BÖLÜM-6 NÜKLEER YAKITLI GÜÇ SANTRALLERİ

Özet Giriş Nükleer Enerji Radyoaktivite Bozunma Hızı ve Yarı Ömür Birimler ve Dozlar Radyasyonun Biyolojik Etkileri Radyasyondan Korunma Standartları Nükleer Reaktörlere Giriş

GİRİŞ ABD de Nükleer Güç Santrallerini (NGS) geliştirenler, 1950-1960 lı yıllarda bu santralleri elektriği üretmenin en ucuz yolu olarak düşünüyordu. Böylece ABD fosil yakıtları ithal ederken ambargo ve fiyat artışlarına maruz kalmayacaktı. 1990 yılı itibariyle ABD elektriğinin %20 sini NGS nden elde etmektedir. 104 ü aşkın sayıda NGS i mevcuttur.

Giriş Yaklaşık 20 yıl önce, fosil yakıtlar ile ekonomik bakımdan karşılaştırılması, İlk yatırım masreaflarının fazlalığı, Emniyet problemleri, dolayısı ile NGS inşasında bir duraklama devri geçirdi. Şimdi nükleer güç santrallerinin inşasına, Çin, İndia, Güney Afrika, Kore, ABD... Tekrar ilgi arttı (sebep?)

Giriş Nükleer enerji nedir? Fizikçi için: Atom çekirdeğinde bulunan tanecikler arsında bağlama enerjisi,

Giriş Mühendisler için ise, kontrol ederek bu enerjiyi açığa cıkarmak ve elektrik enerjisi üreterek insanlığa hizmet etmektir. Fizyon Füzyon, bu iki nükleer reaksiyon ile bu enerji açığa çıkar.

Giriş Nükleer bağlama enerjisi fevkalde kuvvetli olduğu için, nükleer reaksiyondan açığa çıkan enerji de, kimyasal reaksiyon neticesinde çıkan enerjiden çok çok yüksek olmakta, ve dolayısı ile nükleer de kg yakıt başına üretilen enerji de fevkalade yüksek olmaktadır.

Giriş Yer kürenin ısınması NGS larından, yakıt yanmasından CO2 emisyonunun olmaması, bu gün için ekonomik olabilmesi bu santralleri cazip kılarken, Reaktör emniyeti, kullanılan yakıtların depolanması, yüksek dozda nükleer atıkların idaresi gibi problemler...

Giriş Bir yazarın dediği gibi: İki karşıt fikir, 1- Nükleer enerji 21.inci asırda daha da gelişecek ve dünyada enerji üretiminde daima önemli bir rol oynıyacaktır 2- Nükleer enerji çok tehlikeli ve ekonomik değil ve zamanla azalacak ve vazgeçilecektir Siz, gençler öğrenerek, inceleyerek kendiniz karar vereceksiniz.

GİRİŞ Fransa da 50 den fazla NGS bulunmaktadır ve bu santraller elektrik ihtiyacının % 80 den fazlasını karşılamaktadır. En az CO2 ülkedir! Japonya da yaklaşık 40 NGS vardır ve elektrik ihtiyacının %30 dan fazlasını karşılamaktadır. Japonya da neden nükleer?

GİRİŞ Dünya çapında 430 NGS çalışmakta ve elektrik ihtiyacının %17 sini karşılamaktadır. ABD de,obama hükümeti ve Cumhuriyetciler, fosil yakıtlara bağımlılığı azaltmak için nükleer rektörlerin inşasına evet diyerek uzun vadeli bir enerji stratejisi belirlemişlerdir.

GİRİŞ Geçtiğimiz 20 yıl boyunca NGS, gerçekleşen kazalar yüzünden istenmemeye başlandı. Three Mile Island (PWR, 1979, ABD) Chernobyl (RBMK, 1986, SSCB) Tokai-mura (JCO, 1999, Japonya) Fukushima Nuclear Plant, 16 Mart,2011- Deprem ve Tsunami! Nükleer atıklar başka bir sorun olarak görülmektedir.

GİRİŞ NGS nin karmaşık bir yapıya sahip olmasından ötürü (güvenlik sistemleri nedeniyle), diğer güç santrallerine göre daha fazla sermaye gerektirmektedir. Fransa Japonya gibi fosil yakıt rezervi az olan ülkelerde enerji güvenliği baş gösterir. Bu nedenle bu ülkeler, yakıtları ithal etmek yerine elektriği NGS ile üretmektedir.

GİRİŞ Fosil yakıt rezervleri sınırlıdır ve 100 yıl içinde tükenmesi öngörülmektedir. Fosil yakıt rezervleri yeterli olsa bile, küresel ısınmaya neden olmaktadırlar. Yenilenebilir enerji bu noktada önem kazanmaktadır, fakat bu santraller gerekli minimum elektrik enerjisini (base load) karşılayacak nitelikte değillerdir.

GİRİŞ Nükleer yakıt rezervleri çok daha fazladır ve gelecek vaat etmektedir (yüzyıllar hatta hızlı üretken reaktörler için bin yıllar mertebesindedir). Türkiye de 9100 ton Uranyum, 380.000 ton Toryum rezervi bulunmaktadır.

Nükleer yakıtlar Avusturalya 2.232.510 ton Brazilya 190.400 Kanada 824.430 Kazakistan 910.975 Nijerya 259.382 Rusya Fed. 737.985 ABD 2.642.348 Dünya toplam 9.110.460

NÜKLEER ENERJİ Atomun çekirdeğindeki nükleonları (nötron, proton) bir arada tutan kuvvete, bağlanma kuvveti (binding force) denir. Küçük çekirdekler birleştiğinde (füzyon) ve büyük çekirdekler bölündüğünde (fisyon), enerji açığa çıkar.

Atom tanecikleri Elektronlar, negatron= negative elektronlar,esas olan bunlardır; nadiren, pozitron lar da görülür. Proton, bunlar + yüklü taneciklerdir, - yüklü protonlar da keşfedilmiştir. Bunların, nükleer mühendislikte bir önemi yoktur. Nötron: Elektrik yükü yoktur. Nükleer mühendislik açısından çok önemlidir.

NÜKLEER ENERJİ 235 U nötron ile bombardıman edildiğinde fisyon reaksiyonu olur ve yaklaşık olarak 200 MeV enerji, ortalama 2.4 nötron ve fisyon ürünleri (atomlar) ortaya çıkar. 235 U+n X+Y+3n+ENERJİ (200 MeV) 1eV = 1.6E(-19) J

NÜKLEER ENERJİ Örnek (Problem 6.1): Aşağıdaki reaksiyondaki kütle kaybını, bir fisyondan çıkan enerjiyi hesaplayınız. 1 kg karbonun yanmasıyla açığa çıkan enerji ile karşılaştırınız. U + n 235 139 95 Xe + Sr + 2n+ENERJİ E mc 2!!!

NÜKLEER ENERJİ Çözüm : Δm = 235.0439 + 1.0087 amu - 138.9188 + 94.9194 + 2 1.0087 amu = 0.1970 amu Δm = 0.1970 amu -27 1.66 10 kg 1 amu -28 = 3.27 10 kg kaybolan kütle miktarı 2 2-28 8 m -11 235 E=Δm c =3.27 10 kg 3 10 =2.94 10 J 1 tane U atomundan yani 1 fisyondan elde edilen s -11 23 235 2.94 10 J 6.022 10 tane U E= 235 235 1 tane U 1 mol U 235 1 mol U 1000 gr 235 gr 1 kg 13 235 7.54 10 J 1 kg U atomundan elde edilen 7 (Tablo 3.1) 1 kg C 3.28 10 J

NÜKLEER ENERJİ Tüm fisyon ürünleri radyoaktiftir. Tepkime sonucu birden fazla nötron çıkmasından ötürü zincirleme reaksiyon (chain reaction) oluşur. Açığa çıkan enerji fisyon ürünlerinin kinetik enerjisidir ve ısıya dönüşür. Uyarılmış olan fisyon ürünleri gama ve/veya beta ışıması yapar.

Zincirleme reaksiyon NÜKLEER ENERJİ

NÜKLEER ENERJİ Fisil elementler direkt olarak fisyon yapan elementlerdir. U(235) doğal fisil U(233) Pu(239) Pu(241)

NÜKLEER ENERJİ Fertil elementler direkt olarak fisyon yapmayan, fakat geçirdiği reaksiyonlar sonucunda fisil kızları olan (daughter nuclides) elementlerdir. U(238) doğal Th(232) doğal U(234) Pu(240)

NÜKLEER ENERJİ Th (232) + n Th (233) Pa (233) U (233) FİSİL U (238) + n U (239) Np (239) Pu (239) FİSİL U (234) + n U (235) FİSİL Pu (240) + n Pu (241) FİSİL

RADYOAKTİVİTE Radyoaktivite az kararlı bir çekirdeğin kendiliğinden ışıma yaparak daha kararlı bir çekirdeğe dönüşmesi ve bu tepkime sonucunda yüksek enerjili radyasyonun açığa çıkmasıdır. Yapay veya doğal gerçekleşebilir. 3 çeşit radyoaktif ışıma vardır:, ve ışımaları İyonlayıcı radyasyon!

RADYOAKTİVİTE Alfa ışıması: menzili düşük;1 MeV, suda 0.001 cm 4 Pu (239) U (235) + ( He) Beta ışıması: menzili orta;1 MeV, suda 0.5 cm 0 Sr (90) Y (90) + ( e) Gama ışıması: menzili yüksek;1 MeV, suda 33 cm Co (60) Co (60) +

Bozunma Hızı ve Yarı Ömür N: çekirdek sayısı k: bozunma sabiti (t -1 ) -dn =kn dt t = 0 anındaki miktar dn =-kdt N(t)=N 0 exp(-kt) N N0 1 N(t 1/2)= N0exp(-kt 1/2) exp(-kt 1/2) 2 2 ln(2) ln(1/2)=-kt ln(2)=kt t k 1/2 1/2 1/2

Tablo 6.1 Bazı İzotopların Yarı Ömürleri

Bozunma Hızı ve Yarı Ömür Örnek (Problem 6.3): Bir nükleer kazada Sr(90) açığa çıkmıştır. Yarı ömrü 28.1 yıldır. 1 μg Sr(90) yeni doğan bir çocuk tarafından absorbe edilmiştir. Metabolik şekilde atılmadığını varsayarsak, vücutta 18 ve 70 yaşında ne kadar Sr(90) bulunur?

Bozunma Hızı ve Yarı Ömür Çözüm: I(t)=I exp(-kt) 0 ln2 t 1/2= 28.1 yıl = k=0.024667 yıl k -1 I(18 yıl) = 1 μg exp (-0.024667 yıl 18 yıl) = 0.6415 μg -1 I(70 yıl) = 1 μg exp (-0.024667 yıl 70 yıl) = 0.1779 μg -1

Birimler ve Dozlar Bir örneğin radyoaktivite seviyesi saniyede yaptığı bozunma sayısı ile ölçülür (Bequerel-Bq). 1 Curie=3.7E(10) Bq İnsan tarafından absorbe edilen doz Gray cinsinden ifade edilir (J/kg). 100 rad=1 Gy Absorbe edilen enerjinin ne kadar zararlı olduğunu gösteren ifade eşdeğer dozdur ve birimi Sievert tir. (100 rem=1sv)

Birimler ve Dozlar Alfa, gama ve beta ışımalarına maruz kalma sonucu alınan etkiye radyasyon dozu denir. ABD de bir senede toplam 360 milirem: 200 milirem Radon(86) gazından 27 milirem kozmik ışınlardan 28 milirem kayalardan ve topraktan 40 milirem vücuttaki radyoaktif izotoplardan 39 milirem X-ışınlarından 14 milirem nükleer ilaçlardan 10 milirem tüketilen ürünler ve diğer küçük kaynaklardan

Birimler ve Dozlar Bir insan yılda ortalama olarak 2.2 msv doz alır. 1 Sv geçici rahatsızlığa neden olurken 10Sv ölüme sebebiyet verir. Çernobil kazasının sonucunda etrafta yaşayan insanlar 10 yıl boyunca 6-60 msv arasında doza maruz almıştır. Ölen 28 kişinin ise birkaç gün içerisinde 5 Sv doz aldığı düşünülmektedir.

Radyasyonun Biyolojik Etkileri İyonlaştırıcı radyasyon somatik ve genetik etkiler yaratır. Somatik etkiler, akut veya kronik şekilde görülebilir. Akut etkiler: kusma, kanama, saç kaybı, yanıklar, ölüm Kronik etkiler: katarakt, kanser çeşitleri Genetik etkiler sonraki nesillerde görülür. (kromozom bozukluklarından dolayı oluşan rahatsızlıklar)

Radyasyondan Korunma Standartları Standartlara göre (LNT hipotezine göre); Radyasyonun etkisinin olmadığı bir doz alt sınır değeri yoktur. Somatik etkiler alınan radyasyonun dozuyla doğru orantılıdır. Dozun alım hızının bir etkisi yoktur.

Radyasyondan Korunma Standartları ABD de Nuclear Regulatory Comission (NRC) nükleer bir tesiste çalışanlar için 50 msv/yıl, halk için ise 1Sv/yıl radyasyona maruz kalma standardı oluşturmuştur.

Nükleer Reaktörlere Giriş (PWR) Video*

Nükleer Reaktörlere Giriş (BWR)

Nükleer Reaktörler İlk nükleer reaktör 1942 yılında Chicago Üniversitesi nde, Enrico Fermi ve arkadaşları tarafından gerçekleştirilmiştir. Bu, fisyon reaksiyonunun, kontrol altına alınması demektir. Bu reaktör, 9mx9,5mx6m boyutlarında 52 ton uranyum yüklenmiş, uranyum yakıt çubukları grafit içerisine yerleştirilmiştir.

Fermi-Pile Grafit nötron yavaşlatıcısı olarak vazife görür; düşük hızlarda, nötronların fisyon reaksiyon ihtimalini artırır. Bu Pile dan çıkan nötronların fazlası, Kadmiyum çubukları ile yutularak (kontrol çubukları), fisyon reaksiyonu kontrol edilmiştir. İlk nükleer güç reaktörü 1956 yılında, İngiltere de 90 MWe gücünde Calder Hall da kurulmuştur.

Nükleer Reaktörler ABD de ilk reaktör 1957 yılında 60MWe gücünde Shippingport, Pennsylvania da kurulmuş olup, ilk nükleer deniz altı The Nautilus 1954 te denize indirilmiştir. Deniz altılarda kullanılan reaktörler, buhar üreten ve buhar türbini ile mekanik enerji üretme maksadı ile kullanılan reaktörlerdir.

Nükleer Reaktörler Önemli komponentler: Yakıt çubukları Soğutma kanalları Moderatör - Yavaşlatıcı Kontrol çubukları Soğutucu - Isı çekilmesi

Yakıt Çubukları Yakıt çubukları fisyona uğrayabilen U(235) veya Pu(239) ihtiva eder. Doğal Uranyum, %99.3 U(238) ve %0.7 U(235) izotopudur. Bir çok güç reaktörlerinde (su soğutmalı) tabii uranyum, fisyon reaksiyonunu sürdüremez. Dolayısı ile yakıtın % 3-4 U(235) ile zenginleştirilmesi gerekir.

Yakıt Çubukları Buna zenginleştirilmiş yakıt denir. Yakıt çubukları uranyum dioksit veya plütonyum oksittir ve katıdır (seramik). Ufak silindirler (pellet) şeklinde,1 cm çapında 4-5 metre uzunluğunda tüpler içerisine yerleştirilir. Tüp malzemesi, paslanmaz çelik, veya zirkaloy (zircalloy) gibi özel alaşımlardır. Bu çubuklar, reaktörde, reaktör kanalları içerisine yerleştirilir.

Yakıt Demeti Örnek olarak 10x10 çubuk demeti, bir kanal içerisine, çubuk demeti (bundle) olarak yerleştirilir. Bu kanallardan geçen akışkan, fisyon reaksiyonundan açığa çıkan enerjiyi alarak, yakıt elemanlarını soğutur. Reaktör tipine göre, buhar üretilerek, konvensiyonel santrallarda olduğu gibi, enerji üretilir.

Reaktör Devresi

Moderatör -Yavaşlatıcı Moderatör, hızlı nötronları, enerjetik nötronları yavaşlatır, ve Uranyum/Plütonyum atomları ile fisyon reaksiyonuna girme ihtimalini, nötronların absorbe şansını artırır, ve zincirleme reaksiyonu yayılır. Dolayısı ile moderatör malzemesinin, az nötron yutma özelliği, ve yüksek yavaşlatma özelliği vardır.

Yavaşlatıcı Tipik yavaşlatıcı malzemeleri ise, ağır su (D 2 O), grafit (C), ve berilyum (Be) dur. PWR ve BWR lerde, su yakıt demetleri etrafında dolaşır. Ağır sulu reaktörlerde yine aynıdır. CANDU tipi bir reaktör, ağır su soğutmalı, ve moderatörlu olup, buhar, buhar jeneratörlerinde üretilir. Grafit yavaşlatıcı ise, grafit blokları içerisine, yakıt çubukları yerleştirilmiştir.

Kontrol Çubukları Kontrol çubuk malzemesinin, yavaşlatılmış termal nötronları absorbe etme ihtimalleri yüksektir. Bu çubuklar vasıtası ile, her fisyon reaksiyonundan ortalama yaklaşık açığa çıkan 2.5 nötronun fazlasını absorbe eder ki, kontrol edilmiş zincirleme reaksiyonu devam etsin. Kontrol çubuğu malzemesi, Bor (B) ve Kadmiyum (Cd) dur.

Kontrol Çubukları Reaktörlerde kritik bir nötron ekonomi katsayısı vardır ve k ile ifade edilir. Sürekli bir rejimde k=1 dir, bu şekilde reaktör kritik haldedir. Yani manası, açığa çıkan 2.5 nötrondan, kaçaklar, absorbe edilen nötronlardan sonra 1 nötron kalmalıdır ki, fisyon reaksiyonu devam etsin. Genel olarak k=1.2 olarak tutulur.

Kontrol Çubukları - Kritiklik k<1 ise reaksiyon devam edemez (subcritical). k>1 ise reaktör supercritical denir. O halde bir reaktörün kritik olması kontrol çubuklarının reaktör içerisinde hareketi ile temin edilir. Reaktörün termal gücü, kontrol cubuklarının konumuna bağlıdır. Kontrol çubukları tamamen indirilirse, fisyon reaksiyonu durur (shut-down the reactor).

Kontrol Çubukları Nükleer reaktörler tam yükte base santral olarak çalıştırılır(neden?) Yakıt çubukları (Fuel) 2-3 senede bir değiştirilerek, yakıt işleme tabi tutulur, ve üretilen plütonyum ayrıştırılarak, nükleer silah imalinde kullanılır. Yakıt çevrimi, nükleer reaktörlerin en önemli problemidir. U madeni, yakıt imali - reaktör yakıtı - tekrar işleme - yakıt imali - tekrar reaktöre yükleme.

Reaktörden Isı Çekilmesi Reaktör içerisinde ısı hem fisyon reaksiyonundan hem de radyoaktif elementlerin, yani fisyon ürünlerinin ışıma yapmasından ötürü açığa çıkar. Isı reaktörden soğutucu vasıtası ile çekilir: Soğutucular: Kaynar su Basınclı su Sıvı metaller (sıvı sodyum) Gaz (helyum, CO 2 )

Kaynar Su Reaktörleri (BWR)

Kaynar Su Reaktörü Zenginleştirilmiş uranyum, %3-4 U(235) oranında yakıt kullanır. Su hem soğutucu, hem de nötron yavaşlatıcısı olarak kullanılır. Reaktör içerisinde buhar üretilir ve bu buhar direkt olarak türbine gider. Termik verim %34-35 civarındadır. Kaynar sulu reaktörün kesiti Şekil 6.3 te verilmektedir. İNCELEYİNİZ! Dunyada:93 adet(abd,japonya,isvec)

Şekil 6.3 BWR

Kaynar Sulu Reaktörler Reaktör, çelik bir kap içerisine yerleştirilmiş olup, etrafı betonarme bir duvar ile çevrilmiştir. Bu sistem, ikinci bir dom şeklinde bir bina içerisine yerleştirilir. Bu domun duvarları kalın betonarmedir. İçerisinde, buhar ayırıcı, ve kullanılmış yakıt depo edilecek bir havuz bulunur. Türbin, kondenser, jeneratör, hepsi domun dışındadır.

Basınçlı Su Reaktörü (PWR) Bu reaktör çok popülerdir. Şeması Şekil 6.4 te verilmektedir. İnceleyiniz.

Şekil 6.4 PWR

PWR Görüldüğü gibi, burada iki devre vardır: Birinci devre, reaktörü soğutan, yani üretilen ısıyı çeken devre. Bu devrede su yüksek basınç altında tutulur, örneğin 20 MPa, bu basınçta kaynama sıcaklığı=365 ºC, dolayısı ile su 340-350 ºC sıcaklığa kadar yükseltilir ve reaktör içerisinde kaynamaya müsade edilmez.

PWR Sıcak su bir buhar üreticisinden (ısı değiştirgeci) geçerek buhar üretilir. Soğuyan su bir pompa ile tekrar reaktöre basılır. Birinci devre, çelik ve beton duvarları ihtiva eden dom içerisine yerleştirilmiştir. İkinci devre buhar devresidir. Türbin, kondenser, sirkülasyon pompası ve ön ısıtıcılar domun dışındadır.

PWR Türbine giden buhar 7MPa ise, sıcaklığı 285ºC civarındadır. Bu reaktörde su tek fazlı olduğu için, sistemi tam ayarlamak mümkündür. Su, nötron yavaşlatıcı ve soğutucu olarak kullanılmaktadır. Kontrol çubukları Boron (B) dur.

PWR İki devre olduğu için, buhar devresinde radyoaktivite problemi yoktur. Buhar üreticinin devreye girmesinden dolayı, termik verimi, BWR den biraz daha az olup %30 civarındadır. Dunyada: 252 adet(abd,fransa,japonya,rusya,kore)

CANDU Tipi Canadian Deuterium Uranium (CANDU) reaktör, PWR nin özel bir halidir. Tabii uranyum ile çalışması bir avantajıdır. Zenginleştirme tesisine ihtiyaç yoktur. Halen; Romanya, Çin, Arjantin, Hindistan, Pakistan, ve Kore gibi ülkelerde sorunsuz çalıştırılmaktadır.

CANDU (yakıt demeti)

CANDU Ağır su (D 2 O) moderatör olarak kullanılır. Ağır suyun nötron yutma ihtimali hemen hemen sıfırdır, nötron ekonomisi sağlar, ve tabii uranyum ile reaktör kritik duruma getirilebilir. Bu reaktörlerde, U(238) den Pu(239) üretilir ve fisyona uğrayan bir elementtir.

CANDU CANDU, zenginleştirme tesisine ihtiyaç göstermez ama, ağır su imalatını gerektirir. Bu reaktörlerin işletmesi daha basittir. ABD de bu tip bir reaktör kurulmamıştır, zira, kendileri, uranyum zenginleştirme tesislerini kurmuşlardır. Dunyada: 33 adet(canada,hindistan,pakistan,romanya)

Gaz Soğutmalı Reaktörler - GCR Bu reaktörler İngiltere de geliştirilmiştir. İlk gaz soğutmalı reaktör 1956 yılında Calder Hall da kurulmuştur. Bu reaktörler, zenginleştirilmiş uranyum, veya tabii uranyum yakıtı ile çalışır, yavaşlatıcı grafit (C) tir.

GCR Soğutucu CO 2 olup, helyum gazı da kullanılır. Bu reaktörlerde kullanılan gazların ısı transferi özellikleri düşüktür. Bu bakımdan yakıt ısı transferi yüzey alanları daha büyüktür. Isıl verimi artırmak için gaz sıcaklıkları yüksektir. Dunyada: 34 adet (UK)

GCR Örnek: UK de Hinkley Point te 1250 MWe gücünde, yakıtı uranyum dioksit olan % 2.6 U(235) zenginleştirilmiş yakıt kullanır. C0 2 ile soğutulur, reaktörden çıkış sıcaklığı 655ºC, basıncı 17 MPa, olup termik verimi % 42 dir.

Doğurucu Reaktörler (BR) Bu reaktörlerde, üretici (fertile) elementlerden fisyona uğrayabilen elementler üretilir. Kitabınızda 6.2 reaksiyonuna bakınız. (6.2) U (238) + n U (239) Np (239) Pu (239) Burada, U(238) den fisyona uğrayabilen Pu(239) üretilir. Ara ürün olan U(239)`un yarı ömrü 23 dakika, Np(239) un 2.4 gün yarı ömrü olup Pu(239)`a dönüşür, bunun yarı ömrü 24.000 senedir.

Doğurucu Reaktörler (BR) Nötronların yavaşlatılmasına ihtiyaç yoktur. U(238) hızlı nötronları absorbe eder. Dolayısı ile moderatöre ihtiyaç yoktur ve soğutucu olarak sıvı sodyum kullanılır. Doğurucu (breeder) reaktörler, Th(232) de kullanır, ve fisyon reaksiyonuna uğrayabilen (fissile) U(233) üretilir. Th (232) + n Th (233) Pa (233) U (233) (6.12)

Doğurucu Reaktörler (LMFBR) Dünyada toryum yatakları, uranyum yatakları kadar boldur. Ülkemizde de vardır. Sodyum 90ºC de erir ve 882ºC de kaynar. Dolayısı ile Na soğutucu reaktörlerin ısıl verimleri fazladır. Problem, Na(23), nötron bombardımanı ile Na(24)`e dönüşür ve bu element kuvvetli radyoaktiftir, β ve gamma ışıması yapar.

Doğurucu Reaktörler Bu sebebten, birden fazla sodyum devresi vardır. Şekil 6.5 LMFBR Güç Santralinin Şematiği ni inceleyiniz. Bu reaktörler; ABD, UK, Fransa, Almanya, Hindistan, Japonya ve Rusya da kurulmuştur. Japonya hariç, diğer ülkelerde, Pu(239) üretmek maksadı ile kurulmuştur.

Doğurucu Reaktörler Bu reaktörler PU(239) üretemek için kurulmuştur. Nükleer silahların yayılmasını önlemek için, işletmeleri çok sıkı uluslararası denetime bağlıdır. Gelecekde bu reaktörler özellikle elektrik enerjisi üretiminde kullanılacaktır.

Şekil 6.5 LMFBR Güç Santralinin Şematiği

Nükleer Reaktörler (FBR) üretilen fisil çekirdek sayısı BR= harcanan fisil çekirdek sayısı Th (232) + n Th (233) Pa (233) U (233) FİSİL U (238) + n U (239) Np (239) Pu (239) FİSİL U.S., U.K., Fransa, Almanya, Hindistan, Japonya, Rusya

Nükleer Reaktörler (FBR)

Nükleer Yakıt Çevrimi Uranyum, uranyum madeninde U 3 O 8 şeklinde bulunur ( yellow cake ). Maden ocaklarında, uranyumun bozunmasından dolayı açığa çıkan radon ve radyum bulunur. Radyoaktif olan bu elementlere karşı, maden ocağında çalışanların korunması önemlidir. Nükleer yakıt çevrimi Şekil 6.6 da verilmektedir.

Şekil 6.6 Nükleer Yakıt Çevrimi

Yakıt Çevrimi U(235), iki metodla zenginleştirilir: Gaz-difüzyon metodu Gaz-Santrifüj metodu Laser zenginleştirme metodu- Gelişme halinde Zenginleştirme tesisine U 3 O 8 olarak gelir. %99.3 U(238), % 0.7 U(235).

Yakıt Çevrimi CANDU tipi reaktör hariç, bütün reaktörler,u(235) ile zenginleştirme gerektirir. Uranyum oksit - uranyum hexaflorid yani UF 6 ya çevrilir ve 1 atm basıncında ve 56ºC de gaz haline gelebilir. Yukarıda bahsedilen iki işlemle, zenginleştirilmiş uranyum elde edilir.

Yakıt Çevrimi Zenginleştirilmiş uranyum şu kademelerden geçerek, çevrim tamamlanır: Yakıt imalatı Reaktöre yükleme Reaktörde fisyon-enerji üretimi Kullanılmış yakıt Tekrar işleme-fabrikasyon, atıkların ayrılması depolama

Kullanılmış Yakıtlar Kullanılmış yakıtın tekrar işlenmesi Atıkların depolanması Sürekli depolama: Asağıdakileri okuyunuz! 6.5.2-Gazlaştırma ve Zenginleştirme 6.5.3-Kullanılmış yakıt tekrar işleme ve geçici depolama 6.5.4 Sürekli depolama 6.6 Füzyon

FÜZYON Hafif atomları birleşmesi ile büyük büyük miktarda enerjinin açığa çıktığını belirtmiştik. Reaksiyonlar: D(2) +T(3)---He(4) +n +17.6 Mev (1) D(2) + D(2) He(3)+n+4 Mev D(2) + He(3) He(4) +p + 18.3 Mev

ÖRNEK Yukarıda verilen bir numaralı reaksiyondan, füzyon başına açığa çıkan enerjiyi J olarak ve bir kg D dan üretilen Füzyon enerjini Mev ve J olarak elde edip, 1 kg kömür ile karşılaştırınız. Cevaplar: Ē=2.806479 E(-12) J/ fusion Ē= 5.24E(27) Mev/kg

FUSION Yukarıda bahsedilen Füzyon reaksiyonları, güneşin de enerjisini sağlayan reaksiyonlardır. Eğer bu reaksiyonlar da kontrol edilebilirse, elde edilen ısı, soğutucu akışkana transfer edilerek, bir ısı makinesi ile mekanik ve elektrik enerjisi elde edilir.

Füzyon Reaktörleri Yakıtı D sınırsız olarak vardır. Ve Füzyon reaktörlerinden radyasyon salınım yoktur, çıkan nötronlar, protonlar kinetik enerjilerini soğutucu akışkana verirler; fakat yine de, reaktör malzemesinde nötron absorbsiyonu ile hafif radyoaktif element üretilebilir. Reaktörden kullanılmış yakıt problemi de yoktur.

Füzyon Reaktörleri Kontrol edilebilen Füzyon reaksiyonu için çalışmalar 1950 yılından bu yana devam etmektedir..50 sene sonra bu reaktörler çalışabilecek dediler! Bazılara, olacak derler, kısmen başarı ümitleri belirir; ümitsiz olanlar ise, hiçbir zaman, hiçbir zaman pratik olmayacak, veya çok pahalı olduğu için Fizyon reaktörleri kullanılmaya devam edecektir.

Füzyon 6.13, 6.14, 6.15 reaksiyonlarını inceleyiniz. Problem 6.2 çözünüz

PROBLEMLER Problem 1. Bir PWR reaktörünün buhar jeneratöründe, 10 MPa ve 325 C de üretilerek buhar türbinine girip, türbinde 10 kpa basıncına kadar genişlemektedir. Rankine çevrim verimi % 98, jeneratör verimi % 90 olduğuna göre, kg başına a) türbinden üretilen net enerjiyi, suya verilen ısıyı, b) ideal ve hakiki termik verimi hesaplayınız.

PROBLEMLER Problem 2: Bir nükleer reaktörün ilk yatırım masraflarının tamamen ödendiğini ve toplam 155000 kg uranyum (175800 kg UO2) ile reaktörün yüklendiğini kabul edelim. Uranyum zenginleştirme oranı %2.8 dir. Her sene, nükleer yakıtın 1/3 ü değiştiriliyor ve 40 milyon $ ödeniyor. 0.001 $/kwh, nükleer atıkların idaresi için harcanıyor. işletme masrafları olarak senede 118 milyon $ harcanıyor. Elde edilen 325 ºC sıcaklık ve 10 MPa basınçtaki buhar, bir türbinde 10 kpa basınca genişliyor ve kondensere akıyor. Yoğuşan buhar pompa ile reaktöre basılıyor.

PROBLEMLER Fisyonda üretilen ısının tamamının akışkana geçtiğini kabul edelim. Kayıplardan dolayı Rankine çevrimi termodinamik veriminin %90 ve jeneratör veriminin %98 olduğunu kabul edelim. Reaktörde üretilen Pu(239) un fisyona katkısını ihmal edilecektir. Bu reaktörde kwh başına üretilen enerji fiyatını hesaplayınız.

Çözüm: PROBLEMLER

PROBLEMLER Termodinamik bilginiz ve tablolardan, bu çevrimin termik verimi, kullanılan yakıt miktarı, senede elektrik üretimi, toplam enerji fiyatı hesaplanabilir. h 2 ve h 3 entalpi değerlerinden, akışkana verilen ısı q in /kg hesaplanabilir. Ayrıca pompa ve türbin güçleri de hesaplanabilir. q in =2607 kj/kg, w t = 988kJ/kg, w p =10.1 kj/kg Termik verim: th 988.0 10..1 (0.9)(0.98) 33.1% 2607.2

PROBLEMLER Kullanılan yakıt: her sene yakıtın 1/3 ü değiştiriliyor. Kullanılan yakıt/sene= 51700 kg. Bunun U(235) oranına göre fisyona uğrayacak, yani yakılacaktır: 6 (51700 10 gr)(0.028) m 0.0459 gr/s 6 3.154 10 s U(235) fisyonundan açığa çıkan enerji 69.8 GJ/gr Elektrik üretimi: gr G J 0.0459 69.8 0.331 1GW 8760 h 9279 GWh s gr 1GJ/s 1 sene sene

PROBLEMLER Bu santralin gücü ortalama 1.059 GWe tir. Yakıt fiyatı: 6 40 10 $ 0.00431$/kWh 9 9.279 10 kwh İşletme ve bakım masrafı: 118 10 9 9.279 10 kwh 6 0.0127 $/kwh

PROBLEMLER Toplam üretim fiyatı: 0.0170 $/kwh Unutulmamalıdır ki, santralin, ilk yatırım masraflarını amorti ettiğini kabul ettik. Bu fiyat yalnız yakıt ve işletmebakım masrafıdır. Problem 1,2 çözümlerini iyi anlayınız!

PROBLEMLER Problem 3: Nükleer reaktörlerde kullanılan UO 2 yoğunluğu 10.5 g/cm 3 tür. Bir reaktörde kullanılan uranyum dioksitin tam saf olduğunu kabul edelim ve kompozisyonunda bir değişiklik olmasın. Senede, dünyada nükleer enerjiden üretilen nükleer atık ne kadardır?

PROBLEMLER Çözüm: 2006 yılında toplam dünya elektrik ihtiyacının %16 sı nükleer reaktörlerden üretilmiştir ve toplam enerji üretimi 2661 milyar kwh olmuştur. Problem 2 de, verilen reaktör tesisinde, tesis yaklaşık olarak 9.26x10 9 kwh üretiyor ve 58600 kg kullanılmış yakıt açığa çıkıyor. Buna göre, dünyada 58600kg 2661 1.68 10 7 kg 9.26 Kullanılmış yakıt açığa çıkarır.

PROBLEMLER Bu miktarın hacmi, yuvarlak olarak: 9 3 3 1.60 10 cm hacim=1600 m Bu yakıtı 3 m derinliğinde 32 m x 16 m boyutlarında bir tenis sahasına depo edebiliriz. Ödevler: 6.1, 6.2, 6.3,

ÖZETLER Dünyada 430 adet nükleer güç reaktörü vardır. Dünya elektrik ihtiyacının %17-19 nükleer güç santrallerinden temin edilmektedir. PWR tipi reaktörler popülerdir, ve % 3-4 oranında zenginleştirilmiş Uranium-235 yakıt olarak kullanır. Moderatör ve soğutucu sudur. Cadmium veya boron reaktör gücünü kontrol ve reaktörü kapatma!

ÖZETLER BWR de de ayni fakat soğutucu ve moderatör iki-fazlıdır. CANDU tipi güç reaktörleri, tabii uranyumu, U-238 yakıt olarak kullanır, soğutucu ve yavaşlatıcı olarak ağır su kullanılır, D20, Doğurucu reaktörler nükleere silah için Pu- 239 üretmek için kullanılır. Tabii uranyum kullanır, ve soğutucu Sodium!

Nükleer Kazalar Nükleer kazalar dolayısı ile, nükleer reaktör karşıtları artmıştır, fakat, petrol ve gaz fiyatlarının artması ve iklim değişikliklerinin zararlar görüldükçe, destekleyenler artmaya başladı. Teknoloji çok geliştirilmiştir. Emniyet tedbirleri dolayısı ile, kuruluş masrafları artmakta ve ileri(advanced) reaktörler geliştrilmektedir.

ÖZETLER Kullanılmış yakıtların depolanması bir problemdir fakat teknik bakımdan çözümü mevcuttur. Nükleer güç reaktörlerin kurulması, bir ülkenin enerji stratejisine bağlıdır, inşaatı 5-6 sene gibi bir zamanı gerektirir. Mevcut enerji kaynaklarının, gelecek için yeterli olup olmadığının tespit edilerek, nükleer ihtiyacı açıkça gösterilmesi gerekir.

ÖZETLER Çok iyi niyetli, fizikçi ve nükleer mühendisler füzyon reaktörlerinin 40-50 senede çalışabilir olacağını iddia etmektedirler; bunu kitabınız yazıyor. Ben, MIT de Nükleer Müh. de 1959-1960 arasında SM yaparken, Reaktör Fiziği dersindeki hocam da ayni şeyi söylerdi! Pesimist olanlar ise, Füzyon reaktörleri hiçbir zaman pratik olmayacaktır.

COAL FIRED

SORULAR TARTIŞMALAR, Ne dersiniz?