ESM 309-Nükleer Mühendislik

Transkript

1 Gazi Üniversitesi Teknoloji Fakültesi Enerji Sistemleri Mühendisliği Bölümü ESM 309-Nükleer Mühendislik Prof. Dr. H. Mehmet ŞAHİN

2 Bölüm 8: Nükleer Yakıt Zenginleştirme, Yakıt Çevrimleri ve Yönetimi

3 Nükleer Yakıt Çevrimleri Bir reaktör yakıtının, satın alma, hazırlama, kullanma ve nihai depolama aşamalarından geçmesi reaktör yakıt çevrimi olarak adlandırılır. Yakıt çevriminin yakıtın bir reaktörde kullanımından önceki aşamalarını reaktör öncesi(ön uç) denir. Yakıtın reaktörden çıkarılmasından sonraki bölüme ise reaktör sonrası (arka uç) yakıt çevrimi denir. Bir sonraki slaytta bir PWR santrali için tek geçişli (açık çevrimli) çevrimli yakıt santrali görülmektedir. Şekilde gösterilen kütle akışları 1 yıl süreyle ve 0.75 kapasite faktörü ile işletilen 1000 MWe nominal gücündeki bir santral için kilogram cinsindendir. Bir BWR santralinin yakıt çevrimi kütle akışları hariç PWR santrali ile aynıdır. Bir PWR santralinin tek geçişli (açık çevrimli) nükleer yakıt çevriminin adımları: Çevrim uranyum cevheri madenciliği ile başlar. Uranyumu bir takım kompleks oksitler halinde içeren bu cevher U3O8 e indirgenir. U3O8, uranyumhekzaflorür e (UF6) dönüştürülür. Bu dönüşümde uranyumun yaklaşık olarak %0.5 i kaybedilir. Uranyum kütlece %3 kadar zenginleştirilmesinin ardından UO2 ye dönüştürülür. UO2, PWR ve BWR yakıt demetleri halinde imal edilir.bu süreçte uranyumun yaklaşık %1i kaybedilir ve zamanı gelince reaktöre yüklenir. Yaklaşık olarak 1 ila 2 yılda bir kez reaktör kapatılır ve yakıtın bir bölümü dışarı alınarak reaktör koruma binasının yanıbaşındaki kullanılmış yakıt havuzuna yerleştirilir. Tek geçişli yakıt çevriminde kullanılmış yakıt radyoaktivitesinin çoğu bozulduktan sonra havuzdan çıkarılır ve radyoaktif atık olarak tasfiye edilir.

4 PWR tek geçişli yakıt çevrimi (açık çevrim)

5 Tek geçişli çevrim (açık çevrim) nükleer enerji kaynaklarını epeyce israf eden bir çevrimdir. PWR ve BWR reaktörlerinde yakıtın çoğu U238 olduğundan reaktör işletmedeyken önemli oranda fisil plütonyum izotopları( 239Pu, 241Pu) üretilir MWe kurulu gücündeki bir LWR nükleer santralinden her yeni yakıt yüklemede yaklaşık 180 kg fisil plütonyum ve 220 kg 235U çıkarılır. Bu nedenle tek geçişli çevrim (açık çevrim) israf eden yakıt çevrimi olarak adlandırılır. Kullanılmış yakıtın içindeki Pu ve U yeniden işleme çevrimine (kapalı çevrim) tabii tutularak değerlendirilebilir. Bir LWR reaktörü için yeniden işleme çevrimi bir sonraki slaytta görülmektedir. Bir LWR santralinin yeniden işleme (kapalı çevrim) nükleer yakıt çevriminde Pu ve U yakıttan kimyasal yollarla ayrılır. PuO2 formunda geri kazanılan Pu, daha sonra UO2 ile karıştırılarak karışık oksit diye adlandırılan yakıt haline getirilir ve reaktöre yeniden yüklenir. Yeniden işleme tesisinin bir diğer çıktısı hafif zenginlikte U, yeniden zenginleştirme için UF6 ya dönüştürülür.

6 LWR için Plutonyum-Uranyum yeniden işleme çevrimi (kapalı çevrim)

7 Üretken reaktörlerin yakıt çevrimlerinde yeniden işleme ve yeniden fabrikasyon önemli rol oynadığından bu çevrim LWR nin yeniden işleme çevrimine benzer. LMFBR yakıt çevrimi

8 Tek geçişli CANDU yakıt çevrimi

9 Kütle Dengesi Ve Ayırma İşi Belirli miktarda zenginleştirilmiş malzeme elde etmek için zenginleştirme tesisine sağlanması şart olan girdi malzemesinin miktarı; Girdinin orijinal zenginliğine Ürünün istenen zenginliğine Tüketilmiş Uranyum zenginliğine bağlıdır. MF: Girdi Kütlesi (kg) XF: Girdinin zenginlik oranı Mp: Ürün kütlesi XP: Ürün zenginlik oranı MT: Artık kütlesi (Tüketilmiş Uranyum) XT: Artık zenginlik oranı

10 Zenginleştirme sırasında kayıp çok az olduğu ya da olmadığı için: MM FF = MM PP + MM TT Tesise giren ve tesisten çıkan toplam U235 miktarı aynı olduğu için : MM FF xx FF = MM PP xx PP + MM TT xx TT Yukarıdaki iki bağıntıdan MM TT nin yok edilmesi sonucu; MM FF = MM PP ( xx PP xx TT xx FF xx TT ) Girdi doğal uranyum ise xx FF = ,xx TT değeri zenginleştirme tesisinin işletmecisi tarafından belirlenir. ABD zenginleştirme tesisleri xx TT =0.002 veya kütlece %0.2 ile çalıştırılmaktadır.

11 xx PP zenginliği için, Mp ürün kütlesi içindeki U235 in kütlesi ; MM 235UU = MM PP xx PP MM PP yi eşitlikte yerine koyarak MM FF = MM 235UU xx PP ( xx PP xx TT xx FF xx TT ) Düşük zenginlikler dışında xx PP xx TT xx PP olduğundan ; MM FF 1 xx FF xx TT MM 235UU Bu bağıntı xx FF = ve xx TT = için ; MM FF 196MM 235UU Dolayısıyla 1 kg U235 içeren zenginleştirilmiş Uranyum üretmek için, yakıtın zenginliğinden neredeyse bağımsız olarak yaklaşık 196 kg doğal uranyum girdisine ihtiyaç vardır.

12 Örnek: Bir PWR korunun üçte biri, yaklaşık yılda bir defa, reaktörden çıkartılarak taze yakıt ile değiştirilmektedir Mwe kurulu gücündeki bir PWR santrali için her yeni yüklemede takriben kg kadar kütlece %3.2 zenginlikte UO2 gerekir. Zenginleştirme tesisi doğal uranyum ile besleniyorsa ve artık zenginliği kütlece %0.2 ise her yeni yükleme başına ne kadar doğal uranyum girdisi gerekir? kg UO2 de; 238 xx = kkkk zzzzzzzzzzzzzzzzzzzzzzzzzzzzzzzz uuuuuuuuuuuuuu vvvvvvvvvvvv xx PP = 0.032, xx FF = , xx TT = MM FF = MM PP ( xx PP xx TT ) = 29089( ) = kg doğal xx FF xx TT uranyum gereklidir.

13 İzotop Ayırma (Uranyum Zenginleştirme Yöntemleri) Aynı atomik ağırlığa sahip iki izotop olan U235 ve U238 i birbirinden ayırmak kimyasal yollarla mümkün değildir. Bundan dolayı fiziksel yollarla yapılması zorunludur. Bunun için çeşitli yöntemler geliştirilmiştir. Bu yöntemler: Gaz difüzyonu Gaz santrifüjü Aerodinamik işlemler Elektromanyetik ayırma Lazer izotop ayırma

14 Gaz Difüzyonu Başarıyla gerçekleştirilen ilk ekonomik zenginleştirme işlemi gaz difüzyon işlemidir. Gaz difüzyonu, iki gazdan oluşan bir karışım içinde, daha hafif moleküllerin daha ağır olanlara göre ortalamada daha hızlı hareket ettikleri gözlemine dayanır. Daha hafif moleküller daha ağır olanlara göre cidarlara daha sık çarpar. Gaz karışımı, yalnızca gaz moleküllerinin geçirilmesine olanak verecek kadar büyük, fakat kütlesel gaz akışına yol açmayacak kadar küçük deliklere sahip gözenekli bir malzemeden yapılmış bir bariyere yönlendirilirse, ağır olana oranla daha hafif molekül bariyerin dışına geçecektir. Bariyerin dışına geçen gaz hafif moleküller bakımından bir miktar zenginleşirken içerde kalan gaz fakirleşir.

15 Gaz Difüzyonu

16 Uranyum normalde gaz değildir ancak kolayca gaz haline getirilebilen kararlı tek bileşiği uranyum hekzaflorür (UF6) ya dönüşür. Bu madde oda sıcaklığında katı olmakla birlikte, kolaylıkla buharlaştırılır. UF6 kararlı bileşik olmasına rağmen suyla çok reaktiftir ve bilinen metallerin çoğu için aşındırıcıdır. Bu nedenle tüm dahili gaz yolları Ni veya ostenitli paslanmaz çelikten imal edilmeli ve sistemin tamamı kaçağa karşı yalıtımlı olmalıdır. UF6 gaz difüzyon işleminde kullanılmak için yeterince uçucu olan tek uranyum bileşiğidir.

17 Gaz Santrifüjü Bu yöntemde, ayrılacak gazlar (235UF6 ve 238UF6) uygun bir kap ve rotor içine yerleştirilir. Elektromanyetik olarak hareket ettirilen rotor havası boşaltılmış özel bir hazne içine yerleştirilir ve yüksek hızda döndürülür. Döndürme işlemi güçlü bir kütle çekim alanı oluşturur. UF6 rotor ekseninde sisteme eklenir. Daha ağır olan gaz kabın çevresine doğru hareket ederken, daha hafif gaz merkezde birikir.

18 Aerodinamik İşlemler Gaz difüzyonu tesislerinin çalışma prensibinde olduğu gibi U235 ve U238 içeren moleküller arasındaki küçük kütle farkından yararlanılır. İki yöntem bulunmaktadır: Becker lülesi ve aerodinamik proses. Beckel lülesi, E.W.Beckel tarafından Almanya da icat edilmiştir. UF6 ve Hidrojen karışımı kavisli bir lülede sesten hızlı olarak akar. Gaz içinde yaratılan merkezkaç basınç farkı nedeni ile daha ağır moleküller tercihen dış duvara doğru yayılırlar. Lülenin uzak tarafındaki uygun bir konuma keskin bir ayırıcı yerleştirilerek çıkan gaz hafif ve ağır kısımlarına ayrılabilir. Lüle prosesinin gaz difüzyon yöntemine oranla kademe başına çok daha büyük ölçüde ayırma sağladığı görülmüştür.

19 Elektromanyetik Ayırma Yöntemi İyonlaştırılan uranyum gazı, daha ağır kütle ve parçacıkların hafif olanlara göre daha büyük yarıçaplara sahip yaylar çizerek hareket ettiği bir manyetik alanın içine doğru bir elektrik potansiyeli kullanılarak ivmelendirilir. Ayrılan hüzmeler daha sonra uygun şekilde konumlandırılan grafit reseptörlerde toplanır. Uranyum iyonları grafit ile tepkimeye girerek uranyum karbür oluşturur. Uranyum karbür kimyasal işlemlerden geçirilerek ayrılmış izotoplar elde edilir. Bu yöntemle uranyum zenginleştirmek gaz difüzyona kıyasla daha az ekonomiktir.

20 Lazer İzotop Ayırma

21 Uranyum atomları, U235 ve U238 de gösterilen rezonanslar, birbirinden yaklaşık 0.1 Angström ile ayrılır. Uranyum buharını bant genişliği 0.1 A den küçük lazer ışınına maruz bırakarak U238 i kararlı düzeyde tutup U235 i uyarılmış bir düzeye çıkarmak mümkündür. Buhar daha sonra başka lazerle ışınlanarak uyarılmış U235 in enerjisi öyle bir noktaya getirilir ki U235 atomu iyonlaşır. Bu iyon nötr U238 e dokunmaksızın elektron alanları kullanılarak sistemden çekilir. Bu yöntem atomların etkilendiği ayırma ile ilişkilidir ve bazen atomik buhar LİS (AVLIS-Atomic vapor LIS) olarak adlandırılır. UF6 gazının selektif eksitasyonuna ve ayrıştırılmasına dayanan benzer bir yönteme moleküler LIS(MLIS) denir.

22 Sistemin tabanındaki sus soğutmalı potanın içinde erimiş halde metalik U bulunur. Yüksek enerjili elektron demetine maruz bırakılarak buharlaştırılır. Buhar hızla haznenin içine doğru genişler ve bir dizi paralel levhadan oluşan ekstraksiyon yapısına girer. Burada güçlü lazer ışığına maruz kalır. Lazerler U235 atomlarının bir kısmını iyonlaştırır. İyonlar elektrik ve manyetik alanlar tarafından ürün toplayıcı levhalara çekilir. Nötr U238 atomları ise ürün kollektöründen geçerek artı kollektöre gider. Böylece ayrışma işlemi gerçekleşmiş olur.

23 YAKIT-YENİDEN İŞLEME Yeniden işlemenin kullanıldığı LWR veya üretken reaktör çevriminde kullanılmış yakıttaki Pu ve uranyumu geri kazanmak için kullanılmış yakıtı kimyasal yollarla yeniden işlemek gerekir. Yeniden işleme tesisleri Purex Solvent Ekstraksiyonu yönteminden yararlanır.

24 Metodun ilk aşamasında yakıt çubukları 3-5cm kısa parçalara kesilir. Bu işlem tesisin ön uç mekanik biriminde gerçekleştirilir. Kesilmiş parçalar tirityum ve fisyon ürünü 85Kr gazından oluşan radyoaktif gazların serbest kalmasını sağlamak amacıyla ısıtılır. Bu radyoaktif gazlar toplanarak depolanır. Yakıt parçaları derişik nitrik asit (HNO3) çözeltisi ile çözünür. Çözelti kullanılmış yakıttaki uranyumu, plütonyumu, aktinitleri ve fisyon ürünlerini içerir. Filtrasyon işlemi ile çözelti içerebileceği partiküllerden temizlenerek berraklaştırılır ve ilk ekstraksiyon kolonuna ortadan beslenir. Aynı kolona, alt taraftan organik çözücü beslenir. Çözücü kolonda yukarı doğru akarak aşağı doğru inmekte olan kullanılmış yakıt çözeltisiyle temas ettirilir.

25 Kolonun alt bölümünde kullanılmış yakıt çözeltisindeki Pu ve U un organik faza ekstraksiyonu sağlanır. Ayrıca kolona en üstünden uygun derişimli nitrik asit çözeltisi beslenir. Böylece kolonun üst bölümünde yukarı doğru çıkmakta olan organik fazın azda olsa çektiği fisyon ürünlerinin sulu faza geri yıkanması sağlanır. Kolonun üst tarafından hareket eden organik çözelti hemen hemen tüm Pu ve U u içerirken sadece eser miktarda fisyon ürünü ihtiva eder. Kolonun alt tarafında sulu çözeltide ise fisyon ürünleri bulunur. Bir sonraki adımda organik çözeltinin içerdiği U ve Pu un birbirinden ayrılması amaçlanır. Bu yüzden çözeltiye bir indirgeyici ajan eklenir. Böylece Pu çözeltiden ayrıştırılır. Son olarak üçüncü kolonda organik çözücü seyreltik nitrik asit ile temas ettirilerek çözeltide bulunan uranyumun kolonun alt tarafında birikmesi sağlanır ve organik çözücü ayrı bir yerden geri kazanım işlemine gider.

26 RADYOAKTİF ATIK TASFİYESİ Bir nükleer santralde; Uranyum madenciliği Yakıt imalatı Reaktör işletilmesi ve kullanılmış yakıtın işlenmesi Geri kazanılan malzemelerin tekrar reaktöre yüklenebilecek hale getirilmesi Santral sökümü sıralarında radyoaktif atık üretilir. Atıklar dört kategoride sınıflandırılır: Yüksek aktiviteli atık: Atık olarak ayrılan kullanılmış yakıtı ve yeniden işleme tesisisin ilk kademelerinde üretilen atıkları kapsar. Transuranik atık (TRU) : TRU atıklar yeniden işleme, Pu yakıt fabrikasyonu ve nükleer silah yapımı sırasında üretilir. TRU atıklar genellikle Pu izotoplarını içerir. Düşük aktiviteli atık: Konsantrasyonu 10 9 Cİ/gram dan düşük olan TRU nükleitleri içerir. Ayrıca TRU içermeyen ve az zırhlama gerektiren veya hiç gerektirmeyen halde potansiyel olarak hala tehlikeli malzemeler bu kategoride yer alır. Maden ve değirmen atıkları: Uranyumun madenciliği ve değirmen işlemlerinden kaynaklanan ve doğada bulunan radyo nüklidleri düşük konsantrasyonlarda içeren atıklardır.

27 Fisyon ürünleri içinde 90Sr, 90Y ve 137Cs en yüksek aktiviteli atıklardır. TRU nüklidlerin birçoğunun yarı ömrü kayda değer ölçüde uzundur. Örneğin 239Pu un yarı ömrü yıldır. Bir LWR nin kullanılmış yakıtındaki TRU aktivitesi yaklaşık 700 yıl sonra fisyon ürünün aktivitesini geçer. Dünyadaki yüksek aktiviteli atığın çoğu nükleer silah programlarının yan ürünüdür. Bu atıklar nihai tasfiye gerçekleşinceye kadar büyük tankların içinde sıvı olarak depolanır yada sızıntıyı azaltmak üzere katılaştırılır. Yüksek aktiviteli atığın tasfiyesi iki şekilde gerçekleştirilir. Kullanılmış yakıtın yeniden işlenmemesi durumunda, yakıt reaktörden çıktığı formda tasfiye edilerek uygun metalik silindirlere konulup kararlı jeolojik oluşumlara gömülür. Yakıt yeniden işlendiğinde fisyon ürünleri yakıt kütlesinin küçük bir bölümünü oluşturur ve böylece yeniden işleme atık kütlesini kayda değer ölçüde azaltır. Sıvı haldeki atık cam hamuru ile karıştırılarak camlaştırılır. Cam metalik muhafazalara yerleştirilerek kararlı jeolojik oluşumlarda depolanır.

28 Yüksek aktiviteli atıkla karşılaştırıldığında düşük aktiviteli atık bir tehlikeden ziyade baş ağrısı demektir. Düşük aktiviteli atıklar büyük hacimler işgal eder. Örneğin 1000 MWe lik bir LWR santrali 100 m3 lük düşük aktiviteli atık üretir. Düşük aktiviteli atık çoğunlukla radyoaktivite bulaşmış çamaşırhane atıkları, koruyucu elbiseler, cam eşyalar, aletler gibi katı malzemeler ile reaktör soğutucusunun mineral gidericisinden çıkan kullanılmış reçineleri, hava filtrelerini vb. ekipmanları kapsayan biraz daha yüksek aktiviteli atıktan oluşur. Bu tür atıklar normalde varillere konur ve gömülmek üzere santral sahası dışındaki depolama alanlarına gönderilir. GWe-yıl başına birkaç yüz varil atık çıkar. Düşük aktiviteli sıvı atıklar ise çoğunlukla katılaştırılır veya bozulması için bekletilir, seyreltilir ve çevreye atılır. Toplam aktivite açısından bakıldığında büyük bir hastane bir nükleer enerji santralinden daha fazla düşük aktiviteli atık üretir.