NÜKLEER ENERJİ SANTRALLERİ

NÜKLEER ENERJİ SANTRALLERİ

NÜKLEER ENERJİ NEDİR? Nükleer enerji; füzyon ve fisyon tepkimeleri sonucunda açığa çıkan enerjidir.

FİSYON Fisyon: Ağır radyoaktif maddelerin,dışarıdan nötron bombardımanına tutularak daha küçük atomlara parçalanması olayıdır. Nükleer santrallerde kullanılan tepkimeler, atom bombası teknolojisi fisyona örnek olarak gösterilebilir

ZİNCİRLEME TEPKİME Fisyon sonucunda ortaya çıkan nötronların, ortamda bulunan diğer fisyon yapabilen atom çekirdekleri tarafından yutularak, onları da aynı reaksiyona sokması ve bunun ardışık olarak tekrarlanmasıdır.

FÜZYON Füzyon: Hafif radyoaktif atomların birleşerek daha ağır atomları meydana getirdiği nükleer tepkimelerdir. Güneş patlamaları füzyon'a örnek olarak gösterilebilir. Füzyon tepkimeleriyle fisyon tepkimelerinden daha fazla enerji elde edilir.

NÜKLEER SANTRAL Bir nükleer santraldaki sistemler konvansiyonel güç santralları ile aynı mantıkla çalışırlar. Isı enerjisinin üretildiği kısımda elde edilen buharın türbin-jeneratörü döndürerek elektrik üretilmesi felsefesi, temel olarak nükleer santrallarde de aynıdır. Nükleer santraller ısı üretmek için nükleer reaksiyonu kullandıkları ve bunun sonucunda çevreye salınmaması gereken radyoaktif maddeler ürettikleri için, bazı ek sistemler kullanırlar. Örneğin, bir çok nükleer santralde nükleer yakıtı barındıran yakıt tüpleri arasından ısınarak geçen su, doğrudan türbine gönderilmeyip, türbin için buhar üretilen ikinci bir çevrimi ısıtmak için kullanılır. Bununla ilgili sistemlere Birincil (Soğutma) Sistem(i) adı verilir. İkincil sistem ise birincil soğutma sistemindeki ısıyı alarak türbin-jeneratörü döndürmek için gerekli olan buharın üretilmek maksadıyla kullanılır. Her iki sistem de kapalı birer döngü oluştururlar.

NÜKLEER SANTRAL 1. Nükleer santralin iç yapısına baktığımızda, uranyumun fisyon tepkimesine girmesiyle oluşan enerji su buharının çok yüksek sıcaklıklara kadar ısıtılmasını sağlar. 2. Yüksek sıcaklıktaki bu buhar, elektrik jeneratörüne bağlı olan türbinlere verilir. 3. Türbin kanatçıklarına çarpan yüksek enerjili buhar, bilinen şekilde türbin şaftını çevirir ve jeneratörün elektrik enerjisi üretmesi sağlanır. 4. Türbinden çıkan basınç ve sıcaklığı düşmüş buhar, tekrar kullanılmak üzere yoğunlaştırıcıya gider, su haline gelir ve döngü devam eder.

NÜKLEER SANTRAL ÇEŞİTLERİ Dünyada kullanılmakta olan reaktörlerin %81,9 unu soğutucu ve yavaşlatıcı olarak normal su kullanan reaktörler teşkil etmektedir. Bunlara hafif sulu reaktörler (light water reactor, LWR) denir ve Rusların VVER modelini de içeren basınçlı su reaktörleri (pressurized water reactor, PWR) ile kaynar sulu reaktörler (boiling water reactor, BWR) olmak üzere iki tip şeklinde sınıflandırılmışlardır. Geriye kalan 18% oranındaki reaktörlerin çoğu ağır su ve gaz soğutmalı reaktörlerdir.

BASINÇLI SU REAKTÖRÜ(PWR) > %2,5 ila %3 oraninda zenginlestirilmis uranyum yakitla çalisir. >Üretilen enerji birincil devre sogutucusu (hafif su) vasitasiyla reaktör kalbinden çekilir. Reaktöre giris sicakligi 290 o C ve çikis sicakligi 330 o C civarinda olan, sogutucu, kaynamamasi için atmosfer basincinin 150 kati basinç altinda tutulur. > Bu suretle çekilen enerji, buhar üreticileri vasitasiyla ikincil devreye aktarildiktan sonra sogutucu birinci devre pompasi tarafindan reaktör kalbine geri gönderilir. > Ikincil devreye aktarilan isi enerjisiyle üretilen buhar, türbinjeneratör biriminde elektrik üretir. > Yogusturucuda sivi fazina dönen ikincil devre sogutucusu yeniden buhar üreticisine gönderilir. > Reaktör kontrolünde ve kapatmada kullanilan kontrol çubuklari, sistem basincini ayarlayan basinçlayici ve bir kaza durumunda reaktör kalbini sogutan acil durum kalp sogutma sistemi önemli bilesenler arasinda sayilabilir.

BASINÇLI SU REAKTÖRÜ(PWR) Çoğunluğu Fransa, Japonya ve ABD de olmak üzere Dünya'da en yaygın olarak çalışan reaktör tipi basınçlı su reaktörüdür.

KAYNAR SULU REAKTÖR(BWR) > % 3 civarinda zenginlestirilmis UO2 yakit kullanir. > Üretilen enerjinin çekilmesi giris sicakligi 275 o C, çikis sicakligi 290 o C civarinda olan, atmosfer basincinin 70 kati basinç altinda tutulan sogutucu (hafif su) vasitasiyla saglanir; > Belli bir oranda buharlasan sogutucu, nem ayirici ve kurutuculardan geçtikten sonra tasidigi isi enerjisi türbinjeneratör biriminde elektrik enerjisine dönüstürülür. > Yogusturucuda sivi fazina dönen sogutucu yeniden reaktör kalbine gönderilir. > Reaktör kontrolünde ve kapatmada kullanilan kontrol çubuklari, kalp içerisinde düzgün bir isi dagilimi saglamakta kullanilan kalp içi çevrim pompalari ve bir kaza durumunda reaktör kalbini sogutan acil durum kalp sogutma sistemi önemli bilesenler arasinda sayilabilir.

KAYNAR SULU REAKTÖR(BWR) Japonya ve ABD gibi ülkelerde kullanılmaktadır. Bir kaynar sulu reaktörde normal su hem soğutucu hem de yavaşlatıcı olarak kullanılır. Soğutucu, reaktörden aldığı ısı ile kaynayabilmesi için PWR da kullanılan basınçtan daha düşük basınçta tutulur.

BASINÇLI AĞIR SULU REAKTÖR(PHWR,CANDU) Ağır sulu reaktörler, tasarımlarında, fiziksel ve termodinamik özellikleri suya çok benzeyen ancak nötronik özellikleri farklı olan ağır suyu (D 2 O) soğutucu ve yavaşlatıcı olarak kullanan reaktörlerdir. Ağır suyun nötron yavaşlatma gücünün normal sudan daha iyi olması ve soğurma özelliğinin daha az olması ile bu tip reaktörlerde yakıt olarak doğal uranyumun kullanılmasına olanak verir. Basınçlı Ağır Su Reaktörlerinin en yaygın olarak kullanılan tipi CANDU(Canadian Deuterium Uranium)'dur.

> CANDU reaktörü, basinç tüpü tasarimina sahip bir PHWR'dir. Reaktör kazani kalandria adi verilen büyük silindir seklinde bir tanktir. Bu tankin içinden yakit kanallari adi verilen birkaç yüz tüp geçer. Yakit kanallarina yakit demetleri yerlestirilir. Bunlar kaynamanin engellenmesi için atmosfer basincinin 100 kati basinç altinda tutulan agir su sogutucu ile sogutulur. > Sogutucu, önce yakit kanallarina, buradan buhar üreteçlerine pompalanir. Buhar üretecinde enerjisini birakarak çikan sogutucu baska bir kanaldan ve ters yönden yeniden reaktör kalbine gönderilir ve buradan çiktiktan sonra diger buhar üretecine gider. > Elektrik üretimi sistemin ikincil bölümünde PWR reaktörüne benzer sekilde gerçeklesir. > Önemli sistem bilesenleri arasinda basinçlayici, yakit degistirme makinasi, 2 farkli kapatma sistemi ve acil durum kalp sogutma sistemi sayilabilir. > Sistem dogal uranyum kullanacak sekilde tasarlanmistir ve yakit degistirme makinasi vasitasiyla reaktör çalisirken yakit degistirilebilmektedir.

GAZ SOĞUTMALI REAKTÖRLER Gaz soğutmalı reaktör yalnız İngiltere tarafından ticari olarak kullanılmaktadır. Soğutucu olarak karbondioksit ve yavaşlatıcı olarak grafit kullanılmıştır. Yakıt olarak doğal uranyum zenginleştirilmiş uranyum kullanır. Bunlar CANDU reaktöründe olduğu gibi, yakıt değişimi reaktör çalışırken yapılacak şekilde tasarlanmışlardır.

KORUMA KABUĞU

KORUMA KABUĞU Şekilde kubbe biçiminde olan koruma kabuğu, 30 m çapında ve 40 m yükseklikte beton bir yapıdır. Bu kabuğun kalınlığı 150 cm civarında olup içinde tor çeliğin kullanıldığı beton ile yapılmıştır. Mühendislik kriteri ise üzerine düşecek bir uçağa karşı bu kabuğun çökmeden ve betondaki kırılmalar iç kısımlara kadar ulaşmadan içindekileri korumasıdır. Bir başka getirisi ise alt-orta bölümde bulunan kırmızı-gri renkli kazanın bir kaza halinde çatlaması-erimesi neticesi ortaya çıkabilecek radyoaktif kirliliği tutabilmektir. Burada amaç radyasyonu içeride hapsetmektir.. İşte Çernobil deki NS da, bu koruma kabuğunun olmayışı nedeni ile ciddi çevre kirliliği yaşanmıştır.

YAKIT Kuru Odun Kömür Doğal Gaz Ham Petrol Doğal Uranyum 16 MJ/kg 20 MJ/kg 39 MJ/kg 46 MJ/kg 443 000 MJ/kg Zengin Uranyum 3 456 000 MJ/kg

YAKIT 1000 MWe lik bir santralın yıllık yakıt tüketimi : Kömür Petrol Uranyum 2 000 000-2 500 000 ton 1 000 000-1 500 000 ton 25-30 ton

TÜRKİYENİN URANYUM-TORYUM REZERVLERİ Uranyum rezervi : 9 100 ton Toryum rezervi : 380 000 ton

ATIK Uranyum ve benzeri nükleer yakıtların nükleer reaktörlerde kullanılması sonucu YÜKSEK SEVİYELİ ATIK oluşur

1000 MWe bir nükleer santralın ürettiği atık miktarı 25-30 ton/yıl (yaklaşık 7 m 3 )

Nükleer Reaktörden Çıkarılan Atıkların Saklanması 10-20 yıl kadar santral içindeki havuzlarda bekletilir Ara depolama tesislerinde depolanır Nihai depolama tesislerinde saklanır

NÜKLEER REAKTÖRDEN ÇIKARILAN ATIKLARIN SAKLANMASI Son rakamlara göre ortalama bir nükleer santralinin maliyeti 3-5 milyar dolar arasında değişiyor. Büyük ölçekli bir santral ise yılda yaklaşık 1.1 GWS(Atatürk Barajı kadar) enerji üretiyor. Bu büyüklükte bir santral yılda ortalama 60 m3 radyoaktif atık üretiyor. Bu teknolojiyi kullanan ülkeler atıkları 70 C varan yüksek ısıları nedeniyle önce santral yakınlarında bulunan soğuk su havuzlarında 'dinlendiriyor. Bu dinlendirme 5 yıl sürüyor. Ardından ara depolama safhası başlıyor. Soğuyan radyoaktif maddeler toprak altına gömülmeden önce ışıma oranının düşmesi için genellikle toprak üzerinde bulunan ara depolarda yaklaşık 30 yıl daha bekletiliyor. Bu depolar 60 cm lik beton ve çelikten oluşan duvarlarıyla her türlü deprem, sel ve yangına karşı dayanacak şekilde inşa ediliyor. Son depolama safhasında ise yaklaşık 35 yıldan beri bekletilen atıklar toprak altına gömülüyor. Bunun için eski ve kurumuş maden ocakları kullanılıyor. Bu yer altı depolarının derinlikleri ise 200-900 m arasında değişiyor. İşin bu kadar uzun sürmesi atıkların içerisinde bulunan ağır metal adı verilen maddelerin etrafa yaydıkları radyasyonun azalmamasından kaynaklanıyor.

NÜKLEER VE BAZI FOSİL YAKITLARIN ÜRETİM MALİYETLERİNİN MİLYON AVRO OLARAK KARŞILAŞTIRILMASI

NÜKLEER ENERJİNİN DÜNYADAKİ DURUMU Nükleer santrallardan ticari olarak elektrik üretimi 1950'li yıllarda başladı. Halen (19 Nisan 2006 itibarıyla) dünyada 31 ülkede ticari olarak işletilmekte olan 443 nükleer reaktörün toplam kapasitesi 370 GWe olup 2003 yılında üretilen elektrik 2525 milyar kws dir. Dünyada inşa halindeki reaktör sayısı 27 dir.nükleer güç dünya elektrik talebinin %16'sını karşılamaktadır. Dünyada 56 ülkede de toplam 284 araştırma reaktörü çalışmaktadır.

DÜNYADA NÜKLEER ENERJİNİN DURUMU

Nükleer Santral Bulunan Ülkelerde Nükleer Enerjinin Elektrik Üretimindeki Payı

Türkiye de Nükleer Enerjinin Durumu Türkiye'nin ilk nükleer santralinin kurulmasına yönelik olarak değişik tarihlerde girişimler yapıldı. Maalesef bu girişimlerin hiçbirisi sonuca ulaşamadı. 1973 yılında kurulmasına karar verilen 80 MWe gücündeki prototip santral projesi daha sonra daha büyük bir santralin kurulmasına karar verilince iptal edildi. 1977 yılında çıkılan ihaleyi İsveç'in ASEA-ATOM firması kazandı. Ancak, 1980 darbesi nedeniyle İsveç hükümeti kredi vermeyince bu proje sona erdirildi. 1982 yılında gerçekleştirilen ihale hükümetin yap-işletdevret modelindeki ısrarı ve üretilen elektriğin alımı için Hazine garantisi verilmemesi nedeniyle başarısızlığa uğradı. 1997 yılında yapılan ihale ise 2000 yılındaki büyük ekonomik kriz nedeniyle iptal edildi

Türkiye de Nükleer Enerjinin Durumu Türkiye ile Rusya Federasyonu Arasında Akkuyu Sahasında Bir Nükleer Güç Santralinin Tesisine ve İşletimine Dair İşbirliğine İlişkin Anlaşma nın 12 Mayıs 2010 tarihinde imzalanmasıyla gerçekleşmeye başlamıştır. Söz konusu Anlaşma, 15 Temmuz 2010 tarihinde TBMM Genel Kurulu tarafından kabul edilmiş, 6 Ekim 2010 tarihli ve 27721 sayılı Resmi Gazetede yayımlanmıştır. Adı geçen Anlaşmanın gerçekleştirilmesi kapsamında Proje Şirketi, 13 Aralık 2010 tarihinde Ankara da Akkuyu NGS Elektrik üretim A.Ş. adı ile kurulmuştur.

Türkiye de Nükleer Enerjinin Durumu Santral, her biri 1200 MWe olan, 4 güç ünitesinden ibarettir. AKKUYU NGS nin inşaatı tamamlandıktan sonra yılda yaklaşık 35 milyar kwh elektrik enerjisinin üretilmesi planlanmaktadır. AKKUYU NGS - Novovoronejskaya NGS-2 (Rusya, Voronej bolgesi) AES-2006 projesi, referans alınarak hazırlanan bir seri nükleer santral projesidir. AKKUYU NGS nin işletme ömrü 60 yıldır.

Dinlediğiniz İçin Teşekkür Ederiz. AMANBYEK TABARAK YESYENBOL KHUATBYEK