Chất thải phóng xạ

Bách khoa toàn thư mở Wikipedia
Bước tới: menu, tìm kiếm

Chất thải phóng xạ là chất thải có chứa chất phóng xạ. Chất thải phóng xạ thường là sản phẩm phụ của nhà máy điện hạt nhân và các ứng dụng khác của phân hạch hạt nhân hoặc công nghệ hạt nhân, chẳng hạn như nghiên cứu và y học. Chất thải phóng xạ nguy hiểm cho hầu hết các hình thức của sống và môi trường, và được quy định bởi các cơ quan chính phủ để bảo vệ sức khỏe con người và môi trường.

Phóng xạ giảm theo thời gian, do đó, chất thải thường bị cô lập và được lưu trữ trong một khoảng thời gian cho đến khi nó không còn là mối nguy hiểm. Thời gian lưu trữ phụ thuộc vào loại chất thải. Chất thải ở mức độ thấp với các mức phóng xạ thấp trên mỗi khối lượng hoặc khối lượng (chẳng hạn như một số chất thải y tế hoặc chất thải phóng xạ công nghiệp) có thể cần phải được lưu trữ cho các giờ, vài ngày trong khi chỉ cao cấp chất thải (như nhiên liệu hạt nhân đã qua hoặc sản phẩm phụ của hạt nhân tái chế) phải được lưu trữ cho một năm hoặc hơn. Các phương pháp chính để quản lý chất thải phóng xạ là phân biệt và lưu trữ cho ngắn ngủi chất thải, xử lý gần bề mặt thấp và chất thải cấp một số trung gian, và chôn sâu hoặc chuyển hóa cho các chất thải có mức phóng xạ ca. Một bản tóm tắt của một lượng chất thải phóng xạ và phương pháp quản lý đối với hầu hết các nước phát triển được trình bày và xem xét định kỳ trong một phần của Công ước chung về an toàn quản lý nhiên liệu đã qua sử dụng và sự an toàn của công tác quản lý chất thải phóng xạ của Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA).

Các nguồn chất thải phóng xạ[sửa | sửa mã nguồn]

Chất thải phóng xạ sinh ra từ nhiều nguồn khác nhau. Phần lớn chất thải có nguồn gốc từ chu trình nhiên liệu hạt nhân và tái chế vũ khí hạt nhân. Những nguồn khác có thể là do chất thải y học và công nghiệp, hoặc các loại vật liệu phóng xạ tự nhiên (NORM) được tích tụ do việc chế biến hoặc tiêu thụ than, dầu, khí đốt và một vài loại khoáng sản.

Chu trình nhiên liệu hạt nhân[sửa | sửa mã nguồn]

Front end[sửa | sửa mã nguồn]

Chất thải từ giai đoạn front end của chu trình nhiên liệu hạt nhân thường là chất thải phóng xạ anpha sinh ra từ việc khai thác urani. Chúng thường chứa radi và các sản phẩm phân rã của nó.

Urani đioxit (UO2)) tích tụ từ việc khai thác thường có tính phóng xạ không mạnh lắm - chỉ cao hơn khoảng một nghìn lần hoặc hơn so với đá granite dùng trong xây dựng. Chúng được tinh luyện từ yellowcake (U3O8), sau đó được biến đổi thành khí urani hexaflorit (UF6). A). Ở dạng khí, chúng được làm giàu để tăng hàm lượng U-235 từ 0.7% lên khoảng 4.4% (LEU). Sau đó chúng được chuyển hoá thành oxit dạng men cứng (UO2) để chế tạo thành các thanh nhiên liệu của lò phản ứng.[1]

Sản phẩm phụ chủ yếu của quá trình làm giàu là urani cạn kiệt (DU), chủ yếu là đồng vị U-238, với hàm lượng U-235 khoảng 0.3%. Chúng được cất trữ dưới dạng UF6 hoặc U3O8. Do chúng có tính chất mật độ cao nên chúng đã được ứng dụng để làm các loại giáp chống xe tăng và thậm chí là làm trục thuyền buồm.[2] Chúng còn được sử dụng cùng với plutoni để tạo ra nhiên liệu oxit hỗn hợp (MOX), và dùng để pha loãng urani đã được làm giàu mạnh từ các kho vũ khí để biến đổi chúng thành nhiên liệu lò phản ứng.

Back end[sửa | sửa mã nguồn]

Ở giai đoạn back end của chu trình nhiên liệu hạt nhân chủ yếu là các thanh nhiên liệu đã qua sử dụng, chứa các sản phẩm phân rã phóng xạ beta và gamma; và các nguyên tố actini phóng xạ anpha, như urani-234, neptuni-237, plutoni-238 và ameri-241; và thậm chí là các nguyên tố phóng xạ nơtron như californi (Cf). Các đồng vị này được hình thành từ các lò phản ứng hạt nhân.

Chúng ta cần phân biệt quá trình xử lí urani để tạo thành nhiên liệu và quá trình tái chế nhiên liệu đã qua sử dụng. Nhiên liệu đã qua sử dụng chứa các sản phẩm phân rã có tính phóng xạ cao. Đa số chúng là chất hấp thụ nơtron, được gọi là chất độc nơtron trong trường hợp này. Những chất này hấp thụ rất nhiều nơtron đến mức độ khiến cho chuỗi phản ứng dừng lại, thậm chí là ngay cả khi thanh điều khiển đã hoàn toàn bị loại bỏ. Lúc đó nhiên liệu trong lò phản ứng phải được thay thế bằng nhiên liệu mới, mặc dù vẫn còn một số lượng đáng kể urani-235 và plutoni hiện diện. Ở Mĩ, những nhiên liệu đã qua sử dụng này được lưu trữ vào kho; trong khi đó ở Nga, Anh, Pháp, Nhật Bản và Ấn Độ, nhiên liệu được tái chế để loại bỏ sản phẩm phân rã, và sau đó nhiên liệu có thể được tái sử dụng. Quá trình tái chế này chủ yếu bao gồm việc xử lí vật liệu có tính phóng xạ cao, các sản phẩm phân rã được loại bỏ khỏi nhiên liệu đều là dạng chất thải cấp cao đậm đặc. Trong khi các nước khác tái chế nhiên liệu bằng cách thực hiện chu trình plutoni đơn, Ấn Độ là nước duy nhất đang lên kế hoạch triển khai chu trình plutoni đa.[3]

Thành phần nhiên liệu và tính phóng xạ dài hạn[sửa | sửa mã nguồn]

Chất thải phóng xạ dài hạn từ back end của chu trình nhiên liệu là đối tượng đặc biệt thích hợp khi thiết kế kế hoạch quản lí chất thải hoàn chỉnh đối với nhiên liệu đã qua sử dụng (SNF). Đối với quá trình phân rã phóng xạ dài hạn, các nguyên tố actini trong SNF có ảnh hưởng quan trọng vì tính chất đặc trưng của chúng là chu kì bán rã dài. Tuỳ thuộc vào loại lò phản ứng được cung cấp nhiên liệu, thành phần actini trong SNF sẽ khác nhau.

Sau đây là ví dụ về ảnh hưởng của nhiên liệu hạt nhân thori. Th-232 là vật liệu có nhiều khả năng xảy ra phản ứng hấp thụ nơtron và phân rã ra 2 hạt beta trừ, kết qủa của quá trình này tạo ra U-223 có tính phân hạch. Chu trình SNF của thori sẽ có chứa urani. Phân rã phóng xạ của nó sẽ ảnh hưởng mạnh đến đường cong hoạt động dài hạn của SNF trong khoàng 1 triệu năm.

Việc sử dụng các nhiên liệu khác nhau trong lò phản ứng cho ra thành phần SNF khác nhau, với các đường cong hoạt động khác nhau.

Các mối lo ngại trong quá trình sản xuất vũ khí[sửa | sửa mã nguồn]

Bời vì urani và plutoni là vật liệu vũ khí hạt nhân, nên đặt ra nhiều lo ngại trong quá trình sản xuất vũ khí. Thông thường (trong nhiên liệu hạt nhân đã qua sử dụng), plutoni là plutoni ở cấp độ lò phản ứng. Plutoni-239 là vật liệu cực kì phù hợp cho việc chế tạo vụ khí hạt nhân, nhưng ngoài ra còn có chứa các chất ô nhiễm không mong muốn như: plutoni-240, plutoni-241 và plutoni-238. Những đồng vị này cực kì khó tách ra và có những cách ít tốn kém hơn để thu được vật liệu phân hạch (ví dụ như quá trình làm giàu urani hoặc các lò phản ứng sản xuất plutoni chuyên dụng).[4]

Chất thải cấp cao chứa hoàn toàn những sản phẩm phân rã phóng xạ cao, đa số chúng có chu kì sống tương đối ngắn. Điều này gây nên lo ngại rằng nếu chất thải được lưu trữ, có thể là ở trong kho chứa địa chất dưới sâu trong lòng đất, qua nhiều năm sản phẩm phân hạch bị phân rã, suy giảm mức độ phóng xạ của chất thải và khiến cho plutuni dễ dàng bị tiếp cận hơn. Chất ô nhiễm không mong muốn Pu-240 phân rã nhanh hơn Pu-239, và vì vậy khiến chất lượng quả bom tăng lên theo thời gian (tuy nhiên khối lượng cũng suy giảm theo thời gian). Vì vậy, một số người đã tranh luận rằng, khi thời gian trôi qua, những khu vực lưu trữ dưới sâu này có tiềm năng trở thành "mỏ plutoni", mà từ những vật liệu này, vũ khí hạt nhân có thể được tạo thành một cách tương đối hơi khó khăn. Những người chỉ trích ý tưởng này đã chỉ ra rằng chu kì bán rã của Pu-240 là 6560 năm và của Pu-239 là 24110 năm, và vì vậy độ giàu tương đối của đồng vị này so với đồng vị kia theo thời gian xảy ra với chu kì bán rã là 9000 năm (do đó, cần 9000 năm để phần Pu-240 trong hỗn hợp các đồng vị plutoni bán rã một cách tự nhiên - đạt đến độ giàu cần thiết để chuyển Pu từ cấp độ lò phản ứng sang cấp độ vũ khí). Vì vậy "mỏ plutoni ở cấp độ vũ khí" sẽ là một vấn đề ở tương lai xa (khoảng 9000 năm so với hiện tại), do đó vẫn còn rất nhiều thời gian để cho công nghệ tiến lên nhằm giải quyết vấn đề này.

Pu-239 phân rã thành U-235 – đồng vị này cũng phù hợp để làm vũ khí và có chu kì bán rã rất dài (xấp xỉ 109 năm). Vì vậy plutoni có thể phân rã và để lại urani-235. Tuy nhiên, lò phản ứng hiện đại chỉ được làm giàu bởi U-235 liên quan đến U-238, nên U-238 tiêp tục được dùng như tác nhân biến tính cho bất kì U-235 nào được tạo thành do phân rã plutoni.

Một giải pháp cho vấn đề này là tái chế plutoni thành nhiên liệu ví dụ như trong các lò phản ứng nhanh. Trong các lò phản ứng nhanh dùng để luyện kim, plutoni và urani đã được tách ra sẽ bị ô nhiễm bởi các nguyên tố actini và không thể sử dụng làm vũ khí hạt nhân được nữa.

Quá trình ngừng hoạt động vũ khí hạt nhân[sửa | sửa mã nguồn]

Chất thải từ những vũ khí hạt nhân ngừng hoạt động dường như không có chứa các tác nhân beta hay gamma nào khác ngoài triti và ameri. Nó có vẻ chứa nhiều actini phóng xạ anpha như Pu-239, một nguyên liệu phân hạch dùng để làm bom, cùng với nhiều nguyên liệu khác hoạt động mạnh hơn như Pu-238 hoặc Po.

Trong quá khứ tác nhân kích hoạt nơtron trong bom nguyên tử thường là berili và nguyên tố phóng xạ anpha hoạt động mạnh như poloni, hoặc có thể thay thế poloni bằng Pu-238. Vì lí do an ninh quốc gia, chi tiết về thiết kế của các loại bom hiện đại thường không được phát hành rộng rãi.

Một vài thiết kế có thể bao gồm máy phát nhiệt điện đồng vị phóng xạ sử dụng Pu-238 để cung cấp nguồn năng lượng điện lâu dài cho các thiết bị điện tử trong thiết bị.

Nhiều khả năng là vật liệu phân hạch của một quả bom cũ do quá trình tân trang lại sẽ có chứa các sản phẩm phân rã của các đồng vị plutoni được sử dụng trong nó, có khả năng là bao gồm U-236 tử Pu-240 tạp chất, cùng với U-235 từ Pu-239 phân rã; do thời gian bán huỷ tương đối dài của những đồng vị Pu này, chất thải từ phân rã phóng xạ của nguyên liệu làm lõi bom sẽ rất ít, và trong mọi trường hợp đều ít nguy hiểm (ngay cả trong điều kiện dễ phóng xạ) hơn so với bản thân Pu-239.

Pu-241 phân rã beta tạo thành Am-241; sự gia tăng ameri có thể sẽ là vấn đề lớn hơn so với sự phân rã Pu-239 và Pu-240 vì ameri là một chất phóng xạ gamma (gia tăng sự phơi nhiễm bên ngoài đối với công nhân) và cũng là một chất phóng xạ anpha có thể gây ra việc gia tăng nhiệt. Plutoni có thể được tách ra từ ameri bằng nhiều quá trình khác nhau, có thể bao gồm các quá trình hoá học cao nhiệt và chiết tách dung môi từ dung dịch nước/hữu cơ. Quy trình chiết tách kiểu PUREX rút gọn cũng có thể được sử dụng như một phương pháp để tách. Urani trong tự nhiên không phân hạch vì nó chứa 99.3% là U-238 và chỉ có 0.7% là U-235.

Chất thải tàn dư[sửa | sửa mã nguồn]

Do các hoạt động lịch sử thường liên quan đến công nghiệp radi, khai thác urani, và các chương trình quân sự, vì vậy có rất nhiều khu vực có chứa hoặc là bị ô nhiễm phóng xạ. Chỉ riêng ở Hoa Kì, Bộ Năng lượng (DOE) tuyên bố có "hàng triệu galông chất thải phóng xạ" cũng như "hàng nghìn tấn nguyên và nhiên liệu hạt nhân đã qua sử dụng" và "một lượng lớn đất và nước bị ô nhiễm"."[5] Mặc dù chất thải có số lượng rất lớn, DOE đã tuyên bố mục tiêu làm sạch tất cả các khu vực bị ô nhiễm hiện tại sẽ thành công trước năm 2025.[5] Ví dụ ờ khu vực Fernald, Ohio có "31 triệu pao sản phẩm urani", "2.5 tỉ pao chất thải", "2.75 triệu yard khối đất và mảnh vụn bị ô nhiễm" và một "khu vực rộng 223 mẫu nằm bên dưới tầng nước ngầm Great Miami có nồng độ urani vượt quá tiêu chuẩn nước dùng để uống"."[5] Hoa Kì có ít nhất 108 địa điểm được nhận định là khu vực bị ô nhiễm và không sử dụng được, đôi khi lên đến hàng nghìn mẫu.[5][6] DOE muốn làm sạch hoặc giảm thiểu đa số hoặc tất cả chúng trước năm 2025, bằng cách sử dụng phương pháp geomelting mới được phát triển gần đây, tuy nhiên nhiệm vụ này có thể khó khăn và chúng ta phải thừa nhận rằng một vài khu vực có thể sẽ không bao giờ được khắc phục hoàn toàn. Ví dụ, chỉ một trong số 108 địa điểm chỉ định này, Phòng thí nghiệm Quốc gia Oar Ridge, có ít nhất "167 địa điểm xả thải chất gây ô nhiễm đã biết" chỉ ở một trong ba phân khu thuộc khu vực rộng 37 000 mẫu 37.000 mẫu Anh (150 km2) này.[5] Tuy nhiên một số địa điểm ở Hoa Kì nhỏ hơn, nên vấn đề làm sạch có thể được giải quyết đơn giản hơn, và DOE đã hoàn thành việc làm sạch một cách thành công, hay ít nhất là đóng cửa ở một số địa điểm.[5]

Y tế[sửa | sửa mã nguồn]

Chất thải y tế phóng xạ thường chứa tác nhân giải phóng hạt beta và tia gamma. Chúng có thể được chia thành hai nhóm chính. Trong y học hạt nhân chẩn đoán, một lượng lớn tác nhân giải phóng gamma có thời gian sống ngắn như techneti-99m được sử dụng. Đa số chúng có thể được xử lí bằng cách để yên cho chúng phân rã trong một khoảng thời gian ngắn trước khi xử lí như chất thải thông thường. Các đồng vị khác được sử dụng trong y học, với chu kì bán rã trong ngoặc đơn, bao gồm:

  • Y-90, được sử dụng để điều trị ung thư hạch (2.7 ngày)
  • I-131, được sử dụng để xét nghiệm chức năng tuyến giáp và điều trị ung thư tuyến giáp (8.0 ngày)
  • Sr-89, được sử dụng để điều trị ung thư xương, tiêm tĩnh mạch (52 ngày)
  • Ir-192, được sử dụng cho cận xạ trị (74 ngày)
  • Co-60, được sử dụng cho cận xạ trị và xạ trị bên ngoài (5.3 năm)
  • Cs-137, được sử dụng cho cận xạ trị, xạ trị bên ngoài (30 năm)

Công nghiệp[sửa | sửa mã nguồn]

Chất thải có nguồn gốc từ công nghiệp có thể chứa tác nhân phóng xạ anpha, beta, nơtron hoặc gamma. Tác nhân phóng xạ gamma được sử dụng trong chụp X quang trong khi đó thì nguồn giải phóng nơtron được sử dụng trong nhiều ứng dụng, chẳng hạn như trong quá trình logging giếng dầu.[7]

Chất phóng xạ trong tự nhiên (NORM)[sửa | sửa mã nguồn]

Các chất chứa phóng xạ tự nhiên được gọi là NORM. Sau khi được xử lí bởi con người khiến cho tính phóng xạ cúa chúng lộ ra hoặc tích tụ (như quá trình khai thác mỏ đưa than lên bề mặt hoặc đốt để tạo ra tro cô đặc), chúng sẽ trở thành chất phóng xạ tự nhiên được tăng cường bởi công nghệ (TENORM).[8] Rất nhiều loại chất thải này là vật liệu phóng xạ hạt anpha sinh từ chuỗi phân rã của urani và thori. Nguồn chính của phóng xạ trong cơ thể con người là kali-40 (40K), thông thường là 17mg trong cơ thể và thu nhận thêm 0,4mg/ngày.[9] Hầu hết các loại đá, do các thành phần của chúng, thường có một mức độ phóng xạ thấp. Trong phạm vi từ 1 millisievert (mSv) đến 13 mSv mỗi năm tùy thuộc vào địa điểm, độ phơi nhiễm phóng xạ từ đồng vị phóng xạ tự nhiên trung bình là 2.0 mSv mỗi người một năm trên toàn thế giới.[10] Nguồn này chiếm phần lớn trong tổng số các nguồn thông thường (độ phơi nhiễm hàng năm trung bình từ các nguồn khác là 0.6 mSv từ các xét nghiệm y tế, 0.4 mSv từ tia vũ trụ, 0.007 mSv từ tàn dư của các thử nghiệm hạt nhân khí quyển trong quá khứ cùng với thảm họa Chernobyl, 0.0002 mSv từ chu trình nhiên liệu hạt nhân, và 0.005 mSv do phơi nhiễm nghề nghiệp).[10]

TENORM không được quy định hạn chế như là chất thải lò phản ứng hạt nhân, mặc dù không có sự khác biệt nào lớn trong nguy cơ phóng xạ của các loại vật liệu này.[11]

Than[sửa | sửa mã nguồn]

Than có chứa một lượng nhỏ phóng xạ urani, bari, thori và kali, nhưng, trong trường hợp của than tinh khiết, nồng độ trung bình của những nguyên tố này nhỏ hơn nhiều so với trong vỏ Trái Đất. Các địa tầng xung quanh, nếu là đá phiến sét hoặc bột kết, thường chứa phóng xạ nhiều hơn một chút so với trung bình và điều này cũng có thể thấy được trong thành phần tro của các loại than 'bẩn'.[12][13] Các khoáng chất tro hoạt động hơn sẽ tích tụ trong tro bụi bởi vì chúng không được đốt cháy hoàn toàn.[12] Độ phóng xạ của tro bụi sẽ gần giống như đá phiến sét đen và nhỏ hơn đá photphat, nhưng cũng sẽ gây ra lo ngại vì một lượng nhỏ tro bụi trong bầu không khí có thể bị con người hít vào.[14] Theo báo cáo NCRP của Hoa Kì, độ phơi nhiễm dân số từ các nhà máy điện 1000 MWe lên tới 490 người-rem/năm đối với các nhà máy điện dùng than, lớn hơn 100 lần so với các nhà máy điện hạt nhân (4.8 người-rem/năm trong quá trình vận hành thông thường, hoặc 136 người-rem/năm trong chu trình nhiên liệu hạt nhân hoàn chỉnh).[12]

Dầu khí[sửa | sửa mã nguồn]

Cặn dư từ ngành công nghiệp dầu khí thường chứa radi và các sản phẩm phân rã của nó. Lượng sulfat từ giếng dầu thường giàu radi, trong khi đó nước, dầu và khí đốt từ giếng thường chứa radon. Radon phân rã sinh ra đồng vị phóng xạ rắn hình thành lớp phủ bên trong đường ống. Trong nhà máy chế biến dầu, khu vực nhà máy nơi propan được chế biến thường là một trong những khu vực bị ô nhiễm, bởi vì radon có điểm sôi tương tự như propan.[15]

Chú thích[sửa | sửa mã nguồn]

  1. ^ Cochran, Robert; Tsoulfanidis (1999). The Nuclear Fuel Cycle: Analysis and Management. La Grange Park, IL: American Nuclear Society. tr. 52–57. ISBN 0-89448-451-6. Truy cập ngày 9 tháng 3 năm 2011. 
  2. ^ Depleted Uranium-FAQs, Janes
  3. ^ “Continuous Plutonium Recycling In India: Improvements in Reprocessing Technology”. 
  4. ^ World Nuclear Association (tháng 3 năm 2009). “Plutonium”. Truy cập ngày 18 tháng 3 năm 2010. 
  5. ^ a ă â b c d U.S. Department of Energy Environmental Management - "Department of Energy Five Year Plan FY 2007-FY 2011 Volume II." Retrieved 8 April 2007.
  6. ^ American Scientist Jan/Feb 2007
  7. ^ “Nuclear Logging”. Truy cập ngày 7 tháng 7 năm 2009. 
  8. ^ “TENORM Sources | Radiation Protection | US EPA”. Epa.gov. 28 tháng 6 năm 2006. Truy cập ngày 1 tháng 8 năm 2013. 
  9. ^ Idaho State University. Radioactivity in Nature
  10. ^ a ă United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. Sources and Effects of Ionizing Radiation, UNSCEAR 2008
  11. ^ “Regulation of TENORM”. Tenorm.com. Truy cập ngày 1 tháng 8 năm 2013. 
  12. ^ a ă â Coal Combustion - ORNL Review Vol. 26, No. 3&4, 1993
  13. ^ Cosmic origins of Uranium
  14. ^ U.S. Geological Survey, Radioactive Elements in Coal and Fly Ash: Abundance, Forms, and Environmental Significance, Fact Sheet FS-163-1997, October 1997. Retrieved September 2007.
  15. ^ Survey & Identification of NORM Contaminated Equipment

Tham khảo[sửa | sửa mã nguồn]

Đọc thêm[sửa | sửa mã nguồn]

  • Babu, B.V., and S. Karthik, Energy Education Science and Technology, 2005, 14, 93–102. An overview of waste from the nuclear fuel cycle.
  • Bedinger, M.S. (1989). Geohydrologic aspects for siting and design of low-level radioactive-waste disposal [U.S. Geological Survey Circular 1034]. Washington, D.C.: U.S. Department of the Interior, U.S. Geological Survey.
  • Fentiman, Audeen W. and James H. Saling. Radioactive Waste Management. New York: Taylor & Francis, 2002. Second ed.
  • Hamblin, Jacob Darwin (2008). Poison in the Well: Radioactive Waste in the Oceans at the Dawn of the Nuclear Age. Piscataway, NJ: Rutgers University Press.
  • Hewitt, Robin (1985). Outer Space: the Easy Way Out?, Sierra Club Radioactive Waste Campaign, N.Y., NY, 1985. ([1]).
  • Marshall, Alan (2005) The Social and Ethical Aspects of Nuclear Waste, Electronic Green Journal 21, 1.
  • Marshall, Alan. (2005) Questioning the Motivations for International Repositories for Nuclear Waste Global Environmental Politics, Volume 5, Number 2, May 2005, pp. 1–9
  • Marshall, Alan. (2006) Dangerous Dawn: The New Nuclear Age, FoE and BNI, Melbourne.
  • Marshall, Alan (2007) Questioning Nuclear Waste Substitution: A Case Study. Science and Engineering Ethics 13 (1).
  • Marshall, Alan. (2008) Leaving Messages about Our Radioactive Waste for Future Generations, in A. P Latiffer, ed, Nuclear Waste Research, Nova Publishers, pp37–46.
  • Nuclear and Radiation Studies Board. (NRSB) Going the Distance? The Safe Transport of Spent Nuclear Fuel and High-Level Radioactive Waste in the United States ISBN 0-309-10004-6
  • M.I. Ojovan (ed.). Handbook of advanced radioactive waste conditioning technologies. ISBN 1-84569-626-3. Oxford, 512 p. (2011). http://www.woodheadpublishing.com/6269

Liên kết ngoài[sửa | sửa mã nguồn]