Kömür, doğal gaz gibi fosil yakıt kaynakları yandıklarında bir daha yakıt olarak kullanılamazlar. Nükleer yakıt tam tersine, nükleer santrallerde yaklaşık 3-4 yıl boyunca yakıldıktan sonra bile yeniden işleme tesisleri sayesinde defalarca kullanılabilmektedir. Nükleer santralde, enerji ana olarak uranyum-235 izotopundan elde edilmektedir. Halbuki nükleer santrala yakıt olarak yüklenen uranyum'un sadece %3-5 arasındaki kısmı uranyum-235'den oluşmaktadır. Geri kalan %95'den fazla bölümü uranyum-238 izotopundan oluşmaktadır.

 

 

 

 

 

 

Yakıtta coğunluğu oluşturan uranyum-238'un bir kısmı uranyum-235'în bölünmesi sonucunda ortaya çıkan nötronları yutarak plütonyuma dönüşmektedir ve bu işlem nükleer santrallerde normal enerji üretimi sırasında meydana gelmektedir. Plütonyum da aynen uranyum-235 gibi nükleer yakıt olarak kullanılabilen bir malzemedir. Hatta oluşan plütonyumun bir kısmı aşağıdaki şekilde gösterildiği gibi nötron yutarak bölünmekte ve enerji üretimine katkıda bulunmaktadır. Bir kısmıda yakıtın içinde birikerek kullanılmış yakıtla beraber dışarı alınmaktadır.

 

 

Güç üretimi sırasında aşağıdaki şekilde de görüldüğü gibi uranyum-238'in yaklaşık %2'si plütonyuma dönüşmekte, bununda yarısı bölünme tepkimesine uğrayarak enerji üretimine katkıda bulunmaktadır. Geride kalan plütonyum ise santralden çıkartılan kullanılmış yakıtın içinde kalmaktadır. Ayrıca uranyum-235'in hepsi yanmamakta, yaklaşık %1'lik bir bölümü de kullanılmış yakıtın içinde artık olarak kalmaktadır. Aşağıdaki şekilde de görüldüğü gibi kullanılmış yakıtın yaklaşık %97'si kurtarılıp yeniden kullanılabilen faydalı atomlardan oluşmaktadır.

Hem plütonyum'u hem de uranyumu kimyasal yöntemler kullanarak kullanılmış yakıttan ayırmak mümkün olmaktadır. Bu amaçla yeniden işleme tesisleri kurulmuştur. Kullanılmış yakıttan ayrıştırılan plütonyum ve uranyum karışık oksit yakıt (MOX) yapımında kullanılabilmektedir. Bu nedenle yeniden işleme tesisilerini yerli yakıt kaynaklarının üretildiği tesisler olarak düşünmek mümkündür.

Kullanılmış yakıtın yeniden-işlenmesi ilk olarak 1940 yılında ABD'nin Hanford tesisilerinde başlamış ve kilogramlar miktarında Plütonyum askeri amaçlarla Uranyum'dan ayrılmıştır.

Yeniden-işleme tesisi teknolojisi gizli tutulduğundan günümüzde sınırlı sayıda ülkede yeniden işleme tesisi bulunmaktadır. Bunun nedeni yeniden-işleme yardımıyla kazanılabilecek plütonyumun nükleer silah imal etmek amacıyla kullanabilmesidir.

Yeniden işleme teknolojisine sahip olan ülkeler arasında Almanya, Arjantin, Belçika, Fransa, Hindistan, İtalya, Japonya, İngilitere ve Rusya bulunmaktadır. Bunlar arasında Fransa'daki La Hague, İngiltere'deki Sellafield ve Rusya'daki MAYAK tesisileri büyük çaplı olup ticari olarak kullanılmaktadır. Japonya, Rokkasho-mura'da inşa edilen ticari ölçekteki yeniden-işeleme tesisinin deneme işletmesine 2006 yılında başlanmıştır. Hindistanda'da ticari ölçekte bir tesis Kalpakkam'da inşa halinde bulunmaktadır. Ticari yeniden-işleme hizmetlerinde Fransa dünya lideri konumunda bulunmaktadır.

 

Yeniden İşleme Tesisleri

 

Kullanılmış yakıtın içindeki uranyum ve plütonyumun ayrıştırılması bir dizi işlem gerektirmektedir. Ayrıştırma işlemi için bugüne kadar birçok farklı yöntem geliştirilmiştir. Bu yöntemlerden birçoğuna ticari ilgi gösterilmemiştir. Sadece PUREX adı verilen yöntem yoğun bir şekilde geliştirilmiş ve günümüzde ticari amaçla kullanılan yegane ayrıştırma yöntemi haline gelmiştir. PUREX yönteminde kullanılmak üzere "değdirici (kontaktör)" adı verilen düzeneklerin geliştirilmesi de gerekmiştir. Uranyum ve plütonyum ayrıştırıldıktan sonra kullanılmış yakıtın geride kalan kısmı, yüksek seviyeli atık olarak nitelenmekte ve sabit hale getirmek amacıyla camlaştırılmaktadır.

 Kullanılmış yakıt yeniden-işlenmesi için farklı teknolojiler kullanılmaktadır. Tipik bir yeniden-işleme işlemler dizini aşağıda gösterilmiştir.

 

1. Kullanılmış Yakıtın Kabulü ve Saklama

Nükleer santrallerden çıkan kullanılmış yakıt, nükleer santral sahasında bulunan su ile dolu bekletme havuzlarının içerisinde belirli bir süre bekletilmektedir. Daha sonra özel taşıma kaplarına konarak yeniden işleme tesisine getirilmektedir.

 Yeniden işleme tesisine kabul edilen kullanılmış yakıt, taşıma kaplarının içerisinden çıkartılarak yine su ile dolu havuza alınmakta ve belirli bir süre daha bekletilmektedir. Kullanılmış yakıtın her iki havuzun içinde (santral sahasında ve yeniden işleme tesisinde) toplam 4 yıl boyunca bekletilmesi gerekmektedir. Böylece kullanılmış yakıtın ışınım (rasyasyon) seviyesi azalmakta ve yeniden işleme faaliyetlerine hazır hale gelmektedir.

 

2. Kesme

Bekletme havuzunda ışınım (radyasyon) seviyesi azalan yakıt çubukları havuzun üzerine kurulmuş taşıma vinçleri yardımıyla havuzun içinden çekilip dışına çıkartılmaktadır. Vinçler kullanılmış yakıtı kalın betonarma duvarların içindeki bir hücreye taşımaktadır.

Bu hücre içindeki kesme aygıtı yardımıyla yakıt çubukları 3-4 cm'lik parçalar halinde kesilmektedir. Kesme işlemi tamamen uzaktan kumanda ile yapılmaktadır.

 
3. Eritme

Küçük parçalar halinde kesinen yakıt çubukları kalın duvarlı paslanmaz çelikten yapılmış bir kabın içinde bulunan kaynar nitrik asidin (NHO3) içine atılarak eritilmektedir. Çubukların içindeki seramik oksit yakıt nitrik asidin içinde erimekte ve nitrat çözeltisi oluşturmaktadır.

 Yakıt borusu (dış iskelet) metal parçaları ise erimemekte ve ayrıştırılarak durulanmaktadır. Diğer katışkılar merkezkaçlı bir döner aygıt yardımıyla ayrıştırılmaktadır. Özel varillere doldurulan bu parça ve katışkılar güvenlik tedbirleri altında saklanmaktadır.

 

4. Birinci Ayrıştırma

Kullanılmış yakıtın nitrik asitte eritilmesi sonucunda oluşmuş çözeltide Uranyum ve Plütonyum çok yüksek oksitlenme düzeyinde, yani Plütonyum 4 elektronunu (Pu4+), Uranyum ise 6 elektronunu kaybetmiş durumda (U6+) bulunmaktadır. Bu çözelti ilk ayrıştırma basamağına girmektedir. Bu basamakta kullanılmış yakıt sulu çözeltisi, gazyağı ile karıştırılmış tributyl phosphate (TBP) adıyla bilinen organik çözücü madde ile temas ettirilmektedir. Bu temas sırasında sulu çözelti içindeki Uranyum ve Plütonyum (+6 ve +4 değerliliğe sahip olduklarından) organik çözücü maddeyi tercih etmekte ve organik çözücü maddeye (TBP-gazyağı karışımına) geçmektedir. Geri kalan bölünme ürünleri ve aktinitler sulu çözelti içinde kalmaktadır. Böylece uranyum ve plütonyum diğerlerinden ayrıştırılmış olmaktadır. Bu yönteme çözenle ayrıştırma (solvent extraction) adı verilmektedir.

 

5. İkinci Ayrıştırma

TBP+gazyağı karışımına geçen uranyum ve plütonyum nitrat, içinde indirgeyici (hidrazin) bulunan sulu çözelti (nitrik asit) ile temas ettirilmektedir. İndirgeyici madde Plütonyumu Pu4+ seviyesinden Pu3+ seviyesine indirgemektedir (plütonyumun değerlilik seviyesini IV'den III'e indirgemektedir). Plütonyum Pu3+ haliyle organik çözelti içinde çözünür olmaktan çıkmakta ve sulu çözeltiye karışmaktadır. Böylece Uranyum organik madde içinde kalırken, Plütonyum sulu çözeltiye geçerek ayrışmaktadır.

Organik çözelti içinde kalan Uranyum ise seyrelmiş nitrik asit çözeltisi ile temas ettirilerek organik madde içinden çekilmektedir. Böylece Uranyum ve Plütonyum TBP+gazyağı karışımından ve birbirlerinden ayrıştırılmış olmaktadır.

6. Saflaştırma

Bu aşamada Uranyum ve Plütonyum içinde kalan saflığı bozan son kalıntılar, çözenle ayrıştırma yöntemi tekrarlanarak ayrıştırılmakta, hem uranyumun hem de plütonyumun saf hale gelmeleri sağlanmaktadır.

7. Kurutma

Bu aşamada Uranyum kurutulmakta, nitrik asitden ayrıştırılmakta, uranyum diyoksite indirgenmektedir ve sonuçta uranyum diyoksit tozu oluşmaktadır. Bu toz nükleer yakıt üretiminde kullanılabilmektedir.

Plütonyumun ise uranyum ile karıştırılarak kurutulmakta, nitrik asitten ayrıştırılmakta ve diyoksite indirgenmektedir. Böylece uranyum ile plutonyum oksit karışımı olan karışık uranyum-plutonyum oksit (MOX) elde edilmektedir.

 
8. Ürün Saklama

Uranyum diyoksit ve uranyum-plütonyum karışık diyoksit (MOX) yakıt imalatında kullanmak üzere ayrı ayrı saklanmaktadır.

 

Yeniden İşleme Yöntemleri

 

Nükleer sanayide birçok farklı yeniden-işleme teknolojisi geliştirilmiştir. Bunlardan en eskisi Bizmut fosfatlı çökeltme adı verilen yöntem olup 1940'larda atom bombası projesini için Şikago Üniversitesinde geliştirilmiş ve 1945'de ABD Hanford tesislerinde uygulamaya konmuştur. O günden bu yana 30'a yakın yeniden işleme teknolojisi geliştirilmiştir. Bu teknolojileri iki farklı sınıfa ayrımak mümkündür. Birincisi sulu çözelti yöntemi, ikincisi ise ısıl-ayrıştırma yöntemidir. Aşağıdaki tablo bugüne kadar geliştirilen yeniden-işleme teknolojilerini listelemektedir. Bu teknolojilerden birçoğu yeterli düzeyde ticari ilgi görmediğinden dolayı terkedilmiştir.

 

Günümüzde en yaygın olarak kullanılan sulu çözelti teknolojisi sınıfına giren PUREX adı verilen çözenle ayrıştırma (solvent extraction) yöntemidir. PUREX ingilizcesi "Plutonium-URanium EXtraction" olan ve plütonyum-uranyum ayrıştırma anlamına gelen kelimelerinin ingilizcesinin baş haflerinden oluşan bir kısaltmadır.

PUREX yöntemi ve bu yöntemde türetilmiş çeşitlemeleri günümüzde nükleer yakıtın işlenmesi için kullanılan yegane yöntemdir. Bu yöntem ilk olarak Knolls Atom Enerjisi Laboratuvarında tasarlanmış ve ilk örnek tesis Oak Ridge Ulusal Laboratuvarında kurulmuştur. Günümüzde Japonya, İngiltere, Fransa, Almanya ve Hindistan PUREX yöntemiyle tesisler işletmektedir. Bu yöntemin en belirgin özellikleri teknoloji olarak çok geliştirilmişmiş bir düzeyde olması, ekonomik işletme maliyeti ve işletilmesi sırasında oluşan atık hacminin düşük olmasıdır.

PUREX yönteminde yakıt nitrat asit içinde eritilmekte ve oluşan sulu çözeltinin yandaki şekilde de gösterildiği gibi organik bir sıvıyla temas ettitilmesi sağlanmaktadır.

Bu temas sonrasında sulu çözeltinin içinde bulunan uranyum ve plütonyum, organik çözeltiye geçmekte ve böylece kullanılmış yakıttan ayrıştırılmaktadır. Organik çözelti olarak en yaygın tercih edilen madde TBP (tributyl phosphate) maddesidir.

Değdirici (Kontaktor) Tasarımları

Yeniden işleme tesisleri için en önemli aygıtlardan birisi değdirici (kontaktör) adı verilen aygıttır. Değdiriciler kullanılmış yakıtın nitrik asit içinde eriitilmesi sonucunda oluşmuş sulu çözelti ve organik sıvıyı bir araya getirmeye yarayan aygıtlardır. Böylece sulu çözelti ve organik sıvı arasında uranyum ve plütonyum değiş tokuşu olmaktadır.

Bugüne kadar dört farklı çeşit değdirici (kontaktör) tasarımı geliştirilmiştir. Bunlar darbeli kolonlar, karıştırıcı-çökelticiler, püskürtme kolonları ve merkezkaçlı kontaktörlerdir. Her farklı tasarımın kendine has avantajları bulunmaktadır. Bu değdiriciler hakkında daha fazla bilgi almak için aşağıdaki şekillere tıklayınız.

DARBELİ KOLON TÜRÜ DEĞDİRİCİLER

Bu tür değdiriciler ilk kez ABD'de Hanford ve Idaho Falls'daki PUREX tesislerinde kullanılmıştır. Bu tür değidiricilerde sulu çözelti düzeneğin altından girmekte ve yukarı doğru hareket ederek üstünden çıkmaktadır. Organik madde ise düzeneğinen üstünden girerek ters yönde hareket etmekte ve düzeneğin altından çıkmaktadır. Böylece her iki sıvı birbirlerine ters yönde hareket ederken karşılaşmaktadır.

Bu tip değdiricilerde sıvılar üzerinde belirli aralıklarla hidrolik veya mekanik darbeler oluşturulmakta ve böylece sulu çözelti (hafif faz) ile organik maddenin (ağır faz) daha iyi temas etmesi sağlanmaktadır.

Dardebi kolonlar delikli levhalarla donatılmıştır. Bu delikli plakalar, her darbeden sonra sıvıları deliklerden geçmeye zorlamaktadır. Bu zorlama sayesinde her iki fazda deliklerden geçerken küçük damlacıklara ayrışmaktadır.

Böylece temas için yüzey alanı artmaktadır, her iki faz birbirleri daha iyi etkileşebilmekte ve bu etkileşme sırasında plütonyum ve/veya uranyum alış verişi gerçekleşmektedir.

Bu değdiricilerde darbeler kullanması sayesinde ayrışım işlemi için diğer düzeneklere oranla daha küçük boyutlu kolonlara ve sıvı muhteviyatına ihtiyaç duyulmaktadır. Bu da ışınımdan korunmak için alınması gereken tedbirleri azaltmaktadır.

Darbeli kolonların ayrıştırma verimlerini organik madde ve sulu çözeltinin akış hızlarını, darbelerin büyüklük ve sıklıklarını, levhaların üzerinde deliklerin geometrilerini değiştirmek suretiyle optimize etmek mümkün olabilmektedir.

 

 

 

PÜSKÜRTME KOLONU (DOLDURULMUŞ KOLON)

Püskürtme kolonları kullanılagelmiş değdiriciler arasında en basit olanıdır. Ayrıca doldurulmuş kolon olarakda adlandırılmaktadır. Bu tür değdiriciler yaklaşık 15 metre uzunluğa sahip olmaktadır.

Püskürtme kolonu değdiricilerde hafif faz olan kullanılmış yakıt nitrat çözeltisi kolonun altından girmekte ve yukarıya doğru hareket edip yukarıdan kolonu terk etmektedir. Ağır faz olan organik çözelti ise kolonun üstünden girmekte nitrat çözeltiden tam ters yönde hareket ederek kolonu alttan terketmektedir. Ağır ve hafif fazların bu ters yöndeki hareketleri sırasında nitrat çözelti içindeki uranyum ve plütonyum organik çözelti tarafına geçmekte, yani organik çözelti uranyum ve plütonyumu tutarak aşağıya doğru taşımaktadır.

Bu tür değdiricilerde hiçbir hareketli parça bulunmamaktadır ve ayrıca işletilmeleri de oldukça kolaydır. Fakat 15 metre gibi uzun boyutları olması nedeniyle, büyük miktarda ışınımdan korunma zırhlarına ihtiyaç duymaktadır (kullanılmış yakıt yüksek seviyede ışınım içerdiğinden).


MERKEZKAÇ DEĞDİRİCİLER

Bu tip değdiriciler, santralden çıkan yakıtın yeniden-işlenmesi amacıyla kullanılan ilk değdirici türüdür. Fakat güvenilirlik ile ilgili kaygılar nedeniyle kullanımına devam edilmemiş ve teknolojinin gelişmesi beklenmiştir. Günümüzde gelişen teknoloji ile beraber yeterli güvenilirlik düzeyine ulaşmıştır. Merkez kaç değdiricilerde hafif faz olan kullanılmış yakıt nitrat çözeltisi ile ağır faz olan organik çözelti değdiriciye girmekte daha sonra hareketli (dönen) kanatlar, sabit bent ve deflektör levhalarla donatılmış bölgede çok yüksek hızda döndürülmektedir. Böylece her iki fazın etkin bir şekilde temas etmesi sağlanmaktadır. Merkezkaç değdiriciler genellikle peşpeşe dizilmektedir.

Örneğin Fransız Saint-Gobain Techniques Nouvelles adı şirketin tasarımladığı Robatel değdiricilerde 8 adet değidirici peşpeşe yerleştirilmiştir. Merkezkaç değidiricilerin bazı avantajları bulunmaktadır. Bunlardan ilki, her iki fazın temas halinde tutuldukları zamanın kısa olmasıdır. Böylece ışınım yüzünden çözeltilerin uğradığı zarar en alt düzeyde olmaktadır. Ayrıca işletme sırasında ihtiyaç duyulan çözelti muhteviyatının küçük olması da bir diğer avantaj olarak karşımıza çıkmaktadır.

 

 

KARIŞTIRICI-ÇÖKELTİCİ DEĞDİRİCİLER

Karıştırıcı-Çökeltici türü değdiriciler (kontaktörler), bir boru düzeneği ile peşi sıra bağlanmış bir dizi karıştırma ve çökeltme kaplarından oluşmuştur. Her karıştırıcı ve yatıştırıcı çifti bir aşamayı oluşturmaktadır. Bu çiftlerden genellikle 10 tanesi bir baştan bir başa dizilerek tıkız sistemler oluşturulmaktadır. Organik ve sulu çözelti bu düzenekte aşağıdaki şekilde görüldüğü gibi karıştırıcı bölümüne girmekte ve birbirleri ile ters yönde hareket etmektedir. Karıştırıcının içindeki bir pompa veya çalkalayıcı düzenek yardımıyla her iki faz bir ayara getirmekte ve birbirleri ile temas etmeleri sağlanmaktadır.

Bu temas sırasında hafif faz olan sulu çözelti ile ağır faz olan organik madde arasında Uranyum ve/veya Plütonyum değiş-tokuşu gerçekleşmektedir.

Karıştırıcı-çökeltici düzenekleri yatay veya dikey olabilmektedir. Fakat yatay düzenekler daha yaygın olarak kullanılmaktadır.

Saptırıcı (deflektör) levhalar yardımıyla karıştırma sırasında bir önceki aşamanın çökelme bölümüne sıvıların kaçması engellenmektedir.

Sıvılar arasındaki yoğunluk farkı bu düzeneklerin çalışması için önem taşımaktadır. Çalışır haldeki bir düzenek elde edebilmek için TBP'nin yoğunluğu gazyağı gibi çözgenler kullanılarak azaltılmaktadır. Sulu çözeltinin yoğunluğu da erimiş tuzlar ve asitler yardımıyla ayarlanmakatdır.

Bu sistemler kolaylıkla uzaktan kontrol edilebilmektedir. Fakat büyük miktarda ışınetkin olan sıvı mahiyeti gerektirdiğinden, çok sıkı ışınımdan korunma gerekleri ile donatılmaya ihtiyaç duyulmaktadır.