Transcript 8. FYZIKÁLNÍ ASPEKTY SYSTÉMŮ ADTT

RF
8. FYZIKÁLNÍ ASPEKTY SYSTÉMŮ ADTT
Úvod
8.1. Vyhořelé jaderné palivo
8.2. Jaderné transmutace štěpných produktů a aktinidů
8.3. Neutronová bilance
8.4. Urychlovačem řízený podkritický reaktor
8.4.1. Vnější neutronový zdroj pro ADTT
8.4.2. Blanket
8.4.3. Přepracování (separace) paliva systémů ADTT
8.5 Fyzikální problémy systémů ADTT
8.6. Přednosti a nedostatky systémů ADTT
8.6.1. Výhody systémů ADTT
8.6.2. Nevýhody systémů ADTT
Shrnutí
RF
Úvod
ADTT - Accelerator Driven Transmutation Technologies
(urychlovačem řízené transmutační technologie)
Další používaná označení:
ATW - Accelerator Transmutation of Waste
ADS - Accelerator Driven Systems
RF
Jaderná energetika může být veřejností akceptovatelná, pouze
když budou splněny tři základní podmínky:
1. Spolehlivě vyloučena havárie způsobená nekontrolovatelným
rozvojem
štěpné
řetězové
reakce
s
následným
nedostatečným
odvodem
uvolněné
energie
spojeným
s
explozí a destrukcí zařízení, resp. jiné těžké havárie vedoucí k
poškození paliva (např. tavení aktivní zóny).
2. Spolehlivě a s dostatečnými zárukami vyřešena
vysoce
radioaktivních
odpadů,
především
pak
vyhořelého jaderného paliva.
likvidace
likvidace
3. Technickými
a
organizačními
opatřeními
zajištěno,
aby
nemohlo dojít ke zneužití jaderných materiálů k výrobě
jaderných zbraní, např. teroristickou skupinou, nestabilním
režimem apod. Jedná se především o vysoce obohacený uran a
štěpné izotopy plutonia.
RF
8.1. Vyhořelé jaderné palivo
V průběhu vyhořívání jaderného paliva dochází v jaderném reaktoru ke
vzniku širokého spektra radionuklidů. Tyto vysoce aktivní nuklidy, často
klasifikované jako odpady (High Level Waste - HLW), lze rozdělit do
několika skupin:
● uran (238U a nevyhořelý 235U),
● plutonium, tj.izotopická směs 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu,
● vyšší aktinidy (higher actinides - HA), tj.
243Am, 243Cm, 244Cm, 245Cm
237Np, 241Am, 242Am,
● štěpné produkty (fission products - FP). Tyto lze rozdělit ještě na
stabilní a krátkodobé, tj. s krátkým poločasem rozpadu (stable and
short-lived fission products - SLFP) a na dlouhodobé (long-lived
fission products - LLFP). Dělící hranice mezi těmito druhy štěpných
produktů není pevná a obvykle se klade na úroveň poločasu
rozpadu 11 let.
RF
● Všechny při štěpení vzniklé radionuklidy jsou nestabilní a
rozpadají se, přičemž dochází k emisi různých druhů záření,
které může být škodlivé pro živé organismy. Některé nuklidy s
dlouhým poločasem rozpadu (99Tc, T1/2=2,12.105 let nebo 129I,
T1/2=1,7.107 let) jsou nebezpečné po velmi dlouhý čas, řádově
několik stovek tisíciletí až miliónů let. Je tedy nutno je izlovat.
● Vyhořelé palivo obsahuje stále asi 96% původního množství
uranu a 1% plutonia a dalších vyšších energeticky
využitelných aktinidů. Zbývající 3%-ní podíl ve vyhořelém
palivu zaujímají štěpné produkty.
● Vyhořelé palivo lze po vyjmutí z reaktoru buď považovat za již
neupotřebitelnou surovinu určenou pro hlubinné uložení,
anebo jej po jisté době dále přepracovat a oddělit využitelné
isotopy aktinidů.
Pozn.: Dle současných postupů se chemickou separací odstraní
štěpné produkty, přičemž se zvlášť oddělí isotopy uranu a
plutonia. Ty se potom použijí na výrobu nového, tzv. MOX
(mixed-oxide) paliva.
RF
8.2. Jaderné transmutace štěpných produktů
a aktinidů
Hlubinné geologické ukládání vyhořelého paliva
• plánovaná doba uložení až 105 let
• tato koncepce nebudí důvěru společnosti vůči výstavbě
a provozu jaderných elektráren.
• dosud
považováno za nejvhodnější způsob jeho
oddělení od životního prostředí, avšak, jak ukazují
nové poznatky a technologie, nemusí být konečným
řešením v tak rozsáhlé míře.
RF
Zneškodňování jaderných odpadů na bázi jejich
jaderné transmutace
• Možnost realizace se opírá o významný pokrok v několika
oblastech (vývoj nových urychlovačů, pokrok v materiálové
oblasti jaderných zařízení a v separačních metodách).
• Podle věrohodných odborných odhadů by vhodnými
transmutacemi mohlo dojít ke zkrácení doby kontrolovaného
uložení odpadů pouze na stovky let.
• Celkové množství odpadů proti stávajícímu stavu by bylo
sníženo alespoň 10x. I když se ani tyto technologie bez
úložiště odpadů neobejdou, mohou především časově, ale i
objemem redukovat stávající problém na mnohem přijatelnější
úroveň.
• To vše doprovázeno současným získáváním energie.
RF
Jaderná transmutace
• je obecně jakákoliv jaderná přeměna, při níž dochází ke
změně složení atomového jádra,
• Účelem transmutačního procesu je likvidace radionuklidů s
dlouhým poločasem rozpadu a vysokou relativní radiotoxicitou
a jejich přeměna na krátkodobé nebo dokonce stabilní
isotopy.
V případě štěpných produktů je transmutace uskutečňována
záchytem
neutronu
(i
několikanásobným)
případně
doprovázeným též
rozpadem. Záchyt neutronu probíhá
opakovaně až do té doby, než se vytvoří nuklid stabilní nebo
krátkodobý.
RF
Jeden krok transmutace pak může být znázorněn takto:
• jádro (Z, A) zachytí neutron a přemění se na jádro (Z,
A+1),
• jádro (Z, A+1) je ve velké většině radioaktivní a rozpadá
se na jádro (Z+1, A+1).
Jako příklad lze uvést transmutaci
100Ru:
99Tc
na stabilní isotop
Tc  n100Tc100Ru     e .
99
RF
Obr.8.1 Schéma transmutace
99Tc
RF
U těžkých jader aktinidů, jejichž ani jeden isotop není
stabilní, se transmutací rozumí radiační záchyt neutronu
s následným štěpením.
Záchyt neutronu probíhá až do té doby, než se vytvoří
nuklid s poměrně vysokým účinným průřezem pro štěpení.
Příklad transmutace 240Pu:
241Pu
+ n → štěpné produkty + neutrony + gamma + neutrina .
Pozn.:
Obvykle má však nový těžší nuklid větší účinný průřez pro záchyt
neutronů než nuklid původní a může tak v soustavě působit jako
neutronový absorbátor, přičemž může dojít k jeho aktivaci. Tento
problém by měla řešit kontinuální separace.
RF
Dvoustupňovou transmutaci aktinidů lze ilustrovat např.
na 102 jádru 237Np, které zachytí neutron a změní se na
238Np. To se po interakci se sekundárním neutronem, ještě
před procesem svého -rozpadu, rozštěpí.
Obr.8.2 Schéma transmutace
237Np
RF
Tab.8.1 Roční produkce plutonia a dalších vyšších
aktinidů v tlakovodních reaktorech 1000MWe
Nuklid
kg/rok
Poločas rozpadu
[roky]
Počet atomů/rok
[1025]
238Pu
4,52
88
1,13
239Pu
166
2,4.104
41,6
240Pu
76,7
6,6.103
19,2
241Pu
25,4
14,4
6,4
242Pu
15,5
3,8.105
3,9
237Np
14,5
2,1.106
3,66
241Am
16,6
432
4,13
242Am
0,022
141
243Am
2,99
7,4.103
243Cm
0,011
28,5
244Cm
0,58
18,1
Celkem
0,73
0,13
81,35
RF
Tab.8.2 Roční produkce štěpných produktů
v lehkovodních reaktorech s výkonem
1000 MWe
Nuklid
Poločas rozpadu
[roky]
Počet atomů/rok
[1025]
79Se
6,5.104
0,13
85Kr
10,7
0,28
90Sr
28,8
9,0
93Zr
1,5.106
15
99Tc
2,1.105
15
107Pd
6,5.106
4,1
126Sn
1,0.105
0,46
129I
1,6.107
2,7
135Cs
3.106
4,2
137Cs
30
11
151Sm
90
0,46
RF
8.3. Neutronová bilance
Obr.8.3 Podíl netransmutovaných jader
237Np v závislosti na době spalování a
hustotě toku tepelných neutronů
Základní fyzikální
podmínkou účinné
transmutace
dlouhodobých aktinidů
a štěpných produktů je
intenzivní hustota toku
tepelných neutronů. Je
proto prvním z řady
problémů zajistit velice
intenzivní zdroj
neutronů.
RF
Neutronová bilance v reaktoru s tepelným spektrem je
značně napjatá. Průměrný počet neutronů ze štěpení
jednoho jádra 235U je přibližně 2,5.
• jeden z těchto neutronů musí vyvolat další štěpení, což
je nutné k udržení řetězové reakce ,
• průměrně 0,6 neutronu zachyceno na jádrech 238U ,
• 0,6 neutronu je neštěpně absorbováno na štěpných
produktech, v chladivu nebo moderátoru, popř. v
konstrukčních materiálech aktivní zóny,
• zbylé 0,3 neutrony unikají ze systému.
RF
V tepelném reaktoru se před jeho nucenou odstávkou způsobenou
zastruskováním štěpnými produkty
•
•
•
rozštěpí asi 3/4 původního množství 235U,
1% 238U se přemění na 239Pu (a další vyšší aktinidy),
asi 20% z takto akumulovaného plutonia se ještě před odstávkou
stačí opět rozštěpit
Přepracováním vyhořelého paliva na nové palivo typu MOX lze
dosáhnout využití dalších maximálně 2030% původního množství
plutonia.
Další transmutaci poté již brání nevyhovující neutronová bilance a
palivo musí být opět vyjmuto z reaktoru.
Rozštěpení ještě většího podílu aktinidů lze zajistit jen výrazným
zlepšením neutronové bilance v systému:
•
•
zvýšením střední energie neutronů,
zavedením vnějšího neutronového zdroje do systému.
RF
Zvýšení střední energie neutronů
lze dosáhnout tím, že jako chladícího media v reaktoru se
použijí tekuté těžké kovy (Pb, Pb–Bi, Na).
Poměr účinného průřezu pro štěpení a pro radiační záchyt
neutronu v rychlém spektru je větší než ve spektru tepelném, a
tudíž se zvyšuje pravděpodobnost štěpné absorpce neutronu na
aktinidovém jádře oproti jeho radiačnímu záchytu.
V rychlém reaktoru je tedy k dispozici dostatečné množství
neutronů ke štěpení velké části aktinidových jader bez hrozby
brzkého zastruskování reaktoru štěpnými produkty a zastavení
štěpné řetězové reakce
RF
Zavedením vnějšího neutronového zdroje do systému
• získáme dodatečné neutrony, vhodně využitelné k
transmutačním účelům,
• reaktor lze koncipovat jako podkritický.
Podkritičnost je inherentně bezpečným prvkem
systému, když znemožňuje za nestandartních, havarijních
podmínek dosažení nadkritického stavu.
Jako o neutronovém zdroji se nejčastěji mluví
o použití vysoceenergetického urychlovače nabitých
částic. Tyto interagují s terčem ve formě spalační (tříštivé)
reakce, jejímž výsledkem jsou m.j. silné svazky neutronů.
RF
Vzájemnou kombinací vnějšího neutronového
zdroje a rychlého spektra lze dosáhnout:
•
podstatného zlepšení neutronové bilance v reaktoru,
•
zvýšení stupně vyhoření paliva (podíl aktinidů, jež se
rozštěpí),
•
transmutace štěpných produktů (např.
neutronů, jež jsou k dispozici
•
podkritičnostosti, jež je významným bezpečnostním
aspektem systémů ADTT.
99Tc, 129I)
užitím
RF
Obr.8.4
Schéma spalační reakce
RF
8.4. Urychlovačem řízený podkritický reaktor
V posledních letech se systémy ADTT začaly zkoumat v
souvislosti s programy sledujícími možnosti uzavření palivového
cyklu:
• projekt PHOENIX (konec 80.let, Brookhaven),
• program OMEGA (Japonsko),
• cyklotronem řízený podkritický reaktor pracující na bázi Th-U
cyklu (1993, CERN),
• termální
systém pro spalování plutonia a vyšších aktinidů,
pro transmutaci vybraných štěpných produktů a produkci
"čisté" energie z Th-U cyklu (začátek 90. let, Los Alamos).
RF
Obr.8.5 Základní komponenty technologie ADTT
RF
Podkritické reaktorové systémy s urychlovačem lze
principiálně rozdělit do tří základních, relativně
samostatných konstrukčních částí:
•
Vnější neutronový zdroj
představovaný
urychlovačem a terčem,
•
Blanket (reaktorový plášť,
aktivní zóna),
•
Přepracovatelská část.
Obr.8.6 Aktivní zóna
RF
Použití urychlovače k řízení reaktorových systémů
určených pro "jaderné spalování" radioaktivních odpadů
i pro výrobu elektrické energie spalováním aktinidů
umožňuje:
•
•
•
•
provozovat jaderné reaktory s podkritickým množstvím
jaderného paliva,
vyloučit havárii typu nekontrolovatelného nadkritického
stavu (důsledek 1. bodu),
snadné ovládání tepelného výkonu podkritického
systému (např. nastavováním výkonu svazku protonů,
resp. jiných urychlovaných částic),
současné použití klasických reaktorových řídících
systémů.
RF
8.4.1. Vnější neutronový zdroj pro ADTT
Aby transmutace aktinidů a štěpných produktů mohly mít
dostatečnou rychlost, je nutné výrazně zvýšit hustotu toku
neutronů v místech, kde mají transmutace probíhat.
Toto zvýšení by mělo být ve srovnání se stávajícími
poměry v energetických reaktorech zhruba stonásobné.
Využitím neutronů uvolňovaných pouze při štěpení toho
nelze dobře dosáhnout.
Je tedy nutné použit intenzivní vnější neutronový zdroj.
RF
Obr.8.7 Řez olověným
Při
dopadu
protonového
terčíkem
svazku s vysokou energií na
terčík, který obsahuje těžká jádra
(např. olovo, vizmut apod.),
dochází k tříštivým jaderným
reakcím
(nuclear
spallation
reactions), tzn., že terčík je
zdrojem
různých
druhů
intenzivních svazků.
Pro transmutační systém může
být terčík využit jako intenzivní
neutronový zdroj.
Je možno použít terčík pevný
nebo průtočný (obr.8.7). Výhodou
průtočného terčíku, ve srovnání
s pevným, je větší výkonové
zatížení a vyšší stupeň vyhoření.
Možným zdrojem protonů může
být výkonný lineární urychlovač
(dříve vyvíjen pro tzv. hvězdné
války).
RF
Obr.8.8 Reaktor pro transmutaci radioaktivních odpadů
RF
8.4.2. Blanket
Jedním z nejperspektivnějších řešení je uspořádání
pevný grafit jako moderátor a tekuté palivo na bázi
fluoridů (tvořené především aktinidy a štěpnými produkty).
Velice důležité bude také podrobné studium fyzikálních
předpokladů a podmínek transmutačních procesů a
možného vlivu vysokých hustot toku neutronů na
konstrukční materiály.
RF
Obr.8.9
Schéma uspořádání MSBR včetně sekundárního
okruhu pro chlazení a chemické zpracování solí
RF
Poměrně intenzivně se pracuje také na vývoji nových
generací jaderných elektráren (jde zhruba již o generaci
třetí, tři plus či dokonce čtvrtou) s tzv. pokročilými nebo
perspektivními reaktory.
Tyto pokročilé reaktory mají v sobě zahrnovat všechny
dosavadní dobré zkušenosti, mají představovat potřebný
bezpečnostní standard, vysokou provozní spolehlivost,
dlouhou dobu životnosti a ekonomickou konkurenceschopnost s ostatními zdroji.
Příkladem perspektivního reaktoru je reaktor s
roztavenými solemi MSR (viz obr.8.10). V reaktoru MSR
cirkuluje palivo tvořené roztavenými fluoridy uranu nebo
plutonia rozpuštěné ve směsi roztavených fluoridů Na a
Zr.
RF
Obr.8.10
Schéma uspořádání reaktoru s roztavenými
solemi (MSR).
RF
8.4.3.
Přepracování (separace) paliva systémů ADTT
Problematika kontinuální separace stabilních, resp.
krátkodobých a dlouhodobých izotopů je významnou součástí
studia systémů ADTT.
Cílem přepracování paliva je změna složení palivové směsi
tak, aby v reaktoru mohlo docházet k optimální transmutaci
aktinidů a vybraných štěpných produktů, ať již z hlediska
neutronického, bezpečnostního, nebo ekonomického.
Radiochemická oblast je však podstatně širší než jenom
separace, patří do ní celá oblast paliva pro ADTT, od jeho
přípravy (převedení na fluoridy) až po konečné zpevnění zbylých
odpadů.
Pozn.: Separace by měla v případě používání fluoridů probíhat
především pomocí speciálních odstředivek.
RF
Princip chemického zpracování vychází ze zkušeností získaných
při provozování jaderných reaktorů s roztavenou směsí fluoridů
v 60. létech v Oak Ridge National Laboratory (ORNL) v USA.
Byly zde provozovány tyto dva typy reaktorů:
•
•
MSR (Molten Salt Reactor),
MSBR (Molten Salt Breeder Reactor) – viz Obr.8.9.
Pozn.:Chemickou problematikou systémů ADTT s roztavenými solemi se v
současné době zabývají například tyto laboratoře: ORNL a Los Alamos
(LANL) v USA, Kurčatovův ústav a NIIAR Dimitrovgrad v Rusku,
několik univerzit a ústav Tokai Mura v Japonsku, Běloruská akademie
věd v Minsku, Královský technologický institut ve Stockholmu ve
Švédsku a také Ústav jaderného výzkumu Řež v České republice.
RF
8.5. Fyzikální problémy systémů ADTT
Z hlediska reaktorové fyziky lze problematiku systému ADTT
věcně členit na tři základní problémové oblasti :
•
•
•
Teoretické i experimentální studium problematiky
aplikace vnějšího zdroje neutronů pro řízení
podkritického systému (jaderného transmutoru).
Neutronika (statika) speciálního uspořádání jaderného
paliva na bázi fluoridových solí v heterogenní mříži
blanketu jaderného transmutoru.
Časové chování (kinetika) systému neutronový zdroj
(proměnné intenzity) - podkritický systém a vývoj
automatizovaného řídícího systému.
RF
Řešení problematiky spojeného systému podkritický
reaktor-neutronový zdroj, iniciovaný např. urychlovačem, je
vázané na znalost jaderných dat a interakcí.
V případě, že zdrojem neutronů jsou tříštivé reakce iniciované
vysoce energetickými protony (1 až 2 GeV), pohybuje se energie
neutronů v intervalu od několika set MeV až po tepelnou oblast
se střední energií 0,025 eV.
V současné době je hlavním problémem doplnit data pro
energie vyšší než 20 MeV, neboť tato oblast leží za hranicí
intervalu energií přicházejících do úvahy v současných
reaktorových systémech.
RF
Dále vyžadujeme i nové systémy kontroly a měření hlavních
charakteristik.
Základní veličinou je stupeň podkritičnosti, který se dosud
tradičně zjišťoval na základě měření prostorového rozložení
neutronových toků v dostatečně velkých (tzv. asymptotických)
oblastech.
Tento způsob není ale realizovatelný v relativně malých nebo
silně heterogenních systémech.
Efektivní koeficient násobení kef má smysl pouze v oblasti,
kdy kef  1, což při silné podkritičnosti není splněno a k popisu je
v takovém případě nutno nalézt jiné (dynamické) charakteristiky,
než jsou statická vlastní čísla.
RF
Také použití proudícího paliva s sebou přináší některé nové
fyzikální aspekty:
•
Čím více poroste množství proudícího paliva v primárních
okruhu, tím pomaleji bude vyhořívat.
•
Při proudění paliva bude část mateřských jader zpožděných
neutronů spolu se štěpnými produkty vynesena mimo
aktivní zónu, což může vést k poklesu podílu zpožděných
neutronů v zóně.
•
•
Při proudění zdola nahoru bude palivo nahoře teplejší.
V důsledku tření se bude měnit rychlostní profil po průřezu
kanálu (u stěn kanálu bude palivo proudit pomaleji,
uprostřed rychleji).
RF
8.6. Přednosti a nedostatky systémů ADTT
8.6.1. Výhody systémů ADTT
•
Systémy ADTT pracují za každých okolností jako podkritické (kef =
0.90  0.96), řízení systému lze provádět pomocí urychlovače a z
fyzikálního hlediska nejsou potřebné řídící tyče. Neexistuje ani riziko
nekontrolovatelného rozvoje štěpné řetězové reakce a nadkritických
havárií.
•
Hustota toku neutronů v systémech ADTT dosahuje hodnot až 1020
n.m-2.s-1, což je stokrát více než v současných tepelných reaktorech.
Při těchto tocích se jedny z nejtoxičtějších radionuklidů - vyšší
aktinidy (237Np, 241Am) stávají palivem a i štěpné produkty nízkým
účinným průřezem pro záchyt jsou spalovány efektivněji než v
klasických tepelných reaktorech.
•
Použitím terčíku z tekutého kovu se lze vyhnout problémům s
tepelnou vodivostí a tepelným přenosem (pevný terč chlazený
kapalinou).
RF
•
Postupný záchyt neutronů na produktech tříštivých reakcí v terčíku
vede k jejich transmutaci zpět k těžším jádrům. To snižuje
požadavky na úplnou chemickou separaci, a tedy odpadá i řešení
problémů odpadu z terče.
•
Postupný záchyt neutronu na materiálech terče vede k tvorbě
vzácných plynů, a tak k čištění terče od prvků lehčích než xenon.
•
Použití pevného paliva bylo opuštěno ve prospěch kapalného,
protože doba života aktinidů v takto vysokých termálních tocích je
velmi krátká a neumožňovala by rychlou výměnu paliva.
•
Transmutace 90Sr a 137Cs je možná ve vysokých termálních a
epitermálních tocích. S vyjímkou 137Cs není pro úspěšnou
transmutaci nutná isotopická separace, navíc cesium a stroncium
mohou být separovány isotopicky s využitím rozdílných poločasů
rozpadu xenonu a kryptonu.
RF
8.6.2. Nevýhody systémů ADTT
•
Vysoká investiční náročnost celého systému.
•
V okolí terče dochází k zvýšenému toku energie, a to jak z hlediska
tepelného výkonu, tak radiační zátěže. Je třeba dobře uvážit mj. i vhodné
konstrukční materiály.
•
Nutnost kontinuální chemické separace pro jednotlivé štěpné produkty a
isotopické pro 137Cs, přičemž jde o operaci s vysokými aktivitami. Očekávané
nároky na provozní úniky jsou vyšší než dosahované současnou technologií.
•
Velká technologická náročnost zejména separační a urychlovačové části,
zřejmě dlouhá doba transmutací.
•
•
Absence prvních dvou bariér proti úniku radioaktivních látek z paliva do okolí
v průběhu zpracování vyhořelého paliva (podobně je tomu tak v
přepracovacích závodech), kterou je nutné nahradit jiným způsobem, což je
v přepracovacích závodech ověřeno.
S ohledem na vysokou vlastní spotřebu bude celková účinnost systému nižší
než u běžných energetických zařízení.
RF
Shrnutí
•
Principy transmutačních technologií jsou známé, principiálně by systémy
měly úspěšně pracovat, je však nutné dořešit všechny hlavní problémy (viz
výše), a to z fyzikálních, technologických, provozních, časových a
bezpečnostních hledisek.
•
Realizace systémů ADTT by měla do značné míry řešit zejména:
= přebytek plutonia (demontáž jaderných hlavic),
= likvidaci, resp. výraznou redukci štěpných produktů a aktinidů ve
vyhořelém jaderném palivu, zejména dlouhodobých,
= čistou výrobu energie pro budoucí pokolení.
•
V posledních letech byl dosažen zřetelný pokrok, řada neschůdných cest
(např. použít přímo k transmutaci urychlených protonů a likvidovat aktinidy
pomocí spalační reakce) již byla opuštěna, přesto tři hlavní oblasti (zdroj,
blanket, separace) ve stadiu přímého průmyslového použití zdaleka nejsou.
•
Použití systémů ADTT nepovede k eliminaci hlubinných úložišť, je však
velká naděje na jejich nižší kapacitu (velká redukce objemu) a výrazně
kratší dobu jejich možného negativního vlivu na životní prostředí.
•
Samostatnou otázkou může být, zda a v jakém rozsahu mohou
systémy ADTT najít uplatnění v té které zemi (např. ČR, Maďarsko,
...) a co vše by to znamenalo.