MAK 486 Bolum 6

BÖLÜM-6
NÜKLEER YAKITLI GÜÇ
SANTRALLERİ
Özet
• Giriş
• Nükleer Enerji
• Radyoaktivite
– Bozunma Hızı ve Yarı Ömür
– Birimler ve Dozlar
• Radyasyonun Biyolojik Etkileri
• Radyasyondan Korunma Standartları
• Nükleer Reaktörlere Giriş
GİRİŞ
• ABD’de Nükleer Güç Santrallerini (NGS) geliştirenler,
1950-1960’lı yıllarda bu santralleri elektriği üretmenin
en ucuz yolu olarak düşünüyordu.
• Böylece ABD fosil yakıtları ithal ederken ambargo ve
fiyat artışlarına maruz kalmayacaktı.
• 1990 yılı itibariyle ABD elektriğinin %20’sini NGS’nden
elde etmektedir. 104’ü aşkın sayıda NGS’i mevcuttur.
Giriş
• Yaklaşık 20 yıl önce, fosil yakıtlar ile
ekonomik bakımdan karşılaştırılması,
• İlk yatırım masreaflarının fazlalığı,
• Emniyet problemleri, dolayısı ile NGS
inşasında bir duraklama devri geçirdi.
• Şimdi nükleer güç santrallerinin inşasına,
Çin, İndia, Güney Afrika, Kore, ABD...
Tekrar ilgi arttı (sebep?)
Giriş
• Nükleer enerji nedir?
• Fizikçi için: Atom çekirdeğinde bulunan
tanecikler arsında bağlama enerjisi,
Giriş
• Mühendisler için ise, kontrol ederek bu
enerjiyi açığa cıkarmak ve elektrik enerjisi
üreterek insanlığa hizmet etmektir.
• Fizyon
• Füzyon,
• bu iki nükleer reaksiyon ile bu enerji açığa
çıkar.
Giriş
• Nükleer bağlama enerjisi fevkalde kuvvetli
olduğu için, nükleer reaksiyondan açığa
çıkan enerji de, kimyasal reaksiyon
neticesinde çıkan enerjiden çok çok
yüksek olmakta, ve dolayısı ile nükleer de
kg yakıt başına üretilen enerji de fevkalade
yüksek olmaktadır.
Giriş
• Yer kürenin ısınması
• NGS larından, yakıt yanmasından CO2
emisyonunun olmaması, bu gün için
ekonomik olabilmesi bu santralleri cazip
kılarken,
• Reaktör emniyeti, kullanılan yakıtların
depolanması, yüksek dozda nükleer
atıkların idaresi gibi problemler...
Giriş
• Bir yazarın dediği gibi: İki karşıt fikir,
• 1- “Nükleer enerji 21.inci asırda daha da
gelişecek ve dünyada enerji üretiminde
daima önemli bir rol oynıyacaktır”
• 2- “Nükleer enerji çok tehlikeli ve
ekonomik değil ve zamanla azalacak ve
vazgeçilecektir”
• Siz, gençler öğrenerek, inceleyerek
kendiniz karar vereceksiniz.
GİRİŞ
• Fransa’da 50’den fazla NGS bulunmaktadır ve
bu santraller elektrik ihtiyacının % 80’ den
fazlasını karşılamaktadır. En az CO2 ülkedir!
• Japonya’da yaklaşık 40 NGS vardır ve elektrik
ihtiyacının %30’dan fazlasını karşılamaktadır.
• Japonya da neden nükleer?
GİRİŞ
• Dünya çapında 430 NGS çalışmakta ve
elektrik ihtiyacının %17’sini karşılamaktadır .
• ABD de,Obama hükümeti ve Cumhuriyetciler,
fosil yakıtlara bağımlılığı azaltmak için
nükleer rektörlerin inşasına evet diyerek
uzun vadeli bir enerji stratejisi
belirlemişlerdir.
GİRİŞ
• Geçtiğimiz 20 yıl boyunca NGS, gerçekleşen
kazalar yüzünden istenmemeye başlandı.
– Three Mile Island (PWR, 1979, ABD)
– Chernobyl (RBMK, 1986, SSCB)
– Tokai-mura (JCO, 1999, Japonya)
– Fukushima Nuclear Plant, 16 Mart,2011Deprem ve Tsunami!
Nükleer atıklar başka bir sorun olarak
görülmektedir.
GİRİŞ
• NGS’nin karmaşık bir yapıya sahip olmasından
ötürü (güvenlik sistemleri nedeniyle), diğer güç
santrallerine göre daha fazla sermaye
gerektirmektedir .
• Fransa Japonya gibi fosil yakıt rezervi az olan
ülkelerde “enerji güvenliği” baş gösterir. Bu
nedenle bu ülkeler, yakıtları ithal etmek yerine
elektriği NGS ile üretmektedir.
GİRİŞ
• Fosil yakıt rezervleri sınırlıdır ve 100 yıl içinde
tükenmesi öngörülmektedir.
• Fosil yakıt rezervleri yeterli olsa bile, küresel
ısınmaya neden olmaktadırlar.
• Yenilenebilir enerji bu noktada önem
kazanmaktadır, fakat bu santraller gerekli
minimum elektrik enerjisini (base load)
karşılayacak nitelikte değillerdir.
GİRİŞ
• Nükleer yakıt rezervleri çok daha fazladır ve
gelecek vaat etmektedir (yüzyıllar hatta hızlı
üretken reaktörler için bin yıllar
mertebesindedir).
• Türkiye’de 9100 ton Uranyum, 380.000 ton
Toryum rezervi bulunmaktadır.
Nükleer yakıtlar
•
•
•
•
•
•
•
•
Avusturalya
Brazilya
Kanada
Kazakistan
Nijerya
Rusya Fed.
ABD
Dünya toplam
2.232.510 ton
190.400
824.430
910.975
259.382
737.985
2.642.348
9.110.460
NÜKLEER ENERJİ
• Atomun çekirdeğindeki nükleonları (nötron,
proton) bir arada tutan kuvvete, bağlanma
kuvveti (binding force) denir.
• Küçük çekirdekler birleştiğinde (füzyon) ve
büyük çekirdekler bölündüğünde (fisyon), enerji
açığa çıkar.
Atom tanecikleri
• Elektronlar, negatron= negative
elektronlar,esas olan bunlardır; nadiren,
pozitron lar da görülür.
• Proton, bunlar + yüklü taneciklerdir, - yüklü
protonlar da keşfedilmiştir. Bunların,
nükleer mühendislikte bir önemi yoktur.
• Nötron: Elektrik yükü yoktur. Nükleer
mühendislik açısından çok önemlidir.
NÜKLEER ENERJİ
•
235U
nötron ile bombardıman edildiğinde fisyon
reaksiyonu olur ve yaklaşık olarak 200 MeV
enerji, ortalama 2.4 nötron ve fisyon ürünleri
(atomlar) ortaya çıkar.
235
U+n  X+Y+3n+ENERJİ (200 MeV)
1eV = 1.6E(-19) J
NÜKLEER ENERJİ
• Örnek (Problem 6.1): Aşağıdaki reaksiyondaki
– kütle kaybını,
– bir fisyondan çıkan enerjiyi hesaplayınız.
– 1 kg karbonun yanmasıyla açığa çıkan enerji ile
karşılaştırınız.
235
U + n 139 Xe +95Sr + 2n+ENERJİ
E  mc
2
!!!
NÜKLEER ENERJİ
• Çözüm :
Δm =  235.0439 + 1.0087  amu - 138.9188 + 94.9194 + 2×1.0087  amu = 0.1970 amu
1.66×10-27 kg
Δm = 0.1970 amu 
= 3.27×10-28 kg  kaybolan kütle miktarı
1 amu
2
m

E=Δm c2 =3.27×10-28 kg ×  3×108  =2.94×10-11 J  1 tane 235 U atomundan yani 1 fisyondan elde edilen
s

2.94×10-11 J 6.022×1023 tane 235 U 1 mol 235 U 1000 gr
13
235
E=
×



7.54×10
J

1
kg
U atomundan elde edilen
1 tane 235 U
1 mol 235 U
235 gr
1 kg
(Tablo 3.1)  1 kg C  3.28 ×107 J
NÜKLEER ENERJİ
• Tüm fisyon ürünleri radyoaktiftir. Tepkime
sonucu birden fazla nötron çıkmasından ötürü
zincirleme reaksiyon (chain reaction) oluşur.
• Açığa çıkan enerji fisyon ürünlerinin kinetik
enerjisidir ve ısıya dönüşür.
• Uyarılmış olan fisyon ürünleri gama ve/veya beta
ışıması yapar.
NÜKLEER ENERJİ
• Zincirleme reaksiyon
NÜKLEER ENERJİ
• Fisil elementler direkt olarak fisyon yapan
elementlerdir.
– U(235)doğal fisil
– U(233)
– Pu(239)
– Pu(241)
NÜKLEER ENERJİ
• Fertil elementler direkt olarak fisyon yapmayan,
fakat geçirdiği reaksiyonlar sonucunda fisil
kızları olan (daughter nuclides) elementlerdir.
– U(238) doğal
– Th(232)doğal
– U(234)
– Pu(240)
NÜKLEER ENERJİ
Th (232) + n  Th (233)
U (238) + n  U (239)
U (234) + n
Pu (240) + n
 U (235)



 Pa (233) 


 Np (239) 
FİSİL
Pu (241) FİSİL
U (233) FİSİL
Pu (239) FİSİL
RADYOAKTİVİTE
• Radyoaktivite az kararlı bir çekirdeğin
kendiliğinden ışıma yaparak daha kararlı bir
çekirdeğe dönüşmesi ve bu tepkime sonucunda
yüksek enerjili radyasyonun açığa çıkmasıdır.
• Yapay veya doğal gerçekleşebilir.
• 3 çeşit radyoaktif ışıma vardır:
 ,  ve  ışımaları
– İyonlayıcı radyasyon!
RADYOAKTİVİTE
• Alfa ışıması: menzili düşük;1 MeV, suda 0.001 cm
Pu (239)

U (235) +  (4He)
• Beta ışıması: menzili orta;1 MeV, suda 0.5 cm
Sr (90)

Y (90) +  (0e)
Gama ışıması: menzili yüksek;1 MeV, suda 33 cm
Co (60)
 Co (60) + 
Bozunma Hızı ve Yarı Ömür
• N: çekirdek sayısı
• k: bozunma sabiti (t-1)
-dN
=kN
dt
t = 0 anındaki miktar
dN
=-kdt  N(t)=N 0exp(-kt)
N
N0
1
N(t1/2 )=
 N 0exp(-kt1/2 )   exp(-kt1/2 )
2
2
ln(2)
ln(1/2)=-kt1/2  ln(2)=kt1/2 
 t1/2
k
Tablo 6.1 Bazı İzotopların Yarı Ömürleri
Bozunma Hızı ve Yarı Ömür
• Örnek (Problem 6.3): Bir nükleer kazada Sr(90)
açığa çıkmıştır. Yarı ömrü 28.1 yıldır. 1 μg
Sr(90) yeni doğan bir çocuk tarafından absorbe
edilmiştir. Metabolik şekilde atılmadığını
varsayarsak, vücutta 18 ve 70 yaşında ne kadar
Sr(90) bulunur?
Bozunma Hızı ve Yarı Ömür
• Çözüm:
I(t)=I0exp(-kt)
ln2
t1/2 = 28.1 yıl =
 k=0.024667 yıl-1
k
I(18 yıl) = 1 μg exp (-0.024667 yıl-1 × 18 yıl) = 0.6415 μg
I(70 yıl) = 1 μg exp (-0.024667 yıl-1 × 70 yıl) = 0.1779 μg
Birimler ve Dozlar
• Bir örneğin radyoaktivite seviyesi saniyede
yaptığı bozunma sayısı ile ölçülür (Bequerel-Bq).
• 1 Curie=3.7E(10) Bq
• İnsan tarafından absorbe edilen doz Gray
cinsinden ifade edilir (J/kg). 100 rad=1 Gy
• Absorbe edilen enerjinin ne kadar zararlı
olduğunu gösteren ifade eşdeğer dozdur ve
birimi Sievert’tir. (100 rem=1Sv)
Birimler ve Dozlar
• Alfa, gama ve beta ışımalarına maruz kalma
sonucu alınan etkiye radyasyon dozu denir.
• ABD’de bir senede toplam 360 milirem:
–
–
–
–
–
–
–
200 milirem Radon(86) gazından
27 milirem kozmik ışınlardan
28 milirem kayalardan ve topraktan
40 milirem vücuttaki radyoaktif izotoplardan
39 milirem X-ışınlarından
14 milirem nükleer ilaçlardan
10 milirem tüketilen ürünler ve diğer küçük
kaynaklardan
Birimler ve Dozlar
• Bir insan yılda ortalama olarak 2.2 mSV doz alır.
• 1 Sv geçici rahatsızlığa neden olurken 10Sv
ölüme sebebiyet verir.
• Çernobil kazasının sonucunda etrafta yaşayan
insanlar 10 yıl boyunca 6-60 mSv arasında doza
maruz almıştır. Ölen 28 kişinin ise birkaç gün
içerisinde 5 Sv doz aldığı düşünülmektedir.
Radyasyonun Biyolojik Etkileri
• İyonlaştırıcı radyasyon somatik ve genetik etkiler
yaratır.
• Somatik etkiler, akut veya kronik şekilde
görülebilir.
– Akut etkiler: kusma, kanama, saç kaybı, yanıklar,
ölüm…
– Kronik etkiler: katarakt, kanser çeşitleri…
• Genetik etkiler sonraki nesillerde görülür.
(kromozom bozukluklarından dolayı oluşan
rahatsızlıklar)
Radyasyondan Korunma Standartları
• Standartlara göre (LNT hipotezine göre);
– Radyasyonun etkisinin olmadığı bir doz alt
sınır değeri yoktur.
– Somatik etkiler alınan radyasyonun dozuyla
doğru orantılıdır.
– Dozun alım hızının bir etkisi yoktur.
Radyasyondan Korunma Standartları
• ABD’de Nuclear Regulatory Comission (NRC)
nükleer bir tesiste çalışanlar için 50 mSv/yıl, halk
için ise 1Sv/yıl radyasyona maruz kalma
standardı oluşturmuştur.
Nükleer Reaktörlere Giriş (PWR)
Video*
Nükleer Reaktörlere Giriş (BWR)
Nükleer Reaktörler
• İlk nükleer reaktör 1942 yılında Chicago
Üniversitesi’nde, Enrico Fermi ve arkadaşları
tarafından gerçekleştirilmiştir. Bu, fisyon
reaksiyonunun, kontrol altına alınması demektir.
• Bu reaktör, 9mx9,5mx6m boyutlarında 52 ton
uranyum yüklenmiş, uranyum yakıt çubukları
grafit içerisine yerleştirilmiştir.
Fermi-Pile
• Grafit nötron yavaşlatıcısı olarak vazife görür;
düşük hızlarda, nötronların fisyon reaksiyon
ihtimalini artırır. Bu Pile’dan çıkan nötronların
fazlası, Kadmiyum çubukları ile yutularak
(kontrol çubukları), fisyon reaksiyonu kontrol
edilmiştir.
• İlk nükleer güç reaktörü 1956 yılında, İngiltere’de
90 MWe gücünde Calder Hall’da kurulmuştur.
Nükleer Reaktörler
• ABD’de ilk reaktör 1957 yılında 60MWe gücünde
Shippingport, Pennsylvania’da kurulmuş olup, ilk
nükleer deniz altı “The Nautilus” 1954’te denize
indirilmiştir.
• Deniz altılarda kullanılan reaktörler, buhar
üreten ve buhar türbini ile mekanik enerji üretme
maksadı ile kullanılan reaktörlerdir.
Nükleer Reaktörler
• Önemli komponentler:
•
•
•
•
•
Yakıt çubukları
Soğutma kanalları
Moderatör - Yavaşlatıcı
Kontrol çubukları
Soğutucu - Isı çekilmesi
Yakıt Çubukları
• Yakıt çubukları fisyona uğrayabilen U(235) veya
Pu(239) ihtiva eder.
• Doğal Uranyum, %99.3 U(238) ve %0.7 U(235)
izotopudur. Bir çok güç reaktörlerinde (su
soğutmalı) tabii uranyum, fisyon reaksiyonunu
sürdüremez. Dolayısı ile yakıtın % 3-4 U(235) ile
zenginleştirilmesi gerekir.
Yakıt Çubukları
• Buna zenginleştirilmiş yakıt denir. Yakıt
çubukları uranyum dioksit veya plütonyum
oksittir ve katıdır (seramik). Ufak silindirler
(pellet) şeklinde,1 cm çapında 4-5 metre
uzunluğunda tüpler içerisine yerleştirilir. Tüp
malzemesi, paslanmaz çelik, veya zirkaloy
(zircalloy) gibi özel alaşımlardır. Bu çubuklar,
reaktörde, reaktör kanalları içerisine yerleştirilir.
Yakıt Demeti
• Örnek olarak 10x10 çubuk demeti, bir kanal
içerisine, çubuk demeti (bundle) olarak
yerleştirilir. Bu kanallardan geçen akışkan, fisyon
reaksiyonundan açığa çıkan enerjiyi alarak, yakıt
elemanlarını soğutur. Reaktör tipine göre, buhar
üretilerek, konvensiyonel santrallarda olduğu
gibi, enerji üretilir.
Reaktör Devresi
Moderatör -Yavaşlatıcı
• Moderatör, hızlı nötronları, enerjetik nötronları
yavaşlatır, ve Uranyum/Plütonyum atomları ile
fisyon reaksiyonuna girme ihtimalini, nötronların
absorbe şansını artırır, ve zincirleme reaksiyonu
yayılır. Dolayısı ile moderatör malzemesinin, az
nötron yutma özelliği, ve yüksek yavaşlatma
özelliği vardır.
Yavaşlatıcı
• Tipik yavaşlatıcı malzemeleri ise, ağır su (D2O),
grafit (C), ve berilyum (Be)’dur.
• PWR ve BWR’lerde, su yakıt demetleri etrafında
dolaşır. Ağır sulu reaktörlerde yine aynıdır.
CANDU tipi bir reaktör, ağır su soğutmalı, ve
moderatörlu olup, buhar, buhar jeneratörlerinde
üretilir. Grafit yavaşlatıcı ise, grafit blokları
içerisine, yakıt çubukları yerleştirilmiştir.
Kontrol Çubukları
• Kontrol çubuk malzemesinin, yavaşlatılmış
termal nötronları absorbe etme ihtimalleri
yüksektir. Bu çubuklar vasıtası ile, her fisyon
reaksiyonundan ortalama yaklaşık açığa çıkan
2.5 nötronun fazlasını absorbe eder ki, kontrol
edilmiş zincirleme reaksiyonu devam etsin.
• Kontrol çubuğu malzemesi, Bor (B) ve
Kadmiyum (Cd)’dur.
Kontrol Çubukları
• Reaktörlerde kritik bir nötron ekonomi katsayısı
vardır ve “k” ile ifade edilir. Sürekli bir rejimde
k=1’dir, bu şekilde reaktör kritik haldedir. Yani
manası, açığa çıkan 2.5 nötrondan, kaçaklar,
absorbe edilen nötronlardan sonra 1 nötron
kalmalıdır ki, fisyon reaksiyonu devam etsin.
Genel olarak k=1.2 olarak tutulur.
Kontrol Çubukları - Kritiklik
• k<1 ise reaksiyon devam edemez (subcritical).
• k>1 ise reaktör “supercritical” denir. O halde bir
reaktörün kritik olması kontrol çubuklarının
reaktör içerisinde hareketi ile temin edilir.
Reaktörün termal gücü, kontrol cubuklarının
konumuna bağlıdır. Kontrol çubukları tamamen
indirilirse, fisyon reaksiyonu durur (shut-down
the reactor).
Kontrol Çubukları
• Nükleer reaktörler tam yükte “base” santral
olarak çalıştırılır(Neden?)
• Yakıt çubukları (Fuel) 2-3 senede bir
değiştirilerek, yakıt işleme tabi tutulur, ve üretilen
plütonyum ayrıştırılarak, nükleer silah imalinde
kullanılır. Yakıt çevrimi, nükleer reaktörlerin en
önemli problemidir.
• U madeni, yakıt imali - reaktör yakıtı - tekrar
işleme - yakıt imali - tekrar reaktöre yükleme.
Reaktörden Isı Çekilmesi
• Reaktör içerisinde ısı hem fisyon
reaksiyonundan hem de radyoaktif elementlerin,
yani fisyon ürünlerinin ışıma yapmasından ötürü
açığa çıkar. Isı reaktörden soğutucu vasıtası ile
çekilir: Soğutucular:
• Kaynar su
• Basınclı su
• Sıvı metaller (sıvı sodyum)
• Gaz (helyum, CO2)
Kaynar Su Reaktörleri (BWR)
PWR
Kaynar Su Reaktörü
• Zenginleştirilmiş uranyum, %3-4 U(235)
oranında yakıt kullanır. Su hem soğutucu, hem
de nötron yavaşlatıcısı olarak kullanılır.
• Reaktör içerisinde buhar üretilir ve bu buhar
direkt olarak türbine gider. Termik verim %34-35
civarındadır.
• Kaynar sulu reaktörün kesiti Şekil 6.3’te
verilmektedir. İNCELEYİNİZ !
• Dunyada:93 adet(ABD,Japonya,Isvec)
Şekil 6.3 BWR
BWR
Kaynar Sulu Reaktörler
• Reaktör, çelik bir kap içerisine yerleştirilmiş olup,
etrafı betonarme bir duvar ile çevrilmiştir. Bu
sistem, ikinci bir dom şeklinde bir bina içerisine
yerleştirilir. Bu domun duvarları kalın
betonarmedir. İçerisinde, buhar ayırıcı, ve
kullanılmış yakıt depo edilecek bir havuz
bulunur.
• Türbin, kondenser, jeneratör, hepsi domun
dışındadır.
Basınçlı Su Reaktörü (PWR)
• Bu reaktör çok popülerdir. Şeması Şekil 6.4’te
verilmektedir. İnceleyiniz.
Şekil 6.4 PWR
PWR
• Görüldüğü gibi, burada iki devre vardır:
• Birinci devre, reaktörü soğutan, yani üretilen ısıyı
çeken devre. Bu devrede su yüksek basınç
altında tutulur, örneğin 20 MPa, bu basınçta
kaynama sıcaklığı=365 ºC, dolayısı ile su 340350 ºC sıcaklığa kadar yükseltilir ve reaktör
içerisinde kaynamaya müsade edilmez.
PWR
• Sıcak su bir buhar üreticisinden (ısı değiştirgeci)
geçerek buhar üretilir. Soğuyan su bir pompa ile
tekrar reaktöre basılır. Birinci devre, çelik ve
beton duvarları ihtiva eden “dom” içerisine
yerleştirilmiştir.
• İkinci devre buhar devresidir. Türbin, kondenser,
sirkülasyon pompası ve ön ısıtıcılar domun
dışındadır.
PWR
• Türbine giden buhar 7MPa ise, sıcaklığı 285ºC
civarındadır.
• Bu reaktörde su tek fazlı olduğu için, sistemi tam
ayarlamak mümkündür. Su, nötron yavaşlatıcı
ve soğutucu olarak kullanılmaktadır.
• Kontrol çubukları Boron (B)’dur.
PWR
• İki devre olduğu için, buhar devresinde
radyoaktivite problemi yoktur.
• Buhar üreticinin devreye girmesinden dolayı,
termik verimi, BWR’den biraz daha az olup %30
civarındadır.
• Dunyada: 252
adet(ABD,Fransa,Japonya,Rusya,Kore)
CANDU Tipi
• Canadian Deuterium Uranium (CANDU) reaktör,
PWR’nin özel bir halidir. Tabii uranyum ile
çalışması bir avantajıdır.
• Zenginleştirme tesisine ihtiyaç yoktur.
• Halen; Romanya, Çin, Arjantin, Hindistan,
Pakistan, ve Kore gibi ülkelerde sorunsuz
çalıştırılmaktadır.
CANDU
CANDU (yakıt demeti)
CANDU
• Ağır su (D2O) moderatör olarak kullanılır. Ağır
suyun nötron yutma ihtimali hemen hemen
sıfırdır, nötron ekonomisi sağlar, ve tabii
uranyum ile reaktör kritik duruma getirilebilir.
• Bu reaktörlerde, U(238)’den Pu(239) üretilir ve
fisyona uğrayan bir elementtir.
CANDU
• CANDU, zenginleştirme tesisine ihtiyaç
göstermez ama, ağır su imalatını gerektirir.
Bu reaktörlerin işletmesi daha basittir.
• ABD’de bu tip bir reaktör kurulmamıştır, zira,
kendileri, uranyum zenginleştirme tesislerini
kurmuşlardır.
• Dunyada: 33
adet(Canada,Hindistan,Pakistan,Romanya)
Gaz Soğutmalı Reaktörler - GCR
• Bu reaktörler İngiltere’de geliştirilmiştir. İlk gaz
soğutmalı reaktör 1956 yılında Calder Hall’da
kurulmuştur.
• Bu reaktörler, zenginleştirilmiş uranyum, veya
tabii uranyum yakıtı ile çalışır, yavaşlatıcı grafit
(C)’tir.
GCR
• Soğutucu CO2 olup, helyum gazı da kullanılır.
• Bu reaktörlerde kullanılan gazların ısı transferi
özellikleri düşüktür. Bu bakımdan yakıt ısı
transferi yüzey alanları daha büyüktür. Isıl verimi
artırmak için gaz sıcaklıkları yüksektir.
• Dunyada: 34 adet (UK)
GCR
• Örnek:
• UK de Hinkley Point’te 1250 MWe gücünde,
yakıtı uranyum dioksit olan % 2.6 U(235)
zenginleştirilmiş yakıt kullanır.
• C02 ile soğutulur, reaktörden çıkış sıcaklığı
655ºC, basıncı 17 MPa, olup termik verimi %
42’dir.
Doğurucu Reaktörler (BR)
• Bu reaktörlerde, üretici (fertile) elementlerden
fisyona uğrayabilen elementler üretilir. Kitabınızda
6.2 reaksiyonuna bakınız.
U (238) + n  U (239)


 Np (239) 
Pu (239)
(6.2)
• Burada, U(238)’den fisyona uğrayabilen Pu(239)
üretilir. Ara ürün olan U(239)`un yarı ömrü 23
dakika, Np(239)’un 2.4 gün yarı ömrü olup
Pu(239)`a dönüşür, bunun yarı ömrü 24.000
senedir.
Doğurucu Reaktörler (BR)
• Nötronların yavaşlatılmasına ihtiyaç yoktur.
U(238) hızlı nötronları absorbe eder. Dolayısı ile
moderatöre ihtiyaç yoktur ve soğutucu olarak sıvı
sodyum kullanılır.
• Doğurucu (breeder) reaktörler, Th(232) de
kullanır, ve fisyon reaksiyonuna uğrayabilen
(fissile) U(233) üretilir.
Th (232) + n  Th (233)



Pa (233)  U (233)
(6.12)
Doğurucu Reaktörler (LMFBR)
• Dünyada toryum yatakları, uranyum yatakları
kadar boldur. Ülkemizde de vardır.
• Sodyum 90ºC’de erir ve 882ºC’de kaynar.
Dolayısı ile Na soğutucu reaktörlerin ısıl verimleri
fazladır. Problem, Na(23), nötron bombardımanı
ile Na(24)`e dönüşür ve bu element kuvvetli
radyoaktiftir, β ve gamma ışıması yapar.
Doğurucu Reaktörler
• Bu sebebten, birden fazla sodyum devresi
vardır.
• Şekil 6.5 LMFBR Güç Santralinin Şematiği’ni
inceleyiniz.
• Bu reaktörler; ABD, UK, Fransa, Almanya,
Hindistan, Japonya ve Rusya’da kurulmuştur.
Japonya hariç, diğer ülkelerde, Pu(239) üretmek
maksadı ile kurulmuştur.
Doğurucu Reaktörler
• Bu reaktörler PU(239) üretemek için
kurulmuştur. Nükleer silahların yayılmasını
önlemek için, işletmeleri çok sıkı
uluslararası denetime bağlıdır.
• Gelecekde bu reaktörler özellikle elektrik
enerjisi üretiminde kullanılacaktır.
Şekil 6.5 LMFBR Güç Santralinin Şematiği
LMFBR
Nükleer Reaktörler (FBR)
üretilen fisil çekirdek sayısı
BR=
harcanan fisil çekirdek sayısı
Th (232) + n  Th (233)
U (238) + n  U (239)


 Pa (233) 

U (233) FİSİL

 Np (239) 
Pu (239) FİSİL
• U.S., U.K., Fransa, Almanya, Hindistan, Japonya,
Rusya
Nükleer Reaktörler (FBR)
Nükleer Yakıt Çevrimi
• Uranyum, uranyum madeninde U3O8 şeklinde
bulunur (“yellow cake”). Maden ocaklarında,
uranyumun bozunmasından dolayı açığa çıkan
radon ve radyum bulunur. Radyoaktif olan bu
elementlere karşı, maden ocağında çalışanların
korunması önemlidir.
• Nükleer yakıt çevrimi Şekil 6.6 da verilmektedir.
Şekil 6.6
Nükleer Yakıt Çevrimi
Yakıt Çevrimi
•
•
•
•
•
•
U(235), iki metodla zenginleştirilir:
Gaz-difüzyon metodu
Gaz-Santrifüj metodu
Laser zenginleştirme metodu- Gelişme halinde
Zenginleştirme tesisine U3O8 olarak gelir.
%99.3 U(238), % 0.7 U(235).
Yakıt Çevrimi
• CANDU tipi reaktör hariç, bütün
reaktörler,U(235) ile zenginleştirme gerektirir.
• Uranyum oksit - uranyum hexaflorid yani UF6’ya
çevrilir ve 1 atm basıncında ve 56ºC’de gaz
haline gelebilir.
• Yukarıda bahsedilen iki işlemle, zenginleştirilmiş
uranyum elde edilir.
Yakıt Çevrimi
• Zenginleştirilmiş uranyum şu kademelerden
geçerek, çevrim tamamlanır:
• Yakıt imalatı
• Reaktöre yükleme
• Reaktörde fisyon-enerji üretimi
• Kullanılmış yakıt
• Tekrar işleme-fabrikasyon, atıkların ayrılması
• depolama
Kullanılmış Yakıtlar
•
•
•
•
•
Kullanılmış yakıtın tekrar işlenmesi
Atıkların depolanması
Sürekli depolama: Asağıdakileri okuyunuz!
6.5.2-Gazlaştırma ve Zenginleştirme
6.5.3-Kullanılmış yakıt tekrar işleme ve geçici
depolama
• 6.5.4 Sürekli depolama
• 6.6 Füzyon
FÜZYON
• Hafif atomları birleşmesi ile büyük
büyük miktarda enerjinin açığa
çıktığını belirtmiştik. Reaksiyonlar:
D(2) +T(3)---He(4) +n +17.6 Mev (1)
D(2) + D(2)—He(3)+n+4 Mev
D(2) + He(3)—He(4) +p + 18.3 Mev
ÖRNEK
• Yukarıda verilen bir numaralı
reaksiyondan, füzyon başına açığa çıkan
enerjiyi J olarak ve bir kg D dan üretilen
Füzyon enerjini Mev ve J olarak elde edip,
1 kg kömür ile karşılaştırınız.
• Cevaplar: Ē=2.806479 E(-12) J/ fusion
• Ē= 5.24E(27) Mev/kg
FUSION
• Yukarıda bahsedilen Füzyon reaksiyonları,
güneşin de enerjisini sağlayan
reaksiyonlardır.
• Eğer bu reaksiyonlar da kontrol
edilebilirse, elde edilen ısı, soğutucu
akışkana transfer edilerek, bir ısı makinesi
ile mekanik ve elektrik enerjisi elde edilir.
Füzyon Reaktörleri
• Yakıtı D sınırsız olarak vardır. Ve Füzyon
reaktörlerinden radyasyon salınım yoktur,
çıkan nötronlar, protonlar kinetik
enerjilerini soğutucu akışkana verirler;
fakat yine de, reaktör malzemesinde
nötron absorbsiyonu ile hafif radyoaktif
element üretilebilir.
• Reaktörden kullanılmış yakıt problemi de
yoktur.
Füzyon Reaktörleri
• Kontrol edilebilen Füzyon reaksiyonu için
çalışmalar 1950 yılından bu yana devam
etmektedir…..50 sene sonra bu reaktörler
çalışabilecek dediler! Bazılara, olacak
derler, kısmen başarı ümitleri belirir;
ümitsiz olanlar ise, hiçbir zaman, hiçbir
zaman pratik olmayacak, veya çok pahalı
olduğu için Fizyon reaktörleri kullanılmaya
devam edecektir.
Füzyon
• 6.13, 6.14, 6.15 reaksiyonlarını
inceleyiniz.
• Problem 6.2 çözünüz
PROBLEMLER
• Problem 1. Bir PWR reaktörünün buhar
jeneratöründe, 10 MPa ve 325 C de
üretilerek buhar türbinine girip, türbinde 10
kPa basıncına kadar genişlemektedir.
Rankine çevrim verimi % 98, jeneratör
verimi % 90 olduğuna göre, kg başına
• a) türbinden üretilen net enerjiyi, suya
verilen ısıyı,
• b) ideal ve hakiki termik verimi
hesaplayınız.
PROBLEMLER
• Problem 2:
• Bir nükleer reaktörün ilk yatırım masraflarının tamamen
ödendiğini ve toplam 155000 kg uranyum (175800 kg
UO2) ile reaktörün yüklendiğini kabul edelim. Uranyum
zenginleştirme oranı %2.8’dir. Her sene, nükleer yakıtın
1/3’ü değiştiriliyor ve 40 milyon $ ödeniyor. 0.001 $/kWh,
nükleer atıkların idaresi için harcanıyor. işletme
masrafları olarak senede 118 milyon $ harcanıyor. Elde
edilen 325 ºC sıcaklık ve 10 MPa basınçtaki buhar, bir
türbinde 10 kPa basınca genişliyor ve kondensere
akıyor. Yoğuşan buhar pompa ile reaktöre basılıyor.
PROBLEMLER
• Fisyonda üretilen ısının tamamının akışkana geçtiğini
kabul edelim. Kayıplardan dolayı Rankine çevrimi
termodinamik veriminin %90 ve jeneratör veriminin %98
olduğunu kabul edelim. Reaktörde üretilen Pu(239)’un
fisyona katkısını ihmal edilecektir. Bu reaktörde kWh
başına üretilen enerji fiyatını hesaplayınız.
PROBLEMLER
• Çözüm:
PROBLEMLER
• Termodinamik bilginiz ve tablolardan, bu çevrimin termik
verimi, kullanılan yakıt miktarı, senede elektrik üretimi,
toplam enerji fiyatı hesaplanabilir. h2 ve h3 entalpi
değerlerinden, akışkana verilen ısı qin/kg hesaplanabilir.
Ayrıca pompa ve türbin güçleri de hesaplanabilir.
• qin=2607 kJ/kg, wt= 988kJ/kg, wp=10.1 kJ/kg
• Termik verim:
 988.0  10..1 
 th  
 (0.9)(0.98)  33.1%
 2607.2 
PROBLEMLER
• Kullanılan yakıt: her sene yakıtın 1/3’ü değiştiriliyor.
Kullanılan yakıt/sene= 51700 kg. Bunun U(235) oranına
göre fisyona uğrayacak, yani yakılacaktır:
(51700  106 gr)(0.028)
m
 0.0459 gr/s
6
3.154  10 s
• U(235) fisyonundan açığa çıkan enerji 69.8 GJ/gr
• Elektrik üretimi:
 1 GW   8760 h 
gr  
GJ 
GWh

0.0459
69.8
0.331

9279




  1 sene 

s
gr
1
GJ/s
sene






PROBLEMLER
• Bu santralin gücü ortalama 1.059 GWe’tir.
• Yakıt fiyatı:
40  106 $
 0.00431$/kWh
9
9.279  10 kWh
• İşletme ve bakım masrafı:
118  106
 0.0127 $/kWh
9
9.279  10 kWh
PROBLEMLER
• Toplam üretim fiyatı: 0.0170 $/kWh
• Unutulmamalıdır ki, santralin, ilk yatırım masraflarını
amorti ettiğini kabul ettik. Bu fiyat yalnız yakıt ve işletmebakım masrafıdır.
• Problem 1,2 çözümlerini iyi anlayınız!
PROBLEMLER
• Problem 3:
• Nükleer reaktörlerde kullanılan UO2 yoğunluğu 10.5
g/cm3’tür. Bir reaktörde kullanılan uranyum dioksitin tam
saf olduğunu kabul edelim ve kompozisyonunda bir
değişiklik olmasın. Senede, dünyada nükleer enerjiden
üretilen nükleer atık ne kadardır?
PROBLEMLER
• Çözüm: 2006 yılında toplam dünya elektrik ihtiyacının
%16’sı nükleer reaktörlerden üretilmiştir ve toplam enerji
üretimi 2661 milyar kWh olmuştur. Problem 2’de, verilen
reaktör tesisinde, tesis yaklaşık olarak 9.26x109 kWh
üretiyor ve 58600 kg kullanılmış yakıt açığa çıkıyor.
• Buna göre, dünyada
58600kg  2661
 1.68  107 kg
9.26
Kullanılmış yakıt açığa çıkarır.
PROBLEMLER
• Bu miktarın hacmi, yuvarlak olarak:
1.60 109 cm3 hacim=1600 m3
• Bu yakıtı 3 m derinliğinde 32 m x 16 m
boyutlarında bir tenis sahasına depo
edebiliriz.
• Ödevler: 6.1, 6.2, 6.3,
•
ÖZETLER
• Dünyada 430 adet nükleer güç reaktörü
vardır. Dünya elektrik ihtiyacının %17-19
nükleer güç santrallerinden temin
edilmektedir.
• PWR tipi reaktörler popülerdir, ve % 3-4
oranında zenginleştirilmiş Uranium-235
yakıt olarak kullanır. Moderatör ve
soğutucu sudur. Cadmium veya boron
reaktör gücünü kontrol ve reaktörü
kapatma!
ÖZETLER
• BWR de de ayni fakat soğutucu ve
moderatör iki-fazlıdır.
• CANDU tipi güç reaktörleri, tabii
uranyumu, U-238 yakıt olarak kullanır,
soğutucu ve yavaşlatıcı olarak ağır su
kullanılır, D20,
• Doğurucu reaktörler nükleere silah için Pu239 üretmek için kullanılır. Tabii uranyum
kullanır, ve soğutucu Sodium!
Nükleer Kazalar
• Nükleer kazalar dolayısı ile, nükleer
reaktör karşıtları artmıştır, fakat, petrol ve
gaz fiyatlarının artması ve iklim
değişikliklerinin zararlar görüldükçe,
destekleyenler artmaya başladı. Teknoloji
çok geliştirilmiştir.
• Emniyet tedbirleri dolayısı ile, kuruluş
masrafları artmakta ve ileri(advanced)
reaktörler geliştrilmektedir.
ÖZETLER
• Kullanılmış yakıtların depolanması bir
problemdir fakat teknik bakımdan çözümü
mevcuttur.
• Nükleer güç reaktörlerin kurulması, bir
ülkenin enerji stratejisine bağlıdır, inşaatı
5-6 sene gibi bir zamanı gerektirir. Mevcut
enerji kaynaklarının, gelecek için yeterli
olup olmadığının tespit edilerek, nükleer
ihtiyacı açıkça gösterilmesi gerekir.
ÖZETLER
• Çok iyi niyetli, fizikçi ve nükleer
mühendisler füzyon reaktörlerinin 40-50
senede çalışabilir olacağını iddia
etmektedirler; bunu kitabınız yazıyor. Ben,
MIT de Nükleer Müh. de 1959-1960
arasında SM yaparken, Reaktör Fiziği
dersindeki hocam da ayni şeyi söylerdi!
• Pesimist olanlar ise, Füzyon reaktörleri
hiçbir zaman pratik olmayacaktır.
COAL FIRED
SORULAR
• TARTIŞMALAR, Ne dersiniz?