Hafif Su Reaktörleri (LWR)
Dünyada ticari elektrik üretmek amacıyla ve araştırma amaçlı kurulan reaktörlerin en başında hafif su reaktörleri gelmektedir. Yavaşlatıcı, yansıtıcı ve soğutucu olarak kullanılan suyun ısıl, nötronik ve hidrolik özellikleri nedeniyle bu reaktörlerin yakıtları düşük düzeyde zenginleştirmeye yaklaşık %3 ile 5 arasında ihtiyaç duyar. Şu anda kullanımda olan iki tip temel reaktör vardır: Basınçlı su reaktörü (PWR) ve kaynar su reaktörü (BWR). Daha çok ABD, Fransa, Rusya Çin’de Ar&Ge faaliyetleri yapılmakta, kurulmakta ve işletmeye alınmaktadır.
Son yıllarda, ekonomik kaygılar ve daha fazla güvenlik ilkesinden dolayı yeni ileri reaktör tasarımları geliştirilme aşamasındadır. Özellikle, hafif sulu reaktör tasarımlarında ciddi iyileştirmelere gidilmiştir. İleri tasarımlar, basitleştirilmiş birincil sisteme ve pasif acil kor soğutma sistemlerine sahiptirler.
PWR ve Gelişmiş PWR Tasarımları
Resim 1 . Belçika Thiange Nükleer Santrali (PWR)
Basınçlı su reaktörlerinin gelişimi nükleer denizaltı reaktör teknolojisi ile başlar. İlk sivil PWR, ABD’de Shippingport’da kuruldu ve 1957 de işletmeye alındı. Takip eden ilerici tasarımlarında, kapasite faktörleri arttırılmış, reaktör bileşenlerinin ve parçalarının (buhar üreteci, kor hacmi) boyutları küçültülmüş, buhar üreteç sayısı birden dörde çıkarılmış ve reaktörün enerji üretim verimliliği arttırılmıştır. 60 MW elektrik gücü ile başlayan ilk PWR’lar, günümüzde 1300 MW net elektrik gücüne kadar çıkabilmektedir.
Bütün PWR’lerde ortak olan bileşenler; koru ve kor varilini içeren reaktör basınç kabı, buhar üreteçlerine ısıyı taşıyan 4 kollu birincil soğutucu döngüsü, turbine buhar taşıyan ikincil döngü ve, kontrol ve güvenlik sistemleri gibi sistemlerdir. Birincil soğutucu sistemin basıncı, birincil soğutucu döngüsündeki kollardan birinin üzerine yerleştirilmiş bir “basınçlandırıcı” tarafından kontrol edilmektedir. Reaktörde herhangi bir kaza durumda çevreye radyoaktif sızıntıyı önlemek için birincil döngüyü tamamen örten koruma kabuğu mevcuttur.
Dünya çapında önde gelen PWR üretici firmalar arasında, ABD’de Westinghouse, Babcock ve Willcox, ve Combution Engineering; Fransa’da Framatome (Areva); Almanya’da Kraftwerk Union (KWU) yer almıştır.
Modern PWR tasarımları, yakıt çubuklarını ve yutucu çubuklarını içeren dikey yakıt demetlerini de içine alan daha büyük yakıt demetlerinden oluşmaktadır. Ortalama yakıt zenginliği ~%3 civarında olup, yakıtın dışını saran zarf malzemesi Zirkaloy-4 malzemesinden oluşmaktadır. Reaktör basınç kabı, kaynamayı önleyecek şekilde yeterince yüksek basınçta (15.7 MPa) hafif su taşımaktadır. Suyun kora giriş sıcaklığı 296 oC, çıkış sıcaklığı ise 320 oC dir. Reaktörün güç kontrolü, korun üstüne yerleştirilen kontrol çubukları ile ve soğutucuya verilen boron miktarının ayarlanması ile gerçekleştirilmektedir. Reaktör korunda üretilen ısı, birinci döngüdeki soğutucu vasıtasıyla buhar üreteçlerine gönderilmekte, bir ısı değiştiricisi ile ısı, ikinci kısma aktarılmaktadır. Burada üretilen buhar, türbine gönderilmeden önce buhar ayırıcısına ve kurutucusuna gönderilerek yüksek kalitede buhar elde edilmektedir.
PWR reaktörlerine yakıt yüklenebilmesi için reaktörün kapatılıp uygun yakıt yükleme lisansının alınması gerekmektedir. Yakıt yükleme esnasında, kullanılmış yakıtın üçte biri kullanılmış yakıt depolama tesislerine gönderilmekte, geri kalan üçte ikilik bölümün yeri değiştirilip çıkarılan yakıt yerine taze yakıt yüklenmektedir. Yakıt yüklemesi, reaktör performansını en üst düzeye getirecek şekilde tasarlanmaktadır. Yakıt yükleme süresi 4-6 hafta arasında değişmekte olup, bu esnada reaktör kapalı olacağından elektrik enerjisi üretilememektedir. Devre dışı konumda iken reaktör bileşenlerinin tamirat, tadilat, yedek parça değişimi gibi işlemeleri yapılmaktadır. Her üç yılda bir kere kor tamamen çıkartılarak reaktör kabı ve ekipmanları gözden geçirilmektedir. Bu inceleme 3 ay kadar sürebilmektedir.
PWR’ler, soğutucu kaybı, akışkan kaybı, ani güç yükselmesi gibi ciddi kazaların olmasını önleyecek, kazaların gerçekleşmesi durumunda ise kazanın oluşturacağı hasarı en aza indirgeyecek özel güvenlik sistemleri ile donatılmıştır.
Şekil 1 PWR çalışma prensibi
III. ve III+. Nesil PWR tipi reaktörlerin iki farklı tasarımı vardır; orta ve büyük ölçekli güç üretenler. 600 MW elektrik gücü üreten AP600 ve AC-600 tasarımlar orta ölçekli tasarımlardır. 1000 ve 1000+ MW elektrik gücü üreten EPR, APWR, System 80+, KNGR, AP1000 ve EPR, VVER 1200, VVER TOI tasarımlar büyük ölçekli tasarımlardır. Bu tasarımlar, II. Nesil PWR’lerin reaktör işletme deneyimlerine dayanan reaktör tasarımlarıdır. Reaktör çalışma süreleri 60 yıldır.
Avrupa Basınçlı Su Reaktörünün (EPR), Gelişmiş Basınçlı Su Reaktörünün (APWR) ve Kore Gelecek Nesil Reaktörünün (KNGR) geliştirilmesinin asıl amacı, mevcut reaktörlerin güvenlik sistemlerinin basitleştirilmek istenmesi, aktif güvenlik sistemlerinde meydana gelen ortak hata tiplerinin ortadan kaldırılmak istenmesi, evrimsel tasarımla uyumlu çeşitli yedek sistemlerin denenmek istenmesidir. Avrupa ve Japonya, halen işletmede olan PWR’lerden elde ettikleri deneyimlere dayanarak bu tasarımları geliştirmişlerdir. Temel tasarım özellikleri arasında, uranyum kullanım verimini artırmak, reaktörün iç yapısında dayanıklılığı artırmak ve geliştirilmiş güvenlik sistemleri vardır. Daha yüksek verimliliğe ve kapasite faktörüne sahip olmasından dolayı düşük maliyetle elektrik üretmesi, arttırılmış güvenlik sınırı ve bakım süresindeki kısalma diğer önemli ilerlemelerdir.
AP1000 reaktör tasarımı hemen hemen tamamı pasif güvenlik sistemleri ile yerçekimine dayalı doğal dolaşımlı soğutma üzerine kurulmuştur. Üç önemli güvenlik sistemine sahiptir: 1. pasif atık ısı atma, 2. pasif güvenlik enjeksiyonu, 3. pasif koruma kabuğu soğutması. PWR’lardan farkı, buhar üretecilerinde ve soğutucu pompa hacminde değişikliğe gidilmiştir.
BWR ve Gelişmiş BWR Tasarımları
Resim 2 – İspanya Confrentes Nükleer Santrali (BWR)
Dünyada elektrik enerjisi üreten reaktör tipleri arasında basınçlı su reaktörlerinden sonra en yaygın olarak kullanılan Kaynar Sulu Reaktörlerinin (BWR) (Şekil 2) ticari amaçlı ilk örneği olan 180 MW gücündeki Dresden-1 reaktörünün yapımına, General Electric firması tarafından 1957 yılında başlanmış ve bu reaktör 1961 yılında işletmeye alınmıştır. Daha sonrasında Siemens (KWU,Almanya), ABB-Atom (İsviçre/İsveç), Toshiba ve Hithachi (Japan) gibi birçok BWR tedarikçisi şirket kurulmuştur. BWR hafif su soğutmalı su yavaşlatıcılı nükleer reaktör tipidir. Reaktör % 3 civarında zenginleştirilmiş UO2 yakıt kullanmakta ve termal nötron spektrumunda çalışmaktadır. Reaktöre giren soğutucu 7.6 MPa basınçta 275 oC’de girip 290oC sıcaklıkta kaynar durumda reaktör korunu terk etmektedir. BWR reaktörlerinde buhar üreteci bulunmamaktadır. Reaktörde üretilen su buharı reaktör korunun üzerinde bulunan buhar kurutuculardan geçirilerek direk türbine gönderilerek elektrik enerjisine dönüştürülmektedir. Türbinden geçen su yoğuşturucudan geçirilerek sıvı fazına dönüştürülür, sonra tekrar reaktör kazanına pompalanır.
PWR reaktörlerinden farklı olarak reaktörü kontrol etmeye ve durdurmaya yarayan haç biçiminde kontrol çubukları bulunmaktadır. Kontrol çubukları haricinde BWR’leri kontrol etmek için sisteme pompalanan su miktarının değiştirerek de sistem kontrolü yapılır. BWR’lerde herhangi bir kaza durumunda kor kısmını soğutmak için geliştirilmiş, kor soğutucu ve ısı atma sistemleri ile vardır.
Şekil 2 – BWR çalışma prensibi
BWR reaktör tasarımlarının elektrik çıkışları yaklaşık olarak 350 ile 1350 MW arasında değişim göstermektedir. İleri tasarımlar olarak adlandırılan, İleri BWR (ABWR) tipi reaktörler ise III. Nesil nükleer reaktör tasarımlarındandır. Güvenlik sistemleri ve ürettikleri güç miktarları bakımından BWR’lerden farklıdır. ABWR tasarımlarında BWR tasarımlarından belirli olarak değiştirilen bazı mekanizmalar bulunmaktadır. Bunlar; reaktör soğutucu suyu pompa tasarımları değiştirilerek, devir daim pompaları ve jet pompalarının yerine reaktör içerisine yerleştirilmiş bu iki pompa tipi kombinasyonu olan dahili pompalar olarak tasarlanmasıdır. Eskiden hidrolik sistemlerle çalışan kontrol çubuğu sürme mekanizmaları hem hidrolik hem de motor-güdümlü sistemlerle hareket edecek biçimde tasarlanmıştır. Reaktör koruma kabı ön-gerilmeli beton şekline dönüştürülmüştür. Güvenlik sistemlerinde kullanılan aktif sistemler olabildiğince basitleştirilmiştir. Örneğin, herhangi bir yangın sel ve güç kaybı gibi durumlarda her bir bölümü fiziksel olarak birbirinden ayıran bölme duvarları ve her bir bölümün kendine ait dizel jeneratörleri bulunmaktadır.
Basitleştirilmiş BWR (SBWR) 600 MW gücündeki pasif güvenlik prensibine göre tasarlanmış reaktörlerdir. Ekonomik Basitleştirilmiş BWR (ESBWR) reaktörleri ise III+. Nesil reaktörler olup ABWR teknolojisinin üzerine inşa edilmiştir. 1560 MW çıkış gücüne sahip ESBWR tasarımları herhangi bir devir daim pompası kullanmamakta, reaktör koru doğal taşınım ile soğutulmaktadır. Doğal taşınım ile soğutulduğu için işletim ve bakım maliyetleri düşmekte böylece genel maliyet miktarı da azalmaktadır. ESBWR reaktörlerinde, BWR ve ABWR tasarımlarından temel alınarak geliştirilmiş yüksek pasif güvenlik sistemleri ile vardır.
Rus Tipi Reaktör Tasarımları: VVER ve RBMK Reaktörleri
Resim 3 – Bulgaristan Kozluduy Nükleer Santrali (VVER)
VVER reaktörleri (Şekil 3) ilk olarak VVER-440 modeli ile 1960’lı yıllarda işletmeye alınmıştır. Çalışma süreleri uzatılmış olarak işletilen ya da halen işletim halinde olan 18 tane VVER-440 bulunmaktadır. Dünyada, Bulgaristan, Ermenistan, Çek Cumhuriyeti ve Finlandiya gibi ülkeler bu reaktör tasarımını enerji elde etmek için kullanmaktadır. 1975-1985 yılları arasında artan enerji ve güvenlik ihtiyacından dolayı VVER-1000 modeli tasarlanmıştır. Rus tipi nükleer reaktör teknolojisi batılı anlamda hafif sulu nükleer reaktör teknolojisidir.
VVER reaktörleri su soğutmalı su yavaşlatıcılı reaktörlerdir. VVER reaktörleri termal nötron spektrumunda çalışmaktadırlar. Elektrik üretmek amacıyla tasarlanmışlardır. Silindirik yakıt çubuklarının dizilimleri altıgen kafes şeklinde, prizmatik yakıt demetleri biçimindedir. Buhar üreteçleri ise PWR tipi reaktörlerden farklı olarak yatay biçimde tasarlanmıştır. Reaktör korundan ~12MPa basıncındaki su 2690C’de girip 3100C’de çıkmaktadır. Reaktör koruna bağlı toplam altı adet yatay buhar üreteci bulunmaktadır.
İki ısıl çevrimden oluşan VVER’lar, ilk çevrimde nükleer reaktör korunda nükleer reaksiyonlar sonucu ortaya çıkan ısı enerjisini yatay buhar üreteçleri ile ikincil çevrime aktarmaktadırlar. İkincil çevrime aktarılan ısı enerjisi türbinler ile elektrik enerjisine dönüştürülmektedir.
VVER-440 ile VVER-1000 arasındaki en büyük farklılıklar, güç seviyelerindeki artış ve VVER-440’larda bulunmayan herhangi bir ciddi kaza durumunda reaktör korundan radyasyon sızıntısını önleyici koruma kabuğunun VVER-1000 reaktörlerinde bulunmasıdır. VVER-1000 reaktör koruna 15.8 MPa’da giren su 2880C’de girip 3170C’ye ulaşmaktadır. Reaktördeki buhar üreteçleri azaltılarak sayısı dörde indrilmiş, böylece olası bir soğutucu kaybı kazası olasılığı düşürülmüştür. Çalışma süreleri uzatılmış olarak işletilen ya da halen işletme durumunda olan 29 tane VVER-1000 reaktörü vardır.
Şekil 3 – VVER çalışma prensibi
III+. Nesil nükleer reaktör teknolojisi içerisinde yeralan VVER-1200 modeli, VVER-1000 reaktörlerinin geliştirilmiş bir versiyonu olarak karşımıza çıkmaktadır. Reaktör kor içeriği ile fisil madde miktarı artırılarak yakıttan elde edilen yanma oranı artırılmıştır. ~16MPa basıncına sahip raktör soğutma suyu 2980C’de girip 3300C’de çıkmaktadır. Reaktör koru, kazanı ve ısı değiştiricileri tasarım parametreleri değiştirilerek, hem reaktör ömründe hem de reaktörden elde edilen verimde artış sağlanmıştır. VVER-1200 reaktörlerinde kontrol demetlerinin sayıları artırılmış böylece Karışık Oksit Yakıtlarının (MOX: Mixed Oxide Fuel) mevcut kor tasarımında değişiklik yapılmaksızın kullanımı da dahil yeni yakıt çevrimlerine imkan sağlamıştır.
VVER-1200 reaktör modelinin V491 ve V392M, V509 şeklinde adlandırılan üç farklı versiyonu bulunmaktadır. V491 versiyonu V392M’e göre VVER-1000 reaktörlerinden kazanılan pozitif deneyimle, güvenlik sistemleri bakımından aktif sistemlerin baskın olduğu reaktörlerdir. Şu anda işletmede 2 adet VVER 1200 bulunmaktadır. Türkiye’ye de kurulması planlanan versiyonu V509’durt.
VVER ve RBMK reaktörleri arasında hem yapısal olarak hem de amaçları bakımından farklılıklar göstermektedir. RBMK reaktörleri ise su soğutmalı grafit yavaşlatıcılı kaynar sulu reaktörlerdir. RBMK’lar esas olarak plütonyum üretmek amacıyla tasarlandıkları için basınç kazanı içermemektedirler. Dünyada halen Litvanya, Ukrayna ve Rusya gibi eski doğu bloğu ülkeri tarafından kullanılmaktadır. Düşük zenginlikte (2-2.4 %) uranyum kullanılmaktadır. Basınç tüplerinden geçirilen soğutucu, reaktör koruna 2700C’de girip 2840C’ye çıkmakta ve buhar ayırıcılardan geçirilerek türbine gönderilip yüksek güçte (1000-1500 MW) elektrik enerjisi elde edilmektedir. Kaynar sulu reaktör olmalarına rağmen kor çalışır durumda iken yakıt değiştirilebilecek şekilde tasarlanmıştır. RBMK reaktörlerinin kontrolü, çoğunluğu yukarıdan reaktör koruna sokulan kontrol çubuklarıyla yapılmaktadır. Reaktör boyutlarının büyük olması nedeniyle koruma kabı bulunmamaktadır. Çernobil kazasının gerçekleştiği reaktör RBMK tipinde bir reaktördür.
Halen dünyada 11 adet RBMK işletim durumda olup Rusya’nın nükleer enerjiden elde ettiği elektirik enerjisinin % 48’ini karşılamaktadır. 2006 yılında ROSATOM tarafından bu 11 santral için yenilemeler yapılarak (Çernobil kazasının ardından yapılan tasarım değişiklikleriyle) işletim zamanlarını uzatmıştır.
Ticari reaktörler arasında ikinci sırada ağır su reaktör tasarımları (Şekil 4) gelmektedir. Bu reaktörlerin tasarımlarının geliştirildiği ve işletmeye alındığı önder ülkeler arasında Kanada, Japonya ve Hindistan gösterilebilir. Temelde HWR’ler LWR’e göre çok önemli avantajlara sahiptir. Bu üstünlükleri arasında, yakıt zenginleştirmesine ihtiyaç duymaması, reaktör çalışır durumda iken yakıt yüklemesi yapılabilmesi ve oldukça basit bir yakıt çevrimine sahip olması gösterilebilir. Buna karşın dezavantajları, kor bölgesinin LWR ile kıyaslandığında bir hayli büyük olması, ağır su üretmek için tesis kurulması, ağır su üretim maliyetinin pahalı olması ve termodinamik verimliliğin düşük olmasıdır.
İlk tasarım temellerine Kanada, CANDU (CANada Deuterium Uranium) reaktör tasarımını yaparak başlamıştır. CANDU-600/9 gibi dünyada kurulu ticari ağır su reaktörlerinin tamamı bu tasarıma dayanmaktadır. Yakıt olarak doğal uranyum (içeriği ağırlıkça: %0.0053 U-234, %0.711 U-235, %99.284 U-238) içeren yakıt çubukları kullanılmaktadır. Yakıt demetleri, merkezde bir yakıt çubuğu olmak üzere merkez yakıt çubuğu etrafında sıralanmış üç halka şeklinde üretilmektedir. Yatay silindir basınç tüpü –calandria olarak adlandırılır- yüzlerce yatay yakıt kanallarına bölünmüştür. Bu yakıt kanallarını yakıt demetleri çevrelemektedir. 10 MPa basınçlı ağır su, yakıt kanalları arasından geçerek akmaktadır. Bu akış sırasında herhangi bir kaynama olmamaktadır. Ağır su kora yaklaşık 266 oC de girer, yaklaşık 310 oC de çıkar.
Bu reaktörlerin gelişmiş tasarımları, ACR-700/1000 (Advanced Candu Reaktörü), yavaşlatıcı olarak ağır su (D2O), soğutucu olarak hafif su (H2O) kullanacak şekilde evrimleştirilmiştir. Bunun haricinde, CANDU tasarımından farklı olarak, ileri pasif güvenlik sistemleri etkin hale getirilmiştir. Reaktör kor tasarımında, değişikliğe gidilerek kor hacmi üçte birine indirilmiştir. Yakıtta düşük düzeyde -~%2.1- 2.4 arasında- zenginleştirmeye gidilmiştir. Yakıt demeti halka sayısıda üçten dörde çıkartılmıştır.
Doğal uranyum yakıt çevriminin uygulanabilirliği gibi önemli bir avantajı haricinde, mevcut LWR’lerden çıkan kullanılmış yakıtları doğrudan kullanabilme gibi çok önemli bir avantajı da vardır. Bu ise, depolanacak kullanılmış yakıt miktarında ve gömülecek yüksek aktiviteli atık miktarında ciddi oranlarda azalma sağlamaktadır. Özellikle, hafif su güç reaktör teknolojisine sahip ülkeler için bu reaktör teknolojisi önemli bir kazanç sağlayacağı düşünülmektedir.
Şekil 4 – CANDU çalışma prensibi
1.Yakıt Demeti, 2. Reaktör Koru (Calandria), 3. Kontrol Çubukları, 4. Ağır Su Basınçlandırıcı Deposu, 5. Buhar Üreteci, 6. Hafif Su Pompaları, 7. Ağır Su Pompaları, 8. Yakıt Yükleme Makinesi, 9. Ağır Su Yavaşlatıcı, 10. Basınçlı Tüp, 11. Türbine Giden Buhar, 12. Türbinden Dönen Soğut Su, 13. Öngerilmeli Beton Koruma Kabuğu
Tasarım Aşamasındaki (4. nesil) Reaktör Teknolojileri
| ÇALIŞMA PRENSİBİ | AR-GE ÜLKELERİ | YAKIT | SOĞUTUCU | YAVAŞLATICI | |
| Gaz Soğutmalı Hızlı Reaktörler (GFR) | Reaktör kalbinde ısınan Helyum gazı doğrudan türbine giderek elektrik üretimi sağlar. | ABD, EURATOM, Japonya | MOX (%15-20 Pu) veya Yüksek zenginlikte uranyum Uranyum Yakıtı | Helyum | Yok |
| Kurşun Soğutmalı Hızlı Reaktörler (LFR) | Reaktörden geçen eriyik kurşun buhar üreticisine gider, burada ikincil çevrimdeki sudan buhar üreterek türbine gider. | EURATOM, ABD, Rusya, Çin, İsveç, Belçika, Kore | MOX (%15-20 Pu) veya Yüksek zenginlikte uranyum Uranyum Yakıtı | Kurşun ya da Pb-Bi | Yok |
| Sodyum Soğutmalı Hızlı Reaktörler (SFR) | Birincil sodyum çevriminin radyoaktif olması sebebiyle ikincil bir sodyum çevrimine ısı transferinden sonra üçüncü çevrimde buhar üretilir. | Japonya, Rusya, Fransa, Hindistan, Kore, ABD | U-238 ve MOX | Sodyum | Yok |
| Eriyik Tuz Reaktörleri (MSR) | Yakıt ve soğutucu olarak eriyik tuz kullanılır. Birincil çevirimdeki pompalar aracılığıyla soğutucu su ikincil çevrideki suya aktarılarak enerji üretilir. | Kanada, ABD, Fransa, Japonya, İngiltere, Danimarka | UF4 (Eriyik) ilk başta %2,4 sonra %5-19 zenginlikte Toryumlu yakıt | Florin Tuzu | Yok |
| Süperkritik Su Soğutmalı Reaktörler (SCWR) | Soğutucu olarak yüksek basınçta (25 MPa) ve ticari LWR’lere göre daha yüksek sıcaklıkta su kullanılmaktadır. Bu sayede %33-%35 civarında olan termal verim %45 civarlarına yükseltilecektir. Superkritik buhar doğrudan türbine gitmesi sebebiyle BWR tipi reaktörlere benzer. | EURATOM, Çin, Japonya | %6-9 zenginlikte UO2 | Su | Su |
| Çok Yüksek Sıcaklıklı Gaz Reaktörü (VHTR) | Reaktör kalbinde ısınan helyum gazı doğrudan türbine giderek elektrik üretebilir ya da ikincil bir sisteme enerji aktarılarak elektrik üretilebilir. | Japonya, Çin, Güney Afrika, ABD | TRISO (Küresel yakıt) LEU,MOX, %14 zenginlikte UO2 | Helyum | Grafit |
| AVANTAJLARI | DEZAVANTAJLARI | |
| Gaz Soğutmalı Hızlı Reaktörler (GFR) | -Düşük soğutucu boşluk katsayısı
-Yüksek sıcaklıkta çalışabilme -Güçlü Doppler Etkisi -Stabil Soğutucu (aktivasyon ürünleri yok) -Reaktör yapılarında erozyon korozyon olasılığı göz ardı edilebilecek kadar az -Bağımsız bir soğutucu havuzunda doğru pasif atık ısı soğutması |
-Sistemin basınçlı olması, (basınç kaybı durumunda sistemin pasif olarak soğutulması zor)
-Soğutucu döngüsü için yüksek güçte pompa gerekir. -Yüksek enerji yoğunluğu için yüksek sıcaklığa dirençli yakıt gerekir. |
| Kurşun Soğutmalı Hızlı Reaktörler (LFR) | -Basınç az olduğundan LOCA ihtimali düşük
-İmalat fabrikada yapılıp istenilen yere taşınabilir. -5-6 yıl yakıt yenilemesi yapılmadan çalışabilir. |
-Geliştirilmesi için çok fazla Ar-Ge çalışması yapılmalı
-Yakıtın performans testleri yapılmalı |
| Sodyum Soğutmalı Hızlı Reaktörler (SFR) | -SMR şeklinde yapılabilir.
-Araştırması yapılmış, kanıtlanmış teknoloji -Yüksek işletme sıcaklığı |
-Yüksek korozyon ihtimali
-Malzemelerin korozyona dayanıklılığın bilinmemesi |
| Eriyik Tuz Reaktörleri (MSR) | -Elektrik dışı üretim faaliyetlerinde kullanılabilir.
-Uzun süre yakıt yüklemesi yapılmayabilir. – İşletme sıcaklıkları yüksek (verimliliği artırır) |
-Yüksek korozyon potansiyeli
– Malzemelerin korozyona dayanıklılığın bilinmemesi |
| Süperkritik Su Soğutmalı Reaktörler (SCWR) | -Yüksek termal verim
-PWR veya BWR da kullanılan ekipmanların kullanılabilmesi -Basınçlandırıcıya ihtiyaç yok |
-Suyun özelliklerini araştırmak için çok fazla Ar-Ge çalışması gerekir.
-Soğutucu kaybı kazasına karşı daha sıkı önemler alınmalı -Yüksek sıcaklığa ve basınca dayalı ekipmanlar geliştirilmeli |
| Çok Yüksek Sıcaklıklı Gaz Reaktörü (VHTR) | -Yüksek termal verim
-Hidrojen üretimi |
-Yakıtın yer değiştirilmesi istenildiğinde değiştirilemeyebilir
-Soğutucunun düşük ısı iletim katsayısı -Yapılan araştırmaların sınırlı olması |
