Nükleer yakıt çevrimi; uranyum aramalarından, kullanılmış yakıtın depolanması, atık olarak işlem görmesi veya kullanılmış yakıtın yeniden işlenerek tekrar yakıt olarak kullanılması ve yeniden işlenmesi sonucu ortaya çıkan atıkların işleme tabi tutularak gömülmesine kadar olan adımları kapsar. Reaktörde yakıttan enerji elde edilmesi çevrimin bir parçası olarak değerlendirilmemiştir.
Açık ve kapalı olmak üzere iki tip yakıt çevrimi vardır. Aralarındaki fark, kullanılmış yakıtın yönetimi ile ilgilidir. Tipik bir nükleer yakıt çevrimi Şekil 3.1’de gösterilmiştir. Açık yakıt çevriminde reaktörden çıkarılan yakıt reaktördeki havuzlarda 7-8 yıl soğutulduktan sonra geçici depolama tesislerine nakledilir. Geri kazanımlı yakıt çevrimi olarak da bilinen kapalı yakıt çevriminde kullanılmış yakıt yeniden işlenerek fisil (bölünebilir) malzemeler (Uranyum, Plütonyum) geri kazanılır ve yeni yakıt olarak enerji üretiminde tekrar kullanılır. Kapalı yakıt çevriminde ise kullanılmış yakıt nükleer atık olarak işlem görür.
Şekil 3.1. Nükleer Yakıt Çevrimi
Çevrimin Ön Kısmı
Madencilik ve Cevher İşleme
Doğada bulunan uranyumun madenciliği bakır gibi diğer mineral kaynaklarının bulunmasına benzer şekilde yönetilir. Uranyum üretiminin %70’inden fazlası bilinen açık ya da yeraltı madenciliği metotları ile elde edilir. Geriye kalanı ise yerinde özütleme yöntemi (in situ leaching, ISL) ile elde edilmektedir. Bu yöntemde yer altındaki cevhere çözücü çözelti enjekte edilir, uranyum çözülerek çözeltiye geçer ve uranyum içeren bu çözelti, açılan kuyular vasıtasıyla geri alınır.
Uranyum cevherinin elde edilmesi ve çıkarılan cevherin fiziksel olarak uygun büyüklüğe getirilmesinden sonra, uranyumu elde etmek ve saflaştırmak için, cevher kimyasal işleme tabi tutulur. Bu işlemle hacmi küçülen, rengi ve kıvamı ile ifade edilen bu katı ürün (U3O8) sarı pasta olarak bilinir. Ancak söz konusu renk gri de olabilir.
2008 yılı verilerine göre 17 ülke uranyum üretmektedir ve bunların sekiz tanesi (Kanada, Kazakistan, Avustralya, Nambiya, Rusya Federasyonu, Nijerya, Özbekistan ve ABD) dünyadaki üretimin %93’nü karşılamaktadır. En belirgin üreticiler Kanada, Kazakistan ve Avustralya olup, bu üç ülke 2008 yılında dünyadaki üretimin yaklaşık %60’ını gerçekleştirmiştir.
Uranyum cevherinin madenciliğinde ve cevherin işlenmesinde her biri uygun yönetim gerektiren farklı tiplerde atıklar ortaya çıkar. Açık işletme ve yer altı madenciliğinde atıklar, toprak ve/veya atık kayaçlardır. Bu atıklar, ekonomik olmayan seviyede uranyum veya çok fazla yüksek seviyede kirlilik içerebilir. Cevherin öğütülmesi sırasında büyük hacimde çok ince taşlar ve üretim sıvısının karışımından oluşan atık ortaya çıkmaktadır. Artıklar büyük hacimleri, radyolojik ve kimyasal kirlilikleri nedeniyle problem yaratırlar. Özel jeolojik formlarda yapılabilen yerinde özütlemede kayaç atığı veya işletme artığı üretilmez, fakat bu işlem yer altı suyunu korumak için uygun bir şekilde yönetilmelidir.Açık işletme veya yer altı madenciliğinde, bakır veya uranyumda, bir ton üretim için işlenen cevher miktarı ortalama cevher tenörü ile bağlantılı olarak 10 ile 1000 ton (ortalama tenör %10 - %0.1) arasında değişir. Böylece bu cevherin işlenmesinden oluşan artık hacmi büyüktür. Örneğin, çalıştığı sürece ABD’deki Shirley Basin madeninde ortalama %0.145 tenörlü 9460 ton uranyum üretilmiştir. Bunun sonucunda 7.1 milyon ton artık oluşmuştur.
Dönüştürme
Dönüştürme sarı pastayı uranyum hexaflouride (UF6) haline getiren bir kimyasal yöntemdir. Dünyada, çoğunlukla OECD ülkelerinde olmak üzere çok az ülkede bu işlem yapılır (Tablo 3.1). Uranyum hexaflouride oda sıcaklığında katı haldedir; fakat suyun kaynama noktasının altındaki sıcaklıkta gaz haline geçer ve bu form zenginleştirme işlemi için çok uygundur. Genellikle çapı 122 cm olan ve 12000 kg UF6 alan büyük silindirlerde depolanır ve taşınır. Bu noktada uranyum hâlâ doğal uranyum izotop bileşimini muhafaza etmektedir.
Ülke
|
Bulunduğu yer
|
Kanada
|
Blind River ve Port Hope; Ontario.
|
Fransa
|
Malvesi; Pierrelatte.
|
Rusya Federasyonu
|
Angarsk; Ekaterinburg.
|
İngiltere
|
Springfields, Lancashire.
|
ABD
|
Metropolis; Illinois.
|
Zenginleştirme
Zenginleştirme işlemi uranyumun iki temel izotopu olan 235U ve 238U izotoplarının kısmi ayırımını içerir. Bu işlemde, birincisi doğal konsantrasyonundan (% 0.711) daha fazla 235U içeren zenginleşmiş uranyum ve ikincisi ise tabii konsantrasyonundan daha az 235U içeren fakirleştirilmiş (depleted) uranyum olmak üzere iki ürün elde edilir. Günümüzde bir çok ticari reaktör %5’ten daha az zenginleştirilmiş uranyum yakıtı kullanmaktadır. Bazı araştırma reaktörleri ise çok yüksek zenginleştirilmiş (mesela %20 235U’ten daha fazla) uranyum yakıtı kullanırlar.
Ticari olarak kullanılan ve her ikisi de UF6 temeline dayanan gaz difüzyonu ve santrifüjleme yöntemi olmak üzere iki zenginleştirme metodu vardır. Yüksek elektrik ihtiyacı ve tesisin çok büyük olması faktörleri nedeniyle dünyada sayıları az olan eski tesisler gaz difüzyonu teknolojisini kullanmışlardır (Tablo 3.2). Örnek olarak Fransa’daki Tricastin gaz difüzyon tesisi dört nükleer reaktörün yakıt ihtiyacını karşılamıştır. Son zamanlarda malzeme teknolojisindeki ve fabrikasyon metotlarındaki gelişmeler santrifüj yönteminin kullanımında artış meydana getirmiştir. Bunun sonucunda gerçekleşen zenginleştirme maliyetlerindeki düşüş, enerji tüketiminde %50 oranında bir azalmaya neden olmuştur. Zenginleştirme işlemi sonucunda aynı zamanda tüketilmiş uranyum da ortaya çıkar. 1999 yılı sonunda gaz difüzyon metodu kullanarak ortaya çıkan tüketilmiş uranyum stoku 1.2 milyon tonun üzerindedir. Gaz difüzyon işleminden sonra tüketilmiş uranyum %0.3 civarında 235U içerir.
Değişik ülkeler tüketilmiş uranyumu kontrol altına almak için muhtelif stratejiler benimsemişlerdir. Rusya ve ABD’de tüketilmiş uranyum tipik olarak büyük silindirlerin içinde UF6 formunda depolanır. Bu formda eğer silindirden sızıntı olursa bu potansiyel bir kimyasal tehlike oluşturur. Fransa gibi diğer ülkeler stoklarını uzun süre depolamak ve hızlı üretken reaktörlerde yakıt olarak tekrar kullanmak için kararlı oksit haline dönüştürürler. Ekonomiye ve santrifüj ile zenginleştirme kapasitesinin uygunluğuna göre Rusya gibi bazı ülkeler kalan kullanılabilir 235U’i yeniden kullanmak üzere zenginleştirirler.
Tablo 3.2. Dünyadaki Başlıca Uranyum Zenginleştirme Tesisleri
Ülke
|
Bulunduğu Yer
|
Teknoloji
|
Çin
|
Lanzhou
|
Santrifüj
|
Shaanxi
|
Santrifüj
| |
Fransa
|
Tricastin
|
Gaz Difüzyonu
|
Almanya
|
Gronau
|
Santrifüj
|
Japonya
|
Rokkasho-mura
|
Santrifüj
|
Hollanda
|
Almelo
|
Santrifüj
|
Rusya
|
Angarsk
|
Santrifüj
|
Ekaterinburg
|
Santrifüj
| |
Krasnoyarsk
|
Santrifüj
| |
Seversk
|
Santrifüj
| |
İngiltere
|
Capenhurst
|
Santrifüj
|
ABD
|
Paducah
|
Gaz Difüzyonu
|
Yakıt Fabrikasyonu
Günümüzde bir çok reaktörde yakıt olarak uranyum dioksit kullanılır. Yakıt üretimi için UF6, UO2 (uranyum dioksit) tozu haline getirilir. Daha sonra zar büyüklüğünde silindirik pelet halinde üretmek için sıkıştırılıp 1400 oC gibi yüksek sıcaklıkta ısıtılır. Daha sonra içi boş metal tüplere (yakıt zarfı) yerleştirilir ve yakıt çubukları demetler halinde paketlenir. Bu tüpler paslanmaz çelik veya zirkonyum alaşımı gibi korozyona direnci yüksek metalden yapılır. Tipik bir BWR reaktörünün korunda 46000 yakıt çubuğunu içeren 730’dan fazla yakıt demeti bulunur. Dünyadaki reaktörlerin %10’undan daha azı karışık oksit –uranyum dioksit ve plütonyum dioksit karışımı- yakıt için lisanslanmışlardır. Plütonyum dioksit, kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi ile elde edilir. MOX üretim işlemi uranyum dioksit yakıt üretimine benzemektedir, ancak buna ek olarak çalışanları ışınlanmış malzemenin oluşturduğu yüksek radyasyondan ve plütonyumu teneffüs etmekten korumak için ilave güvenlik tedbirleri uygulanır.
Dünyada çok sayıda yakıt üretimi yapan şirket olmasına karşın aralarındaki ticari rekabet özel gereksinimlerin çokluğuna, farklı milli düzenleyici sistemlere ve reaktör tiplerinin çeşitliliğine uygun olarak engellenmiştir. Ayrıca izlenen yakıt yönetim stratejileri çeşitli ülkelerdeki pazar özelliklerine göre artmaktadır.
Çevrimin Son Kısmı
Yakıt çevriminin son kısmı, ışınlanmış veya kullanılmış yakıtın reaktörden alınıp reaktör sahasında beş-on yıl arasında muhafaza edilmesiyle başlar. Bu ilk depolama, kullanılmış yakıtın su dolu havuzlara yerleştirilmesini kapsar. Su, hem yeni çıkartılan kullanılmış yakıtın yüksek radyasyonunu tutar hem de soğumasına yardımcı olur. Isısının büyük oranda azaltıldığı bu ilk periyottan sonra kullanılmış yakıt, uzun süre depolamaya veya geri kazanım stratejisi uygulanacaksa yeniden işlemeye hazır duruma gelir.Kullanılmış Yakıtın Kuru Depolanması
Kullanılmış yakıtın uzun süreli depolanması ıslak veya kuru şartlarda gerçekleştirilir. Eğer ıslak depolama seçilmiş ise kullanılmış yakıt, soğutmanın ilk periyodunda muhafaza edildiği havuza benzer başka bir su havuzuna transfer edilir. Kuru depolamada ise yakıt, doğal hava sirkülasyonunun olduğu, büyük ve zırhlanmış varillere doldurulur. Bu variller gerektiğinde kamyonlarla veya demiryolu ile diğer yerlere taşınabilirler. Kullanılmış yakıtlar paketlenmeden önce, yeniden paketlenme gerektiğinde veya atık olarak gömülmeden önce kuru veya ıslak şartlarda 30-50 yıl kadar korunabilirler.
Yeniden işleme
Yeniden işleme, reaktörden çıkan yakıtın kullanılmamış enerji içeriğini ileride kullanmak üzere geri kazanmak amacıyla yapılan, bazı durumlarda ise kullanılmış yakıtı nihai gömme işlemine hazırlık için yapılan bir işlemdir (Şekil 3.2). Bu işlem aynı zamanda gömülecek olan atığın hacmini ve radyotoksitliğini azaltır. Kullanılmış yakıt yönetimindeki bu yaklaşım bir çok ülke tarafından henüz uygulanmamakla birlikte bazı Avrupa ülkeleri (Belçika, Fransa, Almanya ve İsviçre), Hindistan, Çin, Japonya ve Rusya tarafından tercih edilmektedir.
Yeniden işleme, fisyon işlemi esnasında oluşan plütonyumun geri kazanılması ve MOX yakıt üretiminde kullanılması yoluyla doğal uranyum gereksinimini % 10-15 oranında azaltmaktadır. Uranyum ve plütonyumun diğer izotoplardan ayrıştırılması ticari olarak PUREX (Plutonium Uranium EXtraction) diye adlandırılan kimyasal işlem kullanılarak gerçekleştirilir. Fisyon ürünleri ve minor aktinitler yüksek seviyeli atık sınıfına girerler. Diğer kalıntılar yakıt demetinin çözülmeyen metalik yapıları olup kabuk ve uç noktalar diye adlandırılırlar. Yeniden işleme tesisleri büyük, kompleks ve pahalı tesisler olduğu için çok az ülkede bulunmaktadır (Tablo 3.3).
Şekil 3.2. Kullanılmış Yakıtın İçeriği ve Yeniden İşlenmesi
Bugünkü yeniden işleme ve reaktör teknolojisi ile Plütonyumun çevrim sayısı, termal nötronlarla fisyon yapamayan Plütonyum izotoplarının ve özellikle küriyum gibi istenmeyen elementlerin birikmesi nedeniyle sınırlıdır. İki ve üç çevrimden sonra yakıt, açık çevrimdekine benzer şekilde atık olarak muamele görür. Çevrim sayısındaki bu sınırlama, eğer geri kazanılan malzeme hızlı reaktörlerde kullanılırsa ortadan kalkmaktadır.
Kullanılmış yakıttan yeniden işleme ile elde edilen uranyum geçmişte yakıt imalatında kullanılmıştır. Günümüzde ise ileride kullanım için depolanmaktadır. Çünkü yeniden kazanılan uranyum, reaktörde nötrona maruz kalma nedeniyle doğal uranyumdan daha radyoaktiftir ve yeniden kullanılması zenginleştirme ve yakıt üretim tesislerinin kontamine olmasına neden olarak işletimini karmaşık hale getirir. Geri kazanılan Uranyumun yeniden kullanılması bu işe tahsis edilmiş, günümüzde ekonomik olmayan, tesisler gerektirir.
Tablo 3.3.Dünyadaki Ticari, Kullanılmış Nükleer Yakıt Yeniden İşleme Tesisleri
Ülke
|
Tesis/yeri
|
Hizmete alma yılı
|
Yakıt tipi
|
Çin
|
Diwopu(Ganzu)
|
2002
|
LWR
|
Fransa
|
La Hague
|
1976
|
LWR
|
Hindistan
|
Kalpakkam
|
1998
|
PHWR
|
Tarapur
|
1974
|
PHWR
| |
Japonya
|
Rokkasho-mura
|
2005 (Planlandı)
|
LWR
|
Tokai-mura
|
1977
|
LWR, ATR
| |
Rusya Federasyonu
|
Tcheliabinsk-65 Mayak
|
1984
|
VVER
|
İngiltere
|
B205/Sellafield
|
1964
|
Magnox GCR
|
Thorp/Sellafield
|
1994
|
LWR, AGR
|
x
İşletmeden Çıkarma
Reaktör, uranyum madeni veya yakıt çevrim tesisleri gibi tüm nükleer tesislerin kalıcı olarak kapatıldığı zaman halka, çalışanlara ve çevreye zarar vermeyecek bir duruma getirilmesi gerekir. Bu uygulama bir kaç aşamayı içerir ve “işletmeden çıkarma” şeklinde adlandırılmaktadır.
2010 Nisan ayı itibariyle 124 ticari reaktör kapatılmış olup işletmeden çıkarma sürecinin çeşitli aşamalarında bulunmaktadırlar.
Kapatma
Kullanılmış yakıt reaktörden alınır ve normal şekilde depolanır; sulu sistemler boşaltılır; işletme sistemleri sökülür ve santraldeki harici aparatlar bloke edilir veya zırhlanır. Gözetim sistemleri kurularak koruma kabının içindeki atmosfer kontrol edilir; girişler sınırlandırılır. Kapatma genellikle, reaktörün durdurulmasından hemen sonra yapılır.
Temizleme ve sökme
Belçika’daki BR3 Santralında Reaktör Basınç Kazanın Sökülmesi
Yıkım ve sahanın temizlenmesi
Kalan tesis parçaları başka amaçla kullanılmayacaksa bütün tesis ve malzeme taşınır; sahanın lisansı kaldırılarak yeni kullanımlar için uygun hale getirilir. Bu nihai aşamanın zamanlaması her ülke için ekonomik, teknik ve düzenleyici faktörlerle belirlenir. Bazı durumlarda uzun bir süre (kapatılmadan 100 yıl sonra gibi) geçmeden uygulanamayabilir. Bununla beraber bu işlemler, robotik ve tele-manipülasyon teknikleri ile genellikle daha erken gerçekleştirilir.
Üç aşamanın tamamlanması arasındaki uzun gecikmeler, hizmetten çıkarma işlemini yapan işçilerin korunmasını sağlamak ve radyoaktif malzemelerin depolanmasını ve nihai bertarafını kolaylaştırmak amacıyla, radyoaktivitenin belirli bir düzeye kadar bozunmasına izin vermek amacıyla yaşanır.
ABD ve bazı Avrupa ülkelerinde nükleer güç tesislerinin hizmetten çıkarılması uygulamalarında çok ileri bir aşamaya ulaşılmıştır (Tablo 3.4). Günümüzde hizmetten çıkarma reaktörün ömür çevriminin önceden planlanan bir parçası haline gelmiştir.
Hizmetten çıkarma atıkları
Bir nükleer güç santralinin veya diğer bir nükleer tesisin hizmetten çıkarılmasında çoğu düşük seviyeli olmak üzere önemli miktarda radyoaktif atık oluşur. Avrupa Komisyonu ortalama bir güç santralinin hizmetten çıkarılmasında 10.000 m3’e kadar radyoaktif atık ortaya çıktığını hesaplamıştır. Radyoaktif atığın hacim olarak önemli kısmı çok küçük miktarlarda radyoaktivite içeren beton veya diğer inşaat malzemelerdir.
Reaktördeki en büyük radyoaktivite kaynağı kullanılmış yakıttır ve onun taşınmasıyla sahadaki toplam radyoaktivite %99 oranında azalır. Reaktör basınç kabı ve buhar jeneratörü gibi büyük parçalar da radyoaktif atık olarak işlem görür. Bunlar yönetilebilecek büyüklükteki parçalara kesilerek veya çoğu zaman yapıldığı gibi bütün olarak çıkarılıp düşük seviyeli atık depolarına taşınarak parçalanabilirler.
Hizmetten çıkarma konusunda bir tartışma konusu ise, çok az kirlenmiş malzemenin radyolojik güvenlik kontrolünün dışında tutulması konusunda uluslararası mutabakatın sağlandığı bir kriter oluşturulmasıdır. Hizmetten çıkarmada oldukça az kirlenen beton ve metaller gibi büyük hacimli malzemeleri serbest bırakmak ve yeniden kullanmak, bunların bertaraf etme fiyatını önemli oranda azaltacak ve çok düşük radyolojik risk getirecektir. Diğer taraftan savunulabilir ve kabul edilebilir risk hususunda halkın tutumu nedeniyle hükümetlerin kararı, bu tür hizmetten çıkarma atıklarının serbest bırakılmasına karşı olmuş ve bu atıklar düşük seviyeli atık depolarına yerleştirilmiştir.
Tablo 3.4. Hizmetten Çıkarma Çalışmaları Devam Eden veya Tamamlanmış Bazı Reaktörler
Reaktör
|
Kapasite (MWe)
|
Ülke
|
Açıklama
|
Niederaicbach
|
100
|
Almanya
|
Gaz soğutmalı reaktör 1974’te kapatıldı. Tesis hizmetten çıkarıldı. Saha 1995’te kısıtsız zirai kullanım için serbest bırakıldı.
|
Shippingport
|
60
|
ABD
|
Hafif su soğutmalı üretken reaktör 1982’de kapatıldı. 1989’da saha kısıtsız kullanım için serbest bırakıldı.
|
Trojan
|
1180
|
ABD
|
PWR 1993’de kapatıldı. Buhar jeneratörleri 1995’te çıkarıldı ve bertaraf edildi. Reaktör kazanı 1999’da söküldü ve bertaraf edildi. Yapılar halen temizlenmekte fakat 2018’e kadar yıkım planlanmamakta.
|
Rancho Seco
|
913
|
ABD
|
PWR 1989’da kapatıldı. Tesis güvenli depolama şartlarına alındı. 23 Ekim 2009’da saha kısıtsız kullanım için serbest bırakıldı.
|
Chinon
|
70
210
480
|
Fransa
|
Üç gaz soğutmalı santral. Sonuncusu 1990’da kapatıldı. Kısmen söküldü; son söküm 50 sene sonraya bırakıldı.
|
Berkeley
|
2x138
|
İngiltere
|
Gaz soğutmalı reaktör 1989’da kapatıldı. Yakıt boşaltılması 1992’de tamamlandı. Tesis uzun bir süredir bakım ve onarım periyodu için hazırlanmakta.
|
Hiç yorum yok:
Yorum Gönder