دورة الوقود النووي

دورة الوقود النووي ، والتي تسمى أيضًا سلسلة الوقود النووي ، هي تقدم الوقود النووي عبر سلسلة من المراحل المختلفة. وتتكون من خطوات في البداية ، وهي تحضير الوقود، وخطوات في فترة الخدمة التي يُستخدم فيها الوقود أثناء تشغيل المفاعل، وخطوات في النهاية ، وهي ضرورية لإدارة الوقود النووي المستنفد واحتوائه وإعادة معالجته أو التخلص منه بأمان . إذا لم تتم إعادة معالجة الوقود المستنفد، يشار إلى دورة الوقود بدورة وقود مفتوحة (أو دورة وقود لمرة واحدة )؛ وإذا تمت إعادة معالجة الوقود المستنفد، يشار إليه بدورة وقود مغلقة .

تعتمد الطاقة النووية على المواد الانشطارية التي يمكنها دعم تفاعل متسلسل بالنيوترونات . ومن أمثلة هذه المواد اليورانيوم والبلوتونيوم . تستخدم معظم المفاعلات النووية مادة مهدئة لخفض الطاقة الحركية للنيوترونات وزيادة احتمالية حدوث الانشطار . وهذا يسمح للمفاعلات باستخدام مواد ذات تركيز أقل بكثير من النظائر الانشطارية مما هو مطلوب للأسلحة النووية . يعد الجرافيت والماء الثقيل أكثر المواد المهدئة فعالية، لأنها تبطئ النيوترونات من خلال الاصطدامات دون امتصاصها. يمكن للمفاعلات التي تستخدم الماء الثقيل أو الجرافيت كمهدئ أن تعمل باستخدام اليورانيوم الطبيعي .

يستخدم مفاعل الماء الخفيف الماء بالشكل الموجود في الطبيعة، ويتطلب وقودًا مخصبًا بتركيزات أعلى من النظائر الانشطارية. عادةً، تستخدم مفاعلات الماء الخفيف اليورانيوم المخصب بنسبة 3-5% من اليورانيوم-235 ، وهو النظير الانشطاري الوحيد الموجود بكميات كبيرة في الطبيعة. أحد البدائل لوقود اليورانيوم منخفض التخصيب هذا هو وقود الأكسيد المختلط (MOX) المنتج عن طريق مزج البلوتونيوم مع اليورانيوم الطبيعي أو المستنفد، وتوفر هذه الوقود وسيلة للاستفادة من البلوتونيوم الفائض المستخدم في صنع الأسلحة . يتضمن نوع آخر من وقود الأكسيد المختلط خلط اليورانيوم منخفض التخصيب مع الثوريوم ، مما يولد النظير الانشطاري U-233 . يتم إنتاج كل من البلوتونيوم واليورانيوم 233 من خلال امتصاص النيوترونات عن طريق تشعيع المواد الخصبة في المفاعل، وخاصة نظير اليورانيوم الشائع U-238 والثوريوم ، على التوالي ، ويمكن فصلهما عن وقود اليورانيوم والثوريوم المستنفد في محطات إعادة المعالجة .

لا تستخدم بعض المفاعلات مهدئات لإبطاء النيوترونات. وكما هي الحال في الأسلحة النووية، التي تستخدم أيضاً نيوترونات غير مهدئة أو "سريعة"، فإن مفاعلات النيوترونات السريعة هذه تتطلب تركيزات أعلى كثيراً من النظائر الانشطارية من أجل دعم التفاعل المتسلسل. وهي قادرة أيضاً على إنتاج نظائر انشطارية من مواد خصبة؛ والمفاعل المولد هو الذي ينتج بهذه الطريقة كمية من المواد الانشطارية تفوق ما يستهلكه.

أثناء التفاعل النووي داخل المفاعل، يتم استهلاك النظائر الانشطارية في الوقود النووي، مما ينتج عنه المزيد والمزيد من المنتجات الانشطارية ، والتي تعتبر معظمها نفايات مشعة . يؤدي تراكم المنتجات الانشطارية واستهلاك النظائر الانشطارية في النهاية إلى إيقاف التفاعل النووي، مما يتسبب في تحول الوقود إلى وقود نووي مستنفد . عند استخدام وقود اليورانيوم المنخفض التخصيب بنسبة 3٪، يتكون الوقود المستنفد عادةً من حوالي 1٪ من اليورانيوم 235 و 95٪ من اليورانيوم 238 و 1٪ من البلوتونيوم و 3٪ من المنتجات الانشطارية. الوقود المستنفد والنفايات المشعة الأخرى عالية المستوى خطرة للغاية، على الرغم من أن المفاعلات النووية تنتج أوامر من حيث الحجم أحجامًا أصغر من النفايات مقارنة بمحطات الطاقة الأخرى بسبب الكثافة العالية للطاقة في الوقود النووي. الإدارة الآمنة لهذه المنتجات الثانوية للطاقة النووية، بما في ذلك تخزينها والتخلص منها، تشكل مشكلة صعبة لأي دولة تستخدم الطاقة النووية ^{[ بحاجة لمصدر ]} .

• 
  1 خام اليورانيوم - المادة الخام الرئيسية للوقود النووي
• 
  2 الكعكة الصفراء - الشكل الذي يتم به نقل اليورانيوم إلى محطة التحويل
• 
  3 UF ₆ – تستخدم في التخصيب
• 
  4 الوقود النووي - مادة صلبة مضغوطة، خاملة، غير قابلة للذوبان

يتم تقييم رواسب اليورانيوم، مثل اليورانينيت ، التي يتم اكتشافها باستخدام تقنيات الجيوفيزياء، وأخذ عينات منها لتحديد كميات مواد اليورانيوم التي يمكن استخراجها بتكاليف محددة من الرواسب. احتياطيات اليورانيوم هي كميات الخام التي يُقدر أنها قابلة للاستخراج بتكاليف محددة.

يتكون اليورانيوم الطبيعي بشكل أساسي من نظيرين هما U-238 وU-235، حيث يشكل U-238 نسبة 99.28% من المعدن بينما يشكل U-235 نسبة 0.71%، ويشكل U-234 النسبة المتبقية البالغة 0.01%. يشير الرقم في مثل هذه الأسماء إلى عدد الكتلة الذرية للنظير ، وهو عدد البروتونات بالإضافة إلى عدد النيوترونات في النواة الذرية .

إن نواة ذرة اليورانيوم 235 سوف تنشطر دائمًا تقريبًا عند اصطدامها بنيوترون حر ، وبالتالي يُقال عن النظير إنه نظير " انشطاري ". من ناحية أخرى، فإن نواة ذرة اليورانيوم 238، بدلاً من الخضوع للانشطار عند اصطدامها بنيوترون حر، ستمتص النيوترون دائمًا تقريبًا وتنتج ذرة من النظير اليورانيوم 239. ثم يخضع هذا النظير للتحلل الإشعاعي الطبيعي لإنتاج البلوتونيوم 239، والذي، مثل اليورانيوم 235، هو نظير انشطاري. يُقال عن ذرات اليورانيوم 238 أنها خصبة، لأنه من خلال إشعاع النيوترونات في القلب، ينتج بعضها في النهاية ذرات البلوتونيوم 239 الانشطاري.

يمكن استخراج خام اليورانيوم من خلال التعدين التقليدي في الحفر المفتوحة وتحت الأرض بطرق مماثلة لتلك المستخدمة في تعدين المعادن الأخرى. كما تُستخدم طرق التعدين بالاستخلاص في الموقع لاستخراج اليورانيوم في الولايات المتحدة . في هذه التقنية، يتم استخلاص اليورانيوم من الخام الموجود في الموقع من خلال مجموعة من الآبار المتباعدة بانتظام ثم يتم استخلاصه من محلول الاستخلاص في مصنع سطحي. تتراوح خامات اليورانيوم في الولايات المتحدة عادةً من حوالي 0.05 إلى 0.3٪ من أكسيد اليورانيوم (U3O8 _{) .} بعض رواسب اليورانيوم المطورة في بلدان أخرى ذات درجة أعلى وهي أيضًا أكبر من الرواسب المستخرجة في الولايات المتحدة. يوجد اليورانيوم أيضًا بكميات منخفضة جدًا ( 50 إلى 200 جزء في المليون) في بعض رواسب الفوسفات المحلية ذات الأصل البحري. وبما أن كميات كبيرة للغاية من الصخور التي تحتوي على الفوسفات تُستخرج لإنتاج حمض الفوسفوريك بالطريقة الرطبة المستخدم في الأسمدة عالية التحليل وغيرها من المواد الكيميائية الفوسفاتية، ففي بعض مصانع معالجة الفوسفات، يمكن استعادة اليورانيوم، على الرغم من وجوده في تركيزات منخفضة للغاية، بشكل اقتصادي من تيار العملية.

عندما يتم استخراج اليورانيوم من الأرض فإنه لا يحتوي على ما يكفي من اليورانيوم النقي لكل رطل لاستخدامه. عملية الطحن هي الطريقة التي تستخرج بها الدورة اليورانيوم القابل للاستخدام من بقية المواد، والمعروفة أيضًا باسم المخلفات. لبدء عملية الطحن، يتم طحن الخام إلى غبار ناعم بالماء أو سحقه إلى غبار بدون ماء. ^[3] بمجرد معالجة المواد جسديًا، تبدأ بعد ذلك عملية المعالجة الكيميائية عن طريق غمرها بالأحماض. تشمل الأحماض المستخدمة أحماض الهيدروكلوريك والنيتروز ولكن الأحماض الأكثر شيوعًا هي أحماض الكبريتيك. بدلاً من ذلك، إذا كانت المادة التي يتكون منها الخام مقاومة بشكل خاص للأحماض، يتم استخدام القلويات بدلاً من ذلك. ^[4] بعد المعالجة الكيميائية، يتم إذابة جزيئات اليورانيوم في المحلول المستخدم لمعالجتها. ثم يتم ترشيح هذا المحلول حتى يتم فصل المواد الصلبة المتبقية عن السوائل التي تحتوي على اليورانيوم. يتم التخلص من المواد الصلبة غير المرغوب فيها كمخلفات . ^[5] بمجرد إزالة مخلفات المحلول، يتم استخراج اليورانيوم من بقية المحلول السائل، بإحدى طريقتين، تبادل المذيبات أو تبادل الأيونات . في الطريقة الأولى، يتم خلط المذيب في المحلول. يرتبط اليورانيوم المذاب بالمذيب ويطفو إلى الأعلى بينما تظل المواد المذابة الأخرى في الخليط. أثناء تبادل الأيونات، يتم خلط مادة مختلفة في المحلول ويرتبط بها اليورانيوم. بمجرد الترشيح، يتم غربلة المادة وغسلها. ^[3] سيكرر المحلول عملية الترشيح هذه لسحب أكبر قدر ممكن من اليورانيوم القابل للاستخدام. ثم يتم تجفيف اليورانيوم المفلتر إلى _{يورانيوم U3O8 .} تنتج عملية الطحن عادةً مادة على شكل مسحوق جاف تتكون من اليورانيوم الطبيعي، " الكعكة الصفراء "، والتي تُباع في سوق اليورانيوم باسم U3O8 _. لاحظ أن المادة ليست صفراء دائمًا .

_عادة ما يتم طحن أكسيد اليورانيوم، U3O8 ₍ ثماني أكسيد اليورانيوم الثلاثي ) ، ثم تتم معالجته إلى إحدى المادتين اعتمادًا على الاستخدام المقصود.

للاستخدام في معظم المفاعلات، _يتم تحويل _{U3O8 عادة إلى} سداسي فلوريد اليورانيوم (UF6 ₎ ، وهو المخزون المدخل لمعظم مرافق تخصيب اليورانيوم التجارية. يتحول سداسي فلوريد اليورانيوم، الذي يكون صلبًا في درجة حرارة الغرفة، إلى غازي عند 57 درجة مئوية (134 درجة فهرنهايت). في هذه المرحلة من الدورة، لا يزال ناتج تحويل سداسي فلوريد اليورانيوم يحتوي على خليط النظائر الطبيعي (99.28% من U-238 بالإضافة إلى 0.71% من U-235).

هناك طريقتان لتحويل أكسيد اليورانيوم إلى أشكاله القابلة للاستخدام ثاني أكسيد اليورانيوم وسداسي فلوريد اليورانيوم؛ الخيار الرطب والخيار الجاف. في الخيار الرطب، يتم إذابة الكعكة الصفراء في حمض النيتريك ثم استخراجها باستخدام فوسفات التريبوتيل. ثم يتم تجفيف الخليط الناتج وغسله مما ينتج عنه ثالث أكسيد اليورانيوم. ^[6] ثم يتم خلط ثالث أكسيد اليورانيوم مع الهيدروجين النقي مما ينتج عنه ثاني أكسيد اليورانيوم وأول أكسيد ثنائي الهيدروجين أو الماء. بعد ذلك يتم خلط ثاني أكسيد اليورانيوم مع أربعة أجزاء من فلوريد الهيدروجين مما ينتج عنه المزيد من الماء ورابع فلوريد اليورانيوم. أخيرًا يتم إنشاء المنتج النهائي لسداسي فلوريد اليورانيوم ببساطة عن طريق إضافة المزيد من الفلوريد إلى الخليط. ^[7]

للاستخدام في المفاعلات مثل CANDU التي لا تتطلب وقودًا مخصبًا، يمكن بدلاً من ذلك تحويل _{U3O8 إلى} ثاني أكسيد اليورانيوم (UO2 ₎ والذي يمكن تضمينه في _{عناصر الوقود} السيراميكية .

في الصناعة النووية الحالية، يكون حجم المواد المحولة مباشرة إلى UO2 _صغيرًا جدًا مقارنة بتلك المحولة إلى _UF6 .

التركيز الطبيعي (0.71%) للنظير الانشطاري U-235 أقل من التركيز المطلوب للحفاظ على تفاعل نووي متسلسل في نوى مفاعل الماء الخفيف . وعليه، يجب إثراء UF ₆ المنتج من مصادر اليورانيوم الطبيعية إلى تركيز أعلى من النظير الانشطاري قبل استخدامه كوقود نووي في مثل هذه المفاعلات. يحدد العميل مستوى الإثراء لطلب وقود نووي معين وفقًا للتطبيق الذي سيستخدمه من أجله: عادةً ما يتم إثراء وقود مفاعل الماء الخفيف إلى 3.5% U-235، ولكن يلزم أيضًا إثراء اليورانيوم إلى تركيزات أقل. يتم إنجاز الإثراء باستخدام أي من الطرق العديدة لفصل النظائر . الانتشار الغازي وأجهزة الطرد المركزي الغازية هي طرق تخصيب اليورانيوم المستخدمة بشكل شائع، ولكن يتم تطوير تقنيات تخصيب جديدة حاليًا.

إن الجزء الأكبر (96%) من الناتج الثانوي من التخصيب هو اليورانيوم المنضب (DU)، والذي يمكن استخدامه في الدروع ، وأجهزة اختراق الطاقة الحركية ، والحماية من الإشعاع ، والصابورة . اعتبارًا من عام 2008، توجد كميات هائلة من اليورانيوم المنضب في المخازن. تمتلك وزارة الطاقة الأمريكية وحدها 470.000 طن . ^[8] يتم تخزين حوالي 95% من اليورانيوم المنضب على شكل سداسي فلوريد اليورانيوم (UF ₆ ).

لاستخدامه كوقود نووي، يتم تحويل سداسي فلوريد اليورانيوم المخصب إلى مسحوق ثاني أكسيد اليورانيوم (UO2 ₎ الذي تتم معالجته بعد ذلك في شكل حبيبات. ثم يتم إطلاق الحبيبات في فرن التلدين عالي الحرارة لإنشاء حبيبات سيراميكية صلبة من اليورانيوم المخصب . ثم تخضع الحبيبات الأسطوانية لعملية طحن لتحقيق حجم حبيبات موحد. يتم تكديس الحبيبات، وفقًا لمواصفات تصميم كل قلب مفاعل نووي ، في أنابيب من سبيكة معدنية مقاومة للتآكل . يتم غلق الأنابيب لاحتواء حبيبات الوقود: تسمى هذه الأنابيب قضبان الوقود. يتم تجميع قضبان الوقود النهائية في مجموعات وقود خاصة تُستخدم بعد ذلك لبناء قلب الوقود النووي لمفاعل الطاقة.

تعتمد السبائك المستخدمة في الأنابيب على تصميم المفاعل. تم استخدام الفولاذ المقاوم للصدأ في الماضي، ولكن معظم المفاعلات تستخدم الآن سبيكة الزركونيوم . بالنسبة لأكثر أنواع المفاعلات شيوعًا، مفاعلات الماء المغلي (BWR) ومفاعلات الماء المضغوط (PWR)، يتم تجميع الأنابيب في حزم ^[9] مع وضع الأنابيب على مسافات دقيقة. يتم بعد ذلك إعطاء هذه الحزم رقم تعريف فريدًا، مما يتيح تتبعها من التصنيع إلى الاستخدام وحتى التخلص منها.

النقل هو جزء لا يتجزأ من دورة الوقود النووي. هناك مفاعلات للطاقة النووية تعمل في العديد من البلدان ولكن تعدين اليورانيوم قابل للتطبيق في مناطق قليلة فقط. أيضًا، خلال أكثر من أربعين عامًا من التشغيل من قبل الصناعة النووية، تم تطوير عدد من المرافق المتخصصة في مواقع مختلفة حول العالم لتوفير خدمات دورة الوقود وهناك حاجة لنقل المواد النووية من وإلى هذه المرافق. ^[10] تحدث معظم عمليات نقل مواد الوقود النووي بين مراحل مختلفة من الدورة، ولكن في بعض الأحيان قد يتم نقل مادة بين مرافق مماثلة. مع بعض الاستثناءات، يتم نقل مواد دورة الوقود النووي في شكل صلب، والاستثناء هو سداسي فلوريد اليورانيوم (UF ₆ ) الذي يعتبر غازًا. يتم نقل معظم المواد المستخدمة في الوقود النووي عدة مرات أثناء الدورة. غالبًا ما تكون عمليات النقل دولية، وغالبًا ما تكون لمسافات كبيرة. يتم نقل المواد النووية بشكل عام بواسطة شركات نقل متخصصة.

وبما أن المواد النووية مشعة ، فمن المهم ضمان الحد من تعرض الأشخاص المشاركين في نقل هذه المواد وعامة الناس على طول طرق النقل للإشعاع. وتشمل عبوات المواد النووية، عند الاقتضاء، الحماية للحد من التعرض المحتمل للإشعاع. وفي حالة بعض المواد، مثل مجموعات وقود اليورانيوم الطازجة، تكون مستويات الإشعاع ضئيلة ولا تتطلب الحماية. والمواد الأخرى، مثل الوقود المستنفد والنفايات عالية المستوى، شديدة الإشعاع وتتطلب معالجة خاصة. وللحد من المخاطر في نقل المواد شديدة الإشعاع، تُستخدم حاويات تُعرف باسم براميل شحن الوقود النووي المستنفد والتي صُممت للحفاظ على سلامتها في ظل ظروف النقل العادية وأثناء ظروف الحوادث الافتراضية.

في حين تختلف براميل النقل في التصميم والمواد والحجم والغرض، فهي عادة عبارة عن أنابيب طويلة مصنوعة من الفولاذ المقاوم للصدأ أو الخرسانة مع إغلاق الأطراف لمنع التسرب. غالبًا ما يكون غلاف البراميل مملوءًا بطبقة واحدة على الأقل من مادة مقاومة للإشعاع، مثل الرصاص. كما يختلف الجزء الداخلي من الأنبوب اعتمادًا على ما يتم نقله. على سبيل المثال، تحتوي البراميل التي تنقل قضبان الوقود المستنفدة أو غير المستخدمة على أكمام تحافظ على القضبان منفصلة، ​​بينما لا تحتوي البراميل التي تنقل سداسي فلوريد اليورانيوم عادةً على أي تنظيم داخلي. اعتمادًا على الغرض والنشاط الإشعاعي للمواد، تحتوي بعض البراميل على أنظمة تهوية وحماية حرارية وحماية من الصدمات وميزات أخرى أكثر تحديدًا للطريق والشحنة. ^[11]

يتكون قلب المفاعل النووي من بضع مئات من "التجمعات"، مرتبة في مجموعة منتظمة من الخلايا، وتتكون كل خلية من قضيب وقود أو قضيب تحكم محاط، في معظم التصميمات، بمهدئ ومبرد ، وهو الماء في معظم المفاعلات.

وبسبب عملية الانشطار التي تستهلك الوقود، فلابد من استبدال قضبان الوقود القديمة دورياً بقضبان جديدة (وهذا ما يسمى بدورة (الاستبدال)). وخلال دورة استبدال معينة، لا يتم استبدال سوى بعض التجمعات (عادة ثلثها) لأن استنفاد الوقود يحدث بمعدلات مختلفة في أماكن مختلفة داخل قلب المفاعل. وعلاوة على ذلك، ولأسباب تتعلق بالكفاءة، فليس من السياسة الجيدة وضع التجمعات الجديدة بالضبط في موقع التجمعات التي تمت إزالتها. وحتى الحزم التي لها نفس العمر سوف يكون لها مستويات احتراق مختلفة بسبب مواقعها السابقة في القلب. وبالتالي، لابد من ترتيب الحزم المتاحة على النحو الذي يضمن تحقيق أقصى قدر من العائد، مع تلبية القيود الأمنية والقيود التشغيلية. ونتيجة لهذا، يواجه مشغلو المفاعل ما يسمى بمشكلة إعادة تحميل الوقود الأمثل ، والتي تتألف من تحسين إعادة ترتيب جميع التجمعات، القديمة والجديدة، مع الاستمرار في تعظيم تفاعلية قلب المفاعل بحيث يتم تعظيم احتراق الوقود وتقليل تكاليف دورة الوقود.

هذه مشكلة تحسين منفصلة ، ​​وهي غير قابلة للحل حسابيًا بالطرق التوافقية الحالية ، بسبب العدد الهائل من التباديل وتعقيد كل عملية حسابية. وقد تم اقتراح العديد من الطرق العددية لحلها وتم كتابة العديد من حزم البرامج التجارية لدعم إدارة الوقود. هذه مشكلة مستمرة في عمليات المفاعلات حيث لم يتم العثور على حل نهائي لهذه المشكلة. يستخدم المشغلون مجموعة من التقنيات الحسابية والتجريبية لإدارة هذه المشكلة.

تتم دراسة الوقود النووي المستعمل في فحص ما بعد الإشعاع ، حيث يتم فحص الوقود المستعمل لمعرفة المزيد عن العمليات التي تحدث في الوقود أثناء الاستخدام، وكيف يمكن أن تغير هذه العمليات نتيجة وقوع حادث. على سبيل المثال، أثناء الاستخدام العادي، يتمدد الوقود بسبب التمدد الحراري، مما قد يسبب التشقق. معظم الوقود النووي هو ثاني أكسيد اليورانيوم، وهو مادة صلبة مكعبة ذات بنية مماثلة لبنية فلوريد الكالسيوم . في الوقود المستعمل، تظل البنية الصلبة لمعظم المواد الصلبة كما هي لثاني أكسيد اليورانيوم المكعب النقي. SIMFUEL هو الاسم الذي يطلق على الوقود المستنفد المحاكي والذي يتم تصنيعه عن طريق خلط أكاسيد معدنية مطحونة ناعماً، وطحنها كعجينة، وتجفيفها بالرش قبل التسخين في الهيدروجين / الأرجون إلى 1700 درجة مئوية. [ 12 ^] في SIMFUEL، كان 4.1٪ من حجم المادة الصلبة في شكل جسيمات نانوية معدنية مصنوعة من الموليبدينوم والروثينيوم والروديوم والبلاديوم . معظم هذه الجسيمات المعدنية هي من الطور ε ( سداسي ) من سبيكة Mo-Ru-Rh-Pd، بينما تم العثور على كميات أصغر من الطور α ( مكعب ) وσ ( رباعي ) لهذه المعادن في SIMFUEL. كما يوجد داخل SIMFUEL طور بيروفسكايت مكعب وهو زركونات الباريوم والسترونشيوم (Ba _x Sr _1−x ZrO ₃ ).

ثاني أكسيد اليورانيوم قابل للذوبان بشكل ضئيل في الماء، ولكن بعد الأكسدة يمكن تحويله إلى ثلاثي أكسيد اليورانيوم أو مركب يورانيوم (VI) آخر أكثر قابلية للذوبان. يمكن أكسدة ثاني أكسيد اليورانيوم (UO2) إلى أكسيد فائق التكافؤ غني بالأكسجين ( _{UO2 +} x _{) والذي} يمكن أن _يتأكسد بشكل _أكبر إلى _U4O9 و _{U3O7 و} U3O8 و UO3.2H2O _.

نظرًا لأن الوقود المستعمل يحتوي على باعثات ألفا (البلوتونيوم والأكتينيدات الثانوية )، فقد تم التحقيق في تأثير إضافة باعث ألفا ( ^238Pu ) إلى ثاني أكسيد اليورانيوم على معدل استخلاص الأكسيد. بالنسبة للأكسيد المسحوق، فإن إضافة ^238Pu تميل إلى زيادة معدل الاستخلاص، ولكن الفرق في معدل الاستخلاص بين 0.1 و10٪ ^238Pu كان صغيرًا جدًا. ^[13]

يؤثر تركيز الكربونات في الماء الذي يتلامس مع الوقود المستعمل بشكل كبير على معدل التآكل، لأن اليورانيوم (VI) يشكل معقدات كربونات أنيونية قابلة للذوبان مثل [UO2 ₍ CO3 ₎ 2 _] 2− ^و [UO2 ₍ CO3 ₎ 3 _] 4− ^. عندما تكون أيونات الكربونات غائبة، ولا يكون الماء حمضيًا بشدة، فإن مركبات اليورانيوم السداسية التكافؤ التي تتكون عند أكسدة ثاني أكسيد اليورانيوم غالبًا ما تشكل أطوار ثلاثي أكسيد اليورانيوم المائي غير القابلة للذوبان . ^[14]

يمكن ترسيب أغشية رقيقة من ثاني أكسيد اليورانيوم على أسطح الذهب عن طريق " الرش " باستخدام معدن اليورانيوم وخليط من غاز الأرجون والأكسجين . وقد تم استخدام هذه الأسطح الذهبية المعدلة بثاني أكسيد اليورانيوم في كل من تجارب قياس الفولتية الدورية ومعاوقة التيار المتردد، وهي تقدم نظرة ثاقبة لسلوك الاستخلاص المحتمل لثاني أكسيد اليورانيوم. ^[15]

تتضمن دراسة دورة الوقود النووي دراسة سلوك المواد النووية في ظل الظروف العادية وفي ظل ظروف الحوادث. على سبيل المثال، كان هناك الكثير من العمل حول كيفية تفاعل الوقود القائم على ثاني أكسيد اليورانيوم مع أنابيب سبيكة الزركونيوم المستخدمة لتغطيته. أثناء الاستخدام، ينتفخ الوقود بسبب التمدد الحراري ثم يبدأ في التفاعل مع سطح سبيكة الزركونيوم، مكونًا طبقة جديدة تحتوي على كل من الوقود والزركونيوم (من الكسوة). ثم، على جانب الوقود من هذه الطبقة المختلطة، توجد طبقة من الوقود تحتوي على نسبة سيزيوم إلى يورانيوم أعلى من معظم الوقود. وذلك لأن نظائر الزينون تتشكل كمنتجات انشطار تنتشر خارج شبكة الوقود إلى فراغات مثل الفجوة الضيقة بين الوقود والكسوة. بعد الانتشار في هذه الفراغات، يتحلل إلى نظائر السيزيوم. بسبب التدرج الحراري الموجود في الوقود أثناء الاستخدام، تميل نواتج الانشطار المتطايرة إلى التحرك من مركز الحبيبة إلى منطقة الحافة. ^​​[16] يوجد أدناه رسم بياني لدرجة حرارة معدن اليورانيوم ونتريد اليورانيوم وثاني أكسيد اليورانيوم كدالة للمسافة من مركز حبيبة قطرها 20 مم ودرجة حرارة حافتها 200 درجة مئوية. سوف يسخن ثاني أكسيد اليورانيوم (بسبب ضعف موصليته الحرارية) في مركز الحبيبة، بينما تظل الأشكال الأخرى الأكثر توصيلًا للحرارة من اليورانيوم أقل من نقاط انصهارها.

يمكن تقسيم الكيمياء النووية المرتبطة بدورة الوقود النووي إلى منطقتين رئيسيتين؛ المنطقة الأولى تتعلق بالتشغيل في ظل الظروف المقصودة بينما المنطقة الأخرى تتعلق بظروف التشغيل السيئة حيث حدث بعض التغيير عن ظروف التشغيل العادية أو ( في حالات نادرة ) وقوع حادث.

إن الانبعاثات الإشعاعية الناجمة عن العمليات العادية هي الانبعاثات الصغيرة المخطط لها من معالجة خام اليورانيوم، والتخصيب، ومفاعلات الطاقة، ومحطات إعادة المعالجة، ومخازن النفايات. ويمكن أن تكون هذه الانبعاثات في أشكال كيميائية/فيزيائية مختلفة عن الانبعاثات التي قد تحدث في ظل ظروف الحوادث. بالإضافة إلى ذلك، قد تكون البصمة النظيرية لحادث افتراضي مختلفة تمامًا عن البصمة النظيرية لتفريغ تشغيلي عادي مخطط له للإشعاع إلى البيئة.

إن مجرد إطلاق النظير المشع لا يعني أنه سيدخل الإنسان ويسبب له الأذى. على سبيل المثال، يمكن تغيير هجرة النشاط الإشعاعي عن طريق ارتباط النظير المشع بأسطح جزيئات التربة. على سبيل المثال، يرتبط السيزيوم (Cs) بإحكام بالمعادن الطينية مثل الإليت والمونت موريلونيت ، وبالتالي يبقى في الطبقات العليا من التربة حيث يمكن للنباتات ذات الجذور الضحلة (مثل العشب) الوصول إليه. وبالتالي يمكن للعشب والفطر أن يحملا كمية كبيرة من السيزيوم ¹³⁷ والتي يمكن نقلها إلى البشر من خلال السلسلة الغذائية. لكن السيزيوم ¹³⁷ غير قادر على الهجرة بسرعة عبر معظم الترب وبالتالي من غير المرجح أن يلوث مياه الآبار . يمكن أن تهاجر غرويات معادن التربة عبر التربة، لذا فإن الارتباط البسيط للمعدن بأسطح جزيئات التربة لا يثبت المعدن تمامًا.

وفقًا لكتاب جيري هالا المدرسي ، فإن معامل التوزيع Kd _هو نسبة النشاط الإشعاعي للتربة (Bq g ⁻¹ ) إلى النشاط الإشعاعي لمياه التربة (Bq ml ^{−1 ). إذا كان النظير المشع مرتبطًا ارتباطًا وثيقًا بالمعادن الموجودة في التربة، فيمكن للمحاصيل} والعشب الذي ينمو على التربة امتصاص قدر أقل من النشاط الإشعاعي .

• Cs-137 K _d = 1000
• Pu-239 K _d = 10000 إلى 100000
• Sr-90 K _d = 80 إلى 150
• I-131 K _d = 0.007 إلى 50

في تربية الألبان، أحد أفضل التدابير المضادة للسيزيوم ¹³⁷ هو خلط التربة عن طريق حرثها بعمق. وهذا له تأثير إبعاد السيزيوم ¹³⁷ عن الجذور الضحلة للعشب، وبالتالي سيتم خفض مستوى النشاط الإشعاعي في العشب. أيضًا بعد حرب نووية أو حادث خطير، فإن إزالة بضعة سنتيمترات من التربة ودفنها في خندق ضحل من شأنه أن يقلل من جرعة جاما طويلة الأمد للإنسان بسبب السيزيوم ¹³⁷ ، حيث يتم تخفيف فوتونات جاما بمرورها عبر التربة.

حتى بعد وصول العنصر المشع إلى جذور النبات، قد يرفضه الكيمياء الحيوية للنبات. وقد تم الإبلاغ عن تفاصيل امتصاص ⁹⁰ Sr و ¹³⁷ Cs في عباد الشمس المزروع في ظل ظروف مائية . ^[17] تم العثور على السيزيوم في عروق الأوراق، وفي الساق وفي الأوراق القمية . وقد وجد أن 12٪ من السيزيوم دخل النبات، و 20٪ من السترونشيوم . كما يقدم هذا البحث تفاصيل عن تأثير أيونات البوتاسيوم والأمونيوم والكالسيوم على امتصاص النظائر المشعة.

في تربية الماشية ، يعد إطعام الحيوانات كمية صغيرة من الأزرق البروسي أحد التدابير المهمة ضد السيزيوم ^137. يعمل مركب سيانيد الحديد والبوتاسيوم هذا كمُبادل أيوني . يرتبط السيانيد ارتباطًا وثيقًا بالحديد بحيث يكون من الآمن للإنسان تناول عدة جرامات من الأزرق البروسي يوميًا. يقلل الأزرق البروسي من نصف العمر البيولوجي (يختلف عن نصف العمر النووي ) للسيزيوم. يبلغ نصف العمر الفيزيائي أو النووي للسيزيوم ¹³⁷ حوالي 30 عامًا. هذا ثابت لا يمكن تغييره ولكن نصف العمر البيولوجي ليس ثابتًا. سيتغير وفقًا لطبيعة وعادات الكائن الحي الذي يتم التعبير عنه. يبلغ عمر النصف البيولوجي للسيزيوم لدى البشر عادةً ما بين شهر إلى أربعة أشهر. ميزة إضافية للأزرق البروسي هي أن السيزيوم الذي يتم تجريده من الحيوان في الفضلات يكون في شكل غير متاح للنباتات. وبالتالي فهو يمنع إعادة تدوير السيزيوم. إن شكل الأزرق البروسي المطلوب لعلاج البشر أو الحيوانات هو درجة خاصة. ولم تنجح محاولات استخدام درجة الصبغ المستخدمة في الدهانات . لاحظ أن مصدر البيانات حول موضوع السيزيوم في تداعيات تشيرنوبيل موجود في [1] ( معهد البحوث الأوكراني للأشعة الزراعية ).

تفترض الوكالة الدولية للطاقة الذرية أنه في ظل التشغيل العادي فإن سائل التبريد في المفاعل المبرد بالماء سوف يحتوي على بعض النشاط الإشعاعي ^[18] ولكن أثناء وقوع حادث في المفاعل فإن مستوى النشاط الإشعاعي لسائل التبريد قد يرتفع. وتنص الوكالة الدولية للطاقة الذرية على أنه في ظل سلسلة من الظروف المختلفة يمكن إطلاق كميات مختلفة من مخزون القلب من الوقود، والظروف الأربعة التي تعتبرها الوكالة الدولية للطاقة الذرية هي التشغيل العادي ، وارتفاع نشاط سائل التبريد بسبب الإغلاق المفاجئ/فقدان الضغط (يظل القلب مغطى بالماء)، وفشل الكسوة مما يؤدي إلى إطلاق النشاط في فجوة الوقود/الكسوة (قد يكون هذا بسبب كشف الوقود بسبب فقدان الماء لمدة 15-30 دقيقة حيث وصلت الكسوة إلى درجة حرارة 650-1250 درجة مئوية) أو ذوبان القلب (سيتعين كشف الوقود لمدة 30 دقيقة على الأقل، وستصل الكسوة إلى درجة حرارة تزيد عن 1650 درجة مئوية). ^[19]

وبناءً على افتراض أن مفاعل الماء المضغوط يحتوي على 300 طن من الماء ، وأن نشاط وقود مفاعل بقوة 1 جيجاوات كهربائية هو كما تنبأت الوكالة الدولية للطاقة الذرية، ^[20] فيمكن التنبؤ بنشاط المبرد بعد وقوع حادث مثل حادث جزيرة ثري مايل (حيث تم الكشف عن قلب المفاعل ثم استعادته بالماء). ^{[ بحاجة لمصدر ]}

من الطبيعي ترك الوقود المستعمل بعد التشعيع للسماح لنظائر اليود قصيرة العمر والسامة المشعة بالتحلل. في إحدى التجارب التي أجريت في الولايات المتحدة، تمت إعادة معالجة الوقود الطازج الذي لم يُسمح له بالتحلل (التشغيل الأخضر [2] [3]) للتحقيق في آثار إطلاق اليود بكميات كبيرة من إعادة معالجة الوقود المبرد لفترة قصيرة. من الطبيعي في مصانع إعادة المعالجة فرك الغازات المنبعثة من المذيب لمنع انبعاث اليود. بالإضافة إلى انبعاث اليود، يتم إطلاق الغازات النبيلة والتريتيوم من الوقود عند إذابته. وقد اقترح أنه من خلال الأكسدة (تسخين الوقود في فرن في ظل ظروف مؤكسدة) يمكن استعادة غالبية التريتيوم من الوقود.[4]

وقد كُتبت ورقة بحثية عن النشاط الإشعاعي في المحار الموجود في البحر الأيرلندي . ^[21] وقد وجد من خلال التحليل الطيفي لأشعة جاما أن هذه المحار تحتوي على ¹⁴¹ Ce و ¹⁴⁴ Ce و ¹⁰³ Ru و ¹⁰⁶ Ru و ¹³⁷ Cs و ⁹⁵ Zr و ⁹⁵ Nb. بالإضافة إلى ذلك، تم العثور على منتج تنشيط الزنك ( ⁶⁵ Zn)، والذي يُعتقد أنه يرجع إلى تآكل غلاف وقود الماغنوكس في أحواض الوقود المستهلك . ومن المرجح أن تكون الإطلاقات الحديثة لجميع هذه النظائر من حدث Windscale أصغر.

يمكن إعادة تزويد بعض تصميمات المفاعلات، مثل مفاعلات RBMK أو CANDU ، بالوقود دون إيقاف تشغيلها. ويتحقق ذلك من خلال استخدام العديد من أنابيب الضغط الصغيرة لاحتواء الوقود والمبرد، على عكس وعاء ضغط كبير واحد كما هو الحال في تصميمات مفاعل الماء المضغوط (PWR) أو مفاعل الماء المغلي (BWR). يمكن عزل كل أنبوب على حدة وإعادة تزويده بالوقود بواسطة آلة تزويد بالوقود يتحكم فيها المشغل، عادةً بمعدل يصل إلى 8 قنوات يوميًا من أصل 400 قناة تقريبًا في مفاعلات CANDU. يسمح إعادة التزود بالوقود أثناء التحميل بالتعامل مع مشكلة إعادة تحميل الوقود المثلى بشكل مستمر، مما يؤدي إلى استخدام أكثر كفاءة للوقود. يتم تعويض هذه الزيادة في الكفاءة جزئيًا عن طريق التعقيد الإضافي المتمثل في وجود مئات من أنابيب الضغط وآلات التزويد بالوقود لخدمتها.

بعد دورة التشغيل، يتم إيقاف تشغيل المفاعل للتزود بالوقود. يتم تخزين الوقود المفرغ في ذلك الوقت (الوقود المستنفد) إما في موقع المفاعل (عادةً في حوض للوقود المستنفد ) أو ربما في منشأة مشتركة بعيدًا عن مواقع المفاعل. إذا تم تجاوز سعة تخزين الحوض في الموقع، فقد يكون من المرغوب فيه تخزين الوقود القديم المبرد الآن في مرافق تخزين جافة معيارية تُعرف باسم منشآت تخزين الوقود المستنفد المستقلة (ISFSI) في موقع المفاعل أو في منشأة بعيدة عن الموقع. عادة ما يتم تخزين قضبان الوقود المستنفد في الماء أو حمض البوريك، مما يوفر التبريد (يستمر الوقود المستنفد في توليد حرارة الاضمحلال نتيجة للتحلل الإشعاعي المتبقي) والدروع لحماية البيئة من الإشعاع المؤين المتبقي ، على الرغم من أنه بعد عام على الأقل من التبريد يمكن نقلها إلى تخزين البراميل الجافة .

يحتوي الوقود المستنفد المفرغ من المفاعلات على كميات كبيرة من المواد الانشطارية (U-235 وPu-239) والمواد الخصبة (U-238) وغيرها من المواد المشعة ، بما في ذلك سموم التفاعل ، ولهذا السبب كان لا بد من إزالة الوقود. يمكن فصل هذه المواد الانشطارية والخصبة كيميائيًا واستعادتها من الوقود المستنفد. يمكن إعادة تدوير اليورانيوم والبلوتونيوم المستردين، إذا سمحت الظروف الاقتصادية والمؤسسية، لاستخدامهما كوقود نووي. لا يتم ذلك حاليًا بالنسبة للوقود النووي المستنفد المدني في الولايات المتحدة ، ولكنه يتم في روسيا. تهدف روسيا إلى تعظيم إعادة تدوير المواد الانشطارية من الوقود المستخدم. وبالتالي فإن إعادة معالجة الوقود المستخدم ممارسة أساسية، مع إعادة تدوير اليورانيوم المعاد معالجته واستخدام البلوتونيوم في الموكس، في الوقت الحاضر فقط للمفاعلات السريعة. ^[22]

الوقود المختلط بالأكسيد، أو وقود الموكس ، هو مزيج من اليورانيوم المعاد معالجته والبلوتونيوم واليورانيوم المستنفد والذي يتصرف بشكل مشابه، وإن لم يكن متطابقًا، مع تغذية اليورانيوم المخصب التي صممت من أجلها معظم المفاعلات النووية. وقود الموكس هو بديل لوقود اليورانيوم منخفض التخصيب (LEU) المستخدم في مفاعلات الماء الخفيف التي تهيمن على توليد الطاقة النووية.

في الوقت الحالي، تقوم محطات الطاقة النووية في أوروبا بإعادة معالجة الوقود المستنفد من المرافق العامة في أوروبا واليابان. ولا يُسمح حالياً بإعادة معالجة الوقود النووي المستنفد في المفاعلات التجارية في الولايات المتحدة بسبب الخطر المتصور المتمثل في انتشار الأسلحة النووية . واقترحت شراكة الطاقة النووية العالمية التي أنشأتها إدارة بوش أن تشكل الولايات المتحدة شراكة دولية لإعادة معالجة الوقود النووي المستنفد بطريقة تجعل البلوتونيوم الموجود فيه صالحاً للاستخدام كوقود نووي ولكن ليس للأسلحة النووية .

كبديل للتخلص من رافينات PUREX في الزجاج أو مصفوفة Synroc ، يمكن إزالة العناصر الأكثر سمية إشعاعيًا من خلال إعادة المعالجة المتقدمة. بعد الفصل، يمكن تحويل الأكتينيدات الثانوية وبعض منتجات الانشطار طويلة العمر إلى نظائر قصيرة العمر أو مستقرة إما عن طريق إشعاع النيوترون أو الفوتون . وهذا ما يسمى بالتحويل . لا يزال التعاون الدولي القوي وطويل الأمد، والعديد من عقود البحث والاستثمارات الضخمة ضرورية قبل الوصول إلى نطاق صناعي ناضج حيث يمكن إثبات سلامة وجدوى التقسيم والتحويل (P&T) اقتصاديًا. ^[23]

الأكتينيدات ومنتجات الانشطار حسب عمر النصف ف ت هـ
الأكتينيدات [24] عن طريق سلسلة الاضمحلال				مدى نصف العمر ( أ )	نواتج انشطار اليورانيوم 235 حسب العائد [25 ]
4 ن	4 ن + 1	4 ن + 2	4 ن + 3		4.5-7%	0.04-1.25%	<0.001%
228 رارقم				4-6 أ		155 يورو​
248 كتاب[26]				> 9 أ
244 سم​	241 بو​	250 قدم مكعب	227 أكترقم	10-29 أ	90 ريال	85 كرونا	113م كد
232 وحدة​		238 بو​	243 سم​	29–97 أ	137 س	151 سممكعب	121م سن
	249 قدممكعب	242 مصباحا		141-351 أ	لا يوجد لمنتجات الانشطار عمر نصف يتراوح بين 100 ألف و210 ألف كيلو.
	241 صباحًا​		251 μf[27]	430–900 أ
		226 رارقم	247 بك	1.3–1.6 ألف كيلو
240 بو	229 ث	246 سم​	243 صباحًا​	4.7–7.4 ألف سنة
	245 سم​	250 سم		8.3–8.5 ألف سنة
			239 بو​	24.1 كيلو
		230 ثرقم	231 باسكالرقم	32–76 ألف سنة
236 نيوتن.متر​	233 وحدة​	234 يورقم		150-250 كيلو	99 تيرابايت	126 قصدير
248 سم		242 بو		327–375 ألف سنة		79 س₡
				1.33 مليون	135 سيز₡
	237 نيوتن.متر​			1.61–6.5 مليون سنة	93 زر	107 د
236 يو			247 سم​	15-24 مليون سنة		129 جنيهاسترليني
244 بو				80 مليون	... ولا يتجاوز 15.7 مليون سنة [28]
232 ثرقم		238 يورقم	235 يو​	0.7–14.1 جيجا
₡، لها مقطع عرضي لالتقاط النيوترونات الحرارية في نطاق 8–50 حظيرة ƒ,  انشطارية رقم، في المقام الأول مادة مشعة تحدث بشكل طبيعي (NORM) þ،  السم النيوتروني (مقطع التقاط النيوترون الحراري أكبر من 3 آلاف حظيرة)

إن أحد الشواغل الحالية في مجال الطاقة النووية هو التخلص الآمن وعزل الوقود المستنفد من المفاعلات أو، إذا تم استخدام خيار إعادة المعالجة، النفايات من محطات إعادة المعالجة. يجب عزل هذه المواد عن المحيط الحيوي حتى ينخفض ​​النشاط الإشعاعي الموجود فيها إلى مستوى آمن. ^[29] في الولايات المتحدة، بموجب قانون سياسة النفايات النووية لعام 1982 المعدل، تتحمل وزارة الطاقة مسؤولية تطوير نظام التخلص من النفايات للوقود النووي المستنفد والنفايات المشعة عالية المستوى. تدعو الخطط الحالية إلى التخلص النهائي من النفايات في صورة صلبة في بنية جيولوجية عميقة ومستقرة مرخصة تسمى مستودع جيولوجي عميق . اختارت وزارة الطاقة جبل يوكا كموقع للمستودع. تم تأخير افتتاحه مرارًا وتكرارًا. منذ عام 1999، تم تخزين آلاف شحنات النفايات النووية في محطة عزل النفايات التجريبية في نيو مكسيكو.

يمكن لمفاعلات النيوترونات السريعة انشطار جميع الأكتينيدات، بينما تنتج دورة وقود الثوريوم مستويات منخفضة من اليورانيوم فوق اليورانيوم . وعلى عكس مفاعلات الماء الخفيف، يمكن لهذه الدورات الوقودية من حيث المبدأ إعادة تدوير البلوتونيوم والأكتينيدات الثانوية وترك منتجات الانشطار ومنتجات التنشيط فقط كنفايات. تتضاءل منتجات الانشطار متوسطة العمر شديدة الإشعاع Cs-137 و Sr-90 بمقدار 10 مرات كل قرن؛ بينما تتمتع منتجات الانشطار طويلة العمر بإشعاع منخفض نسبيًا، وغالبًا ما تتم مقارنتها بشكل إيجابي بإشعاع خام اليورانيوم الأصلي.

يصف التخلص من الحفر الأفقي مقترحات الحفر على مسافة كيلومتر واحد عموديًا وكيلومترين أفقيًا في قشرة الأرض ، لغرض التخلص من أشكال النفايات عالية المستوى مثل الوقود النووي المستنفد أو السيزيوم 137 أو السترونشيوم 90. بعد فترة الزرع والاسترداد، ^{[ يحتاج إلى توضيح ]} سيتم ردم ثقوب الحفر وإغلاقها. تم إجراء سلسلة من اختبارات التكنولوجيا في نوفمبر 2018 ثم مرة أخرى علنًا في يناير 2019 من قبل شركة خاصة مقرها الولايات المتحدة. ^[30] أظهر الاختبار وضع علبة اختبار في حفرة حفر أفقية واسترجاع نفس العلبة. لم يتم استخدام أي نفايات عالية المستوى فعليًا في هذا الاختبار. ^{[31] [32]}

على الرغم من أن المصطلح الأكثر شيوعًا هو دورة الوقود، إلا أن البعض يزعم أن مصطلح سلسلة الوقود أكثر دقة، لأن الوقود المستنفد لا يتم إعادة تدويره بالكامل أبدًا. يشمل الوقود المستنفد منتجات الانشطار ، والتي يجب التعامل معها عمومًا كنفايات ، بالإضافة إلى اليورانيوم والبلوتونيوم وعناصر أخرى فوق اليورانيوم. عندما يتم إعادة تدوير البلوتونيوم، يتم إعادة استخدامه عادةً مرة واحدة في مفاعلات الماء الخفيف، على الرغم من أن المفاعلات السريعة يمكن أن تؤدي إلى إعادة تدوير البلوتونيوم بشكل أكثر اكتمالاً. ^[33]

ليست دورة في حد ذاتها ، حيث يتم استخدام الوقود مرة واحدة ثم إرساله إلى التخزين دون معالجة إضافية باستثناء التغليف الإضافي لتوفير عزل أفضل عن المحيط الحيوي . هذه الطريقة مفضلة من قبل ست دول: الولايات المتحدة وكندا والسويد وفنلندا وإسبانيا وجنوب إفريقيا . [ ^34] صممت بعض الدول ، ولا سيما فنلندا والسويد وكندا، مستودعات للسماح باستعادة المواد في المستقبل إذا دعت الحاجة، بينما تخطط دول أخرى للحجز الدائم في مستودع جيولوجي مثل مستودع النفايات النووية في جبل يوكا في الولايات المتحدة.

تستخدم العديد من البلدان، بما في ذلك اليابان وسويسرا، وإسبانيا وألمانيا سابقًا، أو استخدمت خدمات إعادة المعالجة التي تقدمها Areva NC و THORP سابقًا . يتم فصل منتجات الانشطار ^{والأكتينيدات} الثانوية ومنتجات التنشيط واليورانيوم المعاد معالجته عن البلوتونيوم المستخدم في المفاعل ^{، والذي يمكن بعد ذلك} تصنيعه إلى وقود MOX . نظرًا لأن نسبة نظائر البلوتونيوم غير الانشطارية ذات الكتلة المتساوية ترتفع مع كل مرور عبر الدورة ، فلا توجد حاليًا خطط لإعادة استخدام البلوتونيوم من وقود MOX المستخدم للمرور الثالث في مفاعل حراري . إذا أصبحت المفاعلات السريعة متاحة، فقد تكون قادرة على حرق هذه النظائر أو أي نظائر أكتينيدية أخرى تقريبًا .

إن استخدام منشأة إعادة معالجة متوسطة الحجم في الموقع، واستخدام المعالجة الحرارية بدلاً من المعالجة المائية الحالية، من شأنه أن يقلل بشكل كبير من احتمال انتشار الأسلحة النووية أو تحويل المواد الانشطارية إلى أماكن أخرى، حيث أن منشأة المعالجة موجودة في الموقع. وعلى نحو مماثل، لا يتم فصل البلوتونيوم بمفرده في دورة المعالجة الحرارية، بل يتم " استخراجه كهربائياً " أو "تنقيته" من الوقود المستنفد، ولا يتم فصل البلوتونيوم بمفرده أبداً، بل ينتقل بدلاً من ذلك إلى الوقود الجديد المختلط بالأكتينيدات التي تنبعث منها أشعة جاما وألفا، وهي الأنواع التي "تحمي نفسها" في العديد من سيناريوهات السرقة المحتملة.

بدءًا من عام 2016، كانت روسيا تختبر وتنشر الآن وقود ريمكس حيث يتم وضع الوقود النووي المستنفد من خلال عملية مثل المعالجة الحرارية التي تفصل البلوتونيوم من الدرجة المستخدمة في المفاعل واليورانيوم المتبقي عن منتجات الانشطار وغلاف الوقود. ثم يتم دمج هذا المعدن المختلط مع كمية صغيرة من اليورانيوم متوسط ​​التخصيب بتركيز 17٪ تقريبًا من اليورانيوم 235 لصنع وقود أكسيد معدني مدمج جديد بنسبة 1٪ من البلوتونيوم من الدرجة المستخدمة في المفاعل وتركيز 4٪ من اليورانيوم 235. قضبان الوقود هذه مناسبة للاستخدام في مفاعلات الماء المضغوط القياسية حيث لا يزيد محتوى البلوتونيوم عن المحتوى الموجود في نهاية الدورة في الوقود النووي المستنفد. اعتبارًا من فبراير 2020، كانت روسيا تنشر هذا الوقود في بعض أسطول مفاعلات VVER الخاصة بها . ^{[36] [37]}

وقد اقترح أنه بالإضافة إلى استخدام البلوتونيوم، يمكن استخدام الأكتينيدات الثانوية في مفاعلات الطاقة الحرجة. ويتم إجراء الاختبارات بالفعل حيث يتم استخدام الأمريسيوم كوقود. ^[38]

تم تصميم عدد من تصميمات المفاعلات، مثل المفاعل السريع المتكامل ، لهذه الدورة الوقودية المختلفة إلى حد ما. من حيث المبدأ، يجب أن يكون من الممكن استخلاص الطاقة من انشطار أي نواة أكتينيدية. مع تصميم مفاعل دقيق، يمكن استهلاك جميع الأكتينيدات الموجودة في الوقود، مما يترك فقط العناصر الأخف وزناً ذات نصف عمر قصير . في حين تم القيام بذلك في محطات نموذجية، لم يتم تشغيل أي مفاعل من هذا القبيل على نطاق واسع. ^{[ بحاجة لمصدر ]}

يحدث أن المقطع العرضي للنيوترونات في العديد من الأكتينيدات يتناقص مع زيادة طاقة النيوترون، ولكن نسبة الانشطار إلى التنشيط البسيط ( التقاط النيوترون ) تتغير لصالح الانشطار مع زيادة طاقة النيوترون. وبالتالي، مع وجود طاقة نيوترونية عالية بما يكفي، يجب أن يكون من الممكن تدمير حتى الكوريوم دون تكوين معادن عبر النيوترون. قد يكون هذا مرغوبًا للغاية لأنه سيجعل إعادة معالجة وقود الأكتينيد والتعامل معه أسهل بشكل كبير.

أحد البدائل الواعدة من هذا المنظور هو مفاعل دون الحرج مدفوع بمسرع / مفاعل دون الحرج . هنا يتم توجيه شعاع من البروتونات (تصميمات الولايات المتحدة وأوروبا) ^{[39] [40] [41]} أو الإلكترونات (التصميم الياباني) ^[42] إلى هدف. في حالة البروتونات، سوف تتفكك النيوترونات السريعة جدًا عن الهدف، بينما في حالة الإلكترونات، سيتم توليد فوتونات عالية الطاقة للغاية . ستتمكن هذه النيوترونات والفوتونات عالية الطاقة بعد ذلك من التسبب في انشطار الأكتينيدات الثقيلة.

تقارن هذه المفاعلات بشكل جيد للغاية بمصادر النيوترون الأخرى من حيث طاقة النيوترون:

• حراري من 0 إلى 100 إلكترون فولت
• الحرارة السطحية 100 إلكترون فولت إلى 100 كيلو فولت
• سريع (من الانشطار النووي ) 100 كيلو فولت إلى 3 ميجا فولت
• الاندماج النووي DD 2.5 ميجا إلكترون فولت
• الاندماج النووي DT 14 ميجا إلكترون فولت
• نواة مدفوعة بمسرع 200 ميجا إلكترون فولت (رصاص مدفوع ببروتونات 1.6 جيجا إلكترون فولت )
• الاندماج المحفز بالميون 7 جيجا إلكترون فولت.

وبدلاً من ذلك، يمكن ترك الكوريوم 244، الذي يبلغ نصف عمره 18 عاماً، ليتحلل إلى البلوتونيوم 240 قبل استخدامه كوقود في مفاعل سريع.

ولم يتم حتى الآن اختيار طبيعة الوقود (الأهداف) لتحويل الأكتينيدات.

إذا تم تحويل الأكتينيدات في مفاعل دون الحرج ، فمن المرجح أن يكون الوقود قادرًا على تحمل دورات حرارية أكثر من الوقود التقليدي. ونظرًا لعدم تحسين مسرعات الجسيمات الحالية للتشغيل المستمر لفترة طويلة، فمن غير المرجح أن يتمكن الجيل الأول على الأقل من المفاعل دون الحرج الذي يعمل بالمسرع من الحفاظ على فترة تشغيل ثابتة لفترات طويلة مثل المفاعل الحرج، وفي كل مرة يتوقف فيها المسرع، يبرد الوقود.

من ناحية أخرى، إذا تم تدمير الأكتينيدات باستخدام مفاعل سريع، مثل المفاعل السريع المتكامل ، فإن الوقود على الأرجح لن يتعرض لعدد أكبر من الدورات الحرارية مقارنة بمحطة طاقة عادية.

اعتمادًا على المصفوفة، يمكن أن تولد العملية المزيد من العناصر فوق اليورانيوم من المصفوفة. يمكن اعتبار هذا أمرًا جيدًا (توليد المزيد من الوقود) أو يمكن اعتباره أمرًا سيئًا (توليد المزيد من العناصر فوق اليورانيوم السامة للإشعاع ). توجد سلسلة من المصفوفات المختلفة التي يمكنها التحكم في إنتاج الأكتينيدات الثقيلة.

إن النوى الانشطارية (مثل اليورانيوم ²³³ ، واليورانيوم ²³⁵ ، والبلوتونيوم ²³⁹ ) تستجيب بشكل جيد للنيوترونات المتأخرة ، وبالتالي فهي مهمة للحفاظ على استقرار المفاعل الحرج؛ وهذا يحد من كمية الأكتينيدات الثانوية التي يمكن تدميرها في المفاعل الحرج. ونتيجة لذلك، من المهم أن تسمح المصفوفة المختارة للمفاعل بالحفاظ على نسبة عالية من النوى الانشطارية إلى غير الانشطارية، لأن هذا يمكّنه من تدمير الأكتينيدات طويلة العمر بأمان. وعلى النقيض من ذلك، فإن خرج الطاقة للمفاعل دون الحرج يقتصر على شدة مسرع الجسيمات المحرك، وبالتالي لا يحتاج إلى احتواء أي يورانيوم أو بلوتونيوم على الإطلاق. في مثل هذا النظام، قد يكون من الأفضل وجود مصفوفة خاملة لا تنتج نظائر طويلة العمر إضافية. إن وجود نسبة منخفضة من النيوترونات المتأخرة ليس مشكلة في المفاعل دون الحرج فحسب، بل قد يكون مفيدًا بعض الشيء حيث يمكن تقريب الحرجة إلى الوحدة، مع البقاء دون الحرج.

سيتم خلط الأكتينيدات مع معدن لن يشكل المزيد من الأكتينيدات؛ على سبيل المثال، يمكن استخدام سبيكة من الأكتينيدات في مادة صلبة مثل الزركونيا .

إن السبب وراء وجود مبادرة الوقود الخامل هو المساهمة في دراسات البحث والتطوير بشأن الوقود الخامل الذي يمكن استخدامه لاستغلال وتقليل والتخلص من فائض البلوتونيوم المستخدم في الأسلحة ومفاعلات الماء الخفيف. وبالإضافة إلى البلوتونيوم، تتزايد أيضًا كميات الأكتينيدات الثانوية. وبالتالي يتعين التخلص من هذه الأكتينيدات بطريقة آمنة وبيئية واقتصادية. وقد تم التأكيد منذ بداية المبادرة على الاستراتيجية الواعدة التي تتألف من استخدام البلوتونيوم والأكتينيدات الثانوية باستخدام نهج الوقود مرة واحدة داخل مفاعلات الطاقة النووية التجارية الحالية مثل مفاعلات الماء الخفيف الأمريكية والأوروبية والروسية واليابانية، ومفاعلات الماء الثقيل المضغوط الكندية، أو في وحدات التحويل المستقبلية. والآن تدرس عدة مجموعات في العالم النهج الذي يستخدم وقود المصفوفة الخامل. ^{[43] [44]} يتمتع هذا الخيار بميزة تقليل كميات البلوتونيوم ومحتويات الأكتينيدات الثانوية المحتملة قبل التخلص منها جيولوجياً. الخيار الثاني يعتمد على استخدام وقود خالٍ من اليورانيوم قابل للتسرب لإعادة المعالجة واتباع استراتيجية إعادة التدوير المتعددة. في كلتا الحالتين، تنتج مادة الوقود المتقدمة الطاقة أثناء استهلاك البلوتونيوم أو الأكتينيدات الثانوية. ومع ذلك، يجب أن تكون هذه المادة قوية. يجب أن تكون المادة المختارة نتيجة لدراسة نظام دقيقة تتضمن مصفوفة خاملة - مادة ماصة قابلة للاحتراق - مادة انشطارية كحد أدنى من المكونات مع إضافة مثبت. ينتج عن هذا محلول صلب أحادي الطور أو ببساطة أكبر إذا لم يتم اختيار هذا الخيار مكون مركب من مصفوفة خاملة - انشطار. في دراسات الفحص ^{[45] [46] [47]} تم تحديد العناصر المختارة مسبقًا على أنها مناسبة. في التسعينيات، تم اعتماد استراتيجية IMF مرة واحدة مع مراعاة الخصائص التالية:

• خصائص النيوترون أي المقطع العرضي المنخفض للامتصاص، والتفاعلية الثابتة المثلى، ومعامل دوبلر المناسب، ^[48]
• استقرار الطور، والخمول الكيميائي، والتوافق، ^[49]
• الخصائص الحرارية الفيزيائية المقبولة مثل السعة الحرارية، والتوصيل الحراري، ^[50]
• السلوك الجيد تحت الإشعاع أي استقرار الطور، والتورم الأدنى، ^[51]
• احتباس منتجات الانشطار أو الأكتينيدات المتبقية، ^[52] و
• الخصائص المثالية بعد التشعيع مع عدم الذوبان لمرة واحدة ثم الخروج. ^[53]

يمكن تعديل استراتيجية المرور مرة واحدة ثم الخروج هذه كدورة أخيرة بعد إعادة التدوير المتعدد إذا لم يكن العائد الانشطاري كبيرًا بما يكفي، وفي هذه الحالة تكون الخاصية التالية مطلوبة: خصائص الاستخلاص الجيدة لإعادة المعالجة وإعادة التدوير المتعدد. ^[54]

عند القصف النيوتروني، يمكن تحويل الثوريوم إلى اليورانيوم 233. يعتبر اليورانيوم ²³³ قابلاً للانشطار، وله مقطع انشطار أكبر من اليورانيوم ²³⁵ واليورانيوم ²³⁸ ، وبالتالي فإن احتمالية إنتاجه لأكتينيدات أعلى من خلال التقاط النيوترون أقل بكثير.

إذا تم دمج الأكتينيدات في مصفوفة يورانيوم-معدن أو أكسيد يورانيوم، فمن المرجح أن يؤدي التقاط النيوترونات من ^{238 U إلى توليد بلوتونيوم-239 جديد. تتمثل إحدى مزايا خلط الأكتينيدات مع اليورانيوم والبلوتونيوم في أن المقاطع العرضية الانشطارية الكبيرة لـ 235} U و ²³⁹ Pu للنيوترونات المتأخرة الأقل طاقة يمكن أن تجعل التفاعل مستقرًا بدرجة كافية ليتم تنفيذه في مفاعل سريع حرج ، والذي من المرجح أن يكون أرخص وأبسط من نظام مدفوع بالمسرع.

ومن الممكن أيضاً إنشاء مصفوفة مصنوعة من مزيج من المواد المذكورة أعلاه. ويتم ذلك عادة في المفاعلات السريعة حيث قد يرغب المرء في الحفاظ على نسبة التكاثر للوقود الجديد عالية بما يكفي لمواصلة تشغيل المفاعل، ولكن لا تزال منخفضة بما يكفي لتدمير الأكتينيدات المتولدة بأمان دون نقلها إلى موقع آخر. إحدى الطرق للقيام بذلك هي استخدام الوقود حيث يتم خلط الأكتينيدات واليورانيوم مع الزركونيوم الخامل، لإنتاج عناصر وقود ذات الخصائص المرغوبة.

لتلبية الشروط المطلوبة لمفهوم الطاقة النووية المتجددة، يجب على المرء استكشاف مجموعة من العمليات التي تنتقل من الواجهة الأمامية لدورة الوقود النووي إلى إنتاج الوقود وتحويل الطاقة باستخدام وقود سائل ومفاعلات محددة، كما ذكر ديجولدر وآخرون. (2019 ^[55] ). تمت دراسة استخراج اليورانيوم من خام سائل مخفف مثل مياه البحر في بلدان مختلفة حول العالم. يجب أن يتم هذا الاستخراج بحذر، كما اقترح ديجولدر (2017). ^[56] لن يؤدي معدل استخراج كيلوطن من اليورانيوم سنويًا على مدى قرون إلى تعديل تركيز التوازن لليورانيوم في المحيطات (3.3 جزء في المليار) بشكل كبير. ينتج هذا التوازن عن إدخال 10 كيلوطن من اليورانيوم سنويًا من مياه الأنهار واستخراجها من قاع البحر من 1.37 إكساتون من الماء في المحيطات. ^{[ بحاجة لمصدر ]} لاستخراج اليورانيوم المتجدد، يُقترح استخدام مادة كتلة حيوية محددة لامتصاص اليورانيوم والمعادن الانتقالية الأخرى لاحقًا. سيكون تحميل اليورانيوم على الكتلة الحيوية حوالي 100 ملجم لكل كجم. بعد وقت التلامس، يتم تجفيف المادة المحملة وحرقها ( محايدة _لثاني أكسيد الكربون ) مع تحويل الحرارة إلى كهرباء. ^{[ بحاجة لمصدر ]} يساعد "حرق" اليورانيوم في مفاعل سريع الملح المنصهر على تحسين تحويل الطاقة عن طريق حرق جميع نظائر الأكتينيد بعائد ممتاز لإنتاج أقصى قدر من الطاقة الحرارية من الانشطار وتحويلها إلى كهرباء. يمكن الوصول إلى هذا التحسين عن طريق تقليل الاعتدال وتركيز ناتج الانشطار في الوقود السائل / المبرد. يمكن تحقيق هذه التأثيرات باستخدام أقصى قدر من الأكتينيدات وكمية أدنى من العناصر القلوية / القلوية الأرضية مما ينتج طيف نيوتروني أكثر صلابة. ^{[ بحاجة لمصدر ]} وفي ظل هذه الظروف المثلى، سيكون استهلاك اليورانيوم الطبيعي 7 أطنان سنويًا لكل جيجاوات (جيجاواط) من الكهرباء المنتجة. ومن شأن اقتران استخراج اليورانيوم من البحر والاستخدام الأمثل له في مفاعل سريع يعمل بالملح المنصهر أن يسمح للطاقة النووية بالحصول على تسمية الطاقة المتجددة. بالإضافة إلى ذلك، فإن كمية مياه البحر التي تستخدمها محطة الطاقة النووية لتبريد آخر سائل تبريد والتوربين ستكون حوالي 2.1 جيجا طن سنويًا لمفاعل سريع يعمل بالملح المنصهر، وهو ما يعادل 7 أطنان من اليورانيوم الطبيعي القابل للاستخراج سنويًا. وتبرر هذه الممارسة تسمية الطاقة المتجددة. ^{[ بحاجة لمصدر ]}

في دورة وقود الثوريوم، يمتص الثوريوم-232 نيوترونًا إما في مفاعل سريع أو حراري. يتحلل الثوريوم-233 بيتا إلى بروتكتينيوم -233 ثم إلى يورانيوم-233 ، والذي يستخدم بدوره كوقود. وبالتالي، مثل اليورانيوم-238 ، يعد الثوريوم-232 مادة خصبة .

${\displaystyle {\ce {{\overset {neutron}{n}}+ ^{232}_{90}Th -> ^{233}_{90}Th ->[\beta^-] ^{233} _ {91} باسكال ->[\beta^-] {\overset {الوقود}{^{233}_{92}U}}}}}$

بعد بدء المفاعل باستخدام U-233 أو بعض المواد الانشطارية الأخرى مثل U-235 أو Pu-239 ، يمكن إنشاء دورة تكاثر مماثلة لتلك التي تحتوي على U-238 والبلوتونيوم ولكنها أكثر كفاءة ^{[57] من تلك الموجودة بها. يمتص Th-232 نيوترونًا ليصبح Th-233 الذي يتحلل بسرعة إلى} بروتكتينيوم -233. يتحلل بروتكتينيوم -233 بدوره بنصف عمر 27 يومًا إلى U-233. في بعض تصميمات مفاعل الملح المنصهر ، يتم استخراج Pa-233 وحمايته من النيوترونات (التي يمكن أن تحوله إلى Pa-234 ثم إلى U-234 )، حتى يتحلل إلى U-233. يتم ذلك من أجل تحسين نسبة التكاثر المنخفضة مقارنة بالمفاعلات السريعة .

الثوريوم أكثر وفرة في الطبيعة بما لا يقل عن 4-5 مرات من جميع نظائر اليورانيوم مجتمعة؛ الثوريوم منتشر بالتساوي إلى حد ما حول الأرض مع وجود الكثير من البلدان ^[58] التي تمتلك إمدادات ضخمة منه؛ لا يتطلب تحضير وقود الثوريوم عمليات تخصيب صعبة ^[57] ومكلفة؛ دورة وقود الثوريوم تخلق بشكل أساسي اليورانيوم 233 الملوث باليورانيوم 232 مما يجعل استخدامه في سلاح نووي عادي مجمع مسبقًا ومستقر على مدى فترات طويلة من الزمن (لسوء الحظ، تكون العيوب أقل بكثير في الأسلحة المستخدمة فورًا أو حيث يحدث التجميع النهائي قبل وقت الاستخدام مباشرة)؛ من الممكن القضاء على جزء ما بعد اليورانيوم على الأقل من مشكلة النفايات النووية في مفاعل MSR وتصميمات المفاعلات المولدة الأخرى.

كانت إحدى أقدم الجهود لاستخدام دورة وقود الثوريوم في مختبر أوك ريدج الوطني في ستينيات القرن العشرين. حيث تم بناء مفاعل تجريبي يعتمد على تقنية مفاعل الملح المنصهر لدراسة جدوى مثل هذا النهج، باستخدام ملح فلوريد الثوريوم الذي يتم الاحتفاظ به ساخنًا بدرجة كافية ليكون سائلاً، وبالتالي القضاء على الحاجة إلى تصنيع عناصر الوقود. بلغت هذه الجهود ذروتها في تجربة مفاعل الملح المنصهر التي استخدمت ²³² Th كمادة خصبة و ²³³ U كوقود انشطاري. وبسبب نقص التمويل، توقف برنامج MSR في عام 1976.

استُخدم الثوريوم تجاريًا لأول مرة في مفاعل الوحدة 1 في إنديان بوينت والذي بدأ العمل في عام 1962. وقد اعتُبرت تكلفة استعادة اليورانيوم 233 من الوقود المستنفد غير اقتصادية، حيث تم تحويل أقل من 1% من الثوريوم إلى اليورانيوم 233. وتحول مالك المحطة إلى وقود اليورانيوم، والذي ظل مستخدمًا حتى تم إغلاق المفاعل بشكل دائم في عام 1974. ^[59]

حاليًا، النظائر الوحيدة المستخدمة كوقود نووي هي اليورانيوم 235 (U-235) واليورانيوم 238 (U-238) والبلوتونيوم 239 ، على الرغم من أن دورة وقود الثوريوم المقترحة لها مزايا. يمكن لبعض المفاعلات الحديثة، مع تعديلات طفيفة، استخدام الثوريوم . الثوريوم أكثر وفرة في قشرة الأرض بثلاث مرات تقريبًا من اليورانيوم (وأكثر وفرة من اليورانيوم 235 بمقدار 550 مرة). كان هناك القليل من الاستكشاف لموارد الثوريوم، وبالتالي فإن الاحتياطيات المؤكدة صغيرة نسبيًا. الثوريوم أكثر وفرة من اليورانيوم في بعض البلدان، ولا سيما الهند . ^{[60] يعد} المونازيت ، وهو المعدن الرئيسي الذي يحتوي على الثوريوم، محل اهتمام في الغالب حاليًا بسبب محتواه من العناصر الأرضية النادرة ويتم التخلص من معظم الثوريوم ببساطة في مقالب الغنائم المشابهة لمخلفات مناجم اليورانيوم . وبما أن استخراج العناصر الأرضية النادرة يحدث بشكل رئيسي في الصين، وبما أنه لا يرتبط في الوعي العام بدورة الوقود النووي، فإن مخلفات المناجم المحتوية على الثوريوم ــ على الرغم من نشاطها الإشعاعي ــ لا يُنظر إليها عادة على أنها قضية نفايات نووية ، ولا يتم التعامل معها على هذا النحو من قبل الجهات التنظيمية.

إن جميع مفاعلات الماء الثقيل التي تم نشرها على الإطلاق تقريبًا وبعض المفاعلات التي يتم تهدئة الجرافيت بها يمكنها استخدام اليورانيوم الطبيعي ، ولكن الغالبية العظمى من مفاعلات العالم تتطلب اليورانيوم المخصب ، حيث تزداد نسبة اليورانيوم 235 إلى اليورانيوم 238. في المفاعلات المدنية، تزداد نسبة التخصيب إلى 3-5٪ من اليورانيوم 235 و 95٪ من اليورانيوم 238، ولكن في المفاعلات البحرية تصل نسبة اليورانيوم 235 إلى 93٪. إن محتوى المواد الانشطارية في الوقود المستنفد من معظم مفاعلات الماء الخفيف مرتفع بما يكفي للسماح باستخدامه كوقود للمفاعلات القادرة على استخدام الوقود القائم على اليورانيوم الطبيعي. ومع ذلك، فإن هذا يتطلب على الأقل إعادة المعالجة الميكانيكية و / أو الحرارية (تشكيل الوقود المستنفد في مجموعة وقود جديدة) وبالتالي لا يتم ذلك على نطاق واسع حاليًا.

لا يُستخدم مصطلح الوقود النووي عادةً فيما يتعلق بالطاقة الاندماجية ، التي تدمج نظائر الهيدروجين في الهيليوم لإطلاق الطاقة .

• ثقب الحفر الأفقي
• المستودع الجيولوجي العميق
• بئر عميق

• معهد النقل النووي العالمي