Bir nükleer reaktör, temel olarak, suyu kaynatacak ısıyı ve sonra elektriğin elde edildiği jeneratör türbinlerine yollanacak buharı üretir. Bu bölüm enerji elde etmek için uygulanan işlemleri ve temel teknolojileri açıklamaktadır.

Nükleer reaksiyon, herhangi bir atom çekirdeğinin alfa parçacıkları, gamma ışınları, nötronlar, protonlar veya herhangi bir atom gibi diğer fiziksel bir varlıkla çarpışması sonucu değişmesiyle meydana gelir. Bu nükleer reaksiyonlardan ikisi olan fisyon ve füzyon, büyük miktarda enerji açığa çıkardıkları için özel ilgi çekmektedir. Günümüzde bu ikisinden sadece fisyon reaksiyonundan elektrik üretimi için yararlanılmaktadır.

Nükleer Fisyon

Doğada bulunan veya yapay olarak üretilen uranyum ve plütonyum gibi bazı ağır elementler kararsızdırlar. Böyle bir elementin çekirdeğine bir nötron çarptığında çekirdek iki parçaya bölünür (fisyon veya split). Bu esnada iki veya üç nötron ve bir miktar enerji açığa çıkar (Şekil 2.1). Fisyon sonucu ortaya çıkan ve birçok kombinasyonu mümkün olan bu parçalar fisyon ürünleri diye isimlendirilirler. Reaksiyon ürünlerinin (fisyon ürünleri ve nötronlar) toplam kütlesi atomun ve çarpan nötronun orijinal kütlesinden biraz daha azdır. Enerjiye dönüşen bu fark Einstein’nın meşhur E=mc2 formülü ile izah edilir.

Şekil 2.1. Tipik Bir Fisyon Reaksiyonu

Şekil 2.2 235U’in fisyonu sonucu ortaya çıkan fisyon ürünlerinin olasılıklarını verir. 235U’in fisyonu ile olasılık ve radyoaktitive açısından ortaya çıkacak önemli fisyon ürünleri, Brom (Br), Sezyum (Cs), İyot (I), Kripton (Kr), Stronsiyum (Sr) ve Ksenon (Xe)’dir. Herhangi bir radyoaktif element gibi bu izotoplar da her biri değişik periyotlarla ölçülen ve yarı ömür diye isimlendirilen sürelerle bozunuma uğrarlar. Miktarları ve radyoaktiviteleri sebebiyle bu izotoplar ve bozunma ürünleri nükleer atıkların önemli bir parçasını oluştururlar.

İlk çarpışmadan sonra dışarı atılan fisyon ürünleri yakınında bulunan diğer atomlarla çarpışmaya başlarlar ve hareket enerjilerinin büyük bir kısmı ısı enerjisine dönüşür. Bu ısı daha sonra soğutucunun ısıtılmasında (dolayısıyla elektrik üretiminde) kullanılır.

Fisyon sonucu ortaya çıkan nötronlar yakınlarındaki fisyona müsait atomlarla reaksiyona girerler ve bu atomlar da fisyon yaparak bir çok nötron serbest bırakırlar. Bu şekilde devam eden bu olaya zincirleme reaksiyon denir. Alternatif olarak bazı nötronlar da çekirdeğe çarparak saçılıp (scattering), reaksiyon yapmaksızın sistemden kaçabilirler veya basit olarak fisyona neden olmadan çekirdek tarafından yakalanabilirler.

Kaçma ve yakalanmayla kaybedilen sayıyı dengeye getirmek için yeterince serbest nötronun oluşturulduğu pozisyonda, fisyon reaksiyonu kendi kendini devam ettirme durumuna gelir ve bu noktada sistem kritiklik durumuna ulaşmış olur. Kritik kütle, belirli koşullarda zincirleme reaksiyonunun sürdürülebilmesi için gereken minimum bölünebilen (fisil) madde miktarıdır.

 

Şekil 2.2. 235U’in Termal Fisyonundan Üretilen Fisyon Ürünleri

 

Uranyum veya plütonyumda fisyon oluşmasında en verimli olan nötronlar termal nötronlar olarak adlandırılan, göreceli olarak düşük kinetik enerjiye sahip [0.1 elektron volt (eV) dan küçük] nötronlardır Yüksek kinetik enerjili yani 10 Milyon eV (MeV) civarında enerjilere sahip nötronlar ise hızlı nötronlar diye isimlendirilir. Fisyon reaksiyonu sonucu ortaya çıkan bütün nötronlar hızlı nötronlardır. Hızlı nötronlar uranyumun fisyon yapmasında daha az verimli olmakla birlikte geniş bir izotop yelpazesi üzerinde etkili olabilirler. Günümüzdeki ticari nükleer güç reaktörleri çoğunlukla fisyon reaksiyonun termal nötronlarla gerçekleştirilmesine dayanan tasarımlardır. Fisyon oluşumuna uygun olan enerji seviyelerindeki termal enerjili nötronlar oluşturabilmek için fisyon sonucu ortaya çıkan hızlı nötronların yavaşlatılması gerekir ve bu bir yavaşlatıcı (moderatör) kullanılarak gerçekleştirilir.

Bir atom çekirdeği bir nötron yakaladığı zaman fisyon oluşmazsa başka bir elemente dönüşebilir. Nükleer reaktörlerde bu sonuç, tabiatta bulunmayan yada nadir bulunan uzun ömürlü elementlerin ortaya çıkmasına sebep olur (Tablo 2.1). 

Tablo 2.1 de listelenen bütün elementler radyoaktiftirler ve bazıları – özellikle plütonyum– nükleer yakıt olarak kullanılabilir. Bu izotoplar uzun yarı ömürleri, yüksek radyolojik ve biyolojik toksisiteleri sebebiyle nükleer atıkların önemli unsurları ve bazı atıkların çok uzun periyotlarla izole edilmesinin nedenidir.

Nükleer fisyon yüksek enerji yoğunluğuna sahip çok güçlü bir enerji kaynağıdır (enerji/birim yakıt kütlesi). Fosil yakıtların yanması gibi kimyasal reaksiyonlarla karşılaştırıldığında, fisyon reaksiyonu kullanılarak, fosil yakıtlarla üretilen miktara eşdeğer enerji üretmek için çok küçük bir hacimde malzemeye ihtiyaç vardır. Tipik bir reaktörde 1 kg uranyumdan elde edilen fisyon enerjisi ile 45000 kg odun, 22000 kg kömür, 15000 kg petrol ve 14000 kg likit doğal gazdan elde edilen enerji eşdeğerdir (Tablo 2.2). 

Tablo 2.1. Nükleer Reaktörlerde Nötron Yakalamayla Oluşan Önemli İzotoplar

Element

Yaklaşık yarı ömür

Neptünyum (237Np)

210 000 yıl

Plütonyum (239Pu)

24 000 yıl

Amerisyum (234Am)

7 400 yıl

 

Tablo 2.2. Muhtelif Yakıtların Enerji İçerikleri 

Yakıt

1 tonunun yaklaşık enerji içeriği (GJ)

Odun

14

Kömür

29

Petrol

42

Doğal gaz (sıvılaştırılmış)

46

Uranyum (LWR, tek geçişli)

630 000

Benzer olarak, güneş ve rüzgar enerjisi gibi yenilenebilir enerji kaynakları ile karşılaştırıldığında da aynı miktarda güç üretmek için nükleer enerjinin daha küçük bir alana gereksinimi olduğu görülür. Örneğin günümüzde mevcut teknolojilerle 900 MWe kapasiteli bir nükleer güç santralinin bir yılda ürettiği elektrik, verimlilik ve emre amadelik dikkate alınarak 70 km2’lik güneş panelleri ve binlerce rüzgar değirmeni ile elde edilebilir. 

Nükleer Reaktörlerin Temel Bileşenleri

Nükleer fisyon enerjisinden faydalanan ana teknoloji nükleer reaktör teknolojisidir. Bir çok reaktör tipi olmasına rağmen bütün reaktörlerde genellikle yakıt, yavaşlatıcı (moderatör), soğutucu ve kontrol çubukları gibi bileşenler mevcuttur (Şekil 2.3).

 

Yakıt

Doğal uranyum, büyük oranda 238U izotopunu ve az miktarda 235U izotopunu içermektedir. Tabiatta doğal olarak bulunan tek bölünebilen madde ise 235U’tir. 235U termal veya hızlı nötronların çarpması ile kolayca fisyon yapabilir. Yaygın ticari reaktörler için üretilen Uranyum yakıtlarında, tabiatta bulunan orandan (%0,711) daha yüksek konsantrasyonlarda 235U kullanılmaktadır (%2-5). Bu yüksek konsantrasyon zenginleştirme ile elde edilir. Doğal uranyumu yakıt olarak kullanan ticari reaktörler de mevcuttur.

Uranyum yakıtının 235U dışındaki kısmı (238U) ancak belirli enerji seviyelerindeki nötronların çarpmasıyla fisyona uğrayabilir. Ancak bu çarpışmalar genellikle nötronun yutulması sonucunda 238U’in Plütonyum–239’a (239Pu) dönüşmesi ile sonuçlanır. Plütonyumun bu izotopu termal veya hızlı nötronların çarpmasıyla fisyona uğrayabilir; ve hafif sulu reaktörler için enerji üretimine katkısı, üretilen gücün %30’u oluncaya kadar yavaş yavaş artar. Bazı reaktörler başlangıçta plütonyumla karıştırılmış yakıt kullanırlar, buna karışık oksit yakıt (mixed-oxide veya MOX) denir. Bu tip yakıt kullanmak, kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesiyle elde edilen plütonyum stoklarının tüketilme yollarından biridir. Kullanılmış yakıt yeniden işlenmediği taktirde plütonyum atık olarak muamele görür.

  1. Reaktör: Yakıt (yeşil) basınçlı suyu ısıtır, kontrol çubukları (gri) fisyon reaksiyonunu kontrol etmek veya sona erdirmek için nötronları yutar.
  2. Soğutucu ve yavaşlatıcı: Soğutucu ve yavaşlatıcı olarak hizmet etmek için yakıt ve kontrol çubukları su ile çevrelenmiştir.
  3. Buhar üreteci: Reaktörde oluşan sıcak su yüksek basınçlı buhar üretmek için ısı değiştiricisine (buhar üretecine) pompalanır.
  4. Türbin jeneratörü: Buhar elektrik üretmek üzere elektrik jeneratörüne yönlendirilir.
  5. Kondansatör: Yoğunlaştırıcı, Buharı suya dönüştürmek için ısıyı soğurur.
  6. Soğutma kulesi: Dönen soğutma suyundaki ısıyı yakın çevre ısısına dönüştürür.

Şekil 2.3. Bir Nükleer Reaktörün (Basınçlı) Temel Bileşenleri

 

Yavaşlatıcı

Fisyon sonucu ortaya çıkan hızlı nötronların ileri evredeki fisyon oluşumunda verimliliğini attırmak için bu nötronları termal enerji düzeyine kadar yavaşlatacak bir yavaşlatıcı (moderatör) gereklidir. Yavaşlatıcı, nötronların yutulmadan/tutulmadan yavaşlatılmasını sağlayacak hafif bir malzeme olmalıdır. Genel olarak bu yavaşlatma işlemi için normal su kullanılır, alternatifleri ise bir karbon formu olan grafit ve ağır sudur.

 

Soğutucu

Nükleer fisyon sonucu oluşan ısıyı yakıttan çekmek ve yakıtın sıcaklığını kabul edilebilir sınırlar içinde tutmak için bir soğutucu gereklidir. Daha sonra bu soğutucu elektrik üreten türbinleri çalıştırmak için ısısını iletebilir. Eğer soğutucu olarak su kullanıldıysa elektrik üretimi için, elde edilen buhar doğrudan türbinleri beslemek üzere gönderilebilir veya alternatif olarak soğutucu, gerekli buharı üreten ısı değiştiricisinden geçer. Diğer muhtemel soğutucular karbondioksit, helyum gibi gazlar, ağır su ile sodyum, kurşun veya bizmut gibi sıvı metallerdir. Günümüzde yaygın bir çok reaktörde olduğu gibi, bir soğutucu aynı zamanda yavaşlatıcı görevini görebilir.

 

Kontrol çubukları

Bor, gümüş, indiyum, kadmiyum ve hafniyum gibi nötron yutucu malzemelerden yapılan kontrol çubukları gerektiğinde nötron sayısını azaltarak fisyonun durdurulması veya çalışma esnasında güç seviyesinin ve reaktördeki lokal güç dağılımının kontrol ve düzenlenmesi için kullanılır.

 

Diğer bileşenler

Yakıt demetleri diğer mekanik yapılarıyla beraber reaktörün korunda bulunur. Tipik olarak reaktörlerde kordan dışarı kaçan nötronların mümkün olduğu kadar çoğunun geri kazanılabilmesi için koru bir nötron yansıtıcısı çevrelemektedir. Çoğu zaman da soğutucu ve/veya yavaşlatıcı (moderatör) bir yansıtıcı olarak görev yapar. Kor ve yansıtıcı genellikle reaktör basınç kabı denen kalın bir çelik kap içine yerleştirilir. Radyasyon zırhlaması fisyon sıraısnda ortaya çıkan yüksek seviyedeki radyasyonun azaltılmasını sağlar. Kora yerleştirilen bir çok alet ve destek sistemleri ısı, basınç, radyasyon ve güç seviyesi gibi hususlarda reaktörün kontrol edilmesini ve izlenmesini sağlar.

Ticari Nükleer Reaktör Teknolojileri

Reaktörleri, kullanılan soğutucu tipine göre ayırmak yaygın ve faydalı bir yöntemdir. 2010 yılı başı itibariyle, dünyada kullanılmakta olan ticari reaktörlerin %81,9’unu soğutucu ve yavaşlatıcı olarak normal su kullanan reaktörler teşkil etmektedir. Bunlara hafif sulu reaktörler (light water reactor, LWR) denir ve Rusların VVER modelini de içeren basınçlı su reaktörleri (pressurized water reactor, PWR) ile kaynar sulu reaktörler (boiling water reactor, BWR) olmak üzere iki tip şeklinde sınıflandırılmışlardır. Geriye kalan 18% oranındaki reaktörlerin çoğu ağır su ve gaz soğutmalı reaktörlerdir. Şekil 2.4 dünyada ticari olarak çalıştırılan başlıca reaktör tiplerinin dağılımını göstermektedir.

Şekil 2.4. Dünyada Kullanılan Reaktör Tipleri ( Şubat 2010)

Basınçlı su reaktörleri

Çoğunluğu Fransa, Japonya ve ABD’de olmak üzere Dünya'da en yaygın olarak çalışan reaktör tipi basınçlı su reaktörüdür (Pressurised Water Reactor, PWR).

Basınçlı su reaktörlerinde soğutucu ve yavaşlatıcı olarak normal su kullanılmıştır. Yüksek sıcaklıklarda sıvı olarak kalmasını sağlamak için soğutucu yüksek basınçta (15.5 MPa veya 2 250 psi) tutulur. Kuvvetli pompalar kullanılarak soğutucu birincil sistemde dolaştırılır ve ısı değiştiricileri vasıtasıyla soğutucu ısısı ikincil devreye transfer edilir. Son olarak üretilen buhar elektriği üretecek türbin jeneratörlerine gider (Şekil 2.5).

 

 

Şekil 2.5. Basınçlı Su Reaktörü (PWR)

 

VVER

VVER tipi reaktörler Rusya ve Ukrayna’nın yanı sıra Ermenistan, Bulgaristan, Çek Cumhuriyeti, Finlandiya, Macaristan ve Slovak Cumhuriyeti’nde de çalıştırılmaktadır. Reaktörün adı, su soğutmalı ve su yavaşlatıcılı nükleer enerji reaktörlerinin Rusça ifadelerinden oluşmuştur. VVER tipi reaktörler aslında Rus tasarımı PWR tipi reaktörlerdir.

 

Kaynar sulu reaktörler

Yaygın şekilde kullanılan diğer bir reaktör tipi olan kaynar sulu reaktörler (Boiling Water Reactors, BWR) Japonya ve ABD gibi ülkelerde kullanılmaktadır. Bir kaynar sulu reaktörde normal su hem soğutucu hem de yavaşlatıcı olarak kullanılır. Soğutucu, reaktörden aldığı ısı ile kaynayabilmesi için PWR’da kullanılan basınçtan daha düşük basınçta (7 MPa civarı veya 1000 psi) tutulur. Meydana gelen buhar elektrik üretmek için aynı şekilde türbin jeneratörlerine yollanır (Şekil 2.6).

 

Şekil 2.6. Kaynar Sulu Reaktör (BWR)

 

Basınçlı ağır su reaktörleri

Basınçlı ağır su reaktörleri (Pressurised Heavy Water Reactor, PHWR) başta Kanada olmak üzere Arjantin, Hindistan, Pakistan, Güney Kore ve Romanya’da kullanılmaktadır. Soğutucu ve yavaşlatıcı olarak ağır su (D2O, hidrojenin döteryum izotopundan oluşan su) kullanılan bu reaktörler Kanada tarafından geliştirildiği için CANDU reaktörleri (CANadian Deuterium Uranium) diye tanınır. Yavaşlatıcı olarak ağır su kullanılması, yakıt olarak doğal uranyum kullanımına imkan sağlar; bu da uranyumu zenginleştirmek için zaman ve para harcanmasını önler; ancak birim enerji başına zenginleştirilmiş uranyum kullanan reaktörlere nazaran daha fazla yakıt gerekir. Basınçlı su reaktörlerinde olduğu gibi soğutucu, normal suyu ayrı bir devrede kaynatmak için buhar jeneratöründen geçer. PWR ve BWR reaktör tasarımlarında yakıt değiştirmek için reaktörü kapatmak gerekirken CANDU tasarımında yakıt değişimi reaktör çalışırken yapılmaktadır.

 

Gaz soğutmalı reaktörler

Gaz soğutmalı reaktör (Gas Cooled Reactor, GCR) yalnız İngiltere tarafından ticari olarak kullanılmaktadır. Bunlar Magnox (yakıt elemanlarını kaplamak için magnezyum alaşımının kullanılması nedeniyle bu şekilde isimlendirilmiştir) ve geliştirilmiş gaz soğutmalı reaktör (Advanced Gas Reactor, AGR) olarak iki tiptir. Her iki tipte de soğutucu olarak karbondioksit ve yavaşlatıcı olarak grafit kullanılmıştır. MAGNOX tipi reaktörler yakıt olarak doğal uranyum, AGR’ler ise zenginleştirilmiş uranyum kullanır. Bunlar CANDU reaktöründe olduğu gibi, yakıt değişimi reaktör çalışırken yapılacak şekilde tasarlanmışlardır.

RBMK

RBMK tipi bu reaktörler Rusya Federasyonu ve Litvanya’da faaliyet halindedir. Bu isim Rusça’da büyük güçlü kaynama reaktörü (large power boiling reactor) anlamındadır.

Soğutucu olarak normal su ve yavaşlatıcı olarak grafit kullanılmıştır. BWR tasarımlarındaki gibi reaktörden geçen soğutucu kaynamakta ve oluşan buhar doğrudan türbinlere gitmektedir.

Eski bir tasarım olan RBMK’dan çok fazla sayıda inşa edilmiştir ve bunlardan bazıları hala gereksinim duyulan güvenlik karakteristikleri ve özellikleri olmaksızın çalıştırılmaya devam etmektedirler. 1986’daki büyük nükleer santral kazası, Chernobyl’deki RBMK tipi reaktörde meydana gelmiştir.

Bu tip reaktörlerin özel güvenlik sorunları vardır ve çağdaş güvenlik uygulamalarına uyumlu bir şekilde geliştirilmemişlerdir.

 

Hızlı üretken reaktörler

Yukarıda şimdiye kadar bahsedilmiş olan reaktör tiplerinin tamamı termal reaktörlerdir ve fisyon ağırlıklı olarak termal nötronlar tarafından yapılmaktadır. Hızlı reaktörler ise yüksek kinetik enerjili nötronları kullanmak için tasarımlanmıştır. Hızlı reaktörler her fisyon için termal reaktörlerden daha çok nötron üretirler ve yüksek nötron enerjilerinde nötron yakalanma olasılığı düştüğü için nötronları daha verimli kullanırlar. Bu fazla nötronlar, 238U ve 232Th gibi üretken (fertil) malzemelerin nötron yakalayarak bölünebilir (fisil) malzemeye (239Pu, 233U) dönüşmeleri için kullanılırlar. Ortaya cıkan bu yrni bölünebilir malzeme ise daha sonra reaktöre yakıt olmaktadır. Hızlı üretken reaktörlerde (Fast Breeder Reactor, FBR) tüketilenden daha fazla yakıt üreten reaktörleri tasarlamak mümkündür. Tipik olarak üretken reaktörler, termal nötronları kullanabilecek tasarımlar olmasına rağmen, hızlı reaktörlerdir. Fransa, Hindistan, Japonya ve Rusya gibi ülkelerde çok az sayıda hızlı üretken reaktör vardır.

 

Reaktörlerin ömrü

İngiltere’deki MAGNOX’lar gibi birçok ilk jenerasyon reaktör hala işletilmektedir. Bugünkü reaktörlerin çoğu 1970 ve 1980’lerde inşa edilmişlerdir. Bu reaktörler ortalama 40 yıllık ömürlerinin sonuna 2015’ler civarında ulaşacaklardır. Bununla beraber, reaktörün çalışması ve malzemelerle ilgili deneyimler özellikle PWR ve BWR tasarımlarında uzun çalışma ömürlerini kısaltacak teknolojik sorunların olmadığını göstermiştir. Tesis performansının dikkatle izlenmesi, çalışma tecrübelerinin analizi, programların modernizasyonu ve yeniden düzenlenmesi bir çok tesiste çalışma ömrünün uzatılması için bir imkan sağlamaktadır. Örnek olarak, Ocak 2003’te ABD’deki Nükleer Düzenleme Kurumu lisanslanmış işletme ömürleri dolan 10 reaktöre, orijinal reaktör ömrünü 20 yıl uzatarak 60 yıllık işletme süresi izni vermiştir. Rusya Federasyonu gibi diğer ülkeler de mevcut reaktörlerinin işletme ömürlerini uzatmak için planlar yapmaktadırlar. Bir çok ülkede santral ömürlerinin uzatılması hakkındaki kararlar, en güncel metotları, bilgileri ve güvenlik kurallarını içeren kapsamlı güvenlik analizlerine dayalı olarak alınmıştır.

 

Nükleer Füzyon

Nükleer fisyonda ağır atom çekirdeklerinin bölünmesi sonucu enerji ortaya çıkmaktadır. Nükleer füzyon ise hafif çekirdekleri daha ağır bir çekirdeğe dönüştürerek enerji açığa çıkaran bir reaksiyondur. Bu reaksiyon devamlı olarak evrende meydana gelmektedir. Güneşin merkezinde 10–15 milyon oC lik sıcaklıklarda hidrojen helyuma dönüşerek dünyadaki yaşamın kaynağı olan enerjiyi sağlar.

Ticari kullanım için füzyonla enerji üretme olanakları yıllardır araştırılmaktadır. İncelenen bir füzyon reaksiyonu (D-T füzyon reaksiyonu) Şekil 2.7’de gösterilmiştir. Bu reaksiyonda hidrojenin iki izotopundan biri olan bir nötron ve bir protondan oluşan döteryum ile iki nötron ve bir protondan oluşan diğer izotop trityum, helyum ve bir nötron oluşturacak şekilde birleşerek enerji açığa çıkarırlar.

Füzyon reaksiyonunun oluşması için gerekli olan aşırı yüksek sıcaklıkta bütün elektronlar atomlarından ayrılarak çekirdeği yalnız bırakırlar ve yakıt, gaz durumundan plazma durumuna geçer. Füzyon gücünün geliştirilmesinde temel zorluk plazmanın anlaşılması ve kontrolüdür.

Füzyon reaktörünün tasarımı fisyon reaktöründen çok farklıdır. Başlıca problem, reaksiyonun başlaması ve sürdürülmesi için çok yüksek sıcaklıkta tutulması gereken plazma yakıtının muhafazasıdır. Araştırmalar “manyetik” ve “atalet” olmak üzere iki değişik muhafaza kabına odaklanmıştır. Birincisinde plazma manyetik alan tarafından oluşturulan bir şişe veya torusta tutulur. İkincisinde de yakıt kütlesinin kendisi süratli sıkıştırma altında plazmanın kaçmasını önler.

 

Şekil 2.7. Tipik Füzyon Reaksiyonu

 

Her iki durumda da soğumasını ve yüzeyden gelecek yabancı maddelerle kirlenmesini önlemek için plazma, malzeme yüzeyinden izole edilmelidir. Bunu sağlayan en umut verici önlemlerden birisi toroidal (halka şeklinde) manyetik hapsetme sistemidir ve Tokamak konfigürasyonu en çok tercih edilenidir (Şekil 2.8).

Eğer pratik aşamaya getirilebilirse füzyon reaktörleri belirli faydalı özelliklere sahip olabilirler. Bunlara örnek olarak şunları gösterebiliriz:

  • sınırsız yakıt tedariki (sudan hidrojen ve lityumdan trityum üretimi)
  • kendinden güvenli oluşu (plazmanın etkilenmesi halinde füzyonun aniden durması)
  • çok az miktarda uzun ömürlü yüksek radyoaktiviteli atık ortaya çıkması (yine de en problemli olanı trityum olmak üzere diğer tip radyoaktif atıklar ortaya çıkabilir)
  • nükleer silah yapımında kullanılan fisil malzeme üretilememesi.

 

Şekil 2.8. Tokamak Füzyon Reaktörünün Basit Diyagramı

 

Füzyon ile ilgili çalışmalar devam etmektedir ve dünyanın bir çok yerinde test tesisleri mevcuttur. Yine de belirli bir ilerleme olmasına karşın uygulanabilir bir reaktörün elde edilmesi için uzun yıllar sürecek araştırmalar yapılması gerekmektedir. Kanada, Japonya, Çin, AB, Rusya ve ABD yeni nesil füzyon test reaktörünün (International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER) kurulması konusunda işbirliği yapmaktadırlar.