1.1 Nükleer Reaktörler

Dünya’da halen, yaklaşık 370.000 ‘megawat elektrik’ (MWe) toplam güce sahip 435 nükleer santral ünitesi çalışır halde.  Bu santralların hepsi, yakıt olarak temelde uranyuma dayalı.
1.2 Uranyum
Doğadaki uranyumun her 1000 çekirdeğinden, yaklaşık 7’si U235, kalanın hemen tamamı U238’dir.  U235 izotopunun önemli bir özelliği var: Hızlı veya yavaş bir nötronun isabetine uğradığında, fisyona uğraması.  Böyle, hem düşük hem de yüksek enerjili nötronlarla parçalanabilen çekirdeklerin ‘fisil’ olduğu söylenir.  U235 doğadaki yegane fisil izotoptur.  U238 ise yalnızca hızlı nötronlarla ve o da, görece düşük bir olasılıkla parçalanır.  Dolayısıyla, kendisi fisil değildir.  Fakat, orta enerjili bir nötron yuttuğunda, fisil bir çekirdek olan Pu239 izotopuna dönüşür.  Bu yüzden, U238 izotopunun ‘doğurgan’ olduğu söylenir.

1.3 Fisyon ürünleri

Hangi tür çekirdeğinki olursa olsun, fisyon genelde; ‘fisyon ürünü’ denilen orta ağırlıkta iki çekirdekle sonuçlanır.  Bu sırada, hemen hemen anında, iki veya üç nötron ile, gama ışını da salınır.  Açığa çıkan enerji miktarı, çekirdekten çekirdeğe ve parçalanmanın seyrine göre biraz değişir.  U235 için bu miktar, ortalama olarak 200 MeV kadardır.  Bir karbon atomunun yanmasından açığa 4 eV çıktığına göre, 1 gram U235 izotopu, 2,5 ton saf karbona eşdeğerdir.
Açığa çıkan enerjinin 168 MeV’u fisyon ürünlerinin, 5 MeV’u nötronların kinetik enerjisi şeklindedir.  Fisyon sırasında salınan gama ışınları da 7 MeV enerji taşır.  Öte yandan, fisyon ürünlerinin çoğu kararsız olup, daha sonra elektron veya pozitron, gama ışını ve nötrino salarak bozunurlar.  Açığa çıkan enerjinin kalan 27 MeV’luk kısmı, bu gecikmeli ışınlardan kaynaklanır…
Fisyon ürünleri, fazla sayıda nötron içerdiklerinden kararsızdırlar.  Parçalanmanın hemen sonrasında, çekirdek başına taşıdıkları 90 MeV’a yakın kinetik enerji nedeniyle, saniyede yaklaşık 10.000 km hızla hareket etmektedirler.  Kinetik enerjilerini ortamdaki diğer atomlara aktarıp, ortamın sıcaklığını arttırırlar.  Bu sayede yavaşlar ve 10 mikron gibi kısa bir mesafede durdurulurlar.  Bir yandan da, kararsızlıkları nedeniyle bozunmaktadırlar.  Bazı fisyon ürünleri bozunurken nötron da salar.
1.4 Kritiklik
Fisyondan açığa çıkan nötronlar, saniyede 20.000 km’ye varan başlangıç hızlarıyla hareket etmektedir.  Yüksüz olmaları nedeniyle, çevredeki çekirdeklerle etkileşimleri görece zayıftır.  Dolayısıyla, ortamda uzun mesafeler katedebilirler.  Sonunda ya ortamın dışına sızar, ya da ortamdaki çeşitli çekirdekler tarafından yutulurlar.  Eğer bu nötronlardan birisi, bir başka U235 çekirdeğine isabet edip parçalanmasına yol açarsa, açığa yine iki veya üç nötron çıkar.  O nötronlardan birisi bir başka fisyona daha yol açarsa, keza iki üç nötron daha...  Böylelikle bir ‘fisyon tepkimeleri zinciri’ oluşturulabilir.   Bir nesildeki nötron sayısının, bir önceki nesildekine oranına, ‘etkin çoğalma çarpanı’ denir.  Bu çarpan k ile gösterilir ve k’nın; 1’den büyük, 1’e eşit veya 1’den küçük olması hallerinde, sistemin sırasıyla; ‘süperkritik’, ‘kritik’ veya ‘altkritik’ olduğu söylenir.  Yani, süperkritik bir sistemde, nötron nüfusu nesilden nesile artarken, altkritik bir sistemde azalmakta, kritik olanda ise aynı kalmaktadır.
Ancak, bir uranyum kütlesinin süperkritik olabilmesi, geometrisinin ve malzeme bileşiminin uygun seçilmesine bağlıdır...
1.5 Reaktör kalbi

Örneğin, U235 çekirdeklerinin yavaş nötronlarla fisyona uğrama olasılığı daha yüksektir.  Bu yüzden, ortama ‘yavaşlatıcı’ işlevi görecek hafif çekirdeklerin ilavesi gerekir.  Öte yandan, uranyumun bünyesinde yer alan fisyonların yol açtığı ısının emilmesi lazımdır.  Bu amaçla, en yakından tanıdığımız soğutucu olan su kullanılabilir.  Su aynı zamanda ‘yavaşlatıcı’ işlevini de görür.  Ancak, ‘normal su’ ile soğutulan bir uranyum kütlesinin kritik olabilmesi için, içeriğindeki U235 oranının yükseltilmesi, yani doğal uranyumun zenginleştirilmesi gerekir.  Halbuki, eğer ‘soğutucu-yavaşlatıcı’ olarak döteryum atomları içeren ‘ağır su’ (D2O) kullanılırsa, doğal uranyumdan oluşan bir kütle de kritik hale getirilebilir.  Bu durumda zenginleştirme işlemine gerek kalmaz.
Öte yandan, uranyum metali veya bileşikleri, hafif veya ağır suyla kimyasal tepkimelere girme eğilimindedir.  Bunun önlenmesi için, uranyum kütlesinin sudan ayrı tutulması, örneğin bir zirkonyum-alüminyum alaşımıyla kılıflanması gerekir.  Ancak, kılıflanmış uranyum kütlesinin metal halde olmaması lazımdır.  Çünkü, uranyum metali sıcaklık değişimleri sırasında faz değiştirir ve hacminin büyük oranda artması, zarfın patlamasına yol açabilir.  Halbuki, uranyumun seramik hali olan uranyum dioksit (UO2), yapısal açıdan çok daha kararlıdır.  Dolayısıyla yakıt malzemesi olarak, genelde uranyumun metal hali yerine dioksiti tercih edilir.  Hem de, uranyumun bu seramik formu, daha yüksek sıcaklıklara dayanabilir.
Bu amaçla uranyum dioksit, yaklaşık 1 cm çapında ve yüksekliğinde silindir kapsüller halinde preslenip fırınlanır.  Bu kapsüllerin zirkonyum alaşımından yapılmış bir tüpün içine dizilmesiyle, bir ‘yakıt çubuğu’ oluşturulur.  Yakıt çubukları, aralarından soğutucunun geçmesine imkan verecek şekilde, ‘yakıt demetleri’ haline getirilir.  Kritik bir reaktörün ‘kalbi’, birkaç yüz yakıt demetinin yan yana dizilmesiyle oluşur.  Soğutucu suyun kaynaması istenmiyorsa, yüksek basınç altında tutulması lazımdır.  Bu nedenle reaktör kalbi, 15-30 cm et kalınlığındaki çelikten bir ‘basınç tankı’nın içine yerleştirilir.  Tanka iki veya daha fazla ‘soğuk ayak’tan giren soğutucu, aynı sayıda ‘sıcak ayak’tan çıkar.  Bu ‘birincil soğutma suyu’ bir ‘ısı değiştiricisi’ne yönlendirilerek, ikincil bir soğutma suyunu ısıtması sağlanır.  Isı değiştiricisinden çıkan birincil soğutma suyu kalbe geri pompalanırken, ikincil soğutma suyu, bir buhar üretecine gönderilip buharlaştırılır.  Bu buhar, tıpkı termik santrallarda olduğu gibi, yüksek basınç altındaki bir türbine gönderilir ve türbin dönerken, kendisine bağlı olan bir elektrik jeneratörünü de döndürdükçe, elektrik enerjisi üretilir.  Türbinden çıkan düşük basınçlı buharın, ısı değiştiricisine geri pompalanabilmesi için, sıvılaştırılması lazımdır.  Bu amaçla, üçüncü bir devrede dolaştırılan ve genellikle bir nehir veya denizden çekilip geri verilen ‘yoğuşturma suyu’yla soğutularak yoğuşturulur.  İlk iki devre kapalı iken, üçüncüsü açıktır.  Nükleer santralların bir nehir veya deniz gibi büyük bir su kütlesinin kenarında kurulma gereği, bu yoğuşturma suyu gereksiniminin büyük miktarlarda olmasından kaynaklanır.  Yoğuşturma suyunun, emildiği su kaynağına geri verilmeden önce, bir soğutma kulesinden geçirilerek soğutulması gerekebilir.
Reaktörün güç kontrolü, nötronları güçlü bir şekilde soğuran çekirdeklerden imal edilmiş kontrol çubuklarıyla yapılır.  Çubuklar; kalbe üst tarafından girer ve normalde sadece olağan güç kontrolü için, operatörler tarafından yönetilirler.  Ayrıca, elektromıknatıslarla tutulduklarından, olası bir güç kaybı halinde kendiliklerinden kalbe düşerek, zincirleme tepkimeyi durdururlar.
1.6 Reaktör tipleri

Reaktör tipleri, önde gelen özelliklerine göre isimlendiriliyor.  Örneğin, fisyondan çıkan hızlı nötronların yavaşlatıldığı reaktörlere, ‘yavaş’ anlamında, ‘termal’ reaktör denir.  Yavaşlatıcı kullanmayan reaktörler ise, ‘hızlı reaktör’ olarak nitelendirilir.  Kalbi soğutmak için normal su kullanan reaktörler, ‘hafif su reaktörü’ (LWR), gaz kullananlar ‘gaz soğutmalı reaktör’ (GCR) olarak isimlendirilir.  Soğutucu-yavaşlatıcı olarak su kullanıyor olup da, bu suyu; kaynamaması için yüksek basınç altında tutanlara ‘basınçlı su reaktörü’ (PWR), suyun kaynamasına izin veren tasarımlara da ‘kaynar su reaktörü’ (BWR) denir.  Soğutucu-yavaşlatıcı olarak ağır su kullanılıyorsa eğer, ‘basınçlı ağır su reaktörü’ (PHWR) vb...  Dünya’da halen elektrik üreten 435 nükleer reaktörün 268’i PWR tipi...
1.7 Çevre etkileri

1000 MWe gücündeki bir ‘hafif su reaktörü’nün (LWR) kalbinde her an için, 100 ton dolayında yakıt stoğu bulunur.  Yakıt, %3-5 oranında zenginleştirilmiş uranyumun oksitinden oluşmaktadır.  Bu stoğun üçte biri, 18-24 ayda bir değiştirilir.  Yani kalpten ortalama olarak, yılda 20 ton kadar ‘kullanılmış yakıt’ çıkartılır.  Reaktör yıl boyunca, %80 kapasite faktörüyle çalışıp, yılda 7 milyar kWs elektrik üretebilir.  Bu sırada fisyon ürünlerinden gaz halinde olanlar, filtrelendikten sonra kontrollü bir şekilde bacadan salınır.  Bir nükleer santral atmosfere bunun dışında sadece su buharı verir.  Sonuç olarak, denetim koşullarına uygun şekilde çalışan bir nükleer santralın çevre etkileri, radyasyon salımı da dahil olmak üzere, emsal güçteki bir kömür santralındakinden çok daha azdır.
Ancak, bir nükleer santralın olağan çalışma koşulları altında çevreye ciddi herhangi bir zararlı unsur yaymıyor olması, zarar potansiyeli barındıran unsurlar üretmediği anlamına gelmez.  Çünkü, işletmeye alınmasından itibaren, kalbinde radyoaktivite biriktirmektedir.  Bir kömür santralıyla arasındaki fark; kömür santralı ürettiği zararlı unsurları zamana yaygın bir şekilde sürekli olarak çevreye yayarken, nükleer santralın, ürettiği zarar potansiyeline sahip radyoaktif unsurları kalbinde biriktiriyor olmasıdır.  Bunların kontrol altında tutulması gerekir.
1.8 Radyoaktivite

Radyoaktif çekirdeklerin bozunması çoğu kez, diğer radyoaktif çekirdeklerin oluşumuyla sonuçlanır.  Bunlar da bozunarak, daha başka radyoaktif çekirdeklere dönüşüebilir.  Öte yandan, kalpteki diğer bazı çekirdekler nötron yutarak, daha önce değilken, radyoaktif hale gelirler.  Bu çekirdeklerin tümünün sergilediği ‘ışıma gücü’ne, ‘radyoaktivite envanteri’ denir.  Işıdıkları parçacıkların dışarı sızmaması için, reaktör kalbinin etrafı, birkaç metre kalınlığındaki beton bir ‘biyolojik zırhla’ çevrilidir.
1.9 Reaktör güvenliği
Nükleer reaktörlerin denetim sistemleri, olağandışı herhangi bir durum algılandığında, reaktörün kendini otomatik olarak kapatmasını sağlayacak, ‘kendiliğinden güvenli’ bir sistem biçimde tasarımlanır.  Fakat, bir nükleer reaktör kapatılmış, yani kalpteki tepkime zinciri durdurulmuş olsa dahi, radyoaktivite nedeniyle ısı üretimi devam eder.  Zamanla kendiliğinden azalan bu 'bozunma ısısı'nın, reaktör kapandıktan sonra da, ta ki önemsiz düzeylere inene kadar, emilmesi lazımdır.  Aksi halde reaktörün kalbindeki uranyum yakıt elemanları eriyebilir.  Bir ‘soğutucu kaybı kazası’ sonucunda kalbin erimesi olasılığı, bir nükleer reaktör için düşünülebilecek en ciddi kaza senaryosunu oluşturur.  Bu olasılığa karşı, reaktörün birincil soğutma işlemi, birbirinden bağımsız çalışabilen 2 veya 4 devre halinde tasarımlanır.  Ki, devrelerden birinin aksaması halinde, diğerleri soğutmaya devam edebilsin...  Devrelerdeki soğutma pompaları, olası arızalara karşı yedeklidirler.  Reaktör ayrıca, kendi bağımsız güç kaynağıyla çalışan bir ‘acil durum soğutma sistemi’yle de donanımlı olmak zorundadır.
Her şeye rağmen kaza olasılığının gerçekleşmesi halinde, kalpteki aktivite stoğunun çevreye sızmaması için, reaktör ve birincil devre donanımı, içi çelikten, dışı demir takviyeli betondan yapılmış bir koruma binasıyla çevrilidir.  Reaktör koruma binası ve yanındaki türbin odası, bulunulan coğrafyanın tarihindeki en şiddetli depremin yol açacağı ivmeye, 1’den büyük bir güvenlik faktörüyle dayanabilecek şekilde tasarımlanır.
1.9 Radyasyon güvenliği
Alfa, beta ve gama ışınlarından oluşan radyasyon parçacıkları, mikroskopik birer mermi gibidirler ve önlerine çıkan malzeme içerisinde durdurulup soğurulana kadar, o malzemeye enerji aktarırlar.  Bu süreç eğer canlı bir organizmada yer alıyorsa, organizma zarar görür.  Biyolojik hasarı ölçmek için kullanılan standart ‘doz birimi’ ‘Sievert’tir, Sv ile gösterilir.  Ancak, bu birim normalde karşılaşılan dozlar için fazla büyük olduğundan, bunun binde biri olan ‘miliSievert’ (mSv) daha sık kullanılır.
1.10 1.9 Radyasyon güvenliği
Radyasyon doğanın yabancı olduğu bir unsur değil.  Yerkabuğunun her tarafında değişen oranlarda; toprakta, kayalarda, suda ve havada, radyoaktif çekirdekler var.  Bunlardan bazıları bitkilere, oradan da besin zinciriyle, biz dahil diğer canlıların bünyesine geçiyor.  Dünya ortalaması olarak bir insanın doğal kaynaklardan aldığı doz 2,4 mSv/yıl.
Doğal radyasyon kaynaklarına ek olarak, bir de insan yapımı kaynaklar var.  Sivil halkı radyasyona maruz bırakan en büyük yapay kaynaklar; tanı amaçlı X-ışınları, nükleer tıp yöntemleri ve ışın tedavisi gibi sağlık uygulamaları.  Öte yandan, doğal ve yapay radyasyon kaynaklarının etkileri aynı.  Olağan koşullarda çalışan bir nükleer santral çalışanının aldığı doz, 1,8 mSv/yıl.  Ortalama bir sivil için, nükleer enerji üretiminden kaynaklanan ek doz, 0,01 mSv/yıl olarak hesaplanmakta.  Yani, doğal kaynaklardan maruz kalınanın 250’de biri kadar…

Paylaşım İçin Teşekkürler.

Teşekkürler

Bilgi için teşekkürler. ettim..