HIZLANDIRICI GÜDÜMLÜ REAKTÖRLER/ENERJİ YÜKSELTECİ

Transkript

1 HIZLANDIRICI GÜDÜMLÜ REAKTÖRLER/ENERJİ YÜKSELTECİ Hande KARADENİZ a, M. Atıf ÇETİNER a, Haluk YÜCEL a, Pervin ARIKAN a, Saleh SULTANSOY b a Ankara Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi (ANAEM), Beşevler- Ankara b Gazi Üniversitesi, Fen Edebiyat Fakültesi, Fizik Bl., Teknikokullar- Ankara ÖZET Hızlandırıcı güdümlü sistemler (ADS-Accelerator Driven System) veya Enerji Yükselteci (EA-Energy Amplifier), konvansiyonel nükleer reaktörlerdeki olası kritiklik kazası (k eff >1 ) riskinin giderileceği (k eff = aralığında), pasif güvenliğe sahip bir kritikaltı reaktör sistemiyle, yüksek proton akımlı (>10mA) ve enerjili (1-1.5 GeV) bir hızlandırıcı kompleksinin birlikte çalıştırılarak, daha yüksek verimle enerji üreten ve mevcut radyoaktif atıkları kısa ömürlü radyonüklitlere dönüştürerek yakmak için planlanan yeni nesil reaktörlerdir. Kritikaltı bir reaktörden (k eff =0.98), 1500 MW th güç (termodinamik verim ADS için %42) üretimi için düşünülen hızlandırıcının proton demet akımı, I p =12.5 ma ve enerjisi E p =1.0 GeV dir [1]. Bu derecede yüksek akıma ve enerjiye sahip proton demeti; Z si ve özgül ısı kapasitesi yüksek ve de ısı iletim özellikleri açısından uygun Pb ve Pb+Bi karışımının sıvı metali üzerine uygun bir konfigürasyonda, bombardımanı sonucu meydana gelen spallation reaksiyonlarıyla her proton başına nötronun üretimi gerçekleştirilmektedir. Dolayısıyla ADS/EA sistemleriyle yüksek nötron akılarına ( n cm -2 s -1 ) ulaşılabilmektedir. Elde edilen yüksek nötron akısı, dünyada Uranyum dan 4 kat daha fazla olan Toryum un, hiç bir izotop zenginleştirmesi yapılmaksızın, yakıt olarak kullanılmasına imkân vermektedir. ADS/EA sistemi, proton demet akımı kesildiğinde, nükleer kaskatlarla üretilen ısının risksiz olarak çekilebildiği pasif bir sistemdir. Sistemin vereceği güç, özellikle hızlandırıcı akımıyla kontrol edilebilir. Dünyada belirlenmiş Toryum rezervinin %20-25 ine sahip olan Türkiye nin, yakın bir gelecekte enerji üretiminde hizmete sunulacak olan ADS/EA sistemlerinin gelişimi ve teknolojisi ile ilgilenmesi gerektiği açıktır. Anahtar Kelimeler:Enerji Yükselteci, Spallation Hedef, Hızlandırıcı, Reaktör. 1. HIZLANDIRICI Parçacık hızlandırıcılarının, nükleer enerji üretiminde kullanılabileceği fikri, ilk siklotronu icat eden O.Lawrence tarafından ortaya atılmıştır [2]. Ancak, yüksek güçte (yüksek akımlı ve yüksek enerjili) hızlandırıcıların yapılabilmesi için hızlandırıcı teknolojisinin gelişmesi uzun zaman almıştır. II. Dünya Savaşındaki yüksek frekanslı radar teknolojisindeki gelişmeler sonucu yüksek radyofrekans (RF) güç kaynaklarının yapılması, lineer hızlandırıcıların (Linac) geliştirilmesi için yeni fırsatlar çıkarmıştır. Günümüzde, yüksek RF güç kaynaklı ve sürücü tüplü lineer hızlandırıcılardan (Drift tube linacs-dtl) çok sayıda kurulmuştur. Örneğin, 200 MHz RF güç kaynaklı-dtl (Alvarez yapısı olarak da bilinen) lineer hızlandırıcısı ilk defa 32 MeV protonları hızlandırmak için yapılmıştır. Bugün için en yüksek proton enerjili 800 MeV linac, Los Alamos laboratuvarında LANSCE tesisinin bir bölümüdür ve bu hızlandırıcının ilk 100 MeV lik bölümü 200 MHz DTL ve 100 MeV in üstündeki enerji kısmı ise, daha da yüksek RF frekansı(800 MHz) kullanan kavite bağlamalı (CCL-Cavity Coupled Linac) bir yapılanması olan bir linac dan oluşmaktadır [3] li yıllarda dörtlü kutuplayıcı sabit mıknatısların (permanent magnet quadrupole) ve radyofrekans dörtlü kutuplayıcıların(rfq) icadıyla, fiziksel boyutu küçük mıknatıslarla ve daha da kısa sürücü tüplerle yüksek frekanslı linac yapılabilmektedir. Bu tip hızlandırıcılar, artık sinkrotron a besleme yapan bir enjektör hızlandırıcı olarak da kullanılmaktadır. Ayrıca, süperiletken RF kavite teknolojisindeki hızlı gelişme, yüksek akımlı süperiletken lineer hızlandırıcıların yapılmasına imkan sağlamıştır. Mevcut hızlandırıcı teknolojisi ile çok yüksek güçlü proton hızlandırıcılarının yapımının mümkün gözükmesi, protonları kullanarak nötronların üretilmesini ve dolayısıyla, hızlandırıcıya dayalı enerji üretimi (Enerji Yükselteci), nükleer atık transmütasyonu ve trityum üretimi bakımından endüstriyel ölçekte uygulama alanlarını ortaya çıkarmıştır. C. Rubia nın 1990 yılında, kritikaltı bir reaktöre yerleştirilecek spallation kaynakla, yüksek nötron akısı( n cm -2 s -1 ) üretilerek, hızlandırıcının harcadığı enerjiden daha yüksek enerji üreten(ea) ve esasda toryumun dönüştürüldüğü bölünür (fissile) nüklitden ( 233 U) fisyon enerjisi elde edilebilirliğinin mümkün olduğunu kanıtlamış olması, temiz ve güvenli nükleer enerji üretilmesi için yeni bir yoldur. Bu nedenle ADS/EA konusunda yoğun çalışmalar yapılmaktadır. ADS/EA sistemleri için akım şiddetleri ma den düşük olan siklotronlar 1

2 bileşkesi düşünülmesine rağmen, en uygun hızlandırıcı tipi, sürekli dalga modunda çalışan lineer hızlandırıcılardır [4]. Şu anda, ADS/EA için iki referans hızlandırıcı mevcuttur; Los Alamos daki LAMPF lineer hızlandırıcısı (800 MeV, 1 ma) ile İsviçre Villingen deki PSI (Paul Scherrer Institute) siklotronudur (600 MeV, 0.8 ma). ADS/EA için nihai hedef, akım şiddeti ma ve enerjisi GeV e ulaşan hızlandırıcılar yapmaktır. Çözümlenecek temel teknolojik problemler ise: Hızlandırıcıda personelin gireceği bakım gerektiren kısımlardaki aktivasyonun en az da tutulabilmesi için hızlandırıcı birimlerdeki demet kayıplarının sınırlanması, ADS/EA de, sürekli olarak en yüksek enerji elde edilebilirliğini sağlamak için, toplam RF sisteminin veriminin artırılması, Özellikle RF sistemi için bazı bileşenlerin elde edilebilirliği ve güvenilirliğidir. ADS/EA tasarımında, hızlandırıcı kompleksi için çeşitli alternatifler düşünülmektedir. İlk alternatif sadece lineer hızlandırıcı teknolojisidir [5]. İkincisi, bir siklotronun ilk iki kademesinin süperiletken linac üzerine enjektör olarak kullanılmasıdır. Bir diğer alternatif ise, sürekli proton demeti üreten dairesel hızlandırıcılar, yani siklotronlardır. Hızlandırıcı yapıların süperiletken düşünülmesi özellikle hızlandırıcı güç veriminin yüksek olması içindir. ADS/EA için yüksek akımlı siklotronların yakın zamandaki gelişimi için temelde 3 kademeli kurulması mümkün olabilir [1]: Birinci kademe: Enjektör olarak 2 tane 10 MeV den yapılmıştır. (Compact Isochronous Cyclotrons) İkinci kademe: Dört ayrık sektörlü siklotron tipidir (ISSC-Intermediate Separated Sector Cyclotron). Demetin enerjisini 120 MeV e kadar çıkarır. Üçüncü kademe: Son itici olarak, 10 tane ayrılmış sektörlü ve 6 kaviteden oluşan (BSSC-Separated Sector Booster Cyclotron). Kinetik enerjiyi 1 GeV e yükseltir. 2. SPALLATION HEDEF Spallation nükleer tepkimesinde, hedef malzeme olarak Bizmut+Kurşun (Bi+Pb) karışımının sıvı metali veya genelde sıvı Pb kullanılır. Spallation, fisyona kıyasla daha fazla nötronu üretmek için uygulanan bir tepkime biçimidir. Reaktördeki spallation Pb hedef, tipik olarak 60 cm uzunluğunda, cm çapındadır. Hızlandırıcı Güdümlü Sistem (ADS) lerde proton demeti ile Pb hedef etkileştirilir (intranuclear cascade). Böyle bir kalın hedef içinde proton demeti durdurulurken spallation prosesinde üretilen yüksek enerjili nükleonlar, yakınında bulunan hedef nüklitlerle etkileşir. Şekil 1. Reaksiyon Mekanizması Şekli [6]. Bu nüklitler arasındaki kaskat (internuclear cascade) etkileşmesi olarak adlandırılır. Bu nüklitler arası kaskatlar esnasında çok sayıda etkileşme mümkündür. Hızlandırıcıdan gelen GeV mertebesindeki enerjiye sahip bir proton, Pb spallation hedef ile etkileştiğinde belli sayıdaki nükleonlar, mesonlar, ve diğer parçacıklar (²H, ³He,...) çekirdekten dışarı çıkar. Hedefe çarpan protonların ortalama enerjisi, hedef çekirdekten fırlatılan bir nükleonun enerjisinden daha düşük olduğunda, nükleer kaskat son bulur. Ancak çok yüksek derecede uyartılmış olan hedef çekirdek (denge öncesi durum), yüksek enerjili fisyon (Hedef; Toryum, Uranyum dan yapılmış ise) parçacık emisyonu ve gama emisyonu ile bozulur. Bütün bu bozulma modlarında, spallation, buharlaşma ve fisyona neden olacak nötron emisyonu daha baskındır. Hızlandırıcı Güdümlü Sistem (ADS) tasarımında proton başına nötron sayısı anahtar parametredir. Proton demet enerjisine göre, çarpan proton başına çıkan nötron sayısının değişimi Şekil 2 de görülmektedir. Hedefle etkileşen demet enerjisi arttıkça, üretilen nötron sayısı da artmaktadır. Nötron verimi, kullanılan hedef malzemeye bağlıdır (Pb, Bi, U, Th gibi). Örneğin, yaygınca çalışılan Pbspallation hedef için 1 GeV lik proton yaklaşık 15 nötron üretir. Çeşitli türdeki (spallation, fisyon, buharlaşma) tepkimelere bağlı olarak, oluşan nötron enerji spektrumu birkaç kev den başlar. Yayınlanan nötronların %90 nı 15 MeV in altındadır. Açısal dağılımları izotropiktir. Enerji dağılımı, ortalama nötron enerji değeri 2 MeV in biraz altında ve Maxwell dağılımına uyar [6]. Yani, nötron enerjileri, orta (intermediate) ve hızlı (fast) nötron karakteristiklerine sahiptir. 2

3 Sistemin ana tankı ile beton duvarları arasına hava soğutma sistemi yerleştirilir. Erimiş kurşun sıcaklığı çok yükseldiğinde bu soğutma sistemi devreye girer ve proton demeti durur. Reaktör kalbi içinde üretilen ısının tamamını çekecek pasif güvenlik parametresi mevcuttur. Kurşunun boşluk katsayısının pozitif olması (Çizelge 1) reaktivite kazalarını önler. Güç kazalarına karşı ana tank ve beton duvar arasındaki bırakılan boşluk tamamen pasif güvenlik etkisi yapar. Bu boşluğa güç kazası durumunda bozunma ısısını çekecek bir sistem yerleştirilir. Çizelge 1. ADS/EA nin bazı temel parametreleri[1]. Şekil 2. Proton enerjisine göre spallation sonrası üretilen nötron sayısının değişimi [6]. 3. REAKTÖR ADS/EA sistemlerinde düşünülen reaktör, kritikaltı (etkin nötron çoğaltma katsayısı, k eff = ) durumunda çalışacak şekilde tasarımlanır. Enerji kazancı G, G0 G = 1 k eff (1) bağıntısından hesaplanır. Burada G 0, proton hızlandırıcısından spallation hedefe olan beslemedir (örneğin 1 GeV p, 12.5 ma hızlandırıcı için 12.5 MW). k eff =0.98 alındığında, üretilen güç Çizelge 1 deki gibi 625 MW e olur. Elde edilen gücün 30 MW e hızlandırıcının çalışması için harcanır. Buna göre 20 kat enerji kazancı sağlanır. Hızlandırılmış proton demeti reaktörün yaklaşık 30 m derinliğinde yerleştirilen Pb hedefi bombardıman ettirilerek spallation nötronların üretimi gerçekleştirilir. Bu nötronlar, hedefin etrafına belirli bir miktar bölünür (fissile) nüklitlerle karıştırılmış üretken (fertile) toryumun fisyona uğratılmasını sağlar. Yakıt, karışık oksitlerden veya daha ileri tasarımlarda metalik veya karbürlerden yapılabilir. ADS/EA reaktörü 6 m çapında, 30 m yüksekliğinde silindirik bir tarzdadır (Şekil 3). Reaktör kabının (vessel) geometrisi, ısı iletimini gerçekleştirecek kurşun akışına uygun ve kurşun ağırlığına dayanabilecek tarzda tasarımlanır. Soğutucu malzeme olarak kurşun, yüksek yoğunluk, büyük genleşme katsayısı (dilation) ve özgül ısı kapasitesi bakımından seçilir. Kurşundan ısı transferi için 4 tane 375 MW th ısı değiştiricileri kullanılır. ADS/EA sistemi, antisismik soğurucularla desteklenip şiddetli bir deprem durumunda ADS/EA nın büyük kütlesinin tamamını sabit tutar [7]. Termal Güç Elektriksel Güç Soğutucu 1500 MW th 625 MW e Sıvı Kurşun Nötron çoğaltma 0.98 katsayısı, k eff Boşluk (Void) katsayısı Hızlandırıcıyı besleyen 30 MW e güç Kontrol çubukları Yok Anti-sismik soğurucu Var Ana tank yüksekliği 30 m Ana tank çapı 6 m Hızlandırıcı tipi Siklotron ve süperiletken lineer hızlandırıcı bileşkesi ADS/EA de hızlandırıcı kompleksinin akımı kesildiğinde reaktördeki nötron üretimi duracağından etkin bir pasif güvenliğe sahiptir. Dolayısıyla konvansiyonel reaktörlerdeki (Çernobil gibi) kritiklik kazası kesinlikle mümkün değildir. Yeni nesil reaktörler olarak tasarımlanan ADS/EA ler, termodinamik verim ve yakıtın etkin olarak kullanıldığının bir ölçüsü olan yanma oranı (burn up) bakımından, konvansiyonel reaktörler (PWR, BWR, HTGR) ile karşılaştırıldığında (Çizelge 2), ADS lerin %40-44 termodinamik verimi ve 140 GWd/ton bir yanma oranına sahip oldukları gözlenmektedir. Termodinamik verimin konvansiyonel reaktörlerin veriminden daha yüksek (%12-19) olması, sistemde üretilen ısıl güçten daha fazla elektrik enerjisi üretebileceğini ve yanma oranının büyük olması ise yakıttan daha etkin bir şekilde yararlanılabileceğini ve bunun sonucu olarak, sisteme yeniden yakıt yükleme ihtiyacı için daha uzunca bir süre (örneğin; PWR için 1 yıl, ADS için 5 yıl) serbestliği mevcuttur. Bunun ADS lerin işletme kolaylığı ile birlikte, nükleer madde güvenliği açısından da yararı söz konusudur. 3

4 Çizelge 2. ADS/EA ve Konvansiyonel Reaktörlerde Termodinamik Verimleri ve Yanma Oranları [8,9]. Reaktör Termo Dinamik Verim 1), η Yanma Oranı GWd/ton Yeni Nesil ADS Konvansiyonel BWR Konvansiyonel HTGR Konvansiyonel PWR ) η=p elektrik /P termal 4. TORYUM UN NÜKLEER YAKIT OLARAK KULLANILMASI Enerji Yükseltecinde yüksek yanma oranından dolayı Toryum yakıt olarak milyonlarca yıl yetecek şekilde kullanılabilir. Türkiye de x 10 3 ton toryum rezervi vardır. [1] Los Alamos ve C. Rubbia nın teklifleri Toryum yakıt temeli üzerine kullanılan iki değişik yoldur. Los Alamos un teklifi uzun ömürlü minör aktinitler ( 237 Np, 241,243 Am gibi) ve fisyon ürünlerinin ( 99 Tc, 135,137 Cs gibi) çıkan yüksek seviyede atıkların yakılması ile ilgili olan ATW (Accelerator Transmutation of Wastes) metodudur. Bu kavram, aynı zamanda enerji üreten toplam bir sisteme geliştirilmiştir. C. Rubbia nın teklifi güç üretimi üzerine odaklanmış olup, enerji yükselteci olarak tanıtılmıştır. Dünya yüzeyinde Uranyum dan 4 kat daha fazla olan Toryum un bölünür izotopu yoktur. Toryum, doğada tek izotop 232 Th (%100 bolluk) olarak bulunduğundan, zenginleştirmesine gerek kalmaksızın kullanılması sözkonusudur. 232 Th nin termal nötron yakalayarak 233 U e dönüşümü, Th β 233 β 233 ( n, γ ) Th Pa U σ= 7.56 b t 1/2 =22.3 min d şeklinde gerçekleşir. Kritikaltı reaktörün üretken yakıt malzemesi 232 ThO 2 e %10 civarında 233 UO 2 karıştırılır. Başlangıçta 28.5 ton ilk yakıt yüklemesi yapılır [3]. Doğal olarak bölünür (fissile) izotopu olmamasına rağmen, Toryum un yakıt olarak kullanılmasının belli avantajları vardır [3,6]. Bunlar; - Üretken malzeme olarak Toryum tesir kesiti sebebiyle termal reaktörde yüksek dönüşme oranına sahiptir. - İzotopik zenginleştirme işlemine gerek duyulmadığı için yakıt maliyeti düşüktür. - Yakıt olarak 238 U e göre 232 Th nin seçilmesi, Plütonyum üretimini önler. - Toryumun ışınlanması esnasında yüksek Z li aktinitler çok az miktarlarda üretilir (Np, Pu, Am, Cm gibi). 5. HIZLANDIRICI KONTROLLÜ REAKTÖRLER / ENERJİ YÜKSELTECİNİN DÜNYADAKİ SON DURUMU Avrupa daki elektriğin %35 nin (850 TW e /y) işletmedeki 145 reaktörden (127 GW e ) üretiliyor olması, nükleer enerjinin önemini göstermektedir. Bu konvansiyonel reaktörlerin her 1 GW e lik gücü başına 30 yılda, 1000 ton radyoaktif atık üretiliyor olması ve bu reaktörlerin yakın gelecekte bir kısmınında sökülecek olması, nükleer atıkların yok edilmesi için ADS/EA sistemlerinin önemini daha da artırmıştır. Dünya da çalışan 436 reaktör olduğu düşünülürse, alternatif temiz nükleer enerji üretimi ve biriken nükleer atıkların yok edilmesi gerekmektedir. Uzun ömürlü fisyon ürünlerinin ve aktinitlerin (Np, Am, Cm) kısa ömürlü nüklitlere dönüştürülerek (transmütasyonu) yok edilmesi için mertebesinde yüksek nötron akılarının elde edilmesi gerekmektedir. Bunun için yüksek güçlü hızlandırıcılarla ve pasif güvenliğe sahip kritikaltı reaktörlerin birlikte kullanılacağı teknoloji geliştirmeleri hızlı devam etmektedir. Malzeme araştırmaları için PSI da 590 MeV, 1.6 ma. Çizelge 3 de, gelecek 10 yıl içinde ADS/EA için araştırma ve geliştirme, tasarım, yapım aşamaları gerçekleştirilecek. Bu aşamalarda, yakıt ve soğutucu seçimi, hızlandırıcı ve hedef sisteminin birleştirilmesi ile 2015 yılından itibaren de kritikaltı sistemlerin hizmete alınması ve çalıştırılması planlanmaktadır. 6. SONUÇ Dünyada enerji gereksinimini karşılamak için önerilen metotların çevreye verebilecekleri zararlar sonucu, insanlık temiz enerji üretim sistemlerini kurma araştırmalarına yönelmişlerdir. Bu konuda füzyon enerjisinden faydalanılması düşünülmektedir. Ancak füzyon enerjisi sistemlerinin bazı teknolojik problemleri henüz aşılamamıştır. ADS/EA enerji üretim sistemlerinde ise hem enerji üretimi ve hem de mevcut atıkların dönüşümü mümkün olmaktadır. Gelişmiş ülkelerin problemleri enerji üretiminden ziyade mevcut atıkların yok edilmesidir. Gelişmekte olan ülkelerde ise enerji üretimi ve bu üretim sonucu ortaya çıkabilecek atıkların zararsız hale getirilmesi öncelikle düşünülmektedir. Türkiye de Toryum yataklarının zenginliği, toryumun kullanıldıktan sonra ortaya çıkan minör aktinitlerin yeniden kritikaltı reaktörde kullanılabilir olması gibi bir çok faktörlerden dolayı, Hızlandırıcı Kontrollü Reaktör Sistemlere özel önem verilmesi gerektiği açıktır. 4

5 Şekil 3. Enerji Yükselteci [1]. Çizelge 3. ADS/EA için gelecek 15 yıllık çalışma aşamaları [10]. Yıl HIZLANDIRICI -Araştırma ve Geliştirme -Tasarım -Yapı Deneysel ADS altyapı hazırlığı SPALLATION Esas Hedef- Hızlandırıcı bağlantısı Hızlandırıcı işletimi&hedef birleştirilmesi KRİTİKALTI SİSTEM -Soğutucu ve yakıt seçimi -Tasarım ve Lisanslama -Yapım -İşletme 5

6 KAYNAKLAR [1] C. Rubbia, J.A. Rubio, S. Buono, F. Carminati, N. Fiétier, J. Galvez, C. Gelés, Y. Kadi, R. Klapisch, P. Mandrillon, J. P. Reval and Ch. Roche, Conceptual Design of a Fast Neutron Operated High Power Energy Amplifier, CERN/AT/95-44 (ET), 29th September [2] J.W. Boldeman, Accelerator Driven Nuclear energy Systems, [3] Y.Y. Lee, High Power Proton Accelerators, [4] J.P. Schapira, p306, CAS 1996, Cyclotrons, Linacs and Their Applications. [5] C. Rubbia and J. A. Rubio, A Tentative Programme Towards A Full Scale Energy Amplifier, CERN/LHC/96-11 (EET), 15th July1996. [6] J. P. Schapira, The Use of Accelerators in The Fission Energy Field [7] Carlo Rubbia, The Energy Amplifier: A Description For The Non-Specialists, CERN/ET/Internal Note 96-01, January 5th, [8] J. P. Revol, Energy Concepts For The 21st Century, Lecture 4, March 21-24, [9] James J. Duderstadt, Louis J. Hamilton, Nuclear Reactor Analysis. [10] Alex C. Mueller, Accelerator Division, IPN ORSAY, CNRS/IN2P3 (Lecture at the CERN Accelerator School, Prague, Mai 2001) 6