Gazi Üniversitesi Teknoloji Fakültesi Enerji Sistemleri Mühendisliği Bölümü ESM 309-Nükleer Mühendislik Prof. Dr. H. Mehmet ŞAHİN
Bölüm 6: Nükleer Reaktörler
Nükleer Reaktörler: Nükleer Reaktör: Zincirleme reaksiyonların kontrollü bir şekilde sürmesini sağlamak amacıyla tasarlanmış sistemlere denir. Nükleer Santral: Zincirleme nükleer reaksiyonlardan sürekli, kontrollü ve güvenli bir şekilde üretilen ısı enerjisini elektrik enerjisine dönüştüren sistemlere denir.
Nükleer Reaktör Sistemleri: 1. Reaktör kalbi (reactor core) 2. Kontrol çubugu (control rod) 3. Reaktör basinç kabi (pressure vessel) 4. Basinçlandirici (pressurizer) 5. Buhar üreteci (steam generator) 6. Birincil sogutma su pompasi (primary coolant pump) 7. Reaktör korunak binasi (containment) 8. Türbin (turbine) 9. Jeneratör - Elektrik üreteci (generator) 10. Yogunlastirici (condenser) 11. Besleme suyu pompası (feedwater pump) 12. Besleme suyu ısıtıcısı (feedwater heater)
Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri: Bir termal nükleer reaktörün temel bileşenleri, radyasyon zırhı ve koruma kabı
Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri:
Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri: YAKIT Yakıt, hem reaktörün kritikliğinden hem de fisyon enerjisinin açığa çıkmasından sorumlu olan fisil malzemeyi içerir. Ayrıca yakıt büyük miktarda fertil malzemede içerebilir. 235 U(doğal ), 233 U(yapay), 239 Pu (yapay) Fisil malzeme 232 Th, 238 U, 240 Pu Fertil malzeme Uranyum çok reaktif bir madde olduğundan reaktör yakıtının bir zarf içinde kullanılması zorunluluğu vardır. Ayrıca yakıt zarfı çok radyoaktif olan fisyon ürünlerini hapsederek radyoaktivitenin soğutucuya karışmasını engeller.
Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri: YAKIT Yakıt Elemanı Reaktör Yakıt Demeti
Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri: YAKIT
Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri: YAVAŞLATICI (MODERATOR) Yalnızca termal reaktörlerde bulunan yavaşlatıcı, fisyondan çıkan nötronları termal enerjiye yavaşlatır. Bu amaçla düşük kütle numaralı çekirdekler yavaşlatıcı olarak kullanılır. Su, Ağır su ( ), grafit, berilyum yavaşlatıcı (moderator) olarak kullanılır.
Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri: YAVAŞLATICI (MODERATOR)
Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri: KONTROL ÇUBUĞU Kontrol çubukları hareket edebilen nötron soğurucu malzemelerdir ve reaktörün kontrolünde etkilidirler. Kontrol çubuklarında, borlu çelik (bor yüksek nötron soğurma tesir kesitine sahip), güçlü termal nötron soğurucusu olan hafniyum veya kadmiyum metalleri, gümüş ve bu metallerin muhtelif alaşımları malzeme olarak kullanılır. Kontrol çubukları nötron soğurduklarından çoğalma faktörünü etkilerler. Çubukların reaktörden çekilmesi k yı artırırken, reaktöre sokulması k yı azaltır. Dolayısıyla çubukların hareketi reaktörü başlatabilir veya kapatabilir veya güç çıktısını değiştirebilir.
Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri: KONTROL ÇUBUĞU Kontrol malzemelerinde aranılan özellikler; - Nötron yutma tesir kesitinin büyük olması - Mekanik özelliklerinin iyi olması - Korozyona dayanıklı olması - Radyasyon altında dengeli olması - Ucuz, kolay bulunur ve imalatı kolay olması
Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri: KONTROL ÇUBUĞU
Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri: SOĞUTUCU Fisyon reaksiyonunda önemli miktarda ısı enerjisi serbest kaldığından reaktör kalbinin soğutulması gerekir. Soğutucu kordan ve reaktörün ısı üretilebilecek diğer bölgelerinden ısı çekmekte kullanılır. Su, ağır su ve çeşitli gazlar termal reaktörlerde en yaygın soğutuculardır. Su ve ağır su ise hızlı reaktörlerde yavaşlatma özelliğinden dolayı soğutucu olarak kullanılmazlar. Hızlı reaktörlerde çoğunlukla sıvı sodyum soğutucu olarak kullanılır. Bir soğutucuda aranacak özellikler; - Isı transferi özellikleri iyi olmalı - Gerekli pompalama gücü ufak olmalı - Buharlaşma sıcaklığı yüksek erime sıcaklığı düşük olmalı - Radyasyon ve yüksek sıcaklık etkilerine dayanıklı - Seçilen diğer malzemelerle korozyon açısından uyumlu - Nötron yutma tesir kesiti küçük - Kolay bulunur, ucuz ve patlama, yangın gibi durumlara karşı güvenlikli
Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri: SOĞUTUCU
Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri: DİĞER TEMEL BİLEŞENLER Korun veya varsa örtünün bitişiğindeki bölgeye «yansıtıcı» denir. Yansıtıcı bölge yavaşlatıcı malzeme içerir. Yansıtıcının işlevi kordan kaçan nötronların yansıtıcıda bir veya birden fazla çarpışmayla geri kora dönmesini sağlayabilmektir. Böylece zincir tepkimenin devamı için gerekli nötron sayısından tasarruf edilmiş olur. Üretken reaktörlerin korlarını çevreleyen ve fertil malzeme içeren bölgesi «örtü (blanket)» olarak adlandırılır. Bu bölge üretkenlik için özel tasarlanır. Kordan kaçan nötronlar örtüde yakalanarak çeşitli dönüşüm tepkimelerine girer. Örtü içinde hızlı nötronların tetiklediği fisyonlar sonucunda önemli oranda ısı üretildiğinden örtü de kor gibi soğutulmalıdır. Reaktör koru içinde biriken fisyon ürünlerinin birikmesiyle önemli ölçüde radyoaktivite saklıdır. Bu nedenle reaktör etrafında radyasyondan koruyucu bir «biyolojik zırh» bulunur. Ayrıca çevreye ısı transferini engellemek amacıyla «ısıl zırh» da kullanılır.
Nükleer Reaktörlerin Sınıflandırılması: Nükleer reaksiyona göre reaktörler Fisyon reaktörleri Füzyon reaktörleri Kullanım amacına göre reaktörler Güç reaktörleri: Isı ve/veya elektrik elde etmek için Araştırma reaktörleri: Araştırma amacıyla ısı veya nötron akısı elde etmek için Üretim reaktörleri: Üretilen akı ile izotop üretimi yapmak için Nötron enerjisine göre reaktörler Hızlı Reaktörler Termal Reaktörler
Nükleer Reaktörlerin Sınıflandırılması: Soğutucusuna göre reaktörler Su soğutmalı reaktörler Hafif sulu Ağır sulu Gaz soğutmalı reaktörler Sıvı metal soğutmalı reaktörler Yavaşlatıcısına (moderatör) göre reaktörler Su Ağır su Grafit Yavaşlatıcı gerektirmeyenler
Nükleer Reaktörlerin Sınıflandırılması: Kullanılan yakıta göre reaktörler Doğal yakıt kullanan Zenginleştirilmiş yakıt kullanan Yaygın Güç Reaktörü Tipleri Basınçlı su reaktörü [Pressurized water reactor (PWR)] Kaynar sulu reaktör [Boiling water reactor (BWR)] CANDU basınçlı ağır su reaktörü [Pressurized heavy water reactor (PHWR)] Gaz soğutmalı reaktör [Gas cooled reactor (GCR)] Hafif su soğutmalı grafit yavaşlatıcılı reaktör [Light water cooled graphite moderated reactor (LWGR)] Hızlı üretken reaktör [Fast breeder reactor (FBR)]
Nükleer Reaktör Tiplerinin Dünyadaki Dağılımı: Uluslararası Atom Enerjisi Ajansının verilerine göre 28 Kasım 2016 tarihi itibariyle dünyada ticari olarak kullanılan reaktörlerin tür olarak dağılımı aşağıda verilmiştir.
Basınçlı Su Reaktörü (PWR) Pressurized water reactor
Basınçlı Su Reaktörü (PWR) Pressurized water reactor Yakıt: Zenginleştirilmiş (%2-%4) Soğutucu: Su Moderatör: Su Kontrol çubuğu: Boron karbür ( ), Ag, In, Cd Verim:%32 PWR nükleer santrallerinde elde edilen elektriksel güç 1000 ile 1500 MW aralığında değişmektedir. Termal gücü ise yaklaşık 3800 MWth. PWR, ABD de ticari olarak geliştirilen ilk güç reaktörü türlerinden biridir. Ayrıca bu reaktörün nükleer güçle çalışan gemi ve diğer deniz taşıtlarında kullanımı dünya çapında standart hale gelmiş durumdadır.
Basınçlı Su Reaktörü (PWR) Pressurized water reactor Soğutucu su basınç kabına yaklaşık 290 giriş sıcaklığı ile girer, yansıtıcı işlevi gördüğü kor dış çevresinden aşağı doğru akar, ısıtıldığı kor içinden yukarı doğru geçer ve sonra reaktör kabını 325 çıkış sıcaklığı ile terk eder. Üretilen enerji birincil devre soğutucusu vasıtasıyla reaktör kalbinden çekilir. Soğutucu, kaynamaması için atmosfer basıncının 150 katı basınç altında tutulur. Su reaktör içinde kaynamadığından türbinler için gerekli buhar reaktör dışında üretilir.
Basınçlı Su Reaktörü (PWR) Pressurized water reactor Buhar üreticisindeki ısı değiştiricisinde reaktörden çıkan yüksek basınçtaki ısıtılmış su, türbin yoğuşturucusundan gelen düşük basınçtaki soğuk besleme suyuna ısıyı aktarır. Besleme suyu kaynayarak buhar üretimi gerçekleşir. Üretilen buhar, türbin-jeneratör biriminde elektrik üretir.
Basınçlı Su Reaktörü (PWR) Pressurized water reactor Su sıkıştırılabilir olmadığından soğutucu hacmindeki ani değişim sistemde ciddi bir basınç değişimine neden olur. Eğer soğutucu hacmi azalırsa basınç düşer ve suda buharlaşma başlar buda yakıt elemanlarına zarar verir. Bunu önlemek için PWR reaktörlerinde basınçlayıcı (pressurizer) bulunur. Çoğunluğu Fransa, Japonya ve ABD de olmak üzere Dünya'da en yaygın olarak çalışan reaktör tipi basınçlı su reaktörüdür (Pressurised Water Reactor, PWR). Basınçlı su reaktörünün Rusya tasarımı olan tipine VVER (Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor; Water-Water Power Reactor) denir. Reaktörün adı, su soğutmalı ve su yavaşlatıcılı güç reaktörünün Rusça ifadesidir. Bulgaristan, Çek Cumhuriyeti, Finlandiya, Macaristan ve Slovak ya da çalıştırılmaktadır.
Basınçlı Su Reaktörü (PWR) Pressurized water reactor Avantajları Çok yaygın kullanım sayesinde daha çok tecrübe Hafif su ucuzdur ve özellikleri iyi bilinmektedir Daha küçük bir kalp Fisyon ürünleri birinci soğutma devresi içerisinde kalmaktadır. Dezavantajları Yüksek sistem basıncı güçlü ve daha pahalı borulama ve basınç kabı gerektirir Yakıt yükleme için reaktörün kapatılması gerekir Zenginleştirilmiş yakıt
Basınçlı Su Reaktörü (PWR) Pressurized water reactor PWR reaktörlerinin yeni nesil (Generation III ve III+) olarak geliştiren ve gliştirilmekte olan tipleri ise: - Areva EPR ( European Pressurized Reactor or Evolutionary Power Reactor) - Westinghouse Advanced Passive 1000 (AP1000) - Rosatom VVER-1200 - China Guangdong Nuclear Power Company ACPR-1000 (or ACPR1000+) - System 80
Kaynar Su Reaktörü (BWR) Boiling Water Reactor
Kaynar Su Reaktörü (BWR) Boiling Water Reactor Yakıt: Zenginleştirilmiş (~% 2.5-3) Soğutucu: Su Moderatör: Su Kontrol çubuğu: Boron karbür ( ) Verim:%32 BWR nükleer santrallerinde elde edilen elektriksel güç yaklaşık 1100 MW civarındadır. Termal gücü ise yaklaşık 3579 MWth. Tek döngülü soğutma sistemi Kalp içinde kaynama
Kaynar Su Reaktörü (BWR) Boiling Water Reactor Su alt plenumdan başlayarak korun içinde yukarı doğru hareket eder. Böylelikle hem gizli hem de duyulur ısıyı soğurur. Soğtucunun bir kısmı buharlaşmış olarak üst plenuma girer. Sıvı buhar karışımı buhar ayırıcıda ayrılaşarak buhar içinde az da olsa kalan suyu kurutucu vasıtasıyla ayırarak türbine giden buhar hattı yoluyla reaktörü terk eder. Buhardan ayırıcı ve kurutucuda ayrılan su, yoğuşturucudan dönen besleme suyu ile karışarak alt plenuma geçer. Soğutucu sirkülasyonu sirkülasyon sistemi ile sağlanır.
Kaynar Su Reaktörü (BWR) Boiling Water Reactor BWR reaktörlerinde kontrol çubukları üstte değil reaktörün tabanında yer alır. Bunun nedeni korun üst kısmında hacimce büyük ölçüde su buharı bulunması ve çubukların bu bölgedeki hareketinin alt bölgedeki hareketleri kadar büyük etkiye sahip olmamasıdır.
Kaynar Su Reaktörü (BWR) Boiling Water Reactor Avantajları Hafif su ucuzdur ve özellikleri iyi bilinmektedir Buhar reaktör içinde üretilir ve doğrudan türbine gider, buhar üreteçleri gibi ısı aktarım araçlarına gerek yoktur. Daha düşük sistem basıncı Soğutucu akış hızı değiştirilerek kaynama miktarı ve dolayısıyla güç seviyesi ayarlanabilir Dezavantajları İki fazlı akıştan dolayı daha zor işletim mühendisliği Kaynamadan dolayı düşük güç üretim yoğunluğu Daha büyük kalp basınç kabı Türbinin fisyon ürünleri tarafından kontamine olması, türbin odasının ve tüm bileşenlerin radyasyon zırhlaması gereği Yakıt yükleme için reaktörün kapatılması gerekir Zenginleştirilmiş yakıt
Kaynar Su Reaktörü (BWR) Boiling Water Reactor Japonya ve ABD gibi ülkelerde kullanılmaktadır. Kaynar su reaktörleri (BWR) dünyada PWR'dan sonra en yaygın olarak kullanılan reaktör türüdür. Bugün işletme halinde 84 adet kaynar su reaktörü bulunmaktadır. Bunların da büyük kısmı Japonya ve ABD'de bulunmaktadır. BWR reaktörlerinin yeni nesil (Generation III ve III+) tipleri ise; -Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) -Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR) -Areva Kerena Reactor
CANDU basınçlı ağır su reaktörü (PHWR) Pressurized heavy water reactor
CANDU basınçlı ağır su reaktörü (PHWR) Pressurized heavy water reactor Yakıt: Doğal (~% 0.72 oranında U-235 içerir) Soğutucu: Ağır Su ) Moderatör: Ağır Su ) Kontrol çubuğu: Boron karbür ( ) Verim: %28-30 Candu (CANada Deuterium-Uranium reactor) nükleer santrallerinde elde edilen elektriksel güç yaklaşık 800 MW civarındadır. Termal gücü ise yaklaşık 2700 MWth. Candu reaktör tipi Kanada başta olmak üzere, Hindistan, Güney Kore, Çin, Arjantin, Romanya ve Pakistan tarafından da kullanılmaktadır.
CANDU basınçlı ağır su reaktörü (PHWR) Pressurized heavy water reactor Reaktör koru kalandria adı verilen büyük silindir şeklinde bir tanktır. Bu tankın içinden yakıt kanalları adı verilen yaklaşık yüz tüp geçer. Yakıt kanallarına yakıt demetleri yerleştirilir. Bunlar kaynamanın engellenmesi için atmosfer basıncının 100 katı basınç altında tutulan ağır su soğutucu ile soğutulur. Soğutucu devresi iki yakıt tüpü ve iki sirkülasyon döngüsü içerir. reaktöre yaklaşık 266 de girer ve 310 de çıkar, reaktörden başlığa oradan da buharın üretildiği ve türbinlere ulaştırıldığı ters U tüplü buhar üretecine geçiş yapar. Soğutucu daha sonra komşu yakıt tüpünden ters yönde geçerek, ikinci bir buhar üretecine akmadan önce tekrar ısıtıldığı reaktöre geri döner.
CANDU basınçlı ağır su reaktörü (PHWR) Pressurized heavy water reactor Avantajları Yakıt olarak doğal uranyum kullanımı Daha güvenli bir tasarım Sadece soğutucu basınçlıdır Reaktör işletme halindeyken yakıt yüklemesi yapılabilir Dezavantajları Ağır su pahalıdır. Kurulum maliyeti çok yüksektir Ünite başına enerji üretim kapasitesi düşüktür. Reaktör koru daha büyük
Gaz Soğutmalı Reaktör (GCR) Gas cooled reactor
Gaz Soğutmalı Reaktör (GCR) Gas cooled reactor Yakıt: Doğal (~% 1.4 oranında U-235 içerir) Soğutucu: Gaz ( veya He) Moderatör: Grafit veya Berilyum Kontrol çubuğu: Boron karbür ( ) Verim:%40 GCR (Gas cooled reactor) nükleer santrallerinde elde edilen elektriksel güç yaklaşık 700 MW civarındadır. Termal gücü ise yaklaşık 1500 MWth. AGR (Advanced gas cooled reactor); günümüzde gaz soğutmalı reaktörlerin geliştirilerek yapıldığı halen İngiltere de işletme halinde olan gaz soğutmalı reaktör tipidir.
Gaz Soğutmalı Reaktör (GCR) Gas cooled reactor gaz körüğünden reaktörün koruna doğru yönlendilir. Kor içindeki kanallardan yukarı yönde akarak üst bölüme çıkar. Daha sonra koru çevreleyen buhar üretecinden geçer. Buhar üreteçlerinden çıkan, gaz için pompalama basıncı sağlayan gaz körüğünden geçtiğinde çevrim tamamlanmış olur.
Gaz Soğutmalı Reaktör (GCR) Gas cooled reactor Avantajları Soğutucusu ucuzdur. Yakıtı doğal uranyumdur. Soğutucu sistem elemanlarını çok az aşındırır ve etkileşir. Yüksek soğutucu sıcaklığı nedeniyle yüksek verim (>%40) Gaz türbini kullanılabilir. Dezavantajları Büyük ve pahalı reaktör kalbi ve ısı değiştiricileri Düşük yakıt yanma oranları Grafit yavaşlatıcı yanıcı bir malzeme
Gaz Soğutmalı Reaktör (GCR) Gas cooled reactor GCR reaktörleri başta İngiltere, Fransa olmak üzere İtalya, Japonya, İspanya da işletilmiştir. GCR reaktörlerinin yeni nesil (Generation III ve III+) tipleri ise; -Gas-cooled fast reactors (GFR) -High-temperature gas-cooled reactor (HTGR) veya Very high temperature gas reactors
Hafif su soğutmalı grafit yavaşlatıcılı reaktör (LWGR) Light water cooled graphite moderated reactor
Hafif su soğutmalı grafit yavaşlatıcılı reaktör (LWGR) Light water cooled graphite moderated reactor Yakıt: Zenginleştirilmiş (~% 2.8) Soğutucu: Su Moderatör: Grafit Kontrol çubuğu: Boron karbür ( ) Verim:%32 LWGR nükleer santrallerinde elde edilen elektriksel güç yaklaşık 1000 MW civarındadır. Termal gücü ise yaklaşık 3200 MWth. RBMK (Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy,High Power Channel-type Reactor) Rus tipi LWGR reaktörüdür.
Hafif su soğutmalı grafit yavaşlatıcılı reaktör (LWGR) Light water cooled graphite moderated reactor LWGR reaktörler kaynar su reaktörleriyle aynı prensipte çalışırlar. Buhar direkt reaktörde üretilerek buhar ayırıcı ile türbine gider. Reaktördeki suya radyoaktivite karışır bundan dolayı kor zırhlanmıştır. Buhar ayırıcıda buhar 6.38 Mpa ve 280ºC de reaktörden çıkar. LWGR reaktörleri pozitif boşluk katsayısına sahiptir. Pozitifi boşluk katsayısı reaktivite arttıkça reaktördeki buhar kabarcıklarının arttığını dolayısıyla kor gücünün arttığını belirtir.
Hafif su soğutmalı grafit yavaşlatıcılı reaktör (LWGR) Light water cooled graphite moderated reactor Avantajları Ayrı basınç tüpleri sayesinde çok sayıda kanal bulundurabilir ve büyük güçlere ulaşılabilir Çalışırken yakıt yüklemesi yapılabilir Doğal uranyum dahil herhangi bir yakıt kullanılabilir Dezavantajları Çok büyük olan reaktör kalbinin kontrolü zordur Soğutucu ve yavaşlatıcının farklı olması pozitif boşluk katsayısına neden olmaktadır Grafit yavaşlatıcı yanıcı bir malzemedir Tasarım büyük kazalara karşı reaktör binası içermemektedir
Hafif su soğutmalı grafit yavaşlatıcılı reaktör (LWGR) Light water cooled graphite moderated reactor RBMK reaktörleri Rusya başta olmak üzere Litvanya ve Ukrayna da kullanılmaktadır. Çernobil kazasından sonra RBMK reaktörler kapatılmaya başlansa da halen Rusya nın çeşitli bölgelerinde işletme halindedirler. Mevcut RBMK reaktörlerinin tamamının kapatılması 2026 yılına kadar gerçekleşmesi planlanmaktadır. RBMK reaktörleri tüm olumsuzluklara rağmen Rusya da geliştirilmeye devam edilmektedir. Mevcut kazalardan alınan derslerle yeniden tasarlanan RBMK reaktörleri; MKER (Russian: МКЭР, Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор [Mnogopetlevoy Kanalniy Energeticheskiy Reaktor) reaktörü adı altında güvenlik ve radyasyon zırhlanması yönünden geliştirilmekte 2012 yılında Rusya da kurulması planlanmış olmasına rağmen henüz tam olarak ne zaman kurulacağı belli değildir.
Hızlı üretken reaktör (FBR) Fast breeder reactor Üretken reaktör, yakıt üreten reaktördür. Reaktör fisil ve fertil yakıtı aynı zamanda tüketirken yakıt oluştururlar. 238-U ve 232-Th gibi fertil yakıtlar nötronlarla çarpışarak fisil yakıtları oluştururlar. Fertil yakıtlar yakıtın içinde veya yakıtı saran örtüde bulunurlar. Bir reaktörün üretken olabilmesi için tükettiği fisil malzemeden daha fazla üretmesi gerekmektedir. Üretken reaktörler dünyanın elektrik enerjisi gereksinimini binlerce yıl karşılayabilecek yeteneğe sahiptirler. 235-U den ziyade doğal uranyum ve toryum gibi yakıtlarla çalışabilen üretken reaktörler izotop zenginleştirme işleminden geriye kalan ve büyük oranda tüketilmiş (238-U) içeren malzemeleri de yakıt olarak kullanır.
Hızlı üretken reaktör (FBR) Fast breeder reactor Üretkenlik ve Dönüşüm
Hızlı üretken reaktör (FBR) Fast breeder reactor
Hızlı üretken reaktör (FBR) Fast breeder reactor
Hızlı üretken reaktör (FBR) Fast breeder reactor
Hızlı üretken reaktör (FBR) Fast breeder reactor
Hızlı üretken reaktör (FBR) Fast breeder reactor Günümüze kadar dört tür üretken reaktör geliştirilmiştir: -LMFBR: Sıvı-metal soğutmalı hızlı üretken reaktör (Liquid metal fast breeder reactor) -GCFR: Gaz soğutmalı hızlı üretken reaktör (Gas cooled fast breeder reactor) -MSBR: Erimiş tuz üretken reaktör (Molten salt breeder reactor) -LWBR: Hafif su üretken reaktörü (Light water breeder reactor)
Sıvı-metal soğutmalı hızlı üretken reaktör (LMFBR) Liquid metal fast breeder reactor
Sıvı-metal soğutmalı hızlı üretken reaktör (LMFBR) Liquid metal fast breeder reactor Yakıt: ve (%20,25) Soğutucu: Sıvı Sodyum Moderatör: Yok Kontrol çubuğu: Tantalum veya Boron karbür ( ) Verim: % 40 LMFBR nükleer araştırma reaktörlerinde elde edilen elektriksel güç yaklaşık 145 MW civarındadır. Termal gücü ise yaklaşık 350 MWth. LMFBR ler de yaklaşık 500 ºC ve 16 ila 18 MPa arasında kızgın buhar üretilip türbinlere götürülür.
Sıvı-metal soğutmalı hızlı üretken reaktör (LMFBR) Liquid metal fast breeder reactor Sodyum LMFBR nin yüksek güç yoğunluğunda işletilmesine olanak verecek ölçüde mükemmel bir ısı transfer malzemesidir. Sodyumun kaynama noktası (1 atm de 882ºC) o kadar yüksektir ki reaktör soğutucu döngüleri yüksek sıcaklıkta ve atmosfer basıncında kaynama olmaksızın işletilebilir ve ağır basınç kabına gerek duymaz. Yüksek soğutucu sıcaklığı yüksek sıcaklıkta, yüksek basınçlı buhar ve santral verimi elde edilmesini sağlar. Sodyum yapısal malzemeler için korozif değildir. Sodyumun olumsuz özelliği ise erime noktasının(98ºc) oda sıcaklığından yüksek olmasından dolayı katılaşmayı engellemek için soğutucu sistemi ısıtılmak zorundadır.
Sıvı-metal soğutmalı hızlı üretken reaktör (LMFBR) Liquid metal fast breeder reactor Sodyum reaktör korundan geçerken radyoaktif olur. Radyoaktivite ve sodyumun suyla şiddetli tepkimeye girmesinden dolayı soyum soğutucu buhar üreteçlerinden direkt geçirilemez. Bundan dolayı LMFBR lerde iki sodyum döngüsü kullanılır: radyoaktif sodyumu taşıyan birincil reaktör döngüsü ve ara ısı değiştiricisi ile birincil döngüdeki ısıyı buhar üretecine taşıyan radyoaktif olmayan sodyumu içeren ara sodyum döngüsü. Ara sodyum döngüsünün ayrıntılı düzenleme tarzına bağlı olarak LMFBR ler ikiye ayrılır: döngü tipi LMFBR ve havuz tipi LMFBR
Sıvı-metal soğutmalı hızlı üretken reaktör (LMFBR) Liquid metal fast breeder reactor
Sıvı-metal soğutmalı hızlı üretken reaktör (LMFBR) Liquid metal fast breeder reactor Döngü tipi tasarımda birincil döngü bileşenleri (reaktör, pomplar, ısı değiştiricileri) birbirinden bağımsız ve ayrıdırlar. Bu durum kontrol, bakım ve onarımı kolaylaştırır. Ancak döngü tipi tasarımda tüm birincil döngülerin etrafında, santrallerin büyük ve kayda değer oranda zırhlamaya gerek vardır. Havuz tipi tasarımda reaktör binasından radyoaktivite çıkışı olmadığından santralin başka hiçbir bileşeninin zırhlanması gibi bir zorunluluk yoktur. Ayrıca basınç kapları kısmen yeraltına yerleştirildiğinden kabın yalnızca üst kısmı için ağır zırhlamaya gerek duyulur. İşletme halindeki havuz tipi bir reaktörün kontrol odasına girmek ve hatta önemli bir radyason dozu almaksızın reaktörün üstünde yürümek mümkündür. Ticari olarak 1986-1996 yılları arasında işletilmiş olan Fransız Super Phenix havuz tipi, 1986 yılında kurulan ve halen işletilmekte olan Japon Monju reaktörü ise döngü tipidir.
Sıvı-metal soğutmalı hızlı üretken reaktör (LMFBR) Liquid metal fast breeder reactor Avantajları Yavaşlatıcıya gerek yoktur. Düşük sistem basıncı (sodyumun sıvı kalma sıcaklığı: 98-892ºC) Sıvı metallerin yüksek performanslı ısı taşıma özelliklerinden yararlanır Yüksek verimli elektromanyetik pompalar kullanılabilir Kullandığından fazla yakıt üretir Dezavantajları Sodyum suyla şiddetli bir şekilde reaksiyona girer, hava ile de etkileşir (oksijen) Birinci soğutucu devresinden sodyum sızıntısı olasılığına karşı özel önlemler gerekir Donan metal soğutucuyu ısıtarak eritmek gerekir Zenginleştirilmiş yakıt gerektirir
Sıvı-metal soğutmalı hızlı üretken reaktör (LMFBR) Liquid metal fast breeder reactor LMFBR reaktörleri Amerika, İngiltere ve Rusya da işletilmiştir. LMFBR reaktörlerinin yeni nesil (Generation III ve III+) tipleri ise; -Sodium-cooled fast reactors (SFR) Sodyum soğutmalı hızlı reaktör -Lead-cooled fast reactor (LFR) Kurşun soğutmalı hızlı reaktör.
NÜKLEER ADA Nükleer güç santralleri iki ana bölümden oluşmaktadır Nükleer Ada Konvensiyonel (Türbin) Ada Nükleer ada, nükleer güç santralinin kalbidir. Koruma binası, yardımcı bina ve yakıt işleme alanından oluşur. Nükleer ada her bir nükleer santral tasarımına göre değişir. Nükleer adanın olduğu bina; buhar üretimi ile ilgili nükleer sistemleri ve güvenlik sistemlerinden oluşur.
Nükleer Buhar Sağlama Sistemleri aşağıdaki bileşenlerden oluşur: Reaktör kalbi ve kontrol sistemleri Reaktör soğutma pompaları Basınçlandırıcı (PWR reaktörlerinde) Buhar jeneratörü Birincil borular Güvenlik sistemleri aşağıdaki bileşenlerden oluşur: Reaktör koruma sistemleri Temel su servis sistemleri Kor acil soğutma sistemleri Acil güç sistemleri Reaktör koruma kabı sistemleri
KONVENSİYONEL ADA Konvansiyonel ada evleri, basınçlı buhardan ısıl enerji sağlayan ana bileşenler ile elektrik enerjisine dönüşüm sistemlerinden oluşur. Bu sistemlere türbin jeneratör sistemleri de denir. Bu sistemler konvansiyonel güç santrallerinde de bulunduğundan nükleer santrallerin bu kısımlarına konvansiyonel ada denir. Doğrudan reaktör içinde veya buhar üreteçleri denen yardımcı ısı değiştiricilerde buhar üretmek için fisyon enerjisinden yararlanılır. Reaktör veya reaktör-buhar üreteci kombinasyonu, nükleer buhar sağlama sistemi (NSSS:Nuclear Steam Supply Systems) olarak adlandırılır. NSSS konvensiyonel yakıtlı santrallerdeki buhar kazanı ile aynı işlevi görür.
Bir nükleer güç santralinin güç üreten tarafının basitleştirilmiş şeması
Nükleer güç santrallerinin elektrik maliyeti büyük ölçüde ilk yatırım maliyetleri (özellikle de santrali inşa etmekte kullanılan paranın faiz giderleri) tarafından belirlenir. Burada yakıt maliyeti önemsizdir. Dolayısıyla bir nükleer santralin verimi düşük ve yakıt tüketimi yüksek bile olsa elektrik ekonomik bir biçimde üretilebilir. Nükleer reaktörlerde kullanılan yakıtın sıcaklığının nispeten düşük (örneğin, klasik bir kazanın yanma odası sıcaklığından daha düşük ) olmasının sebebi yakıtın bütünselliğini korumak ve yakıt içinde üretilen fisyon ürünlerinin dışarı sızmamasını sağlamaktır.
Nükleer santrallerin düşük verime sahip olmasının en ciddi sonucundan biri karşılaştırılabilir fosil yakıtlı santrale kıyasla çevreye zorunlu olarak daha fazla ısı atmasıdır. Örneğin, %33lük toplam verimle çalışma bir nükleer santral %38 verime sahip bir fosil yakıtlı santrale oranla çevreye yaklaşık %25 daha fazla ısı atacaktır. Bu ısı bir su kütlesine uygun olmayan şekilde atılırsa veya su kütlesi atılan ısı miktarı için çok küçükse suda sonradan meydana gelecek sıcaklık artışı orada yaşayan biyolojik dengeyi alt üst edebilir ve bu durum su kaynağının bozulmasına yol açabilir. Bu olguya ısıl kirlenme denir. Isıl kirlenme, her türlü santral için, ama özellikle nükleer santral için hem yer seçimi hem de tasarım açısından önemli bir parametre oluşturur. Isıl kirliliği azaltmak üzere bir çok nükleer santralde soğutma kulesi kullanılır.
Bir nükleer santralin veya herhangi türden bir güç santralinin performansını belirlemek için veriminin yanı sıra iki parametre daha kullanılır: Hazır bulunma oranı (emre amedelik): Belirli bir süre boyunca santralin işletilebilir (yani işletmede veya elektrik talebi gerektirdiği takdirde işletmeye alınmaya hazır ) olduğu zaman yüzdesidir. Kapasite faktörü : Belirli bir dönem boyunca santral tam güçte ve zamanın %100 ünde işletilseydi, kuramsal olarak üretilebilecek toplam elektrik gücünün yüzdesidir. Kapasite faktörü, bir santral işletime hazır değilken zaten işletilemeyeceğinden ve hazır iken de, elektrik talebinin önceden kestirilememesi ve işletme ekonomisi gerekçeleriyle, her zaman tam güçte işletilemediğinden hazır bulunma oranından küçüktür.(veya en çok eşittir.)
Örnek: Çıkış gücü 1075 MW olan bir nükleer güç santrali bir yıl çalıştığında şebekeye fiilen 255000 MW-gün elektrik sağlamaktadır. Bu süre zarfında santral yeniden yakıt yükleme için 28 gün, nükleer kısımlarının onarımı için 45 gün, klasik kısımlarının onarımı için 18 gün işlevsizdi, yani işletilebilir değildi. a) Yıl boyunca santralin kapasite faktörü nedir? b) Santralin hazır bulunma oranı ne kadardır? a) 365 günde tam güçte 1075x365 = 392375 MW-gün üretilebilirdi. Kapasite faktörü= =0.65 b) Santralin devre dışı olduğu toplam gün = 28+45+18 =91 İşletime hazır olduğu gün = 365-91=274 gün Hazır bulunma oranı= =0.75
NÜKLEER SİSTEM VE MALZEMELERİ ÜRETİMİNDE KURALLAR VE STANDARTLAR* Nükleer santrallere sistem, teçhizat ve malzeme üretimi yapan firmaların Tedarikçi listesine alınabilmeleri, işin ehli bir firma olduklarını kanıtlayan bazı ön koşullara sahip olmalarına ve ürettikleri her bir tip bileşenin belirli çalışma şartlarına uygun üretildiğini kanıtlayacak testlerden geçirebilmelerine bağlıdır. Bir firmanın ürettiği teçhizat veya malzemede aranan kalite standardı, nükleer santralin hangi bölgesinde kullanılacağına bağlı olarak farklılıklar gösterir. Bu nedenle, kalite yeterliliği açısından tüm nükleer santrali, her biri kendi içerisinde benzer seviyelerde güvenlik standartlarına sahip bileşenler içeren, dört farklı bölgeye ayıracağız. * Bu bölüm http://www.nukte.org/node/812 sitesinden Prof. Dr. Haluk Utku'nun nükleer güç santrallerinde kullanılan teçhizatın kalite standartları ve listesi cep raporundan alınmıştır.
Nükleer santralin kurulumunda kullanılacak teçhizat arasında kalite yeterliliği en yüksek düzeylerde olması gerekenler, birinci ve ikinci bölgelerde yer alacak olanlardır. Üçüncü ve dördüncü bölgelerde kalite yeterliliği diğer bir çok endüstri kollarındaki standartlarla benzer niteliktedir.
Birinci bölge, basınç kabı ile içindeki reaktör kalbini, kontrol sistemleri sınıfında yer alan reaktör kontrol çubuklarını ve kontrolle ilgili diğer mekanik, elektromekanik ve ölçüm aygıtlarını kapsar. İkinci bölge, reaktör kalbi soğutma sistemi, güvenlik binası (veya güvenlik kabı) ve bu bina içerisindeki tüm sistem ve araç-gereçleri içine alır. Acil ısı çekiş sistemi ile santral kontrol odası, merkez elektrik ve elektronik devre panel ve kurulumlarının bulunduğu bina da ikinci bölge kapsamındadır. Üçüncü bölge, türbin ve elektrik üreteci (jeneratör) binasını, acil durum dizel üreteci güç binasını, şebeke için ve reaktörün kendi ihtiyacı için transformatör binasını içine alır. Bu bölge nükleer olmayan güç santrallerinde de mevcuttur. Dördüncü bölge, su arıtma ve havalandırma sistemlerinin bulunduğu bina, acil besleme suyu binası, atık hava bacası, soğutma kuleleri, soğutma suyu reaktöre gidiş ve dönüş hatları destek yapıları, tamir-bakım, konferans ve sosyal tesis binaları gibi salt nükleer santrale özgü olmayan diğer endüstrilerde de mevcut yardımcı sistemlerdir.
Nükleer Reaktörlerin Gelişimi ve Yeni Nesil Reaktörler
Gelişkin kaynar su reaktörü (ABWR) Advanced boiling water reactor ABWR reaktörleri BWR reaktörlerinin teknolojik özelliklerinden sapmadan LWR tasarımıyla birleştirilmiş hali olan Jenerasyon III reaktörüdür.. ABWR tasarımında en belirgin fark sirkülasyon pompalarının olmayışıdır. Reaktör kabı içinde santrifüj pompaları kullanılan bu tasarımda geleneksel BWR reaktörlerinde bulunan sirkülasyon boru ve pompalarının karmaşıklığını ortadan kaldırmak suretiyle soğutucu kaybı kazası (LOCA:loss of coolant accident) riskini en aza indirir. ABWR ler de işletme sırasında daha iyi yakıt kontrolü ve daha iyi kontrol edilebilen kontrol çubukları kullanılır. Ayrıca ABWR ler de mikro-kontrolör tabanlı dijital kontrol ve lojik sistemler, dijital güvenlik sistemleri ve reaktör binası aşırı basınç koruması bulunmaktadır. ABWR reaktörleri ilk kurulan ve Japonya ve Tayvan da işletme halinde olan yeni nesil reaktörlerdir.
Gelişkin kaynar su reaktörü (ABWR) Advanced boiling water reactor
AP 600 (PWR) ve AP 1000 AP 600 ve onun gelişmiş tasarımı olan AP 1000 reaktörleri Westinghouse Electric şirketi tarafından geliştirilmiş ve halen Çin, ABD, İngiltere ve Bulgaristan da yapılan ve yapılması planlanan PWR tipi jenerasyon III ve III+ reaktörlerdir. Bu reaktörlerde özellikle kor hasarı olasılığını azaltmaya yönelik pasif güvenlik sistemlerine yer verilmiştir. Güvenlikle ilgili olmayan sistemlerde yedekli ve aktif ekipmanla güvenlik sistemlerinin kullanımı minimize edilir. AP1000 reaktöründe AP600'a göre daha uzun basınç kabı ve yakıtlar, daha büyük buhar üreteci ve basınçlayıcı bulunmaktadır.
AP 600 (PWR) ve AP 1000 Tasarımın özgün yanı (LOCA) soğutma kaybı kazası sırasında birincil sistemden çıkan buhar koruma binası duvarlarında yoğuşur. Koruma binasına özgü baca tasarımından ve çelik kabuğun dış yüzünde bir su filmi bulunmasından yararlanılarak, iç yanıçelik ile kaplı koruma binasının dış yüzünde doğal hava dolaşımına destek sağlanır.
Basitleştirilmiş Kaynar Su Reaktörü (ESBWR) Economic and Simplified Boiling Water Reactor 1390 MWe gücünde General Electric tasarımlı bir kaynamalı su reaktörüdür. ABWR'dan geliştirilmiştir. Halen geliştirme çalışmaları devam etmektedir. Sadeleştirmelerle ekonomik bir sistemdir. Pasif güvenlik sistemleri kullanır. Atık ısı çekimi, acil soğutma, reaktör binası soğutma Doğal dolaşımlı soğutma sistemi (pompa yok)
Diğer Yeni Nesil Reaktörler: System 80+ (Westinghouse) 1300 MWe gücünde güvenlik sistemleri geliştirilmiş ileri bir basınçlı su reaktörü (NRC 1997'de onaylamıştır). Advanced CANDU 700 700 MWe gücünde bir CANDU tasarımıdır. Hafif zenginleştirilmiş uranyum yakıt ve hafif su soğutucu kullanır. Yavaşlatıcı ağır sudur. Framatome ANP European Passive Reactor (EPR) Yaklaşık 1600 MWe üreten büyük bir basınçlı su reaktörüdür. İki kat reaktör koruma binası ve basınç kabının başarısızlığında soğutma sağlayan ileri bir aktif güvenlik sistemi içerir. Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) Herbiri 165 MWe üreten modüler bir yüksek sıcaklık gaz reaktörüdür. Helyum ile soğutulur. Küresel yakıtları vardır.
IV. Nesil Nükleer Reaktörler Çok Yüksek Sıcaklık Reaktörü Very-High- Temperature Reactor (VHTR) Grafit yavaşlatıcılı Gaz soğutmalı (1000 ºC) Hidrojen üretimi Pasif güvenlik sistemleri
IV. Nesil Nükleer Reaktörler Süperkritik Su Soğutmalı Reaktör Supercritical-Water- Cooled Reactor (SCWR) Süper kritik su soğutuculu (tek faz) BWR benzeri tek çevirimli Yüksek sıcaklık ve yüksek verim (%45)
IV. Nesil Nükleer Reaktörler Eriyik Tuz Reaktörü Molten Salt Reactor (MSR) Soğutucusu erimiş tuz olan bir reaktördür. Bir tasarımda yakıt uranium tetrafluoride (UF4) olarak tuz eriğinin içinde çözünmüştur. Reaktör sıvı soğutucu ve yakıt grafit kalpten geçerken kritik olur. Bir diğer tasarımda yakıt grafit bir matrise dağıtılmış olarak bulunurken erimiş tuz soğutucu olarak kullanılmaktadır.
IV. Nesil Nükleer Reaktörler Gaz Soğutmalı Hızlı Reaktör Gas-Cooled Fast Reactor (GFR) Helyum soğutmalı hızlı bir reaktördür. Yüksek verim için bir gaz türbini kullanılır ve gaz sıcaklığı 850ºC 'dir. Kompozit seramik yakıtlar gibi ileri yakıt tasarımları düşünülmektedir. Bu aynı zamanda, fisyon ürünlerini iyi bir şekilde hapseder, yüksek sıcaklığa dayanır.