GİRİŞ
Dünyada nükleer enerjiden elektrik üretim kapasitesi 350 GWe civarındadır ve bu üretim kapasiteleri 100-120 GWe'lik üç dilim halinde Amerika Birleşik Devletleri, Avrupa ve dünyanın geri kalan ülkeleri arasında paylaşılmaktadır. Buna bağlı olarak dünyada yaklaşık yılda 10500 ton ağır metal içeren yüksek seviyeli atık ortaya çıkmaktadır. Bugüne kadar 70000 ton ağır metal içeren yüksek seviyeli atık işlenip, oksit yakıt olarak hafif su reaktörlerinde kullanılmış olmasına karşın, dünyada biriken toplam yüksek seviyeli atık miktarı 130000 tonu aşmıştır. Düşük uranyum fiyatları yüzünden, önümüzdeki onlu yıllarda yüksek seviyeli atıkların daha da birikeceğine kesin gözüyle bakılmaktadır.
Nükleer enerjinin baş ağrılarından biri olan atık problemi bilindiği gibi bugün işletmede olan ticari reaktörlerin temel eksilerinden biri olarak ortaya çıkmaktadır. Dolayısıyla, nükleer endüstri, bugüne kadar ortaya çıkan yüksek seviyeli atıkları yakan ya da bugünkü reaktörlerle karşılaştırıldığında çok düşük düzeylerde yüksek seviyeli atık üreten yeni tasarım (eriyik tuz, hızlı üretken ve hızlandırıcı güdümlü sistem) arayışlarına gitmektedir. Aynı zamanda yeni nesil olarak adlandırılan bu teknolojik tasarımların bazıları, ilerideki uranyum rezervlerindeki azalmalar ve fiyatlarındaki olası dalgalanmaları da göze alarak toryum yakıt seçeneği ile ya da imha edilecek nükleer silahlardan gelecek Plütonyumu kullanan çevrimlerle, enerji üretebilecek şekilde tasarımlandırılmaktadırlar.
Bu bağlamda, Hızlandırıcı Güdümlü Sistemler (HGS) hem yüksek seviyeli atık yakabilen hem de uranyum dışındaki yakıt çevrimlerinin (toryum yakıt çevrimi, karışık oksit yakıt çevrimi) esnek olarak kullanılabileceği bir tasarım olarak karşımıza çıkmaktadır.
HGS'de hedef malzeme üzerine yönlendirilen protonlar ile kaynak nötronlar üretilir. Hedef malzeme katı ya da sıvı fazdaki ağır metalden yapılmıştır. Nükleer reaksiyon sonucunda her bir proton için hedefte onlarca nötron üretilir. Üretilen nötronlar, kritik-altı kora gönderilerek diğer nükleer reaksiyonların başlamasını sağlar (Şekil 1). Kritik-altı kor termal ya da hızlı nötron spektrumunda çalışabilecek şekilde tasarımlanmıştır. HGS'nin enerji dönüşüm kısmı normal güç santralindeki sisteme benzerdir. Buna karşın, HGS'de üretilen tüm elektrik enerjisi şebekeye verilmez. Bu enerjinin bir kısmı HGS'deki hızlandırıcının çalışması için kullanılır. Örneğin, 0.98 nötron çoğalma faktörüne sahip 625 MWe'lik (1500 MWth) HGS'de, toplam üretilen elektrik enerjisinin yaklaşık %5'i (30 MWe) hızlandırıcıya geri verilir (Şekil 2).
Şekil 1. Doğurma prosesi ve nötron üretimi
Şekil 2. HGS'den elektrik üretim mekanizması
İlk olarak Glenn Seaborg 1941 yılında bir hızlandırıcı kullanarak doğada bulunmayan plütonyum elementini üretti. Ardından, ABD, 1950-1954 yılları arasında, bir hızlandırıcı kullanarak nötron kaynağı yaratmak ve bunu fisyon zincir reaksiyonunda kullanmak düşüncesiyle Malzeme Test Hızlandırıcı (MTA) programını yürüttü. 50'li yıllarda ABD'de yüksek tenörlü uranyum rezervlerinin bulunması sonrası, bu proje rafa kaldırıldı. Benzer şekilde hızlandırıcı ile üretken (fertil) maddelerden (U-238, Th-232) bölünebilir (fisil) maddeler üretme düşüncesi Rus bilim adamları (V.I Goldanski, R.G. Vasslykov) tarafından FERFICON projesi çerçevesinde 1975-1988 yılları arasında gerçekleştirildi.
Bugünkü anlamıyla, güvenli bir şekilde elektrik üretmeyi ve atıkları yakmayı hedefleyen HGS tasarımı, 1991 yılında ABD'nin BNL ve LANL laboratuarları tarafından ortaya atıldı. 1993 yılında, CERN'deki bilim adamları Nobel ödüllü Carlo Rubia'nın önderliğinde "Enerji Yükselteci (EY)" (Energy Amplifier-EA) olarak adlandırılan tasarımı geliştirdiler. Bu sistem tasarımında, yüksek yoğunluklu proton demeti kullanarak Th-U yakıt çevriminin sağlanması ve çok düşük miktarda minör aktinit (MA) ve uzun ömürlü fisyon ürünü ortaya çıkarması temel amaç olarak hedeflenmişti.
Doğurma (Spallation) Prosesi
Nötron üretimi için birçok nükleer reaksiyon vardır (Tablo 1). Buna karşın, nötronların üretiminde protonların kullanımı, nötron ekonomisi açısından en uygun yöntem olarak karşımıza çıkmaktadır. Doğurma prosesinin tam bir tanımı olmamasına karşın, yüksek enerjili hadronların (proton, nötron, pion, vb.) ya da hafif çekirdeklerin (döteryum, trityum vb) hedef çekirdeklerle etkileşimi olarak tanımlanabilir. Yüksek enerjili parçacık, çekirdekle etkileştikten sonra, hedeften bazı nükleonların ya da hafif çekirdeklerin çıkmasına yol açar. Bu esasa dayanarak yüksek enerjili proton (0.5-1.0 GeV mertebesinde) hedef çekirdeğe çarptırılır (intranuclear cascade). Hedef çekirdekten yüksek enerjili nükleonlar çıkarak çevresindeki çekirdeklerle etkileşirler (internuclear cascade). Bu iki süreç içerisinde hedef çekirdeklerin belirli bir kısmı, ya parçalanma ya da buharlaşma suretiyle dışarı fazladan nükleonlar atarlar ki bu nükleonların içerisinden üretilen nötronlar (20 MeV altı) fisyon yapması için hedefi çevreleyen korda kullanılır. Dolayısıyla bir HGS sisteminde, nötronik açıdan hızlı proton başına çıkan nötronların maksimize edilmesi temel düşüncedir. Şekil 3'te çeşitli hedef çekirdeklerde proton başına çıkan nötron sayıları gösterilmektedir. Şekilde Kurşun (Pb) hedefte üretilen nötronların sayısının Np, U, Am, W gibi hedeflere göre daha az olmasına karşın, CERN'de geliştirilen HGS'de (Enerji Yükselticisi-EA) birkaç nedenden ötürü hedef kütle kurşun olarak seçilmiştir. Bu nedenler, reaktör korunu soğutmak için seçilen ve ısıl avantajları yüksek olan eriyik kurşunla aynı elementer özellikleri taşıması (yüksek kaynama sıcaklığı, hedef üzerinde korozyon etkinin olmaması) ve nötron yutma ve aktivasyon açısından da bu gruptaki diğer elementlerle (cıva, tungsten vb.) mukayese edilebilir düzeyde iyi olması şeklinde sıralanabilir.
Tablo 1: Nötron üreten nükleer reaksiyonlar
|
Nükleer Reaksiyon |
Gelen parçacık ve enerjisi |
Parçacık demetinin akımı (parçacık/sn) |
Nötron üretimi
(nötron/gelen parçacık) |
Nötron Atımı
(nötron/sn) |
|
(e,γ) ve (γ,n) |
e- (60 MeV) |
5x105 |
0.045 |
2x1014 |
|
H2 (tn) H4 |
H3 (0.3 MeV) |
6x1019 |
0.3 |
1015 |
|
Fisyon |
|
|
1.1 - 2.2 |
2x1018 |
|
Proton(fisil olmayan hedef) |
p (800 MeV) |
1015 |
14 |
2x1016 |
|
Proton(fisil hedef) |
30 |
4x1016 |
Şekil 3.Farklı hedef çekirdekler için farklı enerjilerde gelen protonların ortaya çıkardığı nötron miktarları
Enerji Üretimi
HGS'de hedef çevresi kritik altı durumdaki yüksek seviyeli atıklar ya da yakıt çevrimine bağlı olarak bölünebilir izotoplarla harmanlanmış üretken kritik altı yakıt demetleri ile çevrelenmiştir. Kritik altı bir kora sahip olan HGS, geleneksel reaktörlerle karşılaştırıldığı zaman nötronik tasarım açısından tamamıyla farklılık gösterir. Korun kritiklik değerinin ne olacağı ise güvenlikle, net elektrik üretimi arasındaki bir optimizasyona bağlıdır. Sistemin kendinden güvenli olabilmesi için hızlandırıcının akımı kesildiğinde gecikmiş nötron üretimi, koru kritik üstü yapmaya yetecek bir kor çoğaltma katsayısını geçmemelidir. Şu ana kadar yapılan kaba hesaplamalarda güvenlik marjları da göz önüne alındığında bu sınır keff=0.98 civarında bir rakam olarak belirlenmiştir. Diğer taraftan hızlandırıcının net elektrik tüketimi kor çoğaltma katsayısının bir fonksiyonudur ki
G reaktörün termal gücünü, G0 hızlandırıcının tükettiği net elektrik gücünü ifade eder. Bu noktadan hareketle, kor çoğaltma katsayısı (keff) 0.98 olan 1500 MW'lık ısıl güç üreten bir hızlandırıcı 30 MWe elektrik tüketirken, keff'i 0.9 olan aynı termal güç için elektrik tüketimi yaklaşık 150 MWe'e çıkmaktadır. Sistemin elektrik enerjisi üretimdeki termodinamik veriminin %40 dolayında olacağını varsayarsak, 30 MWe'lik hızlandırıcının tüketimi, toplam elektik üretiminin %5'ne karşılık gelirken, 150 MWe'lik tüketim, toplam elektrik üretiminin %25'ine karşılık gelmektedir. Böylece keff değeri düştükçe, sistemin net elektrik üretim verimi olumsuz yönde etkilenmektedir. Yapılan analizlerde, çoğaltma katsayısının 0.96 civarındaki değerlerin altına düşmesi durumunda, HGS'nin işletmesinin ekonomik olmayacağını göstermektedir.
Nükleer reaktörlerle karşılaştırıldığında, nokta kinetik ve yayılmış nokta kinetik hesaplamaları, şekil fonksiyonlarının zamana bağlı olarak çok hızlı değişmelerinden dolayı HGS'ler için geçerli değildir. Bunun için de hem deneysel bazda (TRADE deney düzeneği) hem de analitik hesaplama yöntemleri üzerinde halen çalışılmaktadır. Deneylerin tamamlanması ve analitik hesaplamaların bir çerçeveye oturtulması sonucu, keff'in üst sınırı da tam olarak netleşmiş olacaktır.
HGS'nin diğer bir avantajı, reaktörde doğurma prosesinden kaynaklı nötron üretimi sonucunda, nötron spektrumu, orta (rezonans bölgesi- keV) ve hızlı (MeV bölgesi) enerji karakteristiğine sahiptir. Bu da üretken olan elementlerin (bu elementlerin hızlı bölgedeki η faktörü, termal bölgeye göre çok daha yüksektir) çok daha kolay yakılmasına ve yüksek yanma değerlerine (150GWD/t) çıkılmasına olanak sağlamaktadır (Şekil 4).
Geliştirilen EA tasarımında soğutucu olarak, daha önce bahsedilen, ısıl-akışkan ve nötronik avantajlarından dolayı kurşun seçilmiştir. Korda, 1 atm. hava basıncı civarında ısıtılan kurşun buhar üreteçlerine gönderilerek, ikinci devrede su/buhar çevrimi ile elektrik üretilecektir.
Şekil 4. Termal (LWR) ve hızlı nötron (EY) akılarıyla transuranyum elementlerin nötron yutma ve fisyon olasılıklarının karşılaştırması
CERN Enerji Yükselteci Projesi
CERN'deki bilim adamları Nobel ödüllü Carlo Rubia'nın önderliğinde "Enerji Yükselteci (EY)" (Energy amplifier-EA) olarak adlandırılan 1500 MWth HGS tasarımını geliştirdi. (Şekil 5). Kesin olmamakla beraber, sistemin ana kazanının yüksekliği 25 m ve çapı da 6m civarındadır. Bu tasarımın doğrulanması ve hayata geçirilmesi için üç kademe belirlendi:
- Birinci kademede, sistemin farklı bileşenlerinin (hızlandırıcı, hedef, kritik-altı kor, yakıtlar, ve yakıt işleme yöntemleri) ayrı ayrı tasarım doğrulanması gerçekleştirildi. Avrupa'da buna yönelik olarak hızlandırıcı için; IPHI ve TRASCO deneyleri, hedef için MEGAPIE ve kritik altı kor için de FEAT, TARC, MUSE deney programlarını kapsayan bir dizi deney yapıldı.
- İkinci kademede, sistemin farklı bileşenlerinin birleştirilmesiyle tasarım doğrulanmasına yönelik çalışmalar yer almaktadır. Bu çalışma programı içerisinde ilk göze çarpan TRADE deneysel programıdır ve 2005 yılında deneylere başlanması planlanmaktadır.
- Üçüncü kademede ise, Avrupa yol haritasında da belirtildiği üzere, HGS gösterim tesisinin kurulmasıdır. Programın ilk etabında seçilen standart yakıt elemanlarının yakılması, ardından da transuranyum (TRU) elementlerin yakılması planlanmaktadır. Yapım ve işletmeye alma aşamalarının 2010-1015'lı yıllarda olması beklenmektedir.
Şekil 5. EY Standart ünitesinin şematik gösterimi
|
