Radyoaktif atık

Vikipedi, özgür ansiklopedi
Az radyoaktif maddelerin taşınması

Radyoaktif atıklar, serbestleştirme sınırlarının üzerinde aktivite konsantrasyonu içeren ve bir daha kullanılması düşünülmeyen nükleer ve radyoaktif maddeler ile radyoaktif madde bulaşmış ya da radyoaktif olmuş yapı, sistem, bileşen ve malzemelerdir.[1]

Tıp, endüstri, araştırma gibi değişik uygulama alanlarında değişik aktivite, fiziksel ve kimyasal durumlarda radyoaktif atıklar ortaya çıkar. Radyoaktif atıkların yarılanma ömürleri elementin türüne göre değişmekle birlikte birkaç yıldan yüzyıllar mertebesine kadar olabilir. Radyoaktif atık, özel bir kontrol sistemi altında yönetilmelidir.[2]

Transuranik atıkların nakliye için hazırlanması

Radyoaktif Atık Tipleri[değiştir | kaynağı değiştir]

Radyoaktif atıklar taşınma, depolama ve atık düzenlemelerini kolaylaştırmak için içerdiği radyoaktif malzemenin konsantrasyonu ve radyoaktif kaldıkları süre dikkate alınarak sınıflandırılırlar. Kategorilerin tanımı ülkeden ülkeye değişmekle beraber radyoaktif atıklar düşük seviye, orta seviye ve yüksek seviyeli atıklar olarak sınıflandırılabilir.[3]

Düşük seviyeli atıklar (DSA), normal olarak işçi tulumları, taşıma kapları, şırıngalar gibi malzemelerin az miktardaki kısa ömürlü radyoaktivite ile teması sonucu oluşur. DSA’lar genellikle lastik eldivenler kullanılarak işleme tabi tutulur. Nükleer güç santrallerinin hizmetten çıkarılması esnasında oluşan birçok atık DSA sınıfına girer.[3]

Orta seviyeli atıklar (OSA), tipik olarak nükleer malzeme ile birlikte kullanılmış ekipman veya radyoaktif akışkanların temizlenmesinde kullanılmış iyon değişim reçineleri gibi daha çok endüstriyel malzemelerdir. Bunlar tipik olarak ihmal edilebilir düzeyde ısı üretirler, fakat kısa veya uzun süreli radyasyon yayarlar ve korunmak için zırhlama gerekir. Kullanılmış nükleer yakıtların yeniden işlenmesi sırasında yakıtın çözülmeyen metal kısımlarını içeren atıklar OSA kategorisinde değerlendirilir.[3]

Yüksek seviyeli atıklar (YSA), fisyon reaksiyonu sonucunda ortaya çıkan yüksek derecede radyoaktif ve uzun ömürlü elementleri içerirler. Yüksek seviyeli atık kategorisinde ayırım yeniden işlenilmeyecek olan kullanılmış nükleer yakıt (KNY) ve yeniden işleme uygulamasının kalıntıları arasında yapılır. Bu iki alt grup biçim ve içerik olarak farklılıklar arz etseler de (örneğin yeniden işleme atıkları akışkandır) benzer şekilde yönetilirler. Birçok ülke, uygulanacak atık yönetiminin gerektirdiği özelliklere bağlı olarak değişik atık sınıflandırma sistemi geliştirmiştir. Atıklar sınıflarının gerektirdiği şekilde işlenmekte ve bertaraf edilmektedirler.[3]

Depolanması[değiştir | kaynağı değiştir]

Radyoaktif atıkların uzun süreli depolanması amacıyla yapılan tesislerdeki yaklaşım, radyoaktif atıkların konsantre edilmesi ve matris olarak tanımlanan beton, asfalt, cam gibi kapalı ortamlarda saklanmasıdır. Radyoaktif atıklar içlerindeki radyonüklitlerin yarı ömrüne ve diğer özelliklerine bağlı olarak değişik sürelerde depolanmaları gerekir.

Radyoaktif atıklar için yapılan depolama tesisleri kabaca iki grupta toplanabilir; yakın yüzey depolama tesisleri ve derin depolama tesisleri.

Radyoaktif atıkların çevre ve insan sağlığını etkilememesi, insanların ve çevrenin en etkin şekilde korunması amacı ile bütün dünyada çalışmalar sürdürülmektedir. Bu amaçla, radyoaktif atıklar ve atık nihai bertaraf tesislerinin envanterleri, gelecek nesillerin de açık şekilde bilgilendirilmesi ve atık kayıtlarına kolaylıkla ulaşmalarını sağlayacak koşullarda düzenlenir ve saklanır.

Yasal düzenleme[değiştir | kaynağı değiştir]

Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı (IAEA) tarafından hazırlanmış olan Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management isimli anlaşma ile (Kullanılmış Yakıt ve Radyoaktif Atık Yönetimi Güvenliği Birleşik Sözleşmesi) temel güvenlik ölçütleri; teknik ve yönetimsel açılardan belirlenerek atık güvenliği uluslararası ölçekte güvence altına alınmıştır.

Türkiye'de Radyoaktif Atık Yönetimi ve Depolama tesisleri hususundaki yasal düzenleme 2690 sayılı Türkiye Atom Enerjisi Kurumu Kanununun 4. Maddesinin (f) bendinde ve "Radyasyon Güvenliği Tüzüğünün" 8. Maddesinin (c) bendinde yer almaktadır. Belirtilen yasal yetkiler çerçevesinde TAEK Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi bünyesinde Düşük ve Orta Seviyeli Radyoaktif Atık (LILW) işleme ve geçici depolama tesisi kurulmuş olup, bu tesis faaliyetlerine devam etmektedir.

Radyoaktif Atıkların Bertaraf Edilme Yöntemleri[değiştir | kaynağı değiştir]

Radyoaktif Atıkların Okyanusa Dökülmesi[değiştir | kaynağı değiştir]

1993'ten önce, ülkelerin okyanuslara nükleer atık atmasını engelleyen hiçbir uluslararası yasa yoktur. 1946'dan 1993'e kadar olan dönemde, ABD de dahil olmak üzere on üç ülke, nükleer atıklarını atmak için okyanus çöplüğünü kullanmıştır.[3] 1946'da, "ilk boşaltma operasyonu Kuzey Doğu Pasifik Okyanusu'nda, Kaliforniya kıyılarının yaklaşık 80 kilometre açıklarındaki bir alanda gerçekleşmiştir.[4]

1957'de Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı (IAEA), Radyoaktif Atıkların Denize Boşaltılmasına ilişkin ilk Danışma Grubu Toplantısını düzenlemiştir. Ertesi yıl, BM ilk Deniz Hukuku Konferansı'nı (UNCLOS I) düzenlemiştir. Bu iki toplantı, nükleer atıkların okyanusa boşaltılmasına ilişkin uluslararası hukukun temelini oluşturulmuştur[3]  1972'de birçok ülke, Atıkların ve Diğer Maddelerin Dampingi Yoluyla Deniz Kirliliğinin Önlenmesine İlişkin Londra Sözleşmesi'ni kabul etmiştir. Sözleşme, yüksek seviyeli radyoaktif atıkların okyanusa boşaltılmasını yasaklayarak 1975 yılında yürürlüğe girmiştir.[3] Bu sözleşmeye göre, düşük seviyeli atıkların boşaltılmasına hala izin verildiğini, ancak yalnızca özel bir izin verildikten sonra izin verildiğini unutmamak gerekir.[4]

1983'te, düşük seviyeli atık boşaltımı için bir moratoryum kabul edilmiştir. 1985 yılında, Londra Sözleşmesinin Akit Tarafları bu gönüllü moratoryumu başlatmıştır.[3] 1993 yılında sözleşmenin tarafları, radyoaktif atıkların ve maddelerin denizden uzaklaştırılmasını yasaklayan bir kararı kabul etmişlerdir.[3]  Bu karar 20 Şubat 1994'te yürürlüğe girerek denizde radyoaktif atıkların yok edilmesini tamamen yasaklamıştır.

Eski okyanus çöplük alanlarını incelemek için birkaç keşif ve araştırma yapılmıştır. Kuzeydoğu Atlantik atık boşaltma alanında en son 1996 yılında araştırma yapılmıştır. Antropojenik radyonüklidler (insan aktivitesinden kaynaklanan radyoaktif nüklitler) için deniz yatağının üzerinde toplanan örnekleri analiz etmişlerdir. Analiz, bu bölgede ölçülebilir ancak ihmal edilebilir düzeyde radyoaktivite artışı olduğunu göstermiştir.[3]

1992'den 1994'e kadar, Rus ve Norveç ortak keşif gezileri Kara Denizi'ndeki dört çöp sahasını ziyaret etmiştir.  Su, tortu ve organizmalardan örnekler alınmıştır. Yine, radyoaktif kontaminasyon, atık konteynerlerine yakın alınan tortu örnekleri dışında ihmal edilebilir düzeyde olmuştur. Anketlerin bulguları, okyanusu güvensiz hale getirmek için çok fazla çöp atmanın gerekeceğini gösterse de, okyanusu radyoaktif yaparsak ne kadar büyük bir felaket olacağını ancak hayal edebilirsiniz.[5]

Derin Jeolojik Bertaraf[değiştir | kaynağı değiştir]

Derin jeolojik bertarafın bir fikir olarak düşünülmesinden on yıllar önce, radyoaktif atık, terapötik kullanım için radyum üretimi, silahlar ve atom gücü üzerine araştırma ve 1950'lerden başlayarak enerji üretiminin kendisi gibi faaliyetlerle üretilmekteydi . Bu atıkların çoğu denize atılmıştır, ancak radyoaktivite seviyesinin nispeten düşük olduğu ve uygun bir sahanın mevcut olduğu yerlerde, yüzeyde bertaraf da kullanılmıştır. Jeolojik bertaraf süreci, nükleer atıkların insan erişemeyeceği noktaya kadar toprağa gömülmesine odaklanmıştır.[6]

Toprağa atık konulması sonucunda ortaya çıkabilecek bir takım sorunlar bulunmaktadır. Herhangi bir malzemenin dışarı sızmasını önlemek için atığın uygun şekilde korunması gerekmektedir. Gömme yeri su seviyesinin üstünde veya altında ise, atıklardan sızıntı su tablasını kirletebilmektedir. Ayrıca, atığın gömülme alanına uygun şekilde sabitlenmesi ve ayrıca ani kirlenmeye neden olabilecek büyük bir sismik olay durumunda yapısal olarak desteklenmesi gerekmektedir. Terörizmle ilgili endişeler de ortaya çıkmaktadır.[7]

Yucca Dağı nükleer atık deposu, yakın zamanda takip edilen ve gelecekte Birleşik Devletler hükümeti tarafından hala sürdürülebilecek muhtemel bir jeolojik bertaraf projesi olarak görülmektedir. Federal hükümet, gelecekteki nükleer depolama için sitenin geliştirilmesine oy vermiştir. Obama yönetimi, Yucca Dağı'nın "tartışma dışında" olduğunu söyleme konusunda kararlı davransa da, Kongre, federal bütçenin bir parçası olarak projeyi finanse etmeye devam etmek için 2009'da 10'a 1'lik bir farkla oy kullanmıştır. Bu projeyi çevreleyen bir dizi endişe vardır ve nihai uzun vadeli uygulanabilirliği, onu çevreleyen siyasi belirsizlik korunmaktadır.[8]

Vitrifikasyon[değiştir | kaynağı değiştir]

Sellafield (İngiltere)'de atık vitrifikasyon tesisi

Uzun süreli depolama ve bertaraf yöntemlerinden biri, camlaştırma olarak bilinen bir teknik olan kullanılmış yakıtın işlenmesini ve bir cama dönüştürülmesini içermektedir. Fransa, Almanya, Belçika, Rusya, Birleşik Krallık, Japonya ve ABD dahil olmak üzere nükleer enerji programı olan çoğu ülkede 40 yıldan fazla bir süredir YSA hareketsizliği için kullanılmaktadır.[9]

Cam, nispeten çözülmez, kompakt ve katı olduğu için uzun vadeli bir saklama formu olarak arzu edilmektedir. Bu formda saklamak ve kullanmak daha kolaydır, yerden tasarruf sağlar ve maliyeti düşürür. Cam aynı zamanda yüksek kimyasal dayanıklılığa sahiptir ve aşındırıcı bir ortamda binlerce hatta milyonlarca yıl bozulmadan kalmasına izin vermektedir. Cam genellikle kırılgan bir malzeme olarak düşünülse de, uygun şekilde işlenmiş bir borosilikat cam bloku inanılmaz derecede esnektir. Vitrifikasyon süreci oldukça basittir, ancak uygulanması zor olabilmektedir. Önce atık kurutulur, ardından nitratları oksitlere dönüştürmek için ısıtılır. Atık malzemeye cam oluşturan katkı maddeleri eklenir ve tekrar 1000 °C civarında ısıtılır. Erimiş sıvı, camı soğutmak ve oluşturmak için uygun bir muhafaza kabına dökülür. Katılaştıktan sonra, son vitröz ürün, atık kirleticileri makro ve mikro yapısına dahil eder ve tehlikeli atık bileşenleri hareketsiz hale getirilir.[9]

Nükleer atıkları hareketsiz hale getirmek için şu anda kullanılan iki ana cam türü, borosilikat ve alüminofosfat camlardır. Bu malzemelerin her ikisi de yüksek atık yüklemelerine izin verir ve büyük miktarlarda aktiniti hareketsiz hale getirebilir. Borosilikat camlar, örneğin kütlece yüzde 7,2'ye kadar PuO 2'yi barındırabilir. Vitrifikasyon genellikle atık depolama için tercih edilen yöntem olmasına rağmen, hem gerekli kurulum hem de kullanılan malzemelerle mevcut tekniklerin bazı dezavantajları vardır. Vitrifikasyon, yüksek bir ilk yatırım maliyetine, yüksek işletme maliyetine ve nitelikli personel gerektiren karmaşık bir teknolojiye sahiptir. Bu, nükleer enerji santrallerinden gelen YSA gibi nispeten büyük miktarlarda radyoaktif atığın kararlı bileşime sahip olduğu yerlerde ekonomik olarak en uygun hale getirir. Ne yazık ki, mevcut nesil camlar, ikincil atık akışlarından üretilen büyük miktarlarda MoO 3 ve asil metalleri işleyememektedir. Bu bileşikler, borosilikat camlarda zayıf bir şekilde çözünür ve bu, malzemeye yüklenebilecek atık miktarını sınırlayarak işlem süresini ve malzeme maliyetlerini artırmaktadır.[9]

Yakma[değiştir | kaynağı değiştir]

Radyoaktif ve diğer atıkların hem de yanıcı elemanları yakılabilir bir hacmini azaltmak için yakma düşünülen yöntemlerdendir. Pek çok türde tehlikeli atığın ( örn.  Atık yağlar, çözücüler) ve tehlikeli olmayan atıkların (belediye atığı, biyokütle, lastikler, kanalizasyon çamuru) yakılması birçok ülkede emisyon limitlerine tabi olarak uygulanmaktadır[10].

Radyoaktif atık durumunda, nükleer enerji santrallerinden, yakıt üretim tesislerinden, araştırma merkezlerinden (biyomedikal araştırma gibi), medikal sektörden ve atık arıtma tesislerinden DSA’ın arıtılması için kullanılmıştır.[10]

Yanıcı olmayan bileşenlerin ayrıştırılmasının ardından atık, özel olarak tasarlanmış bir fırında yaklaşık 1000 o C'ye kadar sıcaklıklarda yakılmaktadır. Yakma sırasında oluşan gazlar ve dumanlar atmosfere salınmadan önce arıtılmakta ve filtrelenmektedir. Uluslararası standartlara ve ulusal düzenlemelere uygun olunmalıdır. Yakma işleminden sonra, radyonüklidleri içeren ortaya çıkan kül, bertaraf edilmeden önce sementasyon veya bitüminleştirme gibi ek şartlandırma gerektirebilmektedir. Maliyet etkin olduğu kabul edilirse, sıkıştırma işlemi hacmi daha da azaltmak için de kullanılabilmektedir. Özellikle DSA için, atığın yoğunluğuna bağlı olarak yaklaşık 100'e varan toplam hacim azaltma faktörleri elde edilmektedir.[10]

Sıkıştırma[değiştir | kaynağı değiştir]

Sıkıştırma , atık hacimlerini azaltmanın basit bir yoludur ve esas olarak katı endüstriyel DSA işlemek için kullanılmaktadır.. Bazı ülkeler (Almanya, Birleşik Krallık ve ABD), OSA ve transuranik atıkların hacminin azaltılması için de teknolojiyi kullanmaktadır.  Kompaktörler, düşük kuvvetli sıkıştırma sistemlerinden (~ 5 ton) süper sıkıştırıcılar olarak adlandırılan 1000 tonun üzerinde sıkıştırma kuvvetine sahip preslere kadar değişebilmektedir. Hacim azaltma faktörleri, işlenen atık malzemeye bağlı olarak tipik olarak 3 ile 10 arasındadır.[11]

DSA(düşük seviye atık) sıkıştırıldıktan sonra paketlenmektedir. Hacim küçültme işlemi uygulanmış ve paketlenmiş düşük seviyeli radyoaktif atıklar yüzey depolama tesisine taşınmakta ve 60 yıl tesiste depolanmaktadır. 60 yıl santral sahasında yüzey depolama tesisinde bekletilen atıklar 60 yılın sonunda santral sahası dışında bulunan yakın yüzey bertaraf tesisinde bertaraf edilmektedir.[12]

Dönüşüm(Transmutasyon)[değiştir | kaynağı değiştir]

Bazı izotopların çok uzun bir ömrü vardır ve potansiyel olarak çok uzun vadeli radyasyon tehlikeleri sunmaktadır. Fransa'da her yıl çalıştırılan 55 nükleer santral reaktöründen boşaltılan yakıtta bulunan temel uzun ömürlü izotopların (yarı ömrü 30 yıldan uzun olanlar olarak tanımlanmıştır) yarı ömürlerini ve miktarlarını göstermektedir. Bazı ülkelerde (Fransa, Birleşik Krallık, Japonya) kullanılmış yakıt, daha sonra kullanılmak üzere uranyum ve plütonyum çıkarmak için yeniden işlenirken, diğerlerinde (ABD veya İsviçre gibi) boş yakıt doğrudan depolanmak üzere tasarlanmıştır. Yakın zamana kadar, uzun ömürlü atıkların bertarafı için ciddi olarak düşünülen tek çözüm, derin yeraltı jeolojik olarak kararlı depolarda depolamaktır. Bununla birlikte, bu çözüm, deponun güvenliği ve emdirmezliği konusundaki belirsizliklerden yüz binlerce yıldan ve ayrıca olumsuz kamuoyundan muzdariptir. Bu nedenle, uzun ömürlü radyoaktif atıkları bölme ve daha sonra yüzeyde depolanabilecek olan kararlı veya kısa ömürlü izotoplara dönüştürme olasılığı şu anda araştırılmaktadır. Uzun ömürlü izotopları kararlı veya kısa ömürlü elementlere dönüştürmek için iki nükleer reaksiyon kullanılabilmektedir: bir nötronun yakalanması veya (aktinitler için) nötronun neden olduğu fisyon, her ikisi de reaktör tipi nötron akısında meydana gelmektedir[13].

Pratik bir bakış açısından, nötron, dönüşüm için en yararlı olanı olarak kabul edilmektedir. Teknolojiler, fisyon, füzyon ve spallasyon reaksiyonları yoluyla verimli bir şekilde büyük miktarda nötron üretmek için iyi geliştirilmiş veya geliştirilme aşamasındadır[14].

Dönüşüm ayrıca uzun vadeli bertaraf için bir çözüm sunmaktadır. Özellikle bir kimyasal elementi daha az zararlı olana dönüştürmeyi içermektedir. Yaygın dönüşümler, Klor'dan Argon'a veya Potasyumdan Argon'a gitmeyi içermektedir. Dönüşümün arkasındaki itici güç, reaksiyon malzemelerine çarpan bir proton gibi bir dış uyarandan kaynaklanan kimyasal reaksiyonlardır. Doğal dönüşüm de uzun bir süre boyunca gerçekleşebilir. Doğal dönüşüm, aynı zamanda, atığa yeterince izole zaman vermenin, çok az risk oluşturan veya hiç risk oluşturmayan, bölünemez bir malzeme haline gelmesine izin vereceği varsayımıyla jeolojik depolamanın arkasındaki temel güç olarak hizmet etmektedir[15].

Yeniden İşleme[değiştir | kaynağı değiştir]

Yeniden işleme, plütonyum ve uranyumu, kullanılmış (veya "kullanılmış") yakıtta bulunan diğer nükleer atıklardan nükleer güç reaktörlerinden ayıran bir dizi kimyasal işlemdir. Süreç, israfı önlemeyi ve faydalı bileşenleri faydalı olmayanlardan ayırmayı içermektedir[16].

Ayrıştırılan plütonyum, reaktörlere yakıt sağlamak için kullanılabileceği gibi nükleer silahlar yapmak için de kullanılabilir. 1970'lerin sonlarında, Amerika Birleşik Devletleri nükleer silahların yayılmasının önlenmesi gerekçesiyle ABD elektrik reaktörlerinden kullanılmış yakıtı yeniden işlemden geçirmeye değil, bunun yerine doğrudan en az onlarca yıldır çevreden izole kalacağı derin bir yeraltı jeolojik havuzuna atmaya karar vermiştir. Yeniden işleme programının bazı destekçileri, bunun nükleer atık sorununun çözülmesine yardımcı olacağına inanırken, yeniden işleme radyoaktif atıkların depolanması ve bertaraf edilmesi ihtiyacını azaltmayacağı düşünülmektedir. Daha da kötüsü, yeniden işleme, teröristlerin nükleer silah malzemeleri edinmesini ve ulusların nükleer silah programları geliştirmesini kolaylaştıracağı düşüncesidir. Bazı yeniden işleme savunucuları, geliştirilmekte olan yeni yeniden işleme teknolojilerinin "yayılmaya dirençli" olacağını iddia etseler de, uluslararası müfettişlerin bunları korumaları daha zor olacağı düşünülmektedir çünkü işleme sırasında ve sonrasında silahta kullanılabilen materyallerin hassas ölçümlerini yapmanın daha zor olacağı tahmin edilmektedir[17].

Kullanılmış yakıt, yararlı bileşenlerini geri dönüştürmek için yeniden işlenmediğinde, uzun süreli depolamadan sonra ve bertaraf edilmeden önce kapsüllenmektedir. Yakıtın kendisi, tüplerin içinde sabit seramik yakıt peletleri içermektedir. Ancak atılmadan önce bunlar, ek koruma sağlamak için yaklaşık beş metre uzunluğundaki büyük metal kutulara konmaktadır. İsveç ve Finlandiya, her biri yaklaşık 12 yakıt düzeneği tutan bir dökme demir veya bor çeliği iç yapıya sahip bakır bidonlar kullanmaktadır[10].

Radyoaktif Atıkları Uzaya Gönderme[değiştir | kaynağı değiştir]

Uzay imhası ek bir seçenek olarak ortaya çıkmıştır, ancak pek geçerli bir seçenek olarak değildir. Özellikle, uzay imhası, nükleer atıkları bir uzay mekiğine koymak ve mekiği uzaya fırlatmakla ilgilidir. Tek bir mekikte taşınabilecek nükleer atık miktarı, ele alınması gereken toplam atık miktarına kıyasla son derece küçük olacağı için, bu hem pratiklik hem de ekonomik açıdan bir sorun haline gelmektedir. Dahası, mekiğin uzaya giderken patlaması olasılığı, konuyu yalnızca daha da kötüleştirebilir, çünkü böyle bir patlama yalnızca nükleer atığın makul kontrol önlemlerinin çok ötesine yayılmasına neden olabilme potansiyeline sahiptir[18].

Buzullarda Depolama[değiştir | kaynağı değiştir]

1980'den beri bu seçenek dikkate alınmamıştır. Isı üreten atık konteynerleri, Grönland ve Antarktika'da bulunanlar gibi sabit buz tabakalarına yerleştirilmesi düşünülmüştür. Kaplar çevredeki buzu eritecek ve buz tabakasının derinliklerine çekilecek ve burada buz, atıkların üzerinde yeniden donarak kalın bir bariyer oluşturacaktır. Buz tabakalarında bertaraf teknik olarak tüm radyoaktif atık türleri için düşünülebilirse de, yalnızca atıkların ürettiği ısının eriyerek buzun içinde kendi kendine gömülmesini sağlamak amacıyla kullanılabileceği YSA için ciddi bir şekilde araştırılmıştır. Buz tabakalarında bertaraf seçeneği hiçbir yerde uygulanmamıştır. 1959 Antarktika Antlaşması'nı imzalayan veya kendi ulusal sınırları içinde radyoaktif atık yönetimine bir çözüm sağlamayı taahhüt eden ülkeler tarafından reddedilmiştir[10].

Kaya Eritme[değiştir | kaynağı değiştir]

Derin kaya eritme seçeneği, bitişik kayadaki atıkların eritilmesini içerir. Buradaki fikir, atığı içeren veya atığı seyreltilmiş bir formda kaplayan ( yani büyük hacimli kaya boyunca dağılmış) ve kolayca süzülüp yüzeye geri taşınamayan kararlı, katı bir kütle üretmektir . Bu teknik esas olarak vitrifiye YSA gibi ısı üreten atıklar  ve ısı kaybını azaltmak için uygun özelliklere sahip ana kayalar için önerilmiştir[10] .

 Sıvı veya katı formdaki YSA, kazılmış bir boşluğa veya derin bir sondaj deliğine yerleştirilebilir olarak düşünülmüştür. Atıkların ürettiği ısı daha sonra birikerek çevredeki kayayı eritecek ve radyonüklitleri büyüyen bir erimiş malzeme küresinde çözecek kadar büyük sıcaklıklara neden olacaktır. Kaya soğudukça kristalleşir ve radyonüklitleri kaya matrisine dahil eder, böylece atığı daha büyük bir kaya hacmine dağıtır. Bu seçeneğin, ısı üreten atığın kaplara yerleştirileceği ve kabın etrafındaki kayanın eritildiği bazı varyasyonları bulunmaktadır. Alternatif olarak, yetersiz ısı üretilirse atık, geleneksel veya nükleer patlama ile kaya matrisinde hareketsizleştirilecektir. Radyoaktif atıklar için kaya eritme hiçbir yerde uygulanmamıştır. Kaya eritme ile ilgili laboratuvar çalışmaları dışında, bu seçeneğin fizibilitesine ilişkin pratik kanıtlar yoktur[10].

Batma Bölgelerinde Bertaraf[değiştir | kaynağı değiştir]

Yitim bölgeleri, Dünya'nın kabuğunun daha yoğun bir bölümünün daha hafif, daha yüzer bir bölümün altına indiği alanlardır. Yerkabuğunun bir bölümünün diğerinin altındaki hareketi, açık denizde bir hendekle işaretlenir ve depremler genellikle iki levha arasındaki eğimli temasın bitişiğinde meydana gelir. Üstteki levhanın kenarı, hendeğe paralel bir dağ zinciri oluşturmak için buruşur ve yukarı kaldırılır. Derin deniz çökeltileri alçalan levhadan kazınabilir ve bitişik dağlara dahil edilebilir. Okyanus levhası sıcak mantoya doğru alçalırken, bazı kısımları erimeye başlayabilir. Bu şekilde oluşan magma yukarı doğru hareket eder, bir kısmı volkanik deliklerden çıkan lav olarak yüzeye ulaşır. Bu seçenek için fikir, hendek bölgesindeki atıkların Dünya'nın derinliklerine çekilecek şekilde bertaraf edilmesi olacaktır[10].

Yitim bölgeleri, Dünya yüzeyinde bir dizi konumda bulunsa da, coğrafi olarak çok sınırlıdırlar. Uluslararası çözümler aranmadıkça, atık üreten her ülke derin deniz çukurlarına bertaraf etmeyi düşünemezdi. Bununla birlikte, bu seçenek hiçbir yerde uygulanmamıştır ve bir tür deniz bertarafı olduğu için uluslararası anlaşmalar tarafından buna izin verilmemektedir[10].

Dış bağlantılar[değiştir | kaynağı değiştir]

Kaynakça[değiştir | kaynağı değiştir]

  1. ^ "Mevzuat Bilgi Sistemi". www.mevzuat.gov.tr. Erişim tarihi: 20 Aralık 2020. 
  2. ^ Radioactive Waste Management: Overview of Waste Management in Central and Eastern European Countries (PDF) (İngilizce). IAEA. 1994. ss. 1-47. 
  3. ^ a b c d e f g h i j "Radyoaktif Atık Yönetimi". Türkiye Atom Enerjisi Kurumu. 2017. 3 Mayıs 2018 tarihinde kaynağından arşivlendi.  Kaynak hatası: Geçersiz <ref> etiketi: ":0" adı farklı içerikte birden fazla tanımlanmış (Bkz: Kaynak gösterme)
  4. ^ a b D. P. Calmet, "Ocean Disposal of Radioactive Waste: Status Report," International Atomic Energy Agency, IAEA Bull. 31, No. 4, 47 (April 1989).
  5. ^ "Ocean Dumping of Nuclear Waste". Ocean Dumping. Aaron Jones. 2018. 28 Haziran 2018 tarihinde kaynağından arşivlendi. 
  6. ^ Crossland, I. G. (2010). Near-surface, intermediate depth and borehole disposal of low-level and short-lived intermediate-level radioactive waste. In Geological Repository Systems for Safe Disposal of Spent Nuclear Fuels and Radioactive Waste (pp. 43-81). Woodhead Publishing.
  7. ^ R. L. Murray and K. L. Manke, Understanding Radioactive Waste (Battelle Press, 2003).
  8. ^ Macfarlane, A. (2003). Underlying Yucca Mountain: the interplay of geology and policy in nuclear waste disposal. Social Studies of Science, 33(5), 783-807.
  9. ^ a b c Grayson, K.,(2019) Vitrification: The Workhorse of Nuclear Waste Management https://mo-sci.com/vitrification-nuclear-waste-management/ Accessed December 20, . (2020)
  10. ^ a b c d e f g h i https://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-waste/storage-and-disposal-of-radioactive-waste.aspx
  11. ^ Johansson, T. B., & Steen, P. (1981). Radioactive waste from nuclear power plants. Univ of California Press.
  12. ^ http://www.tes-is.org.tr/assets/view/userfile/Radyoaktif_at%C4%B1k_bilgilendirme_kitap%C3%A7%C4%B1%C4%9F%C4%B1.pdf
  13. ^ Leray, S. (1996). Nuclear waste transmutation. Nuclear Instruments and Methods in Physics
  14. ^ Takizuka, T. (1999). Status of nuclear transmutation study (No. JAERI-CONF--99-003).
  15. ^ Charalambus, S. (1971). Nuclear transmutation by negative stopped muons and the activity induced by the cosmic-ray muons. Nuclear Physics A, 166(2), 145-161.
  16. ^ Andrews, A. (2008). Nuclear Fuel Reprocessing: US Policy Development. Congressional Research Service Report to the Congress. Order Code RS22542. Technical report.
  17. ^ https://www.ucsusa.org/resources/nuclear-reprocessing-dangerous-dirty-and-expensive
  18. ^ Coopersmith, J. (2006, May). Nuclear Waste Disposal in Space: BEP’s Best Hope?. In AIP Conference Proceedings (Vol. 830, No. 1, pp. 600-604). American Institute of Physics.