1. Ulusal Nükleer Yakıt Teknolojisi Sempozyumu, 3-5 Eylül 1997, ÇNAEM, İstanbul KULLANILMIŞ YAKIT YÖNETİMİ STRATEJİLERİ

Transkript

1 1. Ulusal Nükleer Yakıt Teknolojisi Sempozyumu, 3-5 Eylül 1997, ÇNAEM, İstanbul KULLANILMIŞ YAKIT YÖNETİMİ STRATEJİLERİ R. ÜZMEN. Ş. CAN, T. AYBERS, L. GÜRELİ, F. CAN Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, İstanbul ÖZET TR Nükleer yakıt çevrimi, reaktör öncesi ve reaktör sonrası işlemleri olmak üzere başlıca iki kısma ayrılır. Gene) anlamda reaktör öncesi yakıt çevrim teknolojileri iyice gelişmiş ve belirlenmiş durumdadır. Kullanılmış yakıtın depolanması, yeniden işleme, radyoaktif atıkların geçici veya sürekli depolanması işlemlerini kapsayan reaktör sonrasına ait teknoloji ise henüz yeterli seviyede olgunluğa erişmiş değildir. Kullanılmış yakıt yönetimi için hâlen dünyada uygulanan 3 seçenek vardır: 1. Kullanılmış yakıtın hiçbir işleme tâbi tutulmadan kesin depolanması; 2. Kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi (reproses); 3. Kullanılmış yakıtın ilerde, yukardaki iki işlemden birine karar verilmesine kadar geçici olarak depolanması. Kesin depolanma için şu ana kadar belirlenmiş bir tesis yoktur; bu konuda çeşitli araştırmalar sürmektedir.bu konuda yapılacak yer seçimi, tasarım, yapım ve lisanslama için gereken zaman yıldır. Yeniden işleme teknolojisi, plütonyum üretimine yol açtığından nükleer silâhların yayılmasını önleme kavramı bakımından çok sıkı denetime tâbidir. Bu bakımdan kısa vâdede kullanılmış yakıtın kesin depolanmasına veya yeniden işlemeye hemen karar vermek kolay gözükmemektedir. Bu durumda şimdi gözüken, bir karara varmadan önce geçici depolamadır. ABSTRACT Nuclear fuel cycle is divided into two sections; front end and back end of the fuel cycle. Front end of the fuel cycle, which covers all the activities of the fuel cycle before the fuel goes into the reactor has better developed and well-defined technologies. For storage of the spent fuel, reprocessing, direct disposal of spent fuel which are subjects of the back end of the fuel cycle, the waste management policies are not so well defined. There are three approaches that exist today for management of spent fuel. 1. For once through or open fuel cycles direct disposal of the spent fuel in a deep geological repository 2. For closed fuel cycles reprocessing of the spent fuel and recycling of the recovered plutonium and uranium in new mixed oxide (MO) fuels 3. The spent fuel is placed in long term interim storage pending a decision as to its ultimate reprocessing or disposal There are no large scale geological repositories for the final disposal of spent fuel in operation. Studies on suitable site selection, design, construction and licensing take about years. Reprocessing, on the other hand, produces plutonium and is therefore under close inspection because of the Non Proliferation Treaty. Today more countries are delaying their final decision about the spent fuel management approach and using the long term interim storage approach. 29

2 1.GİRİŞ Nükleer güç reaktörlerinde yer alan nükleer yakıtlar işletme sırasında nötron ve ısı çıkarırlar. Başlangıçta tasarlanmış ömürlerine erişen yakıtlar reaktörden dışarı çıkarılır. Yaygın olarak kullanılmış yakıt adını alan bu yakıt elemanları içinde bölünme (fisyon) ürünleri, başlangıçtaki bölünebilir malzemenin (uranyum) büyük bir kısmı ile yeni üremiş bölünebilir malzeme (genellikle plütonyum) ve nötron yakalanma tepkimesinden kaynaklanan radyoaktif elementler bulunur. Kullanılmış yakıt içindeki uzun yanlanma süreli radyoaktif elementler ve bölünme ürünleri insan ve çevre için potansiye! bir tehlike gösterdiklerinden çok uzun süreyle canlıların yaşadığı ortamdan yalıtlanmalıdırlar. İşte kullanılmış yakıtlara bu yalıtlama işi için uygulanan bütün işlemlere 'kullanılmış yakıt yönetimi' adı verilir. Hafif sulu reaktörlerden çıkan kullanılmış yakıtların 1 ton ağır metal' başına yıllara göre yaydıkları toplam radyoaktivite aşağıda verilmiştir: 1 yıl sonra: 8,57*10 16 Bq 10 yıl sonra: 1,443*10 16 Bq 100 yıl sonra: 1,508*10 15 Bq 1000 yıl sonra: 6,446* Bq yıl sonra: l,735*10 13 Bq yıl sonra: 7,622*10" Bq (Yakıtların MW.gün/metrik ton ağır metal değerinde yandığı kabul edilmiştir.) Kullanılmış yakıtlar yalnızca radyoaktivite yaymazlar; bölünme ürünlerinden kaynaklanan ısı çıkışı da söz konusudur. İlk çıktıklarında 1 ton ağır metal başına W'ı bulan ısı çıkışı, 10 yıl sonra 2000 W'a, 100 yıl sonra 800 W'a, 1000 yıl sonra 200 W'a, yıl sonra 100 W'a ve yıl sonra da W'a düşer. Bu bilgilerden de anlaşıldığı üzere kullanılmış yakıtlar dikkatle ve özenle işlem görmesi ve saklanması gereken radyoaktif malzemelerdir. 2.DÜNYADA BİRİKEN KULLANILMIŞ YAKIT MİKTARI Dünyada hâlen (Mayıs 1997) 444 nükleer güç reaktörü çalışmakta, ürettikleri TWTi'lik elektrik enerjisi ile dünya toplam elektrik enerjisi üretiminin yaklaşık % 17'sini sağlamaktadır. Bu reaktörlerden 1995 yılında çıkmış olan kullanılmış yakıt miktarı t olmuştur. Bu değerin 2000 yılında t'a erişeceği öngörülmektedir. Bu yakıtların yaklaşık 1/3'ü yeniden işleme sokulmuş, kalan 2/3'ü ise kesin karara vanlıncaya kadar bekletmeye alınmıştır. İleriki yıllarda da aynı yaklaşımın devam edeceği sanılmaktadır. Bu konuda daha ayrıntılı bilgi Tablo 1'de verilmiştir. İlk çıkan kullanılmış yakıtlar reaktör binası içindeki (Rİ) havuzlarda bekletmeye alınır. Bu tesisler reaktör binasının ve reaktör yakıt yenileme çevriminin bir parçasıdır. Bu havuzlardan alman kullanılmış yakıtlar lisanslanmış reaktör alanı içinde, ama reaktör binası dışındaki (RD-AÎ) havuzlarda olduğu kadar reaktör alanı dışında (birden çok reaktör olması duaımunda merkezî bir alanda) da (RD-AD) bekletilmeye alınabilir. Bu şekilde yakıtlardan çıkan ısının alınması ve kısa yarılanma süreli radyoizotopiann tükenmesi sağlanır. Bu tür bekletme tesisleri (RD) kullanılan ortamın türüne göre de ikiye ayrılır; sulu ve kuru ortamlı bekletme tesisleri. Sulu ortam tesislerinde su dolu havuzlar söz konusudur. Kullanılmış Ağır metal: kullanılmış yakıt içinde bulunan uranyum izotopları, yeni üreyen plütonyum ve aktinitlerin toplam ağırlığıdır. Bu değer içinde zarf malzemesi ve diğer fisyon ürünleri yer almaz. 30

3 yakıtlar sepetler veya kanisterler içinde su dolu havuza yerleştirilir. Kuru ortamlı tesislerde kullanılmış yakıtlar inert gaz veya hava ortamında korunur. Kullanılmış yakıtlar masif kasklar içinde olduğu kadar, toprak yüzeyinde veya hemen altında takviyeli betondan inşa edilmiş mahzenlerde bekletmeye alınır. Çeşitli ülkelerde işletme veya inşa hâlindeki reaktör alanı dışındaki bekletme tesislerine ait bilgiler Tablo 2'de verilmiştir yılında t'un üzerinde kapasiteye sahip bekletme tesisi işletme halindeydi. RD bekletme tesislerinde kullanılmış yakıtlar uzun süreler güvenli bir şekilde stoklanabilir; bazı tesislerde 30 yılı aşkındır bekletilen kullanılmış yakıtlar bulunmaktadır. Hemen bütün nükleer güç reaktörü sahibi ülkeler günümüzde Rİ bekletme tesislerinin kapasitelerini arttırma yoluna gitmektedir. Bazı ülkelerde Rİ tesisler yeterli kalmadığından RD (hem AD, hem de Aİ) tesisler kurulmaktadır. Söz konusu ülkeler daha çok kuru ortamlı bekletme tesislerini tercih etmektedir. Nükleer santralın projelendirilmesi sırasında Rİ ve RD (Aİ) bekletme tesislerinin de önceden planlanması gerekmektedir. Bu planlamayı etkileyen en önemli faktörlerden biri, kalp içi ve kalp dışı nükleer yakıt çevrimi stratejileridir. 3. KULLANILMIŞ YAKIT YÖNETİMİNDE İZLENEN ADIMLAR Nükleer güç reaktörlerine sahip ülkelerde uygulanan nükleer yakıt çevrimleri açık çevrim ve kapalı çevrim olmak üzere iki yol izler. Kısaca belirtmek gerekirse açık çevrimde egemen olan felsefe kullanılmış yakıtlardan hiçbir şekilde yararlanılmamasıdır; böylece kullanılmış yakıtlar yeniden işlemeye sokulmadan RD (Al veya AD) bekletme yerlerine alınır. Artık kullanılmış yakıt yüksek aktiviteli bir radyoaktif atık (HLW) işlemi görmektedir. Kesin gömü (repository) yerleri kurulması durumunda bekletmeye alınan kullanılmış yakıtlar bu depolama yerlerine yerleştirilecektir. Kapalı çevrimde ise esas olan felsefe kullanılmış yakıtlar içindeki üremiş plütonyum ile kullanılmamış uranyumun enerji hammaddeleri olmasından hareketle bunların yeniden çıkarılıp kullanılmasıdır. Bu bakımdan kapalı çevrimde kullanılmış yakıtlar, bekletme tesislerinde belirli bir süre bekletildikten sonra yeniden işleme tesislerinde kimyasal ayırma işlemine tabi tutulur. Kapalı ve açık çevimleri özetleyen akım şeması Şekil-l'de verilmiştir. Şekil-l'den de anlaşılacağı üzere hangi yakıt çevrim stratejisi seçilirse seçilsin RD ara depolama (veya bekletme) tesisi kaçınılmaz olmaktadır. Bu arada pek çok ülkenin yukarda belirtilen iki yakıt çevrimi stratejisinden herhangi birini benimsememiş olduğunu, dolayısıyla kesin karar verinceye kadar kullanılmış yakıtlarını ara depolama tesislerinde beklettiğini belirtmek gerekir (Tablo-3). Kesin karar verme aşamasındaki ülkelerin bir kısmı kullanılmış yakıtlarının belirli bir bölümünü yeniden işlemeye gönderdiğini, diğer bölümünü ise doğrudan depolamaya gönderdiğini vurgulamak gerekir. 4. KULLANILMIŞ YAKIT YÖNETİMİ SEÇENEKLERİ Kullanılmış yakıt yönetiminde bugüne kadar edinilmiş olan tecrübelere göre bir ülkenin yönetim seçimini etkileyen etkenler şöyle özetlenebilir: * Teknolojik etkenler: kapalı çevrim seçeneğinde en önemli husus yeniden işleme teknolojisidir; yüksek aktiviteli radyoaktif malzemelerin ve bölünebilir maddelerin kullanılmasından dolayı çok hassas ve yüksek derecede güvenlik gerektiren bu teknoloji birkaç ülkenin elindedir. Bazı ülkeler de bu teknolojiyi laboratuvar veya pilot çapta 31

4 geliştirmeye çalışmaktadır. Bunun dışında derin gömü yerlerinin (repository) aranması, bulunması ve dayanıklılık testlerinin sürdürülmesi de ileri teknolojik çalışmalar gerektirir. Politik etkenler: nükleer silahların yayılmasını önleme anlaşması (NP'l) nükleer silahların yayılma endişesini taşıyan dünya ülkelerini birdizi önlemlerin alınmasına zorlamaktadır. Yeniden işleme bu bakımdan birinci derecede risk taşıyan bir yöntem olarak kabul edilmektedir. Bunun sonucunda yeniden işleme teknolojisi her ülkeye verilmemekte, bu teknolojiye sahip ülkeler sıkı bir uluslararası denetime sokulmaktadır. Kullanılmış yakıtlarını başka ülkelerin yeniden işleme tesislerinde işleten ülkeler elde edilen plütonyumun nükleer silah yapımında kullanılmasını önlemek bakımından çok sıkı denetime tabi olmaktadır. Dolayısıyla yeniden işlemeyi içine alan kapalı çevrimi seçecek olan ülkenin çeşitli uluslararası denetimleri göze alması ve çok iyi kanıtlanmış bir nükleer programı uluslararası kamuoyuna sunması gerekir. Sosyo-psikolojik etkenler: kullanılmış yakıt yönetiminde hangi seçenek ele alınırsa alınsın, öncelikle kurulacak tesislerin hemen civarında yaşayanların, daha genel olarak ülke kamuoyunun bu etkinlikleri kabul etmesi önemli bir husustur. Halkın anlamadığı şeylerden korkması önemli bir sosyo-psikolojik olgu olduğundan, teklif edilen tesis veya tesislere duyulan ihtiyacın, bu tesislerden beklenen yararın ve işletmede uygulanacak yüksek güvenliğin öneminin anlatılmasını hedefleyen başarılı bir kamuoyu bilgilendirme programının yürürlüğe konulması gerekir. Unutulmaması gereken en önemli hususlardan biri anti-nükleer propagandanın kullanılmış yakıtlar ve yüksek aktiviteli radyoaktif atıkların yönetimi noktasında yoğunlaştığıdır. Ekonomik etkenler: bir ülke için belirli bir kullanılmış yakıt yönetimi seçeneğinin kabul edilmesinde toplam maliyet ve masrafların zaman içinde dağılımı önemli bir husus olabilir. Söz gelimi, bir ülkede yeniden işleme tesisi kurulması nükleer güç programının daha ilk safhalarında önemli bir fonun ayrılmasını gerektirebilir ve ortaya çıkan mali yük söz konusu ülkenin ekonimisininin imkanlarının ötesine geçebilir. Ancak, bu tür tesislerin ticari amaçlı olarak kullanılabildiği unutulmamalıdır. Yeterli kapasitedeki bir yeniden işleme tesisinin fazla kapasitesi başka ülkelerin istifadesine sunulabilir. Öte yandan, kullanılmış yakıtların depolanması seçeneğinde uygun bir tesisin nükleer güç reaktörlerinin çalışmaya başladığı ilk zamanlarda kurulması gerekir. Bu da önemli bir yatırımı gerektirir. Bu bakımdan nükleer güç programımda belirlenecek nükleer güç santralı sayısına göre merkezi bir RD depolama tesisinin kurulması, işletme masraflarının düşürülmesi bakımından önemli olabilir. Taşımacılık etkeni: kapalı veya açık yakıt çevrimi seçeneklerinin hepsinde ortak olan husus kullanılmış yakıtların veya radyoaktif malzemelerin nükleer santraldan depolama yerlerine, buralardan yeniden işleme tesislerine, bu tesislerden uzun süreli depolama yerlerine taşınması zorunluluğudur. Burada önemli olan nokta ticari yönden ve kamuoyu bakımından kabul edilmiş bir taşımacılık sisteminin yerleştirilmesidir. Nükleer santral sahibi hemen bütün ülkeler belirli ölçüde kullanılmış yakıt taşıması yapmıştır. Bu konuda da özel geliştirilmiş araçlar ve kaplar kullanılmaktadır. Hepsi UAEA'nın belirlediği ve uluslararası toplumda kabul görmüş yönetmeliklere göre taşıma işlemi yapmaktadır. 4.1 Bazı ülkelerde uygulanan kullanılmış yakıt tercihleri Yukarda belirtilen etkenlere göre güçlü nükleer programlan olan bazı ülkelerin kullanılmış yakıt yönetiminde uyguladıkları poltikalar aşağıda verilmiştir; bu ülkeleri, kabul etmiş olduklan yönetim biçimine göre iki ayn grupta incelemek mümkündür. Bunlar, yeniden işlemeyi veya kapalı çevrimi kabul etmiş olan ülkeler ile, yeniden işlemeyi kabul etmeyen veya açık çevrim uygulayan ülkeler olarak iki ayn grupta mütalaa edilebilir: 32

5 4.1.1 Yeniden işlemeyi kabul etmiş ülkeler Fransa Yeniden işleme daha 1970'li yıllardan itibaren seçilmiş bir yöntemdir. Fransa'nın tercih ettiği hafif sulu reaktör (LWR) teknolojisine bağlı olarak 1982 yılında bu karar alınmış, 1985 yılından itibaren de Fransız Elektrik İşletme İdaresi (EDF) kullanılmış yakıtlardan çıkan plütonyumu yakıt malzemesi olarak kullanabileceklerini teyit etmiştir. Günümüzde Fransa LWR kullanılmış yakıtlarının yemden işlenmesi hususunda en tecrübeli ülke konumuna gelmiştir. Nitekim, 1994 yılı ortası itibariyle La Hague tesislerinde ton'dan fazla LVVR kullanılmış yakıtı işlenmiştir. Buna paralel olarak, kullanılmış yakıtların yeniden işlenmesinden elde edilen plütonyumu kullanan karma oksit yakıtlar (M0) 900 MWe'lik nükleer güç santrallannda kullanılmaktadır. Japonya Japonya'nın yeniden işlemeyi içine alan kapalı çevrimi tercih etmesinde gerekli olan üç şart tam olarak mevcuttur: 1) doğal enerji kaynaklarından yoksun olma; 2) kabul görmüş uzun vadeli bir nükleer güç programının uygulamaya konması ve diğer sahalarda olduğu kadar nükleer yakıt çevriminde de tam bir özerkliğin politika olarak seçilmiş olması; 3) önemli bir nükleer güç programının varlığı. Bunun sonucu olarak Japonya İngiliz BNFL ve Fransız COGEMA firmaları ile anlaşmalar yaparak 2000 yılında ton kullanılmış yakıtı yeniden işlemeye sokmayı planlamaktadır. Bunun yanı sıra, Tokai Mura'da kurulmuş olan yeniden işleme tesisi yıllık 90 ton kullanılmış yakıt işleme kapasitesine erişmiştir. Fransız teknolojisi kullanacak olan bir başka yeniden işleme tesisi (800 ton/yıl kapasiteli), Rokkasho Mura'da 2000 yılında işletmeye alınacaktır yılı itibariyle Japon reaktörlerinden yılda yaklaşık ton kullanılmış yakıt çıkacağı hesaplandığından, 2010 yılından itibaren ikinci bir yeniden işleme tesisinin kurulması öngörülmüştür. Ayrıca, 100 ton/yıl kapasiteli bir M0 yakıt fabrikası da planlanmıştır. ingiltere Magnox tipi yakıtların yemden işlenmesinde belirli bir tecrübe kazanan İngiltere, 1994 yılında BNFL tarafından işletmeye açılan Sellafield-Thorp tesisine sahiptir. Şu anda İngiliz LWR yakıtları için ihtiyaç en düşük düzeyde olduğundan, öncelikle Avrupa ve Japonya'dan gelen kullanılmış yakıtlar işlenmektedir. Thorp tesisinin LWR yakıtlar için 700 ton/yıl ve AGR (İleri Gaz-grafit reaktörler) yakıtları için de 500 ton/yıl'lık kapasitesi vardır. Aynı alan içinde BNFL'nin 1998 yılı için planladığı 100 ton/yıl'lık bir M0 yakıt yapım fabrikası da yer alacaktır. Almanya Federal yasa nükleer santral sahiplerinin 2000 yılına kadar kullanılmış yakıtlarına bir çözüm getirmelerini talep etmektedir. Yeniden işleme kabul edilmiş bir yöntemdir: yıllarını kapsayan dönem için BNFL ve COGEMA ile yemden işleme anlaşması yapılmıştır yılından sonrası için BNFL ve COGEMA ile yeniden işleme görüşmelerinin başlamasıyla Almanya'da yapılması plananlanan Wackersdorf tesisisnden vazgeçilmiştir. Almanya'nın şu anda işletilen bir yeniden işleme tesisi bulunmamaktadır. Hanau'da Siemens tarafından 120 ton/yıl kapasiteli M0 yakıt tesisi tamamlanmıştır. BDTile Orta ve Doğu Avrupa Çelyabinsk tesisi Rus orijinli VVER 440 güç reaktörlerinden çıkan ton kullanılmış yakıtı işlemiştir ve hâlen çalışmaktadır. VVER 1000 kullanılmış yakıtları için ikinci 33

6 bir yeniden işleme tesisinin yapımı durdurulmuştur. Bunun sonucunda bekletme havuzlan tamamen dolmuş ve bu ülkelerde yakıt çevriminin son kısmıyla ilgili politikalar yeniden ele alınmıştır. Çek ve Slovak cumhuriyetleri ara depolamayı tercih etmişlerdir. Diğer ülkeler Belçika, İsviçre ve Hollanda yeniden işleme için COGEMA ile BNFL'nin sınırlı miktarlarda müşterisi olmaya devam etmektedir. COGEMA ile kontrat imzalayan İsveç, nükleer programını sınırlayınca ulusal depolama programına geçmiştir Yemden işlemeyi kabul etmeyen ülkeler ABD Kullanılmış yakıtların yeniden işlenmesine geçen ilk ülke olan ABD'de Barnwell tesisi 1977'de faaliyete geçmiştir yılında kabul edilen Nükleer Atık Politikası Anlaşması (NWPA) s kullanilmis yakitlann yeniden işlenmeden gömülmesini kabul etmiştir. DOE'nin s programına göre K'ünOT^^ álímp; zırhlâmatesisferine, oradan da ára ~ depolama tesislerine sevkedilecektir; nihayet, 1998 yılından itibaren jeolojik gömü yerlerinde gömülme işjemi yapılacaktır. Yerel direnişler karşısında ilk zırhiama işlemi resmen 2003, gayri resmi olarak' da yılına ertelenmiştir, DOE tarafından Yucca Dağı 'nda 1994 yılında gömü... yeri araştırması başlamıştır. İsveç COGEMA ve BNFL'nin ilk müşterlerinden olan İsveç, 1980 yılında aldığı kararla 2020 yılından itibaren nükleer güç programını durdurma kararı almıştır. Bu kararın devam etmesi durumunda biriken 8'000'ton kullanılmış yakıtın ara depolanması için mevcut tesislerin büyütülmesi gerekecektir. Ancak, diğer enerji kaynaklarından çıkan kirlenmeyi önlemek maksadıyla yeniden nükleer güce dönme eğilimi belirmiştir Kararsız ülkeler Güney Kore Yeniden işleme tercihi için gerekli bütün şartlan taşımaktadır. Ancak, jeopolitik konumu alacağı kararı etkileyecektir. Bu arada G. Kore merkezî bir ara depolama tesisi kurmayı planlamaktadır. Bu proje yerel direnişle karşılaşmıştır. Bu tesisin işletmeye alınacağı 1998 yılına kadar nükleer santrallarda bulunan havuzları dolmuş olacaktır. Tayvan Bu ülkede etkili olan ABD Rİ ara depolama kararı alınmasını sağlamıştır. Bununla birlikte nükleer enerjiye karşı kamuoyu oluşması, elektrik idaresini, bütün seçenekler de dahil olarak yeni bir değerlendirme yapmaya zorlamaktadır. Depolama problemlerini 1999 yılından itibaren kuru ortam depolama ile çözmeye çalışmaktadır. Yeniden işleme düşünülmemektedir. İspanya Bu ülke kesin bir kullanılmış yakıt yönetimi seçmemiştir. Şu anki durumda açık çevrim seçilmiştir, ama henüz bir faaliyete geçilmemiştir. Bununla birlikte yeniden işleme tamamen seçim dışı bırakılmamıştır. 34

7 S. YENİDEN İŞLEME Yeniden işleme günümüzde kullanılmış yakıt yönetiminde uygulanan olgunlaşmış ve güvenliği kanıtlanmış bir teknolojidir. Açık çevrimde ancak bir kısmı kullanılan başlangıçtaki uranyumdan daha fazla enerji elde edilmesini sağlar. Yeniden işleme sonucu üretilen plütonyum da termal güç reaktörlerinde enerji verebilen yararlı bir bölünebilir maddedir. Bunun dışında, yeniden işlemeye girecek kullanılmış yakıtlar içindeki toplam radyoaktivitenin düşürülmesi maksadıyla üreyen aktinitlerin reaktörde daha fazla yakılmasına da katkıda bulunur. Yeniden işlemenin sağladığı yararların yanı sıra ortaya bir dizi çevreyle ilgili problem de çıkar. Yeniden işleme gibi karmaşık bir işlem Şekil-2'de verilmiştir. Bu şemadan da görüldüğü gibi işlem sırasında uranyum ve plütonyumun dışında gaz, sıvı ve katı biçiminde ve düşük (DA), orta (OA), yüksek (YA) ve çok yüksek aktivitede (ÇYA) atıklar ortaya çıkar. Sıvı ve katı atıkların aktivitě düzeylerine göre çimentolama, bitümleme ve camlaştırma gibi yöntemlerle çevreye tamamen zararsız bir duruma sokulması mümkündür. Gaz atıkların (Kr, trityum, iyot, vd.) çok büyük bir kısmı ise çeşitli tuzaklarda tutulduktan sonra geriye kalan kısmı iyice seyrelmiş olarak ve ICRP 2 'nin öngördüğü salınım sınırlannın altında atmosfere bırakılmaktadır. Örnek olarak La Hague tipinde (1600 ton/yıl LWR yakıtı) bir yeniden işleme fabrikasından çıkan ve atmosfere salman gaz atık aktiviteleri aşağıda verilmiştir: Yılda işlenenen aktivitě S5 Kr-6,29*10 17 Bq/yıl 3 H -4,07*3 O 15 Bq/yıl 129 I -2,25*10 12 Bq/yıl Diğer BÜ-3,7* Bq/yü İCRP sınırlannın altında atmosfere salınım aktivitesi 85 Kr-3,7*10" Bq/yıl 3 H - 1,85*10 15 Bq/yı! 129 I -7,4*10 10 Bq/yıl Diğer BÜ- 3,7*10" Bq/yıl Etkin faktör 85 Kr- 1,7 3 H - 2,2 I29 I -30,4 Diğer BÜ- 10 s 6. TÜRKİYE İÇİN ÇIKARILACAK SONUÇ Türkiye'nin 2030 yıllanna kadar olacak elektrik enerjisi ihtiyacı, alternatif enerji kaynaklan ve kurulması gereken nükleer güç santrallan senaryolannına 3 göre, 2030 yılma kadar ila MWe gücünde değişik tiplerde reaktör kurulması öngörülmektedir. Böylesine önemli bir nükleer program gerçekleşme yoluna girerse kullanılmış yakıtlann yönetimi konusunda seçilecek politikalann ülke çıkarları ve teknoloji gelişimi dikkate alınarak TAEK tarafından planlanması gerekecektir. Bu planlamada, plütonyumun MO yakıtı olarak kullanılıp kullanılmaması, RD-Aİ veya AD ara depolama yerlerinin ve kapasitelerinin seçimi, yeniden işleme veya doğrudan gömme seçeneklerinin irdelenmesi, 4 yapılacak seçimde yeniden işleme karan alınması durumunda, yurt içinde bir tesiste mi, yoksa yurt dışında mevcut tesislerde mi yaptınlması, yeniden işleme durumunda çıkacak YA ve ÇYA camlaştınlmış atıklann hangi tür depolama yerlerinde depolanacağı, ve nihayet muhtemel jeolojik gömü yerlerinin tesbiti, gibi hususlar ele alınmalıdır. İCRP: Uluslararası Radyolojik Koruma Komisyonu (International Commission on Radiaoiogical Protection) Üzmen, R., Can, Ş., Aybers, T., Güreli, L., Can, F. "Proposal of Nuclear Fuel Cycle Options for Turkey", International Symposium on Nuclear Fuel Cycle & Reactor Strategies, Viyana, 3-6 Haziran 1997de sunulan bildiri. 35

8 FAYDALANÎLAN KAYNAKLAR 1) ÍAEA-INSTN, Saclay, 1-26 Eylül 1980, "Le cycle du combustible nucléaire" kurs notlan. 2) "Nuclear Power, Nuclear Fuel Cycle and Waste Management: Status and Trends 1995", Part C of the IAEA Yearbook ) IAEA-INSTN, Saclay, 24 ekim-11 Kasım 1994, Nuclear Fuel Activities: Evaluation of Onions" l-:urs notlan. 4) "Evaluation of Spent ^ucl" as a Final Waste Form", Technical Report Series No. 320, IAEA, Viyana, ) "Options, Experience and trends in Spent Nuclear Fuel Management", Technical Report Series No. 378, IAEA, Viyana,

9 TABLO 1 DÜNYADA ÜRETİLEN KULLANILMIŞ YAKIT MİKTARLARI (ton) Üretilen kullanılmış yakıt Yeniden işleme sokulacak kullanılmış yakıt Bekletilen kullanılmış yakıt (ara depolama) TABLO 2 RD ARA DEPOLAMA KAPASİTESİ İşletme halinde İnşa halinde Planlanan (1994 yılı-ton ağır metal) Kapatılmış/beklemede ABD Almanya Arjantin Belçika Bulgaristan 600 Çek Cumh. Çin Finlandiya Fransa Hindistan Japonya İngiltere İspanya İsveç Kanada Kore Cumh Litvanya 350 Macaristan 160 Rusya Fed Slovakya 600 Ukrayna 1900 TOPLAM

10 Yakıt ve atık koşullandırma Kazanılan bölünebilir malzeme (U ve Pu) ŞEKİL-1 KULLANILMIŞ YAKIT YÖNETİMİ ADIMLARI (Rİ-Reaktör içi, RD-Reaktör dışı)

11 TABLO-3 ÇEŞİTLİ ÜLKELERDE KABUL EDİLEN KULLANILMIŞ YAKIT YÖNETİMİ YAKLAŞIMLARI Beklemede Doğrudan depolama Yeniden işleme Arjantin Belçika Brezilya Bulgaristan Kanada Çin Çek Cumhuriyeti Finlandiya Fransa Almanya Macaristan Hindistan İtalya Japonya Kore cumhuriyeti Litvanya Meksika Hollanda Pakistan Romanya Rusya Federasyonu Slovakya Slovenya Güney Afrika İspanya İsveç İsviçre Ukrayna İngiltere ABD 39

12 Gaz acık salınımı KULLANILMIŞ YAKIT CIRI S DEPOLAMA KESME -&- ÇÖZME DURULTMA 4 Teknolojik atık Zarf ve tapalar. 4 Çıkış denetimi Yıkama DIŞ KAP (OA) ZARFLAR (YA) YAPI PARÇALARI(YA) ÇİMENTOLAMA 4 OQ 0 Bölünme ürünleri Derişikleşm. M CAMLAŞTIRMA BU KONSATRELERUÇYAT TORTU (OA) BİTÜMLÜ KAPSÜLLEME Depolanan acık ' I J Lizaklaştırılanj..kalıntı ŞEKİL-2 YENİDEN İŞLEME AKIM SEMASI.