T.C SELÇUK ÜNİVERSİTESİ FEN VE EDEBİYAT FAKÜLTESİ KİMYA BÖLÜMÜ NÜKLEER ENERJİ. DANIŞMAN Yrd. Doç. Dr.

Transkript

1 T.C SELÇUK ÜNİVERSİTESİ FEN VE EDEBİYAT FAKÜLTESİ KİMYA BÖLÜMÜ NÜKLEER ENERJİ DANIŞMAN Yrd. Doç. Dr. Zafer YAZICIGİL HAZIRLAYAN Ahmet ÖZTÜRK KONYA

2 İÇİNDEKİLER ÖNSÖZ 1. NÜKLEER ENERJİ NASIL ELDE EDİLİR 1.1. Kendiliğinden bölünme Nötron ile Bölünme Ölçüm Birimler Kütle Eksiği Bağlanma Enerjisi MeV Ne kadar Büyük? Bölünme Tepkimesi İçin Sıvı Damlası Modeli Zincir Tepkimesi NÜKLEER ENERJİ Nükleer Fizyon Nükleer Füzyon Füzyonun Şartları NÜKLEER REAKTÖRLER Dünyada Kullanılan Ticari Reaktör Türler Basınçlı Su Reaktörleri(PWR) PWR da Soğutucu Suyu Döngüleri Birinci Soğutma Suyu Döngüsü İkinci Soğutma Suyu Döngüsü Üçüncü Soğutma Suyu Döngüsü PWR larda Yakıt ve Kontrol Çubukları Kaynar Su Reaktörleri(BWR) BWR da Soğutucu Suyu Döngüleri BWR Birinci Soğutma Suyu Döngüsü Nem Ayırıcıları Buhar Kurutucuları Resirkülasyon Sistemi BWR da İkinci Soğutma Suyu Döngüsü BWR larda Diğer Sistemler BWR larda Yakıt Kontrol Çubukları BWR ile PWR Türlerinin Karşılaştırması VVER (Rus Tipi Basınçlı Su Reaktörü)

3 RBMK (Rus Tipi Kaynar Su Reaktörü) CANDU (Kanada Tipi Ağır Su Reaktörü) GCR/AGR (Gaz Soğutmalı Reaktör) FBR (Hızlı Üretken Reaktör) URANYUM NÜKLEER YAKIT Nükleer Yakıt Çevrimi NÜKLEER TEKNOLOJİNİN KULLANIM ALANLARI Tıp Röntgen Radyasyon Terapisi Hastalıkların Teşhisi Sterilizasyon Tarım Zararlılarla Mücadele Yeni Bitki Türlerinin Geliştirilmesi Gübre Çalışmaları Tüketici Ürünleri ve Sanayi Tahribatsız Muayene Yöntemleri Günlük Ev ve Kişisel Eşyalar Kanalizasyon Çalışmaları İstihdam Askeri Araçlar TÜRKİYE DE NÜKLEER ENERJİ GELECEĞE DÖNÜK BEKLENTİLER

4 ŞEKİL LİSTESİ Şekil 1. Tek Çekirdeğin Parçalanması Şekil 2. Zincirleme Reaksiyon Şekil 3. Basınçlı Su Reaktörü Şekil 4. Kaynar Su Reaktörü Şekil 5. Rus Tipi Basınçlı Su Reaktörü Şekil 6. Rus Tipi Kaynar Su Reaktörü Şekil 7. CANDU (Kanada Tipi Ağır Su Reaktörü) Şekil 8. GCR/AGR (Gaz Soğutmalı Reaktör) Şekil 9. FBR (Hızlı Üretken Reaktör) Şekil 10. Nükleer Yakıt Çevrimi

5 1.NÜKLEER ENERJİ NASIL ELDE EDİLİR Doğada uranyum gibi çok ağır dev atomlar, çekirdeklerinde çok fazla sayıda nötron ve proton bulunduğundan zar zor kararlı olarak durabilmektedir. Aynen çok şişman bir insan gibi kendilerini rahatsız hissetmektedir. Bu atomlar fazla ağırlıklarından kurtulup rahatlayabilmek için kimi zaman dışarıya parçacık fırlatarak daha küçük ve daha kararlı çekirdeklere dönüşmeye çalışmaktadır. 1.1.Kendiliğinden Bölünme Bazen de durdukları yerde kendiliğinden bölünmekte ve ortaya iki veya üç adet daha küçük atom çekirdeği, nötronlar ve enerji çıkmaktadır. Bütün bu küçük atomlar ve nötronlar bölünmeden sonra ortaya çıkan enerjinin de yardımıyla etrafa dağılmaktadır. Bu olaya kendiliğinden bölünme adı verilmektedir Kendiliğinden bölünme olayı doğada çok nadir olarak gerçekleşmektedir. Örneğin; 1 kg Uranyum-235 içeren malzemede saatte sadece 20 adet Uranyum-235 kaynaklı kendiliğinden bölünme olayı gerçekleşmektedir. 1 kg Uranyum-235 in 2.56x10 24 Uranyum-235 atomu içerdiği dikkate alınırsa, kendiliğinden bölünme olayının ne kadar nadir gerçekleştiğini anlamak mümkün olacaktır. 1.2.Nötron İle Bölünme Bilim adamları uranyum-235 ağır çekirdeklerinin üzerlerine nötron gönderildiğinde, hemen bölünmeye uğradıklarını ortaya çıkarmıştır. Bu buluş bugün bildiğimiz anlamda nükleer enerjinin doğmasına sebep olmuştur. Bir Uranyum-235 çekirdeği, bir nötronu yutarak çok kararsız olan Uranyum-236 haline dönüşür ve hemen ikiye (veya üçe) bölünür. Ortaya yeni nötronlar ve enerji çıkar. İşte bu yolla ortaya çıkan enerjiye nükleer enerji adı verilmektedir. Bölünme olayında her seferinde hangi atomların oluşacağı önceden bilinemez, Uranyum- 235 her seferinde farklı bir şekilde bölünür. Bölünme ürünleri en fazla 95 ve 140 kütle numarası 1

6 civarına sahip olacak şekilde oluşmaktadır. Her bölünme (fizyon) tepkimesi sonucunda ortaya yaklaşık 200 MeV enerji çıkmaktadır. 1.3.Ölçüm Birimleri Bir atomun boyutlu ve kütlesi metre, kilogram, joule gibi normal ölçüm birimlerinin kullanılması için kullanımı daha kolay ölçüm birimleri geliştirilmiştir. Atom ölçeğinde kütle için kullanılan birim, amu veya u olarak gösterilen ve atom kütle birimi olarak adlandırılan kütle birimidir. Bu birim nötr haldeki Karbon-12 atomunun, tam tamına 12 amu atom ağırlığına sahip bulunduğu varsayımına dayanmaktadır. Bu varsayıma göre ayrıca protonun kütlesi de amu, nötronun kütlesi amu ya, elektronun kütlesi de amu ya eşit olmaktadır. 1 amu, metrik sistemdeki x10-27 kilograma eşit bulunmaktadır. Bilim adamları, belirli bir maddedeki atomların sayısı ile atom ağırlığı arasında belirli sabit bir ilişki bulunduğunu belirlemiştir. Yapılan deneyler, belirli bir element için atom ağırlığı kadarlık miktarının içinde x10 23 atom bulunduğunu göstermiştir. Bu sayıya Avogadro Sayısı adı verilmiştir. Doğada tek bir atomun veya birkaç atoma nadiren rastlanır. Çok büyük miktarlarda atomlarla karşılaşılır. Bilim adamları çok sayıdaki atomlarla hesap yapabilmek için mol kavramını geliştirmiştir. Herhangi bir maddenin 1 molü, o maddenin periyodik tabloda gram cinsinden gösterilen atom ağırlığı miktarına ve Avogadro Sayısı kadar atoma eşit bulunmaktadır. Atom ölçeğinde kullanılan enerji birimi de elektron volt tur ve ev olarak kısaltılmaktadır. Nükleer fizik alanında en yaygın olarak kullanılan enerji birimidir. Elektron Volt bir elektronun boşlukta 1 voltluk elektrik potansiyel farkına tabi tutulduğunda kazandığı kinetik enerji miktarıdır. Nükleer enerji hesaplamalarında enerji birimi olarak joule de yaygın bir şekilde kullanılmaktadır. Metrik sistemin enerji birimi olan Joule, 1 metre boyunca uygulanan 1 Newton luk güce eşit bulunmaktadır. Joule ayrıca, 102 gramlık küçük bir elmayı dünyanın yer çekimine karşı 1 metre kaldırabilmek için gerekli enerji miktarı olarak ta ifade edilmektedir. 1 Elektron Volt, x10-19 Joul e eşit bulunmaktadır. 2

7 1.4.Kütle Eksiği Çekirdekte bulunan nötron ve protonların her birine nükleer fizik terminolojisinde nükleon adı verilmektedir. Doğadaki bütün atomlar için, çekirdeği oluşturan nükleonların toplam kütlesi atom çekirdeğinin kütlesinden daha büyük bulunmaktadır. Bu farka kütle eksiği adı verilmektedir. m=[z (m e + m p ) + N m n ] - m atom Bu formülde kullanılan ifadelerin anlamı aşağıda verilmektedir: m m p m n m e = Kütle eksiği (amu) = Proton kütlesi ( amu) = Nötron kütlesi ( amu) = Elektron kütlesi ( amu) m atom = A Z X atomunun kütlesi (amu) Z A N = Atom numarası( protonların sayısı) = Kütle numarası( nükleonların sayısı) = Nötron sayısı (A-Z) 1.5.Bağlanma Enerjisi Nötron ve protonlar çekirdeği oluşturmak için bir araya gelirken, kütle eksiği denen fark enerjiye dönüşür ve dışarıya salınmaktadır. Bu enerjiye Bağlanma Enerjisi adı verilmektedir. Bağlanma enerjisi Einstein ın meşhur E=mc 2 formülü ile hesaplanmaktadır. Bu formülde E, m ve c, sırasıyla enerji, kütle ve ışık hızını ifade etmektedir. Işık hızı c= 2.998x10 8 m/sn ye eşit bulunmaktadır. Atomu nükleonlarına ayırmak için yine bu miktar enerjiyi geri vermek gerekecektir. Fizyon tepkimesi sonucunda ortaya, çekirdeklerindeki nükleonları birbirlerine daha sıkı sıkıya bağlanmış orta ağırlıktaki atomlar çıkmaktadır. Bölünme ürünlerinin toplam bağlanma enerjileri Uranyum-235 çekirdeğinin bağlanma enerjisinden daha yüksek bulunmaktadır. Bu da bölünme sonucunda belirli bir miktar kütlenin enerjiye dönüşeceği anlamına gelmektedir. 3

8 Fizyona uğrayan Uranyum-235 atomları için bu aradaki fark Einstein ın meşhur enerji formülü ile enerji olarak dışarı salınmaktadır: Fizyon Enerjisi= BE0 BE ürünler BE Uranyum MeV Ne Kadar Büyük? Her bölünme tepkimesi sonucunda ortaya yaklaşık 200 MeV enerji çıkmaktadır. Fakat bu miktar enerji ne kadar büyüktür? Bir fikir sahibi olabilmek için basit bir hesaplama yapabiliriz. Örneğin 68 kilo ağırlığında bir roket adam 200 MeV ile yerçekimine karşı ne kadar yükseleceğini hesaplamaya çalışalım. Enerji= kütle x yerçekimi ivmesi x yükseklik W= m.g.h h= W m. g h = 6 200x x10 68x = 5x10-14 m Görüldüğü gibi 200 MeV yer çekimi ivmesine karşı 68 kg. lık bir roket adamı ancak 5x10-14 m gibi çok çok küçük bir miktar yükseltmeye yeterli olmaktadır. Fakat atomların boyutları, gram miktarda maddenin içinde trilyonlarca atom bulunduğu dikkate alındığında iş değişmektedir. Örneğin 1 gram Uranyum-235 in içinde 2.56x10 21 atom bulunmaktadır. Bu dikkate alındığında: 1 gr Uranyum-235 fizyon tepkimesine girerse; 2.56x10 21 x 5 x =130,000,000 km Sadece 1 gr Uranyum-235, 68 kg lık bir roket adamı yerçekimi ivmesine karşı 130 bin kilometre hareket ettirebilmesi anlamına gelmektedir. 1.7.Bölünme Tepkimesi İçin Sıvı Damlası Modeli Sıvı damlası modeli bölünme tepkimesini açıklamak amacıyla kullanılmaktadır. Bu modele göre uranyum atomu çekirdeği, aynen bir sıvı damlası gibi genellikle durduk yerde 4

9 kendiliğinden ikiye ayrılmaz. Sıvı damlası moleküller arası kuvvet nedeniyle küre şeklinde durmakta ve herhangi bir deformasyona direnmektedir. Damlanın ikiye ayrılabilmesi için belirli bir miktar enerjinin deformasyon sürecini başlatması ve bu enerjinin de moleküller arası çekim kuvvetini yenmesi gerekmektedir. Bu model bölünme mekanizmasını çok benzer bir şekilde açıklamak için de kullanılmaktadır. Uranyum çekirdeği de nükleer kuvvetler nedeniyle küre şeklinde durmakta ve herhangi bir deformasyona direnmektedir. Uranyum çekirdeğine çarpan nötron, çekirdeği bir arda tutan nükleer kuvvetleri yenmesine neden olacak uyarılma enerjisini sağlamakta ve uranyum çekirdeği aynen bir sıvı damlası gibi deformasyona uğramakta, uyarılma enerjisi yeterli büyüklükte ise çekirdek aynen bir sıvı damlası gibi ikiye ayrılmaktadır. 1.8.Zincir Tepkimesi Fizyon tepkimesi sonucunda ortaya çıkan nötronlar, hareketleri sırasında önlerine çıkan başka Uranyum-235 çekirdeklerine çarparak onların da bölünmesine sebep olabilmektedir. Uranyum-235 atomlarının nötronlarla bu şekilde zincirleme fizyon tepkimesine girmesi sağlanabilirse, sürekli bir şekilde enerji üretilmesi de sağlanabilir. Bir fizyon tepkimesinin ürünlerinden biri olan nötronların yeni bir fizyon tepkimesine sebep olması ve fizyon tepkimelerinin bu şekilde sürekli bir şekilde devam etmesine zincir tepkimesi adı verilmektedir. Nükleer santrallerde enerji zincir tepkimesi yardımıyla elde edilmektedir. Ortamdaki bölünebilecek çekirdeklerin sayısı, bunların ortam içindeki dağılımı ve bölünmeden çıkan nötronların sayısı kontrol edilirse; enerjinin sürekli, kontrollü ve güvenli olarak açığa çıkması sağlanabilmektedir. Nükleer santraller tüm bunların gerçekleştiği düzeneklerdir. Nükleer santrallerde bu şekilde istenilen sürede, istenilen miktarda enerji üretilebilmektedir. 2.NÜKLEER ENERJİ Kontrollü nükleer fizyonla ağır elementlerden üretilen güç, nükleer reaksiyonların günümüzdeki en önemli teknik uygulamasıdır. Bunun sebebi; nükleer yakıtlar uranyum ve toryumun dünya toplam enerji rezervi, kömür, petrol ve doğal gazın dünya toplam enerji 5

10 rezervine göre daha fazla olması, nükleer yakıtlardan elde edilen enerjinin konvansiyonel yakıtlara göre daha konsantre ve daha güçlü olması ve nükleer fizyonla elde edilen birçok dünya güç üretiminin maliyeti hemen hemen konvansiyonel yakıtların yakılmasıyla elde edilen gücün maliyeti kadar olmasıdır. Nükleer güç endüstrisinin kurulmasında özellikle son zamanlarda ticari önem kazanan uranyum, toryum, zirkonyum gibi maddelerin üretimini içeren fizyon reaktörü, ağır su, bir takım yeni kimyasal mühendislik işlemleri, izotop ayırma, çözücülerle metal ayırma ve radyoaktif maddelerin yüksek ölçekte ayrıştırılması ve saflaştırılması temeline dayanmaktadır. Bir nükleer tepkimede, yani herhangi bir atom çekirdeğinde bazı değişikliklere yol açan bir tepkimede açığa çıkan enerjiye nükleer enerji ya da çekirdek enerjisi denir. Normal bir kimyasal tepkimede, bu tepkimeye giren atomların yalnızca en dıştaki bazı elektronları arasında alışverişler gerçekleşir; yani, elementlerin atomları birbirleriyle birleşerek molekülleri oluştururken değişmeden kalırlar. Kimyasal tepkimeler sırasında, maddedeki atomların yerleşimlerinden kaynaklanan kimyasal enerjinin bir bölümünü açığa çıkabilir; yanma olayı bu tür bir tepkimedir. Nükleer tepkimede ise, atomun tam ortasında bulunan nötron ve protonlardan oluşan atom çekirdeği değişikliğe uğrar ve bu tür tepkime sırasında atom tepkimesinin bir bölümü enerjiye dönüşür. Nükleer tepkimede herhangi bir kimyasal tepkimede açığa çıkabilecek olanın milyonlarca katı kadar enerji ortaya çıkar ve kimyasal tepkimeden farklı olarak, bir element farklı bir elemente dönüşür. Nükleer enerji, atomun çekirdeğiyle ilgili bir olay olup, iki şekilde elde edilebilir. Bunlardan birincisi, iki küçük çekirdeğin birleştirilmesi, yani füzyon, ikincisi ise büyük bir çekirdeğin parçalanması, yani fizyondur. 6

11 2.1. Nükleer Fizyon Atom çekirdeklerinin parçalanması sonucu büyük bir enerji açığa çıkmaktadır. Ağır atom çekirdeklerinin nötronlarla bombardımanı sonucunda bu çekirdeklerin parçalanması sağlanabilir, bu tepkimeye fizyon adı verilmektedir. Her bir parçalanma tepkimesi sonucunda açığa çıkan fizyon ürünleri, enerji ve 2-3 adet de nötron oluşturmaktadır. Hızlı ya da yavaş, yani az veya çok kinetik enerjiye sahip nötronların bombardımanıyla parçalanabilen atom çekirdeklerinin fisil olduğu söylenir. Uranyum doğada bulunan yegane fisil elementidir. Doğal hali sayıca; % oranında U 238, % oranında U 235 ve bir de, çoğunlukla göz ardı edilen % oranındaki U 234 izotoplarından oluşur. Bunlardan fisil olan U 235 in parçalanması sonucunda açığa; fizyon ürünü denilen orta ağırlıkta iki çekirdekle, yüksek kinetik enerjiye sahip, yani hızlı iki veya üç nötron çıkar. Şekil 1 : Tek çekirdeğin parçalanması Bu nötronlar diğer U 235 çekirdeklerine çarparak, onlarında parçalanmasına yol açabilir. Açığa yine fizyon ürünleriyle birlikte iki veya üçer nötron daha çıkar. Böylelikle nötron sayısının nesilden nesile arttığı bir zincirleme tepkime oluşturulabilir. 7

12 Şekil 2 : Zincirleme reaksiyon Bir nesildeki nötron sayısının bir öncekine oranı, etkin çoğalma faktörü olarak adlandırılıp, k ile gösterilir. Yeterli sayıda U 235 içeren bir sistemde, k nın 1 den büyük, küçük veya 1 e eşit olması halinde sistemin sırasıyla; kritiküstü, kritikaltı veya kritik olduğu söylenir. Üst kritik bir sistemde, sayısal yoğunluğu giderek artan fizyon tepkimeleri yer alırken, her parçalanmadan 200 milyon elektronvolt (MeV) kadar enerji açığa çıkmaktadır. Bunun 165 MeV kadarı fizyon ürünlerinin kinetik enerjisi şeklindedir. Elektronlarının 10 ila 18 kadarını geride bırakarak fırlayan bu iyonlar, civardaki çekirdeklerle çarpışmalar sonucunda, kısa mesafelerde durdurulurlar. Kinetik enerjilerini ortama aktarıp, ortamı ısıtmaktadırlar. Bir C atomunun yanmasıyla açığa çıkan kimyasal enerji 4 ev kadar olduğundan, U 235 in bir gramı, 2.5 ton saf kömüre, kilogramı ise yüzlerce ton TNT ye eşdeğerdir. Bu kıyaslama, aynı zamanda uranyum kütlesinin birim hacmi başına enerji üretim hızının, yani özgül gücünün, bir kömür kazanındakinin milyon katına kadar ulaşabilmesi anlamına gelir. Böyle bir tepkime zinciri kontrol altına alınıp, enerji üretim amacıyla kullanılabilir. Bunu için, kritik üstü olabilen bir uranyum kütlesi kompozisyonunun oluşturulması gerekir. Bu ise, fizyondan açığa çıkan nötronların sistemden kaçarak veya fizyonla sonuçlanmayan parazit yutulma lara uğrayarak ziyanı nın olabildiğince alt düzeyde tutulmasını gerektirir. Böyle bir kritik üstü sistemin içine bir avuç nötron atıldığında nötron sayısı hızla artmaya, birim zamanda üretilen enerji miktarı, yani 8

13 güç tırmanmaya başlar. İstenilen güç düzeyine ulaşıldığında, sistemi; içine fizyona uğramayan güçlü nötron yutucularından oluşan kontrol çubukları sokmak suretiyle kritik hale indirmek mümkündür. Bundan sonra sistem, ulaşılmış olan güç düzeyinde enerji üretimini sürdürür. Gücün tekrar arttırılması istendiğinde, çubukları bir miktar dışarı çekmek yeterlidir. Tam tersine, çubukların daha fazla sokulması, sistemi kritik altı hale getirip, güç düzeyini azaltır. Kontrol çubuklarının içerdiği yutucu miktarı, tümüyle sokulmaları halinde tepkime zincirini durdurmaya fazlasıyla yetecek düzeyde seçilir. Tabi bu arada uranyum kütlesinin erimemesi için içinde üretilen enerjinin sistemden uzaklaştırılması, yani soğutulması gerekir. Soğutucu olarak ilk akla gelen, fiziksel özelliklerini yakından tanıdığımız suyu kullanmaktır. Ancak, doğal uranyumdaki fisil U 235 oranı zaten çok düşük iken, normal sudaki hidrojen çekirdeklerinin nötron yutma eğilimi yüksektir. O kadar ki, normal suyla soğutulan bir doğal uranyum kütlesini hacmi sonsuz olsa bile, kritik hale getirmek mümkün değildir. Halbuki, D 2 O moleküllerinden oluşan ağır su, hidrojen yerine, onun zaten bir nötron yutmuş hali olan döteryum çekirdeklerini içermektedir ve bu çekirdeklerin nötron yutma eğilimi, hidrojene oranla çok daha düşüktür. Dolayısıyla, ağır suyla soğutulan, uygun büyüklük ve geometrideki bir doğal uranyum kütlesi, kritik üstü hale getirilebilir. Isı üretimi yoğun, yani birim hacim başına güç düzeyi yüksek olabildiğinden, uranyumla suyun arasındaki ısı aktarım yüzeyinin olabildiğince geniş tutulması gerekir. Uranyum kütlesi, bu yüzden ince uzun yakıt çubukları halinde üretilip, aralarında su gezdirilir ve suyun uranyumla tepkimeye girmesini önlemek için, yakıt çubuklarının her biri, zirkonyum alaşımından birer zarfın içine yerleştirilir. Yalnız, zarfın içine konan uranyumun metal halinde olmaması lazımdır. Çünkü uranyum metalinin kararlı hali;667.7 o C ye kadar alfa (ortorombik), o C arasında beta (tetragonal), o C den sonra, 1132,2 o C deki ergime noktasına kadar da gama (gövde merkezli küp, bbc ) fazıdır. Sıcaklık değişimleri sırasında metalin faz değiştirmesi, hacminin büyük oranda değişerek zarfı patlatmasına yol açacaktır. Halbuki uranyumun seramik 9

14 hali olan UO 2, hem bu açıdan kararlıdır, hem de 2827 o C gibi çok daha yüksek bir sıcaklıkta erir. Dolayısıyla reaktör yakıtı elemanlarında uranyumun bu oksit hali kullanılır. Bu durumda, herhangi bir çubukta yer alan bir fizyondan açığa çıkan hızlı bir nötron, yüksüz olduğundan kolayca dışarı çıkabilerek çubuktan çubuğa hareket edebilmekte ve aralarındaki sudan da geçmektedir. Bu arada, ağır sudaki hafif döteryum çekirdeklerine çarptıkça yavaşlar. Neyse ki; U 235 in, termal de denilen yavaş nötronlar karşısında fizyona uğrama olasılığı, hızlı nötronlarınkine oranla daha yüksektir. Dolayısıyla ağır suyun varlığı, sistemin kritik üstü durumunu pekiştirir. Adeta bir taşla iki kuş vurulmuş olmakta ve sistemi soğutan su, hem de kritik üstülüğü arttıran bir yavaşlatıcı işlevi görmektedir. Buharlaşması halinde, her iki işlevi de zaafa uğrayacaktır. Bu istenmiyorsa eğer, kaynamasını önlemek için yüksek basınç altında tutulması gerekir. Böyle bir reaktöre basınçlı ağır su reaktörü (Pressurized Heavy Water Reactor, PHWR ) denir. Ağır suyun emdiği ısı, ikincil bir soğutma devresindeki normal suya aktarılır. Bu normal su bir buhar üretecinde buharlaştırıldıktan sonra, türbinlerden geçirilip elektrik üretiminde kullanılır. Kanada tasarımı CANDU reaktörü bu tipten, doğal uranyumla çalışan, ağır su soğutmalı bir reaktördür. Karbonun nötron yutma kesiti de keza hidrojeninkine oranla çok düşüktür. Öte yandan kütle numarası düşük olduğundan, karbon aynı zamanda iyi bir nötron yavaşlatıcısıdır. Dolayısıyla, doğal uranyuma dayalı bir sistem, su yerine karbon, örneğin karbondioksit soğutucu ve grafit yavaşlatıcı kullanılarak da kritik üstü hale getirilebilir. Böyle bir reaktöre; gaz soğutmalı reaktör denir. Uranyumun metal hali, karbondioksitle tepkimeye girmediğinden, bu reaktörlerde yakıt olarak kullanılabilir. İngiltere nin tasarımı olan Magnox ve AGR(Advanced Gas Reactor) bu tiptendir. Normal suyla çalışan kritik üstü bir sistem ise ancak uranyumdaki U 235 oranının yükseltilmesiyle mümkündür. Buna zenginleştirme işlemi denir ve değişik yöntemlerle yapılabilir. Normal suyla çalışan ve zenginleştirilmiş uranyum kullanan bir reaktör, diğer yönlerden, ağır sulu bir reaktör gibi çalışır. Bu reaktörlere basınçlı su reaktörü (Pressurized Water Reactor, PWR) denir. Dünya nın halen çalışmakta ve elektriğin %16 kadarını üretmekte olan toplam 365 GW gücündeki 443 ticari nükleer reaktörden 268 i bu tiptendir. Yakıt olarak 10

15 U 235 içeriği %2-5 oranında zenginleştirilmiş uranyum kullanırlar. Araştırma reaktörleri ise hacimleri görece küçük olduğundan daha yüksek zenginlikte yakıt kullanmak zorundadır. Parmak kuralı olarak, %20 ye kadar zenginleştirilmiş olan uranyuma, düşük zenginlikte uranyum denir. %20 nin üstü, yüksek zenginlikte uranyum sayılır. Öte yandan, ortalama kinetik enerjisi görece yüksek bir nötron nüfusuyla çalışan reaktörlerin hızlı olduğu söylenir ve U 235 in hızlı nötronlar karşısında fizyona uğrama olasılığı, yavaş nötronlara oranla çok daha düşük olduğundan; böyle reaktörlerde kullanılan yakıtın daha zengin olması gerekir. Hızlı ya da termal bir reaktörün yakıtındaki U 235, hızlı ya da yavaş nötronlarla fizyona uğrarken, U 238 izotopu, sadece hızlı nötronlarla parçalanabilir. Bu arada, orta düzeyde enerjili (epitermal) bir nötron yuttuğunda, iki (+,-) bozunmasından geçip, Pu 239 izotopuna dönüşür. Pu 239, hızlı nötronlar karşısında fizyona uğrama olasılığı yüksek olduğundan, U 235 ten daha bile iyi bir yakıt malzemesidir. Uygun tasarımlı bir reaktör, birim zamanda tükettiği U 235 ten daha fazla Pu 239 üretebilir. Böyle çalışan, net olarak yakıt üretmekte olan bir reaktörün üretken olduğu söylenir. Bu işlem, yavaş nötronlar yerine hızlı nötronlarla daha kolay başarılabilir. Bu yüzden de üretken reaktörlerdeki nötronlar, fizyondan çıktıktan sonra yavaşlatılmazlar. Suyun yavaşlatıcı etkisinden kaçınmak için soğutucu olarak, su yerine sodyum kullanılır ve bu türden reaktörler hızlı üretken reaktör adını alır. Reaktör kalbindeki çekirdek parçalanmalarının yol açtığı fizyon ürünleri yüksek enerjilerle doğar. İçinde bulundukları malzeme tarafından sonunda durdurulur, fakat bu arada, etraftaki çekirdeklerle çarpışarak epeyce hasar yaratırlar. Ayrıca kendileri istikrarsız olup, oluşumlarından belli bir süre sonra, başka çekirdeklere dönüşürler. Bu arada; gama ışınları denilen yüksek enerjili elektromanyetik radyasyon veya helyum çekirdeklerinden oluşan alfa parçacıkları ya da elektron veya pozitron gibi katı parçacıklar ışınlarlar. Bu türden etkinliğe sahip olan çekirdeklerin, radyoaktif olduğu söylenir. Herhangi bir radyoaktif izotopun, başlangıçtaki sayısının ve dolayısıyla da ışıma gücünün yarıya inmesi için gereken süreye yarı ömür denir. Bu süre çekirdeğin türüne bağlı olup, bazıları için saniyenin küçük bir kesri, bazı diğerleri için ise binlerce yıldır. Radyoaktif çekirdeklerin bozunması, çoğu kez diğer radyoaktif çekirdeklerin oluşumuyla neticelenir. Bunlar da bozunduklarında, daha başka radyoaktif çekirdeklere dönüşebilirler. Öte yandan, kalpteki diğer bazı çekirdekler de nötron yutarak, keza radyoaktif 11

16 hale gelirler. Bunlardan bazılarının, kalbi soğutan suya karışması mümkündür. Kaldı ki; suyun içerisinde nötronlar dolaşmakta, suyu oluşturan çekirdekler tarafından yutulmaktadır. Örneğin hidrojen, bir nötron yutup döteryum, döteryum bir nötron daha yutup trityum olabilir. Her iki ürün de radyoaktiftir. Keza, sudaki oksijen bir nötron yutup radyoaktif bir izotopa dönüşebilir. Dolayısıyla kalbi soğutan birincil devre suyu, reaktör içerisinde dönüp durdukça radyasyon biriktirir ve dışarı sızmaması gerekir. Kısacası; birkaç ay süreyle çalıştırılan bir reaktörün kalbinde 800 kadar farklı çekirdek oluşur ve kalpte, çalışma gücünün her megawatı için 1 megacurie (1 Curie=saniyede 37 milyar bozunum) düzeyinde bir radyoaktivite stoğu biriktirir. Buna radyoaktivite envanteri de denir. Bu envanterin yakın civarda yol açtığı aktivitenin, reaktör çalışanlarının güvenliği açısından öngörülen üst sınırın altına indirilebilmesi için, reaktör kalbinin etrafı, birkaç metre kalınlığında kurşunlu veya bizmutlu betondan yapılmış bir biyolojik zırhla çevrilidir. Nükleer reaktörün denetim sistemleri, olağan dışı herhangi bir durum algılandığında, reaktörün kendini otomatik olarak kapatmasını, yani kendiliğinden güvenli bir sistem oluşturmasını sağlayacak biçimde tasarımlanır. Fakat kalbin içerdiği aktivite stoğu, enerji üretiminin reaktörün kapatılmasından sonrada devam edeceği anlamına gelir. Yani, bir kömür santralında kazana kömür küreklemeye son vermekle enerji üretimine son verilmiş olurken, bir nükleer reaktör kapatılmış, yani kalpteki tepkime zinciri durdurulmuş olsa dahi, enerji üretimi, kapatmadan önceki güç düzeyinin yaklaşık %10 uyla başlayıp, üstel biçimde azalarak devam eder. Bu bozunma ısısı nın, reaktör kapandıktan sonra da, ta ki önemsiz düzeylere inene kadar, emilmesi lazımdır. Aksi halde reaktörün kalbindeki uranyum yakıt elemanları eriyebilir ve çok yüksek sıcaklıkta sıvı bir kütle oluşturup, önüne gelen her şeyi eritebilir. Dolayısıyla; bir soğutucu kaybı kazası sonucunda reaktör kalbinin erimesi olasılığı, bir nükleer reaktör için düşünülebilecek en ciddi kaza senaryosunu oluşturur. Oturmuş reaktör tasarımları için milyon yıllık çalışma süresinde bir kez düzeyinde olduğu hesaplanan bu olasılığa karşı, kalpteki aktivite stoğunun çevreye sızmaması için reaktör binası cm kalınlığında, yoğun çelik takviyeli bir koruma kabı nın içine yerleştirilir. 12

17 2.2. Nükleer Füzyon Füzyonun sözlük anlamı birleşmek, birbirine kaynamak, bir olmaktır. Füzyon ve fizyon zıt anlamda sözcüklerdir. Biri bütünleşmeyi, diğeri bölünmeyi isimlendirir. Bu iki olay elementlerin periyodik tablosunun iki ucunda meydana gelirler. Doğal elementlerin en ağırı olan hidrojenin izotopları füzyonla birbirine kaynarlar. İki olayın tek ortak yönü yüksek enerji vermeleridir. Aralarında başka benzerlik yoktur. Fizyon olayı üzerinde sıcaklığın rolü yoktur. Halbuki füzyon ancak sıcakta, çok yüksek sıcakta hatta aşırı yüksek sıcakta olur. Onun için füzyonun bir ismi de termonükleer olaydır Füzyonun Şartları Aşırı yüksek sıcaklık füzyonun ilk şartıdır. İki atomu, daha doğrusu atom çekirdeğini birbirine bağlamak gerekir. Cinsi ne olursa olsun bütün atomlarsın çekirdekleri pozitif elektrik yüklü olduklarından birbirlerini iterek saptırırlar. Onları birleştirebilmek için tek çare aşırı yüksek sıcaklıklara kadar ısıtılarak elektrostatik itme kuvvetini yenecek kinetik enerjiler kazandırmaktır. Isıtılan maddenin sırasıyla katı, sıvı, ve gaz hallerine geçtiğini ve yüksek sıcaklıklarda bütün maddelerin gaz halinde bulunduklarını biliyoruz. Madde daha da ısıtılırsa atomlar sıcaklığın etkisiyle dış yörünge elektronlarını kaybederek iyonlaşırlar. Madde aşırı yüksek sıcaklıklarda artık nötr atomlar halinde değil, pozitif iyonlar (eksik elektronlu atomlar) ile negatif elektronların karışımı halindedir. Maddenin bu haline plazma veya dördüncü hal ismi verilir. Füzyon, maddenin plazma halinde oluşabilen bir nükleer reaksiyondur. Füzyon sıcaklıkları yüz milyon derecelerle ölçülür. Böylesine büyük rakamlarla uğraşmaktansa bilim adamları sıcaklıkları kev (kilo elektron volt) birimi ile ifade ederler. (1 kev= o C) Kilo elektron volt aslında bir enerji birimidir. Ancak, plazmayı oluşturan iyonların kinetik enerjileri sıcaklıkla doğru orantılı olup, orantı katsayısının değeri yukarıdaki yazıldığı gibidir. Aralarındaki elektrostatik itme kuvvetini yenecek kinetik enerjiler kazanmış atom çekirdeklerinin birbiri ile karşılaşmalarında mutlaka füzyon yapacağını düşünmek hata olur. Atom çekirdeklerinin karşılaşmaları mutlaka füzyonla sonuçlanacak değildir. Aksine çarpışan çekirdeklerin çok azı füzyon yapar. Füzyon, olasılığı çok düşük olan bir nükleer reaksiyondur. Plazma, füzyon sıcaklığına erişse dahi mevcut 13

18 atom çekirdeklerinin pek azı füzyon yapar. Onların bu isteksizliğine rağmen yeterli sayıda füzyon sağlayabilmek için ilave koşullar sağlamak gerekir. Plazmanın yoğunluğu füzyonun ikinci temel koşuludur. Birim hacimde ne kadar çok iyon bulunursa çarpışmaları o kadar fazla olur. Füzyon olasılığının düşüklüğüne rağmen, harcanan emeği kurtaracak sayıda iyonun reaksiyon yapmaları böylece sağlanır. Plazma yoğunluğu n harfi ile gösterilir. Sıcak tutma süresi plazmanın tutuşması için üçüncü şarttır. Füzyon reaksiyonunun kendi kendine devamı için, plazmanın füzyon sıcaklığında belirli bir süre tutulması şarttır. Bu süre t ile gösterilecek ve s saniye birimi ile ifade olunacaktır. Yoğunluk yükselirse süre kısalır, yoğunluk düşerse süre uzar. Fakat bunların çarpımları sabittir. Onun için son iki şart aslında birbirine bağlı ve tek şarttır. Plazma yoğunluğu ile sıcak tutma süresi çarpımı n.t (cm -3.s) füzyon reaksiyonunun kendi kendine sürmesinin ikinci şartıdır, birinci şartı başta söylendiği gibi yeterli sıcaklıktır. 3. NÜKLEER REAKTÖRLER 3.1. Dünyada Kullanılan Ticari Reaktör Türleri Nükleer reaktörler genellikle soğutucu olarak kullanılan malzemeye göre sınıflandırılmaktadır. 1 Kasım 2006 tarihi itibariyle kullanılan ticari reaktörlerin yaklaşık %85 i soğutucu olarak evlerimizde kullandığımız suyu kullanmaktadır. Bu tip reaktörlere Hafif-Su Reaktörleri (Light Water Reactors) adı verilmektedir. Hafif su reaktörleri de kendi içinde iki farklı türe ayrılmıştır. Bunlar basınçlı-su reaktörleri (PWR) ve kaynar-su reaktörleridir (BWR). Ruslar kendilerine has basınçlı ve kaynar su reaktörleri geliştirmiştir. Ruslar, geliştirdikleri basınçlı su reaktörlerine VVER, kaynar su reaktörlerine de RBMK adını vermişlerdir. 14

19 Dünyadaki ticari reaktörlerin geride kalan %15 i soğutucu olarak ya gaz (GCR) ya da ağır su (PHWR) kullanmaktadır. Bir de bazı ülkeler tarafından ticarileştirmeye çalışılan soğutucu olarak ağır metal (sodyum) kullanan reaktörler (FBR) bulunmaktadır. Nükleer reaktörleri sınıflandırma yöntemlerinden bir tanesi de bölünme (fizyon) tepkimesine neden olan nötronların enerjisidir. Eğer bir reaktörde termal nötronlar fizyon tepkimelerinin çoğuna neden oluyorsa, bu tür reaktörlere termal reaktör (thermal reactor), hızlı nötronlar fizyon tepkimelerinin çoğuna neden oluyorsa, bu tür reaktörlere de hızlı reaktör (fast reactor) adı verilmektedir. Termal reaktörlerde nötronları yavaşlatmak amacıyla yavaşlatıcı malzemesi kullanılırken, hızlı reaktörlerde kullanılmamaktadır. Dünyada ticari reaktörlerin %99 dan fazlası termal reaktör sınıfına girmektedir (PWR, BWR, PHWR, VVER, RBMK, GCR/AGR). Sadece FBR türü reaktörler hızlı reaktör sınıfına girmektedir Basınçlı Su Reaktörleri (PWR) Basınçlı su reaktörleri (PWR) en yaygın kullanılan reaktör türüdür. Dünyada ticari olarak kullanılan reaktörlerin hemen hemen yarıya yakını PWR dir. PWR (Pressurized Water Reactor) Basınçlı su reaktörlerinin baş harflerinden oluşan bir kısaltmadır. Bu tür reaktörlerde hem soğutucu hem de yavaşlatıcı olarak su kullanılmaktadır. PWR türü reaktör tasarımı, ilk olarak Westinghouse Bettis Atom Enerjisi laboratuarında ABD donanmasının nükleer denizaltı yapım programı sırasında düşünülmüştür. Ortaya çıkan projelere göre reaktörün prototipleri ilk önce karada inşa edilmiştir. İlk prototip olan STR MARK-1 reaktörü 1953-Mart ayında çalışmaya başlamıştır. 2 yıl sonra, 30 Ekim 1954 tarihinde karada yapılan örneğine paralel olarak imal edilmiş ilk nükleer denizaltı Nautilus denize indirilmiştir. PWR lerin denizaltı sistemlerinde başarıyla uygulanmasının ardından, elektrik enerjisi üretmek amacıyla da kullanılabileceği fikri oluşmuş ve 1957 yılının Aralık ayında ABD, 68 MW elektrik gücündeki Shippingport reaktörünü işletmeye alarak dünyanın ilk ticari PWR ına sahip 15

20 olmuştur. Bugün, 2006 yılı kasım ayı itibariyle dünyada 214 adet basınçlı su reaktörü (PWR) türü reaktör bulunmaktadır. Şekil 3: Basınçlı Su Reaktörü PWR da Soğutucu Suyu Döngüleri PWR ler üç adet ana soğutucu suyu döngüsünden oluşmaktadır. Üretilen nükleer enerji ile birinci döngü soğutucu suyu ısıtılmakta, bu çok sıcak su buhar üretecine taşınmaktadır. Buhar üretecinde birinci döngü suyu yardımıyla ikinci döngü su kaynatılmaktadır. İkinci döngüde oluşan yüksek enerjili buhar türbin kanatlarına çarparak türbinin dönmesi sağlanmakta, böylece jeneratörde elektrik enerjisi üretilmektedir. Denizden veya nehirden alınan soğuk sudan oluşan 16

21 üçüncü döngü yardımıyla türbinden çıkan enerjisini kaybetmiş buhar, tekrar buhar üretecine göndermek amacıyla yoğuşturulmakta yani suya dönüştürülmektedir Birinci Soğutma Suyu Döngüsü PWR lerde birinci döngü basınç kabı, soğutucu suyu pompaları, basınçlandırıcı ve buhar üreteçleri ve bu bileşenler arasındaki borulardan oluşmaktadır. Basınç kabının içinde reaktör kalbi diye adlandırılan bölgede bulunan nükleer yakıt demetlerindeki çekirdeklerin bölünme tepkimesine uğraması sonucunda enerji açığa çıkmaktadır. Bu enerji, soğutucu olarak kullanılan suyu ısıtmaktadır. Soğutucu suyunun basınç kabına giriş ve çıkış sıcaklıkları tasarıma göre değişmektedir. Fakat bir fikir vermek amacıyla giriş sıcaklığı yaklaşık 290 o C ve çıkış sıcaklığı ise yaklaşık 330 o C civarında bulunmaktadır. Reaktör basınç kabında sıcaklığı artan su, buhar üretecine gönderilmektedir. Buhar üretecinde soğutucu suyu ters U şeklinde borulardan geçerek enerjisini ikinci soğutucu döngüsüne aktarmakta ve pompa yardımıyla tekrar basınç kabına geri dönmektedir. Bu şekilde sürekli devir daim halinde nükleer bölünme sonucunda oluşmuş enerji basınç kabından buhar üretecine taşınmaktadır. Birinci döngü, soğutucu suyun buharlaşmaması amacıyla sürekli yüksek basınç altında tutulmaktadır. PWR lerdeki birinci su döngüsü basıncı yaklaşık MPa seviyelerindedir (normal atmosfer basıncının katı). Bunu sağlamak amacıyla döngü üzerine basınçlandırıcı eklenmiştir. Birinci döngüdeki soğutma suyunun reaktör basınç kabı ile buhar üreteçleri arasında devir daim etmesini sağlayan çok güçlü ve büyük pompalar bulunmaktadır. Bu pompalara reaktör soğutucu suyu pompaları adı verilmektedir. Birinci döngü, reaktör tasarımına göre 2,3 veya 4 buhar üretecinden oluşabilmektedir. Her bir buhar üreteci yaklaşık 300 MW elektrik üretilmesine katkı yapacak kadar buhar üretmektedir. Dolayısıyla örneğin bir nükleer reaktörde 4 buhar üreteci varsa, yaklaşık 1200 MW gücünde olacaktır. Her buhar üreteci için bir soğutma suyu pompası olması gerekmektedir. Kaç tane buhar üreteci olursa olsun sadece bir adet basınçlandırıcı bulunmaktadır. 17

22 İkinci Soğutma Suyu Döngüsü PWR lerin ikinci döngüsü buhar üretecinin buhar kısmı, türbin-jeneratör sistemi, yoğuşturucu, pompa, ilgili boru ve diğer sistemlerden oluşmaktadır. PWR lerin ikinci döngü suyuna besleme suyu adı verilmektedir. Buhar üretecinde oluşan yüksek kalitede ve yüksek basınçtaki buhar, borular yardımıyla türbin binasına getirilmekte, türbin düzeneğindeki türbin kanatlarına çarparak dönmesine sebep olmaktadır. Dönmekte olan türbinin ucunda bulunan jeneratörde elektrik enerjisi oluşmaktadır. Bu su, pompa yardımıyla tekrar buharlaşmak üzere buhar üretecine gönderilmektedir. Enerjisini türbin kanatlarında bırakan buhar ise türbinin hemen altında bulunan yoğuşturucuya girerek içinde denizden veya nehir suyundan alınan soğuk suyun dolandığı borulara çarpmakta ve bu boruların üzerinde yoğuşmaktadır Üçüncü Soğutma Suyu Döngüsü Üçüncü soğutma suyu döngüsü yoğuşturucu, pompa veya soğuk su kaynağından oluşmaktadır. Soğuk su kaynağı olarak ya deniz ya da nehir suyu kullanılmaktadır. Denizden alınan su pompa yardımıyla yoğuşturucuya gönderilmektedir. Bu soğuk su, yoğuşturucu boruların içinden akarken, türbinden çıkan ve enerjisini kaybetmiş buhar boruların dışına çarpmakta ve boruların üzerinde yoğuşarak suya dönüşmekte, boruların üzerinden damlayarak yoğuşturucunun altındaki alanda toplanmaktadır. Üçüncü döngü pompa yardımıyla deniz ile yoğuşturucu arasında sürekli devir daim etmektedir. Denizden gelen soğuk su biraz ısınmış olarak tekrar denize bırakılmaktadır. Reaktör nehir kıyısına kurulmuş ise, nehir suyunun soğutma kapasitesi yeterli olmayabilmekte, bu gibi durumlarda üçüncü döngüye soğutma kuleleri de eklenebilmektedir PWR lerde Yakıt ve Kontrol Çubukları PWR ler yakıt olarak U 235 izotopu açısından yaklaşık %3-5 seviyelerine zenginleştirilmiş uranyum kullanmaktadır. PWR yakıtı, içi uranyum yakıt peletleri ile doldurulmuş arası yakıt çubuğundan oluşan 14x14, 15x15 veya 17x17 lik demetler halinde düzenlenmiştir. Bu 18

23 demetlerden tanesi yan yana dizilerek silindire yakın şekle sahip bir yakıt bölgesi elde edilmektedir. Reaktör kalbi diye adlandırılan bu yakıt bölgesi ton arası Uranyum içermektedir. PWR lerde uranyum-plütonyum karışımı yakıtların kullanılması çalışmaları sürdürülmektedir. PWR lerde enerji üretimini kontrol etmek veya reaktörü kapatmak amacıyla reaktör kalbine tepeden sokulan ve nötronları yutma özelliğine sahip kontrol çubukları kullanılmaktadır. PWR lerde kontrol çubukları tipik olarak gümüş-indiyum-kadmiyum alaşımından imal edilmektedir. PWR lerde soğutucuya eklenen nötron yutucu malzeme olan çözünür zehir yardımıyla, reaktör kalbinde üretilen güç yoğunluğu ayarlanabilmektedir. Bu amaçla nükleer terminolojide kısaca SOLBOR denilen asit borik kullanılmaktadır. PWR lerde ayrıca reaktörün uzun vadede reaktör güç dağılımı düzenini sağlamak amacıyla yakıt peletlerine sabit zehir denen nötron yutucu malzemeler de kullanılmaktadır. PWR lerde soğutucu suyu aynı zamanda yavaşlatıcı görevi de görmektedir Kaynar Su Reaktörleri (BWR) Kaynar su reaktörleri (BWR) dünyada PWR den sonra en yaygın olarak kullanılan reaktör türüdür. Bu gün, Japonya daki dünyanın ilk 3. nesil ileri tasarım reaktörleri olmak üzere, işletme halinde 93 adet kaynar su reaktörü bulunmaktadır. Sadece Japonya ve ABD de toplam 77 adet BWR/ABWR bulunmaktadır. 2 adet ileri tasarım ABWR da Tayvan da inşaat halindedir. BWR (Boiling Water Reactor), kaynar su reaktörlerinin İngilizcesinin baş harflerinden oluşan bir kısaltmadır. Nükleer teknolojide kaynar su reaktörlerine kısaca BWR denmiştir. PWR lerde olduğu gibi türbin-jeneratör binalarından oluşmaktadır. Su hem soğutucu hemde yavaşlatıcı olarak kullanılmaktadır. BWR ların ticari amaçlı ilk olarak Allis-Chambers and General Electric şirketleri tarafından geliştirilmiştir. Allis-Chambers tasarımı zamanla yok olmuştur ve bu tasarıma sahip bütün BWR ler bu gün kapatılmış durumdadır. General Electric tasarımı BWR lar ise hayatta kalmış ve bu gün işler durumda bulunan ticari BWR ların temelini oluşturmuştur. Günümüzde kurulu bulunan BWR lar 570 ile 1300 MW e çıkış gücüne sahiptir. En belirgin farkı soğutucu suyunun PWR A göre daha düşük basınç altında tutulup yaklaşık 285 o C sıcaklıkta kaynamasına müsaade edilmesidir. Oluşan buhar reaktör kalbinin üst bölgesine 19

24 yerleştirilmiş kurutuculardan geçirilerek buharla beraber taşınabilecek su damlacıkları ayrıştırılmakta ve oluşan yüksek kaliteli buhar doğrudan türbine gönderilmektedir BWR da Soğutucu Suyu Döngüleri BWR ler iki adet su döngüsü ve yardımcı sistemlerden oluşmaktadır. Birinci döngüde dolaşmakta olan su reaktörün kalbinde ortaya çıkan enerjiyi alıp buharlaşmakta ve enerjiyi buhar olarak türbine taşımaktadır. İkinci döngüde türbinden çıkan enerjisini kaybetmiş buhar suya dönüştürülmektedir. BWR larda ayrıca bazı özgün sistemler de bulunmaktadır BWR Birinci Soğutma Suyu Döngüsü BWR da birinci döngü, reaktör kalbi, türbin-jeneratör, yoğuşturucu, ön ısıtıcı ve pompalardan oluşmaktadır. BWR larda birinci döngüde üretilen buhar doğrudan türbin-jeneratöre gittiğinden, soğutucu suyunu aynı zamanda besleme suyu olarak da nitelendirmek mümkündür. Soğutucu suyu pompalar yardımıyla nükleer yakıtın bulunduğu reaktör kabına girmekte ve aşağıdan yukarıya doğru yakıt elemanlarının üzerinden akarken üretilen nükleer enerji yardımıyla ısınarak buharlaşmaktadır. Reaktör kabına giren su ve çıkan buharın sıcaklığı reaktör tasarımına göre değişsede, bir fikir vermesi amacıyla giren su sıcaklığının yaklaşık 215 o C, çıkan buhar sıcaklığının da yaklaşık 288 o C civarında olduğunu söylemek mümkündür. Buhar daha sonra ana buhar boru hatlarından geçerek türbin-jeneratör binasına gelmektedir. Türbinin kanatlarına çarpan buhar, jeneratörde elektrik enerjisinin oluşmasına sebep olmaktadır. 20

25 Şekil 4: Kaynar Su Reaktörü Buhar da daha sonra su haline dönüştürülmek amacıyla türbinin hemen altına yerleştirilmiş yoğuşturucuya girmekte, tekrar su haline dönüşmekte ve pompalar yardımıyla bir ön ısıtıcıdan geçirildikten sonra tekrar buharlaşmak üzere reaktör kalbine geri gönderilmektedir Nem Ayırıcıları Nem ayırıcılarının görevi yukarı doğru hareket etmekte olan buharın taşıdığı su damlacıklarını ayrıştırmaktır. Nem ayırıcıları genellikle 3 aşamalı kanatlardan oluşmaktadır. Hareketli parça bulunmayan bu sistemde, yukarı doğru hareket eden buharın kanatlara çarparak dönme hareketi ile akması sağlanmaktadır. Bu hareket sayesinde, buharın taşıdığı su damlacıkları merkezkaç kuvveti ile kenarlara doğru savrularak kenar duvarlarına çarpmakta ve tekrar aşağı doğru akarak buhardan 21

26 ayrışmaktadır. Böylece buharın taşıdığı su miktarı azaltılmış olmaktadır. Nem ayırıcıları, buharın kalitesini %95 ler seviyesine çıkarabilmektedir Buhar Kurutucuları Nem ayırıcılarının hemen üstünde buhar kurutucuları bulunmaktadır. Kurutucular buhar içeriğindeki nemi daha da azaltmakta ve çok kaliteli düşük nem içeriğine sahip buharın oluşmasını sağlamaktadır. Kurutucular, buharın kalitesini %99.9 un üzerine çıkartmaktadır Resirkülasyon Sistemi BWR larda yoğuşturucudan gelen suyu reaktör kabına pompalayan besleme suyu pompalarının yanı sıra, 2 adet de resirkülasyon döngüsü bulunmaktadır. Besleme suyu pompalarının reaktör kabına getirdiği soğutucu suyu, reaktör kabından çıkan borularla resirkülasyon pompalarına taşınmaktadır. Pompalar bu suyu tekrar reaktör kabına pompalamaktadır. Resirkülasyon pompaları hızları değiştirilebilen motorlar yardımıyla çalışmaktadır. Pompaların hızı arttıkça, reaktör kalbinde üretilen enerji miktarı artmakta, azaltıldığında da üretilen enerji miktarı azalmaktadır. Bu resirkülasyon sisteminin bir parçası da, reaktör kabı duvarı ve reaktör kalbi tankı arasında yerleştirilmiş jet pompalarıdır. Jet pompaları BWR tasarımına has bileşenlerdir. Boyları yaklaşık 5.8 metre civarındadır. BWR larda bu pompalardan tipik olarak arası bir sayıda bulunabilmektedir. Jet pompalarında hareketli parça bulunmamaktadır. Resirkülasyon pompalarından gelen hızlı ve yüksek basınçlı su, jet pompasının girişindeki dar iç ağza hızla girmekte ve giriş ile çıkış ağızları arasında bir basınç farkı oluşturmaktadır. Bu basınç farkı nedeniyle pompanın girişindeki dış ağızda bir emme basıncı oluşmaktadır. İç ağızdan gelen hızlı akan su ile dış ağızlardan emilerek gelen su pompanın orta bölümlerinde karışarak aşağıya doğru akmaktadır. Jet pompaları, resirkülasyon su akışının yaklaşık 3 te 2 sini oluşturabilmektedir. Dolayısıyla bu pompalar yardımıyla motorlu resirkülasyon pompalarının boyutlarının çok büyük 22

27 olmasına gerek kalmamaktadır. BWR lardaki resirkülasyon ve jet pompalarından oluşan resirkülasyon sisteminin ana görevi soğutma değil, reaktörün kontrolüdür BWR İkinci Soğutma Suyu Döngüsü BWR ların ikinci su döngüsü yoğuşturucu, pompa, soğuk su kaynağı ve ilgili boru sistemlerinden oluşmaktadır. Türbin kanatlarına çarparak enerjisini kaybeden buhar, türbinin hemen altındaki yoğuşturucuya girmekte ve içinde denizden veya nehirden alınan soğuk su yardımıyla tekrar su haline gelmektedir BWR larda Diğer Sistemler BWR santrallerinde, reaktöre giren soğutucudan elde edilen buhar genellikle doğrudan türbine gönderildiği için ışınetkindir(radyoaktif). Bu nedenle türbin binasının çevresinde de koruma kabuğu bulunmaktadır. BWR larda nükleer enerjinin üretildiği rektör kalbi çelikle güçlendirilmiş beton Birincil Koruma Kabuğunun içine yerleştirilmiştir. Ayrıca reaktör binası herhangi olası bir kaza durumunda ışınetkin maddelerin atmosfere çıkmasını engellemek amacıyla ikinci bir koruma kabuğu ile de donatılmıştır. BWR larda aynı zamanda reaktör kabının altında içi su ile dolu bir havuz bulunmaktadır. Büyük miktarda buhar birinci döngüden dışarı kaçarsa bu havuzdaki su yardımıyla buharın enerjisi alınabilmektedir. BWR lar ayrıca reaktör kabına borlu su basan yüksek ve düşük basınç acil durum reaktör kalbi soğutma sistemleri, artık ısı taşıma sistemi, reaktör kalbi sprey sistemi gibi güvenlik sistemi ile donatılmıştır BWR larda Yakıt ve Kontrol Çubukları BWWR larda ortalama %3 civarında zenginleştirilmiş uranyum yakıt kullanılmaktadır. Yakıt bölgesi farklı zenginlikte (düşük, orta ve yüksek) yakıt bölgelerinden oluşacak şekilde düzenlenmektedir. 23

28 BWR larda içleri uranyum yakıt peletleri ile doldurulmuş yakıt çubuklarından tanesi reaktör tasarımına göre 6x6, 7x7, 8x8, 9x9 veya 10x10 luk demetler haline getirilmektedir. Yakıt demetleri 4 lü yakıt demeti modülleri halinde düzenlenmektedir. Reaktörün yakıt bölgesinde bu yakıt demetlerinden yaklaşık 750 tanesi yan yana dizilerek silindir şeklinde bir yakıt bölgesi elde edilmektedir. Reaktör kalbi adı verilen bu bölge yaklaşık 140 ton uranyum içermektedir. Her yakıt demeti yaklaşık 4.5 yıl boyunca reaktör kalbinde kalmaktadır. BWR tipi reaktörlerin yakıt değişimi ve bakım sırasında yaklaşık 4-6 hafta süre devre dışı kalması gerekmekte ve bu işlem yılda bir kere yapılmaktadır. BWR lar, PWR lara göre biraz daha farklı kontrol çubuğu tasarımına sahip bulunmaktadır. En başında kontrol çubukları reaktör kabının altından kabın içine girmekte ve hidrolik sistemlerle çalışmaktadır. Kontrol çubuklarının bor karbür (B 4 C) peletlerden veya sıkıştırılmış tozdan imal edilen haç şeklinde kamalardan oluşmaktadır. Kontrol kamalarının uçlarında, uzun süreli kapalı kalma durumlarında kontrol kamasını korumak amacıyla nötron yutucu hafniyum da kullanılmaktadır. BWR larda ayrıca Gadolinia (Gd 2 O 3 ) olarak adlandırılan sabit nötron zehiri de kullanılmaktadır. Gadolinia uranyum dioksit yakıt peletlerine karıştırılarak uzun vadeli güç dağılımı kontrolü için kullanılmaktadır. BWR reaktörlerin kontrolü, kontrol kamaları ve motorlu resirkülasyon pompaları yardımıyla kontrol edilmektedir. Soğutma suyu aynı zamanda yavaşlatıcı görevi gördüğünden, suyun akış hızını resirkülasyon pompalarıyla değiştirerek, suyun hacmi ve dolayısıyla nötronların yavaşlatılması ayarlanabilmekte ve böylece güç kontrolü yapılabilmektedir PWR ile BWR Türlerinin Karşılaştırması BWR ve PWR türleri arasındaki bazı önemli farklılıklar aşağıda listelenmektedir: BWR türünde, reaktör kabının içinden buhar üretilmekte ve bu buhar doğrudan türbine gönderilmektedir. PWR da su yüksek basınç altında tutulmakta ve buharlaşmasına izin verilmemektedir. 24

29 Fakat birinci döngü suyu doğrudan türbin-jeneratöre gittiğinden, türbinjeneratör binasına da koruma kabuğu yapılması gerekmektedir. PWR lerde kontrol çubukları vardır ve bunlar yakıt demetlerine yukarıdan sokulmaktadır. BWR larda kontrol kamaları vardır ve bunlar aşağıdan sokulmaktadır. PWR lerde kontrol çubukları tipik olarak gümüş-iridyum-kadmiyum alaşımından imal edilirken, BWR kontrol kamalarında bor karbür kullanılmaktadır. BWR lar daha düşük basınç altında ve daha düşük soğutucu akış hızı ile çalışmaktadır. BWR ın reaktör kabı PWR inkine oranla daha büyük bulunmaktadır. BWR lara soğutma suyu pompası yanı sıra, jet pompası diye adlandırılan devir daim pompaları da bulunmaktadır. Bu pompalar reaktörü kontrol etmek amacıyla kullanılmaktadır VVER(Rus Tipi Basınçlı Su Reaktörü) VVER ler Rusların geliştirdiği basınçlı su reaktörleridir. VVER kısaltması Rusça da tercümesi su ile soğutulan ve su ile yavaşlatılan enerji reaktörü kelimelerinin baş harfleridir. Bu gün dünyada toplam 53 adet VVER türü rektör bulunmaktadır. Bunlardan 26 tanesi Rusya Federasyonu ve Ukrayna da bulunmaktadır. VVER ler bu güne kadar farklı modelleri geliştirilmiştir. Birinci nesil VVER reaktörleri 440 MWe çıkış gücüne sahiptir. VVER lerin bir de 1000 MWe lik modelleri bulunmaktadır. Bu tür reaktörlerden, bazıları inşa halinde olmak üzere, Ermenistan, Bulgaristan, Çek Cumhuriyeti, Finlandiya, Macaristan, Slovak Cumhuriyeti, Çin, Hindistan ve İran da bulunmaktadır. VVER tasarımı PWR tasarımına çok benzemektedir. En önemli farkı, buhar üretecinin yatay olmasıdır. Yeni Rus tasarımı VVER, uluslar arası güvenlik standartlarını karşılamaktadır ve uluslar arası pazara da girmiştir. 25

30 Şekil 5: Rus Tipi Basınçlı Su Reaktörü RBMK (Rus Tipi Kaynar Sulu Reaktör) RBMK Rusça sı büyük güç kaynayan reaktör kelimesinin baş harflerinden oluşturulan bir kısaltmadır. Çernobil kazası RBMK türü bir santralde meydana geldiği için, bu tür santraller gözden düşmüştür. Bu gün dünyada toplam 16 adet RBMK işletme halinde kalmıştır. Bunlardan 15 tanesi Rus Federasyonunda, 1 tanesi de Litvanya da bulunmaktadır. RBMK da soğutucu olarak su ve yavaşlatıcı olarak grafit kullanılmaktadır. BWR larda olduğu gibi soğutucu suyu nükleer yakıtların bulunduğu reaktör kalbinden geçerken kaynamakta ve oluşan buhar doğrudan türbin-jeneratör düzeneğine gönderilmektedir. Türbin-jeneratörde enerjisini kaybeden buhar, yoğuşturucuda suya dönüştürülmekte ve tekrar kaynamak üzere reaktöre gönderilmektedir. 26

31 RBMK ların ilk tasarımları, dünya standartlarında güvenlik gereklerine sahip olacak şekilde inşa edilmemiştir. Bunun sonucu 1986 yılında Ukrayna da RBMK türü bir reaktörde Çernobil kazası meydana gelmiştir. Bugün dünyada nükleer güvenlik uzmanlarının gözü geride kalan RBMK türü reaktörlere çevrilmiş durumdadır. Bunun sebebi bu tür reaktörlerin modern güvenlik uygulamaları ve tedbirlerini kapsayacak şekilde makul bir masrafla iyileştirilememesidir. Dolayısıyla bu tür reaktörlerin zaman içinde kapatılacağı düşünülmektedir. Şekil 6: Rus Tipi Kaynar Su Reaktörü CANDU (Kanada Tipi Ağır Su Reaktörü) PHWR reaktörlerden dünyada 41 adet bulunmaktadır. Bunlardan sadece 1 tanesi Alman tasarımı iken diğer 40 tanesi Kanadalıların CANDU adını verdikleri tasarıma dayanmaktadır. Dünyadaki PHWR türü reaktörlerin 14 tanesi Kanada da, diğerleri Arjantin, Hindistan, Pakistan, G. Kore ve Romanya da bulunmaktadır. 27

32 Şekil 7: CANDU (Kanada Tipi Ağır Su Reaktörü) CANDU Kanada Ağır-Su Uranyum kelimesinin İngilizcesinin baş harflerinden oluşturulmuş bir kısaltmadır. CANDU reaktörlerinde hem soğutucu hem de yavaşlatıcı olarak ağır-su kullanılmaktadır. Yakıt olarak doğal uranyum kullanıldığından, uranyumu zenginleştirmek gerekmemektedir. Fakat diğer yandan deniz suyunda %1 den çok daha az bulunan ağır suyun ayrıştırılarak %99 saflıkta ağır su elde edilmesi büyük bir çaba gerektirmektedir. CANDU larda aynen PWR lerde olduğu gibi yüksek basınç altında tutulan soğutucu, reaktör kalbinde ısınmakta ve buhar üretecine gelmektedir. Burada enerjisini ikinci döngüdeki suya aktarmaktadır. İkinci döngüde buharlaşan su, türbin-jeneratöre gönderilip elektrik enerjisinin üretilmesi sağlanmaktadır. CANDU tasarımda yakıt, kısa demetler halinde yatay kanallar içinde durmaktadır. CANDU santrallerinde yakıt değiştirmek için santrali kapatmak gerekmemektedir ve yakıt normal işletme sırasında reaktör kabına özel tasarlanmış bir yakıt yükleme makinesi yardımıyla 28

33 yüklenmektedir. Diğer yandan yakıt yükleme yakıt yükleme makinesi işletmeyi çok daha karmaşık hale getirmektedir GCR/AGR (Gaz Soğutmalı Reaktör) Bugün, dünyada işletme halindeki, gaz soğutmalı reaktörlerin sayısı 22 dir. Bu tür reaktörler ticari olarak sadece İngiltere de kullanılmaktadır. MAGNOX ve AGR adında iki farklı türde geliştirilmiştir. MAGNOX reaktörlerinde yakıt olarak doğal uranyum metali kullanılmaktadır ve yakıt, magnezyum oksitten yapılmış kılıfların içine yerleştirilmektedir. Reaktörün ismi MAGNOX, yakıt kılıflarının imal edildiği malzeme olan magnezyum oksitten gelmektedir. MAGNOX reaktörlerinde soğutucu olarak kullanılan karbon dioksit gazı, reaktör kalbine girerek üretilen enerjiyi almakta ve buhar üretecine taşımaktadır. Buhar üretecinde, ikinci döngüde devir-daim etmekte olan suyu buharlaştırmakta ve buhar, türbin-jeneratöre gönderilmektedir. MAGNOX larda yavaşlatıcı olarak grafit kullanılmaktadır. MAGNOX lar doğal uranyum kullandığından, yakıtın zenginleştirilmesi gerekmemektedir. AGR ise MAGNOX ların daha geliştirilmiş hali, yani ileri tasarım gaz-soğutmalı reaktörlerdir. AGR da da soğutucu olarak karbondioksit, yavaşlatıcı olarak grafit kullanılmaktadır. Diğer yandan AGR larda yakıt olarak zenginleştirilmiş uranyum, yakıt kılıfı olarak da paslanmaz çelik kullanılmaktadır. 29

34 Şekil 8: GCR/AGR (Gaz Soğutmalı Reaktör) FBR (Hızlı Üretken Reaktör) Diğer tür reaktörler arasında bugüne kadar ticarileştirilmesi için yoğun çaba sarf edilen tasarımlardan bir tanesi Hızlı Üretken Reaktör (FBR) tasarımıdır. FBR ler daha henüz ticari reaktör statüsü kazanamamıştır. Bu tür reaktörlerde yavaşlatıcı kullanılmamaktadır. Soğutucu olarak bir ağır metal olan Sodyum kullanılmaktadır. 30

35 Hızlı üretken reaktörlerde bölünme sonucunda ortaya çıkan nötronlar yavaşlatılmadığından, bölünme (fizyon) tepkimesine hızlı nötronlar sebep olmaktadır. Hızlı nötronların sebep olduğu bölünme olaylarında daha fazla yeni nötron oluşmaktadır. Böylece ortaya çıkan nötronların bir kısmı zincir tepkimesini devam ettirip enerji üretilmesini sağlarken, bir kısmı da bölüngen olmayan Uranyum-238 in yakıt olan Plütonyum-239 a dönüştürülmesi amacıyla kullanılabilmektedir. Hızlı Üretken Reaktörler, tükettikleri yakıt Uranyum-235 den daha fazla, yakıt Plütonyum-239 üretecek şekilde tasarlanmaktadır. Bu nedenle, bu tür reaktörlere üretken reaktör adı verilmektedir. Bu tip reaktörler yakıt olarak değerlendirilmeyen Uranyum-238 çekirdeklerini, yakıt olarak kullanabilen Plütonyum-239 çekirdeğine dönüştürebildiklerinden, doğada bulunan uranyum madenlerinin daha verimli kullanılmalarını sağlayabilecektir yılı itibariyle Fransa, İngiltere, Almanya, Hindistan, Japonya, Çin ve Rusya Federasyonunun, FBR teknolojisi üzerinde çalışmalar yaptığı bilinmektedir. Şekil 9: Hızlı Üretken Reaktör 31

36 3.2.URANYUM Dünyadaki nükleer güç üretim programları paralelinde nükleer hammadde potansiyeli ve yakıt çevrimleri konusundaki çalışmalar ve araştırmalar birçok ülkede sürdürülmektedir. Nükleer gücün uzun süreli enerji kaynağı olarak kullanılabilmesi, bu santrallerde yakıt olarak kullanılan ve stratejik bir madde olan uranyumun yeterince sağlanabilmesine bağlıdır. Enerji, yoğun uranyum kaynağının dünyanın farklı bölgelerinde pek çok ülkede yaygın olarak bulunması, hem uranyumun çıkarılması, işlenmesi, taşınması ve depolanması, hem de yakıtın tedarikinde çeşitlilik ve güvenlik açısından nükleer enerji için sayısız avantajlar sağlamaktadır. Günümüzde gereksinim duyulan uranyumun %60 ı üretimden, geriye kalanı ise stoklardan, sökülen nükleer savaş başlıklarından ve geri kazanılan bölünebilir maddelerden sağlanmaktadır. Bilinen uranyum kaynaklarının bu günkü tüketimle 70 yıl daha yetebileceği düşünülmektedir. Gelecekte uranyum arama çalışmalarının artmasıyla daha fazla rezervin bulunabileceği, bunun da 16 milyon ton civarında olduğu ve bu günkü tüketimle 250 yıl yetebileceği tahmin edilmektedir. 4. NÜKLEER YAKIT Bugün enerji üretiminde kullanılan nükleer reaktörlerde çekirdek bölünmesi sonunda açığa çıkan enerji kullanılmaktadır. Bu enerji fisil maddenin nötron ile fizyon reaksiyonundan meydana gelir. Bilinen 3 tane fisil madde vardır; 233 U (doğada yok, reaktörde 232 Th den oluşur ), 235 U (doğada var, doğal uranyum içinde %0,71 ), 239 Pu (doğada yok, reaktörde 238 U den oluşur ) Doğal uranyum içinde %0.71 kadar 235 U bulunduğu için, bu malzeme doğal zenginlikte, ağır sulu reaktörlerde reaktör yakıtı yapımında kullanılır. Hafif sulu reaktörlerde fisil izotop olan 235 U miktarı arttırılarak, yani 235 U bakımından zenginleştirilerek yakıt olarak kullanılabilir. Uranyumdaki 235 U oranını doğal değeri olan%0,71 den daha yüksek oranlara çıkarmak için zenginleştir işlemi gerekmektedir. Günümüzde bu teknolojiye sahip ülkeler Çin, Fransa, Almanya, Rusya, Japonya, Hollanda, İngiltere ve ABD dir. Günümüzde zenginleştirme işlemi 32

37 ticari olarak gaz difüzyon ve gaz santrifüj isimli iki yöntem kullanılarak yapılmaktadır. Diğer yöntemler henüz ticari olarak kullanılmamaktadır. Halen dünyada kullanılmakta olan uranyum madenleri, U 3 O 8 cinsinden %0,1-%1 oranında zengindir. Bu sebeple çıkarılan maden yerinde bir ön yoğunlaştırma işlemlerine tabii tutulur. Ön yoğunlaştırma sonucu %50 ile %70 U 3 O 8 den oluşan uranil nitrat elde edilir, TBP (tri-n-butyl phosphate ) kullanılarak solvent ekstraksiyonu ile saflaştırılır ve nükleer saflıkta uranyum bileşiği olarak çöktürülür. Çökelti kavrularak UO 3 elde edilir. UO 3 kullanış amacına göre UO 2 veya UF 6 ya dönüştürülür. UF 6 ya dönüştürmenin amacı, hafif sulu reaktörlerde kullanılan zenginleştirilmiş uranyum yakıtı elde etmektir. Zenginleştirme işleminden sonra, UF 6 tekrar UO 2 ye dönüştürülüp seramik peletler (tabletler) haline getirilir. Kullanılacağı reaktör tipine göre doğal uranyum veya zenginleştirilmiş uranyum kullanılarak yapılan peletlerin zirkonyum alaşımından yapılmış ve yakıt zarfı olarak adlandırılan silindir tüplerin içine dizilmesinden sonra yakıt çubukları reaktör tiplerine göre düzenlenerek yakıt demetleri oluşturulur. 4.1.Nükleer Yakıt Çevrimi Yakıt çevrimi fisil bir maddenin doğada bulunduğu şekilden reaktörde yakıt olarak kullanılabilecek hale gelinceye kadar ve reaktörde kullanıldıktan sonra zararsız hale getirilinceye kadar geçirdiği bütün işlemleri ifade eden bir terimdir. Nükleer enerji kullanan ülkelerin değişik teknoloji ve politika tercihleri, değişik nükleer yakıt çevrimlerini ortaya çıkarmıştır. Yakıt çevrimlerinde dikkate alınması gereken önemli konulardan biri de nükleer enerji üretimi sonucunda ortaya çıkan radyoaktif atıkların idaresidir. Uranyum yakıt çevrimlerinde açık ve kapalı olmak üzere iki tip çevrim kullanılmaktadır. Açık çevrimde, madenden alınan uranyum işlenip reaktörde kullanıldıktan sonra ortaya çıkan kullanılmış yakıt ara depolamadan sonra doğrudan depolanmaktadır. Nükleer santral kurulmasına karar verildiği andan itibaren başlatılacak olan çalışmalara paralel olarak çıkacak olan radyoaktif atıkların ve/veya kullanılmış yakıtların depolanacağı tesisin kurulma çalışmalarının da başlatılması gereklidir. 33

38 Kapalı çevrimde, reaktörlerden çıkan kullanılmış yakıt yeniden işlenerek içinde bulunan kullanılabilecek uranyum ve plütonyum gibi maddeler ayrıştırılmakta ve bunlar yeniden enerji üretiminde yakıt olarak kullanılmaktadır. Kaynakların verimli kullanımı açısından kapalı çevrim cazip görülmektedir. Ancak kullanılmış yakıt içindeki uranyum ve plütonyumun tekrar kazanılması sürecinde kullanılacak olan kimyasalların radyoaktif hale gelmeleri ve radyoaktif madde miktarında artışa sebep oluşturmaları dezavantaj oluşturmaktadır. Yüksek radyoaktivite sebebiyle yeniden işleme tesisleri de reaktörler gibi özel güvenlik önlemleri gerektirir. Yeniden işleme metotları yakıtın kullanıldığı reaktör tipine göre değişiklik göstermektedir Şekil 10: Nükleer Yakıt Çevrimi 34