TÜRKİYE ATOM ENERJİSİ KURUMU ÇEKMECE NÜKLEER ARAŞTIRMA VE EĞİTİM MERKEZİ 1. ULUSAL NÜKLEER YAKIT TEKNOLOJİSİ SEMPOZYUMU

TR0000055 TÜRKİYE ATOM ENERJİSİ KURUMU ÇEKMECE NÜKLEER ARAŞTIRMA VE EĞİTİM MERKEZİ 1. ULUSAL NÜKLEER YAKIT TEKNOLOJİSİ SEMPOZYUMU S-S EYLÜL 1997 ÇNAEM, İSTANBUL BİLDİRİLER KİTABI 3 1-16

DISCLAIMER Portions of this document may be illegible in electronic image products. Images are produced from the best available original document.

TÜRKİYE ATOM ENERJİSİ KURUMU ÇEKMECE NÜKLEER ARAŞTIRMA VE EĞİTİM MERKEZİ.' ii. ULUSAL NÜKLEER YAKIT TEKNOLOJİSİ SEMPOZYUMU 3-5 EYLÜL 1991 ÇNAEM, İSTANBUL CİLT î

-ÖNSÖZ- Gelişmiş ülkelerin büyük çoğunluğunun başlıca özelliği nükleer enerji kullanımı ve nükleer teknolojide erişmiş oldukları ileri düzeydir. Ülkemiz 40 yılı aşkın bir süredir nükleer uygulamalar ve araştırmalar sahasında oldukça ileri bir aşamaya gelmiş olmasjna rağmen, ne yazık ki* nükleer enerji kullanımında, dolayısıyla nükleer reaktör teknolojisinde ve buna bağlı olarak nükleer yakıt teknolojisinde lâyık olduğu düzeye erişememiştir. İlk defa bundan tam 20 yıl önce Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi'nde ileri görüşlü yöneticilerin girişimi ile nükleer yakıt teknolojisi çalışmalarının temelleri atılmıştır. Bu tarihten 9-10 yıl sonra gene ülke ve dünya gerçeklerinin farkında olan yöneticilerin teşviki ile, tamamına yakın bir kısmı Türk mühendis ve teknisyenlerinin emeği ile "uranyum konsantresinden sinterlenmiş pelet yapımına" kadar olan adımlan kapsayan "Nükleer Yakıt Pilot Tesisi"nin kurulması gerçekleştirilmiştir. Nükleer güç santralı kurulması için bugünlerde üçüncü defa girişimde bulunan Türkiye'de, konuyla ilgili olanların unutmaması gereken en önemli husus nükleer enerji kullanımında, güvenli enerji sağlanabilmesi için nükleer yakıt çevriminde olabildiğince bağımsız ve kendi kendine yeterli olunmasıdır. Bir nükleer güç santralı uzun prosedürler sonucu "bir defa yaptırılır", ama bunun nükleer yakıtlarının temini ve nükleer yakıt çevriminin diğer adımlan bü santralın ömrü boyunca, bir diğer deyişle 30-35 yıl devam edip gider. Bu bakımdan kendisine verilen imkânlar dahilinde nükleer yakıt teknolojisi konusunda elinden gelen çalışmaları yapan Merkezimiz, ülke genelinde nükleer yakıt teknolojisi üzerinde bunca yıldır yapılan çalışmaların bir araya getirilmesi ve konular üzerinde gerekli tartışma ortamının yaratılabilmesi maksadıyla, TAEK Başkanlığının da desteklerini alarak 1. Ulusal Nükleer Yakıt Teknolojisi Sempozyumu'nu tertiplemiş bulunmaktadır. Bu kitapta yayınlamış olan bildirilerin nükleer yakıt teknolojisi konusunda ilerde yapılacak çalışmalara da ışık tutacak ve teşvik edecek nitelikte olduğu kanısındayım. Eylül 1997 Dr. Reşat ÜZMEN ÇNAEM Müdürü

İÇİNDEKİLER CİLT 1 Sayfa NÜKLEER YAKIT ÇEVRİMLERİ (Çağrılı Bildiri) 1 Şevket Çan (ÇNAEM) NÜKLEER YAKIT TEKNOLOJİSİNDE YENİ GELİŞMELER 23 Oner Çolak (HÜNEMB) KULLANILMIŞ YAKIT YÖNETİMİ STRATEJİLERİ, 29 R. Üzmen. Ş. Çan, T. Aybers, L. Güreli, F. Çan (ÇNAEM) RADYOMETRİK ALAN ÖLÇÜMLERİ VE DİFERANSİYEL COĞRAFİK 41 KONUM BELİRLEME (DGPS) SİSTEMİ İLE U VE Th YATAKLARININ BELİRLENMESİ Ali Alacalar, Levent Aksu (ANAEM) JEOFİZİK YÖNTEMLERLE URANYUM VE TORYUM ARAMALARI 49 Fethi A. Yüksel, Ali İsmet Kanlı (İÜMF) URANYUM KONSANTRESİ ÜRETİMİNDE YENİ GELİŞMELER 59 Ş. Can, K. Cimcim (ÇNAEM) SULU ORTAMLARDAN URANYUM KAZANILMASI VE 67 ZENGİNLEŞTİRİLMESİ İÇİN GELİŞTİRİLEN YENİ BİR POLİMERİK ADSORBAN H. Güler. K Şahiner, G. A. Aycık, O. Güven (ANAEM) Th(IV)'ÜN, Ce(IV) ve U(V1) İÇEREN ÇÖZELTİLERDEN TOPO YÜKLÜ 77 SİLİKAJELDE AYIRIMININ İNCELENMESİ Ü. Hiçsönmez. Meral Eral (EÜ NBE) ESKİŞEHİR BEYLİKAHIR TORYUM CEVHERİNDE KLORLAMA 87 YÖNTEMİYLE TORYUM VE NADİR TOPRAK ELEMENTLERİNİN BİRBİRİNDEN AYRILMASI B. Kopuz. A. Nezihi Bilge (ÇNAEM) ADU YOLUYLA URANYUM DİOKSİT ÜRETİMİ 99 Ş. Can. S. Acarkan. K. Cimcim, L. Çolak, A. Yaylı, S. Albayrak. İ. Yıldız (ÇNAEM) AMONYUM URANİL KARBONAT YOLUYLA URANYUM DİOKSİT ÜRETİMİ Ş. Can. A.Yaylı. S. Albayrak. İ. Yıldız. F. Oan, L. Çolak. N. Bekdemir. A. Van (ÇNAEM) i09 LAZER İLE U235 ZENGİNLEŞTİRME SİSTEMİNİN TASARIMI VE YAPIMI 115 A. Alaçakır. T. An, O. Pervan, Ö. Kuşdemir, E. Tan, R. Aydın (ANAEM) (U,Th)O2 BİLEŞİK OKSİT NÜKLEER YAKIT ÜRETİMİ 125 A. Yavlı. L. Çolak, L. Güreü. Ş. Çan, F. Can, T. Aybers. A.A. Akşit. Y. Bayram (ÇNAEM)

PELET YAPIMINA UYGUN ThO2^(%0-40)UO3 MİKROKÜRECİKLERİNİN 133 ÜRETİM KOŞULLARININ İNCELENMESİ H. Tel. M. Eral, Y. Altaş (EÜ NBE) Th(C2O4)2.6H2O ve U(C2O4)2.6H2O TOZLARININ MEKANİK 143 KARIŞTIRILMASI İLE HOMOJEN (Th0.8U0.2)O2 TOZLARININ HAZIRLANMASI Y. Altaş. M. Eral, H. Tel (EÜ NBE) SİNTERLEME VE BİRİNCİ SAFHA SİNTERLEME KİNETİĞİ 153 M. Timuçin Aybers (ÇNAEM) UO2 YAKIT YAPIMINA ESAS TOZ VE PELETLERİN HAZIRLANMASI 165 Ş. Can, B. Kopuz, T. Aybers, Y. Bayram, İ. Yurtseveri, N. Ateş (ÇNAEM) UO2 PELETLERİ SİNTERLEME ÇALIŞMALARI 171 Ş. Can, T. Aybers, L. Çolak. B. Kopuz, Y. Bayram, K. Cimcün, A. Yaylı, A. A. Akşit, İ. Yurtseveri, İ. Yıldız, S. Albayrak, N. Ateş, G. Birdane, H. Köse (ÇNAEM) CANDU YAKIT DEMETİ FABRİKASYONU 179 Ş. Can (ÇNAEM) PLAZMA ORTAMINDA BOR NİTRÜR VE BOR KAPLAMALI NÜKLEER 187 YAKIT YAPIMI H. Durmazuyar (CÜ Sivas), Güngör Gündüz (ODTÜ) (UO2-Gd2O3) SİSTEMİNDE DÜŞÜK VE YÜKSEK SICAKLIK i 93 SİNTERLEMESİ A. Yaylı. M. Marşoğlu (ÇNAEM) URANYUM DİOKSİT ve URANYUM DİOKSİT-GADOLİNYUM OKSİT 203 YAKITLARININ ÇÖZ-PEL TEKNİĞİYLE ÜRETİLMESİ İ. Uslu (TAEK), H. Dişbudak (ANAEM). B. Kopuz, A. A. Akşit (ÇNAEM), G. Gündüz (ODTÜ) KİMYASAL ÇÖKELTME YÖNTEMİYLE URANYUM DİOKSİT-URANYUM 213 DİOKSİT-GADOLİNYUM OKSİT YAKITLARININ BOR NİTRÜR KAPLANMASI İbrahim Uslu (TAEK). Güngör Gündüz (ODTÜ) URANYUM DİOKSİT-GADOLİNYUM OKSİT YAKITININ BOR KARBÜRLE 221 KAPLANMASI H. Dişbudak (ANAEM), İ. Uslu (TAEK). A. Y. Bilgesi! (AÜFF). G. Gündüz (ODTÜ)

İÇİNDEKİLER CİLT 2 NÜKLEER YAKIT TASARIM KRİTERLERİ 231 Ş. Can (ÇNAEM) ELESTRES: NÜKLEER YAKIT ANALİZ KODU 241 Ş. Can, UM (ÇNAEM) CANDU REAKTÖRLERİNDE YAKIT YÖNETİMİ: RFSP KODU 251 Ş. Can (ÇNAEM) BASINÇLI SU REAKTÖR YAKITLARINDA FİS YON GAZI YAYILMA 261 MODELLERİNİN KARŞILAŞTIRMALI ANALİZİ Tahir Akbaş (TAEK), Üner Çolak (HÜ NEMB) İLERİ NÜKLEER YAKIT TASARIMLARININ YAKIT KULLANIMINA 271 ETKİSİ B. Sankaya. Ü. Çolak, M. Tombakoğlu, A. Yılmazbayhan (HÜ NEMB) OPTIMIZED FUEL ASSEMBLIES FOR MODERN PWR'S; DESIGN 277 FEATURES AND OPERATING EXPERIENCE H. P. Holley, P. Urban, J. H. Fuchs (SIEMENS) BOR KARBÜR KAPLI NÜKLEER YAKITLARIN NÖTRONİK 285 HESAPLAMALARI E. Tanker. İ. Uslu (TAEK), H. Dişbudak (ANAEM), G. Gündüz (ODTÜ) GADOLİNYUM OKSİTLİ VE BOR NİTRÜR KAPLI NÜKLEER 291 YAKITLARIN PERFORMANS HESAPLARI E. Tanker. İ. Uslu (TAEK), H. Dışbudak(ANAEM), G. Gündüz (ODTÜ) HYBRID REAKTÖR SİSTEMİ YARDIMIYLA UO2 YAKITLI TERMAL 297 REAKTÖR ATIKLARININ DEĞERLENDİRİLMESİ VE FİSSİL YAKİT ÜRETİMİ Osman İpek (SDÜ İsparta) HAFİF SU REAKTÖRLERİ İÇİN YAKIT ZENGİNLEŞTİRMEK ÜZERE 307 TASARLANAN BİR FÜZYON HİBRİD REAKTÖRÜN NÖTRONİK PERFORMANSI Hüseyin Yapıcı. Ertuğrul Baltacıoğlu (EÜ Kayseri) NÜKLEER REAKTÖRLERDE MEYDANA GELEN TRANSURANİK 317 SORUNLAR VE GİDERİLMESİNE GENEL BİR BAKIŞ M. A. A. Aslanı. S. Akyıl, M. Eral (EÜ NBE) NÜKLEER YAKIT TEDARİK VE ÜRETİMİNDE KALİTE GÜVENCESİ 323 SİSTEMLERİ JŞ. Can. (ÇNAEM) NÜKLEER YAKIT DEMETLERİNİN TEDARİK, TASARIM VE 333 İMALATINDA KALİTE TEMİNİ S. Ajctürk. S. Zararsız, A. Alat (TAEK) UO2 PELET ÜRETİM PROSESİ KALİTE GÜVENCESİ HESAPLARI 341 Ş. Can, S. Acarkan. L. Güreli, F. Can, N. Bekdemir (ÇNAEM)

NÜKLEER YAKITLARIN KALİTE KONTROLÜNDE KULLANILAN 351 STANDARTLAR L. Güreli. Ş. Can (ÇNAEM) ENERJİ DAĞILIMI X-ISINIFLUORESANS ANALİZ TEKNİĞİ İLE 359 URANYUM ÇÖZELTİSİ İÇİNDE 235U MİKTARININ SAPTANMASI A. Başsan, T. Akyüz. N. Yılmaz (ÇNAEM) URANYUM ANALİZ YÖNTEMLERİ 367 N. Bekdemir. S. Acarkan (ÇNAEM) URANYUM BİLEŞİKLERİNDE SAFSIZLIK ANALİZLERİ 3 75 S. Acarkan. L. Güreli. S. Albayrak (ÇNAEM) URANYUM İÇİNDE SAFSIZLIK ANALİZİ YÖNTEMLERİNİN 385 GELİŞTİRİLMESİ S. Albayrak. A. N. Bilge (ÇNAEM) NÜKLEER YAKITLARDA YANMA ORANI KİMYASAL TAYİNİ 393 L. Güreli (ÇNAEM) UO2 TOZ KARAKTERİZASYONU 399 İ. Yurtseveri. F. Can, L. Çolak (ÇNAEM) UO, YAKIT PELETLERİNİN KARAKTERİZASYONU: YOĞUNLUK VE 409 POROZİTE ÖLÇÜM YÖNTEMLERİ B. Kopuz, Y. Bayram. L. Çolak. K. Cimcim, T. Aybers, A. Yaylı (ÇNAEM) FARKLI YOĞUNLUKLARDA PRESLENMİŞ UO, PELETLERİNİN 419 YOĞUNLUK VE MİKROYAPILARININ İNCELEMESİ B. Kopuz (ÇNAEM), W. Dörr (KWU ) UO2 PELETLERİNDE MİKROYAP1 İNCELEMESİ 429 Ş. Can, A. A. Akşit. L. Çolak, A. Yaylı, Y. Bayram, B. Kopuz (ÇNAEM) NÜKLEER YAKIT PELETLERİNİN TAHRİBATSIZ KARAKTERİZASYONU 439 Ş. Ekinci (ÇNAEM) TECHNOLOGY TRANSFER AND COOPERATION IN THE NUCLEAR 449 FUEL AREA H. P. Hollcy. 1 H. Fuchs (SIEMENS) GÜVENLİK DENETİMİ VE GENİŞLETİLMİŞ UYGULAMA PROGRAMİ 459 Ş. Can. L. Güreli (ÇNAEM) NÜKLEER REAKTÖRLERDE YAKIT MALİYET HESABI 465 M. T. Avbers. R. Üzmen. Ş. Can, L. Güreli. F. Can (ÇNAEM) RASYONEL TORYUM KULLANIMI İÇİN BİR ÖNERİ "THORIMS - NES" 475 Kazuo Furukawa (1TMSF Japan), L. Berrin Erbay (OÜ MMF, ESKİŞEHİR) NÜKLEER YAKITLA İLGİLİ POLİTİKALAR VE STRATEJİLER VE ATIK 485 YÖNETİMİNDE ÇEVRE JEOFİZİĞİ Fethi A. Yüksel. Ali İ. Kanlı (İÜ MF)

1. Ulusal Nükleer Yakıt Teknolojisi Sempozyumu, 3-5 Eylül 1997, ÇNAEM, İstanbul NÜKLEER YAKIT ÇEVRİMLERİ _ (ÇAĞRILI BİLDİRİ) Şevket CAN TR0000001 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 (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 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.

I. TANIMLAR Nükleer Güç ile ilgili konuların iki kategoride incelenmesi adet olmuştur: 1) Elektrik enerjisi veya bir nükleer güç tesisinde ısı üretimi. 2) 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 1 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 reaktanlarınkinderi 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 2 izotoptan ibarettir: Uranyum-235 (f7 9 " 5 ) ve 2 uranyum-238 ( / 38 9 ). Sadece U-235 izotopu fisildir, yani bütün enerjilerdeki nötronları 2 (yavaş nötronlar dahil) absorplayarak bölünebilme yeteneğindedir. Öte yandan U- 235, doğal uranyumun sadece %0.71 'i kadardır. Bazı reaktörler yakıt olarak doğal uranyumu kullanabilirse de bugün termal reaktörlerin çoğu biraz zenginleştirilmiş uranyum kullanırlar, burada U-235 oranı yaklaşık %3 civarına yükseltilmiştir. Bugün bilinen 3 tane fisil madde vardır: 1. U 235 Doğada var. Doğal Uranyum içinde %0.71 2. Pu 239 Doğada yok. Reaktörde U 238 'den oluşur. 3. U 233 Doğada yok. Reaktörde Th 232 'den oluşur. U 23e (U-238) ve Th 232 (Th-232) maddelerine kaynak madde (doğurgan) denir. Kaynak ve fisil maddelerin hepsine nükleer madde denir. Reaktörde tüketilen her 1 gram U 235 25 000 kwh enerji eşdeğeridir. Aynı enerji (25 000 kwh) 8 400 kg kömür veya 6 300 kg petrol tüketimine eşdeğerdir.

Barışçıl amaçlı nükleer enerji kullanabilmek için gerekli olanlar: 1. Fisil (özel bölünebilir) madde Nükleer Yakıt Reaktörle uyumlu olmalı. Güvenil olmalı, Standart ve speslfikasyonlara uymalı, Güvenilir ve ekonomik olarak sağlanabllmelidir. 2. Reaktör Fisyonun kontrollü olarak sürdürülmesini sağlar ve fisyon enerjisini elektrik enerjisine dönüştürür. Güvenli İşletilmeli ve diğer detaylı kurallar. U-235 ve U-238 çekirdeklerinden oluşan nükleer yakıtın bir reaktörde ışınlanması adımı sırasında fisyon prosesi ile oluşan enerji yakıttan çekilip alınır. U-235 çekirdekleri fisyon ürünlerine bölünür, bunların bir kısmı oldukça radyoaktiftir. U-238 çekirdeklerinin bir kısmı nötronlarla reaksiyona girer ve radyoaktif olan daha ağır elementlere dönüşür. Bunların en önemlisi Pu-239'dur, U-235 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 1/3 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. 1. Tek geçişil yakıt çevrimleri LWR (PWR) HWR(CANDU) 2. 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 1)

C. NÜKLEER YAKIT ÇEVRİMİNİN KISIMLAR! URANYUM CEVHERJ ARAMALARI URANYUM CEVHERİNİN ÇIKARILMASI- URANYUM KONSANTRESİ ÜRETİMİ Ticari Uranyum Bileşiği(~%60DoağlU) SAFLAŞTIRMA VE DÖNÜŞÜM Nükleer saflıkta uranyum bileşiği üretimi UO 2 tozu üretimi (doğal %0.71 U 235 ) Zenginleştirme yapılacaksa UF d üretimi UF 4 üretimi ZENGİNLEŞTİRME (>%3 U 235 ) Fakir UF 6 depolama ( %0.25 U 235 ) Zengin UF 6 -»UO 2 dönüşümü YAKIT FABRİKASYONU UO 2 tozu hazırlama (Doğal veya zengin UO 2 ) Pu kullanılacaksa (U,Pu)O 2 hazırlama Th kullanılacaksa (U,Th)O 2 hazırlama Presleme (sillndirik pelet) Sinterleme (1700=C fırın) Pelet yüzeyi hazırlama Yakıt zarfı hazırlama (zirkonyum alaşımı boru) Hafif sulu reaktör yakıtları için 4.2 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 suhj 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

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 1 Dünya Bilinen Uranyum Kaynakları Tablo 2 Dünya Bilinen Toryum Kaynakları B. URANYUM MADENCİLİĞİ VE CEVHER İŞLEME 1970'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. 1980'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(2). 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 (%10 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 %25 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,

Uranyum cevher işleme kapasiteleri ve işletme durumları Tablo 2'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, 12,000 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 2 tozu elde edilir. UO 2 nükleer yakıflann femel kimyasal bileşiğidir. Saf ve sinterlenebilir UO 2, doğal uranyumla çalışan basınçlı ağır su reaktörleri (PHWR) için yakıt fabrikasyonunda kullanılır. Hafif sulu reaktörler (LWR), fisil uranyum izotopu olan U 235 bakımından zenginleştirilmiş uranyumlu yakıt kullanır. Bugün kullanılmakta olan zenginleştirme prosesleri, proses besleme maddesi olarak gazlaşabilen bir bileşik olan UF 6 isterler. UF 6 ise UO 2 'den itibaren 2 ana adımda üretilir. Uranyum dioksif, hidroflorürleme (HF) ile uranyum fetraflorüre (UF 4 ), sonra da elementel flor (F 2 ) 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 235 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 (91 USS/SWU, 1997 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 235 oranının bir fonksiyonudur. Bu oranı ekonomik şartlar, yani uranyum fiyatları ve SWU fiyatları belirler. Bugünkü piyasa şartları bu oranın %0.25-%0.30 arasında olmasını zorlamaktadır. Dünya uranyum zenginleştirme kapasitesi Tablo 6'de verilmiştir. Doğal uranyumda 3 izotop değişmez oranda bir arada bulunur: U 23S (%99.28), U 235 (%0.711) ve U 23d (%0.0054). Bunlardan sadece U 235 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

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 235 zenginliği %2-%4 arasında olmak zorundadır. Uranyum zenginleştirilmesi, U 235 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 235 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 1996-2015 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 (UF^ uranyum dloksit (UO 2 ) haline dönüştüren bir prosestir. Uranyum zenginleştirmenin son ürünleri U 235 zengin uranyum ve U 235 içeriği %0.25-%0.30 olan takir uranyumdur, her İkisi de UF 6 formundadır. Zengin uranyumun sinterlenebilir UO 2 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 235 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 peletler halinde preslenir. Bu "ham peletler" yaklaşık 1700 C sıcaklıkta indirgen atmosferde sinterlenir. Sinterfenmiş peletler, çapsal spesifikasyonlarını karşılaması için yaş ortamda puntasız taşlamaya tabi tutulur. Peletler 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

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 10). 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 20, RBMK için 16, CANDU (PHWR) İçin 7 ve NUGGR için 4.2 GW,.d/t.Yakıt fabrikasyonundaki geliştirmeler başlıca daha yüksek yanma miktarına erişmek yönünde olmaktadır. Belli tip reaktörler için yanma miktarları önümüzdeki 20 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 12,000 ton ham petrol ısıl enerjisine eşdeğerdir, CANDU'lar için bu değerler sırayla 6,3x10 7 kwh ve 16,000 tondur. Dünyadaki nükleer gücün bugünkü durumu Tablo 1 l'de görülmektedir. H. KULLANILMIŞ YAKITIN "REKTÖRDE" DEPOLANMASI 1000 MWe gücündeki bir LWR her yıl yaklaşık 251 kullanılmış yakıt boşaltır. Kullanılmış yakıt reaktörden boşaltıldığında yüksek derecede radyoaktiftir ve önemli miktarda artık ısı üretir, yaklaşık 10 kw/t yakıt. Bu yakıt, yanma derecesine bağlı olarak en az 150 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 I2'de verilmiştir.