NÜKLEER REAKTÖRLER

NÜKLEER REAKTÖRLER

Dünyanın ilk reaktörünün yaratıcısı Enrico Fermi’dir.İlk nükleer reaktör Şikago’da çalıştırılmıştır.Bu reaktör sadece 28 dakika çalıştırılabilmiştir.200 Watt güce sahip olmasına rağmen 1 Watta dahi çıkarılamamıştır.Çünkü ne soğutmaası ne de radyasyon zırhı bulunmaktaydı.İlk reaktör şehrin içinde ve Şikago Üniversitesi’nin stadyumunun tribünlerinin altında yapılmıştır.İkinci reaktör şehrin güneyinde Argonne Ormanı içinde yapıldı.Bu olay onüç yıl saklanarak 1956 da açıklandı.

38 yıl sonra 1980 başlarında dünyada çalışmakta olan irili ufaklı,sivil –asker reaktörlerin sayısı 800 ü aşmıştı.

İnsanlar yıllarca bu reaktörleri kullandıktan sonra şans eseri yer altında yüzbin yıl çalıştıktan sonra kendi kendine durmuş olan doğal bir reaktör olan U-235’i keşfettiler.

3.1 Termal Reaktörlerin Yapısı,İşleyişi ve Tipleri:

En kısa tanımı ile nükleer reaktör, içinde nükleer reaksiyonların kontrollü biçimde sürdürüldüğü ortamdır.Aynı olayların kontrolsüz biçimde yaratıldığı ortama bomba diyoruz.

Enerji veren iki tür nükleer reaksiyon vardır.Bunlar atomların parçalanması(fisyon) ve birleşmesi(füzyon) olaylarıdır.Bombalar gibi reaktörler de içinde cereyan eden temel nükleer olaya göre iki gruba ayrılırlar:

Fisyon reaktörleri

Füzyon reaktörleri

Fisyon reaktörleri de nötronun kullanılış biçimine göre kendi içinde üç gruba ayrılırlar.

Termal (ılık) reaktörler

Epitermal (sıcak) reaktörler

Hızlı reaktörler

Buradaki ılık,sıcak ve hızlı sözcükleri nötronun fisyon yaptığı andaki hızını belirtirler.Yani sırasıyla tam yavaşlatılmış,yarı yavaşlatılmış veya hiç yavaşlatılmamış nötronlarla çalışırlar.

3.1.1 Temel Nükleer Olaylar:

Bir uranyum atomunun parçalanmasından 200 MeV(7.10-15 Kcal) enerji açığa çıkmaktadır.Bunun onda dokuzu yeni oluşan iki atom çekirdeğinin kinetik enerjisi olarak belirir.Doğan çekirdekler yüksek enerjilerine rağmen uranyum içinde mikron kadar dahi yol alamadan frenlenip kalırlar.Böylece bütün kinetik enerjileri ısıya dönüşürken uranyum kütlesi de kızışır.Nükleer reaktör herşeyden önce bir ısı kaynağıdır.

Uranyum atomunun bölünmesi istatistiksel bir olaydır ve 40 farklı şekilde olabilir.Yani fisyondan 80 çeşit radyoizotop doğabilir.

Uranyumun kendisi az radyoaktiftir.Reaktöre girmeden önce lastik eldivenle tutulabilir.Fakat reaktörde oluşan fisyon ürünleri kalabalığının üçte ikisi radyoaktiftir.Bunlar nedeniyle reaktörde çalışan uranyum yakıt aşırı radyoaktivite kazanır.Bu yüzden nükleer reaktör çalışmadığı zaman dahi içine girilmesi olanaksız bir yapıdır.

Nükleer dönüşüm reaksiyonları reaktör içinde nötronların etkisi ile oluşan bir diğer önemli olaylar ailesidir.Bu reaksyonlar sayesinde reaktör içine giren malzemeler yakın komşularına dönüşürler.böylece nükleer reaktöre,içinde içinde yapay malzemelerin üretildiği bir fırın gözüyle bakılabilir.Nükleer reaktör istenirse enerji ve malzeme üretimi işlevlerinin ikisini birlikte yapabilecek şekilde dizayn olunur.Veyaçoğunlukla yapıldığı gibi,iki temel işlev için ayrı tipte reaktörler dizayn olur.Uranyumdan plutonyum veya başka herhangi bir maddeden radyoizotop üretimi reaktörün bu işlevinin tipik örneklerindendir.

Işığın kaynağı oluşu,reaktörün burada değinmek istediğimiz sonucu temel özelliğidir.Fisyon olayı ve dolayısıyla nükleer reaktör pek zengin bir nötron vr gama kaynağıdır.Nükleer reaktörlerden bu yonüyle yararlanılır.Nötron radyografisi bu tür uygulamalara bir örnek olarak zikredilebilir.

3.1.2 Termal Reaktörün Yapısı ve İşleyişi

Nükleer reaktörü oluşturan elemenların en önemlisi şüphesiz uranyum yakıtıdır.Bütün reaktör onun etrafında ve onun gereklerine göre şekillenir.Uranyum,nükleer yakıt olarak kullanılmada önce her türlü yabancıdan arındırılır.Sadece bu işlemle yetinen yeni saf uranyumu doğal haliyle yakan reaktörler giderek çok azınlıkla kalmışlardır.Günümüz reaktörlerinin büyük bir çoğunluğu izotopik zenginleştirilmiş,daha açık deyimle U-235 oranı %3 dolayına yükselmiş uranyum yakarlar.Büyük bir reaktör anılan zenginlikle 85 ton uranyum yakıt içerir.

Büyük bir reaktör sözcüğü ile bu bölümde verilecek olan sayısal örnekler 1 000 MW e (=1Gwe) gücünde bir basınçlı su reaktörüne ait olacaktır.

Uranyum reaktöre,kazana kömür atar gibi doldurulmaz.Tersine önceden çok hassas şekilde işlenmiş küçük parçacıklar halinde ve bir plan dahilinde özenle dizilir.

Saf uranyum metal,elde olunması güç ve üstelik özellikleri yönünden zayıf bir malzeme olduğundan tercih olunmaz.Bu günün reaktör yakıtı UO2’dir.Uranyum dioksit toz halinde elde olunduktan sonra küçük silindirler şeklinde sıkıştırılır,sinterlenir ve sonra taşlanarak istenilen ölçülere getirilir.silindirin çapı, diyelim ki,1 cm ve böyütü 1,5 cm,yani parmağın 1 boğumu kadardır.Büyük bir reaktörde yakıt silindirciklerinin sayısı milyonun üzerindedir.

Yakıtın bu kadar küçük parcacıklar halinde kullanılmasının nedeni uranyumun kötü bir iletken olmasıdır;içinde oluşan fisyon ışının dışarıya rahatça çekilip alınması için başka çare yoktur.

Uranyum silindircikler kendileri ile aynı çapta yapılmış zar kadar ince cidarlı borular içine peşpeşe sürülürler.Boru boydan boya dolunca,iki ağzı kaynakla sızdırmaz şekilde kapatılır.Böylece ince uzun yakıt çubukları elde olunur.Büyük bir reaktörde yakıt çubuklarının boyu 4 m sayıları 50,000 dolayındadır.

Uranyumun bir zarf borusu içine konmasındaki amaç,oluşacak fevkalade radyoaktif fisyon ürünlerinin reaktörün içine rastgele dağılmasını önlemektir.Kullanılmış yakıt çekip alındığı zaman bütün çöpünün de birliktem çıkıp gitmesi içindir.Yakıt zarfı ısının geçişine engel olmayacak ölçüde ince yapılır. Nötronları az yutan bir malzemeden olması zorunludur.Zirkaloy ismiyle anılan zirkonyum-alüminyum alaşımı en çok kullanılan zarf malzemesidir. Bir başka seçenek de paslanlanmaz çeliktir.

Sayısı ellibinlere varan yakıt çubuklarının reaktör içine dizilişlerini veya gerektiğinde reaktörden çıkarışlarını düşününüz:Reaktörü dizayn edenler,onu işletecek olanların bunlarla tek-tek uğraşmaması için 300 kadar yakıt çubuğunu birbirine bağlayarak yakıt demetlerini veya yakıt elemanlarını oluştururlar. Her yakıt elemanı tek bir vinç hareketi ile reaktörden alınabilir ve gene tek bir hareketle yenisi yerine konabilir.Reaktör her yıl bir kez durdurulur ve yakıtın 3’te biri yenilenir.Böylece bir uranyum partisi reaktör içinde normal olarak 3 yıl çalışır.

Reaktörü oluşturan ikinci temel eleman nötron yavaşlatıcıdır.Nötron yavaşladıkça fisyon yapma yeteneği artar.Durum yuvarlanan bir bilyanın yerdeki çukura düşmesine benzetilebilir.Bilya çukura ölü hızla yaklaşırsa içeriye düşmesi daha olasıdır.Parçalanan uranyum atomundan nötronlar ortalama 2 MeV kinetik enerji ile doğarlar.Bu enerjide bir nötronun hızı 64 milyon km/saattir.Böylesine büyük hızlarla uranyum atomlarına çarpan nötronların yeni fisyonlaryapma olasılığı oldukça düşüktür. Tek tük kıvılcımlanan fisyonla zincir reaksiyonunu başlatabilmek için uranyumun ,bombada olduğu gibi, sadeceU235 izotopundan ibaret olması yani tam zengin olması gerekir.Nükleer reaktör halinde nötron iyice yavaşlatılarak fisyonyapma olasılığı 300 misli artırılr ve bu sayede U235 oranı çok daha düşük olan yakıtlar yakılabilir.

Hızlı nötronlar yavaşlatılabilir,fakat hiçbir zaman durdurulamazlar.Kinetik enerjileri nihayet ortamı oluşturan atomların o sıcaklıkta sahip oldukları titreşim enerjisi düzeyine indirilebilir. Bu enerjiye kadar yavaşlamış olan nötron çevresi ile termal dengeye gelmiş demektir. Termal dengeye inmiş nötronlara kısaca termal (ılık) nötronlar denir.Bu en düşük enerjide dahi nötronların hızı 200C sıcaklıkta, 8000 km/sa veya 2200 m/sn dir.Yavaşlama bitmiştir,fakat hareket durmamıştır.Nötronlar anılan hızlarla ortamın atomlarına çarparak zigzag çizgiler boyunca dolanır dururlar.

Nötronların yavaşlaması ortamdaki atomların çekirdeklerine çarpa çarpa olur.Burada çarpılan atomun kütlesi büyük rol oynar.Nötron yalnızca uranyum çekirdeklerine çarparak yavaşlayacaksa fisyondan doğan bir nötronun termal enrjiye inebilmesi için 2160 çarpışma yapması gerekir. Fakat nötron hidrojen atomunun çekirdeği ile alınalına yapacağı tek bir çarpışma ile de bütün enerjisini yitirebilir.Çünkü hidrojen atomunun çekirdeği tek bir protondan oluşur.Bu da nötronla pratik olarak aynı kütlaya sahiptir.Uranyum atomunun çekirdeği de nötrondan 238 kere daha ağır bir kütledir.Uranyum doğal elementlerin en ağırı olarak düşünülebilecek en kötü nötron yavaşlatıcıdır.Hidrojen ise en hafif element olarak en etkin nötron yavaşlatıcı olabilir,bütün çarpışmaların alın alına olmayacakları düşünülse bile ortalama olarak 18 nötron hidrojen çarpışması berikinin fisyon enerjisinden termal enerjiye inmesine yeter.Bu açıklamadan nükleer reaktöre ikinci temel yapı elemanı olarak hidrojenli bir maddenin katılması gerektiği anlaşılır. Bu madde bildiğimiz su olabilir. Yavaşlatıcı olarak hidrojen yerine suyun seçilmiş olması yavaşlama için ortalama çarpışma sayısını 20 ye çıkarır.

Reaktörde uranyum yakıt, bir su banyosu içine daldırılmış uzun çubuklar şeklinde durur.Fisyondan büyük enerjilerle doğan nötronlar incecik yakıt çubuklarından ve onun gene zar kadar ince zarından geçerek dışarıya, su banyosu içine çıkarlar.Yakıt çubuğunun ve zarfının ince yapılmasının bir nedeni ısı geçişini kolaylaştırmak ise ikinci nedeni de nötron geçişini kolaylaştırmaktır.Su tarafından yavaşlatılan nötronlar rastgele dolanmaları sırasında , tekrar uranyum yakıt içine dalabilirler.Üstelik artık çarptıkları uranyum atomlarını parçalama kabiliyetleri daha artmış olacaktır.Çünkü nötron –uranyum karşılaşmalarının termal enerjilerde dahi sadece küçük bir bölümü fisyonla sonuçlanır.

Buraya kadar anlatılanlar nükleer fisyon olayının başlaması ve onun zincir reaksiyonu şeklinde sürmesi için gerekli koşullardır. Fisyondan büyük ısı enerjisi oluştuğunu biliyoruz.Yakıtın kızışmasını önlemek için bir soğutucu akışakan tarafından oluşan ısının dışarıya taşınması lazımdır. Reaktörün içi zaten yavaşlatıcı olarak su ile dolu olduğuna göre yapılacak iş bir pompa ile bunu dışarı devrettirmektir.Şayet ısı başka bir amçla kullanılmayacaksa soğutma kulesinden havaya verilir.

Reaktörün yarattığı ısı elektrik üretiminde kullanılcaksa o zaman soğutma suyunun yüksek sıcaklıklara kadar ısıtılması veya buharlaştırılması gerekir. Reaktörün çalışma sıcaklığı bu amacı karşılayacak düzeye yükseltilir.Sıcak suyu dışarıda bir buharlaştırıcıdan dolaştırarak orada ikinci devre suyunun buharlaşmasını sağlamak veya suyu doğrudan reaktör içinde kaynatıp buharlaştırmak seçenekleri vardır. Seçeneğe göre reaktörün tipi değişir.

Reaktörü oluşturan dördüncü ve sonuncu temel organ kontrol çubuklarıdır. Her ısı üreticisinin kontrolu şarttır. Kontrol edilmezse yükselen ısıyla kendi kendini tahrip eder. Reaktörün kontrolü içerideki nötron kontrolüyle mümkündür. Şayet fisyondan doğan nötronların sayısı çeşitli nedenlerle kaybolan nötronların sayısına eşit ise reaktör aynı üçte çalışmaya devam eder. Ortamda nötronlar çoğalıyorsa güç yükselir, azalıyorsa güç düşer. Ortamda nötron kalmazsa güç durur. Reaktör içine nötrona karşı haris, örneğin kadmiyum, bor, hafniyum gibi malzemeler daldırılırsa ortamdaki nötronları yutarak reaktörü durdururlar.Kntrol çubukları dışarı çekilirse reaktör tekrar çalışmaya başlar. Çubuklar yarı çekik tutularak istenen güçte çalıştırılabilir.

Kontrol çubukları çekme kuvveti gayet iyi hesaplanmış elektrmıknatıslarla asılmıştır. Reaktöre zarar verebilecek her türlü müsibet halinde kendiliklerinden dökülerek reaktörü durdururlar. Böylece elektrik kesilmesi, yangın, zelzele, reaktör üzerine uçak düşmesi gibi durumlarda reaktöre ayrıcabir kumanda vermeye gerek kalmadam durması sağlanır.

Buraya kadar anlatılanlar bir reaktörün kalbini oluşturan temel birimlerdir. 1 GWe gücünde büyük birreaktörün kalbi, yaklaşık değerlerle 3,5 cm çapında, 4 m yüksekliğinde, 40 m3 hacminde bir silindirdir.

Reaktör tankı, kalbi bütünü ile içine alan, nükleer reaksiyonları içinde hapseden bir muhafazadır. 1 GWe gücünde bir reaktörün kalbini çevreleyen basınç kabı 25 cm kalınlıkta çelikten bir tanktır. İçerde normal işletme koşulları olan 350 0C sıcaklığa ve 160 atm basınca dayanabilecek sağlamlıkta yapılmıştır. Basınç kabı bütün sistemin güvenliği yönünden fevkalade önemli bir organdır. Zira bu kabın ani yarılıvermesi reaktörde düşünülebilecek kazaların en büyüğüdür.

1 GW elektriksel güç üretilecek sistemde termodinamik verim de göz önüne alınırsa 3 GW ısıl güç üretmek gerekir.Bu ısıyı dışarı atabilmek için reaktör kalbine saniyede 50 ton su basacak ana pompa da çok önemli ve büyük bir parçadır.

Nükleer reaktörü oluşturan bir başka önemli organ da içerideki radyasyondan çevresinde çalışanları koruyan biyolojik zırhtır. Bu genellikle çok kalın bir beton duvardır. Reaktörün montajı bitirilip bir kez çalışmaya başladıktan itibaren içeriye artık girilmez.Reaktör dursa da terkedilse de artık yasaktır.İşletme, bakım, tamirat, yenileme hep uzaktan kumanda ile dışarıdan yapılmak zorundadır.

Bütün elektronik devrelerin reaktörün dört bir yanından haber taşıdığı ve kumanda aldığı kontrol odası reaktörün beynidir. Burada tezgahları ve duvarları çepeçevre kaplayan sayısız otomatik cihazlar ve alarm sistemleri gelen haberleri değerlenidirir, gerekli hesapları bilgisayarlar çok seri şekilde yapar ve kararlarını reaktörün ilgili organlarına iltirler.Haberin alınması ve gerkli komutun gönderilmesi mili veya mikro saniye içinde tamamlanan işlemlerdir.

Reaktörü işleten uzmanların görevi işlerin yolunda gittiğini izlemek, arada sırada bazı ayarlar yapmaktır.

Dışarıdan bakınca görünen penceresiz bina reaktörün güvenlik kabuğudur. İçeride olabilecek her türlü kazadan dış çevrenin etkilenmesini önler. Reaktörden dışarıya,toprağa, havaya, suya gaz ve sıvı sızıntısı olmamalıdır. Gerek normal işletme halinde gerekse kaza halinde içerideki hava ve su dışarıya filtrelerden süzülerek ve radyoaktiviteden arınmış olarak çıkar. Dışarıdaki bir kaza, örneğin bina üzerine uçak düşmesi reaktörün güvenliğini tehlikeye sokmaz. Çünkü bina bütün olasılıklara dayanacak sağlamlıkta yapılmıştır.

3.1.3 Enerji Üretimi Ve Plutonyum Üretimi

Nükleer reaktörün en geniş kullanmöa alanı hiç şüphesiz enerji üretimidir.Buhar makinası, buhar santralı ve içten yanmalı motorlar şeklinde gelişen ısıl enerji evriminde nükleer reaktör son baklayı oluşturur.

İsveç’te 70 MWt Agesta reaktörünün (1974 yılında durdurulmuştur)buharı ile başkent Stockholm’ün bir bölümü ısıtılmıştır.Az sayıda bu tür örnekler bir tarafa bırakılırsa enerji üretim reaktörlerinin tamamına yakın bölümü bir buhar türbinini çevirir.Buhar türbini de ya bir geminin şaftını ya da bir elektir üreticisini döndürür.

Nükleer reaktör, enerji üretim araçlarının en son örneği olmakla birlikte termodinamik verimi en yüksek olanı sayılmaz. Nükleer santrallerde üretilen ısının en çok %33 kadarı elektriğe dönüştürülebilmektedir. Halbuki modren fosil yakıt (kömür veya petrol) santrallarında söz konusu oran %42 dolayına ulaşmışyır. % 9 verim düşüklüğü nükleer santraller aleyhine çok önemli bir olgudur. Bunun ebebi nükleer reaktörün en çok 3300C sıcaklıkta doymuş buhar üretmesidir.Halbukli klasik santrallerde üretilen doymuş buhar kızdırıcı adı verilen ayrı bir birimde, 6000C dolayına kadar çıkarılmaktadır. Yüksek kaynak sıcaklığı termodinamik verimi de yükseltmektedir. Nükleer reaktörlere fosil yakıtla çalışan bir kızdırıcı sisteminin eklenmesi girişimleri başarılı olmamıştır.

Konuya değişik açıdan bakılırsa, bütün termik santraller aslında doğayı ısıtan kocaman sobalardır.Ürettikleri ısının %60-70 bölümünü havaya, denize veya nehire atarlar. Otomobiller de yaktıkları benzinin %20 si ile yürürler, %80’i ile havayı ıstırlar.1712 yılında Thomas Newcomen tarfından yapılan ilk buhar makinasının verimi sadece %1 idi.1792 yılında James Watt verimi %4,5 a yükseltti. 1830’ların buhar makinasında verim % 15 e varmış bulunuyordu.

Büyük nehirlerin özellikle nehirlere boşalttıkları ısı, suyu, içindeki canlı hayata son vereck ölçüde ısıtabilmektedir.Buna ısıl (termal ) kirlenme adı verilir.Nükleer reaktör daha fazla ısıl kirlenme yapar. Çünkü 1 kWH elektrik üretmek için klasik santral 1,5 kWH, nükleer santral 2 kWH ısıyı doğaya atar. Buna karşın klasik santralin dumanı ve külü ile sebep olduğu çevre kirliliği nükleer santral halinde yoktur. Bir nehir boyuna peşpeşe sıralanan, klasik ve nükleer termik santrallerin arasındaki uzaklıklar, nehir suyu 30C den fazla ısınmayacak şekilde hesaplanır.Bu sorun Avrupa’da Ren gibi yoğun yerleşim ve sanayi bölgeleri içinden geçen nehirlerde ve Amerika Birleşik Devletlerinin iç bölgelerinde akan ağırlığını hissettirmektedir. Şayet yeni kurulacak bir santral nehrin kaldırabileceğinden fazla ısı atmak durumunda ise fazlası havaya salınır.

Plutonyum Üretimi:Çalışan her nükleer reaktörün yakıtı içinde Plutonyum denen yapay element kendiliğinden oluşur. Uranyumun nötron ışonlaması altında Plutonyuma dönüşen izotopu U-238’dir. Dönüşüm çok yavaş şekilde gelişir. Bu arada oluşan plutonyumun bir bölümü de yanar.Çünkü bu malzemenin kendisi de iyi bir fisyon yakıtıdır. Hatta reaktörde üretilen enerjinin üçte biri Plutonyumdan gelir. Reaktöre konan uranyum içinde U 238 izotopu kalabalığını tamamen yararsız düşünmek doğru değildir. Dolaylı yoldan yanmakta ve esas yakıt maddesi olan U-235 izotopuna hiç küçümsenmeyecek ölçüde katkıda bulunmaktadır. Aslında U-238 izotopu doğrudan da yanar.Hızlı nötronlarla çok düşük oranda fisyon yapar. Fakat reaktör enerjisinin %2 sini oluşturan bu katkı genellikle ihmal edilir.

Oluşan Plutonyum yanandan biraz daha fazladır. Dolayısıyla yakıt içinde zamanla Plutonyum birikir.Hangi ölçüde oluşacağı, hangi hızla yanacağı ve ne ölçüde birikeceği reaktörün tipi ve çalışma rejimi ile ilgilidir. 1 GWe gücünde büyük bir nükleer elektrik santrali yan ürün olarak yılda 270 kg plutonyum verir. Her yıl bu miktar plutonyum kullanılmış yakıt içinde dışarı alınır. Şimdiye kadar nükleer santrallerden çıkan kullanılmış yakıtlara genellikle el sürülmedi; büyük çoğunluğu ,içlerinde yanabilir uranyum kalıntısı ve biriken plutonyum ile beraber yıllardır soğutma havvuzlarında bekletilmektedir.

3.1.4 Termal Reaktör Tipleri :

Günümüze kadar ekonomik ölçekte kurulmuş bütün reaktörler termal reaktör sınıfına girer.

Bu sınıfın belli başlı tipleri şunlardır:

Hafif Su Reaktörleri: Amerika Birleşik Devletleri tarafından geliştirilmiştir. 1980 yılı başında gemi reaktörlerinin tamamını ve karada nükleer elektrik santralleri kurulu gücünün beşte dördünü oluşturmaktadırlar.Yakıt olarak hafifçe zenginleştirilmiş uranyum, yavaşlatıcı ve soğutucu olarak da hafif su kullanırlar.İki modeli vardır.

1.Basınçlı Su Reaktörü

2.Kaynar Su Reaktörü

Basınçlı Su Reaktörü:Başlıngıçta gemi, özellikle denizaltı reaktörü olarak geliştirilmiştir. Küçük hacimde büyük güç üretmek üzere hazırlanmıştır. Aynı özellik onu karada da çekici yapmıştır. Çünkü rakiplerinden boyutlar itibbariyle küçük olduğundan ucuza mal olmaktadır. Basınçlı su reaktörünün karada kullanılan tipinde kalbin güç yoğunluğu 100 MWt /m3 dolayındadır.Tablo 3-1 reaktörlerin bu yönden mukayesesidir.

Bugün dünyada reaktörlerin tamamı ve karada nükleer santral kurulu gücünün yarısı bu tip reaktörlerden oluşur. Halen kurulmakta olan ve planlanmış olan nükleer santrallar da tamamlanınca söz konusu oran % 64 e yükselecektir. Basınçlı su reaktörü günümüzün en önemli reaktör tipidir.

Tablo 1-1 Termal Reaktörlerin Özgül Güç Mertebeleri

Reaktör tipi MWt /m3

Basınçlı su

Kaynar su

Doğal Uranyum-ağır su

Zengin Uranyum-gaz-grafit

Doğal Uranyum-gaz-grafit 100

50

10

4

2

Tabloda verilen sayılar 3’e bölünmek suretiyle kalbin birim hacminden

Üretilen elektriksel güç MWe birimiyle yaklaşık olarak bulunabilir.

Basınçlı su reaktöründe basınç çok yükseltilmek suretiyle(örneğin 160 atm) reaktör içinde suyun buharlaşmadan yüksek derecelere kadar ısınması sağlanır. Bu birinci devre sıcak suyu bir ısı değğiştirgecinden (eşanjörden) dolaştırılmak suretiyle, oradan daha düşük basınçla geçen ikinci devre suyunun buharlaşması sağlanır. Reaktör (ısı değiştirgeci) pompa ve ilgili boru donanımından oluşan birinci dolaşım devresi reaktör güvenlik kabuğu içinde yer alır. Bu devrenin herhangi bir yerinde belirecek ciddi bir arıza reaktörün güvenliği üzerinde büyük tehlike yaratır. Ayrıca birinci devre suyu doğrudan reaktör içine girmekte ve yakıt çubuklarını yalayarak geçmektedir. Alınan bütün önlemlere rağmen onbinlerce yakıt çubuğunun zarfındad işletme sırasında tek tük de olsa iğne yuvası kadar delikler veya pek ince çatlaklar herzaman belirebilir. Buralardan soğutma suyu içine radyoaktif fisyon ürünleri sızar. Dolayısıyla birinci devre suyunun bir ölçüde radyoaktivite ile bulaşması kaçınılmazdır. İşte bütün bu nedenlerle birinci dolaşım devresinin tümü reaktör güvenlik kabuğu denen penceresiz sağlam binanın içinde toplanmıştır.

İkinci devre ısı değişdirgesi-buhar türbini-yoğuşturucu (condenser)-pompa ve ilgili boru donanımından oluşur. Bu devre artık santrallarda da bulunan türdendir. İkinci devre suyuna radyoaktivite sızması olasılığı daha azdır. Ayrıca bu devredeki arızalar reaktör güvenliği üzerinde daha küçük tehlikeli oluşturur. onun için ikinci bir binada toplanmışlardır.

Üçüncü devre doğaya açılan devredir. Nehir veya deniz suyu bir pompa ile yoğuşturucuya basılır; orada türbinden iş görerek çıkan çürük buharın artık ısısını alarak onu yoğuşturur.Bu şekilde ısınan üçüncü devre suyu alındığı kaynağa geri gönderilir.Isıl kirlenme veya başka bir nedenle artık ısı nehir veya deniz suyuna verilemezse,soğutma kulesinden havaya atılır. Soğutma kulesiyle çalışıldığı zaman üçüncü devre de bir kapalı dolaşımdır. Kulede serinleyen su havuzda toplanır ve tekrar iş görmek üzere yoğuşturucuya basılır.

Kaynar Su Reaktörü : Hafif su reaktörlerinin ikinci modelidir. Halen nükleer santral kurulu gücünün dörtte birini bu reaktörler oluşturur. Yapılmakta olan ve planlanmış bulunan nükleer santraller da çalışmaya başlayınca bu oran beşte bire doğru gerileyecektir.

İsminden de anlaşılacağı gibi su bu reaktörün bizzat içinde kaynayıp buharlaşır. Dolayısıyla, buharlaşan ve türbine gidip iş yapan akışkan doğrudan doğruya reaktör soğutma suyunun kendisidir. Böylece basınçlı su reaktörüne nazaran bir devre eksilmiştir. Ayrı bir buharlaştırıcıya, ikinci devre pompasına ve boru donanımına gerek yoktur. Daha az parça, işletme sırasında daha az sorun demektirKaynar su reaktörünün, basınçlı su reaktörüne nazaran başka üstünlükleri de vardır.Aynı verim, yarı basınçla (70-75 atm) ve daha düşük sıcaklıkla (285 C) elde olunabilir.Böylece malzemeler daha az zorlanır, arıza ve kaza olasılık ları önemli ölçüde azalır.Nitekim uranyum yakıt, bu reaktörde bir yıl daha fazla çalışır.Basınçlı su reaktörlerinde uranyum 3 yıl , kaynar su reaktörlerinde ise 4 yıl içerde kalır. Buna paralel olarak yakıt zenginliği de ikincilerde % 4 dolayındadır. Daha uzun süre yansıması istenen yakıt içinde yanıcı izotop olan U-235 ‘İN fazla olması doğaldır.

Kaynar su reaktörü anılan çekici yönlerine rağmen ikinci planda kalmasının bir nedeni, aynı bir güç için reaktör kalbi 1,5 –2 misli büyük olmaktadır.Tablo-1.1’den bunu görmek kolaydır. Dolayısıyla ilk tesis maliyeti büyümekte reaktör pahalıya çıkmaktadır. İkinci nedenide çalışanların sağlığı ile ilgilidir ve bu reaktörün en büyük ayakbağını oluşturmaktadır:reaktörün soğutma suyuna normal çalışma sırasında bir miktar fisyon ürününün sızabileceğine ve dolayısıyla bu devrenin radyoaktivite ile buluşmasının gayet olağan olduğuna yukarda değinilmişti.Bu devrenin türbine kadar uzatılması oraları da radyoaktivite ile bulaştığından bakım ve tamirleri, klasik organlarda dahi, büyük bir sorun haline getirmektedir. Nihayet üçüncü sakınca, reaktör soğutma devresinin güvenlik kabuğu dışına, türbin dairesine uzaması, reaktör güvenlik kuralları ile zor bağdaşan bir durum yaratmaktadır. Ruhsat (lisans)otoriteleri bu durumu kabullenmede isteksiz davranmaktadır.

Ağır Su Reaktörü: Kanada tarafından geliştirilmiş. Onun için bu ülkenin verdiği isimle CANDU diye de anılır. 1980 yılında dünyada çalışan ve kurulmakta olan nükleer santral gücünün %5‘ini bu tür reaktörler oluşturuyordu.yakın gelecek için yapılmış planlara bakılırsa bu oran %4’e gerileyecektir. Mamafih bu reaktör tipinin yıldızının birdenbire parlaması da olasıdır.

Bu reaktör hafif su yerine, isminden de anlaşıldığı gibi, ağır su kullanır. Bu değişiklik reaktör yapısında temel ya pısında temel farklılıklara yol açar. Şekil-3 CANDU tipi bir reaktörle çalışan nükleer santralin şemasıdır. Ağır su, ağır hidrojen (döteryum) oluşan sudur. Normal suyun içinde, fakat sadece onbinde 1,5 oranında bulunur. Hidroliz yoluyla ve çok elektrik harcayarak ayrıştırıldığı için aşırı pahalı olur.

Bu reaktörün pahalı olmasına rağmen kullanılmasının birinci sebebi, ağır suyun hafif sudan sonra en etkin nötron yavaşlatıcı olmasıdır. Fisyondan doğan nötronların termal enerjiye kadar yavaşlamaları için ağır hidrojen çekirdekleriyle ortalama olarak 25 çarpışma yapması yeterlidir.Ağır su halinde bu,nihayet 35’e çıkar. Ağır suyu cazip kılan ikinci neden pratik olarak hiç nötron yutmayan bir malzeme oluşudur. Halbuki hafif su oldukça nötron yutucudur. Reaktörde nötronları bir taraftan ya- vaşlatırken,bir taraftan da ufak-ufak yutarak kaybeder. Onun için hafif su kullanıldığı zaman ancak zengin yakıt yakılabilir. Su ucuz fakat zenginleştirilmiş yakıt pahalıdır. Ağır su kullanıldığı zaman, içinde ancak %0.7 oranında U-235 ihtiva eden doğal uranyum da yakılabilir. Zenginleştirme işlemi görmemiş doğal uranyum çok daha ucuz olacağından, ağır suyun pahalılığını dengeler. Kısacası sulu reaktörler mutlaka bir izotopik ayırma gerektirir: ya uranyum veya su (hidrojen) izotop ayırma işleminden geçecektir. Hemen şuna işaret edelim ki, izotop ayırma uranyumda çok daha pahalıdır.

Doğal uranyum-ağır su reaktöründe (CANDU) kalbin güç yoğunluğu 10 MWt/metre küp dür. Halbuki basınçlı su reaktöründe bu değer tablo-1.1’den görüleceği gibi on kat büyüktür. Eşit güçte iki tip reaktörün biri diğerinden aynı oranda büyük olacak demektir. Bu da ağır su reaktöründen ilk tesis maliyetinin çok olacağını gösterir.

Doğal uranyum, reaktörde sadece 1,5 yıl kalır. Çünkü zaten girişte takıt değeri düşüktür. Yüklenen uranyum miktar itibariyle fazlave üstelik sık değiştirildiği için, işletme kayıplarını azaltmak bakımından, bu iş reaktör çalışırken yapılır. Reaktör ona göre dizayn olunmuştur. Halbuki hafif su reaktörlerinde yakıt değişimi ancak duruş halinde münkündür.

Ağır su reaktörünün bir ikinci modeli daha vardır. Zengin uranyumun yakıt, ağır su yavaşlatıcı ve hafif su soğutucu üçlüsünden oluşan bu model BUHAR ÜRETEN AĞIR SU REAKTÖRÜ ismiyle de anılır. Ancak tutunmadığı, model geliştirme aşamasından ticari uygulamaya geçemediği için üzerinde daha fazla durmayı gereksiz buluruz.

Grafit Reaktörü: Halen nükleer santral kurulu gücünün %7‘sini oluşturmakla beraber artık sivil sanayide terk edilmiş bir reaktör tipidir.ancak plutonyum üretim reaktörü olarak askeri açıdan önemini korumaktadır.

Grafit saf karbondur ve kömürden elde olnur.grafitin nötron yutması ağır sudan fazla, fakat hafif sudan azdır grafit-doğal uranyum ikilisi ile zincir reaksiyonu gerçekleştirilmektedir. Uranyumun doğal haliyle yakılabilmesi için, ağır sudan sonra ikinci ve son seçenek grafit yavaşlatıcı kullanmaktadır. Üstelik grafit, ağır suya oranla çok daha ucuz ve sanayinin yakından tanıdığı bir malzemedir. Öngörülebileceği gibi, bütün ülkeler (Kanada hariç) nükleer reaktör teknolojisine doğal uranyum–grafit ikilisiyle başlamışlardır.

Birinci sakıncası reaktörün aşırı büyüklüğüdür. Aynı gücü veren basınçlı su reaktörüne oranla bu reaktör tam 50 kat büyüktür böylesine büyük yapanın yatırım maliyetini de ona göre olacaktır. Daha sonra geliştirilmiş modeline reaktör ölçüleri, aynı güç için, yarı yarıya küçültülebilmiş ise de, diğer reaktörlerle rekabetten gene de çok uzakta kalmıştır.

Yakıtın doğal uranyum oluşu, haliyle, yüklenecek yakıt miktarını ve dolayısıyla reaktör kalbini büyüten bir diğer etkendir.

250 MW gücünde bu tip bir reaktörün kalbi 6,5 m yüksekliğinde ve 12,5 m çapında bir silindir olup, 370 ton uranyum ile 2000 ton grafit içerir. Sanırız bu örnek reaktörün fiziki ölçüleri hakkında bir fikir vermeye yeterlidir. Daha sonra gelişmiş modellerinde reaktör birim gücü 600 MW.’e çıkarılabilmiş ise de, basınçlı su reaktörünün birim gücünün, günümüzde, bunun tam iki katına ulaştığı biliniyor.

Grafit reaktörün ilk örneklerinde soğutucu olarak hava kullanılmıştır. Fakat grafit hava içinde 200 C sıcaklıkta tutuştuğundan hemen terkedilmiştir, yerine karbondioksit gazı kullanılmıştır.

Gaz-grafit reaktörlerinin işletmecilere kök söktüren bir sorunu da yakıt zarfının korozyonudur. Doğal uranyumla çalıştığı için ortam nötronca fakirdır. Bu durumda metal uranyum yakıta az nötron yutan bir kılıf bulmak büyük sorun olmuştur. Diğer reaktörlerde kullanılan zarf malzemeleri bu reaktörde kullanılmamıştır. Özel geliştirilen mağnezyum-aliminyum-kalsiyum alaşımı öngörülenden daha hızlı korozyona uğramıştır. Zarfın içindeki uranyumu ve özellikle fizyon ürünlerini uzun süre saklayamaması işletmede başa çıkılamayan bir dert olmuştur.

Doğal uranyum yerine %2.3 oranında zenginleştirilmiş uranyum kullanarak grafit reaktörün daha gelişmiş bir modeli yapılmıştır. Zengin yakıt kullanınca zarf malzemeleri artık paslanmaz çelik olabilirdi. Zengin uranyum kullanmakla yakıt hacmi de küçültülmüş oluyordu. Ayrıca karbondioksit içine çok az metan katarak grafitin tutuşma sıcaklığı 400 C’a ötelendi. Böylece termodinamik verim %42 gibi iddealı bir değere çıkarıldı. Gaz basıncı 20 kg/santimetre kare dolayından 40 kg/santimetre kare dolayına yükseltilerek soğutma etkinliği artırıldı. Bu iyileştirmelerle kalbin bir metreküpünden çekilen güç iki katana yani 4 MW/metre3 düzeyine çıkarıldı. Bütün bunların sonucu reaktör ölçüleri, aynı güç için, yarıya indirildi. Fakat maalesef bütün yapılanlar bu reaktör modelini kurtarmaya yetmedi. Diğer reaktörlere oranla hala aşırı büyüktü ve yakıt zarfının korozyon sorunu da tam çözümlenememişti.

3.1.5.Termal Reaktörlerin Plutanyum Üretimi Yönünden Değerlendirilmeleri:

Geçen altbölümde termal reaktörlerin çeşitli tipleri elektrik üretimindeki önemlerine dayanan bir ağırlıkla sunuldu. Buna ticari bakış açısı da diyebiliriz. Şimdi bu altbölümde ise,aynı reaktörler plutonyum üretimi açısından, yani askeri açıdan, yani askeri açıdan değerlendirileceklerdir. Görülecektir ki manzara tamamen tersine dönmektedir.

Enerji üretimi ve plutonyum üretimi çelişen iki beklentidir. Birini en iyi kılan şartlar öbürünü bozmaktadır. Durumu daha iyi kavramak bakımından her ikisinin dayandığı temel reaksiyonları bir kez daha anımsayalım.

Enerji üretimi U-238 izotopunun dönüşümüne dayanmaktadır. Platonyum üretimi U-238 izotopunun dönüşümüne dayanmaktadır. İki ayrı uranyum izotopunun nötronla yaptıkları iki farklı nükleer reaksiyon: Birincisi termal (tam yavaşlamış) nötron enerjilerinde, ikincisi epitermal (yarı yavaşlamış) nötron enerjilerinde hız kazanır. Öyleyse iki olayın birbirine nazaran bağıl ağırlığı reaktörün çalışma rejimine göre değişir.

Plutonyumun kendisi de iyi bir fisyon yakıtıdır. Yani yarı yavaşlamış nötronlar plutonyum üretirken, tam yavaşlamış olanlar onu yakıp tüketirler. Öyleyse üretim ile tüketim arasındaki fark, yani tek kelimeyle birikim, gene reaktör çalışma rejimine bağlı bir husustur.

Tablo-1.2 çeşitli reaktör tiplerinin plutonyum üretimi yönünden mukayeseleridir. Elektrik üretimine yönelik bir refim içerisinde 1 GW – yıl (8,7 milyar kWh) enerji üretimine karşın reaktör yakıtı içinde oluşan plutonyum miktarı her reaktör tipi için ayrı ayrı verilmiştir. Doğal uranyum-gaz-grafit reaktörü plutonyum üretiminde başta gelir. Onu sırasıyla ağır su ve basınçlı su reaktörleri izlerler.

Görülüyor ki elektrik üretimi yönünden geçen altbölümde sürekli yerdiğimiz gaz-grafit reaktörü, plutonyum üretiminde baş tacıdır.

Tablo 1-2 1 GW-yıl Elektrik Üretimine Karşılık Plutonyum Üretimi

Reaktör Tipi

Kg Plutonyum

Doğal uranyum-gaz-grafit reaktörü

Doğal uranyum-ağır su reaktörü

Basınçlı su reaktörü 617

493

270

Aslında bunun sebebini az yukarda söylemiş bulunuyoruz. U-238’in pluyonyuma dönüşmesi epitermal enerjilerde (10 eV civarında) en hızlıdır. Grafit çok etkili bir yavaşlatıcı olmadığından, nötron bütün hızını kaybedinceye kadar ara enerjilerde metrelerle yol kateder. Bu hızını kaybedinceye kadar ara enerjilere metrelerle yol kateder. Bu hızını kaybedinceye kadar ara enerjilerde metrelerle yol kateder. Bu sırada U-238 atomları ile karşılaşması ve onlarla dönüşüm reaksiyonları yapması fırsatları doğar. Uranyum yükünün bu reaktörlerde aşırı fazla olması söz konusu fırsatı artıran bir diğer etkendir. Plutonyum üretimi bu nedenlerle artarken, fisyona uğrayıp yanması gene aynı nedenlerle daha az olur. Fisyon reaksiyonu iyice yavaşlamış (0,025 eV enerjili) nötronlarla en hızlıdır. Grafit reaktörde genel nötron nüfusu içinde tam yavaşlamış olanların oranı nisbeten düşük olduğundan, platonyumun yanması da yavaş olur.

Hafif su reaktöründe durum farklıdır. Hafif su çok etkili bir yavaşlatıcısdır. Bötronun yavaşlama süreci kısa ve yakıt yükü azdır. Böyle olunda epitermal enerjilerdeki nötron ile U-238 çekirdeği karşılaşmaları, dolayısla plutonyum üretimi azdır. Buna karşın plutonyum yanma hızı yüksektir. Çünkü termal nötron nüfusu oransal olarak fazladır.

Ağır su, yavaşlatma etkinliği bakımından grafit ile hafif su arasında bir değere sahiptir. Dolayısla plutonyum üretimi de bir ara değerdedir.

Reaktör içinde oluşan plutonyumu bekleyen iki tehlike vardır. Birincisi yukarıda söylendiği gibi termal nötronlarla fisyona uğrayıp yanmasıdır. İkincisi epitermal nötronlarla fisyon yapmayan, dolayısıyla yakıt değeri olmayan plutonyum izotoplarına dönüşmesidir. Plutonyum reaktör içinde uzun süre kalınca yakıt değerlerinden kaybeder. 1-1,5 yılda mecburi yakıt değiştiren gaz-grafit ve ağır su reaktörlerinin ürettiği plutonyum kalitesi yüksektir. 3-4 yılda bir yakıt değiştiren hafif su reaktörlerinin ürettiği pluyonyumun kalitesi düşüktür. Plutonyum için özel yapılmış askeri reaktörlerde yakıt daha sık değiştirilmek suretiyle en yüksek kaliteye ulaşılabilir.

Nükleer teknolojiye bomba yapmakla başlayan ülkelerin (ABD, Sovyet Rusya, İngiltere ve Fransa) kolaylarına geldiği için işe doğal uranyum-grafit reaktörleriyle başladıklarını daha önceden biliyoruz. Fakat çeşitli seçenekler arasında bir seçim yapmak şansları olsaydı, plutonyum üretimi için gene aynı reaktörleri seçmeleri gerektiğini artık anlayabiliriz. Nitekim daha sonra hafif su reaktörleri gelişip nükleer elektrik santralları piyasasına hakim olurlarken, askeri plutonyum reaktörleri grafit türünde kalmıştır. Grafit reaktör ticari piyasadan çekildi. Fakat nükleer silahlara sahip ülkelerde şimdiye kadar kurulmuş olanlar çalışmalarını sürdürmektedirler.

Amerika Birleşik Devletleri ve Sovyetler Birliği hava soğutmalı olarak yaptıkları ilk grafit reaktörlerden sonra hemen su soğutmaya geçerek reaktörün ürkütücü boyutlarını küçültmüşler, pek battal ölçülerdeki vantilatör-aspiratör sistemlerinden ve onların aşırı elektrik tüketiminden kurtulmuşlardır. Fakat su ile soğumanın bir önemli sakıncası vardır. Şayet reaktör kalbinde binlerle soğutma kanalından birkaçı sızıntı yapar ve grafit blokunu rutubetlendirirse reaktörün kendiliğinden durması ve bir daha da çalışmaması olasıdır. Buna karşın iki süper devlet doğal uranyum yerine hafifçe zenginleştirilmiş uranyum kullanmak suretiyle söz konusu tehlikenin üstesinden gelmişlerdir. Böylece zengin uranyum-grafit-hafif su üçlüsünden oluşan ve daha önce bahsini etmediğimiz bir tip doğmuştur. Uluslarası Atom Enerjisi Ajansı’nın kayıtlarına göre Sovyetler Birliği’nde 1981 Haziranında bu tipten 17 reaktör çalışmakta ve 7 reaktör de kurutlmakta idi. Ayrıca 7 ilave reaktör yatırım programına alınmış bulunuyordu.

Sovyetler Birliği söz konusu reaktör tipini hem pluyonyum ve hem enerji üretimi olmak üzere, çift amaçla kullanmaktadır. Amerika Birleşik Devletleri teknoloji seçiminde, daha baştan askeri ve ticari uygulamaları kesin çizgiyele ayırmış, herbir amaç için en uygun düşen ayrı reaktör modelleri geliştirilmiştir. Enerji üretimi için hafif su modellerini piyasaya sürerken, grafit modellerini ne içte ve ne dışta, ticaret malı yapmamıştır. Şunu hemen belirtelim ki, reaktör ihracatcısı olan Sovyet Rusya’nın dış satım listesinde de grafit model hiç bir zaman yer almamıştır.

İngiltere ve Fransa gaz soğutmalı grafit modele çift maksatlı olarak uzun yıllar devam etmişlerdir. Kendilrinin yeterli zenginleştirme olanakları bulunmadığından, doğal uranyumla çalışabilmek uğruna pahalı bir çözüm olan gaz soğutmada takılıp kalmışlardır. Kurulanlar, askeri amaçlar için plutonyum üretimine bol bol yetecek sayıya ulaşınca, sırf enerji üretimine yönelik yeni yatırımlarda hafif su modeline dönmüşlerdir. Gaz-grafit reaktörü İngiliz ve Fransız dış satım listelerinde yıllarca hiç satım yapmadan beklemişti. Nihayet listelerden silinişine en çok sevinenler Amerika Birleşik Devletleri ile Sovyetler Birliği olmuştur. Zira bu reaktör diğer ülkelerin atom silahlarına ulaşmasında açık bir kapı olarak görülüyorlardı.

Gene verimli bir plutonyum üreticisi olduğunu yukarıda gördüğümüz doğal uranyum-ağır su reaktörünün yaratıcısı olan Kanada’nın askeri tarakta bezi yoktur. Fakat ulusal reaktör stratejilerini bu tipin üzerine oturtmuş olan Hindistan, Pakistan ve Arjantin kendilerini bomba hummasına kaptırmışlardır. Bunlardan birincisinin 1974 yılında muradına erdiğini biliyoruz. Diğer ikisi de bütün baskılara ve engellemelere rağmen bu yolda ısrarlıdırlar.

3.2 Nükleer Santralların Gelişmesi ve Bugünkü Durumları

Santral Gücünün Büyümesi

20 Aralık 1951, nükleer enerjiden ilk elektriğin üretildiği gündür. E.B.R.-1 ismiyele anılan deneysel reaktöre ilave olunan küçük bir jeneratör, yanyana dizilmiş dört ampülü aydınlatmıştır. Söz konusu olay “Milli Reaktör Deneme İstasyonu – Idaho” da ve harpten sonra bu ülkede yapılan ilk reaktör üzerinde gerçekleştirilen bir göstergedir.

5 MW gücünde ilk nükleer gösteri santralı APS –1 Obninsk (Moskava) da 1954 Haziranı’nda elektrik üretmeye başlamıştır. Halen çalışmakta olan bu küçük reaktöre nükleer santralların atası gözüyle bakılmaktadır.

1950’lerin geri kalan dönemi hep küçük gösteri santralları ile geçti. Bunlar geleceğin daha büyük santralları için yaşanması gereken birer deneyim olmuşlardır. Aralarında, o sıralar pek kızışan silahlanma yarışına plutonyum yetiştirenler de vardı. Bu gibiler için elektrik üretimi adeta ikinci planda idi.

1980 Nisanında hizmete giren Dresden – 1 (ABD) yalnız elektrik üretimi için kurulmuş ilk ticari santraldır. 207 MW, ile nükleer santral birim gücünü bir hamlede iki katına çıkarıyordu. Sözü uzatmamak bakımından aradaki kademeleri atlayarak,1970’lerin ikinci yarısında ulaşılan tavanın 1300 MW, olduğunu söyleyelim. Günümüzde her nükleer reaktör tek başına bir “Keban”dır.

Santral birim gücü büyüdükçe üretilen elektriğin mahiyeti düşer. Örneğin, 1000 MW, reaktör elektriği, 600 MW, gücündeki reaktörün üçte iki fiyatına üretir.

3.2.2. Sayısal Gelişme:

1954 ortalarında göstermelik bir nükleer santralin ilk kez çalışmaya başladığını söylemiştik. 50’li yılların geri kalan bölümü ekonomik büyüklükte santralların hazırlığı içinde geçti.Nitekim ekonomik büyüklükte ilk ticari santral 1960 yılında devreye girmiştir.ondan sonra , yerden adeta mantar bitercesine ,nükleer santral yükseldiği görüyoruz.1960-70 döneminde ortalama her iki ayda bir ,1970-80 döneminde her üç haftada bir nükleer santral kordelası kesilmiştir.Yıl 1982 ye geldiğinde dünyada 272 nükleer santral kurulmuş bulunuyordu ve asıl şaşırtıcı olan neredeyse bir o kadarının da kurulmakta veya kuruluş hazırlıkları içinde oluşuydu.Dünyanın bir nükleer şantiye olduğunu söylemek abartma sayılmaz.

Tablodan da görüldüğü gibi nükleer santral sayısının ve kurulu gücünün beşer yıllık dilimler halinde gelişmesini incelersek bu telaşın niye olduğu sorusuyla karşı karşıya kalmaktayız.

Cevabı çok basit:uyanık uluslar petrolün tükeneceği günlere hazırlanıyor.Petrol tüketimi özellikle 2.Dünya Savaşından sonra tırmanarak gelişmiş, fakat bir taraftan da yeni rezervler keşfoluna gelmiştir.Klasik Orta Doğu ve Teksas rezervlerine sırasıyla Kuzey Afrika,Güney Amerika , Alaska ve Kuzey Denizi rezevleri katılmıştır.Fakat 1968 yılından beri petrol alanlarına önemli bir katkı olmamıştır.1973 yılından itibaren roket tırmanışıyla yükselen petrol fiyatları en zengin ülkelerin dahi dış ödemeler dengesini sarsmıştır.Nükleer elektrik daha ucuz ve güvenilir hale gelmiştir.

Bunca yatırıma rağmen 1982 yılı başında dünya elektriğinin ancak %9 oranı nükleer kaynaklı idi.

Tablo 1-3 Nükleer Elektrik Santrallarının Gelişmesi(Dünya)

Yıllar Reaktör Sayısı Kurulu Güç MWe

1955

1960

1965

1970

1975

1980

1982 başı 1

16

48

89

175

253

272

5

1106

5243

16648

72477

136809

152603

Kurulmakta Olanlar 236 217463

Nükleer Santralların Ülkelere Dağılımı

Buhar makinesi,lokomotif,otomobil,uçak ve daha niceleri ilk kez hangi ülkelerin hizmetine girmişlerse nükleer enerji de önce o ülkelerin konforuna katılmıştır.Her yenilik gibi nükleer elektrikte de zengin işidir..Dünyada nükleer kurulu gücünün yarısı Kuzey Amerika kıtasında ,dörtte biride Batı Avrupa’dadır.Bunlara yeni zengin Japonya’yı da katarsanız nükleer kurulun gücün %85’i eder.Sovyet Rusya ve beş müteffiki %11’i oluşturur.Dünyanın kalkınmakta olan yörelerinin bu yeni teknolojiden şimdiye kadar alabildikleri pay sadece %4’dür.

Dünyanın geri kalmış yöreleri ne bugün ve ne de gelecekte nükleer teknolojinin önemli bir alıcısı olmayacaktır.Halbuki enerjiye asıl o yörelerin ihtiyacı vardır.Ve daha da tuhafı dünya reaktörlerinin önemli bir bölümü o yörelerden gelen uranyumla çalışmaktadır.Takvim yaprakları 1980’lere dönerken Afrika ve Avustralya kıtalarında çalışan nükleer santral henüz yoktu.Güney Amerika kıtasında sadece 1,Asya’nın güney şeridinde 4 nükleer santral faaldi.Yapılmakta olanların sayısı ise adı geçen yörelerde toplam 16’yı buluyordu.

Dünya elektriğinin günümüzde %9’unun nükleer kaynaktan üretildiğini belirtmiştik.Zengin ülkelerin ortalaması %16’dır.İsviçre elektriğinin %25’ini ,Belçika %35’ini nükleer santrallardan sağlamaktadır.

Durumu elverdiği halde nükleer enerjiye el atmamış iki ülke Avusturalya ve Norveç’tir.Her ikisi de enerji zengini olduğu için nükleer katkıya gerek duymamıştır.Üstelik Avustralya zengin bir uranyum satıcısıdır.Fakat enerji bakanının 1980 mayısındaki beyanına göre en azından gelecek on yıldan önce nükleer santral kurmak niyetinde değildir.Kömür kendilerine yeterli olacaktır.Norveç Avrupa’nın en zengin hidrolik potansiyeline sahipken kıta sahanlığında gene Avrupa’nın en zengin doğal gaz yataklarını ve petrolünü bulmanın mutluluğuna erişti.Kullandığı enerjiden fazlasını satan bir ülkedir.Avrupa’nın tek enerjisi dışsatımcıdır.

Türkiye nükleer çağa henüz adım atmamıştır.Fakat nükleer elektrik kullanmadığımızı söyleyemeyiz.Bulgaristan’dan satın aldığımız elektriğin bir bölümü hiç şüpesiz bu ülkenin ilki1974 yılında işletmeye giren 3 nükleer santralinden gelmektedir ve dördüncü santral da kuruluş halindedir.

Doğu komşumuz İran Şahlık döneminde Almanya’ya beheri 1200 MWe gücünde iki ve Fransa’ya beheri 900MWe gücünde iki olmak üzere 4 büyük nükleer santral sipariş etmişti.Sözleşmelere göre 1980’den başlayarak her yıl santrallardan birisi işletmeye girecekti.Ancak 1979 şubatında yönetimi alan devrim hükümeti Şah’la yapılmış sözleşmeleri tanımadı.Onun için koca sipariş belirsiz geleceğe terk edildi.

Batı toplumu nükleer enerjiye ’dikeni’ni bahane edip reddetmiştir.Radyoaktivitenin abartılan tehlikelerinden ürkmüştür.Tepki giderek büyümüş işi engelleyecek boyutlara ulaşmıştır.Nükleer santral şantiyelerinin bir bölümü kapanmış diğer bölümünde de işler çok yavaşlamıştır.Hatta bittiği halde kapısına kilit vurulan (Avusturya’da) nükleer santral vardır.Demokrasi ülkelerinde kamuoyu gücünü nükleer tartışmada denemiş politikacılara ve teknokratlara karşı birinci raundu kazanmıştır.Nükleer büyümeyi frenlemeyi başarmıştır.Batı dünyasında 1973-80 arasında işletmeye alınması programlanan santralların ancak yarısı bitirilmiştir.

Petrol fiyatlarının ani oynaması elektrik şirketlerini topluca nükleer enerjiye yöneltirken halk giderek artan tepkiyle buna karşı koymuştur.Sonunda siparişleri sıfıra indirmeyi başarmıştır.1970’li yılların ikinci yarısında grafiği hala sıfır çizgisinin üzerinde biraz üzerinde olan ülkelerden alınan üç-beş sipariştir.

Epitermal Reaktör:Gemi Reaktörü Temel Bilgiler

Yarı yavaşlatılmış (epitermal) nötronlarla çalışan bir reaktör tipidir.Fisyondan doğan hızlı nötronları tam yavaşlattıktan sonra kullanan reaktör tipine de termal reaktör denir.Söz konusu iki reaktör termalde aynıdır.Dolayısıyla bir reaktörün yapısı ve işleyişi ikisi içinde geçerlidir.Termal ve Epitermal reaktörler arasındaki farklar sadece yapısal ayrıntılardır.

Epitermal reaktör küçük ve hafif reaktör yapmak ihtiyacından doğmuştur.Bu sayede nükleer reaktör denizaltı teknesinin dar hacmine sığdırılabilmiştir.

Küçük ve hafif reaktör yapabilmenin ilk koşulu U-238 safrasından arındırılmış saf U-235 yakıt kullanmaktır.Nitekim nükleer tahrikli denizaltılar %90’ın üzerinde zenginleştirilmiş (bomba kalitesinde) uranyum kullanırlar.Yakıt böylesine zengin olunca fisyon zincirinin sürmesi için nötronun yavaşlatılmış olması hiç önemli değildir.Bilindiği gibi atom bombasında bu zenginlikteki yakıt hızlı nötronlarla patlatılabilmektedir.Ancak geminin uskurunu döndürebilmek için nükleer yakıt içinde oluşan ısının dışarı alınıp buhar halinde türbine verilmesi gerekir.Bu nedenle reaktör kalbinin içinde su dolaştırılması zorunludur.Reaktör kalbini soğutma amacıyla dahi olsa su girince önemli ölçüde nötron yavaşlaması kendiliğinden sağlanır.Bilindiği gibi en etkin nötron yavaşlatıcısıdır.

Reaktör kalbini küçültecek ikinci temel önlem suyun içerde buharlaşmasına izin vermemektedir.Kaynama olayı ve yarattığı buhar habbeleri yakıttan-suya ısı geçişini azalttığı için soğutma yüzeylerini büyütmek zorunluluğunu doğurur.Ayrıca oluşan buhar için kalbin üst kısmında yeterli bir hacim bırakmak gerekir.İşte kabin içinde buharlaşmayı önlemekle reaktör ölçüleri yarı yarıya küçültülebilir.Buharlaşma basınç yükseltilmek suretiyle önlenebilir.Sonuç olarak gemi reaktörleri basınçlı su tipinden reaktörlerdir.

Aslında basınçlı su reaktörü önce donanama için geliştirilmiş ve uygulanmış daha sonra tadil edilerek kara tipi oluşturulmuştur.Kara tipine geçerken yapılan en önemli değişiklik yakıt zenginliğini %3 dolayına indirmektir.Böylece reaktör ölçüleri ve ağırlığı önemli ölçüde artarken karşılığında birtakım kolay vazgeçilmez yaralar sağlanmıştır.Bir yarar kalbin güç yoğunluğunu (birim hacimden çekilen gücü) düşürmek olmuştur.Ateştopunu andıran ufacık kızgın kütleden büyük bir gücü güvenli bir şekilde çekip çıkarmanın güçlüğünü düşünebiliriz.Hata kaldırmayacak bir konstrüksiyon imalat ve işletme gerekmektedir.Bu da her yönüyle daha büyük masraf demektir.Halbuki güç yoğunluğu düşürülerek yani kalbin ölçüleri büyütülerek sağlanan ferahlama ile dizayn malzeme ve işçilik kalitelerinde normal teknolojik düzeye ticari standartlara inilebilir.Yakıt zenginliği için nötronların tam yavaşlatılarak fisyon yeteneklerinin arttırılması gerekmiştir.Büyüyen gövde içinde artan su kütlesiyle bu koşul kendiliğindenm gerçekleşmektedir.Böylece reaktör epitermal çalışmadan termal çalışma rejimine geçmiştir.

Hızlı Üretken Reaktör

Temel Nükleer Olaylar

Hızlı – üretken reaktörün iki temel özelliği vardır ve bu nedenle iki sözcükten oluşan bileşik isimle anılır.İsimdeki iki sözcük tamamen ayrı iki özelliği simgeler.

Hızlı sözcüğü bu reaktörün hızlı nötronlarla çalıştığını belirtir.Reaktör içinde nötronlar yavaşlatılmaz.Bu reaktörde nötron yavaşlatıcı ortam kullanılmaz.Nötronlar fisyondan doğdukları enerjileri ile kullanılırlar.Bu enerjilerde nötronun fisyon veriminin düşük olduğunu biliyoruz.Fisyon zinci reaksiyonunun gene de sürebilmesi için termal reaktörlerde olduğundan çok daha zengin yakıt kullanılması gerekir.Nitekim hızlı üretken reaktör ancak yüksek zenginlikte tipik bir değer olarak %25 oranında U-235 izotopu (veya plutonyum) içeren uranyum yakılabilir.

Üretkenlik bu reaktöre isim olan ikinci temel özelliktir.Plutonyum üretir.Yaktığı U-235 2den fazla plutonyum üretir.Plutonyum da kaliteli bir fisyon malzemesi olduğuna göre hızlı-üretken reaktörde yakıt giderek zenginleşir.

Reaktör içinde plutonyum üretimi okuyucunun yabancısı olduğu bir konu değildir.Doğada bulunmayan bu yapay elementin ancak reaktör içinde üretilebilmektedir.Basınçlı su yaktığı

U-235 izotopunun ancak %60’ı kadar plutonyum üretir.Dolayısıyla bu reaktörde yakıt zamanla fakirleşir.Hızlı reaktörde fark üretimin kuramsal olarak %120 yükselebilmesi yani yanan U-235’den fazla plutonyumun üreyebilmesidir.Hızlı reaktörü verimli bir plutonyum üreticisi kılan temel etken onun içinde nötronların yavaşlatılmamış olmalarıdır.Yüksek nötron enerjilerinde plutonyum üretiminin fazla olduğu buna karşın yavaşlayan nötronların oluşan plutonyumu yakıp tükettiği belirlenmiştir.Hızlı reaktörde nötronu yavaşlatmamakta sağlanan kazanç oluşan plutonyumu yanmaktan büyük ölçüde alıkoymaktadır.

Yakarak yakıt üretmek sadece nükleer reaktöre özgü değildir.Örneğin odun yakarak odun kömürü elde etmek yüzyıllar boyu bilinen ve uygulanan bir üretim yöntemidir.Şu farkla ki ,odun kömürü üretimi sırasında açığa çıkan ısı kullanılmayarak atılırken , reaktörde plutonyum üretimi sırasında açığa çıkan ısı elektrik enerjisine dönüştürülmek suretiyle kazanılır.Yani hızlı-üretken reaktör hem elektrik ve hem plutonyum üretimini sinesinde birleştiren çift amaçlı bir reaktördür.

İkileme zamanı hızlı-üretken reaktörün yakıtını iki katına çıkardığı zamandır.Daha açık söyleyişle , başlangıçta reaktöre yüklenen U-235 (veya plutonyum) varlığının iki katı plutonyumun oluştuğu zaman sürecidir.İdeal koşullarda yakıt 5 yılda iki katına çıkabilir.Ancak bu koşullarda ulaşmak günümüz teknolojisi ile olası değildir.Hızlı nötronların sürekli bombardımanı her türlü malzemeyi yavaş nötronlardan daha çabuk yorar.Bu günün malzemesi ile ikileme zamanı ancak 30 yıl dolayında olan reaktör yapılabilmektedir.Şimdi kullanılan oksit yakıt yerine karbür veya nitrür yakıtlar geliştirilmedikçe ikileme zamanında önemli bir kısalma sağlanabileceğine ihtimal verilmemektedir.Görülüyor ki hızlı reaktör aslında pek yavaş bir yakıt üreticisidir.

30 yıl bir nükleer reaktörün ekonomik ömrüdür.Yukarıdaki hesaba göre bir hızlı-üretken reaktör emekli oluncaya kadar kendinden sonra kurulacak aynı büyüklükte bir reaktörün yakıtını hazırlayabilir.

Hızlı üretken reaktörde yakıt her yıl yarısı değiştirilmek suretiyle ancak 2 yıl içeride kalabilir.Yakıtın içerde kalma süresinin basınçlı su reaktöründe 3 yıl ve kaynar su reaktöründe 4 yıldır.Üretilen plutonyumun kalitesi yakıtın içeride daha az kalması halinde yükselir.Demek ki hızlı-üretken reaktör günümüz nükleer elektrik üretiminin bel kemiğini oluşturan hafif su reaktörlerine oranla hem daha fazla ve hem de yakıt kalitesi daha yüksek plutonyum üretmeye adaydır.

3.4.2. Hızlı-Üretken Reaktörün Yapısı ve işleyişi

Hızlı-üretken reaktörün yakıtı zengin uranyumdur.Uranyumun U-235 yönünden zenginleştirilmesi aşırı pahalı bir işlem olduğundan doğal uranyumu içine plutonyum katmak suretiyle zenginleştirmek ekonomik açıdan tercih olunur.%75 oranında uranyum oksit (UO2) ile %25 oranında plutonyum oksit (PuO2) tozları karıştırılır.Karışık oksit sıkıştırılır,sinterlenir ve 7 mm çapında ince , kısa silindircikler şeklinde taşlanır.Sonra bunlar,hemen aynı çapta ve yaklaşık 1 m boyda paslanmaz çelikten yapılmış ince cidarlı borular içine sürülür.Boru dolduktan sonra ağzı kaynakla sızdırmaz şekilde kapanır.Elde edilen bir yakıt çubuğudur.250 kadar yakıt çubuğu bir araya getirilerek bir yakıt elemanı oluşturulur.

1GWe(=1000MWe) gücünde hızlı –üretken reaktörün kalbi yaklaşık 30 ton yakıt içeren 300 kadar elemandan oluşur.Hızlı-üretken reaktöre kendisiyle aynı güçte olan basınçlı su reaktörünün sadece üçte biri kadar yakıt yüklenir.Reaktör kalbinin hacmi de aynı oranda küçülüyor demektir.Diğer bir deyimle hızlı-üretken reaktörün kalbinde güç yoğunluğu (birim hacimden çekilen güç) 300MWt/m3 dolayındadır.

Hızlı-üretken reaktörün kalbi iki nedenle küçüktür.Önce külü az yakıt kullanıldığından aynı güç için reaktöre yüklene uranyum azalmıştır.İkincisi nötron yavaşlatıcı malzeme kullanılmadığından onun işgal edeceği hacimden tasarruf edilmiştir.Ölçülerin küçülmesi yatırım maliyetini azaltırken küçük bir hacim de çok büyük ısı üretmek teknik sorun ları arttırır.

Nükleer yakıt içinde oluşan fisyon ısısını dışarı almak için soğutucu akışkan kullanmaya hızlı-üretken reaktörde de ihtiyaç vardır.Ancak termal reaktörlerde kullanılan soğutucu akışkanların (su,ağır su,gaz) hiçbirisi hızlı-üretken reaktörde kullanılmaz.Su ve ağır su aynı zamanda en etkin nötron yavaşlatıcıları oldukları için ergimiş sodyum metal hızlı üretgen reaktörde soğutucu akışkan olarak bulunabilmiş en uygun malzemedir. Sodyum fazla nötron yutmaz; 98 0C sıcaklıkta ergiyerek akışkan hale geçer; buharlaşma sıcaklığı ise 883 0C dir. Ergime ve buharlaşma sıcaklıkları arasındaki büyük fark, ona sıvı halde büyük miktarda ısı yüklenebileceğini gösterir. Sıvı halde kalması onunla basınçsız bir devre oluşturmaya olanak sağlar. Reaktör içinde basıncın olmaması sistemin güvenliğini artıran çok önemli bir faktördür. Sıvı metale 7 atm basınç altında 550 0C işletme sıcaklığına çıkılabilir. Halbuki basınçlı su reaktöründe 160 atm dolaylarına çıkıldığı halde işletme sıcaklığınıngene de bunun yarısı düzeyinde kaldığını geçmiş bölümlerden biliyoruz. İşletme sıcaklığı yükselince sistemin termodinamik verimi haliyle artar. Nitekim hızlı üretgen reaktörün ısı verimi %40 dolayındadır. Nükleer teknoloji, fosil yakıtla çalışan klasik santrallerin verim düzeyine hızlı üretgen reaktörle ulaşabilmiştir.

Sodyumun buharlaşma sıcaklığının, reaktörün yukarda alınan, normal işletme sıcaklığının 300 0C kadar üstünde olması bir kaza halinde reaktörün güvencesidir. Reaktör kalbinde sıcaklık herhangi bir nedenle kontrolsuz biçimde yükselirse bunu, soğutma devresinde önemli bir ba-sınç yükselmesi, ardından patlama ve soğutucu kaybı gibi tehlikeli olasılıklar izlemeyecek de-mektir.Hızlı-üretgen reaktör kalbini oluşturan üç temel malzeme(yakıt, soğutucu ve yapı malzemeleri) takriben eşit oranlarda yer işgal ederler. Yakıtın 235-239 arasında olan atom ağırlığı yanında, paslanmaz çelik kapı malzemesinin 55, sodyum soğutucunun 23 ve yakıta bağlı oksijenin 16 o-lan atom ağırlıkları gene de çok hafif kalırlar. Kalbin hacimce yaklaşık üçte-ikisini oluşturan orta ağırlıktaki bu kütlenin nötronlar üzerinde bir ölçüde yavaşlatıcı etki yapması kaçınılmazdır. Nötronlar termal enerji seviyesine inmezler ama fisyondan doğdukları enerjilerde de değillerdir.

Hızlı reaktör, aslında 0,1-1MeV enerjilerde orta hızlı nötronlarla çalışır. Tam hızlı nötronlarla zincir reaksiyonu atom bombasının saf u-235 veya platonyum metalden yapılmış katıksız orta-mında söz konusudur.

Battaniye hızlı-üretgen reaktörün kalbini çevreleyen uranyum örtüdür. Hızlı-üretgen reaktörde kalbin iyice küçülmesi dışarıya olan nötron kaçaklarını arttırır. Nötronların kaçması enerji üretiminden ve platonyum üretiminden kayıp demektir. Zira her iki reaksiyon da nötronlar saye

sinde olmaktadır. Kalbi çepeçevre saran battaniye nötronları tekrar içeri yansıtır. Hernekadar nötronları en etkili şekilde yansıtan malzemeler hafif elementler (örneğin berilyum)ise de, hızlı

üretgen reaktörde yansıtıcı olarak elementlerin en ağırı olan uranyum kullanılır. Böylece bir taraftan nötronlar geri çevrilirken, diğer taraftanda battaniye içinde kısmen platonyum üretilir. Uranyum etkin bir yansıtıcı olmadığından ondan yapılan battaniye 40cm dolayında kalınlığa sa

hiptir.Bu haliyle hızlı-üretgen reaktörü yumurtaya benzetmek mümkündür. Yumurtanın sarısı kalp, akı battaniyegibi düşünülebilir. Battaniye kalbin iki katı kadar uranyum içerir. Şu farkla ki, battaniye yakıt değeri olmayan fakir uranyumdan yapılır. Yakıt zenginleştirme tesislerinin artığı ve içinde en çok %0,2 oranında U-235 kalmış uranyum bu iş için ideldir. Yanıcı izotopun azlığı battaniye içinde fisyonu ve dolayısı ile ısı üretimini en az düzeye indirir. Battaniyenin birim hacminde ısı üretimi yerine göre değişir, fakat hiçbir zaman kalbin birim hacmindeki ısı üretiminin %9 unu geçmez. Alınan bu önolemler sayesinde hızlı-üretgen reaktörde, bir fisyondan doğan ortalama 2,5 adet nötrondan normal olarak birisi enerji üretiminde ve diğeri plutonyum üretiminde kullanılır. Kalan ortalama yarım nötron ya kaçarak veya reaktör bünyesine giren diğer elementler tarafından yutularak kaybolur. Battaniye içinde üretilen plutonyum miktar itibariyle azdır. Fakat düşük nötron akısı altında oluştuğu için kalitesi yüksektir; % 97 oranında Pu-239 izotopu içerir.

Halen uygulanmamakla beraber battaniye toryum elementinden de yapılabilir. Bu takdirde, fis-

yon malzemelerinin üçüncüsü olan U-233 üretilir.

Reaktör düşünülebilecek hiçbir arıza ile soğutucusuz kalmamalıdır. Sodyum soğutucunun kaybolması halinde, onun yukarda anlatılan kısmi yavaşlatıcı etkisi ortadan kalkacak ve nötronlar daha yüksek enerjilerde kalacaklardır. Reaktör hızlı nötronlarla çalışmak üzere dizayn edildiğinden, bu durum reaktöre gücünün yükselmesi yönünde etki eder. Halbuki termal reaktörlerde benzer durumda güç azalmaya doğru gider. Bu nedenle termal reaktörler daha güvenli yapılırlar.

Nükleer reaktörlere karşı olan çevreler bu durumu ileri sürerek, hızlı reaktörlere daha bir karşı çıkarlar.

Hızlı-üretgen reaktör, kalbi ve battaniyesi ile bir sıvı sodyum havuzunun dibine oturtulur. Bu birinci devre sodyum kütlesi reaktör kabının içinde kalır. Reaktör kabının dışarıya giriş-çıkışı yoktur. Bu kap ağzı kapaklı ve içi bir seviyeye doldurulmuş kazandan ibarettir. Gene sodyum içine daldırılmış bir pompa kazan içinde soğutucu akışkanı devrettirir. Bir takım perdeler sıvının hareketini yönlendirir. Hızlı reaktörlerin bir iki bin tonluksodyum devreleri şimdiye kadar gerçekleştirilmiş en büyük sodyum kütlelerini oluştururlar. Reaktörde ısınan sodyum gene aynı kazan içine daldırılmış bir ısı değiştirgecinden geçirilir. Burada ısısını ikinci devre sodyuma aktarır. Görüldüğü gibi reaktör bütün hayatı organları ile sıvı sodyum dolu bir kazanın içindedir. Ancak ikinci devre sodyumu kazanın üstünden çıkan boru ile dışardaki buharlaştırıcıya gider be orada üçüncü devre suyunu türbine göndermek üzere buharlaştırır. Türbinden iş görerek çıkan çürük buhar yoğuşturucuda dördüncü devre nehir veya deniz suyu tarafından soğutularak su haline getirilir. Hızlı reaktör %40 dolayında ısı verimle çalıştığından 1kWh elektrik üretimine karşı dördüncü devreden doğaya atılan ısı 1,5 kWh dolayındadır. Fosil yakıtlı en modern santralın kullanamayacak doğaya attığı ısı aynı orandadır.

Birinci devre sodyumun reaktör kazanından dışarı çıkarılmamasının başka iki nedeni daha vardır.

Birincisi sodyumun nötron ışınlaması altında radyoaktif hale gelmesidir. Dolayısıyle çelik reaktör kabını çevreleyen kalın betondan yapılmıştır biyolojik zırhın içinde kalması çalışanların sağlığı yönünden zorunludur. İkincisi, sodyumun su ile çok hızlı reaksiyona girmesidir. Kızgın sodyumun su ile karışması patlama şeklinde olur. Böyle bir olasılığı reaktör kalbinden uzak tutmak için araya ikinci bir sodyum devresinin konulması kaçınılmazdır.

Herhangi bir mekanik arıza (pompa bozulması, boru patlaması, sodyuma su buharı karışması) ile reaktör kalbinin soğutulamaz duruma düşmemesi için yukarda anılan bütün devreler birden fazla, örneğin Super Poenix de dört, paralel devre halinde yapılmışlardır. Devrelerden birisi bozulsa veya bir tehlike nedeniyle derhal durdurulmak zorunda kalınsa, kalan üç paralel devre reaktörün bir süre tehlikesizce çalışmasının ve güvenli bir şekilde durdurulmasını sağlarlar.

Amerika Birleşik Devletleri

İlk adımı atmış olmasına karşın bu ülkede hızlı-üretgen reaktörün tarihi yaver gitmemiştir. EBR1ismiyle anılan ilk deneysel reaktörün dört yıllık bir çalışmadan sonra, kalbinin bir kaza sonucu ergimesi çalışamaz duruma gelip kapandığından yukarıda yazılmıştır. Onun arkasından 1963 yılında kritik olan iki reaktörden EBR-2 nin iyi bir hizmet vermesine karşılık, Enrico Fermi-1 (Michigan) hasta doğmuştur. Bu sonuncusu çok düşük güçlerle üç yıl dura-kalka çalıştıktan son-ra, 1966 yılında nihayet güç yükseltilmesine geçilmiştir, fakat henüz yarı güce vardığında kalp kızışarak ergimek süretiyle elden çıkmıştır. 1969 yılında kritik olan 20 MWe gücünde Sefor (Arkansas) rektörü de birkaç yıl topalladıktan sonra kapatılmıştır. Küçük güçlü bu reaktörlerde karşılaşılan talihsizliklere rağmen gerekli dersler alınmış ve 1973 yılında 350 MWe gücünde Clinck River gösteri santralinin yapımına başlanmıştır. Fakat ülkede bu tür reaktörlere karşı beliren şiddetli tepki konuyu Başkanlık seçimlerinin politik malzemesi haline getirmiştir. Yeni Baş-kan Jimmy Carter seçim öncesi verdiği söze uyarak 1977 yılında özel sektörün bu yatırımını durmuştur. Mamafih söz konusu karar bu ülkede hızlı-üretgen reaktörün defterinin dürüldüğü anlamına gelmez . Başkan sadece işin ticarete dökülmesine karşıydı. Nitekim Atom Enerjisi Komisyonunun araştırma ve geliştirme amacıyla yaptırmakta olduğu FFTF (Hanford) isimli hızlı üretgen reaktöre engel olunmadı.

Sovyetler Birliği

SBR-1 bu ülkenin ilk hızlı reaktör denemesidir. Obninsk (Moskova) da 1955 başlarında kritik olmuş sıfır güçlü ve soğutmasız bir reaktördü. Plutonyum ve U-235 karışımı yakıttan ve fakir uranyum yansıtıcıdan yapılmıştı. SBR-2 aynı yerde bir yıl sonra kritik olan 0,2 MW gücünde Cıva soğutmalı küçük bir reaktördü. Bir yıl sonra bu reaktörde dağıtılmıştır. SBR-5 gene aynı

yerde 1958 yılında çalışmaya başlamıştır. 5 MW gücünde bu reaktör Plutonyum yakıt, fakir uranyum yansıtıcı ve sodyum metal soğutucu ile günümüz hızlı-üretgen reaktörünün özelliklerine sahip, bu ülkenin, ilk örneğidir. Sonradan gücü 10MW yükseltilerek SBR-10 ismini almış ve günümüze kadar çalışagelmiştir. Bunu 1969 yılında altı kat daha güçlü BOR-60 (Melekess) deneysel santralı izlemiştir.

Rusya orta güç düzeyinde ilk gösteri santralını kurmayı başaran ülkedir. Lakin, 1972 yılında kritik olan BN-350 (shevchenko) isimli bu santral buharlaştırıcının(eşanjörün) kaynak dikişlerinde birbiri peşisıra beliren iğne deliği sızıntılardan çok çekmiştir aynı sorun hemen

hemen aynı tarihlerde Dounrey gösteri santralında İngilizlere kök söktürmekte idi. Geçmiş bölümlerden bildiğimiz gibi kızgın sodyumla su veya su buharı çok hızlı reaksiyona girmeke,

dolayısıyla küçük kaçaklar dahi tehlikeli olmaktadır. Buharlaştırıcının pek sık bir demet oluşturan küçük çaplı binlerce borunun içinden kızgın sodyum akmakta ve boruların dışını dolduran suyu buharlaştırmaktadır. Borular öylesine sıktır ki, bunların arasına el değil parmak sokmak mümkün değildir. Onbinlerle kaynak dikişinden sadece on-onbeş tanesinden belirebilecek iğne gözü kadar küçük delikler sistemin güvenliğini tehlikeye sokmaya yetebilmektedir.

Üç yıl bocalamadan sonra söz konusu santral, nihayet 1975 de düşük güçle hizmete girebilmiş-

tir. Santral çift amaçlı olarak kurulmuştur. 150 MW elektrik üretimine ilaveten Hazar Denizinintuzlu suyundan günde 8000 ton tatlı su üretmesi planlanmıştır.1980 Nisanında Sovyetler 600 MW gücünde BN-600 (Sverdlovsk-Urallar) hızlı-üretgen gösteri santralını devreye aldılar. Böylece bu t