NÜKLEER GÜÇ SANTRALLARININ GENEL TANITIMI

home Forumlar Enerji Nükleer Enerji NÜKLEER GÜÇ SANTRALLARININ GENEL TANITIMI

Bu konu 0 yanıt ve 1 izleyen içeriyor ve en son  Yönetici tarafından 1 yıl 6 ay önce tarihinde güncellendi.

1 yazı görüntüleniyor (toplam 1)
  • Yazar
    Yazılar
  • #3068

    Yönetici
    Yönetici

    Nükleer Güç Santralları ile Termik Santraller birbirleri ile benzer özellikler taşırlar. Her iki santral tipinde de elde edilen buharın ısıl enerjisi türbinde mekanik enerjiye ve mekanik enerji de dejeneratörlerde elektrik enerjisine dönüştürülerek elektrik üretilir. Bu santraller arasındaki temel fark buharın elde ediliş yöntemidir. Bütün nükleer reaktör tiplerinde bölünmeden açığa çıkan enerji buhar üretiminde kullanır ve bu buhar üretimi doğrudan reaktörün korunda ya da buhar üreteçlerinde yapılır. Bu nedenle nükleer reaktörlerdeki bölünme reaksiyonu termik santrallarda fosil yakıt yakmakla aynı işleve sahiptir. İlk olarak nükleer güç santrallerini tanıtmadan önce bölünme (fisyon) reaksiyonu mekanizmasını anlatmakta yarar vardır. Nükleer reaksiyonda açığa çıkan enerji, temelde U235 izotopunun ya da herhangi bir bölünmeye yatkın (fisil) izotopun (Pu239, U233) nötronla etkileşmesinden ötürü parçalanması olayı sonucunda açığa çıkan fazlalık bağlanma enerjisidir. Nötronla etkileşen U235 çekirdeği kararsız hale geçerek, kendisinden daha hafif iki çekirdeğe ayrılır ve bu esnada da ortalama olarak iki nötron açığa çıkarır. Bu reaksiyon sonucu açığa çıkan bölünme enerjisi yaklaşık 200 MV’dir. Bu enerji buhar üretimi için soğutucuya aktarılır ve açığa çıkan nötronlardan biri bölünmeye yatkın başka bir izotopu parçalayarak zincirleme reaksiyonuna sebep olur. Diğer nötron ise reaktör içindeki diğer malzemeler tarafından yutulur ya da sistemden kaçar. Nükleer reaktörler bu zincirleme bölünme reaksiyonunun kontrollü olarak yapıldığı sistemlerdir. Bölünme reaksiyonunun önemini anlamak için 1 kg U235 izotopunun yanması sonucu açığa çıkan enerjinin yaklaşık 1.3 milyon kg kömürünkine eşdeğer olduğunu belirtmek yeterli olacaktır.

    Bölünme reaksiyonu sonucu açığa çıkan nötronların etkili bir şekilde kullanılabilmesi için bölünmeye yatkın izotoplarla etkileşme olasılıklarını arttırmak gerekir. Bu nedenle bölünme reaksiyonlarından açığa çıkan hızlı nötronlar moderatör adı verilen yavaşlatıcı malzemeler yardımı ile yavaşlatılarak bölünmeye yatkın malzemelerle etkileşim olasılıkları arttırılır. Diğer bir malzeme de yansıtıcı (reflector) dır. Bu malzeme korun etrafına yerleştirilerek nötronların sistemden dışarı kaçma olasılıklarını azaltmak için kullanılır. Moderatör malzemesi aynı zamanda yansıtıcılık işlevini de görebilir.

    İlk kontrollü bölünme reaksiyonu 1942 yılında Amerika Birleşik Devletlerinde inşa edilen CPI Reaktöründe gerçekleştirilmiştir. Bu reaktörde yakıt malzemesi olarak doğal uranyum ve moderator olarak grafit kullanılmıştır. İlk nükleer reaktörde olduğu gibi nükleer reaktör tasarımcılarının reaktör yakıtı için seçimleri doğal uranyum (%0.71 U235, %99.27 U238) ya da %3, %4 oranında zenginleştirilmiş uranyumdur. Eğer yakıt doğal uranyum seçilirse moderator olarak grafit ya da ağır su kullanılmalıdır.

    Günümüzde, elektrik üretimi için kullanılan santralların büyük bir bölümü Basınçlı Su Reaktörü (PWR), Kaynar Su Reaktörü (BWR), ve Basınçlı Ağır Su Reaktörüdür (PHWR). Bunlardan ilk ikisi, hafif su soğutmalı termal reaktör sınıfına girer, moderator ve reflektör malzemesi olarak da hafif su kullanılır. Üçüncü reaktör tipi ise dünyada ilk olarak Kanada’da elektrik üretimi için kurulan ve soğutucu olarak ağır su kullanan Basınçlı Ağır Su Reaktörüdür.

1 yazı görüntüleniyor (toplam 1)

Bu konuyu yanıtlamak için giriş yapmış olmalısınız.