«проблема ядерных отходов»

Скачать 322.64 Kb.

Название	«проблема ядерных отходов»
страница	1/4
Дата публикации	13.12.2014
Размер	322.64 Kb.
Тип	Реферат

100-bal.ru > Журналистика > Реферат

1 2 3 4

		Федеральное агентство по образованию Федеральное государственное бюджетное общеобразовательное учреждение высшего профессионального образования Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Институт международных отношений
Факультет:		«Управления и экономики высоких технологий»
Специальность:		350200	«Международные отношения»
Группа:		У4-01
Курс:		2

Реферат на тему: «ПРОБЛЕМА ЯДЕРНЫХ ОТХОДов»






Студент				Корчикова Е.Н.
		Подпись		Фамилия И.О.
Руководитель				Самедов В.В
Подпись	Фамилия И.О.

Содержание

Введение

Определение……………………………………………………..……………………………………………………4

РАО ( радиоактивные отходы)……………………………………………………………………….…4.
ОЯТ ( облученное ядерное топливо)…………………………………………………………………4
ТВЭЛ ( тепловыделяющий элемент)…………………………………………………………………4

Принцип работы АЭС и типы реакторов…………………………………………………………………5

2.1. Описание работы……………………………………………………………………………………………..5

2.2. Типы ректоров………………………………………………………………………………………………...6

3. Теоретические аспекты применение. Загрузка ядерного топлива……………………….7

3.1. Требования совместимости топлива и ТВЭЛов……………………………………………….8

4. Практическое применение. Загрузка и выгрузка ядерного топлива……………………..9

4.1. Подробное описание загрузки топлива в реактор………………………………………….9

4.2. Выгрузка топлива из активной зоны реактора……………………………………………….10

4.3. Цепная ядерная реакция……………………………………………………………………………..….10

5. Классификация РАО………………………………………………………………………………………………….11

6. Стратегия обращения с РАО в Российской Федерации……………………………………………11

6.1. ПВХ…………………………………………………………………………………………………………………12

6.2. Деление на извлекаемые и на неизвлекаемые…………………………………………..12

6.3. Контейнеризация……………………………………………………………………………………………12

6.4. Транспортировка…………………………………………………………………………………………….13

6.5. Захоронение…………………………………………………………………………………………………….14

6.5.1. Захоронение в горных породах……………………………………………………………….14

6.5.2. Другие способы захоронения РАО…………………………………………………………17

7. Варианты захоронения для 6 классов РАО, введенных МАГАТЭ……………………………24

7.1 Утилизация РАО в зависимости от классификации…………………………………………25.

Заключение.

Список используемой литературы.

Введение

С развитием Атомных Электростанций в России и по всему миру появляется такая проблема как ядерные отходы и способы их утилизаций. Сегодня мы рассмотрим, действительно ли безопасно их захоронение или все же есть серьезные последствия.

Ведь из года в год происходит усовершенствование системы безопасности, которая касается всех этапов переработки радиоактивных отходов.

Определение

Согласно российскому «Закону об использовании атомной энергии» (от 21 ноября 1995 года № 170-ФЗ) радиоактивные отходы (РАО) – это ядерные материалы и радиоактивные вещества, дальнейшее использование которых не предусматривается. Отходы образуются на всех стадиях работы предприятий атомной отрасли: при добыче урана, на заводах, производящих из урана ядерное топливо для атомных электростанций (АЭС), при нормальной работе АЭС, при демонтаже АЭС, выработавших свой ресурс.
Облучённое я́дерноето́пливо — отработавшие тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) ядерных реакторов атомных электростанций.

Термин «облучённое» обязан своему существованию специфике работы АЭС — в отдельном ТВЭЛе не может возникнуть цепная ядерная реакция сколько-нибудь заметной мощности, это возможно лишь в активной зоне ядерного реактора, где благодаря установке множества ТВЭЛов объединённых в специальные тепловыделяющие сборки (ТВС) создаётся необходимая плотность нейтронного потока.

От взаимного излучения в активной зоне начинается цепная ядерная реакция, отсюда термин — облучённое ядерное топливо, то есть топливо, участвовавшее в ядерной реакции. В большинстве современных реакторов ТВЭЛ представляет собой металлический (циркониевый) стержень с «таблетками» соединения урана (чаще всего диоксида урана) в центре, длиной 3 м (для ВВЭР) и около 1-3 сантиметров диаметром.

Облучённое ядерное топливо, в отличие от свежего, имеет значительную радиоактивность и после извлечения из активной зоны реактора выдерживается 2—5 лет в бассейне выдержки (ВВЭР) или на периферии активной зоны реактора (реактор БН-600). После уменьшения радиоактивности топлива его, как правило, отправляют на завод, чтобы переработать для повторного использования.

Большинство реакторов не перерабатывает ОЯТ и поэтому его возможно относить к радиоактивным отходам. В случае, если ОЯТ перерабатывается для получения нового ядерного топлива, большое количество отходов образуется в процессе переработки.

1.3Тепловыделя́ющийэлеме́нт (твэл) — главный конструктивный элемент активной зоны гетерогенного ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В твэлах происходит деление тяжелых ядер ²³⁵U, ²³⁹Pu или ²³³U, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передаётся теплоносителю. Твэлы состоят из топливного сердечника, оболочки и концевых деталей. Тип твэла определяется типом и назначением реактора, параметрами теплоносителя. Твэл должен обеспечить надежный отвод тепла от топлива к теплоносителю. $d:\мои документы\700px-rbmk_fuel_rod.png$

Устройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.

2. Принцип работы АЭС и три типа ректора.

Для того чтобы понять как образуются ядерные отходы нам необходимо рассмотреть принцип работы АЭС.

2.1 Атомная электростанция представляет собой комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции – ядерном реакторе.

$c:\documents and settings\admin\рабочий стол\image_29973.thumbnail.jpg$

2.2. Есть 3 типа реактора:

Наиболее pаспpостpаненpеактоp на обогащенном уpане, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является обычная, или "легкая", вода. Реактор второго типа – газоохлаждаемый – с графитовым замедлителем. В реакторе третьего типа и теплоносителем, и замедлителем является тяжелая вода, а топливом природный уран. Кроме того существует реактор на быстрых нейтронах.

Безопасность и экологичность работы реактора обеспечиваются жестким выполнением регламента – специальных правил эксплуатации и большим количеством контрольного оборудования, которое предназначено для эффективного управления реактором.
Если один из параметров реактора –температура,давление,мощность- достигнет недопустимого значения, сработает аварийная защита , которая быстро прекратит цепную ядерную реакцию в активной зоне реактора.

При нормальной эксплуатации атомной станции не представляют опасности для персонала , населения и окружающей среды. Однако на безопасность АЭС могут влиять аварийные ситуации ( инциденты) и аварии

3.Теоретические аспекты применения. Загрузка ядерного топлива.

http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/4/4b/brennelement-kernkraftwerk.jpg/200px-brennelement-kernkraftwerk.jpg

На выделенном фрагменте этого муляжа ТВС с вырезанными для удобства обзора секторами ТВЭЛов видны топливные таблетки.

Ядерное топливо используется в ядерных реакторах в виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые в свою очередь для удобства использования объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС).

3.1 Требования совместимости

К ядерному топливу применяются высокие требования по химической совместимости с оболочками ТВЭЛов, у него должна быть достаточная температура плавления и испарения, хорошая теплопроводность, небольшое увеличение объёма при нейтронном облучении, технологичность производства.

Металлический уран сравнительно редко используют как ядерное топливо. Его максимальная температура ограничена 660 °C. При этой температуре происходит фазовый переход, в котором изменяется кристаллическая структура урана. Фазовый переход сопровождается увеличением объёма урана, что может привести к разрушению оболочки ТВЭЛов. При длительном облучении в температурном интервале 200—500 °C уран подвержен радиационному росту. Это явление заключается в том, что облучённый урановый стержень удлиняется. Экспериментально наблюдалось увеличение длины уранового стержня в два — три раза^[1].

Использование металлического урана, особенно при температуре больше 500 °C, затруднено из-за его распухания. После деления ядра образуются два осколка деления, суммарный объём которых больше объёма атома урана (плутония). Часть атомов — осколков деления являются атомами газов (криптона, ксенона и др.). Атомы газов накапливаются в по́рах урана и создают внутреннее давление, которое увеличивается с повышением температуры. За счёт изменения объёма атомов в процессе деления и повышения внутреннего давления газов уран и другие ядерные топлива начинают распухать. Под распуханием понимают относительное изменение объёма ядерного топлива, связанное с делением ядер.

Распухание зависит от выгорания и температуры ТВЭЛов.

Количество осколков деления возрастает с увеличением выгорания, а внутреннее давление газа — с увеличением выгорания и температуры. Распухание ядерного топлива может привести к разрушению оболочки ТВЭЛа. Ядерное топливо менее подвержено распуханию, если оно обладает высокими механическими свойствами. Металлический уран как раз не относится к таким материалам. Поэтому применение металлического урана в качестве ядерного топлива ограничивает глубину выгорания, которая является одной из главных характеристик ядерного топлива.

Радиационная стойкость и механические свойства топлива улучшаются после легирования урана, в процессе которого в уран добавляют небольшое количество молибдена, алюминия и других металлов. Легирующие добавки снижают число нейтронов деления на один захват нейтрона ядерным топливом. Поэтому легирующие добавки к урану стремятся выбрать из материалов, слабо поглощающих нейтроны.

К хорошим ядерным топливам относятся некоторые тугоплавкие соединения урана: окислы, карбиды и интерметаллические соединения. Наиболее широкое применение получила керамика — двуокись урана UO₂. Её температура плавления равна 2800 °C, плотность — 10,2 г/см³. У двуокиси урана нет фазовых переходов, она менее подвержена распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет повысить выгорание до нескольких процентов. Двуокись урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах. Основной недостаток керамики — низкая теплопроводность — 4,5 кДж/(м·К), которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления. Так, максимальная плотность теплового потока в реакторах ВВЭР на двуокиси урана не превышает 1,4×10³ кВт/м², при этом максимальная температура в стержневых ТВЭЛах достигает 2200 °C. Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться.

Плутоний относится к низкоплавким металлам. Его температура плавления равна 640 °C. У плутония плохие пластические свойства, поэтому он почти не поддаётся механической обработке. Технология изготовления ТВЭЛов усложняется токсичностью плутония. Для приготовления ядерного топлива обычно применяются двуокись плутония, смесь карбидов плутония с карбидами урана, сплавы плутония с металлами.

Высокими теплопроводностью и механическими свойствами обладают дисперсионные топлива, в которых мелкие частицы UO₂, UC, PuO₂ и других соединений урана и плутония размещают гетерогенно в металлической матрице из алюминия, молибдена, нержавеющей стали и др. Материал матрицы и определяет радиационную стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. Например, дисперсионное топливо Первой АЭС состояло из частиц сплава урана с 9 % молибдена, залитых магнием

4. Практические аспекты применения. Загрузка и выгрузка ядерного топлива.

http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/3/3d/kkg_reactor_core.jpg/300px-kkg_reactor_core.jpg

.

На АЭС и другие ядерные установки топливо приходит в виде довольно сложных технических устройств — тепловыделяющих сборок (ТВС), которые в зависимости от типа реактора загружаются непосредственно во время его работы (как на реакторах типа РБМК в России) на место выгоревших ТВС или заменяют отработавшие сборки большими группами во время ремонтной кампании (как на российских реакторах ВВЭР или их аналогах в другихстранах, PWR и других). В последнем случае при каждой новой загрузке меняется чаще всего треть топлива и полностью изменяется его расстановка в активной зоне реактора, наиболее выгоревшие сборки с топливом, из центра активной зоны, выгружаются, на их место ставится вторая треть сборок, со средним выгоранием и расположением. На их место в свою очередь ставятся наименее выгоревшие ТВС, с периферии активной зоны; в то время как на периферию загружается свежее топливо. Такая схема перестановки топлива является традиционной и обусловлена многими причинами, например стремлением обеспечить равномерноеэнерговыделение в топливе и максимальный запас до кризиса теплообмена воды на оболочках ТВЭЛ.

4.1. Подробное описание загрузки топлива в реактор.

Описание загрузки ядерного топлива в активную зону реактора, данное выше, всё же является весьма условным, позволяющим иметь общее представление об этом процессе. На самом деле загрузка топлива осуществляется сборками с различными степенями обогащения топлива и её предваряют сложнейшие ядерно-физические расчёты конфигурации активной зоны реактора в специализированном программном обеспечении^[2], которые совершаются на годы вперёд и позволяют планировать топливные и ремонтные кампании для увеличения показателей эффективности работы АЭС, например КИУМа. Кроме того, если конфигурация топлива не будет удовлетворять определённым требованиям, важнейшими из которых являются различные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне, реактор не сможет работать вовсе или будет неуправляемым. Кроме различной степени обогащения разных ТВС применяются другие решения для обеспечения нужной конфигурации активной зоны и стабильности её характеристик в течение топливной кампании, например ТВС, в которых вместо некоторых ТВЭЛов содержатся поглощающие элементы (ПЭЛы), которые компенсируют изначальную избыточную реактивность свежего топлива, выгорают в процессе работы реактора и по мере использования топлива всё меньше влияют на его реактивность, что в итоге выравнивает по времени величину энерговыделения на протяжении всего срока работы тепловыделяющей сборки. В настоящий момент в топливе промышленных водо-водяных реакторов во всём мире практически перестали использовать ПЭЛы с борнымпоглотителем, долгое время являвшимися почти безальтернативными элементами, и перешли на более прогрессивный способ — внесение с теми же целями гадолиниевый выгорающий поглотитель непосредственно в топливную матрицу, этот способ имеет много важных преимуществ.

4.2. Выгрузка топлива из активной зоны реактора

После выгрузки из активной зоны реактора отработавшего топлива его помещают в специальный бассейн выдержки, обычно располагающийся в непосредственной близости от реактора. Дело в том, что в отработавших ТВС содержится большое количество осколков деления урана, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем содержит 300000 Кюри радиоактивных веществ, которые выделяют энергию 100 КВт. За счёт этой энергии использованное ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур без принятия специальных мер (недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе примерно до 300 °C) и являетсявысокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения продуктов распада урана. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточныхэнерговыделений, обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки.

4.3. Цепная ядерная реакция

Каждый нейтрон, образовавшийся при распаде ядра урана-235, при попадании в другое ядро может вызвать образование составного ядра с дальнейшим его распадом и испусканием в среднем 2-3-х нейтронов, тогда количество нейтронов после второго этапа распада ядер будет равно, к примеру, 3² = 9. С каждым последующим этапом количество образующихся нейтронов будет нарастать лавинообразно. Это явление и называется цепной ядерной реакцией. Если такая реакция является самоподдерживающейся, то она называется критической (критическое состояние); масса вещества (в данном случае урана), необходимая для создания критического состояния, называется критической массой. Однако в реальных условиях достичь критического состояния не так просто, так как на протекание реакции влияет ряд факторов. Например, природный уран лишь на 0,72 % состоит из ²³⁵U, 99,2745 % составляет уран-238^[2], который поглощает нейтроны, образующиеся при делении ядер урана-235. Кроме того, при распаде ²³⁵U образуются быстрые нейтроны, в то время как сечение поглощения быстрого нейтрона ядром ²³⁵U с последующим делением существенно ниже по сравнению с сечением деления под воздействием тепловых нейтронов. Это приводит к тому, что в природном уране цепная реакция очень быстро затухает. Осуществить незатухающую цепную реакцию можно несколькими основными путями^.

Термин «облучённое» обязан своему существованию специфике работы АЭС — в отдельном ТВЭЛе не может возникнуть цепная ядерная реакция сколько-нибудь заметной мощности, это возможно лишь в активной зоне ядерного реактора, где благодаря установке множества ТВЭЛов объединённых в специальные тепловыделяющие сборки (ТВС) создаётся необходимая плотность нейтронного потока.

От взаимного излучения в активной зоне начинается цепная ядерная реакция, отсюда термин — облучённое ядерное топливо, то есть топливо, участвовавшее в ядерной реакции. В большинстве современных реакторов ТВЭЛ представляет собой металлический (циркониевый) стержень с «таблетками» соединения урана (чаще всего диоксида урана) в центре, длиной 3 м (для ВВЭР) и около 1-3 сантиметров диаметром.

Облучённое ядерное топливо, в отличие от свежего, имеет значительную радиоактивность и после извлечения из активной зоны реактора выдерживается 2—5 лет в бассейне выдержки (ВВЭР) или на периферии активной зоны реактора (реактор БН-600). После уменьшения радиоактивности топлива его, как правило, отправляют на завод, чтобы переработать для повторного использования.

5. Классификация РАО

$c:\documents and settings\admin\рабочий стол\b1688p332-1.jpg$

6. Стратегия обращения с РАО в Российской Федерации

$c:\users\алёка\documents\2007-4-30.jpg$

Данная схема отображает существующую Стратегию обращения с РАО в Российской Федерации.

6.1. ПВХ

ПВХ – это пункт временного хранения РАО. К примеру, бассейны выдержки ОЯТ.

6.2 Деление на извлекаемые и неизвлекаемые.

После обследования РАО делят на извлекаемые и неизвлекаемые.

Подразделение РАО на извлекаемые и неизвлекаемые отходы зафиксировано в законе. Одним из критериев извлечения здесь прописана экономическая целесообразность и возможные негативные последствия для окружающей среды.

6.3 Контейниризация

Контейнер — емкость, в которую помещают РАО (например, для захоронения)
Контейнер является элементом общей системы безопасности и одним из основных барьеров, предотвращающих распространение радионуклидов и выполняет ключевую роль в обеспечении безопасности на всех стадиях системы обращения с РАО: от сбора необработанных отходов, перевозки, сортировки, хранения, переработки до их захоронения в приповерхностных хранилищах или в глубоких геологических формациях. Он должен обеспечивать безопасность в течение времени, заданного проектом.
Условно контейнеры для РАО можно разделить на следующие группы: по радиационно-защитным характеристикам контейнеров при перевозке, по назначению, по весовым и габаритным характеристикам, по материалам контейнера и технологии их изготовления.
В настоящее время большое количество контейнеров для радиоактивных материалов используется с разнообразными целями:
- транспортировка ядерного топлива,
- для радиоактивных изотопов, используемых в медицине,
- транспортировка, хранение и захоронение РАО
Контейнеры и/или упаковки, в зависимости от их назначения, должны соответствовать различным требованиям (таблица 7.1), например:
- контейнер для транспортировки должен легко освобождаться от отходов;
- контейнер для хранения должен соответствовать требованиям экономичности при размещении в хранилище;
- контейнер для захоронения должен надежно сохранять отходы (например, не быть подверженным коррозии) в течение периода времени, необходимого для распада.
Правила МАГАТЭ для безопасной транспортировки радиоактивных материалов предлагают к использованию следующие типы упаковок:
— не стандартизированная упаковка;
— промышленная упаковка тип 1 (Тип IP-1);
— промышленная упаковка тип 2 (Тип IP-2);
— промышленная упаковка тип 3 (Тип IP-3);
— упаковка типа А;
— упаковка типа В (для внутригосударственных перевозок);
— упаковка типа В (для международных перевозок);
— упаковка типа С.
Термины упаковка отходов, упаковка и контейнер для РАО широко используются в технической документации, поэтому их значение должно правильно пониматься. С этой целью ниже приведены определения МАГАТЭ для этих терминов:
Упаковка — упаковочный комплект с радиоактивными материалами (например, для транспортировки).
Упаковочный комплект — совокупность компонентов,
необходимых для полного заключения радиоактивных материалов в оболочку. Он может, в частности, состоять из одного или нескольких сосудов, адсорбирующих материалов, пространственных конструкций, защитных слоев, а также оборудования для наполнения, разгрузки, вентиляции и ослабления давления, приспособлений для охлаждения, амортизаторов, 124
строповых устройств, термоизоляции и дополнительных приспособлений, входящих в упаковку. Упаковочный комплект может быть прямоугольным, цилиндрическим или любой другой формы сосудом.
Количество и качество барьеров в хранилище должно определяться соотношением стоимости барьеров в хранилище и повышением надежности захоронения при безусловном обеспечении безопасности (принцип ALARA — aslowasreasonablyachievable — т.е. настолько низких, насколько это приемлемо и целесообразно с учетом социальных и экономических факторов).
Контейнер должен иметь оптимальное соотношение между защитными свойствами, полезным объемом, массой контейнера и стоимостью. Срок жизни контейнера должен соответствовать необходимой длительности контролируемого хранения или захоронения. Уровень и сроки периодического контроля безопасности хранения отходов выбираются по соотношению стоимости контроля и уровня риска возникновения аварийной ситуации.

6.4.Транспортировка

Обеспечение безопасности транспортирования РВ, ЯДМ и изделий на их основе имеет большое значение в связи с наличием потенциального риска нанесения ущерба людям, окружающей среде и имуществу в процессе перевозки, выполнения погрузочно-разгрузочных операций и промежуточного хранения.

Наличие такого риска обусловлено возможностью аварии транспортного или погрузочного средства, воздействием на упаковки разрушающих механических и тепловых нагрузок в процессе перевозки, которые могут привести к рассеянию РВ в окружающую среду, и облучением персонала сверх установленных норм при нарушениях правил безопасного обращения с упаковками.

6.5 Захоронение ядерных отходов.

6.5.1. Захоронение в горных породах

Глубокое геологическое захоронение РАО .

Продолжительный масштаб времени, в течение которого некоторые из отходов остаются радиоактивными, привел к идее глубокого геологического захоронения в подземных хранилищах в устойчивых геологических формациях. Изоляция обеспечивается комбинацией инженерных и естественных барьеров (горная порода, соль, глина), при этом никаких обязательств по активному обслуживанию такого захоронения не передается будущим поколениям. Этот метод часто называют многобарьерной концепцией с учетом того, что упаковка отходов, инженерное оборудование хранилища и сама геологическая среда - все это обеспечивает барьеры по предотвращению достижения радионуклидами людей и окружающей среды.

Хранилище включает в себя пройденные в горных породах туннели или пещеры, в которых размещаются упакованные отходы. В некоторых случаях (например, влажная горная порода) контейнеры с отходами затем окружаются материалом типа цемента или глины (обычно бентонит), чтобы обеспечить дополнительный барьер (называемым буфером или закладкой). Выбор материалов для контейнеров с отходами, а также проекта и материалов для буфера изменяется в зависимости от типа отходов, которые нужно сдерживать, и от характера пород, в которых закладывается это хранилище.

Ведение проходческих и земляных работ при сооружении глубокого подземного хранилища, использующих стандартную технологию горных работ или гражданского строительства, ограничено доступными для этого местами (например, под участком суши или под прибрежной зоной), блоками горной породы, являющиеся достаточно стабильными и не содержащими большого потока грунтовых вод, и глубинами между 250 и 1000 метрами. При глубине более 1000 метров, выемка грунта становится в большей степени технически трудной и, соответственно, более затратной.

Глубокое геологическое захоронение остается предпочтительным вариантом обращения с радиоактивными долгоживущими отходами во многих странах, включая Аргентину, Австралию, Бельгию, Чешскую Республику, Финляндию, Японию, Нидерланды, Республику Корея, Россию, Испанию, Швецию, Швейцарию и США. Таким образом, достаточно доступной информации по различным концепциям захоронения; несколько примеров приводятся здесь. Единственное специально построенное глубокое геологическое хранилище для долгоживущих отходов среднего уровня активности , которое в настоящее время лицензировано для операций по захоронению, находится в США. Планы по захоронению отработавшего топлива хорошо проработаны в Финляндии, Швеции и США, причем ввод в эксплуатацию первого такого сооружения запланирован к 2010 году. Политика по глубокому захоронению в настоящее время рассматривается в Канаде и Великобритании.