Hızlandırıcı Güdümlü Sistemler

Dünyada nükleer enerjiden elektrik üretim kapasitesi 350 GWe civarındadır ve bu üretim kapasiteleri 100-120 GWe'lik üç dilim halinde Amerika Birleşik Devletleri, Avrupa ve dünyanın geri kalan ülkeleri arasında paylaşılmaktadır. Buna bağlı olarak dünyada yaklaşık yılda 10500 ton ağır metal içeren yüksek seviyeli atık ortaya çıkmaktadır. Bugüne kadar 70000 ton ağır metal içeren yüksek seviyeli atık işlenip, oksit yakıt olarak hafif su reaktörlerinde kullanılmış olmasına karşın, dünyada biriken toplam yüksek seviyeli atık miktarı 130000 tonu aşmıştır. Düşük uranyum fiyatları yüzünden, önümüzdeki onlu yıllarda yüksek seviyeli atıkların daha da birikeceğine kesin gözüyle bakılmaktadır.

Nükleer enerjinin baş ağrılarından biri olan atık problemi bilindiği gibi bugün işletmede olan ticari reaktörlerin temel eksilerinden biri olarak ortaya çıkmaktadır. Dolayısıyla, nükleer endüstri, bugüne kadar ortaya çıkan yüksek seviyeli atıkları yakan ya da bugünkü reaktörlerle karşılaştırıldığında çok düşük düzeylerde yüksek seviyeli atık üreten yeni tasarım (eriyik tuz, hızlı üretken ve hızlandırıcı güdümlü sistem) arayışlarına gitmektedir. Aynı zamanda yeni nesil olarak adlandırılan bu teknolojik tasarımların bazıları, ilerideki uranyum rezervlerindeki azalmalar ve fiyatlarındaki olası dalgalanmaları da göze alarak toryum yakıt seçeneği ile ya da imha edilecek nükleer silahlardan gelecek Plütonyumu kullanan çevrimlerle, enerji üretebilecek şekilde tasarımlandırılmaktadırlar.

Bu bağlamda, Hızlandırıcı Güdümlü Sistemler (HGS) hem yüksek seviyeli atık yakabilen hem de uranyum dışındaki yakıt çevrimlerinin (toryum yakıt çevrimi, karışık oksit yakıt çevrimi) esnek olarak kullanılabileceği bir tasarım olarak karşımıza çıkmaktadır.

HGS'de hedef malzeme üzerine yönlendirilen protonlar ile kaynak nötronlar üretilir. Hedef malzeme katı ya da sıvı fazdaki ağır metalden yapılmıştır. Nükleer reaksiyon sonucunda her bir proton için hedefte onlarca nötron üretilir. Üretilen nötronlar, kritik-altı kora gönderilerek diğer nükleer reaksiyonların başlamasını sağlar (Şekil 1). Kritik-altı kor termal ya da hızlı nötron spektrumunda çalışabilecek şekilde tasarımlanmıştır. HGS'nin enerji dönüşüm kısmı normal güç santralindeki sisteme benzerdir. Buna karşın, HGS'de üretilen tüm elektrik enerjisi şebekeye verilmez. Bu enerjinin bir kısmı HGS'deki hızlandırıcının çalışması için kullanılır. Örneğin, 0.98 nötron çoğalma faktörüne sahip 625 MWe'lik (1500 MWth) HGS'de, toplam üretilen elektrik enerjisinin yaklaşık %5'i (30 MWe) hızlandırıcıya geri verilir (Şekil 2).

Şekil 1. Doğurma Prosesi ve Nötron Üretimi

Şekil 2. HGS'den Elektrik Üretim Mekanizması

İlk olarak Glenn Seaborg 1941 yılında bir hızlandırıcı kullanarak doğada bulunmayan plütonyum elementini üretti. Ardından, ABD, 1950-1954 yılları arasında, bir hızlandırıcı kullanarak nötron kaynağı yaratmak ve bunu fisyon zincir reaksiyonunda kullanmak düşüncesiyle Malzeme Test Hızlandırıcı (MTA) programını yürüttü. 50'li yıllarda ABD'de yüksek tenörlü uranyum rezervlerinin bulunması sonrası, bu proje rafa kaldırıldı. Benzer şekilde hızlandırıcı ile üretken (fertil) maddelerden (U-238, Th-232) bölünebilir (fisil) maddeler üretme düşüncesi Rus bilim adamları (V.I Goldanski, R.G. Vasslykov) tarafından FERFICON projesi çerçevesinde 1975-1988 yılları arasında gerçekleştirildi.

Bugünkü anlamıyla, güvenli bir şekilde elektrik üretmeyi ve atıkları yakmayı hedefleyen HGS tasarımı, 1991 yılında ABD'nin BNL ve LANL laboratuarları tarafından ortaya atıldı. 1993 yılında, CERN'deki bilim adamları Nobel ödüllü Carlo Rubia'nın önderliğinde "Enerji Yükselteci (EY)" (Energy Amplifier-EA) olarak adlandırılan tasarımı geliştirdiler. Bu sistem tasarımında, yüksek yoğunluklu proton demeti kullanarak Th-U yakıt çevriminin sağlanması ve çok düşük miktarda minör aktinit (MA) ve uzun ömürlü fisyon ürünü ortaya çıkarması temel amaç olarak hedeflenmişti.

Doğurma (Spallation) Prosesi

Nötron üretimi için birçok nükleer reaksiyon vardır (Tablo 1). Buna karşın, nötronların üretiminde protonların kullanımı, nötron ekonomisi açısından en uygun yöntem olarak karşımıza çıkmaktadır. Doğurma prosesinin tam bir tanımı olmamasına karşın, yüksek enerjili hadronların (proton, nötron, pion, vb.) ya da hafif çekirdeklerin (döteryum, trityum vb) hedef çekirdeklerle etkileşimi olarak tanımlanabilir. Yüksek enerjili parçacık, çekirdekle etkileştikten sonra, hedeften bazı nükleonların ya da hafif çekirdeklerin çıkmasına yol açar. Bu esasa dayanarak yüksek enerjili proton (0.5-1.0 GeV mertebesinde) hedef çekirdeğe çarptırılır (intranuclear cascade). Hedef çekirdekten yüksek enerjili nükleonlar çıkarak çevresindeki çekirdeklerle etkileşirler (internuclear cascade). Bu iki süreç içerisinde hedef çekirdeklerin belirli bir kısmı, ya parçalanma ya da buharlaşma suretiyle dışarı fazladan nükleonlar atarlar ki bu nükleonların içerisinden üretilen nötronlar (20 MeV altı) fisyon yapması için hedefi çevreleyen korda kullanılır. Dolayısıyla bir HGS sisteminde, nötronik açıdan hızlı proton başına çıkan nötronların maksimize edilmesi temel düşüncedir. Şekil 3'te çeşitli hedef çekirdeklerde proton başına çıkan nötron sayıları gösterilmektedir. Şekilde Kurşun (Pb) hedefte üretilen nötronların sayısının Np, U, Am, W gibi hedeflere göre daha az olmasına karşın, CERN'de geliştirilen HGS'de (Enerji Yükselticisi-EA) birkaç nedenden ötürü hedef kütle kurşun olarak seçilmiştir. Bu nedenler, reaktör korunu soğutmak için seçilen ve ısıl avantajları yüksek olan eriyik kurşunla aynı elementer özellikleri taşıması (yüksek kaynama sıcaklığı, hedef üzerinde korozyon etkinin olmaması) ve nötron yutma ve aktivasyon açısından da bu gruptaki diğer elementlerle (cıva, tungsten vb.) mukayese edilebilir düzeyde iyi olması şeklinde sıralanabilir.

Tablo 1: Nötron Üreten Nükleer Reaksiyonlar 

Şekil 3.Farklı Hedef Çekirdekler için Farklı Enerjilerde Gelen Protonların Ortaya Çıkardığı Nötron Miktarları

Enerji Üretimi

HGS'de hedef çevresi kritik altı durumdaki yüksek seviyeli atıklar ya da yakıt çevrimine bağlı olarak bölünebilir izotoplarla harmanlanmış üretken kritik altı yakıt demetleri ile çevrelenmiştir. Kritik altı bir kora sahip olan HGS, geleneksel reaktörlerle karşılaştırıldığı zaman nötronik tasarım açısından tamamıyla farklılık gösterir. Korun kritiklik değerinin ne olacağı ise güvenlikle, net elektrik üretimi arasındaki bir optimizasyona bağlıdır. Sistemin kendinden güvenli olabilmesi için hızlandırıcının akımı kesildiğinde gecikmiş nötron üretimi, koru kritik üstü yapmaya yetecek bir kor çoğaltma katsayısını geçmemelidir. Şu ana kadar yapılan kaba hesaplamalarda güvenlik marjları da göz önüne alındığında bu sınır k_eff=0.98 civarında bir rakam olarak belirlenmiştir. Diğer taraftan hızlandırıcının net elektrik tüketimi kor çoğaltma katsayısının bir fonksiyonudur ki

G reaktörün termal gücünü, G₀ hızlandırıcının tükettiği net elektrik gücünü ifade eder. Bu noktadan hareketle, kor çoğaltma katsayısı (k_eff) 0.98 olan 1500 MW'lık ısıl güç üreten bir hızlandırıcı 30 MWe elektrik tüketirken, k_eff'i 0.9 olan aynı termal güç için elektrik tüketimi yaklaşık 150 MWe'e çıkmaktadır. Sistemin elektrik enerjisi üretimdeki termodinamik veriminin %40 dolayında olacağını varsayarsak, 30 MWe'lik hızlandırıcının tüketimi, toplam elektik üretiminin %5'ne karşılık gelirken, 150 MWe'lik tüketim, toplam elektrik üretiminin %25'ine karşılık gelmektedir. Böylece k_eff değeri düştükçe, sistemin net elektrik üretim verimi olumsuz yönde etkilenmektedir. Yapılan analizlerde, çoğaltma katsayısının 0.96 civarındaki değerlerin altına düşmesi durumunda, HGS'nin işletmesinin ekonomik olmayacağını göstermektedir.

Nükleer reaktörlerle karşılaştırıldığında, nokta kinetik ve yayılmış nokta kinetik hesaplamaları, şekil fonksiyonlarının zamana bağlı olarak çok hızlı değişmelerinden dolayı HGS'ler için geçerli değildir. Bunun için de hem deneysel bazda (TRADE deney düzeneği) hem de analitik hesaplama yöntemleri üzerinde halen çalışılmaktadır. Deneylerin tamamlanması ve analitik hesaplamaların bir çerçeveye oturtulması sonucu, k_eff'in üst sınırı da tam olarak netleşmiş olacaktır.

HGS'nin diğer bir avantajı, reaktörde doğurma prosesinden kaynaklı nötron üretimi sonucunda, nötron spektrumu, orta (rezonans bölgesi- keV) ve hızlı (MeV bölgesi) enerji karakteristiğine sahiptir. Bu da üretken olan elementlerin (bu elementlerin hızlı bölgedeki η faktörü, termal bölgeye göre çok daha yüksektir) çok daha kolay yakılmasına ve yüksek yanma değerlerine (150GWD/t) çıkılmasına olanak sağlamaktadır (Şekil 4).

Geliştirilen EA tasarımında soğutucu olarak, daha önce bahsedilen, ısıl-akışkan ve nötronik avantajlarından dolayı kurşun seçilmiştir. Korda, 1 atm. hava basıncı civarında ısıtılan kurşun buhar üreteçlerine gönderilerek, ikinci devrede su/buhar çevrimi ile elektrik üretilecektir.

Şekil 4. Termal (LWR) ve Hızlı Nötron (EY) Akılarıyla Transuranyum Elementlerin Nötron Yutma ve Fisyon Olasılıklarının Karşılaştırması

CERN Enerji Yükselteci Projesi

CERN'deki bilim adamları Nobel ödüllü Carlo Rubia'nın önderliğinde "Enerji Yükselteci (EY)" (Energy amplifier-EA) olarak adlandırılan 1500 MWth HGS tasarımını geliştirdi. (Şekil 5). Kesin olmamakla beraber, sistemin ana kazanının yüksekliği 25 m ve çapı da 6m civarındadır. Bu tasarımın doğrulanması ve hayata geçirilmesi için üç kademe belirlendi:

• Birinci kademede, sistemin farklı bileşenlerinin (hızlandırıcı, hedef, kritik-altı kor, yakıtlar, ve yakıt işleme yöntemleri) ayrı ayrı tasarım doğrulanması gerçekleştirildi. Avrupa'da buna yönelik olarak hızlandırıcı için; IPHI ve TRASCO deneyleri, hedef için MEGAPIE ve kritik altı kor için de FEAT, TARC, MUSE deney programlarını kapsayan bir dizi deney yapıldı.
• İkinci kademede, sistemin farklı bileşenlerinin birleştirilmesiyle tasarım doğrulanmasına yönelik çalışmalar yer almaktadır. Bu çalışma programı içerisinde ilk göze çarpan TRADE deneysel programıdır ve 2005 yılında deneylere başlanması planlanmaktadır.
• Üçüncü kademede ise, Avrupa yol haritasında da belirtildiği üzere, HGS gösterim tesisinin kurulmasıdır. Programın ilk etabında seçilen standart yakıt elemanlarının yakılması, ardından da transuranyum (TRU) elementlerin yakılması planlanmaktadır. Yapım ve işletmeye alma aşamalarının 2010-1015'lı yıllarda olması beklenmektedir.

Şekil 5. EY Standart Ünitesinin Şematik Gösterimi

Ülkelerde Yürütülen Programlar

Belçika

SCK-CEN çok amaçlı Ar-Ge ışınlama tesisinin tasarımını bitirmek üzeredir. Prototip hızlandırıcının (MYRRHA), amacı aktinit dönüştürme araştırmalarıdır. Hızlandırıcı ile çalışılan diğer araştırma konuları malzeme ve yakıt davranışı, sıvı metaller, reaktör fiziği, kritik altı sistemlerin güvenliği ve radyoizotop üretimidir. MYRRHA'nın inşası hükümetin onayına bağlıdır.

Fransa

Bir araştırma grubu, GEGEDON, ayrıştırma ve dönüştürme (Partitioning & Transmutation) konularındaki faaliyetleri organize etmek üzere 1996 yılından beri çalışmaktadır. Avrupa Birliği 5. Çerçeve programı kapsamında gaz soğutmalı XADS tasarımı gündeme gelmiştir. Kritik altı korun soğutulması için gaz kullanılmıştır. Nötron tesir kesiti ölçümleri, birleşik deneyler, IPHI hızlandırıcısının geliştirilmesi ve sistem çalışmaları konularında araştırmalar yapılmıştır.

Almanya

Nükleer yakıt çevriminin arka ucunda hızlandırıcının uygulama alanları konusunda sürdürülen araştırmalarda ilerleme kaydedilmiştir. Münih Teknik Üniversitesinde siklotron tipi hızlandırıcının (TRITON) tasarım çalışmaları sürmektedir.

İtalya

Nükleer atık dönüştürme işlemi için hızlandırıcı geliştirilmesi ile ilgili gerekli teknoloji ve fizik konularında çalışma yapmak amacıyla bir Ar-Ge programı (TRASCO) başlatılmıştır. Program, hızlandırıcı, nötronik, ısıl-akışkan analiz, malzeme teknolojileri, Pb ve Pb-Bi ile uyumluluk üzerine araştırma yapan alt programlardan oluşmaktadır.

ANSALDO Framatom ile birlikte kurşun-bizmut ötektik karışımı (LBE) soğutmalı ya da gaz soğutmalı prototip HGS üzerine çalışmaktadır. Tasarım başlangıç aşamasındadır, çalışmanın ileri aşamaları, Avrupa Komisyonu Çerçeve Programı kapsamında sürdürülecektir.

LBE-HGS'nin işletme temellerini test etmek amacıyla ENEA, CIRCE'nin inşasına karar vermiştir. İlk test bölümü 2001 yılında tamamlanmış ve işletmeye alınmıştır.

Japonya

Hızlandırıcı destekli dönüştürme teknolojisini geliştirmek amacıyla JAERI tarafından OMEGA isimli program ve "Yüksek Yoğunluklu Proton Hızlandırıcısı " projesi kapsamında yürütülen deneysel bir program başlatılmıştır. Kritik altı reaktör fiziği, sistem işletilmesi ve kontrolü, dönüştürme, ısıl akışkan ve malzeme ışınlaması konularında araştırma çalışmaları sürdürülmektedir.

Güney Kore

Dönüştürme üzerine çalışmalar, KAERI tarafından 1992'de başlatılmıştır. Fakat, 1995 yılına kadar araştırmalar durgun bir seyir izlemiştir. Bu dönemde, dönüştürme konusunda sürdürülecek çalışmalarla ilgili program hazırlanmış ve hızlandırıcı bazlı kritik altı reaktörün nükleer atıkların yakılması için en uygun seçenek olduğu ortaya çıkmıştır. KAERI, bu konuda araştırma yapmak üzere, 1997 yılında taslağı belirlenen HYPER isimli uzun vadeli bir program başlatmıştır. Buna ek olarak, temel bilimler, radyoizotop üretimi ve dönüştürme teknolojisine yönelik araştırma yapmak üzere çok amaçlı 1 GeV-20 mA proton hızlandırıcısının (KOMAC) geliştirilmesi için bir program başlatılmıştır.

İspanya

CIEMAT, 1997 yılında nükleer atıkların dönüştürülmesinde hızlandırıcının uygulama alanlarını araştırmak amacıyla program başlatmıştır. Program üç koldan yürütülmektedir:

• Uzun ömürlü radyonüklidlerin dönüştürülmesi üzerine tasarım, işletme modelleri ve bilgisayar simülasyonu tekniklerinin geliştirilmesi
• Hidro-metalurjik ve piro-metalurjik tekniklerle radyonüklidlerin ayrıştırılması
• Bu sistemde kullanılacak malzemeler üzerine araştırmalar.

İsveç

Ayrıştırma ve Dönüştürme üzerine sürdürülen çalışmalar İsveç Nükleer Yakıt ve Atık İdaresi Kuruluşu (SKB) tarafından desteklenmektedir. Hızlandırıcı fiziği ve güvenlik üzerine yapılan çalışmalar Kraliyet Teknoloji Enstitüsü tarafından yapılmaktadır. Avrupa Birliği tarafından desteklenen pek çok uluslararası projelere de farklı araştırma grupları katkıda bulunmaktadırlar.

İsviçre

İsviçre'de nükleer enerji üzerine sürdürülen çalışmalar Paul Scherrer Enstitüsü (PSI) tarafından yürütülmektedir. MEGAPIE çalışması kapsamında, ileri yakıt çevriminde ve atık idaresinde hızlandırıcının rolü, ileri yakıt geliştirilmesi, yüksek akımlı siklotron geliştirilmesi, sıvı-metal hedefler için malzeme geliştirilmesi konuları üzerine çalışılmıştır. Reaktör fiziği ve güvenlik alanlarında analitik çalışmaların yapılması planlanmaktadır.

Hızlandırıcı sistemleri ve dönüştürme alanlarında PSI çalışmaları ise OECD/NEA projeleri ve Avrupa Komisyonu Çerçeve Programı kapsamında sürdürülmektedir.

ABD

1999 yılında, ABD Enerji Bakanlığı tarafından "Atıkların Hızlandırıcı ile Dönüştürülmesi" projesi başlatılmıştır. ABD'de dönüştürme konusunda sürdürülen ARGE çalışmaları, hızlandırıcı destekli sistemler üzerine yoğunlaşmıştır. Bu çalışmalarda, kullanılmış yakıt içindeki uranyumun ileri PUREX teknolojisi (UREX) kullanılarak tamamen geri kazanıldığı varsayılmıştır. İlk çalışmalarda, ürün uranyumun düşük seviyeli atık olarak depolanabileceği ya da gelecekte muhtemel nükleer yakıt çevriminde kullanılmak üzere depolanabileceği ortaya çıkmıştır.

Proton hızlandırıcısı, reaktör dışı nötron kaynağı ve dönüştürülecek atıkların çeşitli kombinasyonları üzerine çalışmalar yapılmış, ve varsayılan hedefler, dönüştürülmemiş uzun ömürlü izotopların yeniden çevrimi için gerekli kimyasal işlemlerin verimini araştırmak üzere kullanılmıştır. Değerlendirme sonucunda doğrusal proton hızlandırıcı, kurşun-bizmut hedef, ve sodyum soğutmalı metalik ya da seramik üretken olmayan elemanlı dönüştürülecek hedeften oluşan bir tasarım ortaya çıkmıştır. Diğer alternatif tasarımlar, proton kaynağı olarak siklotron, dönüştürme kaynağı olarak nitritler, ve sodyum, basınçlı helyum ya da su soğutmalı tungten hedeften oluşmaktadır.

İlgi çeken bir diğer dönüştürme sistem tasarımı ısıl kritik reaktörü içeren çift katman yaklaşımından oluşmaktadır. Buna ek olarak, dönüştürme sonucunda net enerji kazancı olması nedeniyle, bugünlerde elektrik gücü üretebilen dönüştürme sistemlerinin tasarımı üzerine çalışmalar sürdürülmektedir.

Rusya

Hızlandırıcı konusundaki çalışmalar ISTC projeleri kapsamında sürdürülmektedir. Hızlandırıcı alanındaki ARGE çalışmalarında yer alan araştırma enstitüleri: Teorik ve Deneysel Fizik Enstitüsü (ITEP), Fizik ve Güç Mühendisliği Enstitüsü (IPPE), Deneysel Fizik Araştırma Enstitüsü (VNIIEF), Birleşmiş Nükleer Araştırma Enstitüsü (JINR), Nükleer Enerji Enstitüsü (IAE), Rusya Bilimler Akademisi Nükleer Araştırma Enstitüsü (INR RAS), Deneysel Tasarım Ofisi GIDROPRESS (OKB GP) ve Petersburg Nükleer Fizik Enstitüsüdür (PNPI). Sürdürülen faaliyetler: teorik araştırma, hızlandırıcıdaki fiziksel işlemlerin doğrulanması için deneysel bilgi toplanması ve hızlandırıcı konusunda tasarım çalışmalarıdır.

KAYNAKÇA

[1] Workshop on "Hybrid Nuclear Systems for Energy Production, Utilization of Actinides & Transmutation of Long Lived Radioactive Waste", Eylül 2001, ICTP-Trieste, İtalya

[2] Workshop on "Technology and applications of Accelerator Driven Systems (ADS)", Ekim 2003, ICTP-Trieste, İtalya

[4] A Comparative Study on "Accelerator Driven Systems (ADS) and Fast Reactors (FR) in Advanced Nuclear Fuel Cycles", 2002, OECD/NEA

[3] www.iaea.org/inis/aws/fnss

[5] A European Roadmap for Developing Accelerator Driven Systems (ADS) for Nuclear Waste Incineration, Nisan 2001, ENEA