Nükleer Enerji Nedir?

 

Füzyon ve fisyon olmak üzere iki tür nükleer reaksiyon vardır.

Füzyon:

• Hafif radyoaktif atom çekirdeklerinin birleşerek daha ağır atom çekirdeklerini meydana getirmesi olayı Füzyon olarak adlandırılır. Füzyon tepkimesinde ortaya çıkan sıcaklık çok daha büyüktür.  Fakat günümüzde ticarileşmiş füzyon reaktörü bulunmamaktadır. Bununla ilgili araştırma geliştirme çalışmaları devam etmektedir.

Fisyon:

• Bir nötronun, uranyum gibi ağır bir element atomunun çekirdeğine çarparak yutulması, bunun sonucunda bu atomun kararsız hale gelerek daha küçük iki veya daha fazla farklı çekirdeğe bölünmesi reaksiyonuna fisyon denir. Günümüzde nükleer enerji santrallerinin çalışma prensibi ise fisyon reaksiyonuna dayalıdır. Nükleer enerji üretimi sırasında, reaktörlerde Uranyum-235 çekirdeklerine nötronlar çarpar. Bir uranyum-235 çekirdeği, bir nötronu yutarak çok kararsız olan Uranyum-236 haline dönüşür ve hemen bölünür. Ortaya yeni nötronlar ve enerji çıkar. Bu yolla ortaya çıkan enerjiye “nükleer enerji” adı verilmektedir. Yeni ortaya çıkan nötronlar başka Uranyum-235 çekirdeklerine çarparak onların da bölünmesine sebep olur. Bu yolla sürekli bir şekilde enerji üretilmesi sağlanabilir. Bu olaya zincirleme tepkime denir ve nükleer santrallerde “nükleer enerji” bu şekilde elde edilir.

 

Nükleer Santrallerin Çalışma Prensibi

Nükleer Enerjinin sürekli ve düzenli üretim için iki şey öncelikle sağlanmalıdır:

1. Fisyon reaksiyonunun bire bir (kontrollü bir şekilde) sürdürülmesi
2. Üretilen ısının uygun şekilde ortamdan çekilmesi.

Bazı izotoplar “fisil”dir, yani yavaş (düşük enerjili, hatta enerjisiz) bir nötron yuttuklarında büyük olasılıkla bölünürler. Fisil izotoplar nükleer enerji üretiminde başrolü üstlenirler. Her bir fisyon sonucu 2 veya 3 nötron açığa çıkar.

Nükleer reaktör ise fisyon reaksiyonunun bire bir gerçekleşmesini sağlamak üzere tasarımlanır; bunun için her bir fisyon sonucu açığa çıkan 2 veya 3 nötrondan yalnızca birinin tekrar Fisyon yapmasını sağlayacak bir düzenek (reaktör kalbi) oluşturulur. Fazla nötronların fisyon yapmadan yutulması veya sistem dışına kaçması temin edilir. Böylece birim zamanda gerçekleşen Fisyon sayısı kontrol altına alınmış (sabit tutulmuş) olur. Birincil çevrimde (Şekil 3’te kırmızı oklarla gösterilen çevrim) yer alan nükleer yakıt ve diğer malzemeler içerisinde nükleer enerji ısı enerjisine dönüştürülür.

Bu ısı enerjisi buhar üreteciyle ikincil çevrime (Şekilde Buhar üreteci, türbin, yoğuşturucu ve pompa ekipmalarını içeren mavi oklarla gösterilen çevrim) aktarılarak türbin sisteminde kinetik enerjiye ve daha sonra da jeneratör sisteminde elektrik enerjisine dönüştürülür. Türbinden geçen ve enerjisi alınan buhar, soğutma çevrimiyle (Şekil 3’te deniz veya nehir suyundan alınan suyla gerçekleştirilen çevrim) yoğuşturularak tekrar su formuna dönüştürülüp pompa yardımıyla buhar üretecine iletilir.

Reaktör içerisinde meydana gelen kontrollü fisyon tepkimeleri sonucunda açığa çıkan fisyon ürünleri radyoaktiftir ve radyasyon yayınlar. Bu nedenle nükleer santraller, açığa çıkan bu radyoaktif maddelerin ve radyasyonun, normal çalışma veya kaza durumunda reaktör ve santralin dışına çıkmamasını ve çevreden yalıtılarak muhafaza edilmesini sağlamak üzere “Derinliğine Savunma” ilkesine dayandırılarak tasarlanırlar.

Bu ilke, radyoaktif salıma karşı beş fiziksel bariyerin tasarımda yer almasını öngörür.

Şekil 3 Nükleer güç santrallerinin çalışma prensibi (Basınçlı Su Rektörü – PWR)

Şekil 3’de görüldüğü gibi, radyoaktif salıma karşı oluşturulan ilk fiziksel bariyer nükleer yakıtın kendisidir. Nükleer yakıtlar seramik yapıya sahip olduklarından radyoaktif maddeler yakıt içinde tutulur ve nükleer yakıt zarfına ulaşması engellenir. İkinci bariyer, paslanmaz ve mekanik yük ile radyasyona dayanıklı yakıt elemanı zarfıdır. Yakıt elemanı zarfı, radyoaktif salımın birincil çevrime ulaşmasını engeller. Üçüncü ve dördüncü bariyerler, birincil çevrim içerisinde yer alan soğutma suyu ve/veya moderatörler (yavaşlatıcılar) ve reaktör kabıdır (Şekil 3).

Soğutma suyu ve moderatörler, radyoaktif maddelerin reaktör kabına ulaşmasını engellemek için yavaşlatıcı olarak kullanılır. Reaktör kabı ise, radyoaktif maddelerin son bariyer olan koruma kabına ulaşmasını engeller. Koruma kabı, ön gerilimli betondan yapılmıştır ve tek veya çift tasarımlı olmak üzere yaklaşık 1 metre kalınlığındaki duvarlardan oluşur. Bu son fiziksel bariyer, çevreye radyoaktif madde salımını engeller.

Şekil 4. Radyoaktif salıma karşı oluşturulan fiziksel bariyerler

 

Yukarıda sayılan bariyerlerin bütünlüğünün ve sağlamlığının korunması için bir takım güvenlik sistemleri tasarımlara eklenmiştir. Bu güvenlik sistemleri yedekli çeşitli ve güvenilir aktif ya da pasif parçalardan (sistemlerden) oluşur.

Özetle; Buhar (veya sıcak gaz) ile elektrik üretimi nükleer enerjiye özgü değildir, tipik bir kömür veya doğal gaz santralinde nasıl ise nükleerde de aşağı yukarı aynıdır. Elektrik üretim sisteminde nükleer reaktör ısı üreteci görevini üstlenmiştir; yani ısı, kömür veya doğal gaz yakarak değil de fisyon yolu ile üretilir, temel farklılık budur.

Nükleer reaktör, bir nükleer reaksiyonun (fisyon) kontrollü bir şekilde gerçekleştirilmesini ve bu sırada açığa çıkan ısının sürekli ve düzenli olarak üretimini; güvenli, çevreci ve güvenilir bir şekilde sağlamak üzere tasarımlanmış bir makinedir.

50-60 yıldır kullanılmakta olan bu makineden 2019-Ocak itibariyle 31 ülkede 454 tane, elektrik üretmek üzere işletilmektedir; 54 tane de inşa halindedir.

REAKTÖR SINIFLANDIRILMASI

1.Nesil Reaktörleri

Birinci nesil reaktörler (Gen I) sivil nükleer gücü başlatan prototip ve güç reaktörlerini temsil eder. Pennsylvania’daki Shippingport (1957–1982), Illinois’deki Dresden-1 (1960–1978) ve İngiltere’deki Calder Hall-1 (1956 2003) gibi 1950’lerden ve 1960’lardan ilk prototip reaktörlerinden oluşur. Bu tür bir reaktör tipik olarak “kavramın kanıtı” (proof-of-concept) olan güç seviyelerinde çalışmaktadır. Günümüzde 1. Nesil reaktörleri tamamen kapatılmıştır.

2.Nesil Reaktörleri

İkinci nesil reaktörler (Gen II), ekonomik ve güvenilir olacak şekilde tasarlanmıştır. 40 yıllık tipik çalışma ömrü için tasarlanan 2 prototipik Gen II reaktörü, basınçlı su reaktörlerini (PWR), CANada Deuterium Uranyum reaktörlerini (CANDU), kaynar su reaktörlerini (BWR), gelişmiş gaz soğutmalı reaktörleri (AGR) ve Vodo- Vodyanoi Energetichesky Reaktörleri (VVER). Gen II sistemleri, 1960’ların sonunda çalışmaya başladı ve dünyanın 400’den fazla ticari PWR ve BWR’sinin büyük bölümünü oluşturuyor. Genellikle hafif su reaktörleri (LWR’ler) olarak adlandırılan bu reaktörler, otomatik olarak başlatılan elektrikli veya mekanik işlemleri içeren aktif güvenlik sistemleri kullanır ve bu sistemler çoğu durumda nükleer reaktörlerin operatörleri tarafından başlatılabilir. Bazıları ise pasif olarak çalışır (örneğin, basınç emniyet valfleri kullanarak) ve operatör kontrolü veya yardımcı güç kaybı olmadan çalışır. Halen Batı’da işletilen Gen II tesislerinin çoğu üç şirket tarafından işletilmiştir: Westinghouse, 3 Framatome4 (şimdi AREVA’in bir parçası) ve General Electric (GE).

Bu tasarımlar büyük elektrik şebekeleri gerektirir, Batı güvenlik standartlarına (Western Safety Standarts) dayanan tanımlanmış bir güvenlik sistemlerine sahiptir ve kısmen veya tamamen kapalı bir yakıt döngüsünün bir parçası olarak yüksek seviyeli bir atık deposunda kullanılmış yakıt üretir.

3.Nesil Reaktörleri

Üçüncü nesil reaktörleri (Gen III) esasen evrimsel, en gelişmiş tasarım iyileştirmelerine sahip Gen II reaktörleridir. Bu gelişmeler yakıt teknolojisi, ısıl verim, modüler yapı, güvenlik sistemleri (özellikle aktif değil, pasif kullanım) alanlarındadır. Gen III reaktör teknolojisindeki gelişmeler, tam bir revizyon ve reaktör basınçlı kap değişiminden önce, 60 yıldan daha uzun bir çalışma ömrüne sahiptir.

Westinghouse 600 MW gelişmiş PWR (AP-600) ilk Gen III reaktör tasarımlarından biridir. Paralel olarak, GE Nuclear Energy, Gelişmiş Kaynar Su Reaktörünü (ABWR) tasarlamıştır. Ayrıca System 80+ tasarımı da bu nesil reaktörler arasında yer almaktadır.

3+.Nesil Reaktörleri

Gen III + reaktör tasarımları, 1990’larda NRC tarafından sertifikalandırılmış Gen III reaktör tasarımlarına göre emniyette önemli gelişmeler sunan Gen III reaktörlerin evrimsel bir gelişimidir. Amerika Birleşik Devletleri’nde, Gen III + tasarımları 10 CFR Bölüm 52’ye göre NRC tarafından onaylanmalıdır.

Gen III + tasarımlarına örnekler:

 

• AES-2006 tipi VVER-1200 / 392M Reaktörü
• Gelişmiş CANDU Reaktörü (ACR-1000)
• AP1000: artırılmış güç çıkışıyla AP600’e dayalı
• Avrupa Basınçlı Reaktör (EPR): Framatome N4 ve Siemens Enerji Üretimi
• Ekonomik Basitleştirilmiş Kaynar Su Reaktörü (ESBWR): ABWR’ye dayanarak
• APR-1400: başlangıçta Kore Yeni Nesil Reaktörü (KNGR) olarak bilinen ABD System 80+ ‘den geliştirilmiş gelişmiş bir PWR tasarımı
• AB-ABWR: ABWR’ye dayanarak, daha yüksek güç çıkışı ve AB güvenlik standartlarına uygunluk ile
• Gelişmiş PWR (APWR): Mitsubishi Heavy Industries tarafından tasarlanmıştır.
• ATMEA I: MHI ve AREVA arasındaki işbirliğinin sonucu olarak 1000–1050 MW PWR.

 

Üreticiler, 1990’larda Amerikan, Japon ve Batı Avrupa LWR’ların işletim tecrübesini geliştirerek Gen III + sistemlerinin geliştirilmesine başladı. İkinci nesil tasarımlara göre Gen III + sistemlerinin belki de en önemli gelişimi, aktif kontroller veya operatör müdahalesi gerektirmeyen ancak bunun yerine anormal olayların etkisini hafifletmek için yerçekimi veya doğal konveksiyona dayanan bazı pasif güvenlik özellikleri tasarımlarına dahil edilmesidir. Pasif güvenlik özelliklerinin diğer iyileştirmelere dahil edilmesi, reaktör lisanslama sürecini hızlandırmaya yardımcı olabilir ve böylece inşaat programlarını kısalır.

 

4.Nesil Reaktörleri

 

Aralarında ABD, Japonya, Fransa, Güney Afrika, Arjantin gibi ülkelerin bulunduğu bir grup ülke, 2030 ve sonrasında sürdürülebilir kalkınma perspek­tifi içerisinde nükleer enerji kullanımına yönelik alternatiflerin belirlenmesi ve bu sistemlerin gerçekleştirilebilmesi için gerekli araştırma-geliştirme çalışma­larını yapmaya yönelik bir çalışma başlatmışlardır. Bu çalışmada belirlenen hedefler 2030 ve sonrasında bu kavrama uyan reaktörlerin;

• Sürdürülebilir kalkınma ilkeleriyle uyumlu olması, yakıt kullanımının çok verimli olması, yakıt üretebilmesi veya başka reaktörlerin atıklarını yakabilmesi,
• Atıkların en aza indirilmesi ve idaresinin kolay olması,
• “Mükemmel Güvenlik” ve nükleer santral sahası dışında acil durum ön­lemlerine gerek kalmaması,
• Alternatif enerji kaynakları ile karşılaştırıldığında daha ekonomik olma­sı ve kabul edilebilir yatırım riskine sahip olması,
• Nükleer silah yapımında kullanılabilecek malzemelerin olmaması veya bunların elde edilmesinin engellenebileceğinin gösterilmesi kriterlerine uyma­sı istenmektedir.

Bu kriterlere uyan ve katılımcı ülkeler tarafından önerilmiş altı tasarım dördüncü nesil reaktörler olarak anılmaktadır. Bu reaktörler Gaz, Sodyum, Kurşun soğutmalı hızlı reaktörler, Süper Kritik Basınçlı su Soğutmalı reaktör, Eriyik Tuz Soğutmalı reaktör ve Çok Yüksek Sıcaklıklı reaktördür. Dördüncü nesil reaktörler gelecekte nükleer enerjinin yaygın olarak kullanılabilmesi için gerekli özelliklere sahiptirler, fakat iyimser bir tahminle 2030 yılından sonra kullanılabilecek konuma geleceklerdir.