Nükleer Yakıt Çevrimi ve Toryum un Yeri

Transkript

1 Nükleer Yakıt Çevrimi ve Toryum un Yeri Prof.Dr. Okan Zabunoğlu Hacettepe Üniversitesi Nükleer Enerji Mühendisliği

2 Nükleer Enerji Üretiminde Önemli İzotoplar Uranyum Plütonyum(doğada yok) Toryum U-235 (fisil, doğal) Pu-239 (fisil) Th-232 (doğurgan) U-238 (doğurgan, doğal) Pu-241 (fisil) U-233 (fisil, doğada yok) Uranyum: Doğada U-235 (7/1000) ve U-238 (993/1000) izotopları bulunur. U-235: Yegane doğal fisil izotop. U-238: Doğurgan (fertile) bir izotop, reaktörde Pu-239 a dönüşür. U-233: Doğada yok, reaktörde Th-232 den oluşur. Plütonyum: Doğada bulunmayan bir element. Pu-239: Reaktörde U-238 den oluşan önemli bir fisil izotop. Pu-241 : Reaktörde oluşan bir başka (nispeten daha az önemli) fisil izotop. Toryum: Doğada yaklaşık % 100 Th-232 olarak bulunur. Th-232: Doğurgan (fertile) bir izotop, reaktörde U-233 e dönüşür. 2

3 Nükleer Yakıt = Fisil + Doğurgan (fertile) Karışım Fisil izotop (U-235): fisyon zincir reaksiyonu Fisil izotop içermeyen bir yakıtla nükleer reaktör çalıştırılamaz. Doğurgan izotop (U-238) : fisil izotop (Pu-239) : fisyon Bu yeni fisil izotop bir yandan sürekli üretilirken bir yandan da fisyon yaparak güç üretimine katkıda bulunur (% 40 a varan). Doğurgan izotop (Th-232) : fisil izotop (U-233): fisyon Yalnızca toryum kullanarak nükleer reaktör çalıştırılamaz. NOT: Doğada U-238 ve U-235 beraber bulunur. Th-232 ise tek başına! 3

4 Nükleer yakıtın içermesi gereken FİSİL İZOTOP ORANI: Reaktör tasarımı Hafif-sulu reaktör (LWR) yakıtları % 3-5 oranında fisil izotop içermelidir. CANDU tipi (ağır-sulu) reaktörler doğal U (% 0,7 U-235) kullanıyor. ZENGİNLEŞTİRME: HSR (LWR) yakıtı üretmek için doğal uranyumun % 0,7 olan fisil izotop oranını % 3-5 aralığına getirmek gerekir. 4

5 Dünyadaki durum Nükleer Reaktörler (World Nuclear Association 2013) Sayı GW(e) % (sayı) % (güç) PWR ,0 BWR (ve RBMK) 96 86, ,2 LWR (toplam) , ,2 PHWR (CANDU) ,5 GCR ,5 2,1 FBR 2 0,6 0,5 0,2 TOPLAM

6 Reaktör-Öncesi Nükleer Yakıt Çevrimi Uranyum Üretimi Maden (cevherin çıkarılması) Değirmen [öğütme, konsantrasyon, U 3 O 8 (sarı pasta) üretimi] Rafineri Saflaştırma Dönüştürme (UF 6 ) [CANDU için UO 2 ye dönüştürülüp direkt fabrikasyona gönderilir] Fabrikasyon Yakıtın pelet haline getirilmesi, Yakıt çubuklarının ve demetlerinin üretilmesi Zenginleştirme Nükleer Reaktör (LWR) 6

7 Nükleer yakıt tableti (peleti) ve çubuğu

8 Nükleer Yakıt Demeti

9 Akkuyu NR (VVER) yakıt demeti 9

10 CANDU yakıt demeti (50x10 cm) 10

11 Taze ve Kullanılmış Nükleer Yakıt (KNY) (Ders kitabı değerleri, pratikte zenginlik ve yanma oranları daha yüksek olabilir.) Taze Yakıt ~27 ton U /yıl 1000-MWe PWR kapasite faktörü: 0,80 ısıl verim: 0,325 burnup: MWgün/ton reaktördeki süre: 1100 gün Kullanılmış Yakıt ~27 ton AğırMetal /yıl U-235: % 3,3 (kütlesel) U: % 95,5 (kütlesel) U-238: % 96,7 U-235: % 0,83 Pu: % 0,9 Toplam fisil Pu: % 70 Fisyon Ürünleri: % 3,5 Diğer Aktinitler: % 0,1 11

12 Kullanılmış Nükleer Yakıt (KNY) % 3,6: Nükleer enerji üretimi açısından bir değer taşımayan elementler (fisyon ürünleri ve bazı aktinitler) YÜKSEK AKTİVİTELİ NÜKLEER ATIK (YANA=HLW) % 95,5: Uranyum (% 0,83 oranında U-235 içeriyor) % 0,9: Plütonyum (% 70 i fisil izotoplar) KNY taki U ve Pu geri kazanılarak tekrar nükleer enerji üretiminde kullanılabilir: YENİDEN İŞLEME (reprocess), TEKRAR KULLANIM (recycling) 12

13 Reaktör-Sonrası Nükleer Yakıt Çevrimi HSR(LWR) KNY Kullanılmış Nükleer Yakıtın (KNY) Geçici Depolanması (reaktör alanındaki havuzlar) KNY KNY ın Yeniden İşlenmesi (reprocess): Değerli elementlerin geri kazanılması KNY Ara depolama Tasfiye için Hazırlama YANA (HLW) Geri kazanılan ürünler KNY Camlaştırma Tasf iye için Hazırlama Nihai Tasfiye Tekrar kullanım KNY ın Nihai Tasfiyesi Kapalı Çevrim Açık Çevrim 13

14 KNY ile ne yapılıyor? KNY önce NR ün yanı başındaki su havuzlarına konuyor, en az 5 sene (veya daha uzun) orada kaldıktan sonra, silindirik muhafazalar içinde kuru depolamaya götürülebilir. Depolanmakta olan toplam KNY miktarı ton kadar (ağır metal olarak); yaklaşık % 90 ı reaktör havuzlarında, gerisi kuru depolamada. Her yıl ton KNY (ağır metal) reaktörlerden alınıyor, 8500 tonunun uzun süreli depolanması, 2000 tonunun işlenmesi (reprocess) ve/veya bu amaçla depolanması planlanıyor. 14

15 KNY depolama havuzu (US NRC) 15

16 Kuru depolama (US Nuclear Regulatory Commission) 16

17 Dünyadaki durum: Açık çevrim, kapalı çevrim Genel olarak açık çevrimin benimsendiğini söylemek yanlış olmaz. ABD 1970 lerin sonundan beri kapalı çevrimi dışladı, 1982 de Nükleer Atık Yasası nı onaylayarak KNY ın nihai tasfiyesini planlamaya başladı ve sonraki yıllarda Yucca-Dağı Atık Deposu projesi ile uğraştı ABD nin 2 sene önce bu projeyi askıya alması beklenmeyen bir gelişme oldu Ayrıca, ABD dışında henüz hiçbir ülke KNY ın nihai tasfiyesi yolunda kararlı adımlar atmadı Ciddi bir belirsizlik söz konusu 17

18 Bitecek gibi görünmeyen tartışma: Açık çevrim mi, kapalı çevrim mi? Standart yeniden işleme (reprocess) ile ilgili çelişkiler: Ekonomik belirsizlikler, Silah malzemesi üretimi açısından emniyet (safeguardability) ile ilgili kaygılar. KNY ın bir U ve Pu kaynağı olduğu kesin; peki, REZERV olarak da düşünülebilir mi? Enerji ve/veya U fiyatlarındaki artışlar, Yeniden işleme yolunun medeni bir nükleer yakıt çevriminde olması gerektiği gibi (saf Pu üretimini dışlayan) tasarlanması. Atık tasfiyesi ile karşılıklı etkileşim Nükleer yakıt çevriminin atık tasfiyesi üzerindeki etkileri, Atık tasfiyesi konusundaki gelişme ve deneyimlerin reaktör-sonrası yakıt çevrimi üzerindeki etkileri. 18

19 Th katkılı yakıt çevrimleri Th (doğurgan katkı) muhakkak bir fisil izotop ile birlikte kullanılmalı. 3 aday var: U-235 (doğal), Pu-239 ve U-233. İlk akla gelen ve günümüz NR lerinde hemen uygulanmaya uygun senaryo. (1) Th U235 yakıt çevrimi Belli bir zenginlikte U (U-235 ve U-238 karışımı) yakıta Th katılır; taze yakıt U-235, U-238 ve Th-232 karışımından oluşur. Bu durumda KNY, bu 3 izotopun (ve fisyon ürünlerinin) yanı sıra U-233 (ve diğer U izotopları) ve Pu-239 (ve diğer Pu izotopları) içerir. 19

20 (2) Th Pu yakıt çevrimi Fisil izotop Pu-239 (ve Pu-241). Ama Pu doğada bulunmadığından, NR de üretilmesi gerekir. Pu elde etmek için, depolanmakta olan KNY ların işlenmesi (reprocess) lazım. (3) Th - U233 yakıt çevrimi U-233 de doğada yok, onu nereden bulacağız? NR lerde Th-232 den. Yani, önce yukarıdaki 2 senaryodan biri gerçekleşecek; ve Th lu NR den çıkan KNY taki U-233 içeren U reprocess yoluyla geri kazanılıp Th ile beraber kullanılacak. Uygulama açısından en zoru (3), en kolayı (1). 20

21 Th U235 açık çevrimi için bazı numerik sonuçlar CANDU-6 ve ACR-700 için; bütün yakıt demetlerine aynı miktarda Th katarak ve tüm reaktör korunu homojen biçimde bu demetlerle yükleyerek. Yanma oranı (burnup) = MWgün/ton Reaktör ve Yakıt Kompozisyonu CANDU-6 Doğal U Gereksinimi Ton DU / GW(e)Yıl Yanlız U (% 1,32 U-235) 105,9 (1,00) % 30 Th + U (% 1,58 U-235) 139,6 (1,32) % 50 Th + U (% 1,79 U-235) 164,5 (1,55) % 70 Th + U (% 2,00 U-235) 204,3 (1,93) ACR-700 Yanlız U (% 2,33 U-235) 198,2 (1,00) % 30 Th + U (% 2,83 U-235) 252,0 (1,27) % 50 Th + U (% 3,10 U-235) 285,0 (1,44) % 70 Th + U (% 3,33 U-235) 301,0 (1,52) 21

22 Niye böyle? İki neden var. NEDEN (1) Zenginleştirme işlemi ile ilgili % 1 zengin 1 kg U = 1,63 kg DU % 2 zengin 1 kg U = 3,80 kg DU (% 133 artış) % 4 zengin 1 kg U = 8,15 kg DU (% 115 artış) % 8 zengin 1 kg U = 16,85 kg DU (% 107 artış) Mesela, % 1 lik yakıta % 50 Th katarsak, toplam fisil içeriğin % 1 olması için, U un % 2 zengin olması lazım. Bu da 3,8 kg DU ister; bunun % 50 si kullanılacağından, 1 kg yakıt için 3,8x0,5=1,9 kg DU lazım. İyi de Th koymasaydık, 1,63 kg DU lazımdı. Bu husus Th un özellikleri ile ilgili değil. Saf U-238 imiz olsaydı; ve onu belli zenginlikte U yakıta katıyor olsaydık, DU gereksinimi aynı miktarda artardı! 22

23 NEDEN (2) Th-232 nin nötronik özellikleri ile ilgili (% 50 Th + % 50 U) yakıt için gereken DU miktarı 1,55 kat fazla çıktı. Yukarıdaki 1. neden yalnızca 1,116 kat artış getirir. O halde, diğer neden, Th-232 nin bazı (nötronik; nötron ekonomisi ile ilgili) özelliklerinin U-238 inkilerden kötü oluşu. Th-232 nin termal soğurma tesir-kesiti U-238 inkinden 2,75 kat daha fazla. Ayrıca, Th-232 nötron yutup (22 dk. yarı-ömür ile) beta bozunum yapınca Pa-233 e dönüşüyor. O ise 27 gün yarı-ömür ile U-233 e dönüşüyor. U-238 in Pu-239 a dönüşmesinde ilk yarı-ömür 24 dk., ikinci yarı-ömür 2,35 gün (Np-239, beta bozunum). 23

24 Özet Th bedava bile olsa, DU gereksinimini artırdığı için ekonomik yük getiriyor. Th un U-238 yerine günümüz PHWR reaktörlerinde açık (tek-geçişli) çevrimde direkt (homojen demet/kor yaklaşımıyla) kullanımı anlamlı değil. Diğer modeller (mixed bundle, mixed core) belki biraz iyileştirme sağlayabilir, ama onlar da pek ümit vaad etmiyor (akademik araştırma konusu) LWR ler için daha iyi sonuçlar beklenir mi? ACR-700 sonuçlarına bakılırsa, hayır. Ama çok yüksek burnup larda gidişat değişebilir (bir başka akademik araştırma konusu). 24

25 Sonuç Yine de Th bedava bile olsa diye söze başladığımızı hatırlatarak, DU gereksinimindeki azalmanın Th un maliyeti ile mukayese edilmesi ve elle tutulur bir avantaj sunması lazım Hangi yakıt yüklemesi ve idaresi yöntemi (model) ve hangi makul burnup düzeyinde olursa olsun, Th un günümüz reaktörlerinde, açık (tek-geçişli) çevrimde direkt kullanımı açısından iyimser olmak zor. 25

26 Th kullanmak için neler yapılabilir? (1) Kapalı çevrim (reprocess - recycle) gerçekleştirilebilirse neler olacağı (daha iyi) araştırılabilir. Ancak, ton KNY (çoğu yıllardır soğutulmuş) depolarda beklerken, kapalı çevrim genel kabul görmemişken (ayrıca, reprocess teknolojisi silah malzemesi üretimine giden 2 yoldan biri iken), niye? Reprocess yapacak olsam niye NR e Th koyup da çıkan (hot) KNY ile uğraşayım? Onbinlerce ton (cooled) LWR KNY mevcut... 26

27 (2) Özel NR tasarımları düşünülebilir. (Açık ve kapalı çevrim için...) Advanced Heavy Water Reactor=AHWR, a Th-based BWR, Hindistan. (Standart olarak kapalı çevrimde) MSR (Molten Salt Reactor), GEN IV ler arasından seçilen 6 tipten biri, ve araştırma konusu MSR sıvı yakıtlı ve online reprocess gerektiriyor. Bu bağlamda ilginç (!), ama (şimdilik) kağıt üstünde. Pratikte karşılaşılabilecek muhtemel problemler En azından, on-line reprocess in bile kendi başına ciddi bir sorun kaynağı olacağı kolayca görülebilir 27

28 (1) Atık meselesi açısından Diğer meseleler Th kullanılırsa atık sorunu çözülür mü? Hayır, fisyon ürünleri zaten orada olmak zorunda. Ancak KNY ın binde birkaçını oluşturan diğer aktinitlerin oranı azalır, çünkü U-233 ün ışınımlı-yakalama (radiative capture) tesirkesiti U-235 inkinin kabaca yarısı, Pu-239 unkinin 3 te 1 kadar. (Th-U233 yakıt çevriminde söz konusu azalma daha fazla olur.) KNY ın çok küçük bir kısmındaki böylesi bir azalmanın kısa, orta ve uzun vadede atık tasfiyesinde (ki bu konu zaten bir sürü belirsizlik içeriyor) dişe dokunur avantajlar sunacağını söylemek (şimdilik) doğru değil. 28

29 (2) Silah malzemesi üretimi (safeguardability) açısından Th kullanılırsa silah malzemesi üretimi açısından emniyet artar mı? Teorik olarak hayır; çünkü U-233 de (Pu-239 ile aynı kategoride) gayet güzel bir silah malzemesi. Ancak, pratikte KNY tan saf U-233 eldesi (yakıtın içeriğine, yakıt çevriminin tipine vb. faktörlere bağlı olarak) olanaksız veya çok zor olabilir. Th ve U-233 olan yerde hatırı sayılır miktarda U-232 de bulunur. Bu da ciddi bir gama aktivitesi kaynağı. Th katkılı yakıtı yakacak NR bile yokken, reprocess genel kabul görmemişken, Th ve U-233 içeren KNY ların işlenmesi (reprocess) ile ilgili deneyim yokken bu avantaj ne kadar anlamlı?! 29

30 Rezerv Kaynak ilişkisi Yıllardır Türkiye nin Th rezervlerinden söz edilir. Bazı (tanımlanmamış) kaynaklara rezerv demek doğru değil. Bir kaynağın (cevherin) rezerv olabilmesi için günün koşullarında kar edilerek satılabilmesi lazım. Bu da 2 şeyi gerektirir: (1) Kg ını kaça üretebileceğini belirlemek, (2) Satabileceğin bir piyasanın olması. Türkiye nin ton olduğu söylenen Th kaynaklarının (tenör=% 0,2!?) kg ı kaça üretileceği meçhul. Ki bu belirlense bile, Th piyasası diye bir şey yok (1979 dan beri Th fiyatları rapor edilmiyor). Th kaynaklarının durumuna netlik kazandırmak ne kadar gerekli? İyi olabilir, ama U arama/tarama daha önemli, aranırsa bulunma olasılığı da yüksek! 30

31 U-238 in yerine tek ADAY. Niye Th? U-238 yoksa, U-235 zaten yok, ama Pu-239 da yok. O zaman geriye tek fisil izotop kalıyor: U-233. Th doğada U a kıyasla epeyce daha fazla var, cevherlerinin tenörü de çok daha yüksek. Th-dioksit de Th metal de U-dioksit e ve metale kıyasla nükleer malzeme olarak daha iyi özelliklere sahip. Özetle, Th un gündemde kalması kaçınılmaz, özellikle ve öncelikle de akademisyenlerin gündeminde 31