nuri deniz
Üye
28.04.2010
Asteğmen
10.643
Asteğmen
10.643
Hakkında
-
Ülkemiz, komşularımız topraklarında kurulu bulunan nükleer reaktörlerden kaynaklanabilecek kazariskleri ile karşı karşıyadır. Bu reaktörlerden Ermenistan - Metsamor Nükleer Güç Reaktörü sınırımızdan yaklaşık 16 km uzakta, Bulgaristan - Kozloduy ve Romanya - Çernavoda nükleer güç reaktörleri ise sınırımıza yaklaşık 300 km uzaktadır. Bunların dışında çevremizde bulunan diğer reaktörler de şekil üzerinde gösterilmektedir.
Bilindiği üzere, nükleer kaza etkileri mesafeye bağlı olarak değişmektedir. Genel olarak sonuçların hesaplanmasında pek çok formül eşzamanlı kullanılmakta, kazanın gelişiminden başlayarak öncelikle etrafa yayılabilecek radyoaktif madde miktarı hesaplanmakta, atmosferik dağılım modelleri kullanılarak meteorolojik parametrelere bağlı radyoaktif bulut hareketlerinin simülasyonu (benzetimi) yapılmakta, hareket boyunca, radyoaktif bozunma olmakta, yeni radyoaktif ürünler oluşmakta, aktivite değişmekte, yağış ve diğer koşullara bağlı olarak çevrede birikim olmaktadır. Tüm bu hesaplamalar sonucunda radyoaktif bulutun geçtiği bölgeler boyunca, zamana bağlı olarak radyoaktif maddelerin birikimi ve buna bağlı çevre ve insan sağlığı üzerindeki etkiler hesaplanmaktadır. Kaza seyrine ve meteorolojik parametrelere bağlı belirsizlikler ile sonuçlar hesaplanabilmektedir. Bu çalışmalar alınacak önlemler konusunda yardımcı fikirler vermekle birlikte; etkin uygulamalar için acil durum hazırlıklarının olaylar öncesinden yapılması, ülkeler arasında ikili erken bildirim ve yardımlaşma hazırlıklarının yapılması, ölçüm sistemlerinin geliştirilerek alınan ölçümler ve kaza seyri dikkate alınarak öncelikle kaza yönetimi uygulamalarının yapılması bunlarla birlikte insan sağlığının korunması için acil önlemlerin uygulanması gerekmektedir.
Çernobil nükleer santral kazasından sonra, nükleer reaktörlerde olabilecek tehlikelerin erken haber alınabilmesi için uygun yerlerde ölçüm istasyonlarının kurulması yönünde pek çok ülkede yoğun çalışmalar başlatılmıştır. Nükleer santral çevresinde ölçüm sistemleri bulunmasına rağmen alınan ölçümlerin reaktör işleticisinin sorumluluğunda olmasından dolayı bu bilgilerin ülkenin lisanslayıcı otoritesine aktarılmasının ötesinde buradan ihtiyaç duyacak diğer ülkelere aktarılması ülke politikaları ve güvenlik felsefeleri yönünden değerlendirildiğinde zaman zaman sıkıntılar yaşanmaktadır. Bu nedenle ülkelerin tesisler dışında da ölçüm istasyonları kurarak alınan bilgileri diğer ülkelerle paylaşmaları önem kazanmaktadır.
Ülkemizin potansiyel nükleer tehlikelere karşı önceden hazırlıklı olması yönündeki esaslar doğrultusunda, Kurumumuz tarafından 1986 yılından itibaren Radyasyon Erken Uyarı Sistemi (RESA) adı verilen bir sistem kurulması çalışmalarına başlanmıştır. Ülkemizi etkileyebilecek düzeyde radyasyon sızıntısı olması durumunda uyarı verecek olan sistem; havadaki gama radyasyon düzeyindeki artışın algılanması esasına dayanmaktadır.
Bu kapsamda, meteorolojik şartlar da gözönüne alınarak, özellikle sınırlarımız çevresinde ölçüm istasyonları kurulması yönüne gidilmiştir. İstasyonlarda, gama radyasyon doz hızı ölçümleri yapılması amacıyla, Geiger-Müller dedektörü kullanan portatif radyasyon ölçüm cihazları yerleştirilmiştir. Günün teknolojik imkanları ile başlatılan bu çalışma, zaman içerisinde geliştirilmiştir. Gelişme sürecinde ölçüm cihazının daha kararlı çalışması, tüm parametrelerinin merkezden kontrol edilebilmesi, sürekli veri aktarımın temin edilmesi ve bilgisayar kontrollü erişimin sağlanması hedeflenmiştir. Çalışma, Türkiye Atom Enerjisi Kurumunun sahip olduğu teknolojik imkanlar, cihaz üretimi, radyasyon ölçümü konularında sahip olduğu bilgi ve deneyim kullanılarak yapılmıştır. Çalışmalar sonucu üretilen yeni cihazların laboratuvar testleri, (malzeme, sistem, sıcaklık, nem) yapıldıktan sonra arazi uygulamaları gerçekleştirilmiş, daha sonra pilot bölge uygulamaları ile ortam deneyleri yapılmıştır. Sistem dinamik bir proje olarak yürütülmüş zaman içerisinde sisteme yeni nitelikler kazandırılmıştır. Eş-zamanlı olarak çalışan sistemde yer alan 101 istasyon harita üzerinde gösterilmektedir. (İsimleri siyah ile yazılan 12 istasyon kömür ile çalışan termik santral sahalarında yer almaktadır).
Harita üzerinde görüldüğü gibi istasyonlar yukarıda adı geçen Bulgaristan ve Romanya'da bulunan reaktörlere yönelik olarak Trakya Bölgesinde ve acil önlemlerin alınması açısından büyük öneme sahip, Doğu Anadolu Bölgesinde sıkça yerleştirilmiştir.
Sistem, yapısal olarak iki ana parçadan oluşmaktadır. Bina dışına yerleştirilen ölçüm ünitesi ile bina içerisinde yerleştirilen kesintisiz güç kaynağı ve modemi içeren bir kasa istasyonlarda yer almaktadır. Bu bileşenler ile kontrol merkezi aşağıdaki fotoğraflarda gösterilmektedir.
Sistem Özellikleri:
Sistem Kurumumuz tarafından radyasyon ölçüm sistematiği, cihaz üretimi, bilgisayarlı kontrol, merkezi otomasyon konularında sahip olduğumuz deneyim ve teknik imkanlar kullanılarak üretilmiştir.
Sistem 24 saat kesintisiz çalışmaktadır.
Alarm durumunda;
Kontrol merkezi otomatik olarak uyarılmaktadır.
Kontrol merkezi yazılımı görevli personeli istasyon adını belirterek sözlü uyarı ile bilgilendirmektedir.
Merkezden istenildiği anda istenen istasyonlara ulaşılabilmektedir.
İstasyonların tüm parametreleri merkezden kontrol edilmektedir.
Kontrol merkezi yazılımında otomatik görev programı tanımlamaları ile istenen istasyonlar veya grup istasyonlar istenen zaman aralığında veya belirlenen zamanda otomatik olarak aranarak istenen ayarları yapabilmekte veya istenilen verileri alabilmektedir.
-
Konu: Tokamak Nedir
Tokamak plazmayı hapsetmek için toroidal manyetik alan üreten bir makinedir. Manyetik hapsetme yapan cihaz türlerinden bir tanesi olup füzyon enerjisi üretmeye güçlü bir adaydır.
Dünyanın En Büyük Tokamak'ı (JET)
Genellikle simit (toroidal) biçimli geometrilerde yapılan, uygun manyetik alan altında kararlı, yüksek yoğunluk ve sıcaklığa sahip plazma oluşturabilen; füzyon çalışmalarında sıkça kullanılan araçlardır. Büyüklükleri göz önüne alındığında yarım metrelik çaplara sahip tokamaklar bulunduğu gibi bir bina büyüklüğünde inşa edilmiş tokamaklar da mevcuttur. Normalde füzyon enerjisi çalışmalarında kullanılan tokamakların boyutlarının büyümesiyle enerji verimlilikleri artmaktadır. Küçük boyutlarda olanları, daha çok plazma araştırmaları ile deneysel füzyon çalışmalarında kullanılmaktadır.
-
Konu: Yüksek Radyoaktivite içeren ve Uzun Yarı Ömürlü Kullanılmış Nükleer Yakıtların Depolanması Nasıl YapNükleer enerji üretiminde kullanılan yakıtların yüksek radyoaktiviteye sahip uzun yarı ömürlü izotopları içermesi, bu yakıtların atık olarak uzun seneler boyunca kontrollü olarak insana ve çevreye zarar vermeyecek şekilde depolanmasını gerektirmektedir. Bugün atıkların insana ve çevreye zarar vermeden depolanabilmesi için gerekli teknoloji vardır. Kullanılmış yakıtlar, ürettikleri ısının alınması için reaktör binası içinde bulunan havuzda 10-15 yıl bekletilir ve daha sonra bu yakıtlar iki şekilde işlem görebilirler: 1) Nihai depolama yapmak üzere geçici depolamaya gönderilir. 2) Kullanılmış yakıtın içinde bulunan ve tekrar yakıt olarak kullanılabilecek olan uranyum ve plütonyumun kazanılması amacıyla yeniden işleme tesislerine gönderilir. 1000 MWe gücünde hafif sulu reaktör tipi bir nükleer santraldan 1 yıl sonra çıkan ve yeniden işlem görmemiş olan kullanılmış yakıt (yaklaşık 30 ton); %95,6 oranında uranyum, %1 oranında plütonyum, %0,1 oranında transuranyum izotopları (plütonyum, neptünyum vb.) ve %3,3 oranında fisyon ürününden (sezyum, iyot vb.) oluşmaktadır. Yeniden işlem gören kullanılmış yakıttan arta kalan atığın (yaklaşık 1 ton) içinde ise %93,3 oranında fisyon ürünü bulunmaktadır ve fisyon ürünleri radyoaktivitesinin %98'ini 200 yıl içinde kaybetmektedir.
Yeniden işlem gören kullanılmış yakıttan arta kalan atığın içinde %3,2 oranında uranyum, %0,3 oranında plütonyum ve %3,2 oranında transuranyum izotopları bulunmaktadır. Nihai depolama için sızdırmaz ve aşınmaya karşı dirençli özel çelik kaplar içine konulan kullanılmış yakıtlar geçici yer üstü ve yer altı depolarında muhafaza edilmektedir. Ancak son depolama için gelecekte jeolojik (yer altı) depolama teknolojisi kullanılacaktır. Yer altı depolama ile atığın, yerin yaklaşık 600-1000 m altında yer altı sularının bulunmadığı ve deprem riski olmayan kayalık bölgelere gömülmesi planlanmaktadır. Kullanılmış yakıtın yeniden işlenerek içindeki uranyum ve plütonyumun alınmasından sonra arta kalan yüksek seviyeli atıklar ise camlaştırılarak depolanmaktadır. Atıkların camlaştırılmasının nedeni camın suda çözünmesinin hemen hemen olanaksız olmasıdır. Böylece yer altı depolaması sırasında olabilecek bir suyla temas sonucunda atığın suya karışma ihtimali çok azaltılmış olmaktadır. Kaldı ki camlaştırılmış atık değişik katmanlardan oluşan özel bir kabın içinde bulunmaktadır.
Ayrıca, gelecekte kullanılmış yakıtta bulunan uzun yarı ömürlü izotopların kısa yarı ömürlü izotoplara dönüştürülmesi için "hızlandırıcı güdümlü reaktör" sistemlerinin kullanılması da düşünülmektedir.
Yer altı jeolojik (nihai) depolama konusunda ABD'de ve Finlandiya'da önemli gelişmeler bulunmaktadır:
Ø ABD'de Enerji Bakanlığı, Yucca Dağı'nın, kullanılmış yakıtların nihai depolanması için uygun bir alan olduğunu rapor ederek lisans müracaatı için NRC'ye başvurulmasını, 2010 yılında ise atıkların tesise konmasını planlamaktadır.
New Mexico yakınlarında bulunan ilk yeraltı depolama tesisi olan WIPP, (Waste Isolation Pilot Plant) araştırma ve savunma programlarından ortaya çıkan transuranyum atıkların depolanması amacıyla 26 Mart 1999 tarihinde işletmeye alınmıştır.
Ø Finlandiya Parlamentosu, kullanılmış yakıtların nihai depolanması için Eurajoki Belediyesi içindeki Olkiluoto'da depolama tesisinin inşasına "Prensipte Karar" için onay vermiştir. Nihai depolama tesisinin inşası 2010 yılında, işletmesi ise 2020 yılında başlayacaktır.
Camlaştırılmış Yüksek Seviyeli Atık Depolama Tesisi
Yüksek Seviyeli Atık Taşıma ve Depolama Kabı
-
Dünyada yaşayan her insan, topraktan, uzaydan, kullandığımız elektronik aletlerden kaynaklanan doğal radyasyona maruz kalmaktadır. Bu radyasyonun miktarı, yaşadığımız yöre ve koşullara bağlı olarak yılda yaklaşık 2-3 mSv civarındadır. Buna ek olarak, Nükleer Santrallardan alacağımız radyasyon ise doğal radyasyona göre çok çok küçük seviyede kalmaktadır. Örnek olarak Dünyada en fazla nükleer santralın olduğu Amerika Birleşik Devletleri'nde bu tür santrallardan dolayı halkın doğal radyasyona ek olarak aldığı miktar yılda 0.05 mSv'in altındadır.
Radyasyonla çalışan kişiler için, doğal radyasyonun üzerinde maruz kalınacak maksimum miktar ise, ülkelere göre yıllık 20 ile 50 mSv arasında değişiklik göstermektedir.
-
İyot tabletleri, radyoaktif olmayan iyot bileşikleridir. Nükleer tehlike durumlarında ortaya çıkabilecek radyoaktif bulut içerisinde yer alan radyoaktif iyotun tiroitte tutulmasını önlemek üzere, iyot tabletlerinin en kısa süre içinde alınması gereklidir. İyot tabletlerinin, vücudun diğer radyoaktif maddelere maruz kalmasını engelleyici özelliği yoktur.
Nasıl kullanılmalıdır?
Tabletler, mümkünse aç karnına alınmamalıdır. Kolaylık sağlamak için tercih edilen bir sıvıda eritilip içilebilir.
İyot tabletleri genellikle iyi tolere edilir. Sindirim bozuklukları gibi yan etkiler çok nadiren görülmekle beraber, uygulama kesildiğinde kendiliğinden geçer. Yan etkilerin uzun süre devam etmesi durumunda doktora başvurulmalıdır. Hipertiroit tedavisi görenler, iyot tabletleri aldıkları süre içinde de tedavilerine devam etmeli, ancak tehlike durumu sona erdiğinde, doktora başvurmalıdırlar. İyot tableti aldıktan sonra 1 hafta ila 3 ay içinde çarpıntı, kilo kaybı veya ishal şikayeti olanlar doktora müracaat etmelidir.
İyot tabletleri maksimum toplam doz 1 gramı geçmemek üzere kullanılır;
Ne zaman kullanılmalıdır?
İyot tabletlerinin radyoaktiviteye maruz kalınmadan 6 saat öncesinde alınması durumunda maksimum koruma sağlanır. Radyoaktiviteye maruz kalınmasından sonraki ilk 10 saatten sonra alınması durumunda ise hiç bir etkisi olmayacaktır. Bir iyot tableti dozu ile 24 saat korunma sağlanır.
Radyoaktif tehlike durumunda, iyot tabletlerinin dağıtımı, kullanımı ve uygulama süresi konularında duyurular resmi makamlarca medya aracılığıyla yapılacaktır.
İyot tabletleri, resmi bir duyuru yapılmadıkça kesinlikle kullanılmamalıdır.
-
Nükleer santrallarda, nükleer maddelerin çevreye bırakılmamasını ve aynı zamanda nükleer reaksiyon sonucunda oluşan ısının her durumda reaktörden alınmasını garantiye alacak şekilde birçok güvenlik önlemi alınmıştır. Nükleer maddelerin dışarıya salınmaması için kademeli koruma önlemleri, oluşan ısının alınması için ise yine kademeli ve yedekli sistem ve bileşenler bulunmaktadır.
Nükleer yakıt, seramik formunda, yaklaşık 1 cm çap ve yüksekliğinde silindirik parçaların ard arda dizilmesiyle yine silindirik biçimde kapalı sızdırmaz tüpler içindedir. Bu tüplerin binlercesinin, aralarından soğutucu suyun geçmesine izin verecek şekilde bir araya getirilmesi ile de reaktör kalbi oluşturulmuştur. Bu kalp ise paslanmaz çelikten yapılan bir basınç kabının içinde bulunur (Basınçlı veya Kaynar Sulu reaktörlerde). Basınç kabı ve buna bağlı sistemler ise reaktör korunak binası adı verilen betondan yapılmış kubbemsi yapının içinde bulunurlar. Dolayısıyla, yakıt içinde bulunan radyoaktif maddelerin dışarıya salınmalarını, seramik yakıt, yakıt tübü, basınç kabı, çelik gömlek ve beton korunak binası, kademeli olarak engellemiş olurlar.
-
Nükleer Elektrik - Nükleer Reaktörde Elektrik Nasıl Üretilir - Petrol, doğal gaz, kömür, uranyum gibi maddelerin tükenme durumları hakkında
Elektrik, bakır gibi iletken bir telin manyetik bir alan içinde hareket ettirilmesi ile üretilir. Elektrik jeneratörü, bir mıknatıs içinde dönen sarılı iletken tellerin bulunduğu, ve bu tellerin mıknatıs içinde dönmesiyle elektrik akımı üreten bir makinadır. Evlerimizde, işyerlerimizde, endüstride gereksinim duyduğumuz büyük miktardaki elektrik enerjisini elde etmek için, elektrik jeneratörlerini döndürecek büyük güç santrallarına ihtiyaç duyarız.
Çoğu güç santralı, jeneratörü döndürmek için ısı üretiminde bulunurlar. Fosil yakıtlı santrallar ısı üretimi için doğal gaz, kömür ve petrol yakarlar. Nükleer santrallar da uranyum yakıtını parçalayarak ısı üretirler. Ancak bütün bu değişik tip santrallar ürettikleri ısıyı, suyu buhar haline dönüştürmek için kullanırlar.
Oluşan buhar ise elektrik jeneratörüne bağlı olan türbine verilir. Su buharı, türbin şaftı üzerinde bulunan binlerce kanatçık üzerinden geçerken daha önce üretilen ısıdan almış olduğu enerjiyi kullanarak, türbin şaftını döndürür. İşte bu dönme, generatörün elektrik üretmek için gereksinim duyduğu mekanik harekettir. Jeneratörde oluşan elektrik ise iletim hatları denilen iletken teller ile kullanılacağı yere gönderilir.Türbinden çıkan, enerjisi diğer bir deyişle basınç ve sıcaklığı azalmış buhar ise yoğunlaştırıcı (kondenser) denilen bölümde soğutulup su haline dönüştürüldükten sonra, tekrar kullanılmak üzere santralın ısı üretilen bölümüne geri gönderilir. Yoğunlaştırıcıda soğutma işini sağlayabilmek için deniz, göl veya ırmaklarda bulunan su kullanılır. Su kaynaklarından uzak bölgelerde ise santralın hemen yanında bulunan ve uzaktan bakıldığı zaman geniş dev bacalara benzeyen soğutma kuleleri kullanılır. Bu kulelerin üzerinde görülen beyaz duman ise su buharıdır.Elektrik üretmek için kullanılan diğer bir yöntem ise hidrolik santrallardır. Bu yöntem ile barajlarda biriktirilen su, bir su türbinini üzerinden geçirilir ve türbine bağlı elektrik jeneratörü döndürülerek elektrik üretilir.Yukarda bahsedilen bu yöntemler büyük miktarlarda elektrik enerjisini üretmek için kullanılırlar. Bunların yanı sıra rüzgar, güneş ve jeotermal enerji kullanarak da elektrik üretilmektedir. Ancak bu tür kaynaklardan üretilen enerji miktarı asıl ihtiyacımızı kendi başına karşılamaktan uzaktır.
Su, güneş, rüzgar ve geotermal kaynaklara, yenilenebilir enerji kaynakları denilir. Bu kaynaklar diğerleri gibi tükenmezler. Petrol, doğal gaz, kömür, uranyum gibi maddeler önümüzdeki birkaç yüzyıl içinde tükeneceklerdir.
-
Nükleer santralların güvenlik değerlendirmesi bağımsız lisanslama kuruluşları tarafından son derece tutucu varsayımlara göre yapılmaktadır. Ayrıca bu santrallar işletmede oldukları sürede sürekli denetim altındadır. Bu nedenle nükleer santralların çevre ve insana zarar verebilecek şekilde kaza yapma riski, günümüzde kullandığımız diğer teknolojik ürünlere göre, yok denecek kadar azdır. Bir nükleer santralın çevresinde yaşayan insanlara yüklediği yıllık doz doğal radyasyonun çok altındadır.
CO2 emisyonuna neden olmaz. Dünyada kurulu bulunan nükleer santraller yılda 2300 milyon ton CO2 emisyonuna engel olmaktadır.
SO2 emisyonuna neden olmaz. Dünyada kurulu bulunan nükleer santraller yılda 42 milyon ton SO2 emisyonuna engel olmaktadır.
NOx emisyonuna neden olmaz. Dünyada kurulu bulunan nükleer santraller yılda 9 milyon ton NOx emisyonuna engel olmaktadır.
Atık kül üretimine neden olmaz. Dünyada kurulu bulunan nükleer santraller yılda 210 milyon ton kül üretimine engel olmaktadır.
Nükleer enerji üretim zinciri, tümüyle ele alındığında sera gazı salımı konusunda en temiz seçenektir. Nükleer enerjinin iklim değişikliğine sebep olan atmosferdeki sera gazı konsantrasyonunun azaltılmasında büyük rolü vardır. Günümüzde nükleer santraller, elektrik sektöründen kaynaklanan sera gazı salımında yıllık olarak yaklaşık %17 azalmaya sebep olmaktadır. Yani bu santrallerin yerine fosil yakıtlı santrallerden elektrik elde edilseydi her yıl 1.2 Milyar ton karbon atmosfere verilecekti. Nükleer enerji üretimi sürecinde ortaya çıkan atıkların ve kullanılmış yakıtların yönetimi, gelecek nesillere fazla bir yük bırakmadan insan sağlığı ve çevrenin korunmasını amaçlamaktadır. Ancak nükleer atıkların (yüksek seviyeli atıklar ve kullanılmış yakıtlar) hala nihai depolanmasının uygulanmasına geçilememesi nükleer enerji açısından dezavantaj olmaktadır. Enerji kaynaklarının gelecek nesiller için de yeterliliği, sürdürülebilir kalkınma açısından önemli bir konudur. Özellikle fosil kaynak rezervleri kısıtlıdır. Nükleer yakıt hammaddesi olan uranyum ve toryum rezervleri ise oldukça fazladır.
İklim Değişikliği
Atmosfere bırakılan ve dünya ikliminde önemli değişikliklere sebep olan "sera gazları (başta CO2, CH4, N2O olmak üzere, CFC, Ozon gibi gazlar)" özellikle petrol, kömür ve doğal gaz gibi fosil yakıtların yanmasıyla ortaya çıkmaktadır. Sera gazları salımlarının sabitlenmesi veya azaltılması amacıyla Birleşmiş Milletler İklim Değişikliği Çerçeve Sözleşmesi (İDÇS) 1992 yılında imzaya açılmıştır. Sözleşmenin amacı "atmosferdeki sera gazı birikimini, insanın iklim sistemi üzerindeki tehlikeli etkilerini önleyecek bir düzeyde durdurmak"tır.
Yeryüzünün ısınmasına sebep olan, sera gazlarının başlıcaları insan kaynaklı faaliyetlerden oluşmaktadır. CO2 emisyonunun yarısının bitki örtüsü tarafından yutulmasına karşın, CO2 seviyesi her 20 yılda %10 artış göstermektedir. Emisyon kontrol politikasının uygulanmadığı düşünüldüğünde, 370 ppm olan CO2 emisyonunun, 2100 yılında senaryolara bağlı olarak 490-1260 ppm olacağı tahmin edilmektedir. Örneğin konsantrasyonu 450 ppm de tutabilmek için gelecek birkaç on yılda emisyonun 1990 seviyesine indirilmesi gerekmektedir.
Ancak hızlı nüfus artışı ve ekonomik gelişme enerji gereksinimini arttırmaktadır. Daha az CO2 emisyonu için enerjinin verimli kullanımı ve eerji üretinm sistemlerinde teknolojik gelişmeler kaçınılmazdır. İklim modellemeleri, sera gazlarının kontrolü için gösterilen çabaların yetersizliği sonucunda global sıcaklık artışının 2100 yılında yaklaşık 1.4-5.8 olacağını tahmin etmektedir. 1000 MWe gücünde ve % 80 yük faktörüyle işletilen bir kömür santralının yerine aynı güçte bir nükleer santral kullanılırsa, kömür kalitesine ve üretim teknolojisine bağlı olarak üretimde ortaya çıkacak olan 1.3 - 2.2 Milyon ton karbon önlenmiş olacaktır. 40 yıllık ömrü boyunca bu nükleer santral 50-90 Milyon ton karbonu önlemiş olacaktır. Aynı şekilde, 1000 MWe gücündeki bir nükleer santral, doğal gaz santralının bir yılda sebep olacağı 0.6-1.0 Milyon ton karbonu önler.
-
Dünya geneline bakıldığında yeni kurulacak nükleer santralların sayısının çok sınırlı kaldığı doğrudur. Ancak her ülkenin enerji planları, kendisine özgü özellikler taşımaktadır. Bu bağlamda herhangi bir teknolojinin kullanım artış hızı, dünya ve bölgesel koşulların paralelinde, dönem dönem değişiklikler arzedebilir. Bu gün Avrupa'da bir çok ülkede yeni nükleer santral yapımından vazgeçildiği tam olarak doğru değildir. Bu ülkelerin enerji stratejilerine bakıldığında enerji açıklarını ağırlıklı olarak Fransa'dan karşıladıkları görülür. Fransa, toplam enerji üretiminin %75'ini nükleerden sağlamakla birlikte, aynı zamanda nükleer enerjiye dayalı bir enerji ihracatçısı konumuna gelmiştir. Fransa'nın diğer Avrupa ülkelerine yaptığı ihracat: 17000 GWh, İngiltere; 15000 GWh, Almanya; 18000 GWh, İtalya; 7500 GWh
-
Taramalı Elektron - Taramalı Elektron mikroskobu (SEM) Nasıl Çalışır - Ne İşe Yarar - Hakkında Bilğiler
Temel olarak Taramalı elektron mikroskobu, Tungsten, Lantan hekza borit katottan veya alan emisyonlu (FEG) gun'dan ortaya çıkan elektronların kullanımı incelenecek malzeme yüzeyine gönderilmesi sonucu oluşan etkileşmelerden yararlanılması esasına dayanır. SEM'ler genel olarak bu elektron enerjisi 200-300 eV dan 100 keV a kadar değişebilir. Bu amaçla, yoğunlaştırcı elektromanyetik mercekle (condenser lense) toplanan, objektif mercekle odaklanan elektron demeti, yine elektromanyetik saptırıcı bobinlerle örnek yüzeyinde tarama işlemini (scanning) gerçekleştir. Bir taramalı elektron mikroskobunda görüntü oluşumu temel olarak; elektron demetinin incelenen örneğin yüzeyi ile yaptığı fiziksel etkileşmelerin (elastik, elastik olmayan çarpışmalar ve diğerleri) sonucunda ortaya çıkan sinyallerin toplanması ve incelenmesi prensibine dayanır.
Bunlardan ilki, gelen elektron demetindeki elektronların, malzemedeki atomlarla yapmış olduğu elastik olmayan çarpşıma sonucu (yani, örnek yüzeyindeki atomlardaki elektronlara enerjilerini transfer ederek) ortaya çıkan ikincil elektronlardır (secondary electrons). Bu elektronlar örnek yüzeyinin yaklaşık 10 nm'lik bir derinliğinden ortaya çıkarlar ve bunların tipik enerjileri en fazla 50 eV civarındadır. İkincil elektronlar fotoçoğatıcı tüp yardımıyla toplanıp, örneğin tarama sinyali konumuyla ilişkilendirilerek yüzey görüntüsü elde edilir.
Elektron demeti ile incelenen örnek yüzeyindeki malzeme arasındaki etkileşmede ortaya çıkan diğer bir elektron grubu ise geri saçılma elektronları (backscattered electrons) adı verilen elektronlardır (bu elektronlar, yüzeye gelen elektron demeti ile yaklaşık 1800 açı yapacak biçimde saçılırlar). Geri saçılma elektronları, yüzeyin derin bölgelerinden (yaklaşık 300 nm'ye kadar) gelen daha yüksek enerjili elektronlardır. Bu enerjideki elektronlar bir fotoçoğatıcı tüp tarafından tepit edeilemeyecek kadar yüksek enerjiye sahip olduklarından, genellikle quadrant foto dedektörlerle (yani katıhal dedektörleri) yardımıyla tespit edilir. Bilindiği üzere bu tür dedektörler üzerine gelen elektronların indüklediği elektrik akımın şiddetine göre çıkış sinyali verirler (kısaca hatırlatmak gerekirse, incelenecek örnekteki yüksek atom numarasına sahip bir atomdan saçılan elektronun enerjisi küçük atom numaralı bir atomdan saçılana göre daha yüksektir). Sonuç olarak ikincil elektronlar incelenen örneğin kompzisyonu hakkında bilgi verir.
Gelen elektron demetinin incelenen örnek yüzeyi ile yapmış olduğu diğer bir etkileşme ise (yaklaşık 1000 nm derinlik civarında), karakteristik X ışınlarının çıktığı durumdur (enerjileri keV mertebesindedir). Buna göre örneğe çarpan elektron, örnekteki atomun iç yörüngesinden bir elektron kopmasına neden olunca, enerji dengelenmesi gereği bir üst yörüngedeki elektron bu seviyeye geçer ve geçerken de ortama bir X ışını yayar ve buna da karateristik X ışını adı verilir. Bu X ışını mesela 10 mm2 çapındaki bir Si (Li) dedektörle algılanır, ortaya çıkan sinyal yükselticiye, oradan çok kanallı analizöre ve daha sonra da SEM sistemin bilgisayarına gönderilir. Sonuçta ortaya çıkan karakteristik X ışını (ki bu ışının enerjisi her atoma özeldir), SEM'de incelenen malzemenin element bakımından muhtevasının nitel ve nicel olarak tespit edilmesine yardımcı olur.
-
Bazı Numunelerin "Yaş Tayininde" Hangi ESR Metodu Kullanılır?
Sık Sorulan Sorular - Malzeme Teknolojisi
Numunelerin ESR tekniği ile yaşının tayininde "eklemeli doz metodu" kullanılmaktadır. Bu metotta; numuneye verilen her bir ışınlama dozu için ESR spektrumu alınır ve şiddet değeri okunur. Sonra diğer adımda başka bir doz uygulanır ve aynı işlem tekrar edilir. Bu doz-cevap ölçümü 5-6 adım için tekrarlanır. Sonuçta verilen doz değerlerine karşı elde edilen ESR şinyal şiddeti grafiği elde edilir.
Eklemeli doz metodunda elde edilen doz-cevap grafiği
Elektron Spin Rezonans spektrometresinde ölçülen nicelik; değişen manyetik alana göre elde edilen spin yoğunluğu ya da çiftlenmemiş elektronların sayısının, elde edilen ESR dozimetrik sinyalin tepe-tepe(T-T) değeridir. Değişen manyetik alana göre elde edilen spin yoğunluğu (çiftlenmemiş elektronlar) şiddeti, numuneye verilen doz ile artar.Numune için "eklemeli doz metodu" uygulanarak elde edilen doz-cevap eğrisi sayesinde "eşdeğer doz" belirlenir. Değişik metotlarla belirlenen "yıllık doz" da kullanılarak; eşdeğer dozun belirlenen yıllık doza bölünmesiyle numunenin ESR tekniği ile belirlenen "yaşı" bulunur.
-
REPROKON nedir?
İnek sütünde gebelik teşhisi amacıyla progesteron miktarının tayin edilmesine yönelik bir kit'dir. Sütteki progesteron oranına göre % 85 oranında inek gebedir veya %98 oranında gebe değildir diyebiliriz. REPROKON; TAEK, SANAEM, Hayvan Sağlığı Nükleer Araştırma Laboratuvarı'nda üretilmiştir.
Türkiye'de Işınlama Tesisi Var mıdır?
İki adet ışınlama tesisi bulunmaktadır.
Birincisi Türkiye Atom Enerjisi Kurumu bünyesinde 1993 yılında Sarayköy/Ankara'da kurulmuştur. Şu anda ticari olarak tıbbi malzeme sterilizasyonu ve gıda ışınlaması yapılmaktadır.
Diğer ışınlama tesisi ise özel sektöre ait olarak 1995 yılında Çerkezköy/Tekirdağ'da faaliyete başlamıştır.
-
Konu: Spektrofotometre NedirSpektrofotometre Nedir?
Çözelti içindeki madde miktarını, çözeltiden geçen veya çözeltinin tuttuğu ışık miktarından faydalanarak ölçülmesi işlemine fotometri, bu tip ölçümde kullanılan cihazlara da fotometre denir.
Analiz edilen örnek üzerine ışık demetinin bir kısmını filtreler kullanılarak ayıran ve gönderen aletler kolorimetre veya fotometre olarak adlandırılırken, yarıklar yada prizmalar aracılığıyla bu seçiciliği yapan aletler spektrofotometre olarak adlandırılır.
X-Işınları Nedir?
X-Işınları; 0.125 ile 125 keV enerji aralığında veya buna karşılık gelen 0.01 ile 10 nm dalgaboyu aralığındaki elektromagnetik dalgalar veya foton demetidir.
-
Plazma odak makinesi bir plazma oluşturma makinesidir. Bu makine elektromanyetik ivmelendirme ve sıkıştırma ile kısa ömürlü çok yoğun ve çok sıcak plazma üretir. Aynı zamanda çoklu radyasyon kaynağı olarak da kullanılabilir.
Genellikle merkezde bir anot ve onu silindirik olarak çevreleyen katottan oluşan kapalı hacimli silindirik bir cihazdır. 3-12 Torr gibi düşük basınçlar altında yüksek yoğunluklu plazma oluşturabilir. Plazma odak cihazları, diğer plazma üreten cihazlarla karşılaştırıldıklarında, kısa zamanda daha fazla parçacık yoğunluğuna ulaşabilme özelliğine sahiptir. Plazma odak cihazı manyetik piston ve sıkıştırma ilkesiyle çalışmakta olup, bu cihazlarda yeterli parçacık yoğunluğu ve sıcaklığına ulaşılabildiğinde füzyon reaksiyonları gerçekleştirilebilir. Ayrıca cihaz, bir röntgen cihazı gibi radyasyon üretebilmektedir.
-
Radyasyon, radyoaktif bir izotopun bozunması esnasında yayınlanan çekirdek altı parçacıklardır. Bu parçacıklar, elektromanyetik bir ışınım olabileceği gibi, kütleli bir parçacık da olabilir.
bozunma reaksiyonunda olduğu gibi, bileşik çekirdeği bir nötron fırlatarak çekirdeğine bozunur. Böylece alfa, beta ve gama ışınları gibi, nötronun da bir radyasyon türü olduğunu görürüz.
Nötron radyasyonundan korunma, genellikle üç kademeli bir iştir. Nötronlar yüksek enerjili/hızlı ise birinci kademede hızları azaltılır (termal enerjili nötronlar elde edilir). Bunun için nötron kaynağından hemen sonra yüksek oranda hidrojen içeren su, polietilen, parafin, vb. malzemeler kullanılarak nötronların hidrojen çekirdekleri ile çarpışmaları sağlanır ve hızları yavaşlatılır. İkinci kademede, hidrojence zengin malzemeden hemen sonra yavaş (termal) nötronlara karşı yüksek absorpsiyon tesir kesitine sahip kadmiyum, bor ve lityum gibi malzemeler kullanılarak nötronların absorplanması sağlanır. Üçüncü kademede ise, nötronların absorplanması sonucu, yüksek absorpsiyon tesir kesitine sahip malzeme tarafından yayınlanan ani ve gecikmeli gamaların tutulması için kurşun gibi, gama zırhlayıcı malzemeler kullanılır.
-
Nükleer Reaktörlerde Ne Çeşit Yakıt Kullanılır?
Bir fisyon reaktöründe kullanılan yakıt genellikle metal uranyum veya uranyum dioksittir. Bazı durumlarda plütonyum dioksit ilâve edilir. Oksit yakıtlı reaktörler, metal yakıtlı reaktörlerden daha yüksek sıcaklıklarda çalışırlar. Bu, üretim tesisinin termodinamik verimiyle ilişkilendirilir.
Doğal uranyum ana olarak, bölünebilir (fisil) (% 0.7) ve bölünemeyen (fertil) (% 99.3) izotoplarından oluşur. Fisil bir izotop (örnek olarak ) termal nötronlarla fisyon yapma özelliğine sahip olmasına rağmen, fertil izotop (örnek olarak ) bir nötron absorpsiyonu ile fisil bir malzeme oluşturabilir. tabiatta bulunmaz ancak bir nükleer reaktörde yapay olarak 'den üretilir. Bazı reaktörler doğal uranyum kullanırlar, ancak çoğu reaktör yüzde iki-üçe kadar zenginleştirilmiş kullanır. Plütonyumla kullanıldığı zaman bu zenginleştirme biraz daha yüksek olabilir. U-235 veya U-235 ve Pu-239 karışımının fisyonu günümüz reaktörlerinde büyük miktarda enerji sağlarlar.
-
Fisyon Nedir, Fisyondan Elektrik Enerjisi Nasıl Elde Edilir?
Nükleer Fizik
Fisyon (Çekirdek Parçalanması): 233U, 235U ve 239Pu gibi fisyon yapabilen çekirdeklerin termal nötron yakalamaları ve 232Th, 238U ve 237Np gibi çekirdeklerin ise hızlı nötron yakalamaları sonucunda iki ayrı atom çekirdeğine bölünmeleri olayıdır. Bölünme sonucunda ortaya çıkan bu atom çekirdeklerine fisyon ürünleri adı verilir. Nükleer fisyon olayında her bir bölünme başına, fisyon ürünleri ile birlikte iki ya da üç tane de nötron yayınlanır. Yayınlanan bu nötronların ortalama enerjisi 1 MeV'den biraz daha büyüktür.
Bir nötronun, uranyum gibi ağır bir element atomunun çekirdeğine çarparak yutulması, bunun sonucunda bu atomun kararsız hale gelerek daha küçük iki ayrı çekirdeğe bölünmesi reaksiyonudur. Dolayısıyla Fisyon, bir çekirdek tepkimesidir. Parçalanma sonucunda ortaya çıkan atomlara fisyon ürünleri denir. Bunların bazıları radyoaktiftir. Bir nötron yutulması ile başlayan fisyon tepkimesi sonucunda, büyük miktarda enerji ile birlikte, birden fazla nötron ortaya çıkar. Çekirdek tepkimeleri sonucunda açığa çıkan enerjiler, kimyasal tepkimelere göre yaklaşık milyon kat düzeyinde daha fazladır.
Zincirleme Reaksiyon: Fisyon sonucunda ortaya çıkan nötronların, ortamda bulunan diğer fisyon yapabilen atomların çekirdekleri tarafından yutularak, onları da aynı reaksiyona sokması ve bunun ardışık olarak tekrarlanmasıdır. Kontrolsuz bir zincirleme reaksiyon, çok çok kısa bir süre içinde çok büyük bir enerjinin ortaya çıkmasına neden olur; atom bombasının patlaması bu şekildedir. Nükleer santrallarda ise zincirleme reaksiyon kontrollu bir şekilde yapılır. Bu kontrolun kaybedilerek nükleer yakıtın bir bomba haline dönüşmesi fiziksel olarak olanaksızdır.
Zincirleme Reaksiyon
Nükleer fisyon olayında yayınlanan bu nötronların, nükleer reaktör içerisindeki yavaşlatıcı ortamda yavaşlatılması ile termal nötronlar (ortalama enerjileri 0.025 eV) elde edilir. Bu termal nötronların başka fisyon yapabilen çekirdeğe (örnek olarak 235U) çarpması ve çekirdek tarafından absorplanması sonucu yeni bir fisyon olayı meydana gelir ve bu böyle zincir şeklinde devam eder. Bu zincir reaksiyonda, başlangıçtaki 235U çekirdeği ve nötronun kütleleri toplamının enerji cinsinden değeri ile fisyon sonucu oluşan fisyon ürünlerinin ve yayınlanan nötronların kütlelerinin toplamının enerji cinsinden değeri arasında yaklaşık olarak 200 MeV'lik bir enerji farkı açığa çıkar. (Kimyasal yanmada açığa çıkan enerjinin 1 eV mertebesinde olduğu hatırlanırsa bu enerjini ne kadar büyük olduğu tahayyül edilebilir.) Açığa çıkan bu fisyon enerjisi nükleer reaktördeki suyun ısıtılması ve buhara dönüştürülmesi, bu buharın türbini döndürmesi ve türbinin de jeneratörü çalıştırması sonucunda elektrik enerjisi elde edilir.
-
Vakum, 760mm-Hg (Torr) olarak kabul edilen açık hava basıncını kademeli pompalar ile yenip düşürmek başka bir deyişle söz konusu gaz (yada hava) basıncını yaratan moleküllerin pompalarla emilmesi yada yoğuşması olarak tanımlanabilir.
Basınç aralıkları aşağıdaki gibi tanımlanabilir:
Alçak Vakum............................. 760-25 torr
Orta Vakum................................ 25-10-3torr
Yüksek Vakum........................... 10-3-10-6torr
Çok Yüksek Vakum................... 10-6-10-9torr
Ultra Yüksek Vakum.................. 10-9torr'un altında
-
n-tipi Silisyum Nedir?
n-tipi Silisyum elde etmek için silisyum eriyiğine periyodik cetvelin 5. grubundan bir element, örneğin Fosfor eklenir. Silisyum'un dış yörüngesinde 4, Fosforun dış yörüngesinde 5 elektron olduğu için, Fosforun fazla olan tek elektronu kristal yapıya bir elektron verir. Bu nedenle beşinci grup elementlerine "verici (donor)" ya da "n-tipi" katkı maddesi denir.
p-tipi Silisyum Nedir?
p-tipi Silisyum elde etmek için Silisyum eriyiğine periyodik cetvelin 3. grubundan bir element, örneğin Bor eklenir. Bor'un yörüngesinde 3 elektron olduğu için kristalde bir elektron eksikliği oluşur, bu elektron yokluğuna boşluk ya da hol (deşik) denir ve pozitif yük taşıdığı varsayılır. Bu tür maddelere de "p tipi" ya da "alıcı (akseptör)" katkı maddeleri denir.
Yüzey Durumları Nedir?
Bir yarıiletkenin kristal yapısında bulunan yabancı atomlar veya kristal yapı bozukluğu yasak enerji bölgesinde ara enerji seviyelerinin oluşmasına neden olur. Bundan başka, Silisyum yüzeyinde temizleme işlemiyle giderilemeyen yüzey bozuklukları da ara enerji durumlarının meydana gelmesini sağlar. Çünkü, yarıiletken örgünün dış ortama açıldığı yüzeyde asimetrik durum vardır. Bu birim alan başına çok sayıda enerji seviyesinin meydana gelmesinin önemli bir kaynağıdır. Bu seviyeler yüzey durumları olarak bilinir.