Genel Kimya

Termal Reaktörlerin Yapısı, İşleyişi ve Tipleri

En kısa tanımı ile nükleer reaktör, içinde nükleer reaksiyonların kontrollü biçimde sürdürüldüğü ortamdır.Aynı olayların kontrolsüz biçimde yaratıldığı ortama bomba diyoruz.

Enerji veren iki tür nükleer reaksiyon vardır.Bunlar atomların parçalanması (fizyon) ve birleşmesi(füzyon) olaylarıdır.Bombalar gibi reaktörler de içinde cereyan eden temel nükleer olaya göre iki gruba ayrılırlar:

Fizyon reaktörleri

Füzyon reaktörleri

Fizyon reaktörleri de nötronun kullanılış biçimine göre kendi içinde üç gruba ayrılırlar.

Termal (ılık) reaktörler

Epitermal (sıcak) reaktörler

Hızlı reaktörler

Buradaki ılık,sıcak ve hızlı sözcükleri nötronun fizyon yaptığı andaki  hızını belirtirler. Yani sırasıyla tam yavaşlatılmış, yarı yavaşlatılmış veya hiç yavaşlatılmamış nötronlarla çalışırlar.

Temel Nükleer Olaylar

Bir uranyum atomunun parçalanmasından 200 MeV(7.10-15 Kcal) enerji açığa çıkmaktadır. Bunun onda dokuzu yeni oluşan iki atom çekirdeğinin kinetik enerjisi olarak belirir. Doğan çekirdekler yüksek enerjilerine rağmen uranyum içinde mikron kadar dahi yol alamadan frenlenip kalırlar. Böylece bütün kinetik enerjileri ısıya dönüşürken uranyum kütlesi de kızışır. Nükleer reaktör her şeyden önce bir ısı kaynağıdır.

Uranyum atomunun bölünmesi istatistiksel bir olaydır ve 40 farklı şekilde olabilir. Yani fizyondan 80 çeşit radyoizotop doğabilir.

Uranyumun kendisi az radyoaktiftir.Reaktöre girmeden önce lastik eldivenle tutulabilir. Fakat reaktörde oluşan fizyon ürünleri kalabalığının üçte ikisi radyoaktiftir. Bunlar nedeniyle reaktörde çalışan uranyum yakıt aşırı radyoaktivite kazanır. Bu yüzden nükleer reaktör çalışmadığı zaman dahi içine girilmesi olanaksız bir yapıdır.

Nükleer dönüşüm reaksiyonları reaktör içinde nötronların etkisi ile oluşan bir diğer önemli olaylar ailesidir. Bu reaksiyonlar sayesinde reaktör içine giren malzemeler yakın komşularına dönüşürler. Böylece nükleer reaktöre, içinde içinde yapay malzemelerin üretildiği bir fırın gözüyle bakılabilir. Nükleer reaktör istenirse enerji ve malzeme  üretimi işlevlerinin ikisini birlikte yapabilecek şekilde dizayn olunur. Veya çoğunlukla yapıldığı gibi, iki temel işlev için ayrı tipte reaktörler dizayn olur. Uranyumdan plutonyum veya başka herhangi bir maddeden radyoizotop üretimi reaktörün bu işlevinin tipik örneklerindendir.

Işığın kaynağı oluşu,reaktörün burada değinmek istediğimiz  sonucu temel özelliğidir. Fisyon olayı ve dolayısıyla nükleer reaktör pek zengin bir nötron vr gama kaynağıdır.Nükleer reaktörlerden bu yönüyle yararlanılır. Nötron radyografisi bu tür uygulamalara bir örnek olarak zikredilebilir.

Termal Reaktörün Yapısı ve İşleyişi

Nükleer reaktörü oluşturan elemanların en önemlisi şüphesiz uranyum yakıtıdır.Bütün reaktör onun etrafında ve onun gereklerine göre şekillenir. Uranyum,nükleer yakıt olarak kullanılmada önce her türlü yabancıdan arındırılır. Sadece bu işlemle yetinen yeni saf uranyumu doğal haliyle yakan reaktörler giderek çok azınlıkla kalmışlardır. Günümüz reaktörlerinin büyük bir çoğunluğu izotopik zenginleştirilmiş, daha açık deyimle U-235 oranı %3 dolayına yükselmiş uranyum yakarlar. Büyük bir reaktör anılan zenginlikle 85 ton uranyum yakıt içerir.

Büyük bir reaktör sözcüğü ile bu bölümde verilecek olan sayısal örnekler 1 000 MW e (=1Gwe) gücünde bir basınçlı su reaktörüne ait olacaktır.

Uranyum reaktöre, kazana kömür atar gibi doldurulmaz. Tersine önceden çok hassas şekilde işlenmiş küçük parçacıklar halinde ve bir plan dahilinde özenle dizilir.

Saf uranyum metal,elde olunması güç ve üstelik özellikleri yönünden zayıf bir malzeme olduğundan tercih olunmaz. Bu günün  reaktör yakıtı UO2’dir. Uranyum dioksit toz halinde elde olunduktan sonra küçük silindirler şeklinde sıkıştırılır, sinterlenir ve sonra taşlanarak istenilen ölçülere getirilir.silindirin çapı, diyelim ki, 1 cm ve böyütü 1,5 cm, yani parmağın 1 boğumu kadardır.Büyük bir reaktörde yakıt silindirciklerinin sayısı milyonun üzerindedir.

Yakıtın bu kadar küçük parçacıklar halinde kullanılmasının nedeni uranyumun  kötü bir iletken olmasıdır; içinde oluşan fizyon ışının dışarıya rahatça çekilip alınması için başka çare yoktur.

Uranyum silindircikler kendileri ile aynı çapta yapılmış zar kadar ince cidarlı borular içine peş peşe sürülürler. Boru boydan boya dolunca, iki ağzı kaynakla sızdırmaz şekilde kapatılır. Böylece ince uzun yakıt çubukları elde olunur. Büyük bir reaktörde yakıt çubuklarının boyu 4 m  sayıları 50,000 dolayındadır.

Uranyumun  bir zarf borusu içine konmasındaki amaç,oluşacak fevkalade radyoaktif  fizyon ürünlerinin reaktörün içine rastgele dağılmasını önlemektir. Kullanılmış yakıt çekip alındığı zaman bütün çöpünün de birliktem çıkıp gitmesi içindir. Yakıt zarfı ısının geçişine engel olmayacak ölçüde ince yapılır. Nötronları az yutan bir malzemeden olması zorunludur. Zirkaloy ismiyle anılan zirkonyum-alüminyum alaşımı en çok kullanılan zarf malzemesidir. Bir başka seçenek de paslanmaz çeliktir.

Sayısı elli binlere varan yakıt çubuklarının reaktör içine dizilişlerini veya gerektiğinde reaktörden çıkarışlarını düşününüz: Reaktörü dizayn edenler,onu işletecek olanların bunlarla tek-tek uğraşmaması için 300 kadar yakıt çubuğunu birbirine bağlayarak yakıt demetlerini veya yakıt elemanlarını oluştururlar. Her yakıt elemanı tek bir vinç hareketi ile reaktörden alınabilir ve gene tek bir hareketle yenisi yerine konabilir. Reaktör her yıl bir kez durdurulur ve yakıtın 3’te biri yenilenir. Böylece bir uranyum partisi reaktör içinde normal olarak 3 yıl çalışır.

Reaktörü oluşturan ikinci temel eleman nötron yavaşlatıcıdır. Nötron yavaşladıkça fizyon yapma yeteneği artar. Durum yuvarlanan bir bilyenin yerdeki çukura düşmesine benzetilebilir. Bilye çukura ölü hızla yaklaşırsa içeriye düşmesi daha olasıdır. Parçalanan uranyum atomundan nötronlar ortalama 2 MeV kinetik enerji ile doğarlar. Bu enerjide bir nötronun hızı 64 milyon km/saattir. Böylesine büyük hızlarla uranyum atomlarına çarpan nötronların yeni fizyonlar yapma olasılığı oldukça düşüktür. Tek tük kıvılcımlanan  fizyonla zincir reaksiyonunu başlatabilmek için uranyumun, bombada olduğu gibi, sadece U235 izotopundan ibaret olması yani tam zengin olması gerekir. Nükleer  reaktör halinde nötron iyice yavaşlatılarak fizyon yapma olasılığı 300 misli artırılır ve bu sayede U235 oranı çok daha düşük olan yakıtlar yakılabilir.

Hızlı nötronlar yavaşlatılabilir,fakat hiçbir zaman durdurulamazlar. Kinetik enerjileri nihayet ortamı oluşturan atomların o sıcaklıkta sahip oldukları titreşim enerjisi düzeyine indirilebilir. Bu enerjiye kadar yavaşlamış olan nötron çevresi ile termal dengeye gelmiş demektir. Termal dengeye inmiş nötronlara kısaca termal (ılık) nötronlar denir. Bu en düşük enerjide dahi nötronların hızı 200C sıcaklıkta, 8000 km/sa veya 2200 m/sn dir. Yavaşlama bitmiştir,fakat hareket durmamıştır. Nötronlar anılan hızlarla ortamın atomlarına çarparak zigzag çizgiler boyunca dolanır dururlar.

Nötronların yavaşlaması ortamdaki atomların çekirdeklerine çarpa çarpa olur.Burada çarpılan atomun kütlesi büyük rol oynar. Nötron yalnızca uranyum çekirdeklerine çarparak yavaşlayacaksa fizyondan doğan bir nötronun termal enerjiye inebilmesi için 2160 çarpışma yapması gerekir. Fakat nötron hidrojen atomunun çekirdeği ile alına yapacağı tek bir çarpışma ile de bütün enerjisini yitirebilir. Çünkü hidrojen atomunun çekirdeği tek bir protondan oluşur. Bu da nötronla pratik olarak aynı kütlaya sahiptir. Uranyum atomunun çekirdeği de nötrondan 238 kere daha ağır bir kütledir. Uranyum doğal elementlerin en ağırı olarak düşünülebilecek en kötü nötron yavaşlatıcıdır. Hidrojen ise en hafif element olarak en etkin nötron yavaşlatıcı olabilir,bütün çarpışmaların alın alına olmayacakları düşünülse bile ortalama olarak 18 nötron hidrojen çarpışması berikinin fizyon enerjisinden termal enerjiye inmesine yeter. Bu açıklamadan nükleer reaktöre ikinci temel yapı elemanı olarak hidrojenli bir maddenin katılması gerektiği anlaşılır. Bu madde bildiğimiz su olabilir. Yavaşlatıcı olarak hidrojen yerine suyun seçilmiş olması yavaşlama için ortalama çarpışma sayısını 20 ye çıkarır.

Reaktörde uranyum yakıt, bir su banyosu içine daldırılmış uzun çubuklar şeklinde durur. Fizyondan büyük enerjilerle doğan nötronlar incecik yakıt çubuklarından ve onun gene zar kadar ince zarından geçerek dışarıya, su banyosu içine çıkarlar. Yakıt çubuğunun ve zarfının ince yapılmasının bir nedeni ısı geçişini kolaylaştırmak ise ikinci nedeni de nötron geçişini kolaylaştırmaktır. Su tarafından yavaşlatılan nötronlar rastgele dolanmaları sırasında , tekrar uranyum yakıt içine dalabilirler. Üstelik artık çarptıkları uranyum atomlarını parçalama kabiliyetleri daha artmış olacaktır. Çünkü nötron –uranyum karşılaşmalarının termal enerjilerde dahi sadece küçük bir bölümü fizyonla sonuçlanır.

Buraya kadar anlatılanlar nükleer fisyon olayının başlaması ve onun zincir reaksiyonu şeklinde sürmesi için gerekli koşullardır. Fisyondan büyük ısı enerjisi oluştuğunu biliyoruz.Yakıtın kızışmasını önlemek için bir soğutucu akışakan tarafından oluşan ısının dışarıya taşınması lazımdır. Reaktörün içi zaten yavaşlatıcı olarak su ile dolu olduğuna göre yapılacak iş bir pompa ile bunu dışarı devrettirmektir. Şayet ısı başka bir amaçla kullanılmayacaksa  soğutma kulesinden havaya verilir.

Reaktörün yarattığı ısı elektrik üretiminde kullanalcaksa o zaman soğutma suyunun yüksek sıcaklıklara kadar ısıtılması veya buharlaştırılması gerekir. Reaktörün çalışma sıcaklığı bu amacı karşılayacak düzeye yükseltilir.Sıcak suyu dışarıda bir buharlaştırıcıdan dolaştırarak orada ikinci devre suyunun buharlaşmasını sağlamak veya suyu doğrudan  reaktör içinde kaynatıp buharlaştırmak seçenekleri vardır. Seçeneğe göre reaktörün tipi değişir.

Reaktörü oluşturan dördüncü ve sonuncu temel organ kontrol çubuklarıdır. Her ısı üreticisinin kontrolu şarttır. Kontrol edilmezse yükselen ısıyla kendi kendini tahrip eder. Reaktörün kontrolü içerideki nötron kontrolüyle mümkündür. Şayet fisyondan doğan nötronların sayısı çeşitli nedenlerle kaybolan nötronların sayısına eşit ise reaktör aynı üçte çalışmaya devam eder. Ortamda nötronlar çoğalıyorsa güç yükselir, azalıyorsa güç düşer. Ortamda nötron kalmazsa güç durur. Reaktör içine nötrona karşı haris, örneğin kadmiyum, bor, hafniyum gibi malzemeler daldırılırsa ortamdaki nötronları yutarak reaktörü durdururlar. Kontrol çubukları dışarı çekilirse reaktör tekrar çalışmaya başlar. Çubuklar yarı çekik tutularak istenen güçte çalıştırılabilir.

Kontrol çubukları çekme kuvveti gayet iyi hesaplanmış elektrmıknatıslarla asılmıştır. Reaktöre zarar verebilecek her türlü müsibet halinde kendiliklerinden dökülerek reaktörü durdururlar. Böylece elektrik kesilmesi, yangın, zelzele, reaktör üzerine uçak düşmesi gibi durumlarda reaktöre ayrıca bir kumanda vermeye gerek kalmadan durması sağlanır.

Buraya kadar anlatılanlar bir reaktörün kalbini oluşturan temel birimlerdir. 1 GWe  gücünde büyük birreaktörün kalbi, yaklaşık değerlerle 3,5 cm çapında, 4 m yüksekliğinde, 40 m3 hacminde bir silindirdir.

Reaktör tankı, kalbi bütünü ile içine alan, nükleer reaksiyonları içinde hapseden bir muhafazadır. 1  GWe  gücünde bir reaktörün kalbini çevreleyen basınç kabı 25 cm kalınlıkta çelikten bir tanktır. İçerde normal işletme koşulları olan 350 0C sıcaklığa ve 160 atm basınca dayanabilecek sağlamlıkta yapılmıştır. Basınç kabı bütün sistemin güvenliği yönünden fevkalade önemli bir organdır. Zira bu kabın ani yarılıvermesi reaktörde düşünülebilecek kazaların en büyüğüdür.

1  GW elektriksel güç üretilecek sistemde termodinamik verim de göz önüne alınırsa 3 GW ısıl güç üretmek gerekir.Bu ısıyı dışarı atabilmek için reaktör kalbine saniyede 50 ton su basacak ana pompa da çok önemli ve büyük bir parçadır.

Nükleer reaktörü oluşturan bir başka önemli organ da içerideki radyasyondan çevresinde çalışanları koruyan biyolojik zırhtır. Bu genellikle çok kalın bir beton duvardır. Reaktörün montajı bitirilip bir kez çalışmaya başladıktan itibaren içeriye artık girilmez.Reaktör dursa da terk edilse de artık yasaktır.İşletme, bakım, tamirat, yenileme hep uzaktan kumanda ile dışarıdan yapılmak zorundadır.

Bütün elektronik devrelerin reaktörün dört bir yanından haber taşıdığı ve kumanda aldığı kontrol odası reaktörün beynidir. Burada tezgahları ve duvarları çepeçevre kaplayan sayısız otomatik cihazlar ve alarm sistemleri gelen haberleri değerlenidirir, gerekli hesapları bilgisayarlar çok seri şekilde yapar ve kararlarını reaktörün ilgili organlarına iltirler.Haberin alınması ve gerekli komutun gönderilmesi mili veya mikro saniye içinde tamamlanan işlemlerdir.

Reaktörü işleten uzmanların görevi işlerin yolunda gittiğini izlemek, arada sırada bazı ayarlar yapmaktır.

Dışarıdan bakınca görünen penceresiz bina reaktörün güvenlik kabuğudur. İçeride olabilecek her türlü kazadan dış çevrenin etkilenmesini önler. Reaktörden dışarıya,toprağa, havaya, suya gaz ve sıvı sızıntısı olmamalıdır. Gerek normal işletme halinde gerekse kaza halinde içerideki hava ve su dışarıya filtrelerden süzülerek ve radyoaktiviteden arınmış olarak çıkar. Dışarıdaki bir kaza, örneğin bina üzerine uçak düşmesi reaktörün güvenliğini tehlikeye sokmaz. Çünkü bina bütün olasılıklara dayanacak sağlamlıkta yapılmıştır.

Enerji Üretimi Ve Plutonyum Üretimi

Nükleer reaktörün en geniş kullanmöa alanı hiç şüphesiz enerji üretimidir.Buhar makinası, buhar santralı ve içten yanmalı motorlar şeklinde gelişen ısıl enerji evriminde nükleer reaktör son baklayı oluşturur.

İsveç’te  70 MWt  Agesta reaktörünün (1974 yılında durdurulmuştur)buharı ile başkent Stockholm’ün bir bölümü ısıtılmıştır.Az sayıda bu tür örnekler bir tarafa bırakılırsa enerji üretim reaktörlerinin tamamına yakın bölümü bir buhar türbinini çevirir.Buhar türbini de ya bir geminin şaftını ya da bir elektir üreticisini döndürür.

Nükleer reaktör, enerji üretim araçlarının en son örneği olmakla birlikte termodinamik verimi en yüksek olanı sayılmaz. Nükleer santrallerde üretilen ısının en çok %33 kadarı elektriğe dönüştürülebilmektedir. Halbuki modren fosil yakıt (kömür veya petrol) santrallarında söz konusu oran %42 dolayına ulaşmışyır. % 9 verim düşüklüğü nükleer   santraller aleyhine çok önemli bir olgudur. Bunun ebebi nükleer reaktörün en çok 3300C sıcaklıkta doymuş buhar üretmesidir.Halbukli klasik santrallerde üretilen doymuş  buhar kızdırıcı adı verilen ayrı bir birimde, 6000C dolayına kadar çıkarılmaktadır. Yüksek kaynak sıcaklığı termodinamik verimi de yükseltmektedir. Nükleer  reaktörlere fosil yakıtla çalışan bir kızdırıcı sisteminin eklenmesi girişimleri başarılı olmamıştır.

Konuya değişik açıdan bakılırsa, bütün termik santraller aslında doğayı ısıtan kocaman sobalardır.Ürettikleri ısının %60-70 bölümünü havaya, denize veya nehire atarlar. Otomobiller de yaktıkları benzinin %20 si ile yürürler, %80’i ile havayı ıstırlar.1712 yılında Thomas Newcomen tarfından yapılan ilk buhar makinasının verimi sadece %1 idi.1792 yılında James Watt verimi %4,5 a yükseltti. 1830’ların buhar makinasında verim % 15 e varmış bulunuyordu.

Büyük nehirlerin özellikle nehirlere boşalttıkları ısı, suyu, içindeki canlı hayata son vereck ölçüde ısıtabilmektedir.Buna ısıl (termal ) kirlenme adı verilir.Nükleer reaktör daha fazla ısıl kirlenme yapar. Çünkü 1 kWH elektrik üretmek için klasik santral 1,5 kWH, nükleer santral 2 kWH ısıyı doğaya atar. Buna karşın klasik santralin dumanı ve külü ile sebep olduğu çevre kirliliği nükleer santral halinde yoktur. Bir nehir boyuna peşpeşe sıralanan, klasik ve nükleer termik santrallerin arasındaki uzaklıklar, nehir suyu 30C den fazla ısınmayacak şekilde hesaplanır.Bu sorun Avrupa’da Ren gibi yoğun yerleşim ve sanayi bölgeleri içinden geçen nehirlerde ve Amerika Birleşik Devletlerinin iç bölgelerinde akan ağırlığını hissettirmektedir. Şayet yeni kurulacak bir santral nehrin kaldırabileceğinden fazla ısı atmak durumunda ise fazlası havaya salınır.

Plutonyum Üretimi: Çalışan her nükleer reaktörün yakıtı içinde Plutonyum denen yapay element kendiliğinden oluşur. Uranyumun nötron ışonlaması altında Plutonyuma dönüşen izotopu U-238’dir. Dönüşüm çok yavaş şekilde gelişir. Bu arada oluşan plutonyumun bir bölümü de yanar.Çünkü bu malzemenin kendisi de iyi bir fisyon yakıtıdır. Hatta reaktörde üretilen enerjinin  üçte biri Plutonyumdan gelir. Reaktöre konan uranyum içinde U 238 izotopu kalabalığını tamamen yararsız düşünmek doğru değildir. Dolaylı yoldan yanmakta ve esas yakıt maddesi olan U-235 izotopuna hiç küçümsenmeyecek ölçüde katkıda bulunmaktadır. Aslında U-238 izotopu doğrudan da yanar.Hızlı nötronlarla çok düşük oranda fisyon yapar. Fakat reaktör enerjisinin %2 sini oluşturan bu katkı genellikle ihmal edilir.

Oluşan Plutonyum yanandan biraz daha fazladır. Dolayısıyla yakıt içinde zamanla Plutonyum birikir.Hangi ölçüde oluşacağı, hangi hızla yanacağı ve ne ölçüde birikeceği reaktörün tipi ve çalışma rejimi ile ilgilidir. 1 GWe  gücünde büyük bir nükleer elektrik santrali yan ürün olarak yılda 270 kg plutonyum verir. Her yıl bu miktar plutonyum kullanılmış yakıt içinde dışarı alınır. Şimdiye kadar nükleer santrallerden çıkan kullanılmış yakıtlara genellikle el sürülmedi; büyük çoğunluğu ,içlerinde yanabilir uranyum kalıntısı ve biriken plutonyum ile beraber yıllardır soğutma havvuzlarında bekletilmektedir.

Termal Reaktör Tipleri

Günümüze kadar ekonomik ölçekte kurulmuş bütün reaktörler termal reaktör sınıfına girer.

Bu sınıfın belli başlı tipleri şunlardır:

Hafif Su Reaktörleri: Amerika Birleşik Devletleri tarafından geliştirilmiştir. 1980 yılı başında gemi reaktörlerinin tamamını ve karada nükleer elektrik santralleri kurulu  gücünün beşte dördünü oluşturmaktadırlar.Yakıt olarak hafifçe zenginleştirilmiş uranyum, yavaşlatıcı ve soğutucu  olarak da  hafif su kullanırlar.İki modeli vardır.

1.Basınçlı Su Reaktörü

2.Kaynar Su Reaktörü

Basınçlı Su Reaktörü: Başlıngıçta gemi, özellikle denizaltı reaktörü olarak geliştirilmiştir. Küçük hacimde büyük güç üretmek üzere hazırlanmıştır. Aynı özellik onu karada da çekici yapmıştır. Çünkü rakiplerinden boyutlar itibbariyle küçük olduğundan ucuza mal olmaktadır. Basınçlı su reaktörünün karada kullanılan tipinde kalbin güç yoğunluğu 100 MWt /m3 dolayındadır.Tablo 3-1 reaktörlerin bu yönden mukayesesidir.

Bugün dünyada reaktörlerin tamamı ve karada nükleer santral kurulu gücünün yarısı bu tip reaktörlerden oluşur. Halen kurulmakta olan ve planlanmış olan nükleer santrallar da tamamlanınca söz konusu oran % 64 e yükselecektir. Basınçlı su reaktörü günümüzün en önemli reaktör tipidir.

Tablo 1-1 Termal Reaktörlerin Özgül Güç Mertebeleri

Reaktör tipi MWt /m3
Basınçlı su

Kaynar su

Doğal Uranyum-ağır su

Zengin Uranyum-gaz-grafit

Doğal Uranyum-gaz-grafit

100

50

10

4

2

Tabloda verilen sayılar 3’e bölünmek suretiyle kalbin birim hacminden

Üretilen elektriksel güç MWe birimiyle yaklaşık olarak bulunabilir.

Basınçlı su reaktöründe basınç çok yükseltilmek suretiyle(örneğin 160 atm) reaktör içinde suyun buharlaşmadan yüksek derecelere kadar ısınması sağlanır. Bu birinci devre sıcak suyu bir ısı değğiştirgecinden (eşanjörden) dolaştırılmak suretiyle, oradan daha düşük basınçla geçen ikinci devre suyunun buharlaşması sağlanır. Reaktör (ısı değiştirgeci) pompa ve ilgili boru donanımından oluşan birinci dolaşım devresi reaktör güvenlik kabuğu içinde yer alır. Bu devrenin herhangi bir yerinde belirecek ciddi bir arıza reaktörün güvenliği üzerinde büyük tehlike yaratır. Ayrıca birinci devre suyu doğrudan reaktör içine girmekte ve yakıt çubuklarını yalayarak geçmektedir. Alınan bütün önlemlere rağmen onbinlerce yakıt çubuğunun zarfındad işletme sırasında tek tük de olsa iğne yuvası kadar delikler veya pek ince çatlaklar herzaman belirebilir. Buralardan soğutma suyu içine radyoaktif fisyon ürünleri sızar. Dolayısıyla birinci devre suyunun bir ölçüde radyoaktivite ile bulaşması kaçınılmazdır. İşte bütün bu nedenlerle birinci dolaşım devresinin tümü reaktör güvenlik kabuğu denen penceresiz sağlam binanın içinde toplanmıştır.

İkinci devre ısı değişdirgesi-buhar türbini-yoğuşturucu (condenser)-pompa ve ilgili boru donanımından oluşur. Bu devre artık santrallarda da bulunan türdendir. İkinci devre suyuna radyoaktivite sızması olasılığı daha azdır. Ayrıca bu devredeki arızalar reaktör güvenliği üzerinde daha küçük tehlikeli oluşturur. onun için ikinci bir binada toplanmışlardır.

Üçüncü devre doğaya açılan devredir. Nehir veya deniz suyu bir pompa ile yoğuşturucuya basılır; orada türbinden iş görerek çıkan çürük buharın artık ısısını alarak onu yoğuşturur.Bu şekilde ısınan üçüncü devre suyu alındığı kaynağa geri gönderilir.Isıl kirlenme veya başka bir nedenle artık ısı nehir veya deniz suyuna verilemezse,soğutma kulesinden havaya atılır. Soğutma kulesiyle çalışıldığı zaman üçüncü devre de bir kapalı dolaşımdır. Kulede serinleyen su havuzda toplanır ve tekrar iş görmek üzere yoğuşturucuya basılır.

Kaynar Su Reaktörü : Hafif su reaktörlerinin ikinci modelidir. Halen nükleer santral kurulu gücünün dörtte birini bu reaktörler oluşturur. Yapılmakta olan ve planlanmış bulunan nükleer santraller da çalışmaya başlayınca bu oran beşte bire doğru gerileyecektir.

İsminden de anlaşılacağı gibi su bu reaktörün bizzat içinde kaynayıp buharlaşır. Dolayısıyla, buharlaşan ve türbine gidip iş yapan akışkan doğrudan doğruya reaktör soğutma suyunun kendisidir. Böylece basınçlı su reaktörüne nazaran bir devre eksilmiştir. Ayrı bir buharlaştırıcıya, ikinci devre pompasına ve boru donanımına gerek yoktur. Daha az parça, işletme sırasında daha az sorun demektirKaynar su reaktörünün, basınçlı su reaktörüne nazaran başka üstünlükleri de vardır.Aynı verim, yarı basınçla (70-75 atm) ve daha düşük sıcaklıkla (285 C) elde olunabilir.Böylece malzemeler daha az zorlanır, arıza ve kaza olasılık ları önemli ölçüde azalır.Nitekim uranyum yakıt, bu reaktörde bir yıl daha fazla çalışır.Basınçlı su reaktörlerinde uranyum 3 yıl , kaynar su reaktörlerinde ise 4 yıl içerde kalır. Buna paralel olarak yakıt zenginliği de ikincilerde % 4 dolayındadır. Daha uzun süre yansıması istenen yakıt içinde yanıcı izotop olan U-235 ‘İN fazla olması doğaldır.

Kaynar su reaktörü anılan çekici yönlerine rağmen ikinci planda kalmasının bir nedeni, aynı bir güç için reaktör kalbi 1,5 –2 misli büyük olmaktadır.Tablo-1.1’den bunu görmek kolaydır. Dolayısıyla ilk tesis maliyeti büyümekte reaktör pahalıya çıkmaktadır. İkinci nedenide çalışanların sağlığı ile ilgilidir ve bu reaktörün en büyük ayakbağını oluşturmaktadır:reaktörün soğutma suyuna normal çalışma sırasında bir miktar fisyon ürününün sızabileceğine ve dolayısıyla bu devrenin radyoaktivite ile buluşmasının gayet olağan olduğuna yukarda değinilmişti.Bu devrenin türbine kadar uzatılması oraları da radyoaktivite ile bulaştığından bakım ve tamirleri, klasik organlarda dahi, büyük bir sorun haline getirmektedir. Nihayet üçüncü sakınca, reaktör soğutma devresinin güvenlik kabuğu dışına, türbin dairesine uzaması, reaktör güvenlik kuralları ile zor bağdaşan bir durum yaratmaktadır. Ruhsat (lisans)otoriteleri bu durumu kabullenmede isteksiz davranmaktadır.

Ağır Su Reaktörü: Kanada tarafından geliştirilmiş. Onun için bu ülkenin verdiği isimle CANDU diye de anılır. 1980 yılında dünyada çalışan ve kurulmakta olan nükleer santral gücünün %5‘ini bu tür reaktörler oluşturuyordu.yakın gelecek için yapılmış planlara bakılırsa bu oran %4’e gerileyecektir. Mamafih bu reaktör tipinin yıldızının birdenbire parlaması da olasıdır.

Bu reaktör hafif su yerine, isminden de anlaşıldığı gibi, ağır su kullanır. Bu değişiklik reaktör yapısında temel ya pısında temel farklılıklara yol açar. Şekil-3 CANDU tipi bir reaktörle çalışan nükleer santralin şemasıdır. Ağır su, ağır hidrojen (döteryum) oluşan sudur. Normal suyun içinde, fakat sadece onbinde 1,5 oranında bulunur. Hidroliz yoluyla ve çok elektrik harcayarak ayrıştırıldığı için aşırı pahalı olur.

Bu reaktörün pahalı olmasına rağmen kullanılmasının birinci sebebi, ağır suyun hafif sudan sonra en etkin nötron yavaşlatıcı olmasıdır. Fisyondan doğan nötronların termal enerjiye kadar yavaşlamaları için ağır hidrojen çekirdekleriyle ortalama olarak 25 çarpışma yapması yeterlidir.Ağır su halinde bu,nihayet 35’e çıkar. Ağır suyu cazip kılan ikinci neden pratik olarak hiç nötron yutmayan bir malzeme oluşudur. Halbuki hafif su oldukça nötron yutucudur. Reaktörde nötronları bir taraftan ya- vaşlatırken,bir taraftan da ufak-ufak yutarak kaybeder. Onun için hafif su kullanıldığı zaman ancak zengin yakıt yakılabilir. Su ucuz fakat zenginleştirilmiş yakıt pahalıdır. Ağır su kullanıldığı zaman, içinde ancak %0.7 oranında U-235 ihtiva eden doğal uranyum da yakılabilir. Zenginleştirme  işlemi görmemiş doğal uranyum çok daha ucuz olacağından, ağır suyun pahalılığını dengeler. Kısacası sulu reaktörler mutlaka bir izotopik ayırma gerektirir: ya uranyum veya su (hidrojen) izotop ayırma işleminden geçecektir. Hemen şuna işaret edelim ki, izotop ayırma uranyumda çok daha pahalıdır.

Doğal uranyum-ağır su reaktöründe (CANDU) kalbin güç yoğunluğu 10 MWt/metre küp dür. Halbuki basınçlı su reaktöründe bu değer tablo-1.1’den görüleceği gibi on kat büyüktür. Eşit güçte iki tip reaktörün biri diğerinden aynı oranda büyük olacak demektir. Bu da ağır su reaktöründen ilk tesis maliyetinin çok olacağını gösterir.

Doğal uranyum, reaktörde sadece 1,5 yıl kalır. Çünkü zaten girişte takıt değeri düşüktür. Yüklenen uranyum miktar itibariyle fazlave üstelik sık değiştirildiği için, işletme kayıplarını azaltmak bakımından, bu iş reaktör çalışırken yapılır. Reaktör ona göre dizayn olunmuştur. Halbuki hafif su reaktörlerinde yakıt değişimi ancak duruş halinde münkündür.

Ağır su reaktörünün bir ikinci modeli daha vardır. Zengin uranyumun yakıt, ağır su yavaşlatıcı ve hafif su soğutucu üçlüsünden oluşan bu model BUHAR ÜRETEN AĞIR SU REAKTÖRÜ ismiyle de anılır. Ancak tutunmadığı, model geliştirme aşamasından ticari uygulamaya geçemediği için üzerinde daha fazla durmayı gereksiz buluruz.

Grafit Reaktörü: Halen nükleer santral kurulu gücünün %7‘sini oluşturmakla beraber artık sivil sanayide terk edilmiş bir reaktör tipidir.ancak plutonyum üretim reaktörü olarak askeri açıdan önemini korumaktadır.

Grafit saf karbondur ve kömürden elde olnur.grafitin nötron yutması ağır sudan fazla, fakat hafif sudan azdır grafit-doğal uranyum ikilisi ile zincir reaksiyonu gerçekleştirilmektedir. Uranyumun doğal haliyle yakılabilmesi için, ağır sudan sonra ikinci ve son seçenek grafit yavaşlatıcı kullanmaktadır. Üstelik grafit, ağır suya oranla çok daha ucuz ve sanayinin yakından tanıdığı bir malzemedir. Öngörülebileceği gibi, bütün ülkeler (Kanada hariç) nükleer reaktör teknolojisine doğal uranyum–grafit ikilisiyle başlamışlardır.

Birinci sakıncası reaktörün aşırı büyüklüğüdür. Aynı gücü veren basınçlı su reaktörüne oranla bu reaktör tam 50 kat büyüktür böylesine büyük yapanın yatırım maliyetini de ona göre olacaktır. Daha sonra geliştirilmiş modeline reaktör ölçüleri, aynı güç için, yarı yarıya küçültülebilmiş ise de, diğer reaktörlerle rekabetten gene de çok uzakta kalmıştır.

Yakıtın doğal uranyum oluşu, haliyle, yüklenecek yakıt miktarını ve dolayısıyla reaktör kalbini büyüten bir diğer etkendir.

250 MW gücünde bu tip bir reaktörün kalbi 6,5 m yüksekliğinde ve 12,5 m çapında bir silindir olup, 370 ton uranyum ile 2000 ton grafit içerir. Sanırız bu örnek reaktörün fiziki ölçüleri hakkında bir fikir vermeye yeterlidir. Daha sonra gelişmiş modellerinde reaktör birim gücü 600 MW.’e çıkarılabilmiş ise de, basınçlı su reaktörünün birim gücünün, günümüzde, bunun tam iki katına ulaştığı biliniyor.

Grafit reaktörün ilk örneklerinde soğutucu olarak hava kullanılmıştır. Fakat grafit hava içinde 200 C sıcaklıkta tutuştuğundan hemen terkedilmiştir, yerine karbondioksit gazı kullanılmıştır.

Gaz-grafit reaktörlerinin işletmecilere kök söktüren bir sorunu da yakıt zarfının korozyonudur. Doğal uranyumla çalıştığı için ortam nötronca fakirdır. Bu durumda metal uranyum yakıta az nötron yutan bir kılıf bulmak büyük sorun olmuştur. Diğer reaktörlerde kullanılan zarf malzemeleri bu reaktörde kullanılmamıştır. Özel geliştirilen mağnezyum-aliminyum-kalsiyum alaşımı öngörülenden daha hızlı korozyona uğramıştır. Zarfın içindeki uranyumu ve özellikle fizyon ürünlerini uzun süre saklayamaması işletmede başa çıkılamayan bir dert olmuştur.

Doğal uranyum yerine %2.3 oranında zenginleştirilmiş uranyum kullanarak grafit reaktörün daha gelişmiş bir modeli yapılmıştır. Zengin yakıt kullanınca zarf malzemeleri artık paslanmaz çelik olabilirdi. Zengin uranyum kullanmakla yakıt hacmi de küçültülmüş oluyordu. Ayrıca karbondioksit içine çok az metan katarak grafitin tutuşma sıcaklığı 400 C’a ötelendi. Böylece termodinamik verim %42 gibi iddealı bir değere çıkarıldı. Gaz basıncı 20 kg/santimetre kare dolayından 40 kg/santimetre kare dolayına yükseltilerek soğutma etkinliği artırıldı. Bu iyileştirmelerle kalbin bir metreküpünden çekilen güç iki katana yani 4 MW/metre3 düzeyine çıkarıldı. Bütün bunların sonucu reaktör ölçüleri, aynı güç için, yarıya indirildi. Fakat maalesef bütün yapılanlar bu reaktör modelini kurtarmaya yetmedi. Diğer reaktörlere oranla hala aşırı büyüktü ve yakıt zarfının korozyon sorunu da tam çözümlenememişti.

Termal Reaktörlerin Plutanyum Üretimi Yönünden Değerlendirilmeleri

Geçen altbölümde termal reaktörlerin çeşitli tipleri elektrik üretimindeki önemlerine dayanan bir ağırlıkla sunuldu. Buna ticari bakış açısı da diyebiliriz. Şimdi bu altbölümde ise,aynı reaktörler plutonyum üretimi açısından, yani askeri açıdan, yani askeri açıdan değerlendirileceklerdir. Görülecektir ki manzara tamamen tersine dönmektedir.

Enerji üretimi ve plutonyum üretimi çelişen iki beklentidir. Birini en iyi kılan şartlar öbürünü bozmaktadır. Durumu daha iyi kavramak bakımından her ikisinin dayandığı temel reaksiyonları bir kez daha anımsayalım.

Enerji üretimi U-238 izotopunun dönüşümüne dayanmaktadır. Platonyum üretimi U-238 izotopunun dönüşümüne dayanmaktadır. İki ayrı uranyum izotopunun nötronla yaptıkları iki farklı nükleer reaksiyon: Birincisi termal (tam yavaşlamış) nötron enerjilerinde, ikincisi epitermal (yarı yavaşlamış) nötron enerjilerinde hız kazanır. Öyleyse iki olayın birbirine nazaran bağıl ağırlığı reaktörün çalışma rejimine göre değişir.

Plutonyumun kendisi de iyi bir fisyon yakıtıdır. Yani yarı yavaşlamış nötronlar plutonyum üretirken, tam yavaşlamış olanlar onu yakıp tüketirler. Öyleyse üretim ile tüketim arasındaki fark, yani tek kelimeyle birikim, gene reaktör çalışma rejimine bağlı bir husustur.

Tablo-1.2 çeşitli reaktör tiplerinin plutonyum üretimi yönünden mukayeseleridir. Elektrik  üretimine yönelik bir refim içerisinde 1 GW – yıl (8,7 milyar kWh) enerji üretimine karşın reaktör yakıtı içinde oluşan plutonyum miktarı her reaktör tipi için ayrı ayrı verilmiştir. Doğal uranyum-gaz-grafit reaktörü plutonyum üretiminde başta gelir. Onu sırasıyla ağır su ve basınçlı su reaktörleri izlerler.

Görülüyor ki elektrik üretimi yönünden geçen altbölümde sürekli yerdiğimiz gaz-grafit reaktörü, plutonyum üretiminde baş tacıdır.

Tablo 1-2   1 GW-yıl Elektrik Üretimine Karşılık Plutonyum Üretimi

Reaktör Tipi

 

Kg Plutonyum
Doğal uranyum-gaz-grafit reaktörü

Doğal uranyum-ağır su reaktörü

Basınçlı su reaktörü

617

493

270

Aslında bunun sebebini az yukarda söylemiş bulunuyoruz. U-238’in pluyonyuma dönüşmesi epitermal enerjilerde (10 eV civarında) en hızlıdır. Grafit çok etkili bir yavaşlatıcı olmadığından, nötron bütün hızını kaybedinceye kadar ara enerjilerde metrelerle yol kateder. Bu hızını kaybedinceye kadar ara enerjilere metrelerle yol kateder. Bu hızını kaybedinceye kadar ara enerjilerde metrelerle yol kateder. Bu sırada U-238 atomları ile karşılaşması ve onlarla dönüşüm reaksiyonları yapması fırsatları doğar. Uranyum yükünün bu reaktörlerde aşırı fazla olması söz konusu fırsatı artıran bir diğer etkendir. Plutonyum üretimi bu nedenlerle artarken, fisyona uğrayıp yanması gene aynı nedenlerle daha az olur. Fisyon reaksiyonu iyice yavaşlamış (0,025 eV enerjili) nötronlarla en hızlıdır. Grafit reaktörde genel nötron nüfusu içinde tam yavaşlamış olanların oranı nisbeten düşük olduğundan, platonyumun yanması da yavaş olur.

Hafif su reaktöründe durum farklıdır. Hafif su çok etkili bir yavaşlatıcısdır. Bötronun yavaşlama süreci kısa ve yakıt yükü azdır. Böyle olunda epitermal enerjilerdeki nötron ile U-238 çekirdeği karşılaşmaları, dolayısla plutonyum üretimi azdır. Buna karşın plutonyum yanma hızı yüksektir. Çünkü termal nötron nüfusu oransal olarak fazladır.

Ağır su, yavaşlatma etkinliği bakımından grafit ile hafif su arasında bir değere sahiptir. Dolayısla plutonyum üretimi de bir ara değerdedir.

Reaktör içinde oluşan plutonyumu bekleyen iki tehlike vardır. Birincisi yukarıda söylendiği gibi termal nötronlarla fisyona uğrayıp yanmasıdır. İkincisi epitermal nötronlarla fisyon yapmayan, dolayısıyla yakıt değeri olmayan plutonyum izotoplarına dönüşmesidir. Plutonyum reaktör içinde uzun süre kalınca yakıt değerlerinden kaybeder. 1-1,5 yılda mecburi yakıt değiştiren gaz-grafit ve ağır su reaktörlerinin ürettiği plutonyum kalitesi yüksektir. 3-4 yılda bir yakıt değiştiren hafif su reaktörlerinin ürettiği pluyonyumun kalitesi düşüktür. Plutonyum için özel yapılmış askeri reaktörlerde yakıt daha sık değiştirilmek suretiyle en yüksek kaliteye ulaşılabilir.

Nükleer teknolojiye bomba yapmakla başlayan ülkelerin (ABD, Sovyet Rusya, İngiltere ve Fransa) kolaylarına geldiği için işe doğal uranyum-grafit reaktörleriyle başladıklarını daha önceden biliyoruz. Fakat çeşitli seçenekler arasında bir seçim yapmak şansları olsaydı, plutonyum üretimi için gene aynı reaktörleri seçmeleri gerektiğini artık anlayabiliriz. Nitekim daha sonra hafif su reaktörleri gelişip nükleer elektrik santralları piyasasına hakim olurlarken, askeri plutonyum reaktörleri grafit türünde kalmıştır. Grafit reaktör ticari piyasadan çekildi. Fakat nükleer silahlara sahip ülkelerde şimdiye kadar kurulmuş olanlar çalışmalarını sürdürmektedirler.

Amerika Birleşik Devletleri ve Sovyetler Birliği hava soğutmalı olarak yaptıkları ilk grafit reaktörlerden sonra hemen su soğutmaya geçerek reaktörün ürkütücü boyutlarını küçültmüşler, pek battal ölçülerdeki vantilatör-aspiratör sistemlerinden ve onların aşırı elektrik tüketiminden kurtulmuşlardır. Fakat su ile soğumanın bir önemli sakıncası vardır. Şayet reaktör kalbinde binlerle soğutma kanalından birkaçı sızıntı yapar ve grafit blokunu rutubetlendirirse reaktörün kendiliğinden durması ve bir daha da çalışmaması olasıdır. Buna karşın iki süper devlet doğal uranyum yerine hafifçe zenginleştirilmiş uranyum kullanmak suretiyle söz konusu tehlikenin üstesinden gelmişlerdir. Böylece zengin uranyum-grafit-hafif su üçlüsünden oluşan ve daha önce bahsini etmediğimiz bir tip doğmuştur. Uluslarası Atom Enerjisi Ajansı’nın kayıtlarına göre Sovyetler Birliği’nde 1981 Haziranında bu tipten 17 reaktör çalışmakta ve 7 reaktör de kurutlmakta idi. Ayrıca 7 ilave reaktör yatırım programına alınmış bulunuyordu.

Sovyetler Birliği söz konusu reaktör tipini hem pluyonyum ve hem enerji üretimi olmak üzere, çift amaçla kullanmaktadır. Amerika Birleşik Devletleri teknoloji seçiminde, daha baştan askeri ve ticari uygulamaları kesin çizgiyele ayırmış, herbir amaç için en uygun düşen ayrı reaktör modelleri geliştirilmiştir. Enerji üretimi için hafif su modellerini piyasaya sürerken, grafit modellerini ne içte ve ne dışta, ticaret malı yapmamıştır. Şunu hemen belirtelim ki, reaktör ihracatcısı olan Sovyet Rusya’nın dış satım listesinde de grafit model hiç bir zaman yer almamıştır.

İngiltere ve Fransa gaz soğutmalı grafit modele çift maksatlı olarak uzun yıllar devam etmişlerdir. Kendilrinin yeterli zenginleştirme olanakları bulunmadığından, doğal uranyumla çalışabilmek uğruna pahalı bir çözüm olan gaz soğutmada takılıp kalmışlardır. Kurulanlar, askeri amaçlar için plutonyum üretimine bol bol yetecek sayıya ulaşınca, sırf enerji üretimine yönelik yeni yatırımlarda hafif su modeline dönmüşlerdir. Gaz-grafit reaktörü İngiliz ve Fransız dış satım listelerinde yıllarca hiç satım yapmadan beklemişti. Nihayet listelerden silinişine en çok sevinenler Amerika Birleşik Devletleri ile Sovyetler Birliği olmuştur. Zira bu reaktör diğer ülkelerin atom silahlarına ulaşmasında açık bir kapı olarak görülüyorlardı.

Gene verimli bir plutonyum üreticisi olduğunu yukarıda gördüğümüz doğal uranyum-ağır su reaktörünün yaratıcısı olan Kanada’nın askeri tarakta bezi yoktur. Fakat ulusal reaktör stratejilerini bu tipin üzerine oturtmuş olan Hindistan, Pakistan ve Arjantin kendilerini bomba hummasına kaptırmışlardır. Bunlardan birincisinin 1974 yılında muradına erdiğini biliyoruz. Diğer ikisi de bütün baskılara ve engellemelere rağmen bu yolda ısrarlıdırlar.

İlgili Makaleler

Bir yanıt yazın

E-posta adresiniz yayınlanmayacak. Gerekli alanlar * ile işaretlenmişlerdir

Başa dön tuşu