原子炉から取り出した後、各燃料棒には約 30 万キュリーの放射性物質が含まれており、100 kW/時間のエネルギーを放出します。このため、燃料は自己発熱し、放射性物質が多くなります。

新しく降ろされた燃料の温度は 300°C に達することがあります。したがって、温度が設定された範囲に維持される水の層の下に3〜4年間保管されます。燃料が水中で保管されると、燃料の放射能と残留排出物の出力が減少します。約3年後、燃料集合体の自己発熱は50～60℃に達します。その後、燃料はプールから取り出され、処理または廃棄のために送られます。

金属ウラン

金属ウランが原子炉の燃料として使用されることは比較的まれです。物質は660℃の温度に達すると相転移が起こり、構造の変化が起こります。簡単に言えば、ウランの体積が増加すると、燃料棒の破壊につながる可能性があります。 200～500℃の温度で長時間照射すると、物質は放射線成長します。この現象の本質は、照射されたウラン棒が2〜3倍に伸びることです。

金属ウランは膨張するため、500℃を超える温度での使用は困難です。核分裂後、2 つの破片が形成され、その合計体積はまさに核の体積を超えます。一部の核分裂破片はガス原子 (キセノン、クリプトンなど) で表されます。ガスはウランの細孔に蓄積して内圧を形成し、温度が上昇すると内圧が上昇します。原子の体積の増加とガス圧力の増加により、核燃料は膨張し始めます。したがって、これは核分裂に伴う体積の相対的な変化を指します。

膨潤の強さは燃料棒の温度と燃え尽き具合に依存します。燃焼度が増加すると核分裂破片の数が増加し、温度と燃焼度が増加すると内部ガス圧力が増加します。燃料の機械的特性が高い場合、燃料は膨潤しにくくなります。金属ウランはこれらの材料には含まれません。したがって、原子炉の燃料として使用すると、このような燃料の主な特性の 1 つである燃焼度が制限されます。

ウランの機械的特性と耐放射線性は、材料を合金化することによって改善されます。このプロセスでは、アルミニウム、モリブデン、その他の金属をそれに加えます。ドーピング添加剤のおかげで、捕捉ごとに必要な核分裂中性子の数が減少します。したがって、これらの目的には、中性子を弱く吸収する材料が使用されます。

耐火性化合物

炭化物、酸化物、金属間化合物などの一部の耐火性ウラン化合物は、優れた核燃料と考えられています。これらの中で最も一般的なのは二酸化ウラン (セラミック) です。融点は2800℃、密度は10.2g/cm 3 です。

この材料は相転移を起こさないため、ウラン合金よりも膨潤しにくいです。この機能のおかげで、バーンアウト温度を数パーセント上昇させることができます。の上高温セラミックはニオブ、ジルコニウム、ステンレス鋼、その他の材料と相互作用しません。その主な欠点は、熱伝導率が 4.5 kJ (m*K) と低く、反応器の比出力が制限されることです。さらに、高温のセラミックは割れやすいです。

プルトニウム

プルトニウムは低融点金属と考えられています。 640℃の温度で溶けます。可塑性が低いため、機械加工は事実上不可能です。この物質の毒性により、燃料棒の製造技術が複雑になります。原子力産業はプルトニウムとその化合物の利用を繰り返し試みてきたが、成功していない。燃料を使用して、原子力発電所プルトニウムを含む原子炉は、加速期間が約 2 分の 1 に短縮されるため実用的ではありませんが、標準的な原子炉制御システムはそのように設計されていません。

核燃料の製造には、通常、二酸化プルトニウム、プルトニウムと鉱物の合金、および炭化プルトニウムと炭化ウランの混合物が使用されます。高い機械的性質分散燃料は、ウランとプルトニウムの化合物の粒子がモリブデン、アルミニウム、ステンレス鋼、その他の金属の金属マトリックスに配置されており、熱伝導性と熱伝導性を備えています。分散燃料の耐放射線性と熱伝導率はマトリックスの材質に依存します。たとえば、最初の原子力発電所では、分散燃料はモリブデンを 9% 含むウラン合金の粒子で構成されており、その粒子にはモリブデンが充填されていました。

トリウム燃料に関しては、燃料棒の製造と加工が難しいため、現在では使用されていません。

生産

核燃料の主原料であるウランのかなりの量が、ロシア、米国、フランス、カナダ、南アフリカなどのいくつかの国に集中しています。その鉱床は通常、金と銅の近くにあるため、これらすべての材料が同時に採掘されます。

鉱山で働く人々の健康は大きなリスクにさらされています。実際のところ、ウランは有毒物質であり、採掘中に放出されるガスは癌を引き起こす可能性があります。そして、これは、鉱石にこの物質が1％以下しか含まれていないという事実にもかかわらずです。

レシート

ウラン鉱石からの核燃料の製造には次の段階が含まれます。

湿式冶金処理。浸出、粉砕、抽出または吸着回収が含まれます。湿式冶金処理の結果、酸化ウラン、二ウラン酸ナトリウム、または二ウラン酸アンモニウムの精製された懸濁液が得られます。
物質を酸化物から四フッ化物または六フッ化物に変換し、ウラン 235 を濃縮するために使用されます。
遠心分離またはガス熱拡散による物質の濃縮。
濃縮物質を二酸化物に変換し、そこから燃料棒「ペレット」が製造されます。

再生

原子炉の運転中、燃料は完全に燃え尽きることができないため、遊離同位体が再生産されます。この点において、使用済み燃料棒は再利用を目的とした再生の対象となります。

現在、この問題は次の段階からなる Purex プロセスを通じて解決されています。

燃料棒を 2 つの部分に切断し、硝酸に溶解します。
核分裂生成物や殻部分から溶液を除去する。
ウランとプルトニウムの純粋な化合物の単離。

その後、生じた二酸化プルトニウムは新たな炉心の製造に使用され、ウランは濃縮または炉心の製造に使用されます。核燃料の再処理は複雑で高価なプロセスです。そのコストは、原子力発電所の使用の経済的実現可能性に重大な影響を与えます。再生に適さない核燃料廃棄物の処分についても同様のことが言えます。

現在、使用済み核燃料の管理は限界段階にあり、原子力エネルギー開発の見通しを決定するものである。原子力エネルギーを持つすべての国（おそらくフランスを除く）は、膨大な量の使用済み核燃料を蓄積しており、この問題の未解決の性質は、原子力プロジェクト開発のためのさらなる計画の実施に疑問を投げかけています。

ロシアの特徴は、我が国の原子力開発の歴史に関係する広範囲にわたる燃料の蓄積である。したがって、使用済み核燃料問題を解決するには、数々の独自技術の開発とインフラ施設の複合化が必要です。

ロシアで開発された SNF 管理システムには、SNF の保管、輸送、再処理が含まれています。貯蔵は、原子力発電所および研究用原子炉の原子炉および敷地内貯蔵施設、国営企業ロスアトムの 2 つの工場（FSUE MCC および FSUE PA Mayak）にあるプール型貯蔵施設（容量 8,600 トンと 2,500 トン）で行われる。原子力砕氷船団の技術保守船（輸送炉からのSNF）および陸上の技術基地にも搭載されています。

現在、ロスアトム国営企業の施設には合計2万2千トンの使用済み核燃料が蓄積されている。毎年、約 650 トンの使用済み燃料がロシアの原子力発電所の原子炉から降ろされますが、この量のうち再処理されるのはわずか 15% です。

蓄積された使用済み核燃料と新たに生成された使用済み核燃料の問題を解決するために、ロスアトム国営企業は、規制、財務、経済、インフラの要素を含む使用済み燃料管理システムを構築しています。技術体系 SNF管理さまざまな種類 2030 年までの期間を図 1 に示します。

現在、使用済み核燃料、放射性廃棄物の処理、使用施設の廃炉などの分野で山積する問題を解決するための主要な資金メカニズムは、原子力は、「2008 年および 2015 年までの期間の核および放射線の安全性の確保」という連邦目標プログラム (FTP NRS) です。 2015年から使用済み燃料を所有する法人（主にローナーゴアトム・コンツェルンOJSC）から使用済み燃料管理基金への拠出が開始される。

主要な SNF プロジェクトのうち、その実施は連邦目標原子力安全プログラムによって規定されているもののうち、以下の点に注意する必要があります。

RBMK-1000およびVVER-1000使用済み燃料の「乾式」貯蔵施設の建設。
ガス化学コンビナートの既存の「湿式」貯蔵施設の再建。
原子力発電所から蓄積された使用済み核燃料の除去の準備と提供。
AMB型原子炉からの使用済み燃料の取り扱いに関する複雑な作業（マヤックPAでの使用済み燃料集合体の分離と使用済み燃料の再処理）。
工業用原子炉の運転により蓄積された高濃縮DAV-90ブロックの除去と処理。
使用済み核燃料再処理実験実証センターの創設革新的な技術;
FSUE PA マヤークでの再処理のための研究炉からの使用済み燃料の取り出しなど。

マヤック PA での放射性化学物質の生産

現在、ロシアには放射性化学物質の製造施設はマヤックPAのRT-1複合施設の1つだけであり、VVER-440、BN-600原子炉、研究施設、輸送施設からの使用済み燃料が処理されている。この技術スキームは改良された PUREX プロセスです。同時に、RT-1 は、ウランとプルトニウムに加えてネプツニウムも生産する世界で唯一の放射性化学物質生産施設です。したがって、ロシアでさらに処分される予定の高レベルガラス固化廃棄物には、現在、埋設廃棄物の長期放射性毒性に最大の寄与をする放射性核種が含まれていない。さらに、RT-1 は、同位体製品の製造のために核種を分離するための世界で唯一の高レベル廃棄物分別装置を稼働させています。原子力安全のための連邦目標プログラムは、連邦州単一企業 PA Mayak による液体放射性廃棄物の環境安全性、段階的削減、排出停止を確保するための措置の実施を規定している。このようなイベントには次のようなものがあります。

発達戦略的決定テチャカスケード貯水池の問題について。
貯水池 V-9 (カラチャイ) と V-17 (オールドスワンプ) の保全。
処理水を左岸運河に排出する共同下水システムの創設。
特殊下水、中・低レベル放射性廃棄物の処理施設の建設。
液体および不均一液体廃棄物をセメントで固めるための複合体の作成。
SRW処理複合施設の創設と固体ILWおよびLLWのための地表近くの貯蔵施設の建設。
新しいガラス化炉の建設とガラス固化体HLW貯蔵施設の拡張。
創造現代のシステム放射生態学的モニタリング。

PA Mayakは、プロセス廃棄物の量を削減するとともに、現在再処理されていないものを含むあらゆる種類の使用済み燃料の受け入れと再処理の可能性を確保するために、使用済み燃料再処理の技術スキームを最新化する作業を行っています。中期的には、最も「問題のある」タイプの蓄積された使用済み核燃料、AMB、EGP（適切な決定がなされた場合）、DAV、欠陥のあるRBMK集合体などの再処理が確保されるべきである。

AMB使用済燃料の再処理の準備

核および放射線の安全性の分野で最も差し迫った問題の 1 つは、AMB 原子炉からの使用済み燃料の管理です。ベロヤルスク原子力発電所の 2 基の AMB 原子炉は 1989 年に停止されました。使用済み燃料は原子炉から降ろされ、現在ベロヤルスク原子力発電所の冷却プールとマヤクPAの「湿式」貯蔵施設に保管されている。

使用済みAMB燃料集合体の特徴は、約40種類の燃料組成が存在することと、全体の寸法が大きいこと（使用済み燃料集合体の長さは約13メートル）である。ベロヤルスク原子力発電所での保管中の主な問題は、カセットケーシングパイプと使用済み燃料プールのライニングの腐食です。

連邦目標原子力安全プログラムは、マヤク PA での再処理を含む、AMB 使用済み燃料の管理のための一連の作業を規定しています。現在、AMB 使用済み燃料の放射化学的再処理技術と技術規制が選択され、正当化されています。 2011 年に、AMB 使用済み燃料の類似物である AM 燃料の試験的再処理が実施されました。切断および貫通部門（SPD）のプロジェクトが開発され、その作成に関する資本作業（作業文書の開発、工事およびORP装置の製造）。同時に、ベロヤルスク原子力発電所では、AMB使用済み燃料を安全に保管するための措置が講じられました：ステンレスケースにK17u炭素鋼カセットを設置し、準備技術的手段冷却池の内張りの漏れの迅速な捜索と除去、換気システムの再構築、プールに隣接する部屋の密閉の準備。 2015年までに、ORPにおける使用済み燃料集合体を含むカセットを切断するための技術ソリューションの開発とテスト、使用済み燃料の放射化学的再処理、機器の設置、PAマヤクの切断・貫通部門の試運転と試運転を完了する予定である。

AMB使用済み燃料の切断と再処理の開始は2016年に予定されている。 2018年までにマヤクPA貯蔵プールに貯蔵されている使用済み燃料は再処理されるべきであり、2020年にはベロヤルスク原子力発電所のプールからこの燃料を完全に空にすることが計画されており、2023年には再処理が完了する予定である。

EGP SNF 問題の最終的な解決策のオプション

現時点で最終段階で決定が行われていない唯一の使用済み核燃料は、EGP 原子炉 (ビリビノ原子力発電所) からの燃料です。 AMB使用済み燃料と同様に、これも長く、燃料組成の組成はAMB燃料の改質物の1つの組成に近いため、このタイプ SNF は ORP の運用開始後、つまり 2016 年以降に Mayak で再処理できるようになります。しかし、ビリビノ原子力発電所は非常に遠隔地にあり、発電所敷地内からの使用済み燃料の抽出と除去のためのインフラストラクチャーの欠如、およびその立地地域の適切な輸送インフラストラクチャーの欠如により、非常に高額な導入コストが決定されます。このプロジェクトの。同時に、ビリビノ原子力発電所が位置する地域の永久凍土は、放射性廃棄物と使用済み核燃料の最終隔離ポイントを組織することを可能にします。有利な条件、のような：

天然の熱物理的バリアの使用。
ホストの地質環境には自由水が存在しないため、貯蔵施設から環境への放射性核種の移動が妨げられます。
永久凍土における酸化還元反応が遅くなり、人工バリアの耐用年数が長くなります。

連邦目標原子力安全プログラムの枠組みの中で、再処理のためにビリビノ原子力発電所サイトから使用済み核燃料を除去するための選択肢が開発されています。

陸路でチェルスキーの港まで行き、海上輸送でそれからムルマンスクへ列車で PA「マヤック」にて。
陸路でケペルヴィーム空港まで、次に空路でエメリャノヴォ空港まで、その後鉄道でマヤック PA まで。

別の選択肢には、ビリビノ原子力発電所の敷地のすぐ近くに、ボーリング孔または掘削タイプの地下断熱のためのパイロット産業施設を建設することが含まれる（「原子力技術と環境の安全性」、No. 2-2012、133 ページ） 139）。 EGPからの使用済み燃料を処理する選択肢の1つを支持する包括的に正当な選択は、ロスアトム国営企業、チュクチ政権、原子力産業組織、輸送および技術開発者の代表を含む作業部会によって2012年中に行われるべきである。 EGP および Rostechnadzor の専門家組織 (STC NRS) からの SNF を処理するためのスキーム。

照射された DAV ブロックの取り扱い

現在、シベリア化学・鉱業化学連合は、高濃縮ウランを含む大量の照射済みDAV-90ブロックを蓄積している。これらは 1989 年以来、原子炉プラントの冷却プールに保管されています。 DAV-90 ブロックのシェルの状態を毎年検査すると、腐食欠陥の存在が示されます。

ロスアトム国営企業は、マヤック PA での処理のために DAV-90 ユニットを輸出することを決定しました。現代の安全要件をすべて満たす輸送および梱包用コンテナのバッチが開発および製造されており、準備と装備の作業が進行中です。必要な装備シベリア化学工業団地、鉱業化学工業団地、およびマヤック生産協会で、処理のための輸送用の DAV ブロックのバッチを完成させるためのユニットの積み降ろしを行っています。 2012年には、「ホット」テストを含む、PAマヤクへのDAV-90撤去のための輸送および技術計画の本格的なテストが実施されるべきである。

原子力発電所敷地からのRBMK使用済み燃料の除去

蓄積された使用済み燃料の最大量は RBMK-1000 燃料で、2011 年まで原子力発電所から取り出されませんでした。蓄積された RBMK-1000 使用済み燃料の主要量をステーション敷地から除去するために、以下が提供されます。

レニングラード、クルスク、スモレンスク原子力発電所での使用済み燃料集合体を切断するための複合施設の創設。
使用済み燃料を多目的コンテナに「乾式」貯蔵し、その後鉱山および化学コンビナートに移送するためのバッファーサイトを原子力発電所に組織する。
ガス化学コンビナートに「乾式」貯蔵施設を建設。

2012 年 4 月に、RBMK 使用済み燃料の最初の階層が「乾式」貯蔵のために取り出されました。

現在、レニングラード原子力発電所の使用済み燃料集合体解体施設の操業は通常通り行われている。

使用済燃料解体施設は、敷地内の保管施設から使用済燃料集合体を受け取り、使用済燃料集合体を2つの燃料棒束（FB）に分離し、FBをアンプルに取り付け、アンプルをスペーサーケースMBCに装填し、ケースをコンテナに積み込みます。運用の安全性は、コンテナに積み込む前に燃料要素の個々の束をアンプル化する技術によって確保されます。アンプルは核安全な形状をしており、PT に適しています。封じ込めこれにより、チャンバー内で使用済み燃料集合体を切断するプロセス中および長期保管中の両方で、使用済み燃料がそこから逃げることができません。アンプルの設計と、PT を個別のシェルに入れて輸送および保管するスキームにより、次のことが保証されます。

SFA 切断チャンバー内での輸送作業中の SNF 流出の防止。
切断部門での作業中にアンプル自体と PT を使用したアンプルの場合の両方で、起こり得る偶発的な落下の結果の深刻さを軽減します。
輸送中にコンテナが偶発的に落下した場合の影響の深刻さを軽減します。

「乾燥」保管場所に置くことができない欠陥のある RBMK 使用済み燃料は、今後数年間にマヤック PA で処理される予定です。 2011 年に、「パイロット」プロジェクトが実施され、標準技術を使用して RBMK 使用済み燃料を配送および処理して商業ウラン製品を製造する可能性が実証されました (「原子力技術と環境の安全性」、No. 2-2012、142 ページ-) 145）。

鉱業および化学工場の SNF 保管場所

MCC に建設中の集中「乾式」使用済燃料貯蔵施設はチャンバー型構造です。

チャンバー保管のための設計ソリューションには、次の 2 つの制御された物理的バリアが含まれます。

密閉（溶接）キャニスター（30 PT RBMK-1000 燃料の場合は高さ 4 m、3 つの VVER-1000 使用済み燃料集合体では高さ 5 m）。
貯蔵ユニット（パイプ）、溶接により密閉されています。

貯蔵ユニットの冷却は自然対流によって確実に行われます。RBMK-1000 反応器 SNF – 横方向空気供給付き、VVER-1000 反応器使用済燃料 – 縦方向空気供給付き。

2011 年に、9,200 トンの UO 2 を収容できる RBMK-1000 使用済み燃料集合体を貯蔵する発射施設が稼働開始されました。 2015年には、15,870トンのUO 2を収容できるRBMK-1000使用済燃料集合体用の別の乾式貯蔵モジュールと、8,600トンのUO 2を収容できるVVER-1000使用済燃料集合体用の「乾式」貯蔵施設が打ち上げられる予定である。ＵＯ２．

現在、VVER-1000 原子炉からの使用済み燃料は、原子炉近くのプールで 3 年間熟成させた後、MCC の集中「湿式」貯蔵施設に保管されており、その容量は 8600 トンに増加しています。 VVER-1000使用済み燃料の貯蔵能力に応じて、コンテナ貯蔵施設の建設が計画されている。

鉱業化学連合では、集中使用済み燃料貯蔵施設に加えて、BN-800 高速炉用の MOX 燃料を製造するプラントの建設が進められています。高レベル放射性廃棄物と長寿命放射性廃棄物の地質学的隔離分野の研究のための地下研究所と、使用済み核燃料を再処理するための革新的な技術を開発するための実験実証センター（将来的には大規模な施設）を建設することが計画されている。放射化学再処理工場）。

実験・デモンストレーションセンター

現在設立されている実験実証センター（ODC）は、液体放射性廃棄物の生成を最小限に抑え、主要な操作で 3H と 129I を効果的に分離してこれらの核種を排除する、使用済み核燃料再処理の新しいアプローチを工業規模でテストすることを目的としています。廃棄物の流れから収集し、大規模な処理施設の設計のための信頼できる初期データを取得します。「顧客注文」モード、つまり顧客が指定した再生製品の命名法と品質による使用済み核燃料の再処理の可能性が研究される。

ODC の開発の過程で、放射化学産業の発展と設計およびエンジニアリング組織の能力レベルの向上のため、現代の科学技術基盤が再構築されています。新設されるODCでは、水処理法（簡易ピューレックス法、ウランの晶析精製による処理、高レベル廃棄物の抽出分別等）を中心とした革新的技術の開発を行います。水プロセス）および非水処理方法である流体抽出。 ODC の主要な技術ラインの技術計画は、閉鎖的な技術サイクルと放射性廃棄物の処分量の削減を保証します。開発された ODC は多機能であり、次のものが含まれます。 SNF 再処理の全サイクルの技術開発を保証する「基本的な」技術ラインであり、年間 100 トンの SNF の処理能力を備えています。新しい SNF 再処理技術の個々の操作をテストするための研究室。年間 2 トンから 5 トンの SNF の処理能力を備えています。分析複合体。非技術廃棄物処理装置。 U-Pu-Np 製品の保管。 HLW 保管施設。 SAOの保管施設。

ODC 用に開発された非標準機器約 1,000 台のうち、約 4 分の 1 は類似品のない完全に新しい機器です。新しいタイプの機器については、特別に作成された「コールド」スタンド上の実物大のモックアップでテストする作業が行われています。現在、ODC プロジェクトが開発され、作業文書が作成され、建設現場が準備され、競技会が開催され、非標準装備の作成と標準装備の購入に向けた作業が進行中です。 2015年までに、建物全体と通信設備を完全に建設し、2016年に技術試験を開始するための研究室の設備を備えたODCスタートアップ複合施設を建設する予定です。

鉱業・化学コンビナートにおける使用済燃料再処理の見通し

環境的かつ経済的に最適化された革新的な技術を選択し、産業規模でテストしたことに基づいて、2025 年までに大規模な放射性化学処理プラントを建設する予定です。この事業は、高速炉用の燃料の生産や使用済み燃料再処理廃棄物の最終分離施設と合わせて、蓄積された燃料と、既存および計画中の原子力発電所から取り出される使用済み燃料の両方の問題を解決する機会を提供することになる。植物。

VVER-1000原子炉からの使用済み燃料とRBMK-1000使用済み燃料集合体の大部分は、実験実証センターとMCCの大規模生産の両方で再処理されることが計画されている。再生生成物は核燃料サイクルで使用され、ウランは熱中性子炉用の燃料の製造に、プルトニウムは（ネプツニウムとともに）高速炉用に使用されます。同時に、RBMK 使用済み燃料の再処理率は、核燃料サイクルにおける再生生成物 (ウランとプルトニウムの両方) の需要に依存します。

上記のアプローチは、2011 年 11 月に承認された「2012 年から 2020 年および 2030 年までの期間のインフラ整備および使用済み核燃料管理プログラム」の基礎となった（「原子力技術と環境の安全性」第 2 号）。 2-2012、p. 40-55)。

著者

使用済み核燃料管理分野における国営企業「ロスアトム」の政策は、業界で定められた SNF 管理コンセプト（2008 年）に基づいている。基本的な原則– 環境上許容される核分裂生成物の取り扱いと再生核物質の核燃料サイクルへの復帰を確保するための使用済み燃料の再処理の必要性。使用済み核燃料を取り扱う際には、燃料取り扱いのあらゆる段階において核および放射線の安全性、核物質の物理的保護および安全性を確保し、将来の世代に過度の負担をかけないことが最優先されます。この分野の戦略的方向性は次のとおりです。

使用済み核燃料を管理して保管するための信頼できるシステムの構築。
使用済燃料の再処理技術の開発。
核燃料サイクルへの再生製品のバランスのとれた関与。
処理中に発生する放射性廃棄物の最終的な分離（処分）。

照射済み核燃料の保管は複雑なプロセスであり、安全対策の強化が必要です。ジェレズノゴルスク（クラスノヤルスク準州）の鉱業化学連合は、水冷式および乾式使用済み燃料貯蔵施設を運営しています。同工場は使用済み燃料の再処理技術を開発しており、これはロスアトムが核燃料サイクルの閉鎖に向けて進むのに役立つだろう。

廃棄物ですか、それとも貴重な原材料ですか?

使用済み核燃料の運命は異なる展開をする可能性があります。ほとんどの国では、原子力発電所の原子炉内で必要な時間を過ごした核燃料は放射性廃棄物とみなされ、埋葬地に送られるか海外に輸出されます。このアプローチの支持者（例えば、米国、カナダ、フィンランド）は、使用済み核燃料の再処理という高価で複雑で潜在的に危険なプロセスを習得するのに十分なウラン鉱石が地球上に埋蔵されているという意見を持っています。ロシアとその他いくつか核保有国（フランス、イギリス、インドを含む）各国は照射済み燃料を再処理する技術を開発しており、将来的には燃料サイクルを完全に閉鎖するよう努めている。

クローズドサイクルでは、ウラン鉱石から得られ原子炉で使用された燃料が再処理され、原子力発電所で繰り返し使用されることを前提としている。その結果、原子力エネルギーは実際に再生可能資源となり、放射性廃棄物の量は減少し、人類は数千年にわたって比較的安価なエネルギーを提供されることになります。

使用済み燃料再処理の魅力は、ある作戦中の核燃料の燃焼度の低さによって説明されます。最も一般的な加圧水型原子炉 (VVER) では燃焼度は 3 ～ 5% を超えませんが、旧式の高出力チャネル型原子炉 (RBMK) では燃焼度が 3 ～ 5% を超えません。 2％であり、高速中性子（BN）の原子炉でのみ20％に達する可能性があるが、そのような工業規模の原子炉はまだ世界で2基しかない（両方ともロシアのベロヤルスク原子力発電所）。したがって、使用済み核燃料は、ウランやプルトニウムの同位体を含む貴重な成分の供給源となります。

SNF パス: 原子炉から保管場所まで

核燃料は、六フッ化ウランペレットが充填された密封棒（燃料要素 - 燃料棒）からなる燃料集合体（FA）の形で原子力発電所に供給されることを思い出してください。

VVERの燃料集合体は、六角形のフレームに取り付けられた312本の燃料棒で構成されています（写真提供：PJSC NZHK）

原子力発電所からの使用済み核燃料 (SNF) には特別な取り扱いが必要です。原子炉内では燃料棒が蓄積するたくさんの核分裂生成物は核分裂生成物であり、核から取り出されてから何年も経っても熱を放出します。空気中では棒は数百度まで加熱されます。したがって、燃料キャンペーンの終了時には、照射されたアセンブリは現場の冷却プールに置かれます。水は余分な熱を取り除き、原子力発電所の人員を危険から守ります。より高いレベル放射線。

3 ～ 5 年後でも燃料集合体は熱を発生しますが、一時的な冷却の不足は危険ではなくなります。原子力作業員はこれを利用して、使用済み燃料を発電所から専用の貯蔵施設に移送します。ロシアでは、使用済み燃料はマヤク生産協会（チェリャビンスク地方）と鉱業化学コンビナートの同位体化学工場（クラスノヤルスク地方）に送られる。 MCC は、VVER-1000 および RBMK-1000 原子炉からの燃料の保管を専門としています。同社は 1985 年に建設された「湿式」（水冷）保管施設と、2011 年から 2015 年にかけて段階的に稼働を開始した乾式保管施設を備えています。

「VVER使用済み燃料を輸送するため」鉄道燃料集合体は、IAEA 基準に従って認定された TUK (輸送梱包キット) に入れられます」と MCC のアイソトープ化学プラントのディレクター、イゴール・ゼーレフ氏は言います。 - 各 TUK は 12 個のアセンブリを保持します。このステンレス鋼の容器は、人員と公衆を放射線から完全に保護します。重大な列車事故が発生した場合でも、梱包の完全性は損なわれません。使用済み核燃料を積んだ列車には工場の従業員と武装警備員が同行している。」

移動中、SNF はなんとか 50 ～ 80 °C まで温まるので、工場に到着した TUK は冷却ユニットに送られ、そこでパイプラインを通じて 1 cm/分の速度で水が供給されます。燃料温度を急激に変えることはできません。 3～5時間後、容器を30℃まで冷却します。水を排出し、TUC を深さ 8 m のプールに移し、再積載します。容器の蓋は水の直下で開けます。そして、水中で、各燃料集合体は 20 座席の保管ケースに移されます。もちろんMCCにはダイバーはおらず、全ての作業は専用のクレーンを使って行われます。同じクレーンが、アセンブリを備えたケースを保管コンパートメントに移動します。

放出されたTUKは除染のために送られ、その後は特別な予防措置を講じることなく鉄道で輸送できる。 MCC は毎年、各階層に数個のコンテナを積んで原子力発電所への飛行を 20 回以上実施しています。

湿った状態での保管

湿式保管施設は、床の金属シートがなければ、巨大な学校の体育館と間違われる可能性があります。よく見ると、黄色の分割ストライプが細いハッチになっていることがわかります。あるコンパートメントまたは別のコンパートメントにカバーを取り付ける必要がある場合、クレーンはあたかもガイドに沿っているかのようにこれらのストリップに沿って移動し、荷物を水中で移動させます。
アセンブリの上には、放射線に対する信頼性の高い障壁、つまり 2 メートルの脱塩水の層があります。保管室には通常の放射線環境があります。マンホールの蓋の上を歩いて覗いてみることもできます。

貯蔵施設は、設計基準および設計基準を超えた事故を考慮して設計されており、信じられないほどの地震やその他の想定外の事故に対して耐性があります。安全のため、保管プールは 20 のコンパートメントに分割されています。想定上の漏洩が発生した場合、これらの各コンクリートモジュールを他のモジュールから隔離し、アセンブリを損傷のない区画に移動することができます。確実に熱を除去するために、水位を維持する受動的な手段が考えられています。

2011年には福島での事故が起こる前から、保管施設が拡張され、安全対策が強化された。 2015年の再建結果に基づき、2045年までの営業許可が得られた。現在、この「湿式」貯蔵施設は、ロシアおよび海外で生産された VVER-1000 タイプの燃料集合体を受け入れています。プールには 15,000 個以上の燃料集合体を収容できます。廃棄された使用済み核燃料に関するすべての情報は電子データベースに記録されます。

乾式保管

「私たちは、水冷保管が乾式保管または処理の前の中間段階であることを目指しています。この意味で、鉱業化学連合とロスアトムの戦略は世界的な発展のベクトルに相当するとイーゴリ・ゼーレフ氏は説明する。 - 2011 年に、当社は RBMK-1000 乾式使用済燃料貯蔵施設の第 1 段階を委託し、2015 年 12 月に施設全体の建設を完了しました。また2015年、MCCは使用済み核燃料を再処理してMOX燃料の製造を開始した。 2016 年 12 月に、VVER-1000 燃料の「湿式」保管庫から乾式保管庫への最初の再装填が完了しました。」

保管室にはコンクリートモジュールがあり、その中には窒素とヘリウムの混合物が充填された使用済み核燃料が入った密封キャニスターが入っている。アセンブリを冷却します外の空気、重力によって空気ダクトを通って流れます。この場合、強制換気は必要ありません。特定のチャネル配置により空気が移動し、対流熱交換により熱除去が行われます。原理は暖炉の隙間風と同じです。

使用済み燃料を乾燥して保管する方がはるかに安全で安価です。「湿式」保管とは異なり、給水や水処理のコストがかからず、水の循環を整える必要もありません。電力が失われた場合でも施設は影響を受けず、実際に燃料を積み込む以外の人員によるアクションは必要ありません。この意味で、ドライ技術の創出は大きな前進です。しかし、水冷ストレージを完全に放棄することはできません。発熱量が増加するため、VVER-1000 アセンブリは最初の 10 ～ 15 年間は水中に放置する必要があります。この後にのみ、乾燥室に移動するか、処理のために送ることができます。
「乾式貯蔵施設を組織する原則は非常に単純です」とイーゴリ・ゼーレフ氏は言います。「しかし、これまで誰もそれを提案しませんでした。現在、この技術の特許はロシアの科学者のグループに属している。そして、乾式貯蔵技術は多くの国で関心を集めているため、これはロスアトムの国際市場への拡大に適したテーマです。日本人、フランス人、アメリカ人がすでに来ています。ロシアの核科学者が海外で建設している原子力発電所から使用済み燃料をMCCに持ち込む交渉が進行中である。」

乾式貯蔵の導入は、RBMK 反応器を備えたプラントにとって特に重要でした。設立前は、レニングラード、クルスク、スモレンスクの原子力発電所が敷地内の貯蔵施設のオーバーフローにより能力を停止するリスクがありました。 MCC 乾式貯蔵施設の現在の容量は、ロシアのすべての工場の使用済み RBMK アセンブリを収容するのに十分です。発熱が低いため、「湿式」保管場所を経由せず、すぐに乾式保管場所に送られます。使用済み燃料はここに100年も残る可能性がある。おそらくこの間に、経済的に魅力的なその処理技術が生み出されるでしょう。

SNF 再処理

ジェレズノゴルスクに建設中の使用済み核燃料を再処理する実験実証センター（ODC）は、2020年までに稼働する予定である。 MOX 燃料 (ウランとプルトニウムの混合酸化物) を生産するための最初のスタートアップ施設では、技術がまだ開発および改良されているため、年間 10 個のアセンブリしか生産されません。将来的には、工場の生産能力は大幅に増加するでしょう。現在、アイソトープ化学工場の両方の貯蔵施設からの集合体を再処理に送ることができますが、経済的な観点からは、「湿式」貯蔵施設に蓄積された使用済み燃料の再処理から始めるほうがより有益であることは明らかです。将来的には、VVER-1000集合体に加えて、高速中性子炉の燃料集合体、高濃縮ウラン（HEU）の燃料集合体、外国設計の燃料集合体も処理できるようになることが計画されている。この製造では、ウラン、プルトニウム、アクチニドの酸化物と固化した核分裂生成物の混合物である酸化ウラン粉末が生成されます。

ODC は、第 3 世代以降の世界で最も近代的な放射化学プラントとして位置づけられています (フランスのアレバ社のプラントは第 2 世代以降です)。主な特徴鉱山および化学コンビナートで導入されている技術 - 液体や化学物質が存在しない少ない量使用済み核燃料の再処理中に発生する固体放射性廃棄物。

MOX 燃料はベロヤルスク原子力発電所の BN 原子炉に供給されます。ロスアトムはREMIX燃料の開発にも取り組んでおり、2030年以降はVVER型原子炉で使用される可能性がある。プルトニウムと劣化ウランを混合するMOX燃料とは異なり、REMIX燃料はプルトニウムと濃縮ウランの混合物から作られる予定だ。

この国に混合燃料で稼働するさまざまな種類の原子炉を備えた十分な数の原子力発電所があれば、ロスアトムは核燃料サイクルの閉鎖に近づくことができるだろう。

連邦州鉱業・化学コンビナート単一企業, 連邦原子力機関（FSUE FYAO "GKHK"）、州立原子力公社「ロスアトム」の企業、ZSLCの一部門。クラスノヤルスク地方のジェレズノゴルスクにあります。 FSUE FYAO「GCC」は主要企業ロスアトムは、革新的な新世代技術に基づいた閉鎖核燃料サイクル（CNFC）技術複合体を構築する。

危険クラス 1 ～ 5 の廃棄物の除去、処理、処分

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20世紀に入り、理想的なエネルギー源の絶え間ない探求は終わったかに見えました。この源は原子核とその中で起こる反応であり、世界中で核兵器の活発な開発と原子力発電所の建設が始まりました。

しかし、地球はすぐに核廃棄物の処理と破壊という問題に直面しました。エネルギー原子炉この業界からの廃棄物と同様に、多くの危険を伴います。これまでのところ、加工技術は十分に開発されていませんが、この分野自体は活発に開発されています。したがって、安全性は主に適切な廃棄に依存します。

意味

核廃棄物には特定の放射性同位体が含まれています化学元素。ロシアでは、連邦法第 170 号「原子力エネルギーの使用について」(1995 年 11 月 21 日付け) に与えられた定義に従って、さらに使用するそのような廃棄物は提供されません。

材料の主な危険性は、生体に悪影響を与える大量の放射線の放出です。放射能被曝の影響には、遺伝的障害、放射線障害、死亡などが含まれます。

分類マップ

ロシアにおける核物質の主な供給源は原子力エネルギー部門と軍事開発である。すべての核廃棄物には 3 つのレベルの放射線があり、これは物理学のコースでよく知られているものです。

アルファ - 放射。
ベータ - 放出。
ガンマ線 - 放射。

最初のものは、他の 2 つとは異なり、無害なレベルの放射線を生成するため、最も無害であると考えられています。確かに、これはそれらが最も危険な廃棄物のクラスに含まれることを妨げるものではありません。

一般に、ロシアの核廃棄物の分類マップでは、核廃棄物が 3 つのタイプに分類されています。

固体の核のゴミ。膨大な量の材料が含まれていますメンテナンスエネルギー分野では、従業員の衣類、作業中に蓄積された廃棄物。このような廃棄物は炉で燃やされ、その後、灰は特別なセメント混合物と混合されます。それは樽に注がれ、密封されて貯蔵所に送られます。埋葬については以下で詳しく説明します。
液体。原子炉の運転は、技術的解決策を使用しなければ不可能です。さらに、これには特殊スーツの治療や作業員の洗濯に使用される水も含まれます。液体は完全に蒸発し、その後埋没が起こります。液体廃棄物は多くの場合リサイクルされ、原子炉の燃料として使用されます。
原子炉、輸送および設備の構造要素技術的制御企業では別のグループを構成します。それらの処分には最も費用がかかります。現在、石棺を設置するか、部分的に除染して解体し、さらに埋葬のために保管庫に送るかの2つの選択肢がある。

ロシアの核廃棄物の地図では、低レベルと高レベルも特定されています。

低レベル廃棄物 - 医療機関、研究所、研究センターの活動中に発生します。ここでは化学検査を行うために放射性物質が使用されます。これらの物質から放出される放射線のレベルは非常に低いです。適切に処分すれば、有害廃棄物は約数週間で通常の廃棄物に変わり、その後は通常の廃棄物として処分できます。
高レベル廃棄物とは、核兵器の開発に軍事産業で使用される使用済み原子炉燃料や材料です。ステーションの燃料は放射性物質を含む特殊な棒で構成されています。原子炉は約 12 ～ 18 か月間稼働し、その後は燃料を交換する必要があります。廃棄物の量は単純に膨大です。そしてこの数字は、原子力エネルギー部門を開発しているすべての国で増加しています。高レベル廃棄物の処分は、環境と人体への災害を避けるためにあらゆるニュアンスを考慮する必要があります。

リサイクルと廃棄

現在、核廃棄物の処分にはいくつかの方法があります。いずれも一長一短がありますが、どう考えても放射能被曝の危険を完全に取り除くことはできません。

埋葬

廃棄物処理は最も有望な処理方法であり、特にロシアで積極的に使用されている。まず、廃棄物のガラス化または「ガラス化」のプロセスが発生します。使用済み物質は焼成され、その後石英が混合物に加えられ、この「液体ガラス」が特別な円筒形の鋼製型に注がれます。得られるガラス材料は耐水性があり、放射性元素が環境に侵入する可能性が低くなります。

完成したシリンダーは徹底的に醸造および洗浄され、わずかな汚れも取り除かれます。次に、それらは非常に長い間保管場所に送られます。長い間. 保管施設は損傷を受けないように、地質学的に安定した地域に設置されています。

地層処分は、廃棄物が長期間維持管理を必要としないように、深さ300メートル以上で行われます。

燃焼

一部の核物質は、上で述べたように、生産の直接の結果であり、エネルギー部門における一種の副産物廃棄物です。これらは製造中に放射線にさらされた材料です: 古紙、木材、衣類、家庭廃棄物。

これらはすべて特別に設計された炉で焼かれ、汚染のレベルを最小限に抑えます。有害物質雰囲気的には。廃棄物の中でも灰はセメントで固められます。

セメンティング

ロシアにおける核廃棄物のセメント固定による処分（方法の1つ）は、最も一般的な方法の1つである。そのアイデアは、照射された物質と放射性元素を特別な容器に入れ、その後特別な溶液で満たすというものです。このような溶液の組成には、化学元素の混合物全体が含まれます。

結果的にはほとんど影響を受けず、外部環境、ほぼ無制限の期間を実現できます。ただし、そのような埋設は危険レベルが中程度の廃棄物の処分の場合にのみ可能であることを予約する価値があります。

シール

廃棄物の処理と量の削減を目的とした、長年にわたるかなり信頼性の高い慣行です。基本的な燃料物質の処理には使用されませんが、他の低危険廃棄物を処理できます。この技術は、低い圧力力の油圧および空気圧プレスを使用します。

再利用

エネルギー分野における放射性物質の使用は、これらの物質の比活性のため、完全には行われません。時間を費やした後も、廃棄物は依然として原子炉の潜在的なエネルギー源として残っています。

で現代世界特にロシアではエネルギー資源の状況が非常に深刻であるため、再利用核物質を原子炉の燃料として使用することは、もはやありえないことではありません。

現在、使用済み原材料をエネルギー用途に使用できる方法があります。廃棄物に含まれる放射性同位体は、食品加工や熱電反応器を作動させるための「バッテリー」として使用されます。

しかし、その技術はいまだ発展途上であり、理想的な加工方法は見つかっていません。しかし、核廃棄物の処理と破壊は、原子炉の燃料として使用することで、このような廃棄物に関する問題を部分的に解決することができます。

残念なことに、ロシアでは核廃棄物を除去するそのような方法は事実上開発されていない。

ボリューム

ロシアでは、世界中で処分のために送られる核廃棄物の量は年間数万立方メートルに達します。ヨーロッパの保管施設は毎年約 45,000 立方メートルの廃棄物を受け入れていますが、米国ではこの量を吸収しているのはネバダ州にある埋立地 1 つだけです。

核廃棄物とそれに関連する海外およびロシア国内での作業は、高品質の技術と設備を備えた専門企業の活動です。企業では廃棄物が露出しているさまざまな方法で上記の処理を行います。その結果、体積を減らし、危険性のレベルを下げ、エネルギー部門の廃棄物の一部を原子炉の燃料として使用することも可能になります。

平和的な原子は、すべてがそれほど単純ではないことを長い間証明してきました。エネルギー部門は発展しており、今後も発展し続けるでしょう。軍事分野についても同じことが言えます。しかし、私たちが時々他の廃棄物の排出に目をつぶると、不適切に処分された核廃棄物は人類全体に大惨事を引き起こす可能性があります。したがって、この問題は手遅れになる前に早期に解決する必要があります。

世界の核廃棄物の再処理。 使用済み核燃料はどのように保管されますか?そして最も重要なことですが、その理由は何ですか? 使用済み核燃料管理の問題はいつから生じたのでしょうか。