1. Ulusal Nükleer Yakıt Teknolojisi Sempozyumu, 3-5 Eylül 1997, ÇNAEM, İstanbul. Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, İstanbul

Transkript

1 . Ulusal Nükleer Yakıt Teknolojisi Sempozyumu, 3-5 Eylül 997, ÇNAEM, İstanbul NÜKLEER YAKIT ÇEVRİMLERİ (ÇAĞRILI BİLDİRİ) _ Şevket CAN TR Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, İstanbul ÖZET Nükleer enerjinin kaynağı bir nötronun çarpması ile ağır atom çekirdeklerinin bölünerek daha hafif çekirdekler olan fisyon ürünleri ile birkaç nötron ve gama radyasyonu vermesidir. Nükleer Yakıt Çevrimi, özel bölünebilir (fisll) 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. Başka bir ifadeyle. Nükleer Yakıt Çevrimi, geniş anlamıyla nükleer yakıt üretmek, reaktörde ışınlamak ve ışınladıktan sonra geçici veya kesin olarak depolamak için gereken proses ve operasyonların hepsini ifade eden bir terimdir. Reaktör tipi, yakıt tipi ve kullanılmış yakıt yönetimi opsiyonlarına bağlı olarak değişik nükleer yakıt çevrimleri vardır. Nükleer yakıt çevrimi, uranyum aramalarından başlar ve çevrim sırasında kullanılan ve oluşan malzemelerin son gömülmesi ile sona erer. Kolaylık olması için çevrim iki kısımda incelenir: Reaktörden önceki işlemlere ön-kısım, reaktörden sonraki işlemlere son-kısım denir. ABSTRACT The source of energy in the nuclear reactors is fission of a heavy nuclei by absorbing a neutron and giving fission products, few neutrons and gamma radiation. The Nuclear Fuel Cycle may be broadly defined as the set of processes and operations needed to manufacture nuclear fuels, to irradiate them in nuclear reactors and to treat and'store them, temporarily or permanently, after irradiation. Several nuclear fuel cycles may be considered, depending on the type of reactor and the type of fuel used and whether or not the irradiated fuel will be reprocessed. The nuclear fuel cycle starts with uranium exploration annd ends with final disposal of the material used and generated during the cycle. For practical reasons the process has been further subdivided into the front-end and the back-end. The frond-ennd of the cycle occurs before Irradiation and the back-end begins with the discharge of spennt fuel from the reactor.

2 I. TANIMLAR Nükleer Güç ile ilgili konuların iki kategoride incelenmesi adet olmuştur: ) Elektrik enerjisi veya bir nükleer güç tesisinde ısı üretimi. ) Nükleer Yakıt Çevrimi. A. Nükleer Enerjinin Kaynağı Nükleer Enerji (Atom Enerjisi), bir fisi!(özel bölünebilir) maddenin nötron ile fisyon (çekirdek bölünmesi) reaksiyonundan meydana gelir. Bir fisyonda GİRENLER ÇIKANLAR Fisil madde I Fisyon ürünleri Nötron. Radyasyon Nötronlar ENERJİ Nükleer fisyon reaktörlerinde, enerjinin kaynağı bir nötronun çarpması ile ağır atom çekirdeklerinin daha hafif çekirdekler (fisyon ürünleri) ve birkaç nötron ile P (beta) partikülleri, nötron ve y (gama) radyasyonu spektrumuna bölünmesidir. Ürünlerin kalan kütlesi, başlangıç reaktanlarınkinderî daha azdır ve kütle kaybının tamamına yakını yayımlanan enerji olarak ortaya çıkar. Bu enerjinin de tamamına yakınr fisyon ürünlerinin kinetik enerjisi olarak kalır. Bölünen çekirdekten yayımlanan nötronlar diğer yakıt atomlarının çekirdeklerini bölmeye, dolayısıyla ısı üretmeye, radyasyona, daha yeni nötronlar yaymaya devam ederler. Böylece kendiliğinden sürüp giden bir zincir reaksiyonu meydana gelir. Nükleer güç santrallarında yakıt olarak halen uranyum kullanılmaktadır. Uranyumun hemen hemen tamamı izotoptan ibarettir: Uranyum-35 (f7 9 " 5 ) ve urany um-38 (i/ 38 9 ). Sadece U-35 izotopu fisildir, yani bütün enerjilerdeki nötronları (yavaş nötronlar dahil) absorplayarak bölünebilme yeteneğindedir. Öte yandan U- 35, doğal uranyumun sadece %0.7 'i kadardır. Bazı reaktörler yakıt olarak doğal uranyumu kullanabilirse de bugün termal reaktörlerin çoğu biraz zenginleştirilmiş uranyum kullanırlar, burada U-35 oranı yaklaşık %3 civarına yükseltilmiştir. Bugün bilinen 3 tane fisil madde vardır:. U 35 Doğada var. Doğal Uranyum içinde %0.7. Pu 39 Doğada yok. Reaktörde U 38 'den oluşur. 3. U 33 Doğada yok. Reaktörde Th 3 'den oluşur. U 3e (U-38) ve Th 3 (Th-3) maddelerine kaynak madde (doğurgan) denir. Kaynak ve fisil maddelerin hepsine nükleer madde denir. Reaktörde tüketilen her gram U kwh enerji eşdeğeridir. Aynı enerji (5 000 kwh) kg kömür veya kg petrol tüketimine eşdeğerdir.

3 Barışçıl amaçlı nükleer enerji kullanabilmek için gerekli olanlar:. Fisil (özel bölünebilir) madde Nükleer Yakıt Reaktörle uyumlu olmalı. Güvenil olmalı, Standart ve speslfikasyonlara uymalı, Güvenilir ve ekonomik olarak sağlanabllmelidir.. Reaktör Fisyonun kontrollü olarak sürdürülmesini sağlar ve fisyon enerjisini elektrik enerjisine dönüştürür. Güvenli İşletilmeli ve diğer detaylı kurallar. U-35 ve U-38 çekirdeklerinden oluşan nükleer yakıtın bir reaktörde ışınlanması adımı sırasında fisyon prosesi ile oluşan enerji yakıttan çekilip alınır. U-35 çekirdekleri fisyon ürünlerine bölünür, bunların bir kısmı oldukça radyoaktiftir. U-38 çekirdeklerinin bir kısmı nötronlarla reaksiyona girer ve radyoaktif olan daha ağır elementlere dönüşür. Bunların en önemlisi Pu-39'dur, U-35 gibifişlidir ve sonradan zincir reaksiyonunu devam ettirebilecek muhtemel bir yakıt malzemesidir. Gerçekten oluşan plütonyumun bir kısmı ışınlanmakta olan yakıtlar daha reaktörün İçinde iken fisyona uğrar ve enerji verirler (uranyum yakıtı ışınlanırken yayılan enerjinin /3 kadarı plütonyum fisyonundan gelir). Fisyon reaksiyonlarından meydana gelen ısı, soğutucu tarafından yakıt demetlerinden buhar devresine transfer edilir, bu devre türbin İle bağlantılıdır. Türbin de dönerek eletrik enerjisi üretir. B. NÜKLEER YAKIT ÇEVRİMLERİ Fisil 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... Başka bir İfadeyle, Nükleer Yakıt Çevrimi, geniş anlamıyla nükleer yakıt üretmek, reaktörde ışınlamak ve ışınladıktan sonra geçici veya kesin olarak depolamakiçin gereken proses ve operasyonların hepsini ifade eden bir terimdir. Reaktör tipi, yakıt tipi ve kullanılmış yakıt yönetimi opsiyonlarına bağlı olarak değişik nükleer yakıt çevrimleri vardır.. Tek geçişil yakıt çevrimleri LWR (PWR) HWR(CANDU). Termal reaktör geri dönüşlü yakıt çevrimi (MOX yakıt) 3. Hızlı üretken reaktör yakıt çevrimi (FBR) 4. Toryumlu Yakıt çevrimleri Genelleştirilmiş Nükleer Yakıt Çevrimi Semasım (Şekil )

4 C. NÜKLEER YAKIT ÇEVRİMİNİN KISIMLARI URANYUM CEVHERJ ARAMALARI URANYUM CEVHERİNİN ÇIKARILMASI- URANYUM KONSANTRESİ ÜRETİMİ Ticar[ Uranyum Bileşiği(~%60DoağlU) SAFLAŞTIRMA VE DÖNÜŞÜM Nükleer saflıkta uranyum bileşiği üretimi UO tozu üretimi (doğal %0.7 U 35 ) Zenginleştirme yapılacaksa UF üretimi UF 6 üretimi ZENGİNLEŞTİRME (>%3 U 35 ) Fakir UF 6 depolama ( %0.5 U 35 ) Zengin UF 6 -»UO dönüşümü YAKIT FABRİKASYONU UO tozu hazırlama (Doğal veya zengin UO ) Pu kullanılacaksa (U,Pu)O hazırlama Th kullanılacaksa (U,Th)O hazırlama Presleme (sillndirik pelet) Sinterleme (700=C fırın) Pelet yüzeyi hazırlama Yakıt zarfı hazırlama (zirkonyum alaşımı boru) Hafif sulu reaktör yakıtları için 4. m Ağır sulu reaktör yakıtları için 0.5 m Yakıt elemanı yapımı (pelet dolu boru uçlarının kaynatılması) Demet yapımı (yakıt elemanlarının belli sayıda birleştirilmesi) Hafif sulu reaktör yakıtları için kare düzenli 300 eleman Ağır sulu reaktör yakıtları için daire düzenli 37 eleman REAKTÖRDE IŞINLANMA (FİSYON) SON KISIM KULLANILMIŞ YAKITIN GEÇİCİ DEPOLANMASI (en az 6 ay) karar verilmişse YENİDEN İŞLEME (U ve Pu kazanımı) UZUN SÜRELİ DEPOLAMA (kullanılmış yakıt veya yeniden işleme atığı) SON GÖMME İŞLEMİ NÜKLEER YAKIT ÇEVRİMİ İLE İLGİLİ ENDÜSTRİYEL FAALİYETLER Zirkonyum Metal Üretimi Zlrkaloy Soru Üretimi Ağır Su Üretimi Yüksek Seviyeli ve Diğer Atık Yönetimi Nükleer Madde ve Radyoaktif Madde Taşımacılığı

5 II. NÜKLEER YAKIT ÇEVRİMİ PROSESLERİ VE TESİSLERİ Burada temel Nükleer Yakıt Çevrimi prosesleri kısaca tanımlanacaktır. Aynı zamanda Nükleer Yakıt Çevrimi tesislerinin coğrafik dağılımları ve kapasiteleri tablolar ile gösterilecektir. Tablolarda kapasiteler tesisin işletme durumları (İşletmede, beklemede, gelecekte, kapalı) ile beraber verilmiştir. 'Gelecekte' durumu lisans bekleyen tesisleri, inşa halindeki tesisleri, planlanmış tesisleri ve inceleme safhasında olan projeleri ifade etmektedir. A. DÜNYA URANYUM VE TORYUM KAYNAKLARI Dünya uranyum ve toryum kaynakları hakkında burada kısaca bilgi verilecektir. Tablo Dünya Bilinen Uranyum Kaynakları Tablo Dünya Bilinen Toryum Kaynakları B. URANYUM MADENCİLİĞİ VE CEVHER İŞLEME 970'lerln sonlarında nükleer enerjinin planlanmış büyümesi yoğun uranyum kaynakları arama ve çıkarma faaliyetlerini motive etmiştir, Gerçekte nükleer enerji büyümesi ve İlgili uranyum tüketimi tahminlerin çok altında olmuştur. 980'lerde uranyum üretimi sivil nükleer programlarda tüketilenden fazla olmuş ve büyük çapta sivil doğal uranyum stokları oluşmuştur. Bunun sonucunda yüksek maliyetli uranyum üretim merkezleri kapanmıştır. Bugünkü uranyum üretimi, dünya sivil nükleer programının uranyum talebinin sadece %60 kadarını karşılamaktadır, aradaki fark uranyum envanterinden karşılanmaktadır. Dünya çapında stoklardaki kullanılabilir uranyum miktarı, Doğu Avrupa ülkelerindeki yeni değişimler sebebiyle tam alarak bilinememektedir. Bu ülkelere ait uranyum envanterleri ve üretimleri şimdi dünya piyasasında bulunabilmektedir. Sivil stoklara ilave olarak askeri rezervlerden (nükleer başlıklı füzelerden) de yüksek zenginlikteki uranyum seyreltilecek ve LWR yakıtı olarak kullanılacaktır. Bunun arkasından sökülen nükleer füze başlıklarından plütonyumların ne yapılacağı, yakıt olarak kullanılıp kullanılmayacağı tartışılmaktadır(). Uranyumun çoğu konvenslyanel uranyum maden yataklarından ve cevher işleme tesislerinde üretilmektedir. Uranyum cevherleri genellikle %0. l-%0.5 uranyum İçerir, bunun yanında çok düşük uranyumlu (%0.03-%0.04 uranyum) cevherlere ve daha yüksek (%0 uranyuma kadar) cevher yataklarına da rastlanmıştır. Cevherler yakın bir cevher işleme tesisinde işlenir ve uranyum konsantresi üretilir. Eğer varsa, aynı yöredeki birkaç uranyum madeninden çıkan cevherler bir işleme tesisinde kullanılır. Cevher İşleme tesisinin dizaynı, söz konusu cevherin özelliklerine sıkıca bağlıdır. Son ürün uranyum konsantresldlr (sarı pasta). Uranyum üretiminde bazen konvenslyonel olmayan yöntemler (yerinde çözündürme ve yığma çözündürme gibi) kullanılır. Yerinde çözündürme cevher yerin altında dururken kullanılır. Oksijen bakımından zengin çözündürme çözeltileri ile zorlamalı delikler vasıtasıyla uranyum cevherden çözülüp alınır. Toplanan çözeltiden konvenslyonele benzer yöntemlerle kazanılır, Ancak belirli Jeolojik özelliklere sahip yataklarda kullanılabilen bir yöntemdir. Üretim maliyeti düşük olduğundan dünyadaki kulanım oranı artmaktadır ve bugün üretim yöntemlerindeki payı %5 civarındadır. Bu tür uranyum üretimi çevre bakış açısından daha kabul edilebilir bir yöntemdir. Öte yandan bu yöntem yer altı su kaynaklarını kirletebilir, bu sebeple üretim bittikten sonra genellkle bir restorasyon gerekmektedir. Yığma çözündürmesi düşük dereceli cevherlerden uranyum kazanılmasında kullanılmakta olan bir proses olup genellikle bir konvenslyonel uranyum madenciliği ve cevher İşleme tesisi ile beraber bulunur,

6 Uranyum cevher işleme kapasiteleri ve işletme durumları Tablo 'de verilmiştir. Uranyum, yaş yöntem fosforik asit üretiminden ve bakır cevheri işletmesi sırasında yan-ürün olarak da kazanıiabilir. Ayrıca kömür külleri ve deniz suyu gibi konvensiyonel olmayan kaynaklardan da prensip olarak kazanıiabilir. Fosfat kayaçlarından uranyum kazanılması için bazı yöntemler geliştirilmiş, bunlardan solvent ekstraksiyon yöntemine dayanan üçü ticari duruma ulaşabilmiştir. Bu proseslerin ticari hale geçmesi göstermiştir ki DEHPA-TOPO prosesi, fosforik asitten uranyum kazanılmasında kullanılabilir en iyi teknolojidir. DEHPA-TOPO prosesini kullanan uranyum kazanma tesisleri, Belçika, Kanada ve ABD'de başarıyla işletilmektedir. Uranyum fiyatlarının düşmesi sebebiyle bazı tesislerin üretimleri durdurulmuştur. Bununla beraber, daha iyi piyasa şartlarında fosforik asit sanayii önemli bir uranyum üreticisi olacaktır. Fosforik asitlerden yan-ürün olarak maksimum uranyum üretimi, bugünkü fosforik asit tesislerine dayanarak,,000 fon U/y olabilecektir. Fosforik asitten uranyum üretimi kapasiteleri Tablo 4'de verilmiştir. C. URANYUM SAFLAŞTIRMA VE DÖNÜŞÜM Uranyum madenciliği ve cevher işlemeden gelen ticari uranyum konsantrelerinin saflaştırılması ve dönüşümü prosesinde, konsantreler nitrik asitte çözülür, TBP kullanarak solvent ekstraksiyonu ile saflaştırılır ve nükleer saflıkta uranyum bileşiği olarak çöktürülür (bu genellikle amonyum diuranat olur). Çökelek kavrularak UO 3 ve sonra indirgenerek UO tozu elde edilir. UO nükleer yakıflann femel kimyasal bileşiğidir. Saf ve sinterlenebilir UO, doğal uranyumla çalışan basınçlı ağır su reaktörleri (PHWR) için yakıt fabrikasyonunda kullanılır. Hafif sulu reaktörler (LWR), fisil uranyum izotopu olan U 35 bakımından zenginleştirilmiş uranyumlu yakıt kullanır. Bugün kullanılmakta olan zenginleştirme prosesleri, proses besleme maddesi olarak gazlaşabilen bir bileşik olan UF Ó isterler. UF 6 ise UO 'den itibaren ana adımda üretilir. Uranyum dioksif, hidroflorürleme (HF) ile uranyum fetraflorüre (UF 4 ), sonra da elementel flor (F ) ile florinasyon yoluyla uranyum hegzaflorüre (UF^ dönüştürülür. Doğal uranyum gaz soğutmalı grafit reaktörlerinin (NUGGR) yakıtları metalik uranyumdan üretilir, metalik uranyum da UF/ün indirgenmesinden elde edilir. Bugün dünyada uranyum dönüşüm kapasitesi ihtiyaçtan fazladır. Tablo 5'de dönüşüm tesisleri ve mevcut işletme durumları verilmiştir. D. URANYUM ZENGİNLEŞTİRME U 35 izotopu bakımından zenginleştirilmiş uranyum, hafif sulu reaktörlerin (LWR) ve ileri gaz soğutmalı reaktörlerin (AGR) yakıtlarında kullanılır. Nükleer Yakıt Çevrimi içinde zenginleştirme, bir kaç sebepten, en önemli proses olarak düşünülür. Uranyumun izotopik zenginleştirilmesi, yüksek teknoloji ve önemli miktarda enerji gerektiren çok çok hassas bir prosestir. Bundan dolayı zenginleştirme maliyeti çok yüksektir (9 USS/SWU, 997 Temmuz sonu). Bugün başkalarına zenginleştirme servisi başlıca 4 ülkedeki firmalarca sağlanmaktadır: ABD, Fransa, ingiltere ve Rusya Federasyonu. Ayırıcı iş Birimi (SWU) sayısı, fakirleştirilmiş uranyum (atık) içindeki U 35 oranının bir fonksiyonudur. Bu oranı ekonomik şartlar, yani uranyum fiyatları ve SWU fiyatları belirler. Bugünkü piyasa şartları bu oranın %0.5-%0.30 arasında olmasını zorlamaktadır. Dünya uranyum zenginleştirme kapasitesi Tablo 6'de verilmiştir. Doğal uranyumda 3 izotop değişmez oranda bir arada bulunur: U 3S (%99.8), U 35 (%0.7) ve U 34 (%54). Bunlardan sadece U 35 termal nötronlarla bölünebilir ve nükleer yakıt olarak kullanılabilen doğal olarak bulunan fek izotoptur. PHWR ve NUGGR yakıt olarak doğal uranyumu kullanırlarken, PWR, BWR, AGR ve RBMK tipi

7 rektörler yakıt malzemesi olarak zenginleştirilmiş uranyum isterler. Bu ikinci gruptaki rektörler toplam olarak bugün dünyadaki kurulu gücün yaklaşık %85'ini oluşturur. Bu reaktörler için taze yakıttaki U 35 zenginliği %-%4 arasında olmak zorundadır. Uranyum zenginleştirilmesi, U 35 konsantrasyonunu artırmak için kullanılan fiziksel bir prosestir. Gaz difüzyonu ile zenginleştirme ve santrifüj kuvvetle zenginleştirme en çok kullanılan yöntemlerdir. Araştırma safhasındaki diğer yöntemler: aerodinamik zenginleştirme prosesleri (jet nozul ve vortex tüp), kimyasal değişim zenginleştirme prosesi, laser ile zenginleştirme teknikleri (AVLIS, MOLIS ve CRISLA). Mevcut zenginleştirme tesislerinin fazla kapasiteleri, yeni zenginleştirme teknolojilerinin geliştirilmesini ve mevcut tesisin yeni teknoloji kullanan ile değiştirilmesini yavaşlatmaktadır. Stratejik askeri rezervlerden gelen fisil malzemenin sivil nükleer programlarda muhtemel kullanımı da bu sahadaki gelişmeleri daha da geciktirecektir. Mesela, %90'ın üstünde U 35 zenginliğindeki nükleer füze başlıkları sökülecek, doğal veya hafifçe zenginleştirilmiş uranyum ile karıştırılarak LWR yakıtları için düşük zenginlikli uranyum elde edilecektir (Bu konuda ABD, Rusya ve Ukrayna arasında yıllarını kapsayan bir anlaşma yürürlüğe girmiştir). Nükleer silahların azaltılması yönündeki bugünkü konsept çerçevesinde önemli miktarda plütonyum envanteri ortaya çıkacaktır. Plütonyumun uzun süreli depolanması ve ilgili güvenlik problemlerini bertaraf etmek için bu plütonyumun bir kısmı LWR için MOX yakıt yapımında kullanılacaktır. Bazı PHWR'ler de plütonyum yoketme aracı olarak düşünülmektedir. E. YENİDEN DÖNÜŞÜM Yeniden dönüşüm, zenginleştirilmiş veya fakirleştirilmiş uranyum hegzaflorürü (UFý) uranyum dloksit (UO ) haline dönüştüren bir prosestir. Uranyum zenginleştirmenin son ürünleri U 35 zengin uranyum ve U 35 içeriği %0.5-%0.30 olan fakir uranyumdur, her İkisi de UF 6 formundadır. Zengin uranyumun sinterlenebilir UO formuna dönüştürülmesi zorunludur, daha sonra reaktör yakıtı üretiminde kullanılacaktır. Yeniden dönüşümden sonra LWR için MOX yakıt veya FBR yakıtı fabrikasyonu için kullanılabilir, fakat bu tip yakıtları kullanan reaktörler çok az olduğundan mevcut fakir uranyumun tamamına yakını doğrudan bir kullanıma sahip değildir ve depolarda muhafa edilmektedir. Bu ürünü belli olmayan bir süre güvenli olarak depolamak için florunu gidermek ve daha kararlı bir uranyum bileşiği olan uranyum dlokside dönüştürmek uygun bir yöntemdir. Şimdiye kadar üretilen fakir uranyum hâlâ %0.3 civarında U 35 fisil İzotopu İçermektedir. Zenginleştirme veriminde İyileştirmelerle fakir uranyum stokları gelecekte nükleer yakıt İçin önemli bir fisil malzeme kaynağı olabilecektir. F. YAKIT FABRİKASYONU Değişik tipteki nükleer güç reaktörleri spesifik tiplerde yakıtlar gerektirir. Bununla beraber, yakıt fabrikasyonunda temel adımlar hemen hemen değişmez. Ancak Magnox zarf içinde metalik uranyum kullanan gaz soğutmalı reaktörlerin yakıt fabrikasyonunda ve radyoaktif olan ve özel işlem gerektiren ışınlanmış ve yeniden işlenmiş malzeme kullanılan MOX yakıt fabrikasyonunda belli başlı önemli değişiklikler vardır. Seramik dloksit tozları, gerek LWR için zengin uranyum olsun gerekse PHWR için doğal uranyum olsun, harmanlanır, karıştırılır ve silindirik peietler halinde preslenir. Bu "ham peietler" yaklaşık 700 C sıcaklıkta indirgen atmosferde sinterlenir. Sinterfenmiş peietler, çapsal spesifikasyonlarını karşılaması için yaş ortamda puntasız taşlamaya tabi tutulur. Peietler genellikle zirkaloydan yapılmış zarf borularına doldurulur. Uranyum peletlerinl İçeren bu borular (yakıt çubukları da denir) iki ucundan kaynaklanarak sızdırmaz hale getirilir ("yakıt elemanı"). Tek tek elemanlar belli bir dizayna göre yan

8 yana birleştirilir, LWR için kare düzende, RBMK ve PHWR için silindirik düzende olan bu birleştirme ile "yakıt demetleri" oluşur. Demetler nükleer yakıtın temel birimlerini temsil ederler. Bitmiş demetler, ışınlıma sırasında kontaminasyon olmasını bertaraf etmek için dikkatle temizlenir ve nükleer reaktörlere gönderilir. Değişik tiplerde yakıtlar için mevcut yakıt fabrikasyonu kapasiteleri tablolarda gösterilmiştir (Tablo 7, Tablo 8, Tablo 9 ve Tablo 0). Yakıt performansı için ana kriter 'yanma'dır. Reaktör yakıtının yanma miktarı ton ağır metal başına termal GigaWatt-gün olarak ölçülür (GW,-d/tU). Bugünkü ortalama boşaltım yanma miktarları şöyledir: PWR için 38, BWR için 30, AGR için 0, RBMK için 6, CANDU (PHWR) İçin 7 ve NUGGR için 4. GW,.d/t.Yakıt fabrikasyonundaki geliştirmeler başlıca daha yüksek yanma miktarına erişmek yönünde olmaktadır. Belli tip reaktörler için yanma miktarları önümüzdeki 0 yıl içinde muhtemelen bugünkünün iki katına çıkacaktır. Nükleer yakıt fabrikasyon maliyetinin yüksekliği, yüksek dereceli kalite güvencesi şartnamelerinden kaynaklanır. Fabrikasyondaki şartnameler, Nükleer Yakıt Çevriminin ön kısmındaki diğer servislere kıyasla çok daha titizdir. Mevcut yakıt fabrikasyon kapasiteleri yakın gelecekte nükleer reaktör yakıtı taleplerini karşılamaya yeterlidir. Fabrikasyon proseslerindeki iyileştirmeler daha yüksek yanma oranı ve daha düşük yakıt kusuru oranları yönünde olacaktır. G. IŞINLAMA (REAKTÖRDE) Bitmiş yakıt nükleer reaktöre yüklenir ve ışınlanır, yani nükleer fisyon reaksiyonlarının meydana gelmesi sağlanır, böylece yayımlanan enerji elektrik üretiminde kullanılır. Verilen bir miktardaki uranyumdan elde edilebilen enerji miktarı kullanılan reaktör tipine, ulaşılan yanma derecesine ve diğer değişkenlere bağlıdır. Bugün mevcut Nükleer Yakıt Çevrimi teknolojisi seviyesinde, doğal uranyumun bir metrik tonu, PVVR'lerde yaklaşık olarak 4.8xlO 7 kwh elektrik üretir, bu da,000 ton ham petrol ısıl enerjisine eşdeğerdir, CANDU'lar için bu değerler sırayla 6,3x0 7 kwh ve 6,000 tondur. Dünyadaki nükleer gücün bugünkü durumu Tablo l'de görülmektedir. H. KULLANILMIŞ YAKITIN "REKTÖRDE" DEPOLANMASI 000 MWe gücündeki bir LWR her yıl yaklaşık 5 kullanılmış yakıt boşaltır. Kullanılmış yakıt reaktörden boşaltıldığında yüksek derecede radyoaktiftir ve önemli miktarda artık ısı üretir, yaklaşık 0 kw/t yakıt. Bu yakıt, yanma derecesine bağlı olarak en az 50 gün veya daha fazla bir soğutma süresinde reaktör havuzundaki su içinde depolanmalıdır. Su hem zırhlama hem de soğutma ortamı olarak hizmet görür. Reaktörde kullanılmış yakıt depolama sınırlı bir kapasiteye sahip olduğundan yakıtlar 'reaktör dışı' kullanılmış yakıt geçici deposuna veya bir yeniden işleme tesisine gönderilir. I. KULLANILMIŞ YAKITIN REAKTÖR DIŞINDA DEPOLANMASI Reaktör dışı" kullanılmış yakıt depolama veya geçici depolama, kullanılmış yakıt yönetiminde "tek geçişli" Nükleer Yakıt Çevrimi stratejisini kullanan reaktör sahipleri tarafından uygulanan geçici bir çözümdür, Çünkü reaktör havuzu güç tesisinin ömrü boyunca çıkan kullanılmış yakıtları tutmak için yeterli kapasitede değildir. Böyle bir depolamada yakıt esas itibariyle 'yeniden işlenecek mi yoksa şartlandırılıp kullanılmış yakıtın doğrudan gömüleceği yere mi gönderilecek" kararını beklemektedir. Dünyadaki "reaktör dışı" kullanılmış yakıt depolama kapasiteleri Tablo I'de verilmiştir.

9 Reaktör dışı kullanılmış yakıt deposu genellikle kuru veya yaş şartlarda tasarım ömrü yıl olan merkezi bir geçici depolama tesisidir. Bu tip tesisler bir çok güç tesisine hizmet veren reaktör yakınında veya yeniden işleme tesisi yakınında kurulmuşlardır. Kullanılmış nükleer yakıt tiplerini depolamak için değişik tesisler dizayn edilmiş ve kurulmuştur. Bunların en çok kullanılan tipi su havuzudur. Diğer bir tip ise kuru sistemdir. Doğal konveksiyonlu mahzen şeklinde dizayn edilenler büyük masif yapılardır; metal kask, yatay veya dikey beton silo veye kuru kuyu şeklinde olanlar daha küçük ünitelerdir. Yaş depolama durumunda, havuzlar 00-0,000 ton yakıt bulundurabilecek şekilde dizayn edilir. Su altında depolama zırhlama ve soğutma sağlar, yakıtın kolaylıkla görülmesi ve doğrudan ulaşılması sebebiyle işletilmesi de kolaydır. Öte yandan su altında depolama iyi bir performans İçin aktif sistemler gerektirir. Su sirkülasyonu sağlanması zorunludur. Temiz ve korrozlf olmayan özelliklerin sürdürülmesi uzun süreli depolama için esastır. Su İçinde yeterli uzunlukta bir soğutma süresinden sonra yakıt kuru bir kullanılmış yakıt deposunda bekletilebilir. Bu maksatla, değişik tiplerde kuru mahzenler geliştirilmekte olup bazıları İşletmeye alınmıştır. Kullanılmış yakıt metal borular veya kasklar içine konur ve beton mahzenler içine yerleştirilir. Artık ısı doğal hava akımı ile depodan uzaklaştırılır. Kuru kullanılmış yakıt depolan, sadece periyodik kontrollar gerektiren pasif sistemlerdir. J. KULLANILMIŞ YAKITIN ŞARTLANDIRILMASI Yaklaşık 50 yıl soğutmadan sonra, kullanılmış yakıt uzun süreli depolama veya kesin yoketme için şartlandınlacaktır. Değişik gömme ve zırhlama malzemeleri kullanan şartlandırma tekniklerj İncelenmektedir. K. KULLANILMIŞ YAKITIN SON GÖMÜLMESİ Uygun şekilde şartlandırıldıktan sonra kullanılmış yakıt, belirsiz bir süre içim derin jeolojik oluşumlar İçinde depolanabilir. Buradaki belirsiz süre aktinitlerden ve fisyon ürünlerinden kaynaklanan radyoaktivitenin bozunma yoluyla zararsız bir seviyeye düşünceye kadar geçen süredir. Değişik son depolama konseptl İncelenmektedir. Bazıları yüzeyden metre derinlikte yeraltı depolama galerilerine dayanır, Şartlandırılıp metal kasklara yerleştirilmiş yakıt tünellere yüklenir ve sonra bentonit gibi suya dayanıklı (geçirimsiz) bir malzeme ile üstü doldurulur. Zaman içinde aktinitlerin ve fisyon ürünlerinin çevreye göçünü önleyen fiziksel ve kimyasal olarak stabll bir çevre sağlamak İçin böyle bir depolama yeri özel jeolojik ve sismik şartlar gerektirir. Yeraltı depolama yerleri için bazı jeolojik oluşumlar incelenmektedir, bunlar arasında granitler, şistler, tuz yatakları ve kil yatakları sayılabilir. Bugün İçin, bir çoğu İnceleme safhasındd ise de, nükleer reaktör yakıtları için son gömü yeri henüz işletmede değildir. Kullanılmış yakıtlar reaktör havuzunda veya geçici depolama yerlerinde muhafaza edilmekte olup daha iyi gömme teknolojilerini veya günün birinde yeniden işleme yoluyla flsll malzemelerinin yeniden kullanılmasını beklemektedirler. Geçmiş 0-30 yılda bilim ve teknolojideki ilerleme hızı, 'bu probleme tatmin edici bir çözüm bulunacaktır' şeklindeki İyimserliğe sebebiyet vermektedir. L. KULLANILMIŞ YAKITIN YENİDEN İŞLENMESİ Kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi, sivli nükleer enerji programlarının ilk yıllarından itibaren bir referans çözüm kabul edilmiştir. Temel gerekçesi fisil malzemeyi daha ileri seviyede kullanmak için kazanmak olmuştur. O tarihlerde uranyumun bilinen kaynakları kısıtlı ve nükleer güç programlarının daha hızlı büyüyeceği tahmin ediliyordu.

10 ilk olarak yeniden işleme teknolojileri Magnox yakıtları için geliştirilmiştir, çünkü bu yakıtların zarfları uzun süreli depolamaya uygun değildi. Yeni uranyum kaynaklarının keşfedilmesi ve nükleer güç programlarının beklenenden daha yavaş artması sonucu nükleer yakıtın daha az tüketilmesi, kullanılmış yakıttan tisil madde kazanılması fikrininin haklılığını uzun süre sürdürememesi sonucunu doğurmuştur. Bu sebepten nükleer güç programına sahip ülkelerin çoğu yeniden işleme stratejisinden vaz geçmişlerdir. Bunun istisnaları büyük ticari yeniden işleme tesisleri işleten veya kurmayı planlayan ülkelerdir (Fransa, Hindistan, ingiltere, Japonya ve Rusya Federasyonu). Gelecekte kullanılmış yakıt ve atık yönetimi problemlerinin muhtemel kısmi bir çözümü olarak yeniden işleme tekrar tercih edilir hale gelebilir. Kullanılmış yakıt yeniden işleme kapasiteleri Tablo 3'ae verilmiştir. Yeniden işleme stratejisi, kullanılmış yakıtı yeniden işleme yoluyla kazanılabilecek bi-' enerji kaynağı olarak kabul eder. Işınlanmış nükleer yakıt, yanma miktarına bağiı olarak yaklaşık % yanmamış U 35, %90'dan fazla U 3S, %0.5-%; crasi plütonyum İle az miktarda aktinitler ve fisyon ürünleri içerir. Bir kaç yıl havuzda soğutulduktan sonra yakıt yeniden işlenebilir. Işınlanmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi, uranyum ve plütonyumu şiddetli radyoaktif fisyon ürünlerinden ve diğer uranyum ötesi elementlerden ayırır. Bu ayırmayı gerçekleştirmek için değişik teknik prosesler kullanılabilir. Bununla beraber uzun yıllardan beri PUREX en genel kabul gören proses olmuştur. Bu proseste ışınlanmış nükleer yakıt küçük parçalar halinde kesilir, nitrat asidinde çözülür, tributu fosfat (TBP) kullanılarak solvent ekstraksiyonu ile uranyum, plütonyum ve fisyon ürünleri ayrılır. Ayrılan plütonyum ve uranyum oksitlerine dönüştürülür. Ayrılan uranyum MOX yakıt için matris olarak kullanılabildiği gibi, yeniden zenginleştirilerek veya zenginliği fazla olan ışınlanmamış uranyum ile harmanlanarak LWR yakıtı olarak kullanılabilir. Yeniden işlenmiş uranyum doğal uranyumda bulunmayan izotoplar içerdiğinden, yakıt fabrikasyonu özel işlem ve ayrı üretim hattı gerektirir, ilave ölçütler, U 3 izotopu ve ait ürünlerinin bulunmasından dolayı radyasyona karşı korunma tedbirlerini ve U 3d "nın nötron absorpsiyon etkisini kompanse etmek için U 35 bakımından daha fazla zenginleştirme gerektirir. Plütonyum, oksidine dönüştürülür, sızdırmaz kaplar içinde paketlenir ve LWR veya FBR için MOX yakıt üretmek üzere plütonyum yakıt fabrikasyon tesislerine gönderilir. Fisil Pu 39 ve Pu 4 izotopları sebebiyle plütonyum U B yerine kullanılır. Fakat Pu Jİ, fişli olmayan ve yüksek derecede radyoaktif olan Am " 'e bozunur. Bu sebepten plütonyum, kulanılmış yakıttan ayrılmasından mümkün olduğunca kısa süre sonra MOX yakıt için kullanılmalıdır. Fisyon ürünleri, sürekli soğutma ve karıştırma tertibatı olan paslanmaz çeiik tanklar içinde geçici olarak depolanır. Yaklaşık bir yıllık bozunma süresinden sonra fisyon ürünü çözeltileri katılaştırılıp camlaştınlır. Yüksek seviyeli nükleer atık içeren cam, özel dizayn paslanmaz çelik tanklara doldurulur ve ventilasyonla soğutulan kontrollü geçici depolarda saklanır. Yeterli soğutmcdan sonra bu özel dizayn tanklar son gömme için yeraltı kesin depolara gönderilecektir, M. ZİRKONYUM METAL ÜRETİMİ Zirkonyum yer kabuğunda en bol bulunan elementler arasındadır. Sahil kumlarının bilinen bir bileşeni olan 'zirkon' (ZrO formülünde bir mineral) formunda bulunur. Zirkonyum metal üretimi yüksek derecede özelleşmiş bir prosestir. Bu proses, zirkonyum cevherini doğrudan indirgemek mümkün olmadığı ve hafniyumun ayrılması gerektiği için komplikedir. Cevherin ana bileşeni olan zirkonyum oksitin kimyasal stabilitesi yüksektir ve dolaylı bir klorür indirgeme prosesi gerektirir (en yaygın kullanılan KROLL prosesidir). Eski Sovyetler Birliğinde endüstriyel çapta zirkonyum metal üretimi için iki ayrı proses daha geliştirilmiştir. Çok düşük nötron absorpsiyon tesir kesiti olan nükleer saflıkta zirkonyum elde etmek için zirkonyum cevheri içinde ağırlıkça %-%3 oranında 0

11 bulunan hafniyumun uzaklaştırılması zorunludur. Prosesin son ürünü zirkonyum süngeridir. Bu sünger, su soğutmalı reaktörlerde yapı malzemesi ve nükleer yakıt zarfı olarak kullanılmak üzere dizayn edilmiş olan zirkaloy (zirkonyum alaşımı) üretimi için kullanılır. Nükleer yakıt fabrikasyonu için kullanılmakta olan zirkonyum alaşımları: Zirkaloy- (Sn: %.-.7, Fe: XO.O7-O., Ni: % , Cr: % , gerisi Zr) Zirkaloy-4 (Sn: %.-.7, Fe: % , Ni: %7, Cr: % , gerisi Zr) Zirkonyum alaşımı (Zr+% Nb) WWER yakıtları için kullanılır. Diğer bir zirkonyum alaşımı (Zr+%.5 Nb) PHWR için basınç borusu malzemesi olarak kullanılır. N. ZİRKONYUM BORU ÜRETİMİ Yakıt zarf boruları zirkonyum alaşımlarından TREX prosesi kullanılarak üretilir. Çekme borular rekrlstalize durumdadır. Daha sonra ardışık olarak bir kaç defa soğuk hadde ve ısıl işlemden geçerek kristal yapısı İstenilen hale transforme olur. Haddeden sonra istenen yüzey kalitesini sağlamak için yüzey bitirme İşlemi yapılır ve son kalite kontroldan sonra yakıt fabrikasyon tesisine gönderilir. Boru fabrikasyonu çok titiz olan kalite şartnamelerini karşılamalıdır. Bu şartnameler boyut toleranslarını, mekanik özellikleri, malzeme şartlarını, yüzey durumunu ve artık gerilimlerin yönünü kapsamakta ve yakıt kusurunu en aza indirmeyi hedeflemektedir. Zirkonyum boru üretim kapasiteleri Tablo 4'de verilmiştir. O. AĞIR SU ÜRETİMİ Ağır su PHWR İçin yavaşlatıcı ve soğutucu olarak gereklidir. Ağır su PHWR işletme maliyetinin yaklaşık %0'unu temsil eder. Ticari ağır su üretimi için bir kaç proses kullanılmaktadır. En geniş kullanılanları Girdler-sülfür ve amonyak-hidrojen prosesleridir. Ağır su elektrolitik hidrojenden kazanılablllr ve lasere dayalı prosesler ile de elde edilebilir. Her ikisi de halen araştırma safhasındadır ve bugün için ticari çapta işletimde değildir. Ağır su üretim kapasiteleri Tablo 5'de verilmiştir.

12 III. NÜKLEER YAKIT ÇEVRİMİ ENDÜSTRİSİNİN BUGÜNÜ Nükleer Yakıt Çevrimi endüstrisi, endüstriyel ve araştırma+geliştirme ölçeğindeki prosesler İle beraber nükleer malzemelerin nakliyesi ve radyoaktif atıkların yönetimi ile İlgilenmektedir. Yıllık sermaye hareketi göreceli olarak küçük ise de nükleer gücün toplam güç üretimindeki payı yüksek olan ülkelerde en önemli endüstriyel faaliyetlerden birin! temsil etmektedir. Nükleer endüstri ürünleri, çevre ve güvenlik taleplerini tatmin edebilmek İçin son derece yüksek olan kalite güvencesi sîandardlarını karşılamak zorundadır. Gerçekte böyle yüksek standar Jlara bağlı olması nükleer teknolojiyi kamuoyunun kabul edip etmemesini belirleyici rol oynayacaktır. Bugün nükleer endüstri bir doygunluk veya durgunluk ile yüzyüzedir. Bu durum, nükieer güç büyümesinin planlamasında 980'lerin başlarındaki ve öcesindeki aşırı iyimser tahminlerin bir sonucudur. Planlanan nükleer güç santrallarının yakıt malzemesi ve servis taleplerini karşılamak İçin Nükleer Yakıt Çevrimi endüstrisi bugünkü ihtiyaçları aşan kapasiteler kurmuşlardır. Bununla beraber, bu durum ülkeden ülkeye değişmektedir. Elektrik enerjisi İçin kurulu nükleer gücün payı yüksek olan ve alternatif kaynakları sınırlı olan sanayileşmiş ülkeler, yüksek seviyede Nükleer Yakıt Çevrimi endüstrisini ve teknolojisini halen sürdürmektedirler. Öte yandan, kalkınma hızı yüksek ve fosil yakıt kaynakları sınırlı gelişmekte olan ülkeler de vardır. Bu ülkelerin bazıları, özellikle Asya ve Pasifik bölgesinde, hızla artan elektrik enerjisi tüketimini karşılamak için nükieer enerjiye alternatif önemli hiç bir kaynağa sahip değildir. Bundan dolayı bu ülkelerin bazıları, yeni nükleer güç tesisleri ve beraberinde zorunlu oian Nükleer Yakıt Çevrimi altyapı::nı kurmak üzere sıkı planlar uygulamaktadırlar. Nükleer Yakıt Çevrimi endüstrisi ölçeği ve fabrikasyon servisleri ve malzemelerinin maliyetleri Tablo 6 ve Tablo 7'de gösterilmiştir. Tablo 6, işletilmekte olan Nükleer Yakıt Çevrimi tesislerinin her bölüm için ayrı ayrı sayısını ve toplam kapsiieierini verir, Toplamlar dünyadaki bugünkü toplam üretim kapasitesini yaklaşık olarak vermektedir. Geçici olarak kapatılmış ve inşa halindeki tesisler bu toplamın Jişınciadır. Tablo 7'den görüldüğü gibi, dünyaki Nükleer Yakıt Çevrimi malzeme ve ' ip/hletinin yıllık toplam bedeli yaklaşık 0 Milyar Amerikan Dolarıdır. Bu miktara r-okieer malzeme nakliyesi, kullanılmış yakıt yönetimi ve nükleer atık yönetimi masrafları dahil değildir. Nükieer gücün yavaş artması sebebiyle mevcut kapasiteler küçük modifikasyonlarla önümüzdeki 5-0 yılda Nükleer Yakıt Çevrimi taleplerini karşılamaya yeterli olacaktır. Rektör içindeki kullanılmış yakıt depolama kapasiteleri boşaltılan yakıtların kalmasına yeterli olamayacak, reaktör dışı kullanılmış yakıt depoları inşa etme zorunluluğu ortaya çıkacak veya bir alternatif olarak MOX yakıt kullanımını artıran bir yeniden İşleme stratejisi ciddi bir şekilde yeniden dikkate alınacaktır. Nükleer füze başlıklarından sökülen/sökülecek olan Pu miktarları da bunu zorlamaktadır. KAYNAKLAR () IAEA, "The Nuclear Fuel Cycle Information System", IAEA, Viyana, 995, () IAEA,, "International Symposium on Nuclear Fuel Cycle and Reactor Strategies: Adjusting to New Realities, IAEA, Viayana, 3-6 Haziran 997. (3) Uranium Exchange Company, Ux Industry Spot Prices, (4) IAEA, Nuclear Power, Nuclear Fuel Cycle and Waste Management: Status and Trends 996

13 Tablo : DÜNYA BİLİNEN ÜLKE Kazakistan Avusturalya Rusya Fed. Nller Kanada A. B. D. G. Afrika Brezilya Özbekistan Ukrayna Namibya Moğolistan Çin Hindistan Cek Cum ispanya Danimarka Fransa Cezayir Romanya Gabon Macaristan O. Afrika Cum G. Kore İsveç Portekiz Somali Arlantin TÜRKİYE Endonezya ' Almanya Slovenya Japonya Yunanistan italya Bulgaristan Peru Zaire Meksika ambabve Avusturya Finlandiya Sili Vietnam Tayland URANYUM KAYNAKLARI (000 ton Uranyum) i$80/kgu na Maliyet Aralığı U$80-30/kaU sus3o/kgu

14 Tablo : DÜNYA Ülke Avustralya Brezilya Kanada Mısır Finlandiya Hindistan TÜRKİYE ABD TOPI AM BİLİNEN TORYUM KAYNAKLARI Görünür,000 68,000 54,000 5,000-39, ,000?? Tablo 3: Uranyum Cevher işleme Kapasiteleri (tu/y) İşletmede Beklemede,665 6,765 3, ,55 L ,300,00 ABD Almanya Arjantin Avustralya Brezilya Bulgaristan Çek Cum Çin Estonya Fransa Gabon G. Afrika Hindistan İspanya Japonya Kanada Kazakistan Kırgızistan Macaristan Namibya Nijer Özbekistan Pakistan Poteklz Romanya Rusya Fed Slovenya Tacikistan Türkiye Ukrayna,500,550, ,700,00, ,50 4,300 3, ,000, (ton Th) Mümkün 0,00,000 93,000 80,000 60, , Gelecekte,000 7, , IOPLAM,000,68, ,000 95,000 60,000 39, , ,005,5 45, ,450 3, ,00 5,

15 Tablo 4: Fosfatlardan Uranyum Kazanılması Kapasiteleri (tu/y) İşletmede Beklemede Gelecekte ABD Belçika 50 Brezilya Fas Hindistan» ispanya Kanada Kazakistan 70,400 Romanya Tunus 90 0 Türkiye 50,370, Tablo 5: UF A Dönüşün Kapasiteleri (tu/y) işletmede Beklemede Gelecekte ABD 4,000 9,090 Arjantin Brezilya 0 Çin 400 Fransa 4,350 Güney Afrika,400 ingiltere (UK) 6,000,000 Japonya 00 Kanada 0,000 Rusya Fed 4,000 60,70 00,000 9,090 5

16 Tablo 6: Uranyum Zenginleştirme Kapasiteleri (kswu/y) İşletmede Beklemede ABD Almanya Arjantin 9, Brezilya Çin Fransa G. Afrika Hollanda İngiltere (UK) Japonya Pakistan Rusya Fed TQELAM ,80 300, ,000 45,8 0 Gelecekte, , , Tablo 7: LWR Yakıt Fabrikasyonu Kapasiteleri (thm/y) İşletmede Beklemede Gelecekte ABD Almanya Arjantin Belçika Brezilya Çin Fransa G. Afrika G, Kore!! Hindistan ingiltere (UK) ispanya isveç italya Japonya Meksika Rusya Fed 3,350, , ,74 5,350 0,

17 Tablo 8: MOX Yakıt Fabrikasyonu Kapasiteleri (thm/y) İşletmede Beklemede Almanya Belçika Fransa Hindistan Inqjltre (UK) İtalya Japonya 6.3 Rusya Fed Gelecekte Tablo 9: PHWR Yakıt Fabrikasyonu Kapasiteleri İtHM/v) İşletmede Beklemede Gelecekte Arjantin Güney Kore Hindistan İtalya Kanada Mısır Pakistan , Romanya Tablo 0: Diğer tipler Yakıt Fabrikasyonu Kapasiteleri (thm/y) Danimarka Fransa Hindistan hgiltre (UK) Kanada Rusya Fed Tip MTR FBR MTR Th/U AGR Magnox MTR MTR FBR RBMK İşletmede ,

18 Tablo : DÜNYADAKİ NÜKLEER GÜÇ REAKTÖRLERİ (7 Mayıs 997) Ülke ABD Almanya Arjantin Belçika Brezilya Bulgaristan Çek Cum Çin Ermenistan Finlandiya Fransa G. Afrika G. Kore Hindistan Hollanda İngiltere (UK) iran İspanya isveç isviçre Japonya Kanada Kazakistan Küba Litvanya Macaristan Meksika Pakistan Romanya Rusya Fed Slovakya Slovenya Tayvan Ukrayna İşletmede no MWe net 99,88, , ,56,648,00 376,36 60,73,840 9,80, ,996 7,0 9,95 3,055 43,405 4,668 35,500,70, ,843, ,83, ,550 pay% , no 7 Mwe net, ,37 inşa halinde no MWe net 69,45,84,40,900 3,0, ,85 80,906 0,38 Proje Askıda no MWe net 7, ,50 6, ,876 8

19 Tablo : Kullanılmış Yakıt Depolama (Reaktör Dışı) Kapasiteleri (thm/y) işletmede Beklemede Gelecekte ABD ,000 Almanya Belçika,5, Bulgaristan 600 Finlandiya Fransa,500 0,800 Güney Kore 650 İngiltere (UK) İsveç Kanada 0, ,000 3,075 Macaristan 50 Rusya Fed Slovak Cum Ukrayna, ,800 47,977.,870 6, Tablo 3: Kullanılmış Yakıt Yeniden işleme Kapasiteleri (thm/y) işletmede Beklemede Gelecekte ABD Almanya Belçika 0 Brezilya Fransa Hindistan ingiltere (UK),806 50, italya 0. Japonya Rusya Fed , ,500,800, ,

20 Tablo 4: Zirkonyum Boru Üretim Kapasiteleri (km/y) işletmede Beklemede Gelecekte ABD 4,900 Almanya, Arjantin 300 Fransa 3,400 Hindistan isveç,000 Japonya,350 Kanada,90 Rusya Fed 6,000, Tablo 5: Ağır Su Üretim Kapasiteleri (t/y) işletmede Beklemede Gelecekte Arjantin 50 Hindistan 67 Kanada 463,600,600 Norveç Romanya,386,60 0,600 0

21 Tablo 6: Dünyadaki Nükleer Yakıt Çevrimi şletme Kapasiteleri () Tesis tipi Madencilik ve konsantre üretimi Fosfattan Uranyum kazanılması UF A Dönüşümü Uranyum Zenginleştirme Yakıt Fabrikasyonu, LWR Yakıt Fabrikasyonu, diğer tipler Yakıt Yeniden İşşleme Kullanılmış Yakıt Depolama (Reaktör dışı) Zirkonyum Metal Üretimi Zirkonyum Boru Üretimi Ağır Su Üretimi Sayısı 53 4 n Kapasitesi 6,08 tu/y 50 tu/y 60,70 tu/y 45,8 kswu/y 0,634 thm/y 5,34 thm/y 5,66 thm/y 48,577 thm 8,00 t/y /40 km/y,386 t/y Tablo 7: Dünyada Nükleer Yakıt Çevrimi Malzeme ve Servis Talep ve Tutarı Nükleer Yakıt Malzeme ve Servisleri Doğal Uranyum(3) Dönüşüm (3) Zenginleştirme (3) Fabrikasyon(l) Yeniden İşleme(i) ToDlam Bedel M 000 USŠ ) Birim" Maliyet (000 USS) Zenginleştirme kswu, diğerleri ton Talep (4) (996) 6,000 5,000 33,000 7,00,600 3,800 Tutarı,69,600 88,50 3,003,000,800,000 8,000 3,040,

22 Uranyum Cevher İşleme r Fosfatlardan Uranyum Kazanma ÖN KISIM -* REAKTÖR YENİDEN İŞLEME DOĞRUDAN YOKETME» REAKTÖR İŞLETMEYE AİT Uranyum Konsantresi Saflaştırma işlem ve Şartlandırma Reaktörde Kullanılmış Yakıt Depolama Reaktör Dışı Kullanılmış Yakıt Depolama Kullanılmış Yakıt Şartlandırma SON YOKETME SON YOKETME Kullanılmış Yakıtın Yeniden İşlenmesi Yüksek Seviyeli Atıklar Soğutma ve Camlaştırma -> SON YOKETME Plütonyum { Uranyum \ GENELLEŞTİRİLMİŞ NÜKLEER YAKIT ÇEVRİMİ