REAKTÖR TİPLERİ

Nükleer reaktörler parçalanmaya yol açan nötronların yüksek enerjili (hızlı üretken: fast breeders) veya düşük enerjili, yavaşlatılmış (termik reaktör) oluşuna göre iki ana gurupta toplanabilirler. Halen kurulmuş ve kurulmakta olan nükleer santralların büyük çoğunluğunu oluşturan termik reaktörlerde yavaşlatıcı (moderatör) olarak grafit, ağır su veya su kullanılmaktadır. Hızlı üretken reaktörlerde moderatöre ihtiyaç yoktur.

İlk kurulan araştırma ve enerji reaktörlerinde metalik uranyum yakıt kullanılmıştır. Halen enerji üretim amaçlı reaktörlerin büyük bir bölümünde yakıt olarak, tabletçikler (pellet)

haline getirilen uranyum oksit (UO₂), plütonyum oksit veya ikisinin karışımı kullanılmaktadır.

Genellikle, yakıt pelletleri koruyucu bir tüp (yakıt zarfı: canning) içine doldurulup, gaz geçirmeyecek şekilde kapatılmış yakıt elemanlarını oluştururlar. Zincirleme reaksiyonu sağlayan nötronların yakıt zarfı tarafından olabildiğince az yutulmasını (absorpsiyon) sağlamak amacıyla, yakıt zarfı olarak bu özelliklere sahip magnox veya zirkaloy gibi

malzemeler kullanılır.Yakıt açısından önemli bir husus da doğal uranyum (%0,71) U239 veya

parçalanıcı U235 oranı yükseltilen zenginleştirilmiş uranyum kullanılmasıdır.

Reaktör tipleri açısından üçüncü bir unsur, yakıt elemanlarında parçalanma sonucu oluşan büyük ısı enerjisinin reaktör dışına taşınmasını sağlayan soğutuculardır. Genellikle, soğutucu olarak su, ağır su veya gaz (karbondioksit, helyum) kullanılır. Hızlı üretken reaktörlerde, gaz soğutucu veya sıvılaştırılmış metal (sodyum, kurşun) soğutucu olarak kullanılmaktadır.

Başlangıçta, yukarıdaki unsurların değişik kombinasyonlarını içeren çok sayıda araştırma ve prototip reaktörler kurulmuş ve denenmiştir. Zamanla, bir çoğu terk edilmiştir.1950 yıllarından başlayarak 1960 sonlarına kadar kurulan bu deneysel reaktörler 1. kuşak olarak adlandırılmaktadır.

1960’lı yıllarda başlayıp Chernobyl kazası sonrası 1990 yıllarına kadar enerji üretim amacıyla çok sayıda kurulmuş ve kurulmakta olan reaktör tipleri (2. kuşak) aşağıda açıklanmaktadır,

- Doğal uranyum yakıtlı, grafit moderatörlü , gaz soğutmalı reaktörler:

1942 yılında işletmeye alınan birinci ilk atom pili Chicago Pile bu tip bir reaktördür. Başlangıçta, askeri amaçlarla plütonyum üretmek için A.B.D., İngiltere ve Fransa tarafından geliştirilen grafit-gaz reaktörleri (birinci kuşak) takip eden yıllarda bir süre daha elektrik üretim amacıyla kullanılmışlardır. Doğal uranyum yakıtlı gaz-grafit reaktörlerinde yakıt zarfı olarak çok az nötron absorbe etme özelliği olan magnezyum alaşımı Magnox malzemesi kullanıldığı için, bu reaktörler “Magnox tipi” olarak adlandırılmıştır.

İşletmede karşılaşılan sorunlar ve işletme maliyetlerinin yüksek olması gibi nedenlerle, magnox tipi reaktörler, aynı tip reaktörlerden 3 ünite kurmuş ve bir süre işletmiş olan İtalya dahil, 1970 yıllarından itibaren devre dışı bırakılmışlardır.

İngiltere’de % 3 zenginleştirilmiş uranyum yakıtlı ve paslanmaz çelik yakıt zarflı “geliştirilmiş gaz reaktörleri (AGR)” kurulmaya devam edilmiştir. Fransa, 1958 yılından itibaren Westinghouse lisansıyla basınçlı hafif su tipi reaktörlerle devam etmiştir.

- Doğal uranyum yakıtlı, ağır su moderatör ve soğutmalı reaktörler:

Ağır su, çekirdeğinde 1 protona ilaveten 1 de nötron taşıyan 2 adet döteryum atomu ile 1 oksijen atomunun birleşmesiyle oluştuğundan, çok daha az nötron absorbe etme özelliğine sahiptir. Bu sayede, doğal uranyum’lu yakıtla beraber kullanılması mümkün olmaktadır.

Başlangıçta, Kanada’da ve bazı Avrupa ülkelerinde (Almanya, İsveç, İsviçre, İngiltere) prototip reaktörler geliştirilmiş ve işletmeye alınmışlardır. Bununla beraber, yalnızca Kanada, Almanya ve İsveç’te ticari amaçla santrallar kurulmaya devam etmiştir. Hindistan, Kanada (CANDU) teknolojisine dayanarak geliştirdiği 220 MWe gücündeki ağır su santralarının önemli bir bölümünü kendi ülkesinde imal etmekte ve 500 MWe gücündeki ünitelerle devam etmektedir. Bunların yanı sıra , Pakistan’da 125 ve 300 MWe, G.Kore’de 365 MWe, Arjantin’de 335 ve 600 MWe, ve Romanya’ da da 2 x 655 MWe gücünde ağır su tipi nükleer santrallar kurulmuş ve işletilmektedir.

- Zenginleştirilmiş uranyum yakıtlı, su moderatör ve soğutmalı reaktörler:

Ağır suya kıyasla, doğal suyun daha fazla nötron absorbe etme özelliği nedeniyle, zincirleme reaksiyonu sağlayabilmek için zenginleştirilmiş uranyum’lu yakıt kullanılması gerekmektedir.

İlk yıllardan itibaren askeri amaçlarla uranyum zenginleştirme teknolojilerini ve daha kompakt ve basit olan su moderatör ve soğutmalı denizaltı reaktörlerini geliştirmiş olan A.B.D. ve S.S.C.B. elektrik üretim amaçlı reaktörlerini de bu birikime dayandırmıştır.

Su moderatörlü ve soğutmalı reaktörler:

- Basınçlı su tipi (Pressurized Water Reactor : PWR)

- Kaynar su tipi (Boiling Water Reactor: BWR) olmak üzere iki gurupta toplanmaktadır.

Her iki tipte de reaktör kalbi yüksek basınca dayanaklı bir basınç kabı içindedir.

Basınçlı su tipi (PWR) reaktörlerde, birincil soğutma devresindeki 140-150 bar basınçlı su ısınarak basınç kabı dışındaki ısı değiştiricilerinde enerjisini daha düşük basınçlı (70 bar) ikincil devredeki suya vererek tekrar reaktör kalbine geri döner. İkincil devredeki basınç daha düşük olduğu için buharlaşan su elektrik üretmek üzere türbin-jeneratörlere gönderilir.

Kaynar su tipi (BWR) reaktörlerde, birincil devredeki su reaktör kalbinde kısmen buharlaşarak dışarıya çıkar, ayrılan buhar doğruca türbin-jeneratörlere gönderilir. Ayrıştırılan soğutma suyu tekrar reaktör kalbine geri döner.

PWR tipi reaktörler ilk defa A.B.D. de Westinghouse, Combustion Engineering ve Babcock Wilcox firmaları tarafından geliştirilmiş ve kurulmuşlardır. Onu takiben S.S.C.B. de 230 MWe ve daha yüksek güçlerde basınçlı su tipi (VVER) reaktörler kurmaya başlamıştır. 1958 yılından itibaren Westinghouse lisansıyla Fransa’da ve daha sonraki yıllarda G.Kore, Japonya (Mitsubishi) ve Çin’de de PWR tipi reaktörler kurulmaya başlanmıştır.

BWR tipi reaktörler ilk defa A.B.D.de General Electric ve İsveç’te Asea Atom firmaları tarafından geliştirilmiş ve kurulmuşlardır. Takip eden yıllarda General Electric lisansıyla Japonya’da da (Hitachi, Toshiba) BWR tipi reaktörler kurulmaya başlamıştır.

- Zenginleştirilmiş uranyum yakıtlı, grafit moderatörlü ve su soğutmalı reaktörler:

1954 yılında S.S.C.B. de ilk kurulan ve işletmeye açılan 5 MWe gücündeki Obninsk santralı bu tip (RMBK) bir grafit moderatörlü ve su soğutmalı reaktöre sahiptir. RMBK tipi reaktörlerde yakıt elemanları moderatör olarak kullanılan grafit blokları arasındaki

basınçlı borular içinde bulunmaktadır. Soğutucu olarak kullanılan suyun bir kısmı basınçlı borular içinden geçerken ısınıp buharlaşmakta ve türbin-jeneratörlere gönderilmektedir.

Rusya, Ukrayna ve Litvanya’da çok sayıda kurulmuş ve işletilmekte olan RMBK tipi reaktörler 1986 yılında Chernobyl’de (Ukrayna) aynı tip bir reaktörde meydana gelen büyük nükleer kazadan sonra, bir kısmı hemen ,bir kısmı da 2010 yıllarına kadar tamamen devreden çıkarılmışlardır.

- Zenginleştirilmiş uranyum yakıtlı, grafit moderatörlü, gaz soğutmalı reaktörler:

Yüksek sıcaklıklı gaz reaktörü (HTGR) olarak adlandırılan bu tip reaktörlerde, yaklaşık % 17 zenginleştirilmiş uranyum dioksit tanecikleri moderatör olarak görev yapan karbon veya silikon karbid ile kaplanarak kürecikler haline getirilmektedir. Soğutucu olarak kullanılan helyum gazı 500 °C üzerinde bir sıcaklıkta (max. 950 °C) ısıtılabildiği için, doğruca gaz türbinlerine gönderilerek veya ikincil devrede buhar üretilerek elektrik üretiminde, çevre ısıtmasında veya diğer teknolojik amaçlarla kullanılabilmektedir.

Almanya (Siemens) tarafından geliştirilen bir prototip reaktörün işletilmesine son verilmiş olup, halen Güney Afrika, Rusya, Çin ve Japonya’da yeni prototip reaktörler üzerinde çalışılmaktadır.

- Uranyum ve plütonyum yakıtlı, ergitilmiş metal soğutmalı hızlı üretken reaktörler:

Hızlı üretken (Fast breeder) reaktörlerde hızlı nötronların uranyum veya plutonyum’u parçalama olasılığı daha düşük olduğu için, yakıt olarak yüksek derecede zenginleştirilmiş Uranyum (% 10-20) ve/veya kullanılmış yakıtların yeniden arıtılmasıyla elde edilen Plutonyum kullanılmaktadır.

Hızlı nötronlarla parçalanma sırasında serbest kalan nötron sayısı yavaşlatılmış nötronlara

kıyasla daha yüksektir. Bu, doğal Uranyum’um büyük bir kısmını oluşturan (% 99,33) U238

izotopunun önemli bir bölümünün nötron absorbe ederek Pu239 ve Pu241 e dönüşmesini

ve bunların da parçalanarak enerji üretmesini sağlar. Bu şekilde, hızlı üretken reaktörlerde tüketilenden daha fazla (% 120) yeni parçalanabilecek izotopların üretilmesi söz konusudur.

Hızlı üretken reaktörler, termal reaktörlerde çok büyük bir bölümü değerlendirilemeyen

U238 izotopunun tamamına yakın bir kısmının enerji üretiminde kullanılmasının yolunu

açmaktadır. Bu sayede, belirli bir miktar uranyum’dan 60-90 misli enerji üretmek mümkün

olabilecektir. Kullanılmış yakıt içinde kalan (yaklaşık % 95) U238 in, yeniden arıtıldıkdan

sonra, hızlı üretken reaktör çekirdeğinin çevresinde yerleştirilerek plütonyum 239 ve 241 üretilmesi (breeding) ve bunların kısmen reaktör içinde parçalanarak veya yeniden arıtılarak ayrıştırılıp enerji üretiminde kullanılması söz konusudur.

Bölüm 1.2 de belirtildiği gibi, ilk elektrik 45 kw gücündeki EBR-1 hızlı üretken bir reaktörde üretilmiştir. Tablo 18'de 1980 yılı itibarıyla işletilmekte ve kurulmakta olan hızlı reaktörler gösterilmiştir [32]. A.B.D. de 1963 yılında işletmeye açılan 20 MWe gücündeki EBR-II sorunsuz olarak elektrik üretiminde kullanılmıştır .S.S.C.B. de çok sayıda enerji üretim amaçlı hızlı üretken reaktör (BOR-60, BN350, BN600) kurulmuş, elektrik üretiminde ve çevre ısıtmasında kullanılmıştır. Fransa’da 1973 yılında işletmeye alınan 250 MWe gücündeki Phenix 1987 yılına kadar işletilmiştir. 1250 MWe gücündeki Super Phenix işletmeye açılmış; fakat ufak çaplı bir soğutucu kaybı kazası ve özellikle de ekonomik

Tablo 7'de Mayıs 2005 itibarıyla dünyada işletilmekte ve kurulmakta olan olan nükleer

reaktörler gösterilmektedir. Görüldüğü gibi, İngiltere de işletilmeye devam edilen GCR tipi reaktörler ile Rusya ve Litvanya’da işletilmeye devam edilen RMBK tipi reaktörler dışında, tüm santralların büyük bir bölümü hafif ve ağır su soğutmalı reaktörlerden oluşmaktadır. Litvanya’daki son RMBK ünitesi 2009 yılında kapatılmıştır. Ukrayna’da kaza yapan Chernobyl santralının 6 ünitesi ve diğer bazı üniteler kapatılmıştır. İngiltere’de işletilmekte olan AGR tipi gaz soğutmalı reaktörlerin önemli bir bölümü kapatılmış olup, geri kalan 7 ünitenin de 40 yıllık işletme ömürlerinin sonunda 2016-2019 yılları arasında kapatılmaları, onların yerine basınçlı su tipi yeni reaktörler kurulması planlanmıştır. Halen işletilmekte ve kurulmakta olan nükleer santralların çok büyük bir bölümü su ve ağır su moderatör ve soğutmalı reaktörlerden oluşmaktadır.