Sunum yükleniyor. Lütfen bekleyiniz

Sunum yükleniyor. Lütfen bekleyiniz

Nükleer Atık Yönetimi Prof. Dr. Atilla Özgener İTÜ Enerji Enstitüsü, Nükleer Araştırmalar ABD.

Benzer bir sunumlar


... konulu sunumlar: "Nükleer Atık Yönetimi Prof. Dr. Atilla Özgener İTÜ Enerji Enstitüsü, Nükleer Araştırmalar ABD."— Sunum transkripti:

1 Nükleer Atık Yönetimi Prof. Dr. Atilla Özgener İTÜ Enerji Enstitüsü, Nükleer Araştırmalar ABD

2 1. Nükleer Atıkların Sınıflandırılması Işınetkin maddelerin kullanımı sonucu oluşan ışınetkin kalıntılara nükleer atık denir. Nükleer Atık Kaynakları Nükleer yakıt çevrimi Araştırma, tıp, sanayi ve tarım uygulamaları Nükleer tesislerin hizmetten çıkarılmları Doğal ışınetkin maddeler

3 Nükleer atıkların ışınetkinliklerine göre sınıflandırılması Nükleer atıklar Düşük düzeyli atıklar Orta düzeyli atıklar Yüksek düzeyli atıklar

4 Düşük düzeyli atıklar Nükleer yakıt çevrimi sırasında ya da ışınetkin izotopların tıp ya da sanayide kullanımı sonucu ortaya çıkarlar. Az miktarda, kısa yarıömürlü ışınetkinlik içeren kağıtlar, giysiler, aletler bunlardandır. Zırhlama gerektirmeyen düşük düzeyli atıkların, altı su geçirmeyen bir kil katmanıyla veya bir plastik türüyle kaplı bir çukurun içine yığılıp, üzerilerinin toprakla örtülmesi elden çıkarılmaları açısından yeterlidir. Bunlar nükleer atıkların ışınetkinlikçe %1’ini, hacimce % 90’ını oluştururlar.

5 Düşük Düzeyli Atık Depolama Alanı (Centre de la Manche, Fransa )

6 Orta düzeyli atıklar Yüksek düzeyli atıklara göre daha düşük ışınetkinliğe sahip fakat bir kısmı zırhlama gerektiren nükleer atıklardır. Reçineler, yakıt zarfları ve hizmetten çıkartma sırasında ortaya çıkan bazı maddeler orta düzeyli atıklardandır. Bu tür atıkların katı halde olmayanları elden çıkartmadan önce beton içinde katılaştırılmaktadır. Orta düzeyli atıklar, nükleer atıkların ışınetkinliğinin %4’üne sahipken, hacimce %7’sini oluştururlar.

7 Yüksek düzeyli atıklar Yüksek düzeyli atıklar, nükleer reaktörlerin çalışması sırasında oluşan fisyon ürünleri ile aktinitlerden(atom sayısı 89 olan aktinyum ile atom sayısı 103 olan lawrensiyum arasındaki elementler) oluşmaktadırlar. Bunlar, kullanılmış yakıt, ya da kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi sonucu oluşan yeniden işleme atıklarından oluşurlar.

8 Bu arada bazı kaynaklar kullanılmış yakıtları yüksek düzeyli atık kabul etmeyip, ayrı bir kategori kabul etmektedirler. Yüksek düzeyli atıklar, nükleer atıkların ışınetkinliğinin % 95’ine sahipken hacimce sadece %3’ünü oluştururlar. Bu atıkların elden çıkarılması bu çalışmanın ana konularından birisidir

9 Yüksek düzeyli atıkların kaynaklarına göre sınıflandırılması Yüksek düzeyli atıklar Güç reaktörü kullanılmış yakıtları Güç reaktörü kökenli yeniden işleme atıkları Plutonyum üretme reaktörü (askeri) Yeniden işleme atıkları

10 2. Nükleer Güç Reaktörü Atıkları Bir nükleer güç reaktöründen bir yılda çıkan kullanılmış yakıtın kütlesi, reaktörün gücüne, tipine ve işletme yöntemine göre değişmekle beraber, 1 GW(e) gücünde bir PWR için yılda 27 ton uranyum civarındadır. Dışarı alınan bu kullanılmış yakıtın yanma oranı yaklaşık uranyumun tonu başına 40 GW-gün’dür.

11 Reaktördeki hareket ettirilebilen yakıt birimi, yakıt demetleridir. Kullanılmış yakıt, reaktörden demetler halinde dışarı alınır. Yakıt,silindir şeklinde UO2 peletlerinden oluşur. Yakıt peletleri yakıt çubuğu adı verilen zirkaloy’dan yapılmış tüplere doldurulurlar.

12 Bir PWR yakıt demeti 17x17’lik ızgara oluşturan yakıt çubuklarından oluşur. BWR’larda ızgara 8x8’liktir PWR demeti 4.1 m yüksekliğindedir. Demetin yatay kesiti 21 cm kenarlı kare şeklindedir.

13 Bir yakıt demeti

14 Kullanılmış yakıt demetleri, reaktörden dışarı alındığı anda çok yüksek ışınetkinliğe sahiptir. Kullanılmış yakıt, bir nükleer reaktörde oluşan ışınetkinliğin % 99’unu barındırır, kalan % 1 reaktörün aktiflenen basınç kabı gibi yapı elemanlarındadır. Kullanılmış yakıt yoğun ışınetkinliği nedeni ile yoğun bir şekilde ısı üretmektedir. Bu nedenle zırhlanıp, soğutulması gerekir. Bunu sağlamak amacı ile kullanılmış yakıt demetleri reaktör koruma binasının içindeki kullanılmış yakıt havuzlarına yerleştirilirler.

15 Kullanılmış Yakıt Havuzu

16 Kullanılmış yakıt havuzu yaklaşık 10 m derinliğinde olup, dipteki kısmında yakıt demetlerinin yerleştiridiği depolama rafları vardır. Derin havuzda bulunan su aynı zamanda kullanılmış yakıt demetlerinden kaynaklanan ışınıma karşı zırh vazifesi görmektedir. Havuz suyu, kullanılmış yakıt demetlerinin ürettiği ısının çekilebilmesi için sürekli olarak soğutulmaktadır.

17 Kullanılmış Yakıtın Yaklaşık Bileşimi

18 Reaktörden yeni alınmış kullanılmış yakıtın çok yüksek ışınetkinliği, yarıömürleri saatler ya da günler mertebesinde olan kısa yarıömürlü fisyon ürünü izotoplardan (bazı Br, Kr, I, Xe, Te izotopları) kaynaklanmaktadır. Kullanılmış yakıtın ışınetkinliği 1 yıl içinde %1.3’üne iner. 10 yıl sonunda ışınetkinlik bir yıl sonundaki değerin de beşte birine iner.

19 PWR Kullanılmış Yakıtındaki Işınetkinliğin Zamana Bağlı Değişimi

20 Kullanılmış yakıtın ışınetkinliği fisyon ürünleri ile aktinitlerden ileri gelmektedir. Kullanılmış yakıtta başlıca fisyon ürünü ışınetkinliğini oluşturan beta-aktif Cs137 ile Sr90’ın ışınetkinlikleri yaklaşık üç yüzyıl içinde önemini kaybetmektedir. Bundan sonraki ışınetkinlik büyük çapta aktinitlerin alfa bozunumundan kaynaklanmaktadır. Buradaki başlıca ışınetkin aktinitler,plutonyum izotoplarından Pu239 ve Pu240 ile ikincil aktinitler olan Np237 ve Am241 olarak sayılabilir.

21 Kullanılmış yakıtın başlangıçta  %1 civarında plütonyum izotopu,  % 0.8 U235 ve bol miktarda U238 içerdiğini biliyoruz. Eğer bu plütonyum ve uranyum izotopları, başlangıçta(yaklaşık gün sonra) kimyasal yolla, kullanılmış yakıttaki fisyon ürünlerinden ve ikincil aktinitlerden ayrılabilrse, plütonyum ve uranyumdan arındırılmış kullanılmış yakıtın daha sonraki zaman sürecindeki ışınetkinliği azalacak, hacmi de büyük çapta küçülecektir.

22 Kullanılmış yakıttaki uranyum ve plütonyumun kimyasal yolla ayrıldıktan sonra kalan kısma yeniden işleme atıkları denmektedir. Ayrılan plütonyum ve uranyum izotoplarının ise yeniden nükleer reaktörlerde yakıt (MOX yakıt) olarak kullanılması söz konusudur. U ve Pu izotoplarının kimyasal yolla ayrılmaları ve bunların reaktörde yeniden kullanılacak şekilde yakıt haline getirilmeleri süreci yeniden işleme olarak adlandırılmaktadır.

23 Buna göre yüksek düzeyli nükleer atıkların yönetiminde iki yol izlenebilir: 1. Kullanılmış yakıtı olduğu gibi saklayarak ışınetkinliğinin uzun bir süreç içinde kendiliğinden azalmasını beklemek. 2. Yeniden işleme yapıp, yeniden işleme atıklarının ışınetkinlerinin nispeten daha kısa bir süreç içinde kendiliğinden azalmasını beklemek.

24 Yeniden işleme atıklarındaki ışınetkinliğin kaynağı fisyon ürünleri (FP) ile ikincil aktinitler (U ve Pu dışındaki aktinitler, ‘minor actinides’, MA)dir. İkincil aktinitlerin de yeniden işleme sırasında kimyasal olarak ayrılması sağlanırsa, yeniden işleme atıklarında sadece fisyon ürünleri kalacak ve yeniden işleme atıklarının ışınetkinliği önemli ölçüde azaltılabilecektir. Ancak yeniden işleme de kullanılan başlıca kimyasal yöntem olan PUREX’de ikincil aktinitler yeniden işleme atıklarının içinde kalmaktadır.

25 Ancak ikincil aktinitlerin de ayrılarak yeniden işleme atığında sadece fisyon ürünlerinin bırakılması için bazı araştırmalar yapılmaktadır. Hızlı reaktörlerde veya füzyon reaktörlerinde ya da hızlandırıcı güdümlü sistemlerde (ADS, accelerator driven systems) ikincil aktinitlerin yakılması olasıdır.Bu çevrime “tüm aktinitlerin yakılması çevrimi” denilmektedir.

26 Değişik çevrimlerde atığın ışınetkinliğinin zamanla değişimi

27 Kullanılmış yakıt (Pu+FP+MA): 300,000 yıl. PUREX yeniden işleme atığı (FP+MA): 10,000 yıl. Tüm aktinitlerin yakılması çevrimi işleme atığı (FP): 300 yıl. Nükleer atığın ışın etkinliğnin doğal uranyum düzeyine inmesi için gereken süre

28 1GWe gücünde reaktörden 1 yılda çıkan atık hacmi Kullanılmış yakıt: 20 m3 PUREX camlaştırılmış yeniden işleme atığı: 3 m3 75m3 paketleme 28m3

29 Yeniden işlemenin avantajları Atık gözetim süresinin büyük oranda düşmesi. Atık hacminin önemli miktarda azalması Kullanılmış yakıttaki plutonyum ve uranyumdan yararlanılabilmesi.

30 Yeniden işlemenin dezavantajları Düşük uranyum fiyatları nedeniyle (en azından şimdilik) ekonomik olmaması. Plutonyumun bomba yapmak isteyen yasa dışı gruplarca ele geçirilme olasılığı.

31 Yeniden işleme yapmamayı tercih eden ülkeler: ABD, Kanada, Güney Kore, İspanya, İsveç, Finlandiya. Yeniden işleme yapmayı tercih eden ülkeler: Fransa, İngiltere, Rusya, Japonya, Hindistan, Çin, Almanya, İsviçre, Belçika.

32 Dünyada bulunan yeniden işleme tesislerinin listesi YakıtAdYerKapasite (ton/yıl) LWRCOGEMAFransa1700 LWRThorpİngiltere900 LWRRokkashoJaponya800 LWRMayakRusya400 MAGNOXB205İngiltere1500 PHWRKalpakkamHindistan275

33 3. Nükleer Atıkların Depolanması ve Elden Çıkarılması NÜKLEER ATIK YÖNETİMİ AŞAMALARI: Kullanılmış yakıtın reaktörde kullanılmış yakıt havuzunda depolanması. Kullanılmış yakıtın reaktör alanında kuru depolanması. Kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi. Yeniden işleme atıklarının veya kullanılmış yakıtın merkezi tesislerde geçici depolanması.

34 Kullanılmış yakıtın veya yeniden işleme atıklarının nihai depolama tesisinde kalıcı depolanması. Kullanılmış yakıtın veya yeniden işleme atığının yukarıdaki aşamalar arasında nakliyesi.

35 KULLANILMIŞ YAKITIN REAKTÖR ALANINDA DEPOLANMASI: ABD’nin 1977 yılında yeniden işlemeden vazgeçmesi üzerine kullanılmış yakıt demetleri reaktörlerdeki kullanılmış yakıt havuzlarında kaldılar. Gerek geçici, gerekse nihai merkezi depolama tesislerinin açılamaması bu havuzların kimi reaktörlerde dolmasına yol açtı. Bu nedenle, bir çok reaktörde reaktör alanında kuru depolamaya geçilmek zorunda kalınıldı.

36 Kuru depolama, kullanılmış yakıt havuzlarında en az 5 yıl bekletilerek ışınetkinlikleri azaltılmış kullanılmış yakıt demetlerinin kuru depolama varillerine nakledilmesi ile başlar. Kullanılan çeşitli varil tasarımları vardır. Genellikle belirli sayıdaki kullanılmış yakıt demeti içi boş bir metal silindirin (kasa=canister) içine yerleştirilir. Bu silindir, kenarı metal veya betondan yapılmış içi boş ikinci bir silindirin(varil=cask)içine konur. Soğutma, genellikle kasa ile varil arasındaki boşlukta havanın doğal taşınımı ile sağlanır.

37 Kuru Depolama Varili

38 YENİDEN İŞLEME ATIĞININ CAMLAŞTIRILMASI VE GEÇİCİ DEPOLANMASI Yeniden işleme atığının uzun süreler boyunca bozulmayacak ve kimyasal tepkimelere girmeyecek bir forma getirilmesi gerekir. Bu da genelde camlaştırma(vitrification) ile sağlanır. Yakılarak toz haline getirilen atık (calcination), fırında camla karıştırılarak bir cam türü haline dönüştürülür. Sıvi halindeki bu cam, çelik varillere dökülerek soğutulup katılaştırılır. Oluşan bu cam suya karşı son derece dayanıklıdır. Bu camın, ancak %10’u 1 milyon yılda suda çözünebilir.

39 1 GW(e)’lik bir santralın 1 yıllık atığı yaklaşık böyle 14 civarında varile sığmaktadır.Her bir varil 400kg kapasitelidir. Fransa, İngiltere ve Belçika’daki ticari camlaştırma tesisleri yılda yaklaşık 1000 ton camlaştırılmış atık üretmektedir Aşağıda camlaştırımış yeniden işleme atığının bekletildiği geçici bir depolama tesisinin içi görülmektedir. Tabanda görülen her bir diske silo adı verilmekte ve her bir silo on camlaştırılmış atık varili içermektedir.

40 Camlaştırılmış yeniden işleme atığı siloları

41 4. Nihai Depolama Tesisleri Nisan 2007 itibarı ile dünya yüzünde 270 bin ton kullanılmış yakıt bulunmaktaydı. Bunun yaklaşık % 90’ı kullanılmış yakıt havuzlarında bulunmakta, gerisi de kuru depolama yoluyla muhafaza edilmektedir. Dünya üzerindeki reaktörlerden yılda yaklaşık 12 bin ton kullanılmış yakıt çıkmakta, bunun ancak 3 bin tonu yeniden işlemeye gitmektedir.

42 Yüksek düzeyli atıkların soğutma havuzlarında ya da kuru depoloma alanlarında bekletilmesi, geçici bir durumdur. Yüksek düzeyli atıkların çok azalarak da olsa ışınetkinliklerini yüzlerce hatta binlerce yıl sürdürmeleri söz konusudur. Bu nedenle atıkların içindeki ışınetkin izotopların biyosfere karışmasını bu çok uzun süreler boyunca engelleyecek şekilde tasarımlanmış nihai elden çıkarma (ya da depolama)yöntemlerinin geliştirilmesi zorunluluğu ortaya çıkmıştır. Bu amaca yönelik pek çok yol önerilmişse de bugün için uzmanların çoğunun birleştiği görüş yüksek düzeyli atıkların yeryüzünün yaklaşık 500 metre altına kuru ve kararlı jeolojik formasyonların içine gömülmeleridir. Bu amaçla kurulan tesislere nihai depolama tesisi adı verilmektedir.

43 Kullanılmış yakıtlar yaklaşık 40 yıl civarında bekletilirse, ışınetkinlikleri binde bir düzeyine inmektedir. Böyle bir süre kullanılmış yakıtların nihai depolama tesisine aktarılması için uygun bir süredir. Nihai depolama tesisleri, jeolojik formasyonların derinliklerinde (yeryüzünün yaklaşık 500 metre altında) kazılarak oluşturulmuş tüneller sistemi olarak düşünülmektedir.

44 Çok güvenlikli bir şekilde paketlenmiş kullanılmış yakıtlar ve yeniden işleme atıklarının bu tüneller sistemi içine yerleştirilmeleri söz konusudur. Bir nihai depolama tesisinde, atıkların biyosfere karışmasını engellemek için bir dizi engel vardır. Bu engeller iki ayrı sisteme ayrılabilir: Mühendislik sistemleri. Doğal sistem.

45 Atık paketleri ve tesisin konfigürasyonu mühendislik sistemlerini oluşturur. İki eş merkezli silindirin içine yerleştirilmiş kullanılmış yakıtlardan oluşan atık paketleri kazılan tünellerin içine genelde yatık olarak yerleştirilmektedir. Silindirlerin etrafı su geçişini engelleyici bentonit denilen malzeme ile kaplanmaktadır.

46 Bir Nihai Depolama Tesisindeki Engeller

47 Doğal sistem tesisin kaya yapısıdır. Kaya yapısının yeraltı sularının atıklara ulaşmasını engelleyici nitelikte olması gerekir. Tuz yatakları, tuz kubbeleri, granit, bazalt ve tüf, değişik nihai depolama tesisleri için doğal sistem olarak düşünülmüşlerdir. Bir nihai depolama tesisi önce işletme sonra kapama aşamalarından geçer.

48 Bir Nihai Depolama Tesisine (Yucca Dağı) Atık Kabülü (işletme aşaması)

49 Kapanma aşamasında tesisin atık alma kapasitesi dolmuş olup, tesisde son kontroller yapıldıktan sonra, tesis kalıcı olarak kapatılır. Yeraltında nihai atık alanı bulunduğu yer yüzüne konulan dikkat çekici tabelalarla, daha sonraki nesillere de aktarılmalıdır. Daha sonraki nesiller atık depolama alanının üstünü muhtemelen diledikleri gibi kullanabileceklerdir.

50 Dünya yüzünde şu anda işletme aşamasında yüksek düzeyli atık kabul eden bir nihai depolama tesisi yoktur. ABD’nin New Mexico eyaletinde bulunan “Waste Isolation Power Plant” (WIPP), her ne kadar 1999’dan beri askeri atık kabul eden bir nihai atık tesisi ise de, kabul ettiği atıklar yüksek düzeyli değil, orta düzeyli nükleer atıklardır. Dünya yüzünde işletmeye alınmaya en yakın yüksek düzeyli atık kabul edecek nihai atık tesisi ABD’nin Nevada eyaletinde Yucca Dağı’ndaki tesistir.

51 Yucca Dağı

52 Tesisin atık depolama kapasitesi 77 bin ton olup, bu kapasite ABD reaktörlerinde 2010’a kadar çıkacak kullanılmış yakıt miktarı düşünülerek seçilmiştir. İlk planlamada Yucca Dağı tesisinin 1998 yılında işletmeye alınması planlanmaktaydı. Ancak tesisin yapımına karşı yapılan muhalefet tesisin işletmeye alınmasını geciktirmiştir. Şimdi işletmeye alınma için öngörülen en erken tarih 2017’dir ve tesisin salt kamu işletmesinden bir kamu-özel sektör ortaklığına dönüştürülmesi söz konusudur.(Associated Press, 13 Mart 2008).

53 Yucca Dağı tesisi için ABD’de EPA tarafından konulan doz limiti ilk 10 bin yılı kapsamaktadır ve tesisin 18 km yakınında bulunan bir çiftçinin yılda en fazla 0.15 mSv doz almasını öngörmektedir. Bir karşılaştırma açısından, ABD’de yaşayan bir insanın doğal kaynaklardan yılda aldığı ortalama dozun NCRP’ye göre yaklaşık 3 mSv olduğu dikkate alınmalıdır.

54 Yucca Dağı’nda tünel inşaat çalışmaları

55 ABD dışında kullanılmış yakıt depolaması konusunda en çok yol almış ülke İsveç’tir. Oskarshamn kentindeki reaktörün yanında bulunan 1985 yılında açılmış olan CLAB geçici depolama tesisinde İsveç’teki reaktörlerden çıkmış kullanılmış yakıtlar yer altında bulunan havuzlarda 30 metre derinliğinde suyun altında tutulmaktadır sonu itibarı ile CLAB’de 4500 ton uranyum bulunmaktadır.Bu sayı her yıl yaklaşık 300 ton artmaktadır. Tesisin depolama kapasitesi yeni 8000 ton uranyuma çıkarılmıştır. Yine Oskarshamn’da bulunan “Äspö Hard Rock Laboratory”, adlı yer altı laboratuarında, nihai depolama tesisi konusunda araştırmalar yapılmaktadır.

56 CLAB’deki Kullanılmış Yakıt Depolama Havuzu

57 Atık depolaması konusunda çalışmalar içinde olan bir diğer ülke Finlandiya’dır.Olkilouto’daki reaktör sahasındaki yüzeysel havuz depolama tesisi 1270 ton kapasiteye sahiptir ve kullanılmış yakıtı 50 yıl barındıracak şekilde tasarımlanmıştır. Nihai depolama tesisinin ise yine Olkiluoto yakınlarındaki Eurojoki’de yerin 500 metre altında tesis edilmesi planlanmaktadır. Nihai depolama tesisinin 2020 yılı civarında işletmeye alınması planlanmaktadır.

58 Bu üç ülke dışında, Fransa, Japonya, Rusya, Belçika, Kanada, Çin, Almanya, Hindistan, İsviçre, İngiltere, İspanya ve Güney Kore’de çalışmalar yapılmaktadır. Nükleer atıkların depolanması ile ilgili mali hususlar reaktörün planlanması aşamasında göz önüne alınmaktadır. Nükleer atıkların yönetimi ve depolanmasının toplam elektrik üretim maliyetinin %5’i civarında olduğu hesaplanmaktadır.

59 Bu üç ülke dışında, Fransa, Japonya, Rusya, Belçika, Kanada, Çin, Almanya, Hindistan, İsviçre, İngiltere, İspanya ve Güney Kore’de çalışmalar yapılmaktadır. Nükleer atıkların depolanması ile ilgili mali hususlar reaktörün planlanması aşamasında göz önüne alınmaktadır. Nükleer atıkların yönetimi ve depolanmasının toplam elektrik üretim maliyetinin %5’i civarında olduğu hesaplanmaktadır.

60 Bu üç ülke dışında, Fransa, Japonya, Rusya, Belçika, Kanada, Çin, Almanya, Hindistan, İsviçre, İngiltere, İspanya ve Güney Kore’de çalışmalar yapılmaktadır. Nükleer atıkların depolanması ile ilgili mali hususlar reaktörün planlanması aşamasında göz önüne alınmaktadır. Nükleer atıkların yönetimi ve depolanmasının toplam elektrik üretim maliyetinin %5’i civarında olduğu hesaplanmaktadır.

61 Çoğu ülkede devlet, nükleer reaktör işleticilerinin ürettikleri kW-saat elektrik başına belirli bir parayı nükleer atık yönetimi ve depolanması için ayırmasını şart koşmaktadır. Bu miktar ABD’de 0.1 cent/kW-saat, Fransa’da 0.14 cent/kW- saat olarak belirlenmiştir. Türkiye’de de son çıkan yasada bu miktar 0.15 cent/kW-saat olarak tespit edilmiştir.


"Nükleer Atık Yönetimi Prof. Dr. Atilla Özgener İTÜ Enerji Enstitüsü, Nükleer Araştırmalar ABD." indir ppt

Benzer bir sunumlar


Google Reklamları