Nükleer Yakıt Çevirimi
Nükleer yakıt çevrimi; uranyum aramalarından, kullanılmış yakıtın depolanması, atık olarak işlem görmesi veya kullanılmış yakıtın yeniden işlenerek tekrar yakıt olarak kullanılması ve yeniden işlenmesi sonucu ortaya çıkan atıkların işleme tabi tutularak gömülmesine kadar olan adımları kapsar. Reaktörde yakıttan enerji elde edilmesi çevrimin bir parçası olarak değerlendirilmemiştir.
Açık ve kapalı olmak üzere iki tip yakıt çevrimi vardır. Aralarındaki fark, kullanılmış yakıtın yönetimi ile ilgilidir. Tipik bir nükleer yakıt çevrimi aşağıdaki şekilde gösterilmiştir. Açık yakıt çevriminde reaktörden çıkarılan yakıt reaktördeki havuzlarda 7-8 yıl soğutulduktan sonra geçici depolama tesislerine nakledilir. Geri kazanımlı yakıt çevrimi olarak da bilinen kapalı yakıt çevriminde kullanılmış yakıt yeniden işlenerek fisil (bölünebilir) malzemeler (Uranyum, Plütonyum) geri kazanılır ve yeni yakıt olarak enerji üretiminde tekrar kullanılır. Kapalı yakıt çevriminde ise kullanılmış yakıt nükleer atık olarak işlem görür.
Nükleer Yakıt Çevirimi
- Çevrimin Ön Kısmı
1.1 Madencilik ve Cevher İşleme
Doğada bulunan uranyumun madenciliği bakır gibi diğer mineral kaynaklarının bulunmasına benzer şekilde yönetilir. Uranyum üretiminin %70’inden fazlası bilinen açık ya da yeraltı madenciliği metotları ile elde edilir. Geriye kalanı ise yerinde özütleme yöntemi (in situ leaching, ISL) ile elde edilmektedir. Bu yöntemde yer altındaki cevhere çözücü çözelti enjekte edilir, uranyum çözülerek çözeltiye geçer ve uranyum içeren bu çözelti, açılan kuyular vasıtasıyla geri alınır.
Uranyum cevherinin elde edilmesi ve çıkarılan cevherin fiziksel olarak uygun büyüklüğe getirilmesinden sonra, uranyumu elde etmek ve saflaştırmak için, cevher kimyasal işleme tabi tutulur. Bu işlemle hacmi küçülen, rengi ve kıvamı ile ifade edilen bu katı ürün (U3O8) sarı pasta olarak bilinir.
1.2 Dönüştürme
Dönüştürme sarı pastayı uranyum hexaflouride (UF6) haline getiren bir kimyasal yöntemdir. Uranyum hexaflouride oda sıcaklığında katı haldedir; fakat suyun kaynama noktasının altındaki sıcaklıkta gaz haline geçer ve bu form zenginleştirme işlemi için çok uygundur. Genellikle çapı 122 cm olan ve 12000 kg UF6 alan büyük silindirlerde depolanır ve taşınır. Bu noktada uranyum hâlâ doğal uranyum izotop bileşimini muhafaza etmektedir.
1.3 Zenginleştirme
Zenginleştirme işlemi uranyumun iki temel izotopu olan 235U ve 238U izotoplarının kısmi ayırımını içerir. Bu işlemde, birincisi doğal konsantrasyonundan (% 0.711) daha fazla 235U içeren zenginleşmiş uranyum ve ikincisi ise tabii konsantrasyonundan daha az 235U içeren fakirleştirilmiş (depleted) uranyum olmak üzere iki ürün elde edilir. Günümüzde birçok ticari reaktör %5’ten daha az zenginleştirilmiş uranyum yakıtı kullanmaktadır. Bazı araştırma reaktörleri ise çok yüksek zenginleştirilmiş (mesela %20 235U’ten daha fazla) uranyum yakıtı kullanırlar.
Ticari olarak kullanılan ve her ikisi de UF6 temeline dayanan gaz difüzyonu ve santrifüjleme yöntemi olmak üzere iki zenginleştirme metodu vardır. Yüksek elektrik ihtiyacı ve tesisin çok büyük olması faktörleri nedeniyle dünyada sayıları az olan eski tesisler gaz difüzyonu teknolojisini kullanmışlardır. Örnek olarak Fransa’daki Tricastin gaz difüzyon tesisi dört nükleer reaktörün yakıt ihtiyacını karşılamıştır. Son zamanlarda malzeme teknolojisindeki ve fabrikasyon metotlarındaki gelişmeler santrifüj yönteminin kullanımında artış meydana getirmiştir. Bunun sonucunda gerçekleşen zenginleştirme maliyetlerindeki düşüş, enerji tüketiminde %50 oranında bir azalmaya neden olmuştur. Zenginleştirme işlemi sonucunda aynı zamanda tüketilmiş uranyum da ortaya çıkar. 1999 yılı sonunda gaz difüzyon metodu kullanarak ortaya çıkan tüketilmiş uranyum stoku 1.2 milyon tonun üzerindedir. Gaz difüzyon işleminden sonra tüketilmiş uranyum %0.3 civarında 235U içerir.
Değişik ülkeler tüketilmiş uranyumu kontrol altına almak için muhtelif stratejiler benimsemişlerdir. Rusya ve ABD’de tüketilmiş uranyum tipik olarak büyük silindirlerin içinde UF6 formunda depolanır. Bu formda eğer silindirden sızıntı olursa bu potansiyel bir kimyasal tehlike oluşturur. Fransa gibi diğer ülkeler stoklarını uzun süre depolamak ve hızlı üretken reaktörlerde yakıt olarak tekrar kullanmak için kararlı oksit haline dönüştürürler. Ekonomiye ve santrifüj ile zenginleştirme kapasitesinin uygunluğuna göre Rusya gibi bazı ülkeler kalan kullanılabilir 235U’i yeniden kullanmak üzere zenginleştirirler.
1.4 Yakıt Fabrikasyonu
Günümüzde bir çok reaktörde yakıt olarak uranyum dioksit kullanılır. Yakıt üretimi için UF6, UO2 (uranyum dioksit) tozu haline getirilir. Daha sonra zar büyüklüğünde silindirik pelet halinde üretmek için sıkıştırılıp 1400 Co gibi yüksek sıcaklıkta ısıtılır. Daha sonra içi boş metal tüplere (yakıt zarfı) yerleştirilir ve yakıt çubukları demetler halinde paketlenir. Bu tüpler paslanmaz çelik veya zirkonyum alaşımı gibi korozyona direnci yüksek metalden yapılır.
Dünyadaki reaktörlerin %10’undan daha azı karışık oksit –uranyum dioksit ve plütonyum dioksit karışımı- yakıt için lisanslanmışlardır. Plütonyum dioksit, kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi ile elde edilir. MOX üretim işlemi uranyum dioksit yakıt üretimine benzemektedir, ancak buna ek olarak çalışanları ışınlanmış malzemenin oluşturduğu yüksek radyasyondan ve plütonyumu teneffüs etmekten korumak için ilave güvenlik tedbirleri uygulanır.
- Çevirimin Son Kısmı
Yakıt çevriminin son kısmı, ışınlanmış veya kullanılmış yakıtın reaktörden alınıp reaktör sahasında beş-on yıl arasında muhafaza edilmesiyle başlar. Bu ilk depolama, kullanılmış yakıtın su dolu havuzlara yerleştirilmesini kapsar. Su, hem yeni çıkartılan kullanılmış yakıtın yüksek radyasyonunu tutar hem de soğumasına yardımcı olur. Isısının büyük oranda azaltıldığı bu ilk periyottan sonra kullanılmış yakıt, uzun süre depolamaya veya geri kazanım stratejisi uygulanacaksa yeniden işlemeye hazır duruma gelir.
