Nükleer Güç Reaktörü Nedir? Çeşitleri, Bileşenleri ve Çalışma Prensipleri Nelerdir?

Bir nükleer reaktör, belirli elementlerin atomlarının parçalanmasından kaynaklanan enerji salınımı sürecini kontrol eder. Bir nükleer güç reaktöründe açığa çıkan enerji, elektrik üretmek üzere buhar elde etmek için ısı olarak kullanılır. Bir araştırma reaktöründe asıl amaç, çekirdekte üretilen gerçek nötronları kullanmaktır. Çoğu deniz reaktöründe ise buhar, itici güç olarak doğrudan bir türbini çalıştırır.

Elektrik üretmek için nükleer enerji kullanma prensipleri çoğu reaktör türünde aynıdır. Yakıt görevi gören atomların sürekli bölünmesinden açığa çıkan enerji, gaz veya suya ısı olarak transfer edilir ve çoğu fosil yakıt tesisinde olduğu gibi, elektrik üreten türbinleri çalıştıracak olan buharı üretmek için kullanılır.

Dünyanın ilk nükleer reaktörleri yaklaşık iki milyar yıl önce bir uranyum yatağında doğal olarak çalışıyordu. Bunlar zengin uranyum cevheri yataklarındaydı ve yağmur suyunun süzülmesiyle dengeleniyordu. Batı Afrika'daki Oklo'da bilinen, her biri 100 kW'tan daha az termal güce sahip olan 17 tanesi toplamda yaklaşık altı ton uranyum tüketmiş olmalı. Bunların dünya çapında tek örnek olmadığı varsayılıyor.

Bugün, denizaltıları ve büyük askeri gemileri hareket ettirmek için geliştirilen tasarımlardan türetilen reaktörler, dünyadaki nükleer elektriğin yaklaşık %85'ini üretiyor. Ana tasarım, birincil soğutma/ısı transfer devresinde basınç altında ve 300°C'nin üzerinde su sıcaklığına sahip olan ve ikincil devrede buhar üreten bir basınçlı su reaktörüdür (BSR). Sayısı daha az olan kaynar su reaktörü (KSR) ise reaktör çekirdeğinin üzerindeki birincil devrede benzer sıcaklık ve basınçta buhar üretir. Her iki tip de nötronları yavaşlatmak için suyu hem soğutucu hem de ılımlayıcı olarak kullanır. Su normalde 100°C'de kaynadığından, daha yüksek çalışma sıcaklığına olanak tanıyan sağlam çelik basınçlı kaplara veya tüplere sahiptirler. Diğer bir tür, ılımlayıcı olarak döteryum atomlu "ağır su" kullanır. Bu nedenle, normal suyu ayırt etmek için "hafif su" terimi kullanılır.

Bir Nükleer Reaktörün Bileşenleri

Çoğu reaktör tipinde ortak olarak bulunan birkaç bileşen vardır. Bunlardan sırayla bahsedelim.

Yakıt

Nükleer reaktörlerde uranyum temel yakıt olarak kullanılır. Genellikle uranyum oksit (UO₂) peletleri, yakıt grupları halinde düzenlenen yakıt çubuklarını oluşturmak üzere tüpler halinde reaktör çekirdeğine yerleştirilir. 1000 MWe sınıfı bir basınçlı su reaktöründe, 18 milyondan fazla pelete sahip 51.000 yakıt çubuğu bulunabilir.

Yeni yakıtla yeni bir reaktörde reaksiyonun devam etmesi için bir nötron kaynağına ihtiyaç vardır. Genellikle bu berilyumun polonyum, radyum veya diğer alfa yayıcılarla karıştırılmasıyla elde edilir. Bozunmadan kaynaklanan alfa parçacıkları, berilyum karbon-12'ye dönüşürken nötronların salınmasına neden olur. Kontrol çubukları çıkarıldığında kritikliğe ulaşmaya yetecek kadar nötron olabileceğinden, bir reaktörün kullanılmış yakıtla yeniden başlatılması bunu gerektirmeyebilir.

Ilımlayıcı (Moderatör)

Çekirdekte bulunan, ağır su veya grafit de kullanılabilmesine rağmen genellikle sudan oluşan ve fisyondan salınan nötronları yavaşlatan ve daha fazla fisyona neden olan maddedir.

Kontrol Çubukları veya Bıçakları

Bunlar kadmiyum, hafniyum veya bor gibi nötron soğuran malzemelerden yapılır ve reaksiyon hızını kontrol etmek veya reaksiyonu durdurmak için çekirdeğe yerleştirilir veya çekirdekten çıkarılır. Bazı basınçlı su reaktörlerinde, çekirdeğin düşük bir güç seviyesini verimli bir şekilde sürdürmesini sağlamak için özel kontrol çubukları kullanılır. İkincil kontrol sistemleri, genellikle soğutucudaki bor olmak üzere yakıt yandıkça konsantrasyonu zamanla ayarlanabilen diğer nötron emicileri içerir. Basınçlı su reaktörlerinde kontrol çubukları çekirdeğin üst kısmından, kaynar su reaktörlerinin haç biçimli bıçakları ise alt kısmından yerleştirilir.

Fisyonda nötronların çoğu anında salınır, ancak bazıları gecikir. Bunlar, zincirleme reaksiyona giren bir sistemin veya reaktörün kontrol edilebilir olmasını ve tam olarak hassas bir şekilde dengede tutulabilmesini sağlamak açısından çok önemlidir.

Soğutucu

Isıyı uzaklaştırmak için çekirdekte dolaşan bir sıvıdır. Hafif su reaktörlerinde su ılımlayıcısı aynı zamanda birincil soğutucu olarak da işlev görür. Kaynar su reaktörleri dışındaki reaktörlerde, suyun buhar haline geldiği ikincil soğutma devresi de bulunmaktadır. Bir basınçlı su reaktöründe, buhar veya elektrikle çalıştırılan pompalı iki ila dört birincil soğutma sıvısı döngüsü bulunur. Çin'in Hualong One tasarımında, her biri 110 ton ağırlığında 6,6 MW'lık bir elektrik motoruyla çalıştırılan üç pompa seti vardır.

Basınçlı Kap veya Basınç Tüpleri

Genellikle reaktör çekirdeğini ve ılımlayıcıyı/soğutucuyu içeren sağlam bir çelik kaptır, ancak yakıtı tutan ve soğutucuyu çevreleyen ılımlayıcı aracılığıyla taşıyan bir dizi tüp de kullanılabilir.

Buhar Jeneratörü

Basınçlı su reaktörlerinin (BSR ve Basınçlı ağır su reaktörü, BASR) soğutma sisteminin bir parçası ve temelde motorlu araç radyatörüne benzeyen bir ısı eşanjörü olup, reaktörden ısı getiren yüksek basınçlı birincil soğutucunun, ikincil bir devrede türbin için buhar üretmesi amacıyla kullanılır. Bunlar ısıyı, BSR'deki yüksek basınçlı birincil devreden suyun buhara dönüştüğü ikincil devreye taşıdığı gibi, bir akışkandan diğerine aktarmak için kullanılan büyük ısı eşanjörleridir. Her yapı 800 tona kadar ağırlığa sahiptir ve birincil soğutucu için yaklaşık 2 cm çapında 300 ila 16.000 tüp içerir. Oksijenin nötron bombardımanı ile oluşan ve 7 saniye yarılanma ömrüne sahip olan nitrojen-16 (¹⁶N) nedeniyle radyoaktiftir.

İkincil su, boruların destek yapılarından akmalıdır. Her şeyin, tüplerin titremeyeceği ve aşınmayacağı şekilde tasarlanması, akışı engelleyecek tortuların birikmeyeceği şekilde çalıştırılması ve korozyonu önlemek için kimyasal olarak bakımının yapılması gerekmektedir.

Tüpler, arızalanması ve sızdırması durumunda tıkanır ancak ek kapasite buna imkân verecek şekilde tasarlanmıştır. Sızıntılar, buhar jeneratöründen çıkan buhardaki ¹⁶N seviyelerinin izlenmesiyle tespit edilebilir. Reaktörlerde her birinde buhar jeneratörü bulunan altı adede kadar "döngü" vardır. 1980'den beri 110'dan fazla BSR reaktörünün buhar jeneratörleri 20-30 yıllık hizmetten sonra değiştirilmiştir; bunların yarısından fazlası ABD'dedir.

Muhafaza

Reaktör ve ilgili buhar jeneratörlerinin çevresinde, dışarıdan müdahalelere karşı veya içeride herhangi bir ciddi arıza olması durumunda dışarıdakileri radyasyonun etkilerinden korumak üzere, tipik olarak bir metre kalınlığında tasarlanmış beton ve çelikten bir yapıdır.

Yeni Rus tasarımlarında ve diğer bazı reaktörlerde, büyük bir kaza durumunda erimiş çekirdek malzemesini yakalamak için basınçlı kabın altına çekirdek erimesi lokalizasyon cihazları veya çekirdek yakalayıcılar (kor tutucular) yerleştirilmiştir.

Nükleer Reaktöre Yakıt Sağlamak

Reaktör kabının açılabilmesi için çoğu reaktörün yakıt ikmali sırasında kapatılması gerekir. Bu durumda yakıt ikmali 12, 18 veya 24 aylık aralıklarla yapılır ve yakıt düzeneklerinin dörtte biri ila üçte biri, yenileriyle değiştirilir. CANDU ve Rus tasarımı olan YGKR tipleri, reaktör çekirdeğini çevreleyen bir basınçlı kap yerine basınç tüplerine sahiptir ve basınç tüplerinin bağlantıları ayrı ayrı kesilerek yük altında yakıt ikmali yapılabilir. GGR aynı zamanda yük altında yakıt ikmali için de tasarlanmıştır.

Ilımlayıcı olarak grafit veya ağır su kullanılırsa, bir güç reaktörünün zenginleştirilmiş uranyum yerine doğal yakıtla çalıştırılması mümkündür. Doğal uranyum, çıkarıldığı zamanla aynı element bileşimine sahiptir (²³⁵U %0,7 , ²³⁸U %99,2'nin üzerinde). Zenginleştirilmiş uranyumun bölünebilir izotop (²³⁵U) oranı, zenginleştirme adı verilen bir işlemle genellikle %3,5-5,0'a kadar artırılmıştır. Bu durumda ılımlayıcı sıradan su olabilir ve bu tür reaktörlere bir bütün olarak hafif su reaktörleri adı verilir. Hafif su, nötronları emdiği ve yavaşlattığı için ılımlayıcı olarak ağır su veya grafite göre daha az verimlidir. Bazı yeni küçük reaktör tasarımları, neredeyse ²³⁵U'i %20'ye kadar zenginleştirilmiş, yüksek ayarlı ve düşük zenginleştirilmiş (YADZU) uranyum yakıtı gerektirir.

Operasyon sırasında, ²³⁸U'in bir kısmı plütonyuma dönüşür ve ²³⁹Pu, yakıttan elde edilen enerjinin yaklaşık üçte birini sağlar.

Çoğu reaktörde yakıt, erime noktası 2800°C olan ve çoğu zenginleştirilmiş seramik uranyum oksittir (UO₂). Genellikle, yaklaşık 1 cm çapında ve 1,5 cm uzunluğunda olan yakıt peletleri, tipik olarak bir yakıt çubuğu oluşturacak şekilde sert, korozyona dayanıklı ve nötronlara karşı geçirgen olan uzun bir zirkonyum alaşımı (zirkaloy) tüp içine yerleştirilir.

Çok sayıda çubuk, açık bir kafes olan ve reaktör çekirdeğinin içine ve dışına doğru kaldırılabilen bir yakıt düzeneği oluşturur. En yaygın reaktörlerde bunlar yaklaşık 4 metre uzunluğundadır. Bir KSR yakıt grubu yaklaşık 320 kg, bir BSR yakıt grubu 655 kg olabilir, bu durumda sırasıyla 183 kg ve 460 kg uranyum tutarlar. Her ikisinde de yaklaşık 100 kg zirkaloy bulunmaktadır.

Zirkonyum, asıl kullanım alanı olan nükleer enerji açısından önemli bir mineraldir. Bu nedenle ticarette kontrollere tabidir. Normalde bir nötron soğurucu olan hafniyum ile kontamine olmuştur, bu nedenle yaklaşık %98 Zr artı yaklaşık %1,5 kalaydan oluşan zirkaloy yapmak için çok saf "nükleer sınıf" Zr kullanılır, ayrıca gücünü arttırmak için demir, krom ve bazen nikel kullanılır.

Nükleer enerji endüstrisindeki önemli bir girişim, Fukushima kazasındaki gibi durumlarda, erimeye karşı daha dirençli ve bu tür koşullar altında çok yüksek sıcaklıklarda hidrojen oluşumuyla oksidasyona karşı kaplamanın daha dirençli olduğu, kazaya dayanıklı yakıtlar geliştirmektir.

Yanabilir zehirler, taze yakıtın yüklenmesinden yakıt ikmaline kadar geçen sürede reaktörün performansını eşitlemek için yakıt veya soğutucuda sıklıkla kullanılır. Bunlar, nötrona maruz kaldığında bozunan, yakıldıkça yakıttaki nötron emicilerin giderek artan oluşumunu telafi eden ve dolayısıyla daha yüksek yakıt yanmasına izin veren nötron emicilerdir. Her bir uranyum tonu başına GW-gün (GWd) cinsinden ifade edilir.

Bunların en iyi bilineni, taze yakıt yerleştirmenin çok zahmetli olduğu deniz reaktörlerindeki hayati bir yakıt bileşeni olan ve seramik yakıt peletlerine dahil edilen gadolinyumdur. Bu nedenle reaktörler, pratikte sürekli olarak çalıştırılmamalarına rağmen yakıt ikmalleri arasında tam güçte bile çalıştırılsalar on yıldan fazla dayanacak şekilde tasarlanmıştır. Bir alternatif ise, normal peletler üzerine ince bir kaplama olarak uygulanan zirkonyum diborür entegre yakıt yanabilir emicidir (EYYE, İng: "integral fuel burnable absorber").

Çoğunlukla 1 kg yakıt başına 3 grama kadar oksit içeren gadolinyum, bu oksit eksikliğini telafi etmek için biraz daha yüksek yakıt zenginleştirmesi gerektirir. Ayrıca yaklaşık 17 GWd/t'lik yanma sonrasında soğurma etkisinin yaklaşık %4'ünü korur ve daha fazla azalmaz. ZrB₂ (zirkonyum diborür) EYYE daha istikrarlıdır, tamamen yanar ve yakıt peletlerinin özellikleri üzerinde hiçbir etkisi yoktur. Şu anda ABD'deki reaktörlerin çoğunda ve AP1000 reaktörlerine yönelik teknolojiye sahip olan Çin de dahil olmak üzere Asya'daki birkaç reaktörde kullanılmaktadır.

Ana Nükleer Reaktör Türleri

Geçmişten beri birçok farklı reaktör sistemi önerilmiş ve bunlardan bazıları prototip ve ticari ölçekte geliştirilmiştir. Dünya çapında ticari elektrik üretmek için kullanılan tasarımlar olarak altı tip reaktör (Magnox, GGR, BSR, KSR, CANDU ve YGKR) ortaya çıkmıştır. Hızlı reaktör olarak adlandırılan başka bir reaktör tipi, tam ölçekli gösterim aşamasına kadar geliştirilmiştir.

Basınçlı Su Reaktörü (BSR)

Basınçlı su reaktörü, enerji üretimi için tasarlanan yaklaşık 300 çalıştırılabilir reaktör ve denizde tahrik için kullanılan birkaç yüz reaktör ile en yaygın tiptir. BSR'lerin tasarımı bir denizaltı enerji santrali olarak ortaya çıkmıştır. BSR'ler hem soğutucu hem de ılımlayıcı olarak sıradan suyu kullanır. Tasarım, reaktörün çekirdeğinin içinden çok yüksek basınç altında geçen bir birincil soğutma devresine ve türbini çalıştırmak için buharın üretildiği bir ikincil devreye sahiptir. Su kontrollü ve soğutmalı olan bu reaktörler Rusya'da, Su-Su Enerji Reaktörü (SSER) tipleri olarak bilinir.

World Nuclear Association

Bir BSR, çekirdekte dikey olarak düzenlenmiş her biri 200-300 çubuktan oluşan yakıt düzeneklerine sahiptir ve büyük bir reaktör, 80-100 ton uranyum içeren yaklaşık 150-250 yakıt düzeneğine sahip olabilir.

Reaktör çekirdeğindeki su yaklaşık 325°C'ye ulaşır, dolayısıyla kaynamasını önlemek için atmosfer basıncının yaklaşık 150 katı kadar bir basınç altında tutulması gerekir. Basınç, bir basınç kaynağında buharla sağlanır. Birincil soğutma devresinde su aynı zamanda ılımlayıcıdır ve eğer herhangi bir şekilde buhara dönüşürse fisyon reaksiyonu yavaşlayacaktır. Bu negatif geri besleme etkisi bu reaktör tipinin güvenlik özelliklerinden biridir. İkincil kapatma sistemi, birincil devreye bor metalinin eklenmesini içerir.

İkincil devre daha az basınç altındadır ve buradaki su, buhar jeneratörü olan ısı eşanjörlerinde kaynar. Buhar, elektrik üretmek için türbini çalıştırır ve daha sonra yoğunlaştırılarak ana devre ile temas halindeki ısı eşanjörlerine geri gönderilir.

Kaynar Su Reaktörü (KSR)

KSR tipi reaktörlerin, suyun atmosfer basıncının yaklaşık 75 katı gibi daha düşük bir basınçta olduğu ve böylece çekirdeğin içinde yaklaşık 285°C'de kaynadığı tek bir devrenin bulunması dışında, BSR ile pek çok benzerliği vardır. Reaktör, çekirdeğin üst kısmındaki suyun %12-15'i buhar olarak çalışacak ve dolayısıyla burada daha az düzenleyici etki ve dolayısıyla daha fazla verimlilik sağlayacak şekilde tasarlanmıştır. KSR üniteleri, yükün takip edildiği durumlarda BSR'lerden daha kolay çalışabilir.

Buhar, çekirdeğin üzerindeki buhar ayırıcılar da denen kurutucu plakalardan geçer ve ardından doğrudan reaktör devresinin bir parçası olan türbinlere gider. Bir reaktörün çekirdeği etrafındaki su her zaman radyonüklid izleri ile kontamine olduğundan, bakım sırasında türbinin korunması ve radyolojik koruma sağlanması gerekir. Bunun maliyeti, reaktörün daha basit tasarımı sayesinde yapılan tasarrufları dengeleme eğilimindedir. Çoğunlukla kullanılan ¹⁶N’nın 7 saniyelik yarılanma ömrü sebebiyle sudaki radyoaktivitenin çoğu çok kısa ömürlüdür, dolayısıyla reaktör kapatıldıktan hemen sonra türbin salonuna girilebilir.

Bir KSR yakıt düzeneği 90-100 yakıt çubuğundan oluşur ve bir reaktör çekirdeğinde 140 tona kadar uranyum tutan 750'ye kadar düzenek bulunur. İkincil kontrol sistemi, üst kısımdaki daha fazla buharın ılımlamayı azaltabilmesi için çekirdekten su akışını kısıtlar.

World Nuclear Association

Basınçlı Ağır Su Reaktörü (BASR)

BASR 1950'lerden beri Kanada'da, "CANada, Deuterium, Uranium" kelimelerinden türetilmiş CANDU ismiyle ve 1980'lerden itibaren de Hindistan'da geliştirilmiştir. BASR'ler genellikle yakıt olarak doğal uranyum (%0,7 ²³⁵U) oksit kullanır, bu nedenle daha verimli bir ılımlayıcıya, bu durumda ağır suya (D₂O) ihtiyaç duyar. CANDU sistemiyle yakıt yerine ılımlayıcı olarak kullanılan su zenginleştirilir. Bu, bir maliyet dengelemesidir. BASR ile, diğer tasarımlara göre madenden çıkarılmış uranyumun bir kilogramı başına daha fazla enerji elde edilir, ancak bu reaktör aynı zamanda birim çıktı başına çok daha fazla miktarda kullanılmış yakıt üretir.

Ilımlayıcı, yakıt için kanallar oluşturan birkaç yüz tane yatay basınç borusunun içine girdiği, tipik olarak 290°C sıcaklığa ulaşan ve birincil soğutma devresinde, atmosfer basıncının yaklaşık 100 katı kadar, yüksek basınç altındaki ağır su akışıyla soğutulan, kalandri adı verilen büyük bir tankın içindedir. BSR'de olduğu gibi birincil soğutucu, türbinleri çalıştırmak için ikincil devrede buhar üretir. Basınçlı boru tasarımı, basınç borularının soğutma devresinden yalıtılmasıyla reaktör kapatılmadan kademeli olarak yakıt doldurulabileceği anlamına gelir. Ayrıca büyük basınçlı kaplara sahip tasarımlara göre yapımı daha az maliyetli olmasına rağmen tüplerin yeterince dayanıklı olduğu henüz kanıtlanmamıştır.

World Nuclear Association

Bir CANDU yakıt düzeneği, zirkaloy tüplerdeki seramik yakıt peletlerinden oluşan yarım metre uzunluğundaki 37 yakıt çubuğunu ve bir yakıt kanalında uç uca uzanan 12 demet içeren bir destek yapısını içerir. Kontrol çubukları dikey olarak kalandrinin içinden geçer ve ikincil bir durdurma sistemi, ılımlayıcıya gadolinyumun eklenmesini sağlar. Her ne kadar yukarıdaki diyagramda gösterilmese de kalandri kabının gövdesinde dolaşan ağır su ılımlayıcısı da bir miktar ısı üretir.

Gelişmiş Candu Reaktörü (GCR) gibi daha yeni BASR tasarımları, hafif su soğutmasına ve kısmen zenginleştirilmiş yakıta sahiptir.

CANDU reaktörleri çeşitli yakıtlarla çalışabilir. Bunlar, Hafif-Su Reaktörü'nde (HSR) kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesinden elde edilen geri dönüştürülmüş uranyumla veya bunun ve zenginleştirme tesislerinden kalan tükenmiş uranyumun bir karışımıyla çalıştırılabilir. Yaklaşık 4000 MWe BSR, seyreltilmiş uranyumun eklenmesiyle 1000 MWe CANDU kapasitesini besleyebilir. Yakıtta toryum da kullanılabilir.

Gelişmiş Gaz Soğutmalı Reaktör (GGR)

Bu reaktörler, yakıt olarak paslanmaz çelik tüplerde %2,5 - 3,5 oranında zenginleştirilmiş uranyum oksit peletlerini, birincil soğutucu olarak da grafit ılımlayıcı ve karbondioksiti kullanan, İngiliz gaz soğutmalı reaktörlerinin ikinci neslidir. Karbondioksitin beton ve çelik basınçlı kabın içindeyken çekirdekte dolaşarak 650°C'ye ulaşması ve ardından dışarıdaki buhar jeneratörü tüplerinden geçmesinden dolayı buna bütünleşik tasarım da denmektedir. Kontrol çubukları ılımlayıcının içinden geçer ve ikincil kapatma sistemi, soğutucuya nitrojen enjekte eder. Yüksek sıcaklık, yaklaşık %41 oranında yüksek bir termal verim sağlar. Yakıt ikmali yük altında yapılabilir.

World Nuclear Association

GGR, ılımlayıcı olarak grafiti içeren, CO₂ ile soğutulan, metal formunda doğal uranyum yakıtı ve ikincil soğutucu olarak da su kullanan Magnox reaktöründen geliştirilmiştir. İngiltere'deki son Magnox reaktörü 2015'in sonunda kapatılmıştır.

Hafif Su Grafit Ilımlayıcılı Reaktör (HSGR)

Ana HSGR tasarımı, plütonyum üretim reaktörlerinden geliştirilen bir Sovyet tasarımı olan Yüksek Güçlü Kanal Reaktörü (YGKR)'dür. Grafit ılımlayıcısından geçen 7 metre uzunluğundaki dikey basınç tüplerini kullanır ve KSR'de olduğu gibi çekirdekte 290°C'de ve yaklaşık 6,9 MPa basınçta kaynamasına izin verilen su ile soğutulur. Yakıt, 3,5 metre uzunluğundaki yakıt düzeneklerinden oluşan düşük zenginleştirilmiş uranyum oksittir. Ilımlamanın büyük ölçüde sabit grafit nedeniyle yapılması nedeniyle aşırı kaynama, reaktörün fisyon reaksiyonunu engellemeden soğutulmasını ve nötron emilimini azaltarak olumlu bir geri besleme sorunu ortaya çıkabilir. Bu yüzden de Sovyetler Birliği dışında hiçbir yerde inşa edilmemişlerdir.

Hızlı Nötron Reaktörü (HNR)

Bazı reaktörlerde ılımlayıcı yoktur ve hızlı nötronlar kullanılır; plütonyumdan güç üretilirken yakıtın içindeki veya etrafındaki ²³⁸U izotopuyla bu güç arttırılır. Normal reaktörlerle karşılaştırıldığında orijinal uranyumdan 60 kat daha fazla enerji elde etmelerine rağmen, inşa edilmeleri pahalıdır. Önümüzdeki on yılda bunların daha da geliştirilmesi muhtemeldir ve yirmi yıl içinde inşa edilmesi beklenen ana tasarımlar HNR'lerdir. Tükettiklerinden daha fazla bölünebilir malzeme (plütonyum) üretecek şekilde yapılandırılmışlarsa hızlı üreme reaktörleri (HÜR) olarak adlandırılırlar.

World Nuclear Association

Gelişmiş Reaktörler

Farklı nesillerdeki reaktörler genellikle ayırt edilebilirdir. 2015 yılı sonunda kapatılan, İngiltere'deki Wylfa 1 reaktörünün sonuncusu olduğu birinci nesil reaktörler 1950-60'larda geliştirilmiştir ve çoğunlukla doğal uranyum yakıtı ve ılımlayıcı olarak grafit kullanılmıştır.

Farklı yerlerde faaliyet gösteren ikinci nesil reaktörler, mevcut ABD filosunun simgesi haline gelmiştir. Ilımlayıcı ve soğutucu olarak çoğunlukla su kullanan bu reaktörlerin yakıtı tipik olarak zenginleştirilmiş uranyumdur. Üçüncü nesil, bunlardan geliştirilen reaktörlerdir. İlk birkaçının Japonya, Çin, Rusya ve Birleşik Arap Emirliği'nde faaliyet göstermesiyle birlikte devamı yapım aşamasında ve siparişe hazırdır. Bunlar, ikinci nesil reaktörlerin artırılmış güvenliğe sahip gelişmiş tipleridir. İkinci ve üçüncü nesil arasında net bir ayrım yoktur.

Dördüncü nesil tasarımlar hâlâ geliştirilme aşamasındadırlar. Kullanılmış yakıtın bir kısmını oluşturan uzun ömürlü aktinitleri yakmaları ve kapalı yakıt döngülerine sahip olmaları sayesinde, yüksek seviyeli tek atık olarak fisyon ürünlerinin oluşması öngörülmektedir. Uluslararası iş birliğiyle geliştirilmekte olan yedi tasarımdan dört veya beşinin hızlı nötron reaktörleri olması planlanmaktadır. Dördü florür (F^-) veya sıvı metal soğutucular kullanması sebebiyle düşük basınçta çalışırken bunlardan ikisinin gaz soğutmalı olmasıyla günümüzün su soğutmalı reaktörlerinden çok daha yüksek sıcaklıklarda çalışabileceklerdir.

Üçüncü nesil bir düzineden fazla gelişmiş reaktör tasarımı, çeşitli geliştirme aşamalarındadır. Bazıları BSR, KSR ve CANDU tasarımlarından evrimleşmişlerse de bazıları diğerlerinden daha net farklarla ayrılır. Birkaçı aktif olarak çalışan, diğerleri ise yapım aşamasında olan bu reaktörlerin ilki, Gelişmiş Kaynar Su Reaktörünü içerir. Çin, Rusya ve Birleşik Arap Emirliği'nde faaliyet gösteren gelişmiş BSR'lerin daha fazlası yapım aşamasındadır. En iyi bilinen radikal yeni tasarım, yakıtı büyük "çakıl taşları" halinde kullanmakta ve soğutucu olarak çok yüksek sıcaklıkta helyum kullanarak muhtemelen bir türbini doğrudan çalıştırmayı amaçlamaktadır.

Kapalı yakıt döngüsü göz önüne alındığında birinci, ikinci ve üçüncü nesil reaktörlerinin plütonyum ve muhtemelen uranyumu geri dönüştürmesi, dördüncü neslin ise tam aktinit geri dönüşümüne sahip olması beklenmektedir.

Gelişmiş reaktör tasarımlarının çoğu, 300 MWe'nin altındaki küçük üniteler içindir. Bunlardan birkaçı, birlikte büyük bir enerji santrali oluşturabilme ve aşamalı olarak inşa edilebilme imkânı vermeleri sebebiyle küçük modüler reaktörler (KMR) kategorisindedir. Normal oksit yakıtların dışında diğer yakıt türleri metal, karbür, nitrit, sıvı tuz veya bir çekirdeğinde uranyum oksikarbür veya uranyum dioksit bulunan, uranyumun %20 ²³⁵U'e kadar zenginleştirildiği, karbon ve silisyum karbür katmanlarıyla çevrelenmiş olup 1600°C'nin üzerinde stabil olan fisyon ürünleri için bir muhafaza sağlayan, çapı bir milimetreden küçük TRISO (tristrüktürel-izotropik) parçacıklardır.

Yüzen Nükleer Santraller (YNS)

Çeşitli gemilere güç sağlayan 200'den fazla nükleer reaktörün yanı sıra Rosatom, Rusya'da 70 ila 600 MWe arasında değişen büyüklükteki yüzer nükleer enerji santrallerini tedarik edecek bir yan kuruluş kurmuştur. Bunların çiftler halinde büyük bir mavna üzerine monte edilerek, bölgeye güç ve muhtemelen bir kıyı yerleşimine veya endüstriyel komplekse bir miktar tuzdan arındırma sağlamak için ihtiyaç duyulan yere kalıcı olarak demirlenmeleri planlanmaktadır. Bu reaktörlerin ilki, buz kırıcılara dayalı iki adet 40 MWe reaktöre sahiptir ve Sibirya'nın uzak bir bölgesinde faaliyet göstermektedir. Elektrik maliyetininse mevcut alternatiflerden çok daha düşük olması beklenmektedir.

Rus KLT-40S, buz kırıcılarda performansı kanıtlanmış bir reaktördür. Burada 150 MWt'lık bir ünite brüt olarak 35 MWe enerji üretmesinin yanı sıra tuzdan arındırma veya bölgesel ısıtma için 35 MW'a kadar ısı üretir. Bunlar, yakıt ikmali arasında 3-4 yıl çalışacak şekilde tasarlanmış olup, yakıt ikmali ve kullanılmış yakıt deposu ile birlikte, kesintilere izin verecek şekilde çiftler halinde çalıştırılması öngörülmektedir. 12 yıllık çalışma döngüsünün sonunda tüm tesis, hizmete dönmeden önce iki yıllık bakım ve kullanılmış yakıtın uzaklaştırılması için merkezi bir tesise götürülür.

İkinci nesil Rus YNS'leri, her biri yaklaşık 1500 ton daha hafif ancak KLT-40S'den daha güçlü olan ve dolayısıyla çok daha küçük bir mavna üzerinde iki adet 175 MWt, 50 MWe RITM-200M reaktör ünitesine sahiptirler. Yakıt ikmali her 10-12 yılda bir yapılacaktır. Benzer şekilde RITM-200 reaktörleri en son model Rus buz kırıcılarına güç vermektedir. Aralık 2022'de Rosatom, RITM-200'ler için nükleer yakıt geliştirdiğini duyurmuştur.

Bir Nükleer Reaktörün Güç Derecesi

Nükleer santral reaktör güç çıkışları üç şekilde değerlendirilir:

• Gerçek nükleer reaktörün tasarımına bağlı olan ve ürettiği buharın miktarı ve kalitesi ile ilgili olan Termal MWt.
• Kondansatör devresinin ortam sıcaklığını da hesaba katarak, sistemdeki buhar türbini ve jeneratör tarafından üretilen gücü gösteren brüt elektrik MWe değeri. (Daha soğuk ortam, daha fazla elektrik gücü anlamına gelir. Nominal brüt güç, her ikisinde de belirli koşulların sağlandığını varsayar.)
• Soğutma ve besleme suyu pompaları gibi yüksek güce ihtiyaç duyan parçalara sahip olan reaktörü ve tesisin geri kalanını çalıştırmak için gereken elektrik gücü düşüldükten sonra tesisten şebekeye gönderilebilecek mevcut güç olan net elektrik MWe.

Net elektrik MWe ve brüt MWe yaz ve kış aylarında biraz değişiklik gösterir, dolayısıyla normalde daha düşük olan yaz ayındaki değer veya ortalama bir değer kullanılır. Yaz değeri belirtilirse, tesisler serin zamanlarda %100'ün üzerinde kapasite faktörü gösterebilir.

Tennessee'deki Watts Bar BSR'nin, farklı kondansatör soğutma suyu sıcaklıkları nedeniyle yazın yaklaşık 1125 MWe ve kışın yaklaşık 1165 MWe net değerlerde çalıştığı bildirilmiştir. Ana büyük besleme suyu pompalarına, buharı ana türbin-jeneratöre ulaşmadan önce alan buhar türbinleri yerine, Avrupa Basınçlı Su Reaktörü (ABR) veya Hualong One'da olduğu gibi elektrik motorlarıyla güç verilmesi gibi bazı tasarım seçimleri, farklı reaktör türleri arasındaki bazı brüt ve net farklılıkları açıklamaktadır. Bu nedenle ABR'de brütten net MWe'ye nispeten büyük bir düşüş görülürken, Hualong One'ın ana pompalarını çalıştırmak için 20 MWe'ye ihtiyacı vardır.

World Nuclear Association

Bunlar arasındaki ilişki iki şekilde ifade edilir:

• Isıl verimlilik yüzdesi, brüt MWe'nin MWt'ye oranıdır. Bu, reaktörden gelen buhar ve soğutma suyu arasındaki sıcaklık farkıyla ilgilidir. Hafif su reaktörlerinde genellikle %33-37 olup, son tasarım BSR'lerde %38'e ulaşmaktadır.
• Net verimlilik yüzdesi, elde edilen net MWe'nin MWt'ye oranıdır. Bu biraz daha düşüktür ve tesisin kullanımına olanak sağlar.

İşletmedeki tesisler için genellikle net MWe kullanılırken, inşaatı devam eden veya planlanan/önerilen tesisler için brüt MWe kullanılır.

Nükleer Reaktörlerin Ömürleri

Günümüz nükleer santrallerinin çoğu başlangıçta 30 veya 40 yıllık işletme ömrü için tasarlanmış olmalarına rağmen sistemlere, yapılara ve bileşenlere yapılacak büyük yatırımlarla işletim ömürlerinin uzatılabilmesi, birçok ülkenin buna yönelik aktif programlar yürütmesini sağlamıştır. ABD'de 100'e yakın reaktörün neredeyse tamamının işletme lisansı 40 yıldan 60 yıla kadar uzatılmıştır. Bu, ekstra performans marjları oluşturmak da dahil olmak üzere sistemlerin ve bileşenlerin iyileştirilmesine yönelik önemli sermaye harcamalarının sebeplerini açıklamaktadır. Buna ek olarak bazı reaktörler, 80 yıl veya daha uzun süre faaliyet gösterebilecek şekilde planlanmaktadır.

Bazı bileşenler ise basitçe aşınır, paslanır veya verimlilikleri düşer. Bunların değiştirilmesi gerekir. Buhar jeneratörleri bunların en göze çarpan ve pahalı olanlarıdır ve çoğu, reaktörün 60 yıl veya daha uzun süre çalışma ihtimalinin olduğu durumlarda, yaklaşık 30 yıl sonra değiştirilmektedir. Bu aslında ekonomik bir karardır. Daha küçük bileşenlerin eskidikçe değiştirilmesi daha kolaydır. CANDU reaktörlerinde, yaklaşık 30 yıllık çalışmanın ardından bazı tesislerde basınçlı boru değişimi gerçekleştirilmiştir.

İkinci bir konu ise eskime sorunudur. Örneğin eski reaktörlerde analog bileşen ve kontrol sistemleri bulunur. Bunların bazıları dijital sistemlerle değiştirilmiştir. Üçüncüsü, malzemelerin özellikleri yaşla birlikte, özellikle de ısı ve nötron ışıması nedeniyle bozulabilmesidir. Tüm bu hususlarla ilgili olarak, güvenilirliği ve emniyeti korumak için yatırım yapılması gerekmektedir. Ayrıca, güvenlik marjlarının korunmasını sağlamak amacıyla eski tesislerde uluslararası güvenlik sözleşmeleri ve ilkeleri doğrultusunda periyodik güvenlik incelemeleri yapılmaktadır.

Bir diğer önemli konu da reaktörler ve diğer tesislerin tasarımdan inşaat ve işletmeye, hizmetten çıkarma aşamasına kadar tüm yaşam döngüsü boyunca bilgi yönetimidir. Bu bir yüzyıla yayılabilir ve birçok ülkeyi ve bir dizi şirketi kapsayabilir. Tesisin ömrü birkaç nesil mühendisi kapsayacaktır. Verilerin birkaç nesil yazılım ve bilgi teknolojileri donanımı arasında aktarılabilmesinin yanı sıra benzer tesislerin diğer operatörleriyle de paylaşılması gerekir.

Bu bilgileri ortak bir paydada buluşturabilmek için, yaşam döngüsü açık veri standardı için taşınabilirliği ve birlikte çalışabilirliği kapsayan ISO15926 ve EPRI'nin 2013 yılında yayınladığı Gelişmiş Nükleer Teknoloji: Yeni Nükleer Santral Bilgi Devir Kılavuzu gibi standartlar ve başvuru kaynakları vardır. Tesisin ömrü boyunca tasarımda önemli değişiklikler yapılabilir, bu nedenle orijinal belgeler yeterli değildir ve Ontario'daki Pickering A ve Bruce A örneklerindeki gibi tasarım temel bilgisi kaybının çok büyük sonuçları olabilir. Bilgi yönetimi genellikle paylaşılan bir sorumluluktur ve etkili karar verme ile başarılı bir tesis güvenliği ve ekonomisine ulaşılabilmesi için gereklidir.

Birincil Soğutucular

Yukarıda bahsedilen tasarımlardan bazılarının ortaya çıkışı, nükleer reaktörlerde kullanılan çeşitli birincil ısı transfer akışkanlarının gözden geçirilmesine olanak sağlamaktadır. Birincil soğutucuların gaz, su, hafif metal, ağır metal ve tuz gibi çok çeşitli türleri vardır.

Mevcut reaktörlerde olduğu gibi, kullanılan su veya ağır suyun 100°C'nin oldukça üzerinde, 345°C'ye kadar işlevsel kalması için çok yüksek basınçta (1000-2200 psi, 7-15 MPa, 150 atmosfer) tutulması gerekir. Bunun reaktör mühendisliği üzerinde büyük etkisi vardır. Bununla birlikte, 25 MPa civarındaki süperkritik su, %45'lik termal verimlilik sağlayabilir; günümüzün bazı fosil yakıtlı enerji santrallerinde çıkış sıcaklığı 600°C'dir ve ultra süperkritik seviyelerde (30+ MPa) %50'ye ulaşılabilir.

Çok iyi çalışması, nispeten ucuz olması ve üzerinde büyük bir deneyim sahibi olunması sebebiyle buhar kondansatörlerinin suyla soğutulması enerji santrallerinde oldukça standart bir uygulamadır. 75 atm basınçta su, yaklaşık 4000 kJ/m³’lük iyi bir ısı kapasitesine sahiptir, dolayısıyla ısı iletkenliği sıvı alternatiflerinden daha az olmasına rağmen ısıyı uzaklaştırmada gazdan çok daha etkilidir.

Bunun olası bir varyasyonu, yakıt döngüsünün başlarında soğutucuda yüksek oranda ağır suyun bulunması, böylece ²³⁸U'den daha fazla ²³⁹Pu elde edilmesi, böylece döngünün uzatılması ve uranyum kullanımının iyileştirilmesidir. Bu, spektral kayma kontrolü olarak bilinir.

Bir başka soğutucu olan helyumun verimli çalışma için yeterli yoğunluğunu korumak amacıyla benzer basınçta (1000-2000 psi, 7-14 MPa) kullanılması gerekir. Ancak 75 atm basınçta bile ısı kapasitesi yalnızca 20 kJ/m³ civarındadır. Benzer şekilde, gereken yüksek basıncın mühendislik açısından sonuçları vardır, ancak bu Brayton çevriminde bir türbini doğrudan çalıştırmak için kullanılabilir.

Karbondioksit ilk olarak İngiliz tasarımı reaktörlerde ve bunların hafif su reaktörlerinden çok daha yüksek sıcaklıklarda çalışan mevcut GGR'lerinde kullanılmıştır. Helyumdan daha yoğundur ve bu nedenle muhtemelen daha iyi termal dönüşüm verimliliği sağlar. Ayrıca helyuma göre daha az sızdırır. Ancak YSGR'lerde olduğu gibi çok yüksek sıcaklıklarda bozulur, dolayısıyla helyuma odaklanılır. Günümüze Brayton döngüsü için süperkritik CO₂'ye daha çok ilgi vardır.

Normalde hızlı nötron reaktörlerinde yaklaşık 550°C'de kullanılan sodyum, atmosferik basınçta 98°C'de erir ve 883°C'de kaynar; dolayısıyla kuru tutulması gerekliliğine rağmen, kullanılması için gereken mühendislik nispeten daha azdır. Yüksek ısı iletkenliğine ve 2 atm basınçta yaklaşık 1000 kJ/m³’lük yüksek ısı kapasitesine sahiptir.

Bununla birlikte, normalde su/buhar, Brayton çevriminden daha düşük termal verimlilikte bir Rankine çevrimi türbinini çalıştırmak için ikincil devrede kullanılır. Bazı tasarımlarda sodyum, buhar jeneratörlerine ikincil bir devrededir. Sodyum, yakıt kaplamasında veya birincil devrede kullanılan metalleri veya kaplamada hasar varsa yakıtın kendisini korozyona uğratmaz, ancak genel olarak çok reaktiftir. Özellikle hidrojeni serbest bırakmak için su veya buharla ekzotermik reaksiyona girer. Havada yanar, ancak çok daha az kuvvetlidir.

Sodyumun nötron yakalama kesiti düşüktür, ancak bir miktar ²³Na'ün beta yayıcı ve 15 saatlik yarılanma ömrü ile gama ışınları açısından çok aktif olan ²⁴Na haline gelmesi yeterlidir, bu nedenle bir miktar koruma gereklidir. GWe başına yaklaşık 5000 ton sodyum içeren büyük bir reaktörde, ²⁴Na aktivitesi yaklaşık 1 TBq/kg denge seviyesine ulaşır; bu büyük bir radyoaktif envanterdir. Bir reaktörün sık sık kapatılması gerekiyorsa, oda sıcaklığında (yaklaşık 13°C) sıvı olan NaK ötektik karışımı soğutucu olarak kullanılabilir, ancak potasyum piroforik bir maddedir ve bu da tehlikeyi artırır. Sodyum nötronlara karşı kurşuna göre yaklaşık altı kat daha şeffaftır.

Kurşun veya kurşun-bizmut ötektiği ise hızlı nötron reaktörlerinde kullanılır ve atmosferik basınçta daha yüksek sıcaklıkta çalışma kapasitesine sahiptir. Nötronlara karşı şeffaftırlar, yakıt pimleri arasındaki daha büyük boşluk nedeniyle verimliliğe yardımcı olurlar, bu da daha sonra bozunma ısısının giderilmesi için konveksiyon yoluyla soğutma sıvısı akışına izin verir ve suyla reaksiyona girmediklerinden ısı eşanjörü arayüzü daha güvenlidir. Havayla temas ettiğinde yanmazlar.

Bununla birlikte, kurşunun kaynama noktası 1750°C olmasına rağmen karışımın, başlangıçta sıcaklıkları 550°C ile sınırlayan yakıt kaplamasını ve çelikleri aşındırıcı etkisi vardır. Günümüzün malzemeleriyle 650°C'ye ulaşılabilir ve gelecekte oksit dispersiyonla güçlendirilmiş çeliklerin kullanıldığı dördüncü nesil geliştirmenin ikinci aşamasıyla 800°C'ye ulaşılması öngörülmektedir. Kurşun ve Pb-Bi sudan çok daha yüksek termal iletkenliğe sahiptir, ancak iletkenlikleri sodyumdan daha düşüktür. Rosatom'un, Rusya'daki 300 MWe BREST kurşun soğutmalı hızlı nötron reaktörü, Westinghouse'un kurşun soğutmalı bir hızlı reaktör konsepti ve Kanada'daki LeadCold’un 450°C'ye kadar korozyona oldukça dayanıklı yeni alüminyum-çelik alaşımları kullanan reaktörler bunlara örnektir. Ti₃SiC₂ (titanyum silisyum karbür) bileşiği, korozyona dirençli birincil devreler için önerilmektedir.

Kurşunun nötron aktivasyonu sınırlı olmasına rağmen, Pb-Bi ile ilgili bir sorun, 138 günlük yarı ömre sahip bir alfa yayıcı olan toksik polonyum (²¹⁰Po) aktivasyon ürünü vermesidir. Pb-Bi, ötektik bir karşım olmasından dolayı, nispeten düşük bir sıcaklık olan 125°C'de erir ve 1670°C'de kaynar.

Pb'nin erime noktasının 327°C ve kanama noktasının 1737°C olmasına rağmen bizmuttan çok daha bol miktarda bulunması ve üretiminin daha ucuz olması nedeniyle, donmasının engellenebildiği taktirde, gelecekte daha büyük ölçekte kullanım alanına sahip olacağı öngörülmektedir. Pb-Bi soğutmalı hızlı nötron reaktörlerine dayalı nükleer enerjinin geliştirilmesinin, temel olarak uzak yerlerdeki küçük reaktörler için muhtemelen toplam 50-100 GWe ile sınırlı olması muhtemeldir.

1998'de Rusya, denizaltı reaktörleriyle ilgili deneyimlerinden elde edilen birçok araştırma bilgisinin gizliliğini kaldırmıştır ve ABD'nin genel olarak Pb veya küçük reaktörler için Pb-Bi kullanımına olan ilgisi böylece artmıştır. İkincil bir devrenin muhtemelen buhar üretebileceği Gen4 Modülü (Hyperion) reaktörü, %45 Pb, %55 Bi olan kurşun-bizmut ötektiğini kullanmaktadır.

Florür tuzları, atmosferik basınçta yaklaşık 1400°C'de kaynamaları nedeniyle, 750°C'de %48 ila 1000°C'de %59'luk termal verimliliğe sahip ikincil bir Brayton çevrim devresinde hidrojen üretimi için helyumun kullanılması da dahil olmak üzere, ısının kullanımı için çeşitli seçeneklere izin verirler. Florür tuzları çok yüksek kaynama sıcaklığına, tav ısısında bile çok düşük buhar basıncına, lityum florür (LiF) ve berilyum florürün (BeF₂) karışımından yapılan erimiş bir tuz olan FLiBe için 75 atm basınçta 4670 kJ/m³ gibi bir değerle sudan daha yüksek hacimsel ısı kapasitesine, iyi ısı transfer özelliklerine, düşük nötron emilimine, iyi nötron ılımlama kapasitesine sahiptir. Bunların yanında radyasyondan zarar görmezler, kimyasal olarak çok kararlı olmalarıyla tüm fisyon ürünlerini iyi emerler, hava veya su ile şiddetli reaksiyona girmezler, grafit ile uyumludurlar ve bazıları ayrıca bazı yaygın yapısal metallere karşı etkisizdir. Gama ışıması açısından aktif olan bazı ²⁰F'ler nötron yakalanmasıyla oluşurlar, ancak 11 saniyelik yarı ömürleri çok kısadır.

Lityum-berilyum florür Li₂BeF₄ (FLiBe) tuzu, 459°C'de katılaşan ve 1430°C'de kaynayan LiF'nin (2LiF + BeF2) ötektik bir versiyonudur. MSR ve AHTR/FHR birincil soğutmada tercih edilir ve kontamine olmadığında düşük korozyon etkisine sahiptir. Toksik berilyum içermeyen LiF, yaklaşık 500°C'de katılaşır ve yaklaşık 1200°C'de kaynar. FLiNaK (LiF-NaF-KF) da ötektiktir ve 454°C'de katılaşır ve 1570°C'de kaynar. FLiBe veya LiF'den daha yüksek bir nötron kesitine sahiptir ancak ara soğutma döngülerinde kullanılabilir.

Klorür tuzları, hızlı spektrumlu erimiş tuz reaktörlerinde, aktinitlerde florürlere göre daha yüksek çözünürlüğe sahip olduğundan avantajlara sahiptir. NaCl iyi nükleer, kimyasal ve fiziksel özelliklere sahip olmasına rağmen yüksek erime noktası, MgCl₂ veya CaCl₂ ile harmanlanması gerektiği anlamına gelir; birincisi ötektikte tercih edilir ve aktinit triklorürlerin eklenmesine izin verir. Klorun ana izotopu olan ³⁵Cl, bir aktivasyon ürünü olarak uzun ömürlü, enerjik bir beta kaynağı olan ³⁶Cl'ya yol açar, bu nedenle ³⁷Cl bir reaktörde çok daha fazla tercih edilir. Termal reaktörlerde klorürler yalnızca ikincil soğutma döngüleri için kullanılabilir.

Tüm düşük basınçlı sıvı soğutucular, ısı eşanjörlerindeki sıcaklık düşüşü gaz soğutuculara göre daha az olduğundan, tüm ısılarının yüksek sıcaklıklarda iletilmesine izin verir. Ayrıca, çalışma ve kaynama sıcaklıkları arasında iyi bir fark olması durumunda, bozunma ısısı için pasif soğutma kolaylıkla elde edilebilir. Isı eşanjörleri az miktarda sızıntı yaptığından, birincil ve ikincil soğutucuların uyumsuz olması sorun yaratabilir. Isı eşanjörü arasındaki basınç farkı ne kadar az olursa sorun da o kadar az olur.

Pasif bozunma ısısının ortadan kaldırılması, iş yapmak için ısı transferinin ötesinde, birincil soğutma sistemlerinin hayati bir özelliğidir. Fisyon süreci durduğunda, fisyon ürününün bozunması devam eder ve çekirdeğe önemli miktarda ısı eklenir. Kapanma anında bu, tam güç seviyesinin yaklaşık %6,5'idir, ancak bir saat sonra kısa ömürlü fisyon ürünleri bozunduğundan yaklaşık %1,5'e düşer. Bir gün sonra bozunma ısısı %0,4'e düşer ve bir hafta sonra yalnızca %0,2 olur.

Bu ısı, Mart 2011'de Fukushima Daiichi'de meydana gelen kazada gösterildiği gibi, güvenilir bir şekilde dağıtılmadığı sürece hafif su reaktörünün çekirdeğini eritebilir. Fukushima'da tsunami nedeniyle soğutma sistemi devre dışı kaldığında ısının yaklaşık %1,5'i üretiliyordu. Pasif sistemlerde bir çeşit konveksiyon akışına güvenildiğinden düşük termal atalet nedeniyle gaz soğutmalı reaktörlerde bozunma ısısının uzaklaştırılması daha büyük bir sorundur ve bu, bireysel ünitelerin boyutunu sınırlamıştır.

C. W. Forsberg, Molten-Salt-Cooled Advanced High-Temperature Reactor for Production of Hydrogen and Electricity

Su soğutmalı bir reaktörün çekirdeğinden akan soğutma suyunda, esas olarak oksijenden nötron yakalamayla oluşan aktivasyon ürünü nitrojen-16'ya bağlı olarak bir miktar radyoaktivite bulunur. ¹⁶N'nın yarı ömrü yalnızca 7 saniyedir ancak bozunma sırasında yüksek enerjili gama radyasyonu üretir. Gerçek çalışma sırasında KSR türbin alanına erişimin kısıtlanmasının nedeni budur.

Yük Takip Yeteneği

Nükleer enerji santrallerinin, bir şebeke sistemindeki baz yük talebini karşılamak için sürekli olarak yüksek kapasitede çalıştırılması en iyisidir. Güç üretimleri günlük ve haftalık bazda artırılıp azaltılırsa verimlilik tehlikeye girer ve bu bakımdan çoğu, kömür yakıtlı santrale benzerler. Aynı zamanda reaktörü tam kapasiteden daha düşük bir kapasitede çalıştırmak da ekonomik değildir; çünkü inşa edilmesi pahalı, ancak çalıştırılması ucuzdur. Ancak nükleer enerjiye bağımlılığın çok yüksek olduğu Fransa'da olduğu gibi bazı durumlarda, çıktının günlük ve haftalık yük döngülerine göre düzenli olarak değiştirilmesi gerekebilir.

Areva, tesisin elektrik çıkışını şebeke operatörünün ihtiyaçlarına göre otomatik olarak ayarlayan BSR'ler için operatörün müdahalesi olmadan çıkış gücünü kurulu kapasitesinin %50 ila %100'ü arasında değiştiren reaktör kontrol sisteminin yazılım güncellemesini de içeren Gelişmiş Yük Takip Kontrol Sistemini geliştirmiştir. Areva NP, 2008 yılından bu yana bu teknolojiyi Philippsburg 2, Isar 2, Brokdorf ve Grohnde ile İsviçre'deki Goesgen olmak üzere dört Alman nükleer güç ünitesine kurmuştur.

Soğutma sıvısı akış hızı değiştirilerek, KSR'lerin çekirdeği eşit olmayan bir şekilde yakmadan yükleri oldukça kolay bir şekilde takip etmesi sağlanabilir. Yük takibi bir BSR'de o kadar kolay sağlanamamaktadır, ancak özellikle Fransa'da 1981'den beri "gri" kontrol çubukları kullanılmaktadır.

Bir BSR'nin çoğu zaman tam güçten daha düşük bir güçle çalışabilme yeteneği, 18 ila 24 aylık yakıt ikmali döngüsünün başında mı yoksa sonlarında mı olduğuna ve çekirdeği kapatmadan güç seviyelerini azaltan özel kontrol çubuklarıyla tasarlanıp tasarlanmadığına bağlıdır. Bu nedenle, herhangi bir BSR reaktörünün sürekli olarak düşük güçte çalışma yeteneği, yakıt ikmali döngüsü boyunca ilerledikçe belirgin bir şekilde azalsa da bir reaktör filosunu yük takip modunda çalıştırmak için önemli bir ilgi mevcuttur. 2001'den bu yana Avrupa Hizmet Gereksinimleri (EUR), yeni reaktör tasarımlarının dakikada %3-5'lik elektrik çıkışı değişim oranıyla kapasitenin %50 ila %100'ü arasında yük takip edebilme kapasitesine sahip olması gerektiğini belirtmektedir. Ekonomik sonuçlar, esas olarak sermayesi yoğun bir tesisin azalan yük faktöründen kaynaklanmaktadır.

Gelecek yıllarda hızlı nötron reaktörleri kuruldukça, bunların yük-takip yetenekleri faydalı olacaktır.

Proses Isısı İçin Nükleer Reaktörler

Bir türbini ve jeneratörü çalıştırmak için buhar üretmek nispeten kolaydır ve 350°C'de çalışan hafif su reaktörü bunu kolaylıkla yapar. Daha önce gösterildiği gibi, daha yüksek sıcaklıklar için başka tipte reaktörlere ihtiyaç vardır. 2010 tarihli bir ABD Enerji Bakanlığı belgesinde, sıvı metal soğutmalı reaktör (FNR) için 500°C, erimiş tuz reaktörü (ETR) için 860°C ve yüksek sıcaklıkta gaz soğutmalı reaktör (YSGR) için 950°C sıcaklıktan bahsedilmektedir. Daha düşük sıcaklık reaktörleri, daha yüksek sıcaklıklara ulaşmak için ilave gaz ısıtmayla birlikte kullanılabilir, ancak HSR'nin kullanılması pratik veya ekonomik olmayacaktır. Enerji Bakanlığı, Yeni Nesil Nükleer Santral için bugüne kadar değerlendirilen tüm son kullanıcı gereksinimlerini karşılamak üzere 750 ila 950°C aralığında yüksek reaktör çıkış sıcaklıklarının gerekli olduğunu belirtmiştir.

İlkel Reaktörler

Dünyanın bilinen en eski nükleer reaktörleri Batı Afrika'nın Gabon kentinde şu anda Oklo isimli bölgede çalışıyordu. Yaklaşık 2 milyar yıl önce en az 16 doğal nükleer reaktör, yüksek dereceli bir uranyum cevheri yatağında kritik seviyeye ulaştı ve 17'ncisi, 30 km uzaklıktaki Bangombe yatağındaydı. Her biri aralıklı olarak yaklaşık 20 kW termalde çalışıyordu; su buhara dönüştüğünde reaksiyon kesiliyor ve böylece ılımlama işlevi sona eriyordu. O zamanlar tüm doğal uranyumdaki ²³⁵U konsantrasyonu şu andaki %0,7 yerine yaklaşık %3,6 idi.

²³⁵U, yarı ömrü Dünya'nın yaşıyla hemen hemen aynı olan ²³⁸U'den çok daha hızlı bozunur. Dünya oluştuğunda ²³⁵U'in yaklaşık %30'u uranyumdan oluşuyordu. Bu doğal zincirleme reaksiyonlar kendiliğinden başladı ve sonlanmadan önce genel olarak bir veya iki milyon yıl boyunca devam etti.

Her reaktörün yaklaşık 30 dakikalık darbelerle çalıştığı ve yaklaşık 130 TWh ısı üretildiği tahmin ediliyor. Reaktörler, çıkarılan uranyum üzerinde yapılan analizler gezegenin diğer yerlerinde olduğu gibi %0,720 yerine yalnızca %0,717 ²³⁵U gösterdiğinde keşfedildi. Daha ileri araştırmalar, ²³⁵U seviyelerinin %0,44'e kadar düştüğü belirli reaktör bölgelerini belirledi. Ayrıca, uranyum ve plütonyumun fisyon ürünlerinden kaynaklanan bozunmuş nüklidlerden de önemli konsantrasyonlarda bulunmuştu.

Bu uzun reaksiyon süresi boyunca maden yatağında yaklaşık 5,4 ton fisyon ürünü ve diğer transuranik elementlerle birlikte iki tona kadar plütonyum üretildi. Başlangıçtaki radyoaktif ürünler uzun süre boyunca kararlı elementlere bozunmuştu, ancak bunların miktarı ve konumu üzerine yapılan çalışma, nükleer reaksiyonlar sırasında ve sonrasında radyoaktif atıkların çok az hareket ettiğini gösterdi. Plütonyum ve diğer transuranikler ise hareketsiz kalmışlardı.