Nükleer Güç Santrallarinin Genel Tanitimi

Nükleer Güç Santrallarinin Genel Tanitimi
NÜKLEER GÜÇ SANTRALLARININ GENEL TANITIMI

Nükleer Güç Santralları ile Termik Santraller birbirleri ile benzer özellikler taşırlar. Her iki santral tipinde de elde edilen buharın ısıl enerjisi türbinde mekanik enerjiye ve mekanik enerji de dejeneratörlerde elektrik enerjisine dönüştürülerek elektrik üretilir. Bu santraller arasındaki temel fark buharın elde ediliş yöntemidir. Bütün nükleer reaktör tiplerinde bölünmeden açığa çıkan enerji buhar üretiminde kullanır ve bu buhar üretimi doğrudan reaktörün korunda ya da buhar üreteçlerinde yapılır. Bu nedenle nükleer reaktörlerdeki bölünme reaksiyonu termik santrallarda fosil yakıt yakmakla aynı işleve sahiptir. İlk olarak nükleer güç santrallerini tanıtmadan önce bölünme (fisyon) reaksiyonu mekanizmasını anlatmakta yarar vardır.
Nükleer reaksiyonda açığa çıkan enerji, temelde U235 izotopunun ya da herhangi bir bölünmeye yatkın (fisil) izotopun (Pu239, U233) nötronla etkileşmesinden ötürü parçalanması olayı sonucunda açığa çıkan fazlalık bağlanma enerjisidir. Nötronla etkileşen U235 çekirdeği kararsız hale geçerek, kendisinden daha hafif iki çekirdeğe ayrılır ve bu esnada da ortalama olarak iki nötron açığa çıkarır. Bu reaksiyon sonucu açığa çıkan bölünme enerjisi yaklaşık 200 MeV'dir. Bu enerji buhar üretimi için soğutucuya aktarılır ve açığa çıkan nötronlardan biri bölünmeye yatkın başka bir izotopu parçalayarak zincirleme reaksiyonuna sebep olur. Diğer nötron ise reaktör içindeki diğer malzemeler tarafından yutulur ya da sistemden kaçar. Nükleer reaktörler bu zincirleme bölünme reaksiyonunun kontrollü olarak yapıldığı sistemlerdir. Bölünme reaksiyonunun önemini anlamak için 1 kg U235 izotopunun yanması sonucu açığa çıkan enerjinin yaklaşık 1.3 milyon kg kömürünkine eşdeğer olduğunu belirtmek yeterli olacaktır.
Bölünme reaksiyonu sonucu açığa çıkan nötronların etkili bir şekilde kullanılabilmesi için bölünmeye yatkın izotoplarla etkileşme olasılıklarını arttırmak gerekir. Bu nedenle bölünme reaksiyonlarından açığa çıkan hızlı nötronlar moderatör adı verilen yavaşlatıcı malzemeler yardımı ile yavaşlatılarak bölünmeye yatkın malzemelerle etkileşim olasılıkları arttırılır. Diğer bir malzeme de yansıtıcı (reflector) dır. Bu malzeme korun etrafına yerleştirilerek nötronların sistemden dışarı kaçma olasılıklarını azaltmak için kullanılır. Moderatör malzemesi aynı zamanda yansıtıcılık işlevini de görebilir.
İlk kontrollü bölünme reaksiyonu 1942 yılında Amerika Birleşik Devletlerinde inşa edilen CPI Reaktöründe gerçekleştirilmiştir. Bu reaktörde yakıt malzemesi olarak doğal uranyum ve moderator olarak grafit kullanılmıştır. İlk nükleer reaktörde olduğu gibi nükleer reaktör tasarımcılarının reaktör yakıtı için seçimleri doğal uranyum (%0.71 U235, %99.27 U238) ya da %3, %4 oranında zenginleştirilmiş uranyumdur. Eğer yakıt doğal uranyum seçilirse moderator olarak grafit ya da ağır su kullanılmalıdır.
Günümüzde, elektrik üretimi için kullanılan santralların büyük bir bölümü Basınçlı Su Reaktörü (PWR), Kaynar Su Reaktörü (BWR), ve Basınçlı Ağır Su Reaktörüdür (PHWR). Bunlardan ilk ikisi, hafif su soğutmalı termal reaktör sınıfına girer, moderator ve reflektör malzemesi olarak da hafif su kullanılır. Üçüncü reaktör tipi ise dünyada ilk olarak Kanada'da elektrik üretimi için kurulan ve soğutucu olarak ağır su kullanan Basınçlı Ağır Su Reaktörüdür.
BASINÇLI SU REAKTÖRÜ (PWR)
Basınçlı su reaktörleri ticari olarak elektrik üretimi için ABD'de kullanılan ilk reaktör tipidir.
Bu tür reaktörlerde korda üretilen enerji birincil devre soğutucu vasıtasıyla kordan çekilir. İkincil devrede buhar üreteçlerinden alınan buhar türbinlerinde genişletilerek jeneratörde elektrik üretilir.
Birincil devre basıncı, soğutucu suyun kaynamasını engellemek için, 15-16 MPa civarındadır. Soğutucunun kora giriş sıcaklığı 290-300 C, çıkış sıcaklığı ise 320-330 C civarındadır. Reaktör korundan çıkan soğutucu türbinlerde kullanılan buharın üretimi için buhar üreteçlerine gönderilir. Reaktörlerin birincil soğutucu devreleri iki, üç ya da dört tane benzer döngüden oluşur. Her bir döngüde bir buhar üretici, bir reaktör soğutucu pompası ve bağlantı boruları bulunur. Ayrıca reaktör basıncını kontrol edebilmek için bir basınçlayıcı bu döngülerden biri üzerinde bulunur.
Yakıt içinde fisyondan açığa çıkan nötronlar soğutucuda yavaşlatılarak zincirleme fisyon reaksiyonunu sağlarlar. Aynı anda açığa çıkan kinetik enerjinin büyük bir kısmı yakıt içinde ısıl enerjiye dönüşür ve bu enerji ısı iletimi ile soğutucuya aktarılır, bir kısmı ise hızlı nötronlar tarafından moderasyon anında moderator vazifesi de gören soğutucuya aktarılmıştır.
Reaktör koru dayanıklı bir çelikten yapılmış silindirik bir basınç kabı içerisinde yerleştirilmiştir. Basınç kabı bu tip reaktörlerin ömrünü kısıtlayan en önemli bileşendir.
Hemen hemen bütün reaktör tiplerinde reaktör basınç kabı ve soğutucu sistemleri koruma kabı adı verilen çelik bir kabuğun içindedir. Bu çelik kabuk betondan yapılmış ikinci bir koruyucu yapının içerisinde yer alır. Bu sistem dış etkilerden reaktör sistemini korumak ya da reaktörden bir kazadan dolayı açığa çıkabilecek radyasyonun çevreye sızmasını önlemek için tasarlanmıştır.







KAYNAR SU REAKTÖRÜ (BWR)
Kaynar su reaktörü dünyada basınçlı su reaktöründen sonra en yaygın olarak kullanılan reaktör tipidir.
Kaynar su reaktörleri (BWR) birçok yönden PWR reaktörüne benzemekle birlikte, temel fark reaktör koru içinde kaynama olayına izin verilmesidir.
BWR tipi reaktörlerin diğer hafif sulu reaktörlere göre üstünlüğü reaktör koru içinde doğrudan elde edilen buharın türbinlere gönderilmesidir. Bu nedenden dolayı BWR reaktörleri doğrudan çevrim ile çalışır.
Basıncın PWR tipi reaktörlere göre daha düşük olması nedeniyle (7 MPa) basınç kabı et kalınlığı daha düşüktür.
BASINÇLI AĞIR SU REAKTÖRÜ (PHWR)
Basınçlı Ağır Su Reaktörleri, Basınçlı Su Reaktörleri ile benzer özellikler taşırlar. Ağır su reaktörü olarak adlandırılmalarının nedeni moderator ve soğutucu için ağır su (D20) kullanmalarıdır. Bu tür reaktörlerin en yaygın olarak kullanıldığı ülke Kanada'dır. Kanadalılar son 40 yılda CANDU (CANada Deuterium Uranium) adını verdikleri Kanada reaktörünü tasarlayıp geliştirerek Basınçlı Ağır Su Reaktörü teknolojisinde lider olmuştur.
CANDU reaktörlerinde yakıt olarak doğal uranyum kullanıldığı için zenginleştirme tesislerine ihtiyaç yoktur. Düşük basınçta moderator, ağır su (D20) ve yatay silindir şeklinde bir reaktör kabı vardır. Reaktör kabının içinde yatay şekilde geçen 380 adet yakıt kanalı bulunur. Yakıt kanalları doğal uranyum yakıt ve ağır su soğutucusundan oluşur. Yakıt kanalındaki yakıt elemanları basınç tüpü içindedir.