Bu sitede bulunan yazılar memnuniyetsizliğiniz halınde olursa bizimle iletişime geçiniz ve o yazıyı biz siliriz. saygılarımızla

    nükleer enerji santralinde yakıt olarak ne kullanılır

    1 ziyaretçi

    nükleer enerji santralinde yakıt olarak ne kullanılır Ne90'dan bulabilirsiniz

    Nükleer yakıt

    Nükleer yakıt

    Nükleer yakıt, nükleer enerji elde etmek için kontrollü nükleer füzyon ya da nükleer fisyon yapmak amacıyla kullanılan maddelerdir. Nükleer yakıtlar tüm yakıtlar içinde enerji yoğunluğu en yüksek olanlarıdır.

    Çoğu nükleer yakıt nükleer fizyon yapma kapasitesi olan zincir reaksiyona sebebiyet veren elementlerden oluşur. Bu yakıtların meydana getirdiği zincir reaksiyon nükleer reaktörlerde kontrol altında enerji sağlamak veya nükleer silahlarda kontrolsüz enerji sağlamak için kullanılır.

    En sık kullanılan nükleer yakıtlar plütonyum-239 (239Pu) ve uranyum-235 (235U)'dur. Nükleer yakıtların maden safhasından sonra rafine edilmesi, saflaştırılması, kullanılması ve nükleer atık haline gelmesi nükleer yakıt döngüsü adını alır.

    Tüm nükleer yakıtlar nükleer fizyon'dan enerji elde etmez. Plütonyum-238 ve bazı diğerleri radyoaktif bozunma sonucu az miktarda nükleer enerji elde etmekte kullanılabilirler. Ayrıca trityum (3H) nükleer füzyon yoluyla enerji etmek için yakıt olarak kullanılır.

    Dış bağlantılar[değiştir | kaynağı değiştir]

    PWR fuel[değiştir | kaynağı değiştir]

    BWR fuel[değiştir | kaynağı değiştir]

    CANDU fuel[değiştir | kaynağı değiştir]

    TRISO fuel[değiştir | kaynağı değiştir]

    QUADRISO fuel[değiştir | kaynağı değiştir]

    CERMET fuel[değiştir | kaynağı değiştir]

    Plate type fuel[değiştir | kaynağı değiştir]

    TRIGA fuel[değiştir | kaynağı değiştir]

    Space reactor fuels[değiştir | kaynağı değiştir]

    Fusion fuel[değiştir | kaynağı değiştir]

    Yazı kaynağı : tr.wikipedia.org

    N�kleer Santrallarda Yak�t

    N�kleer reakt�rlerde, yak�t demetlerinin i�erdi�i yak�t �ekirdekleri, b�l�nme (fisyon) tepkimesi sonucunda t�kendi�inden, yak�t demetlerinin belirli aral�klarla de�i�tirilmeleri, reakt�r kab�na yeni (taze) yak�t demetlerinin y�klenmesi gerekmektedir.

    Yeni yak�t demetleri, yak�t imalat tesislerinde imal edilmekte, �zel tasar�mlanm�� �elik ta��ma kaplar�na yerle�tirilerek, n�kleer santrallara getirilmektedir.

    Bat� Avrupa, Asya ve ABD'de nakliye islemi �o�unlukla kamyonlar vas�tas�yla karayolundan ger�ekle�tirilmektedir. Eski do�u bloku �lkelerinde ve Rusya'da demiryolu bu ama�la en �ok tercih edilen nakliye ortam�d�r. K�talar aras� ta��ma gerekti�inde deniz yolu kullan�lmakta, nadiren hava yollar�ndan faydalan�lmaktad�r.

    Tipik bir n�kleer reakt�r �nitesi i�in y�ll�k yakla��k 6 ton taze yak�ta ihtiya� bulunmaktad�r. Bu da 4-5 kamyonluk y�k anlam�na gelmektedir. Taze yak�tlar�n ���n�m (radyasyon) seviyesi �ok �ok d���k bulundu�undan, nakliye s�ras�nda herhangi bir koruma z�rh�na ihtiya� bulunmamaktad�r.

    Bug�n ticari olarak elektrik enerjisi �reten n�kleer santrallar�n b�y�k �o�unlu�unda, kullan�lm�� yak�tlar�n de�i�tirilebilmesi i�in reakt�r belirli aral�klarla kapat�lmas� gerekmektedir. Bu kapat�lma aral��� reakt�r tasar�m�na g�re farkl�l�k g�sterse de, genellikle 12 ile 24 ay aras�nda de�i�mektedir.

    [NOT: Baz� �lkeler taraf�ndan kullan�lan CANDU ve RBMK t�r� santrallerde ise tasar�mlar� gere�i herg�n yeni yak�t y�klenmesi gerekmektedir. Burada bas�n�l� su reakt�rlerinde (PWR) n�kleer yak�t konusu ele al�nmaktad�r. Kaynar su reakt�rlerinde (BWR) yak�t de�i�time s�reci burda anlat�lana �ok benzer bulunmaktad�r]

    N�kleer reakt�r kapat�ld���nda, yeni yak�tlar�n�n y�klenmesinin yan� s�ra, ayn� zamanda bir�ok gerekli denetim ve bak�m faaliyetleri de ger�ekle�tirilmektedir.

    Reakt�r kalbinin her noktas�ndaki yak�t t�ketimi ayn� olmad���ndan dolay�, yak�t de�i�tirme s�ras�nda genelde santraldaki demetlerin yakla��k ��te biri ��kart�lmakta, geri kalan yak�t�n yerleri de�i�tirilmektedir. B�ylece d�zg�n bir enerji �retim �ekli elde edilmeye �al���lmaktad�r.

    Yandaki �ekil, �rnek ve basitle�tirilmi� bir yak�t de�i�tirme �ablonunu g�stermektedir. K�rm�z� kareler, ilk kez y�klenen taze yak�t demetlerini, gri kareler bir �nceki yak�t de�i�tirme s�ras�nda y�klenmi� ve bug�ne kadar kullan�lm�� olan demetleri ifade etmektedir. Beyaz kareler ise iki �nceki yak�t de�i�tirme s�ras�nda y�klenmi� tepkir kab�ndaki en eski demetleri g�stermektedir.

    Bir sonraki yak�t de�i�tirme a�amas�nda beyazlar reakt�rden ��kart�larak kullan�lm�� yak�t havuzlar�na al�nacak, griler ��kart�lanlar�n yerine, beyazlar ise grilerin yerine kayd�r�lacakt�r. K�rm�z� noktalara ise yeni yak�tlar y�klenecektir.

    N�kleer reakt�rden ��kart�lm�� kullan�lm�� yak�t demetleri �ok s�cak ve ���netkindir (radyoaktif). Y�ksek ���n�m seviyesi nedeniyle, bu demetlerde �s� �retimi de daha uzunca bir s�re devam etmektedir.

    Kullan�lm�� yak�t demetleri reakt�rden ��kart�l�r ��kart�lmaz, reakt�r binas�n�n yan�na in�a edilmi� bir binadaki su dolu saklama havuzlar�na al�nmaktad�r (baz� �klerede bu havuz, koruma kabu�unun i�ine in�a edilmektedir). Bu havuzlarda kullan�lm�� yak�tlar 10-20 y�l aras� bir s�re bekletilmektedir. Yak�t de�i�tirme i�lemleri tamamen su alt�nda ger�ekle�tirilmektedir.

    Yak�t de�i�tirme, bak�m ve denetim faaliyetlerini 7 a�ama olarak incelemek m�mk�nd�r.



    Reakt�r kab� kapa��n�n a��lmas� ve reakt�r kab� �st i� donan�m�n�n ��kart�lmas� ile ba�layan bu a�amalarla ilgili ak�� �emas� a�a��daki animasyonda g�sterilmeketdir.

    1.REAKT�R KABI KAPA�ININ S�K�L�P KALDIRILARAK KAPA�IN A�ILMASI

    i. Bir n�kleer santralda yak�tlar reakt�r kab�nda bulunmaktad�r. Dolay�s�yla yak�t de�i�tirme i�lemini ger�ekle�tirebilmek i�in ilk �nce reakt�r kab�n�n kapa��n�n a��lmas� ve kapa��n kald�r�lmas� gerekmektedir. Bu ama�la kapa��, reakt�r kab�na sabitleyen vidalar ��kart�lmaktad�r. B�y�k boyutlarda bulunan bu vidalar yandaki �ekilde g�r�lmektedir.



    ii. Vin� g�revlisi, vin� kancas�n� reakt�r kab� kapa��na ge�irmekte ve kald�rma i�lemine ba�lanmadan �nce kapa��n a��rl��� �l��lmektedir. Bu �ekilde vin� kancas�n�n reakt�r kab� kapa��na d�zg�n bir �ekilde ba�land���n� do�rulanmaktad�r. Yandaki �ekilde reakt�r kab� kapa��n� kald�rmak amac�yla kullan�lan kancan�n ne kadar b�y�k oldu�u g�r�lebilmektedir.

    iii. Gerekli kontroller ba�lad�ktan sonra kapa��n kald�r�lmas� i�lemine ba�lanmaktad�r. Kapa��n a��rl��� yakla��k 70 ton civar�nda bulunmaktad�r.

     iv. Kald�rma i�leminin ilk a�amas�nda "sadece ve sadece reakt�r kab� kapa��n�n kald�r�ld���, di�er b�t�n reakt�r par�alar�n�n yerli yerinde kald���" y�n�nde gerekli b�t�n kontroller uzman denet�iler taraf�ndan yap�lmaktad�r.

    v. Reakt�r kab� kapa�� belirli bir y�ksekli�e kald�r�ld�ktan sonra kald�rma i�leminin erken a�amalar�n� g�zlemlemekte ve denetlemekte olan personel g�venlik nedeniyle yak�t de�i�tirme havuzu b�lgesini terk etmektedir. Daha sonra kapa��n kald�r�lmas�na devam edilmektedir.

    vi. Kapak yak�t de�i�tirme havuzunun y�zey seviyesini ge�ene kadar kald�rma i�lemine devam edilmektedir.

    Reakt�r kab� kapa��n� yak�t de�i�tirme havuzunun �st�ne kald�r�ld�k�a, kapa��n alt�, g�r�n�r hale gelmektedir.


    vii. Koruma kabu�u vinci polar bir vin�tir ve radyal y�nlerde hareket edebilmektedir. Bu vin� 75 tonluk reakt�r kab� kapa�� kald�r�ld�ktan sonra, 25 tonluk reakt�r kab� misil kalkan�, 18 tonluk bas�n�land�r�c� misil kalkan�n� da teker teker kald�r�lmaktad�r.

    2. REAKT�R KABI �ST �� DONANIMININ �IKARTILMASI

    i. Reakt�r kab� kapa��n�n kald�r�lmas�ndan sonra, reakt�r kab�n�n �st b�lgesinde bulunan i� donan�m�n ��kart�lmas� gerekmektedir. Reakt�r kab� �st i� donan�m� yakla��k 25 ton a��rl���nda bulunmaktad�r ve bunun kald�r�labilmesi i�in 6 tonluk �zel bir aletin kullan�lmas� gerekmektedir. Yukar�daki resimlerde kald�r�lmakta olan �st i� donan�m g�r�lmektedir.

    ii. Reakt�r kab�ndan ��kart�lan �st i� donan�m yak�t de�i�tirme havuzundaki �zel bir sehpan�n �zerine yerle�tirilmektedir.

    3. YAKIT DE���T�RME FAAL�YETLER�

    i. Yak�t de�i�tirme s�ras�nda tipik olarak reakt�r kab�n�n merkezindeki yak�t demetlerinden %25-%40 aras�ndaki b�l�m� ��kart�lmakta, baz� yak�t demetlerinin konumlar� merkeze do�ru kayd�r�lmak suretiyle de�i�tirilmekte ve yeni yak�t demetleri reakt�r kab�n�n d�� y�zeyine yak�n b�l�mlerine yerle�tirilmektedir.

    Bu ayarlamalardaki ama� yak�t t�ketimini ve g�� da��l�m�n� en optimum seviyede tutabilmektedir. de�i�tirilmektedir.

    Yandaki �ekilde, n�kleer m�hendis yerle�tirilmekte olan yak�t demetlerinin konumlar�n�n izlemektedir.

    A�a��daki �ekil reakt�r kab�ndaki yak�t demetlerini daha yak�ndan g�stermektedir. Resmin �st k�sm�nda g�z�ken b�y�k "��k�� a�z�", reakt�r kab�nda �s�nan (s�cak) so�utucu suyunun reakt�r kab�n� terk etti�i yeri g�stermektedir. Yak�t demetlerini reakt�r kab�na yerle�tiren veya reakt�r kab�ndan ��kartan vin� resmin solunda g�r�lmektedir. Resimde reakt�r kab�ndan ��kart�lmakta olan kullan�lm�� yak�t g�r�lebilmektedir.

    Yandaki �ekil yak�t de�i�tirmek amac�yla kullan�lan �zel vincin yandan g�r�n���n� g�stermektedir (resmin ortas�nda). Kapa�� a��k olan reakt�r kab�n�n �st� resmin alt�nda g�r�lmektedir. Resimde ayr�ca �n planda g�r�len beyaz borularda, reakt�r kab�n�n �st i� donan�m�n� kald�rmak i�in kullan�lan �zel alet de g�r�lmektedir.

    ii. Reakt�r kab�ndan ��kart�lan kullan�lm�� yak�t demetleri bir ayg�t yard�m�yla yanlamas�na �evrilmekte ve �zel bir kap� yard�m�yla reakt�r binas�n�n yan�na in�a edilmi� bir binada bulunan kullan�lm�� yak�t saklama havuzuna ��kart�lmaktad�r.

    Yandaki �ekilde kullan�lm�� yak�t� yanlamas�na �eviren �zel alet g�sterilmektedir.

    iii. Kullan�lm�� yak�t demetleri, kullan�m�� yak�t havuzunda kendileri i�in haz�rlanm�� raflara yerle�tirilmektedir.

    4. YAKIT DE���T�RME SIRASINDA GER�EKLE�T�R�LEN D��ER BAKIM FAAL�YETLER�

    i. Yak�t de�i�tirme s�ras�nda bir�ok planl� �nleyici bak�m faaliyetleri ger�ekle�tirilmektedir. Bak�ma al�nan donan�mlar aras�nda 7,5 tonluk so�utma suyu pompas� bulunmaktad�r. Bu pompa bak�mdan ge�irilmek �zere s�k�lmektedir.

    ii. So�utma suyu pompas�n�n 20 tonluk motoru bak�m odas�na ta��nmaktad�r.

    iii. Elektrik teknisyenleri motor-tahrikli vanalarda gerekli testleri ve denetimleri ger�ekle�tirmektedir.

     iv. Elektrik teknisyenleri motor kontrol panellerindeki r�leleri ve ilgili zamanlamala ayarlar�n� kontrol etmektedir.

    v. Elektrik teknisyenleri y�ksek-voltaj elektrik sistemlerinin aktarma d�zenekleri �zerinde testler ger�ekle�tirmektedir.

    vi. Reakt�r kab� kapa��n�n dev vidalar� temizlenmekte ve yeniden yerine tak�lana kadar saklanmaktad�r.

    vii. Santral t�rbininde gerekli bak�m, test ve ayarlar yap�lmaktad�r.

    5. YEN�DEN ��LETMEYE HAZIRLANMA

    i. Reakt�r kab� �st i� donan�m� �zel vin� yard�m�yla tekrar reakt�r kab�na yerle�tirilmektedir. �zel vin� daha sonra �zel saklama b�lmesine al�nmaktad�r.

    ii. D��ardan gelecek y�ksek h�zl� delici par�alara y�nelik reakt�r kab� koruma z�rh�, reakt�r kab� �zerindeki normal konumuna yerle�tirlmektedir.

    iii. Yakla��k 17.5 ton a��rl���ndaki bas�n�land�r�c� misil koruma z�rh�, bas�n�land�r�c� b�lmesinin �zerindeki normal konumuna getirilmektedir.

    iv. Reakt�r kab� kapa�� tekrar reakt�r kab�n�n �zerine yerle�tirilmektedir.

    v. Reakt�r kab�na ba�l� elektrik ve �l�� kontrol sistemleri tekrar yerli yerlerine tak�lmaktad�r, gerekli ba�lant�lar yap�lmaktad�r.

     vi. Metal koruma kabu�u ile beton koruma kabu�u aras�ndaki bo�luklar ve bu bo�lukda bulunan kablaj ve boru sistemleri s�k� denetimlerden ge�irilmektedir.

     vii. So�utucu suyu pompalar�nda son denetimler ger�ekle�tirilmektedir.

    6. SON DENET�MLER

    i. Reakt�r kab�n�n�n misil z�rh� �zerinde son denetimler ger�ekle�tirilmektedir.

     ii. Buhar �rete�leri ve koruma kabu�u havaland�rma sistemi son denetime tabi tutulmaktad�r.


    iii. Reakt�r kab�n�n alt�nda bo� bir b�lge bulunmaktad�r. Bu b�lgenin amac�, reakt�r kab�ndan veya di�er boru sistemlerinden olabilecek ka�ak suyun bu b�lgede toplanmas�n�n sa�lanmas�d�r. Bu b�lgede bulunan kablaj tablolar�, olu�abilecek herhangi su s�z�nt�lar�ndan etkilenmemeleri amac�yla en az 120 cm y�ksekli�e yerle�tirilmi�tir. Bu b�lge de son denetimler s�ras�nda dikkatli bir �ekilde incelenmektedir.

     7. ��LETMEYE ALMA

    S�ras�yla ilk �nce reakt�r, daha sonra da turbin-jenerat�r i�letmeye al�narak kademe kademe n�kleer santral g�ce ��kart�lmaktad�r.

    Yak�t de�i�tirme ve bak�m faaliyetleri, reakt�r tasar�m�na ve �lkenin lisanslama otoritesinin yasal gereklerine de ba�l� olacak �ekilde 20-40 g�n aras�nda bir s�rede tamamlanabilmektedir.

    Bu s�re zarf�nda reakt�rde elektrik �retimine ara verilmektedir.



    Yazı kaynağı : www.nukleer.web.tr

    Sık Sorulan Sorular AKKUYU NÜKLEER A.Ş.

    ADRES: Mahall Ankara, Mustafa Kemal Mahallesi Dumlupınar Bulvarı B Blok 274/7 Kat: 11 No: 117 06530 Çankaya, Ankara / Mahall Ankara

    TELEFON: +90 312 442 60 00

    FAKS: +90 312 442 60 16

    E-Posta: [email protected]

    Yazı kaynağı : www.akkunpp.com

    Kullanılmış Nükleer Yakıtlar Nasıl Depolanıyor ve İmha Ediliyor?

    Kullanılmış Nükleer Yakıtlar Nasıl Depolanıyor ve İmha Ediliyor?

    400.000 ton kullanılmış nükleer yakıt, düzinelerce ülkede, yüzlerce yerde depolanmaktadır. Radyoaktif özellikleri göz önüne alındığında, kullanılmış yakıtlar binlerce yıl boyunca depolanmalı ve korunmalıdır. Derin yeraltı depolaması, stokların merkezileştirilmesine yardımcı olacaktır ve bazılarının yapımı planlanmaktadır; ancak bu yeni nükleer tesis türlerini koruma zorluğu, dikkatli planlama ve yeni teknolojiler gerektirecektir.

    Kullanılmış Nükleer Yakıtın Hızla Artan Miktarı

    1950'lerden bu yana, birçok ülkede yüzlerce nükleer reaktör kullanılmış nükleer yakıt üretiyor. Depolamada kullanılmış nükleer yakıt miktarının önümüzdeki on yıllar boyunca artmaya devam etmesi bekleniyor.

    1 Nisan 2020 itibariyle 30 ülkede 442 faal nükleer enerji reaktörü ve 53 ülkede faaliyet gösteren 220 araştırma reaktörü bulunmaktadır. Dünyaya sağladıkları sürdürülebilir nükleer enerji ve radyoizotop materyallerinin yanı sıra radyoaktif atıklar da üretirler. Atığın en tehlikeli kısmı, 2017 itibariyle Dünya genelinde 400.000 metrik ton ağır metal (tHM) biriktirmiş olan kullanılmış nükleer yakıttır. Ortalama olarak, küresel kullanılmış nükleer yakıt stoğu yılda 11.300 tHM artmaktadır. Bu kısa vadede %2-5 kadar artacaktır (59 nükleer enerji reaktörünün 2025 yılına kadar kapatılması bekleniyor). Bu da ülkelerin depolama ve nihai bertaraf konusunda karar alma ihtiyacını artırıyor.

    Kullanılmış Nükleer Yakıt 150 Yıl Sonra Aynı Ülkede mi Olacak?

    Harcanan nükleer yakıt binlerce yıllık tehlike arz etmektedir, ancak ülke sınırları değişir ve hükümetler çok kısa zaman dilimlerinde yükselebilir ve düşebilir. Bir ülkedeki depolama yerleri, gelecekte kendini başka bir ülkede bulabilir. Bu, gömülü nükleer atıkları korumak için belirli zorluklar ortaya çıkarmaktadır.

    Harcanan nükleer yakıt, binlerce yıl boyunca yüksek düzeyde radyasyon yaymaya devam edecek ve bu, yalnızca uzun vadeli kullanılmış nükleer yakıt kontrolü için değil, aynı zamanda mülkiyet konusunda da zorluk teşkil etmektedir. Siyasi sınırlar zamanla değişir ve yönetim rejimleri yükselir ve düşer. Örneğin, Hırvatistan ve Slovenya arasındaki sınır, 1917'den 1991'e kadar 7 kez kaymıştır. Buna göre kullanılmış yakıt depolama ve bertarafının uzun zaman çizelgesi göz önünde bulundurulduğunda, yeraltına gömülü kullanılmış nükleer yakıtın kendisi kadar mülkiyetinin de etkilenebileceğini göz önüne almalıyız.

    Kullanılmış yakıt sahipliği ve yönetim stratejilerindeki olası değişikliğin, ülkeler nükleer enerji santrallerini ortaklaşa işlettiklerinde ve bu nedenle atık yönetimi sorumluluğunu paylaştıklarında da dikkate alınması gerekir. 2003 yılından bu yana, Hırvatistan Cumhuriyeti Krško NGS'nin mülkiyetini Slovenya ile paylaşmaktadır. Hırvatistan Krško NGS'nin ömrünün sonuna kadar üretilen kullanılmış yakıtın yarısına sahiptir.

    Haziran 1991'de Hırvatistan ve Slovenya, Yugoslavya'dan bağımsızlıklarını ilan ettiler. Ekim 1981'de faaliyete geçen ve hala Solvenya'daki tek santral olan Krško Nükleer Enerji Santrali, şu amda Hırvatistan ve Slovenya'daki şirketlerin ortak mülkiyetindedir. Kullanılmış nükleer yakıtın tamamı tesiste depolanır.

    Almanya 3 Ekim 1990'da birleştiğinde, faaliyette olan 16 nükleer santrali ve bunların ikisi birleşmeden önce Doğu Almanya'da kalıcı olarak kapatıldı. Yeniden birleşme sırasında Almanya, hem Doğu hem de Batı'daki fabrikalarda depolanan kullanılmış nükleer yakıttan sorumlu oldu.

    1 Ocak 1993'te Çekoslovakya, Çek Cumhuriyeti ve Slovakya'ya dağıtıldı. Değişim sırasında, Çekoslovakya'da Dukovany ve Bohunice'de iki nükleer enerji santrali vardı. Sırasıyla 1985 ve 1980'de faaliyete başladılar. Konumlarından dolayı Çek Cumhuriyeti Dukovany'i, Slovakya Bohunice'yi satın aldı. Şu anda Dukovany'i işleten ve kullanılmış nükleer yakıt deposundan sorumlu olan Çek şirketi, tesisin inşası sırasında mevcut değildi.

    Kullanılmış Nükleer Yakıt Yüzlerce Yerde Depolanır

    Yaklaşık 300 farklı konum, kullanılmış nükleer yakıt için depolama görevi görüyor. Bunlar koruma önlem ve güvenlik açısından risk oluşturuyor.

    Kullanılmış nükleer yakıt şu anda bir ülkenin merkezi ara deposunda veya nükleer reaktörlerde ıslak veya kuru depoda depolanmaktadır. Bugüne kadar 39 ülkede yerleşik 293 kullanmış nükleer yakıt sahası bulunmaktadır. Bunlardan 6 ülke (Fransa, Almanya, Macaristan, İsveç, İsviçre, Ukrayna) operasyonel merkezi depolama tesislerine sahiptir. Kullanılmış nükleer yakıtın izolasyonu ve kalıcı olarak imhası için uzun vadeli çözümler bulma çabaları dünya çapında devam ederken, kullanılmış nükleer yakıt dağıtımının mevcut durumuna ilişkin küresel bir resim, kullanılmış nükleer yakıt yönetimi stratejileri için bağlam sağlar.

    1960'tan bu yana, ülkelerin kullanılmış nükleer yakıt envanterleri, çevirim içi ve çevirim dışı olan reaktörlerin sayısı nedeniyle dalgalandı. Ancak rota açıktır; zaman içinde kullanılmış nükleer yakıt değişimindeki bir eğilimi anlamak, ülkelerin kullanılmış nükleer yakıt yönetimi için uzun vadeli stratejilerini belirlemesinde yardımcı olabilir.

    Harcanmış yakıtın nasıl yönetildiği ve bir ülke tarafından kullanılan nükleer reaktör türleri, depolamada harcanan yakıt miktarının ne kadar hızlı arttığını etkileyebilir. Örneğin Rusya, Fransa, Birleşik Krallık ve Japonya, harcadıkları yakıtları kısmen yeniden işler, yeniden kullanım için uranyum ve plütonyum çıkarır depoda daha az kullanılmış ürün bırakır. Kanada, Finlandiya ve İsveç gibi diğerleri, üretildiği andan itibaren kullanılmış yakıtı depolamayı tercih ederler. Kullanılmış nükleer yakıt miktarı ayrıca nükleer reaktör türlerine de bağlıdır. Kanada, düşük yanma oranı nedeniyle diğer türlere göre daha fazla kullanılmış yakıt üreten basınçlı ağır su reaktörlerine (CANDU reaktörleri) sahiptir.

    Kullanılmış nükleer yakıt izolasyonu ve kalıcı olarak imhası için uzun vadeli çözümler bulma çabaları dünya çapında devam ederken, kullanılmış nükleer yakıt dağıtımının mevcut durumuna ilişkin küresel bir resim, kullanılmış yakıt yönetimi stratejileri için bağlam sağlar.

    Nükleer tesislerin ve kullanılmış nükleer yakıtın göreceli dağılımını bilmek, ülkelerin düzenleyici ve Uluslararası Atom Enerji Kurumu'na (IAEA) doğrulama faaliyetlerini planlamada ve kullanılmış nükleer yakıtın kalıcı depolanması ve nihai bertarafı için bütünsel bir yaklaşım geliştirmede yardımcı olabilir. Bu aynı zamanda uzun vadeli kullanılmış nükleer yakıt çözümlerinde aynı ilgili paylaşan ülkeler için uluslararası işbirliklerinin geliştirilmesinde de yardımcı olabilir.

    Derin Yeraltı Depolama, Potansiyel Bir Uzun Vadeli Depolama Çözümü Olarak Görülmektedir!

    Yüzeydeki ıslak ve kuru kullanılmış yakıt depolama sistemleri 50 ila 100 yıl arasında çalışabilir. Ancak yakıt hacmi büyüdükçe, mevcut depolama tesisleri yakında kapasitelerine ulaşacaktır. Bu, nükleer atıkların depolanması ve kalıcı olarak bertaraf edilmesi için yeni tesisler geliştirme ihtiyacını yoğunlaştırmaktadır.

    Derin jeolojik depolar (DGR'ler) uzun zamandır kullanılmış nükleer yakıtı güvenli ve emniyetli tutmak için en güvenilir seçenek olarak görülmektedir. Finlandiya, İsveç, Fransa ve İsviçre gibi bazı devletler, DGR'lerde kalıcı olarak kullanılmış yakıt imha etme yolunda ilerliyor. Dünyanın ilk DGR'si 2025 civarında Finlandiya'da faaliyete geçecek.

    Gelecekteki derin jeolojik depolar için birkaç model önerilmiş ve geçtiğimiz on yıllar boyunca geleneksel bir tünel açma yöntemi kullanılarak incelenmiştir. KBS-3 ve çoklu bariyer tasarımları, aşağıda açıklandığı gibi, bu yöntemlerin örnekleridir. Son zamanlarda, yenilikçi yönlü sondaj yöntemine dayanan derin bir yatay sondaj deposu tasarımında kullanılmış nükleer yakıtın kalıcı olarak imhası için önerilmiştir.

    Derin Jeolojik Depo Tasarımları

    Çoklu Bariyer Depo Konseptleri

    Bu konseptte, jeolojik bertaraf, radyoaktif atığın izolasyonu ve muhafazasını sağlamak için birlikte çalışan insan yapımı ve doğal bariyerlerin bir kombinasyonu yoluyla güvenlik sağlar. Çoklu bariyer konseptindeki bariyerler arasında yalnızca katı atık formu, atık konteyneri, tampon veya dolgu erişim contaları ve ana kaya bulunur. Bu bariyerler birlikte, binlerce yıl boyunca atıkların koruma seviyesinde artış sağlayacaktır.

    Bir tür çoklu bariyer deposu olan KBS-3 (kärnbränslesäkerhet) konsepti, İsveç Nükleer Yakıt ve Atık Yönetimi Şirketi olan Svensk Kärnbränslesanthering Aktiebolag (SKB)'de geliştirilen yüksek seviyeli radyoaktif atıkların bertarafına yönelik bir teknolojidir. Bertaraf yöntemi, atığın 30 yıl ara depoda depolanması, atığın bakır kaplı bidonlarda dökme demir eklerde kapsüllenmesi ve ardından kapsüllerin bentonit kılı içinde 8 metre derinliğinde ve 2 metre genişliğinde dairesel dikey delikte 500 metrede biriktirilmesinden oluşur. Depolama tesisi dolduktan sonra, açılan delik kapatılır. İsveç ve Finlandiya, muhtemel DGR'leri için KBS-3 tasarım konseptini kullanıyor.

    İsviçre'deki Radyoaktif Atıkların Bertarafı Ulusal Kooperatifinde (Nagra) çoklu bariyer güvenlik sistemi üzerinde çalışılmaktadır. Sistem, kullanılmış nükleer yakıt için kaplamalarında UO2 ve MOX peletlerinin atık matrisini ve yüksek seviyeli atık için cam, 1000 yıllık kullanım ömrüne sahip korozyana dayanıklı (bakır kenarlı) teneke kutu, dolgu için cevherle sıkıştırılmış granül bentonit ve ana kaya (Opalinus Clay) kullanılmaktadır. İsviçre Nükleer Enerji Yasası ve Nagra'nın Atık Yönetimi Programı kapsamında çoklu bariyer konsepti İsviçre'de derin jeolojik bertaraf için uygulanabilir. İkili veya çok taraflı bir proje çerçevesinde ortak barındıran bir jeolojik bertaraf tesisi seçeneği, çok katı koşullar altında açık tutuluyor, ancak aktif olarak takip edilmiyor.

    Derin Yatay Sondaj Deposu Konsepti

    ABD merkezli bir şirket olan Deep Isolation, kullanılmış nükleer yakıtı tünel açma tasarımlarından çok daha düşük bir maliyetle kalıcı olarak imha etmek amacıyla yatay sondaj delikleri açmak için yeni bir fikir üzerinde çalışıyor. Bu delme tekniği, binlerce fit derinliğe uzanan dikey erişimli bir sondaj deliği ile başlar ve ardından yavaşça yatay olarak döner. Derin yatay bölümde depolanan kullanılmış nükleer yakıt ve yüksek seviyeli atık içeren bidonların çapı yaklaşık 45 santimetre olacaktır. Çöp kutuları geri alınabilir ve insanların yer altına inmesine gerek yoktur.

    Çok Uluslu Jeolojik Depo

    Çok uluslu jeolojik depolar (MGR'ler), ev sahibi ülke ile veya bu ülke olmadan ortaklaşa bir havuz çerçevesi geliştiren katılımcı ülkeler tarafından karakterize edilen DGR'lerdir. Bu ev sahibi ister erken ister daha geç bir aşamada tanımlansın, tüm mali ve idari sorumluluklar, belirli bir devlet grubuyla sınırlı katılımla veya diğer ülkelerden ticari bir temelde çok uluslu bir gruba yerleştirilebilir. Alternatif olarak, kendi ulusal deposunu geliştiren bir ev sahibi ülkenin daha sonraki bir aşamada diğer ülkelerden nükleer materyali kabul ettiği bir "ek senaryo" düşünülebilir. MGR'ler, çoklu bariyer güvenlik konsepti veya derin yatay sondaj konsepti kullanılarak inşa edilebilir.

    Nükleer Koruma Önlemlerinin Bu Yeni Tesislere Ayak Uydurması Gerekecek

    Kullanılmış yakıt, Nükleer Koruma Sistemi tarafından yanlış kullanımdan korunur. Bu uluslararası anlaşmalar ağı, çok taraflı kuruluşlar ve devlet düzenleyicileri birlikte raporlama, inceleme ve kullanım için tesisler üzerinde yükümlülükler yaratır. Derin jeolojik depolar gibi yeni tesis türleri, koruma önlemlerinin uygulanması için zorluklar yaratacaktır. Güvenlik önlemleri topluluğu bu değişikliklere ayak uydurmak zorunda kalacaktır.

    Sağlam bir koruma yönetimi sistemi, kullanılmış yakıtın kötüye kullanılmamasını veya barışçıl kullanımlardan saptırılmamasını sağlamada kullanılmış nükleer yakıt yönetim tesislerine yardımcı olur. Nükleer koruma önlemleri IAEA tarafından devletlerin nükleer malzemelerini kötüye kullanmadıklarını veya kullanım yönünü değiştirmediklerini doğrulamak için kullanılan teknik önlemler seti iken, nükleer güvenlik; hırsızlık, sabotaj ve yetkisiz erişimin veya yasadışı transferin önlenmesi, tespit edilmesi ve bunlara yanıt verilmesi, nükleer malzeme, diğer radyoaktif maddeler veya bunlarla ilgili tesislerdir. İlki, Nükleer Silahların Yayılmasını Önleme Anlaşması (NPT) uyarınca devletlerin IAEA ile yaptığı anlaşmalara tabidir. İkincisi, bir devlet sorumluluğudur, yani IAEA nükleer güvenlik teftişleri yürütmez. Bunu ulusal düzenleyiciler iç düzenlemelere göre denetleyecektir.

    Teknik, yasal, toplumsal, ekonomik ve politik yönlerden dolayı DGR'lerin planlanması onlarca yıl, inşa edilmesi ise daha fazla zaman alacaktır. Bu nedenle, yeraltı bertarafının uzun zaman çizelgeleri, DGR'lee ve MGR'ler için, özellikle koruma önlemlerinin doğrulanmasını destekleyen gelişen teknolojilerle ilgili önlemlerin çıkarımlarının dikkate alınmasını gerektirecektir. Ayrıca, gelecekteki küresel siyasi manzara ve nükleer riskleri ile nükleer silahların yayılmasını önleme rejiminin yanıt verme potansiyeline ilişkin çeşitli senaryoların tahmin edilmesini gerektiriyor.

    Yazı kaynağı : evrimagaci.org

    Yorumların yanıtı sitenin aşağı kısmında

    Ali : bilmiyorum, keşke arkadaşlar yorumlarda yanıt versinler.

    Yazının devamını okumak istermisiniz?
    Yorum yap