NÜKLEER ENERJİNİN DÜNYADAKİ SON GÖRÜNÜMÜ: SORUNLAR VE SEÇENEKLER

NÜKLEER ENERJİNİN

DÜNY ADAKİ

SON GÖRÜNÜMÜ :

SORUNLAR VE SEÇENEKLER

Doç. Dr. Tolga YARMAN İTÜ Nükleer Enerji Enstitüsü

"Nükleer Enerji" deyimi, 1960 lardaki (bizim kuşağın li se öğrencilik yılları) telaffuzuyla birlikte uyandırdığı si hirden soyundu. Kulağa olağan gelen deyimlerden biri artık. Bununla beraber çok patırdıya sebep olmakta. Dünya sanki, nükleer enerji üretimini isteyenlerle istemeyenler olarak ikiye bölünmüş. Sokaktaki insanın kafası karışık. Bir sürü teknik olgunun karmaşıklık perdesini aralayıp tutarlı bir yargıya varması zor. Ya uzman çevreler? Doğrusu onların da kafalarının karışık olmasını gerekti recek çok neden var. Bir yığın seçeneğin teknik ayrıntı larına iyice egemen olduktan sonra, dönüp üst düzeyde tercihli yollar saptamak.. Bunlardan birine, ikisine revan olmak hiç o kadar kolay değil. Yollardan birine çıktık tan sonra orta yerde pişmanlıklar duymama, ileri geri demarşlar yapmama garantisi de yok. Ülkesel boyutlarda bütçeleri sarsacak harcamalarla, hem de...

Buna temci neden nükleer enerji üretiminin birçok biçi minde mümkün olması. Doğa nükleer anlamda yetkin (kritik) olabilecek birçok karışımı sunmuş insanoğluna

Doğal uranyum oksit + Ağır su (D2O) Doğal uranyum metal + Grafit (C) Hafif zenginleştirilmiş (% 2 3) uranyum oksit + Su (H 2O)

Kaba bir anlatımla, doğanın bağrından çıkarılacak doğal uranyumu, UO2 bileşiğinde olarak ağır su ile uygun su rette bir araya getirerek nükleer enerji üretimini sağla mak mümkün. Doğal uranyum doğadan çıkıyor,ama ağır su çeşmeden akmıyor. Eldesi külfetli. Onun yerine yine doğanın bağrından küreklenebilecek kömürü kullanmak mümkün. Ne var ki o takdirde doğal uranyumu UO2 bi leşiğinde olarak değil, daha da işlenmiş olarak, metal ha linde kullanmak gerek.

"Nükleer teknoloji" evriminde işte hemen karşımıza çı kacak bir soru: Ağırsu teknolojisi mi benimsenmeli, yok sa metal uranyum teknolojisi mi?

Nükleer enerji üretiminde mevcut seçenekler bildiğimiz gibi, bu ikisinden ibaret değil.

Ağır su, ya da karbon (grafit) yerine, içtiğimiz suyu da. kullanmak mümkün. Hem suyun, ısı taşıması açısından üstün nitelikleri var. Yalnız, o zaman, doğal uranyumu bir parça zenginleştirmek gerekiyor. Doğal uranyum için de % Tden az U235 izotopu bulunuyor. % 99'dan çok da Il238 izotopu. Asıl fisil (i) (fisyon yapabilir) izotop, kıt olan U235 j/otopu. Doğal uranyumu su ile yetkin kıl mak üzere, dolayısıyla, Lj235'tjcn y a n a zenginleştirmek gerekiyor.

Zenginleştirme başlı başına bir mesele. Ağırlıkları birbi rinden çok az farklı uranyum çekirdeklerini birbirlerin den ayırmayı gerektiriyor. İşte önemli ikinci soru :

Yapmalı mı? Bu yola gitmeli mi? Anageldiğim üç yetkinlik (kritiklik) seçeneği, nükleer enerjinin yaşamakta olduğumuz ilk evresinde, üç ayrı leknolojiye can vermiş. Doğal uranyum oksit + Ağır su, kanadalılar'ın CANDU(2) teknolojisinin kökeni. Bu tek nolojiyi Fransızlar da bir süre araştırmışlar. Doğal üran yum metal + Grafit, Fransızlar ile İngilizler'in Gaz So ğutmalı Grafit Reaktörleri'nin ana malzemesi. Bu tekno lojiye Fransızlar, kavga gürültü, devam etmemişler. Mu hafazakâr İngilizler ise dört elle sarılmışlar. Yukarıda an dığımız son seçenek, Hafif zenginleştirilmiş uranyum ok sit + Su seçeneği ise dünya nükleer enerji üretimine ço ğunlukla egemen basınçlı su reaktörleriyle ("pressurized vvater reactor": PWR) kaynar sulu reaktörlere ("boiling vvater reactor": BWR) kimlik vermiş.

Temel nükleer seçenekler yelpazesini tam taramak üzere iki kavramdan sonra söz etmek gerek: üretkenlikle yakıt sıyırma ("reprocessing").

Nükleer üretkenlik doğanın insanoğluna bir lütfü olarak anılabilir. Üretkenliğin iki ana örneği doğada bulunma yan fisil izotoplar Pu239'la U 2 3 3 ' ü n , P u 2 3 9 ' u n , hem de U233'ün "üretkenlik zürriyctiııi" sürdürmek gibi bir özel

likleri var. Başka bir deyimle, uygun bir düzende Pu239 v akıtırken, aynı zamanda, yakılan Pu239 kadarını üret mek imkân dahilinde. Pu239yakan)sözgelimi lOOOMVVe' lık bir reaktör, ömrü boyunca (30 yıl) ikinci aynı bo> bir reaktörü yüklemeye yetecek kadar Pu239 üretebiliyor. " Yavruluyor", yani! Ij233 de, Pu239'a oranla daha "müş külpesent" olmakla birlikte aynı "damızlık" özellikte. Böylesi bir sürecin yürürlükte bulunması, insanoğluna pratikçe bitmez bir enerji kaynağı sağlıyor: Bu tür bir süreçle tüm dünya enerji gereksinmesi karşılanmak gerek se, bilinen uranyum ve toryum gizilleri kabaca bir yıl ye tecek zenginlikte görünüyor.

Ne var ki üretkenlik süreci sorunlarla dolu : Bir defa Pu239 çeVrimi, etkin üretkenlik sağlamak üzere hızlı nötronlarla çalışmayı gerektiriyor. "Hızlı Reaktör ler" sıfatlarını buradan alıyorlar. Hazır bir teknoloji mev cut, ancak birikmiş deneyim yeterli saylamayabilir he nüz. Nükleer dünyada görüşler bu noktada ayrılıyor. Ör neğin A.B.D. Pu239 çevrimine şimdilik pek iltifat etmi yor. Durum, Avrupa ile Sovyetler Birliği'nde A.B.D.'de kinin tersi. Onlar hızlı üretken reaktörlerle nükleer enerji üretim programlarını yürürlüğe koymuş bulunmaktalar.

Üretkenliğe paralel olarak anmamız gereken kavram "ya kıt sıyırma".

Reaktörlerden çıkan "yanmış" yakıtlar, bir miktar yan mamış 1)235r|e> nükleer olaylar sırasında vücut bulmuş ve fakat yanmamış P u " 9 çekirdekleri bulunduruyor. Yakıt sıyırma işlemi, işte reaktörden çıkıp gelen yakıt içinde mevcut fisil çekirdekleri ayıklama işlemi olmakta. Yanmış yakıt şiddetli derecede radyoaktif olduğu için, uzaktan kontrollü sistemlerle çalışılmasını gerektiriyor. Reproses o nedenle çok karmaşık ve pahalı bir teknoloji yi zorunlu kılmış. O ayrıcalık endüstriyel boyutta, ancak ileri birkaç ülkenin elinde bulunmakta.

Yakıt sıyırma işlemi, görüldüğü gibi mutlaka, hızlı üret ken reaktörlere yakıt olacak P u 2 3 9 ^ biriktirmeyi kapsı yor değil. Aynı zamanda fisil madde israfını önlemeyi amaçlıyor. Yakıtta tasarruf sağlıyor.

O halde işte, can alıcı sorunlardan biri :

Planetimizde "yeterince" uranyum var mı? Nükleer ya kıtta hovardalık edebilir miyiz? Yakıt bol değilse, belli ki reproses zahmetine katlanmalı.. Hatta yakıt yavrulama demek olan üretkenlik sürecine de başvurmalıyız. Yok eğer yakıt yeterince çoksa, o takdir de çok külfetli iki teknoloji, pahalı ve sorunlu iki oyun cak, yakıt sıyırma ve hızlı üretken reaktörlerle eğlenme amatörlüğünden kaçınmalıyız.

Reproses, bir başka olgunun, yeterli yakıt olmayabilece ğine ilişkin bir nüansın da almaşığı sayılabilir :

(()1) U 2 3 8 fisyon veremez değil. Hızlı (enerjileri Mev mer tebesindeki) nötronlarla fisybn verel)ilir. Ne var ki. salt bu nötronlarla yetkin olamıyor.

(L') "Canada Deuterium Uranium'

Halen dünya reaktörlerinin % 80'i, PWR + BWR. Başka bir deyimle hafif zenginleştirilmiş uranyum gerektiren reaktörler. Zenginleştirmenin külfeti az önce zikredilmiş t i . Eğer mevcut tesislerin zenginleştirme kapasitesi, iste me cevap vermeyecek düzeydeyse.. Bu tesislerin kapısın da istenildiği kadar çok doğal uranyum yığılı dursun.. Reproses aracılığıyla sıyrılacak yakıt yine de gerekiyor olacaktır. Reproses o nedenle zenginleştirmenin bir al m a Ş ' ğ ' , ya da tamamlayıcısı olarak gözetilebilmekte.

Reproses bir başka anlamda da zikredilmek gerekiyor:

Reproses fabrikaları çıkışında, nükleer enerji üretimine dönük asıl hışmı çeken nükleer artıklar bulunuyor. Bu artıkların bohçalanıp gömülmesi, üzerinde duyarlılıkla çalışılan sorun. Nükleer artıkların; içeriklerindeki radyo aktif çekirdeklerin bozunup kararlı çekirdeklere dönüş mesi, ya da "tehlikeli" olmaktan çıkma özelliklerine bağ lı olarak.. Yaklaşık bin yıl kadar, bir yerlerde, çevreye zarar vermemeleri güvence altında tutulmak koşuluyla saklanmaları gerekiyor.

Kimse, doğallıkla, şimdiye kadar bir yerlerde bin yıl sü reyle güvenli olarak birşeyler saklamış değil. Ancak bu nun tamamen sorunsuzca sağlanabileceği umulmakta. Mesele bu değil. Mesele; reprosese başvurulmaması halin de, yâni yanmış yakıtı (yakıt hovardalığına cevaz bulun duğu varsayımıyla) reaktörden çıkışında doğrudan boh çalayıp gömme seçeneğinin benimsenmesi halinde, gü venli saklama süresinin, cenaze yakıttaki Pu239 un bo zunum özelliğinden dolayı, bin yıldan yiizbin yıla uza ması!

Cenaze yakıtın bu süre zarfında çevreye hiçbir zarar ver meksizin korunabileceğini bugünden iddia etmek bilim sel olarak mümkün değil.

Reproses, anılan sorun çerçevesinde olarak da gündemde yer almak durumunda.

Başka bir deyimle, yanmış yakıtı yiizbin yıl mı, yoksa bin yıl mı saklamayı yeğlemeli?

Üretkenlik ve reproses kavramlarına ilişkin bahsimizi ka pamadan önce, nükleer enerji üretimi seçenekler yelpaze sindeki diğer önemli bir seçeneği de zikretmeliyiz: Tor yum çevrimi.

doğada çok. Fisil değil. Ancak, örneğin bir reak törde nötron bombalamasıyla \j233 doğuruyor*. Bu çe kirdek yalnız fisil değil.. Aynı zamanda da "damızlık". Yâni öylesi bir düzenek kurulması mümkün ki, U^33 bu düzeneği baz alan reaktörde yanarken, yeni bir reaktöre yetecek kadar L)233 birikmesine de olanak veriyor.

Hızlı üretken reaktörlerden sonraki nesil olarak bakılan toryum çevrimli reaktörlerin temelindeki ilke bu işte.

Nükleer enerji üretimi planlamasında (genelde, herhangi

* Aslında T h 2 3 2 , U 2 3 3 ı ü n "anneannesi". U 2 3 3 ' ü n "annesi" ise, T h 2 3 2 ' i n "kızı", olan P a 2 3 3 . (Bunun "babası" nötron! T h 2 3 3 ' d e gebe kalmış T h 2 3 2 . )

diğer bir enerji planlamasında olduğu gibi) temel iki kısıt; enerji istemiyle almaşıklar sunusu. Bu noktada haliyle^ dünya enerji sorunu boyutları oluşur ki, bu boyutlar bil dirimizin çerçevesini kat kat aşar niteliktedir. Bununla beraber aşağıda özetleyeceğimiz sorun ve seçe nekler arasından sağlıklı bir yol saptanmasındaki en te mel veri, dünya enerji istemi karşısında nükleer enerjiye yüklenecek işlev olmaktadır.

Hemen belirtmekte yarar var: Bu işlev belirsizliklerle do ludur. Bunun en kestirme kanıtı yapılagelen nerdeyse tüm öngörülerin mağlup çıktığıdır. 1970'lerde ortaya ko nan 1980 öngörüleri yarı yarıya fiyaskoyla sonuçlanmış bulunmaktadır.

Hiç hesapta bile bulunmayan enerji kaynaklarının, skop lara girip tüm tahminleri alt üst etmesine şaşmamak ge rekir. Önemli olan, tahminde buna hazırlıklı durmaktır.

1973 krizi sonrası, enerji tasarrufunun %30'u bulan marj larla, sanki yeni bir enerji kaynağı imişcesine devreye gir mesi buna ilginç bir örnek olarak anılabilir.

İstem projeksiyonlarına, o nedenle, "tanrı kelâmı" ola rak değil de.. Bugünkü gidiş hakkında bir fikir veren..O fikirden dolayı da üstünde mutlaka oynanacak (dolayı sıyla da tamamen değişebilecek) grafikler olarak bakmak, deneyimlerin öğrettiği bir ders olmak gerekir.

Geleceği öngörme iddiasındaki projeksiyonlara ilişik ola rak ise belirsizlik eğrileri istemek, o projeksiyonları yo rumlayacak olanların hakkı sayılmalıdır.

Dünya enerji gereksinmesi alanında nükleer enerjiye yük lendiği ileriye sürülen işlev, işte öylesi bir perspektifle ele alınmak durumundadır.

Nükleer enerjiye yüklenecek işlevin belirlenmesine koşut temel veri ise nükleer kaynakların zenginliğidir. Tabii burada da belirsizlikler olacaktır. Tahminlerin değişmesi, varılmış teknolojik yargı ve kararlan hükümsüz kılabile cek niteliktedir.

Nükleer enerji seçeneğinin (ya da zorunluluğunun).dün ya enerji üretim yelpazesinde yükleneceği işlevle, nükleer hammadde gizillerinin bolluk ve zenginliği (bunlara iliş kin belirsizliklerle) belli olunca, günümüzdeki görünüm iti bariyle ortaya çıkan sorunlar tablosunu şöyle özetleyebi liriz:

1 Hangi teknolojiyle nükleer enerjiyi üretmeli?

2 Dünya doğal uranyum gizili, yakıt sıyırma olmaksızın isteme cevap verebilecek mi?

3 Hafif zenginleştirilmiş uranyum gerektiren reaktörler itibariyle, zenginleştirme tesislerinin kapasitesi yeterli mi?

4 Doğal uranyum gizilleri yeterince zengin değilse, rep rosesle yakıt tasarrufu kaçınılmaz olmaktadır. Reproses ihtiyacına karşılık, o takdirde, reproses fabrikalarının ka pasitesi yeterli mi?

5 Reproses, "yanmış yakıttan", L)23^'le Pu^39 kazanıl masını sağlamaktadır. Bu çekirdekler klasik santrallerin taze yakıtlarına dahil edilerek, bir yakıt tasarrufu gerçek

lenebilir. Ne var ki yakıt tasarrufundaki asıl köklü eylem, hızlı üretkenlik teknolojisine başvurmak olmaktadır. Nük leer enerji üretimine düşecek görev hacmi, bu teknolojiye başvurmayı gerektirecek boyutlarda olmakta mıdır?

6 Eğer böyleyse, bu teknoloji hazır mıdır?

7 Bunun da ötesinde, acaba toryum çevrimine gerek ka lacak mıdır? Ya da toryum çevrimi, acaba ne ölçüde hız lı üretkenlik teknolojisine gidilmeyi kısabilir?

8 "Toryum teknolojisi" hazır mıdır?

9 Reproses fabrikaları öncesi, ya da sonrası, nükleer ar tıklar sorunu doyumlu derecede çözülmüş müdür?

10 özetle; teknolojisi, yakıtı ve işletmesiyle yeterli, eko nomik ve güvenli bir nükleer enerji üretimi mümkün mü?

Aşağıda bu sorulara yanıt arayacağız.

Görüldüğü gibi, yalnız sokaktaki adamın değil, uzman çevrelerde bulunanların da kafalarının karışık olması için yeterince neden birikmiş oluyor.

O açıdan örneğin yukarıda sorduğumuz ilk soru konuya nisbeten aşina olanlara bile ters görünebilir. Oysa, bugün dünya reaktörlerinin % 80'ni oluşturan basınçlı ya da kaynar sulu reaktörler teknolojisinin gerçekte yanlış bir seçim oluşturduğunu ileriye süren teknik çevreler mev cuttur. Onlara göre, bu reaktörler askeri amaçla (denizal tılar için) geliştirilen hazır bir teknolojiye dayanılarak kurulmuştur. Oysa 1000 MVVe çapındaki bir santralin her yıl yakıt yükleme nedeniyle bir ayı bulacak kadar uzun bir süre devreden çıkartılması kolay onaylanabile cek bir kusur değildir. Bu reaktörler zenginleştirilmiş uranyum gerektirmektedir. Zenginleştirme külfetli bir iş lem olmaktadır.

A.B.D.'de bu teknolojinin benimsenmesinden sonra, söz konusu seçimin en iyi seçim olmadığı varsayılsa dahi.. Parasal ve beyinsel olanaklar bu teknolojinin daha iyi yönlendirilmesi için iyi kullanılamamış.. Olanaklar öteki alanlarda "hercaice", adeta "çarçur" edilmiştir(l9).

Kısaca, A.B.D.'de egemen olduktan sonra, tüm dünyaya % 80 oranında bulaşan ve öteki seçenekleri önemli öl çülerde baltalayan nükleer teknolojinin şimdi, gerek iş letme, gerek ekonomiklik, gerekse de güvenlik açısından "sakat" olduğunu ileriye süren nükleer uzmanlar bulun maktadır (2). Bunlar daha da öteye giderek, sayılan ne denlerle, nükleer enerji üretiminin planetimizdeki birinci devrini tamamladığını iddia etmektedirler. Bundan birkaç yıl öncesine oranla nükleer enerjinin, gi derek artan dünya enerji gereksinmesini gidermeye hazır tek seçenek ve zorunlu bilinmekliğine karşılık.. Günü müzde nükleer enerjinin üzerine çarpı işareti konmasına meydan verecek bir seçenek bulunmamakla birlikte, bir takım almaşıklardan bahsediliyor olması.. Nükleer ener jinin devrini tamamladığını iddia edenleri, nükleer enerji yi istemeyenlerin gözünde "havari" kılıyor. Sokaktaki adam yanısıra teknik adamın kafasının karış ması için başka nedenler de var:

Fransızlar, örneğin, Gaz Grafit Reaktörleri ile çıktılardı nükleer arenaya, (Bir ara ağır sulu sistemleri de araştırdı lardı.) Sonra bunun bir yanılgı olduğunu onaylayıp (az önce bazı çevrelerce kınandığını gördüğümüz) A.B.D. sis temini benimsediler. Ama Fransa'da bugün, asıl yanılgı nın ulusal sistemlerinden sapmış olmaktık olduğuna ina nan birçok uzman mevcut.

Tutucu İngilizler ise Gaz Grafit Reaktörleri'nde ısrar ede geldiler. Hatta ulusal sistemlerini, yakıtı hafif zenginleş tirerek iyileştirmeyi de amaçlayıp başardılar. Ancak ora da da, derhal, A.B.D. patentine (basınçlı su reaktörleri) geçilmesini savunup önerenler mevcut!

A.B.D., ticari reprosesi Carter Yönetimi sırasında yasak ladıydı. Birçok nükleer uzmanın hızlı üretken reaktörlere gidilmeksizin nükleer teknolojinin başını bir çıkmaz du varına vuracağını iddia etmesine karşılık; hızlı üretken teknolojinin yoğun bir biçimde yürürlüğe girmesini ge ciktirdi. Nükleer enerji Yeni Dünya'da "prestij" kaybet mekteydi. (Birazdan, Tablo 3'de, göreceğiniz gibi geçen yıl A.B.D.'de on kadar reaktör siparişi iptal olundu.)

Avrupa ve Sovyetler Birliği ise, yukarıda da değinildiği gibi tamamen ters bir strateji yeğlemiş görünüyorlar. Reproses de, hızlı üretken teknoloji de gözde bulunuyor!

Öte yandan hem A.B.D.'de, hem de Avrupa'da toryum reaktörleriyle toryum çevrimine bir ara büyük ilgi göste rildiydi (3). Ne var ki araştırma ve deneme projelerinin birçoğu iptal olundu. Anladığım kadarıyla, doğru dürüst gerekçeler de gösterilmeyerek! (Bu koşullarda insanın aklı nasıl karışmasın ki?..)

Toryum alanında Kanada ile Japonya'nın sürdürdüğü ça lışmalar da zikredilmelidir. Belki, özellikle KanarfV m doğal uranyum ağır sulu sistemler çerçc" .>mde olarak toryum çevrimine dönük amaç ve gayretleri dikkatimize değer olacaktır.

Şimdi ortaya koyduğumuz soruların yanıtlarına geliyo rum.

1. HANGİ TEKNOLOJ İYLE NÜKLEER ENERJİ?

Bu soruya yukarıda biraz girdim. Bugün egemen tekno lojinin sanık sandalyesine oturtulduğunu belirttim. Ne var ki o teknoloji gerçekten de mahkumiyeti haketse bi le, olan olmuştur. Yollar açılmış, o yollarda hayli mesafe katedilmiştir. Aynı yollarda da şimdilik seyre devam et mekten başka çare yoktur. Nedir ki, günümüzde egemen nükleer teknolojiyi mahkum edenler, bu yüzden nükleer enerjinin devrini tamamladığını iddia etmektedirler. Bu gerçekten böyle midir? Bu sorunun cevabını zaman vere cektir. Bununla beraber, nükleer denizler» yelken açmak zorunluluğunu duyan geri kalmışların demir toplamaz dan önce söz konusu sorunun cevabını, karınca kararınca da olan, düşünmeleri gereği artık doğmuştur sanıyorum. Öte .ı.HJan uüoya ciddi karar kavşaklarıyla karşı karşı yadır.

Tablo 1 Nükleer Enerji Üretim öngörüsü (Kurulu Güç :GWe)*(l)

Güç Nükleer % Güç Nükleer % Güç Nükleer %

45 10

890 130

15 1065 150

580 105 18

835 150 20

255 25 10

340 50 15

545 35

745 75 10

1700 133

8 2270 295 13 2885 425

235 10

400 20

0.3 0.3

180 10

Gelişmektekiler Toplamı

445 15

700 33

1995 136

7 2715 310 11 3585 458 13

* OECD "Organization for Economic Cooperation and Devel opment", Japonya'yı da içine alan 24 ülkeden oluşuyor. OECD Uzak Doğu deyimlemesiyle, Avustralya Japonya ve Yeni Zelan da kasdediliyor. Sosyalist Blok Avrupa, merkezi planlamalı 13 AvTupa sosyalist ülkesini kapsıyor.

"Gelişmektekiler" olarak ise OECD. ya da Sosyalist Blok'a da hil olmayıp Birleşmiş Milletler'den yardım gören ülkeler anılıyor.

Tablo 2 Nükleer Enerji Üretim öngörüsü (milyar kilovatsaat/yıl) (ı)

Güç

Nükleer %

OECD Kuzey Amerika 2760

290 11 3455 800 23 4230 885

1780 215 12 2280 640 28 2890 885 31

8 1070 150 14 1430 315 22

Sosyalist Blok Avrupa 1780

5 2620 225

9 3575 450 13

7045 645

9 9425 1815 19 12125 2535 21

2 1060 65

6 1815 100

2 0.5 485 15

695 50

320 10

480 15

Gelişmektekiler Toplamı 1295

1 1865 90

5 2990 165

8340 662

8 11290 1905 17 15115 2700 18

Tablo 3 1980 Boyunca Reaktör Siparişleriyle Sipariş İptalleri (1)

OECD Kuzey Amerika OECD Avrupa OECD Uzak Doğu Sosyalist Blok Avrupa Asya Latin Amerika

Siparişler

Güç (GVVe)

0.6

18.6

İptaller Güç (GVVe)

Y apım halinde Y///A Çalınmakta

Dürtyc Toplamı

207 CVVe 203 Birim 131 c.vv»

Birim

OECO Kuzcy Am«nla

Sotyaliat Btofc Avrupa

0.5 (D Latin Amerika

Afrika w Orta

Şekil 1 Çalışmakta ve yapım halinde olan reaktörler (Şubat 1981) (l) Parantez içindeki sayılarla reaktör bi rimleri, ötekilerle de kurulu ya da kurulacak güçler (GVVe) alınmaktadır.

Tablo 4 > iikleer Enerji Üretimi Bölgesel öngörüleri* (GVVe) (4)

OECD Ülkeleri Gelişmektekiler Sosyalist Blok

109(13) 4 (5) 12 (4)

125 (22)

235 (14) 15 (9) 30 (5)

280 (28)

610 (23) 80(17)

200 (9)

890 (49)

* Parantez icin.de, ilişik üretimi sağlayan ülke sayısı belirtilidir.

1390 (23) 390 (27) 770 (9)

2550 (59)

(32)

V//A////A

K

Şekil 2 Sekiz yıldan daha yaşlı reaktörlerin yaş dağılı mı* (1) Parantez içinde reaktör birim sayıları verilmekte dir.

* Sekiz yıldan daha fazla işletmede kalmış reaktör sayısı: 97. (8 ila 10 yıl arası çalıştırılmış reaktör sayısı ise 32.) Dünyada işletil mekte bulunan 256 reaktörün (bkz. Şek. 1) 159'u demek ki, 8 yaşmdan küçük. 6 reaktör de 20 yıldan fazla süreyle çalıştırıl mış. Yaklaşık 2200 reaktör x yıllık bir deneyim birikmiş.

ı.o Y üklem* Faktörü

0.1 0.7 06 0.5 0.* 0.3 0.2 0.1

ı.o

ijletme Faktörü

0.8 0.7 0.6 0.S

O.I.

0.3 0.2

0.1

Y ıl

Yıl

Şekil 3 Ortalama Yüklenme ve İşletme Faktörleri (i). Yüklenme Faktörü; üretilen enerjinin, tam zaman yüklen me halinde üretilecek enerjiye oranı. İşletme Faktörü ise; zamansal açıdan işletmede durma oranı. 1979'daki bariz düşüş TM I Kazası sonrası gelişmeler sonucu.

'4

'••A

'/A

A

• vıl

»2

*•

«b

«7

Şekil 4 Reaktör işletmeye açılış tarihleri (ı)

Tablo 5 Reaktör Türlerinin Dağılım Öngörüsü (GWe) (4)

LWR

BWR

AGR* Toplam

* "Advanced Gas Reactor" (Geliştirilmiş Gaz Grafit Reaktörü)

Şekil 5 Reaktör yapım başlama tarihleri* (ı) (1983 ve sonrası Sosyalist Blok projeksiyonlarını kapsa maktadır.)

* Ülkelerin reaktörlerini dikmedeki başarıları farklı olmaktadır. Şek. 4 ve 5'in yorumlamasında, o açıdan, aşağıdaki bilgi yararlı olabilir (1). Orada görülen farklar, ilgili ülkeler lisans otoriteleri arasındaki anlayış ayrılıklarının bir göstergesi olmaktadır.

Japonya Fransa Federal Almanya A.B.D.

Yapım aşama Ongörülü inşa

sındaki reaktör

süresi

sayısı

(reaktör/ay)

Hızlı üretkenler alanında A.B.D.'nin tereddütlerini yuka rıda andıydım. Toryum reaktörleri sorunu da henüz ha vada görünmektedir.

Nihayet füzyon santralleri gerçekten de umulduğu gibi yüzyıl dönemecinden hemen sonra devreye girmeye ko yulursa, durum ne olacaktır? örneğin göbeğinde füzyon, kuşağında fisyon gerçekleştirme hünerinde olacak melez ("hybrid") reaktörler gün ışığına yaklaşırsa, hızlı üretken reaktörlerin pabucu dama atılır mı? Bütün bu sorulara ce vap vermek ne kadar zorsa, onların bilincinde olmak da o kadar gerek sayılmalıdır.

Yolumuza devam edebilmek üzere dünya nükleer enerji üretimindeki gelişim çizgisiyle öngörüsünü önümüze al mak zorundayız (tabii, bunun, yukarıda belirtildiği gibi Tanrı kelâmı olmadığını anımsayarak). Bu amaçla, ba kışlarımızı Tablo 1 3'le Şek. 1 5'e çeviriyoruz.

Söz konusu bilgiler çok yeni ve güvenilir bir kaynaktan (i) olmakla beraber, Tablo 1 ve 2'ye XI. Dünya Enerji Kon feransı'na sunulan Tablo 4ve5'deki bilgileri (4) eklemek isteriz.

İlk sorunun cevabı; bilindiği kadarıyla, ekonomik nitelik teki kaynaklar 5 milyon ton tutarında. Yeri bilinmemek le birlikte, bu tutarın 2 3 katı kadar daha uranyumun or da burda saklı olacağı öne sürülüyor (6).

Diğer çok önemli bir kaynak, tabii eğer dünyanın aklı başına gelirse, atom silahlarının çözülmesiyle sağlanabile cek.

Görüldüğü gibi, kaynak sorunu da bir belirsizlik çerçeve sinde ele alınmak gerekiyor. Yeni kaynakların keşfi, kay nakların sınırlı olduğu varsayımına dayandırılacak yargı ve strateji seçimlerini, elbette yıkabilecek nitelikte ola rak ortaya çıkabilir.

Pekiyi, az önce ortaya koyduğumuz ikinci sorunun ceva bı ne?

Yakıt sıyırmadığımızı onaylarsak, bu sorunun cevabı Tab lo 6'da. Bu toploya ilaveten, Tablo 7 ile Şek. 6 ve 7'ye de danışabiliriz.

Tablo 6 Reproses Varsayılmaksızın Dünya Uranyum İstem Öngörüsü (4)

Bu verilere göre nükleer enerji, 2020 dolayında tüm dün ya elektrik enerjisi gereksinmesinin % 40'dan fazlasını karşılıyor olacak. (Bu oranın, birkaç yıl öncesine kadar, 2020'ye de değil, 2000 yılına ilişkin olarak % 50 dolayın da verildiği kayda değerdir.) 2020 için öngörülen nükleer enerji üretimi, bugün tüm dünyanın kömürden sağladığı üretimin iki katı dolayında...

2. DÜNYA URANYUM GİZİLİ YETERLİ Mİ?

Dünya

Yanmış Yakıt

Uranyumu

İstemi Toplam

103 ton

(103 ton/yıl) (103 ton) 103 ton/yıl (Kümülatif)

Bu soruya cevap verebilmek üzere..

a. Dünya uranyum gizilinin hangi zenginlikte olduğunu.. b. Mevcut senaryolar çerçevesinde kümülatif olarak ne ka dar uranyuma gerek bulunduğunu bilmemiz gerekiyor.

Şimdi eğer bugün, emin, 5 milyon ton tutarındaki uran yumu esas alacaksak, o takdirde 2020 dolayında reprose siz nükleer enerji üretiminin dünya (halen bilinen) üran

Tablo 7 Uranyum Çıkartma Yetenek Öngörüsü* (l)

Ülke Yetenek Ülke Sayısı ktU/yıl Sayısı

Yetenek Ülke ktU/yıl Sayısı

Yetenek ktU/yıl

OECD Kuzey Amerika OECD Avrupa OECD Uzak Doğu Afrika Latin Amerika Asya

* Bu tablodaki sayılar Şek. 6'daki sayılardan hayji büyük olup, işlenebilir durumdaki gizil kapasitesinin uranyum endüstrisine dahil edilmesiyle, teknik olarak ulaşılabilecek üretim tavanlarını göstermektedir. Ne var ki (Şek. 6'nın dipnotundan da anlaşıldı

ğı gibi), uranyum pazarlarındaki "durgunluğun" dağılmasına de ğin, uranyum endüstrisinin yeni üretim merkezleri açıp geliştire ceği kuşkulu sayılmak gerekir.

yum gizillerini kurutacağını ileri sürebiliriz. Bununla ye tinebilir miyiz? Ya da 2020'den sonra emrimize başka uranyum kaynaklarının amade olabileceğini varsayarak reproses eylemine hiç girmemeyi yeğler miyiz?

Bu her iki seçenek de, nükleer enerji üretiminin yerini, önümüzdeki yüzyıl ortasından önce başka bir kaynağı nın alacağını öngörüyor olmakta. Gerçekten de böyle olmasını diliyor, ya da böyle olabileceğini güvenceli göre biliyor muyuz?

Yoksa, nükleer enerji üretimine, giderek artan paylarla devam mı etmeli? O takdirde dereceli olarak reprosesle hızlı üretken reaktörler gerekiyor olmakta.

Görüldüğü gibi, karar kavşaklarında kumar adeta kaçınıl mazlaşmakta!

Dünya uranyum gizilinin yetip yetmeyeceği yolundaki sorumuzun cevabı olarak, sayılan nedenlerle, "mütered dit" bir hayır diyebiliriz.

l*t»m

»o3

Üretim

Diğer

50 40

B 30

20 10

Avrupa

Ii

1İp

s*

(b)

Şekil 6 Dünya uranyum istem ve üretimi* (l)

— D'ğer

3. ZENGİNLEŞTİRME TESİSLERİNİN KAPASİTESİ YETERLİMİ?

1985 Namibya dahil

Şekil 7 Uranyum üretimine çeşitli bölgelerin göreceli katkısı * (i)

Zenginleştirmenin, doğal uranyumu, bileşenleri olan (j23ö'le LJ235 ikilisinin ikincisinden yana zenginleştirme işlemi demek olduğunu, konuyla nisbeten az tanışan okur için anımsatalım. Dünya kurulu reaktörlerinin 4/5' ini oluşturan hafif sulu reaktörlere yakıt, bu işlem ara cılığıyla hazırlanmak gerekiyor. Bu uğurda, U ^ ^ ' t e n ya na % 2 3 zenginlik yetmekte.

Zenginleştirmeye dönük üç değişik teknik kullanılmakta ya da denenmekte. Gaz difüzyon, ültrasantrifügasyon ve lazer teknikleri. Her üç teknik de, doğallıkla, l|238'|e l|235 çekirdekleri arasındaki "minik" kütle farkını esas almış.

Gaz difüzyon tekniği, uranyumun önce UFö gaz bileşiği ne getirilmesini gerektiriyor. Teknik en önceleri bomba yapımı sırasında geliştirilmiş. Buna ilişkin teknoloji, A.B.D., İngiltere, Çin, Fransa ve Sovyetler Birliği'nde mevcut. A.B.D.'nin üç, diğer ülkelerin birer tane gaz di

* Uranyumun 1981 fiyatı 65 Ş /kg. Bu fiyat üç yıl öncekinin yaklaşık yansı. Gerçi Uranyum istemiyle üretiminin başabaş git tiği izlenmekte. Ne var ki, bu durumun nükleer endüstri alanına yansıttığı belirsizliklerle beraber duraksayan nükleer iştahın (ade ta ters bir tepkiyle), uranyum fiyatlarının düşmesine yolaçtığı söylenebilir. (Üretimin nisbeten rahatlamasıyla fiyatlardaki son çizginin değişmemesi beklenebilir.)

Uranyum gizillerinin aranmasına son yıllarda akıtılan kaynak : 500 x 106 $ /yıl. Öylelikle 1977'den bu yana keşfedilen yeni gi

zillerin zenginliği, söz konusu süre zarfında çıkartılan uranyum toplam miktarının yaklaşık 10 katına denk (6). önemli uranyum üreticileri : Avustralya, Kanada, Fransa, Gabon, Namibya, Nijer, Güney Afrika ve ABD.

* Uranyum üretimi, yeni madenlerin geliştirilmekte olduğu Avus tralya ve Kanada'da artıyor. Buna karşılık ABD ve Güney Afri ka'da göreceli olarak azalıyor.

füzyon tesisi bulunuyor.

Bu tesislerin yanısıra anılması gereken iki önemli mües sese var:

EURODIFF VE URENCO.

EURODIFF: Belçika, İspanya, İtalya ve Fransa'nın işti rakiyle Tricastin Fransa'da bir zenginleştirme tesisi kur muş bulunuyor. Tesis dört birimlik ve toplam 3600 MWe gücünde bir nükleer santralle beslenecek. Buradaki yıllık elektrik enerjisi tüketiminin ülkemiz aynı zaman birimin deki elektrik tüketimine denk olduğu kayda değerdir. Tesis henüz tam kapasitede çalışmaya geçmiş değil.

URENCO ise, İngiltere, Hollanda, Federal Almanya ve İsveç'in iştirakiyle oluşturulmuş bir müessese.

URENCO ültrasantrifigasyonla* çalışacak bir tesis proje sinin sahibi. Tesisin 1985'de devreye girmesi bekleniyor.

Ültrasantrifigasyon teknolojisi üzerinde çalışmalar sür dürülmekte. Bu teknolojinin, gaz d ifüz yon teknolojisine oranla daha az enerji yiyeceği öngörülmekte.

EURODIFF ve URENCO'yla Avrupa'nın zenginleştirme açısından "muhtariyet" ilân edeceği dikkate değer ol maktadır.

Son olarak, henüz geliştirilme aşamasında bulunan lazer tekniği ile zenginleştirmeden söz etmeliyiz. Çekirdekle rindeki kütle farkından dolayı U 2 3 8 ' l e U 2 3 5 elektronla rının bağlanma enerjileri birbirinden "çok az" da olsa, farklı. Bu kadar küçük bir enerji farkını lazerle görmek mümkün. Dolayısıyla atomlardan birini ionlaştırıp, öteki

* Bu teknik, UFg gazının, hızla dönen bir silindirden geçiril mesini kapsıyor. Silindirin yüzeyine yakın, U235'den yana zen ginleştirme sağlanıyor. % 2 Ş'lük zenginlik oranına çıkılması mümkün. (Teknik, AJ3.D.'de İkinci Dünya Savaşı yıllarında de nenmiş, sonra terkedilmişti.)

ni nötral halde bırakmak kabil, lonları bir elektrik alanı eleğinden eleyerek, zenginleştirme sağlanabilmekte.

Teknik henüz ekonomiklik çizgisine getirilebilmiş değil. İsrail'in bu alanda çalışmaları mevcut.

Zenginleştirme, kendine özgü bir birimle ölçülüyor: ayrış tırma işi birimi ("separative work unit") ya da swu. U 2 3 5 ' l e U235'i birbirinden ayırmanın bedeli, son top lamda bir enerji sarfı, haliyle. Bu enerjiyle ayrıştırma işi gerçekleniyor. İşte, kabaca, bu enerjinin birimi, swu.

1 kg doğal uranyumu % 3 kadar bir zenginliğe çıkartmak için, parmak hesabıyla 1 svvu'e gereksinme var.

Dünya zenginleştirme tesislerinin kapasitesini Tablo 8'de sunmaktayız.* Tablo 1 'deki sayıları esas alırsak, 1980' de 458 GWe'lik bir nükleer kurulu güç söz konusu olacak demektir. Yaklaşık 450 GWe diyelim. Bunun tamamı bi le hafif sulu reaktörlerden oluşsa (Tablo 8 dipnotunda belirtildiği gibi, 1 GVVe'lik bir LWR için yılda 110 x 106 swu gerekeceği hesabıyla), 1990'daçokçok50000x 106 swu tutarında bir zenginleştirme kapasitesine ihtiyaç du yulacağı ortaya çıkıyor.

Tablo 8, üretim itibariyle bu tutarın daha 1985'de aşıla

* XI. D.E.K.'na sunulan INFCE (..International Nuclcar 1 ucl Cycle Evaluation") sayılarının (6) biraz farklı olduğuna dikkat edilebilir :

swu x 10°/yıl

İşletmede Kararlaştırılmış Tasarı lı

17.0 3.9 0

17.7 23.3 24.7

20.9

65.7

Tablo • 8 Zenginleştirme Tesisleri Üretim Yeteneği* (l)

106swu

Ülke Sayısı

Tesis Sayısı

10^ swu

OECD Kuzey Amerika OECD Avrupa OECD Uzak Doğu Sosyalist Blok Avrupa Asya Latin Amerika Afrika ve Orta Doğu

21000 3 880 30 7 100

32 016

* 1000 MVVe'lik bir Basınçlı Su Reaktörü için yıllık gereksinim : (separative vvork unit : "ayrıştırma iş birimi") ~ 110 x 10" svvu

11 19 22

30 300 44 300 12 800 300 7 100

180 200 300

55 960 65 060

cağını sergilemektedir. O nedenle (1990'ları da bulan yakın gelecekte zenginleştirme açısından bir sorun bulun madığı ifade olunabilir.

Ne var ki, Tablo 4'den görüleceği gibi, dünya nükleer enerji üretim yeteneği 2000 dolayında muhtemelen 900 GVVe'e yaklaşacaktır. Buna göre zenginleştirme talebi 1990'dakine oranla yaklaşık iki katına fırlayacak. Tale bin giderilmesi o takdirde, yeni zenginleştirme tesisleri nin inşasını gerektirebilecektir. (Bu konuda tamamlayıcı bilgi bu seminere sunulan (5) sayılı çalışmadan edinilebi lir.)

Söz konusu zorlanmanın çözüm alternatifi reprosestır. (Buna birazdan geleceğiz.) Bunun da ötesinde, yukarıda değinildiği gibi, hızlı üretken reaktörler teknolojisine hız vermektir.

Ana fikir, görüldüğü gibi basittir:

Gerekli yakıt için; yakıt hammaddesi + teknoloji. Yakıt hammaddesi bol olsa bile, bunu istenen kıvama sokmak üzere başvurulacak teknolojik kapasite tavanlarının basık olmasının etkisi, yakıt hammaddesinin yeterli olmaması halinde doğacak etkinin, sonuçta, aynı olmaktadır.

Halen dünyada egemen reaktörler açısından, teknoloji hanesine zenginleştirme, ya da reproses yazmaktan baş ka da çare yoktur. Bu olgu ise, yüzyıl dönemeciyle bir likte (yeterince hammadde olduğu varsayımıyla) daha çok zenginleştirme tesisi kurmakla reproses fabrikaları açmak arasında yapılacak tercihi yürürlüğe koymayı ge rektirmektedir.

Zenginleştirme tesislerinin kapasitesi yeterli mi yolunda ki sorumuza, o halde, yüzyılımız dönemecine yakın geli

Tablo 9 Basınçlı Su Reaktörleri için ^ akıt Fabrikaları Üretim Yeteneği* (i)

OECD Kuzey Amerika OECD Avrupa OECD Uzak Doğu Sosyalist Blok Avrupa Asya Latin Amerika Afrika ve Orta Doğu

2 900 3 510

990 Saklı

.21

7 14

7 421

10 26

* 1000 MVVe'lik bir Basınçlı Su Reaktörü için yıllık yakıt gerek sinimi: ~ 30 ton

3 300 3 700 4 860 1050 21

9 231 9 631

Tablo 10 Basınçlı Su Reaktörleri için Reproses Tesisleri Yeteneği* (l)

Ton U/yıl Ülke Tesis Sayısı Sayısı

Asya

Latin Amerika

Afrika ve Orta Doğu

840 210 Saklı 100

1 150

* 1000 MVVe'lik bir Basınçlı Su Reaktörü için yıllık yakıt gerek sinimi : ~ 30 ton

2 550 2115

210 200

5 075

ELEKTRIK MÜHENDISLIĞI 283

ninceye kadar, evet.. Ama ondan sonra, kuşkulu, cevabı nı vermeliyiz.

Fazla olarak o aşamaya ilişkin, zenginleştirme eylemini öteki faktörlerin, özellikle de reprosese ilişkin olarak ve rilecek kararın ışığı altında değerlendirmek durumunda olduğumuzu anlamaktayız. (Bakış açımıza bağlı olarak, tersini de ifade edebiliriz: Reproses eylemini, zenginleş tirmeye ilişkin olarak varacağımız yargının ışığında de ğerlendirmeliyiz. Teknik deyimle, söz konusu alanlarda ki karar mekanizması "açık çevrim" izliyor olamamakta dır. Bu mekanizma bir "nonlineerlik" içermektedir. Ve rilecek kararlar "içiçedir". Bir karar ötekinin içinde.. Bu öteki karar da ilkinin içindedir.)

Yukarıda, yakıta ilişkin olarak kullandığımız teknoloji sözcüğü, aslında, metalurjik anlamda yakıtın, uygun ev saftaki içeriğinin temini ötesinde, reaktöre girmeden ön ce edineceği "kılığı" da kapsıyor olmak gerekir.

0 açıdan bir sorun olabileceğini söz konusu etmediydik. Gerçekten de yakıt "imali", zenginleştirme, ya da repro ses yanında nisbeten sorunsuz bir işlem olarak kalmakta dır. Bir kapasite eksikliğinin zuhur etmesi halinde, bu öteki alanlardaki eksikliklere oranla zahmetsizce giderile bilecektir. Tablo 9 yakıt yapım kapasitelerini sergiliyor. Tablo 1 1985 sütunundaki 300 GVVe'lik üretim* esas alınarak ve 1 GVVe'lik bir LVVR'e yılda ~ 30 ton yakıt yükleneceği hesabıyla, yıllık yakıt yapım ihtiyacı 9000 ton olmakta dır ki, bu sayı Tablo 9 son sütunu yekununun altında dır.

4. REPROSES KAPASİTESİ YETERLİMİ?

Reprosesin yakıt çevriminde yüklendiği işlevin iki aşa malı olarak yürürlükte bulunabileceğini gördüydük. Birin ci aşama yanmış yakıttan yanmamış u235'|e Pu23S)'un sıyrılıp**, bu izotopların (özellikle de P u ^ 9 ' u n ) y e n j . den "ateş haltına" sürülmesini kapsamaktaydı. İkinci aşama ise hızlı üretken reaktörlere yakıt, Pu239 sağlan masını...

Reproses yoluyla, yanmış yakıttaki yanmamış fisil mal zemenin yaklaşık % 40'ını kurtarmak kabil.

Reprosese söz konusu iki aşama itibariyle ne ölçüde ge rek olduğunu saptayacak olan, bu yandan dünya uran yum gizillerinin bolluğu.. Öte yandan da, çoğunluk reak

* Değer biçmede kolaylık sağlamak üzere anılan tutarın tümü nün LYVR'lerden oluştuğunu varsayıyoruz. ** T j 2 3 5 haliyle, U 2 3 8 ' l e birlikte sıyrılıyor olacaktır. Eğer rep rosese giren yakıt baştan zenginleştirme sürecinden geçmiş bir içerik taşıyorsa, sıyrılan (ve zenginliği, yanmadan dolayı pek kal mamış) uranyum, doğal uranyumlu yakıt kullanan bir reaktöre gidecek biçimde işlem görebilir. Yok, eğer zenginleştirilmiş ya kıt kullanan bir reaktöre gidecek ise, önce bir zenginleştirme te sisine sevk olunmak gerekir. Nedir ki bu her iki seçenek de işimi ze yaramıyor olabilir. Nitekim, örneğin, zenginleştirilmiş yakıt yakan bir sistem söz konusudur. Buradan çıkan yanmış yakıt içindeki uranyum, sisteme dönecek biçimde zenginleştirmek de külfetli olmaktadır. O takdirde reproses eylemi, sadece, bir P u 2 J 9 kaynağı olarak işlev görüyor olacaktır.

törü besleyen zenginleştirme tesislerinin yeterlilik dere cesi. (Gerçekten de, reprosesin zenginleştirmenin bir al maşığı olabileceğini gördüğümüz anımsanacaktır.)

Bu noktalardan hareketle, "kesin" bir reproses yeterlilik düzeyi tanımlamam hayli müşkül olsa gerek. (Reproses sorununa dünyada, henüz anılan biçimde bakılmamakta dır.) O nedenle, bir ilk yaklaşım olarak "yeterli reproses kapasitesini" tüm reaktörlerden çıkan yakıtı "sıyırabile cek" kapasite olarak tanımlayıp.. Sorumuzu böyle bir kapasitenin mevcut olup olmadığı biçimiride soralım.

Sorumuzun yanıtını, Tablo 10 sergilemekte. Ne var ki buradaki sayılar, reproses kuramsal yeteneklerini ver mekte. O açıdan XI. Dünya Enerji Konferansı'na sunulan ilgili INFCE ("International Nuclear Fuel Cycle Evalua tion") sayılarını da karşımıza almamızda yarar var (Tab lo 11).

Tablo 11 Yıllık Reproses Kapasitesi (ton) (6)

1980 748

1985 2123

1990 6688

Tablo 10 esas alınırsa, reproses kapasitesi 1980 yanmış yakıtın ancak % 20'sini işlemeye yetmekte. Bu oranın, aynı çerçeve içinde olarak, 1985'de % 50'ye çıkması ön görülüyor.

Tablo 11 çerçevesinde 1990'a kadar, oluşacak yaklaşık 100 000 ton yanmış yakıttan*, 30 000 ton kadarının rep rosese tabi tutulabileceği öngörülü. Başka bir deyimle, önümüzdeki on yıl içinde sıyırma işleminden geçebilecek yakıt oranı % 30 dolayında ancak.

Bu açıdan bakılırsa, reproses kapasitesi yeterli değil!..

Dünya reproses tesisleri, önde bilinenleri itibariyle şöy le (7) : İngiltere'de VVindscale tesisi. Gaz Grafit Reaktörleri ya kıtlarını işlemek üzere kurulmuş.

Fransa'da Marcoule ve Hague'de olmak üzere iki tesis.

Federal Almanya'da yapım aşamasında bir tesis.

A.B.D.'de ticari reproses yok. Ancak bomba yapımı ama cıyla kurulmuş irili ufaklı birçok tesis mevcut.

Avrupa'daki reproses yatırımlarını düzenlemek ve tasarla mak üzere 1971'de UNIREP ("United Reprocessor") ku

* Yanmış yakıt miktarları için Tablo 6 son sütununa da bakıla bilir.

rulmuş. Bu çerçeveden 199O'a kadar 5 tesisin kurulması öngörülüyor.

5. HIZLI ÜRETKENLERE GEREK VAR MI?

Bu soruya, özünde cevap vermek bu yazının boyutlarını aşar. Gerçekte, bu soruya cevap vermek, dünyanın önü müzdeki yüzyıl sürecinde nükleer enerjiye "demirbaş" nazarıyla bakıp bakmayacağı sorusuna cevap vermek de mek olmaktadır. Ya da nükleer enerjiye, tarihin hangi çentiğine kadar bel bağlanacağını saptamak demek ol maktadır.

örneğin Yeni Dünya, füzyon enerjisiyle güneşi ön plana çekerken nükleer enerjiyi (icabında) boşlayabileceği iz lenimini vermektedir. Gerek füzyon enerjisini, gerekse de güneşi "terbiyede" sınırlı olanaklara sahip Avrupa ve Ja ponya'daki anlayış farklıdır: Nükleer enerji olmaksızın, gelecekteki enerji ihtiyacını tam doyurmanın imkânı yoktur. Hızlı üretkenlere de başvurulmaksızın, nükleer enerjiniri kendinden beklenen işlevi yerine getirmesi mümkün değildir.

O bakımdan, XI. Dünya Enerji Konferansı uzantısında olarak Tablo 12'yi sunmakla yetiniyoruz.

Tablo 12 Hızlı Üretken Seçeneği FBR* (GVVe) (4)

1985 2000

Fransa Sovyetler Birliği

İngiltere Federal Almanya Japonya A.B.D. Kanada

18.0

32.5 4.5

4.5 4.5 6 3

42.0

124.0 16.5

25.5 51.0 88.5 12.0

Toplam FBR 3.1 17.5 (6)

80.5 (12) 3940(16)

Toplam Nükleer

281 892

* "Fast Breeder Reactor''

Sondan bir önceki satır parantez içindeki sayılar FBR kurmuş olacak ülke sayısını göstermektedir.

6. HIZLI ÜRETKEN TEKNOLOJİSİ HAZIR MI?

Bu soruya bir cevap denemesi olmak üzere Tablo 13'ü düzenliyoruz.

Tablo 13, yeryüzünde hızlı üretken teknolojiye ilişkin olarak, yoğun üretim öncesi yeterli deneyimin biriktiği yolunda yorumlanabilir.

Tablo 13 Hızlı Üretken Reaktörler FBR

FBR

Gücü1 (MVVe)

İngiltere Federal Almanya ABD Fransa

SSCB

J aponya italya

DFR (Dounreay) PFR (Dounreay)

KKW (Kalkar) KNK II (Karlsruhe)

EBR II (Idaho Falls) FFTF (Richland)

RAPSODIE (Cadarache) PHENIX (Marcoule) SUPPERPHENIX (Creys Malville)2

BOR 60 (Dimitrowgrad) BN 35 (Schewtchenko) BN 600 (Beloyarks)

JOYO(O arai)

PEC (Brasimone)

15 254

327 21

20 400 (th)

40 (th) 250 1200

75 350 600

100 (th)

140 (th)

Doğum tarihi

1962 1974

1973 1977

1965 1979

1967 1974 1983

1969 1980 1980

1977 1981

1 MVVe biriminde olmayan güçler, MW ısıl (thermal : "th") biri minde olup, aynca (ilişik parantez içinde) tasrih olunmaktadır.

o

Creys Malville • Fransa'da yapım halinde bulunan Superphenix; Fransa, Belçika, İtalya, İspanya ve Federal Almanya ortak proje sidir.

7. TORYUM ÇEVRİMİNE ACABA NE ÖLÇÜDE GEREK VAR?

Konuyla az tanışan okur için hatırlatmakta yarar var :

Toryum deyince, Th232 izotopunu kastediyoruz. Bu izotop fisil değil.

Nötronla bombalanınca fisil olan U233 jzotopunun oluş masına olanak verebiliyor. Tıpkı, Pu239 a "analık" eden U238 g i b i

Toryumdan yararlanabilmek için, o halde, onu önce bir reaktöre yerleştirmek gerek. Öylelikle oluşan U 2 3 3 . ç e kirdeklerinin bir kısmı fisyon reaksiyonuna girebilmekte. Eğer U233'ün oluşma hızı, onun tükenme hızından bü yükse, bir miktar U 2 3 3 çekirdeği de birikebilmekte. Bu çekirdekler, o takdirde, toplanarak başka bir reaktörde yanmaya konulabilir.

U 2 3 3 ' ü n nükleer özellikleri (tıpkı Pu^^'unkiler ve y U k a . rıda anıldığı gibi) 'Vavrulamaya" elverişli. Yâni, dilenir se bir yandan U 2 " yakılırken, öbür yandan da, belli bir süre ( ~ 30 yıl) içinde yeni bir reaktöre yetecek kadar Lj233 (bu izotopun yakıldığı nükleer sisteme yerleştirile cek Th232'den itibaren üretilip) toplanabilecek.

T h 2 3 2 doğada bol. Bu izotoptan anlatılan çerçeve için de yararlanmanın derece derece çeşitli yolları üzerinde durulagelmiş.

Üretkenlik ya da yavrulama fikri dolayında "Yüksek Sı caklı Reaktörler" (HTR : "High Temperature Reactor", ya da THTR : "Thorium High Temperature Reactor") üzerinde çalışmalar sürdürülmüş (3).

Bu reaktörlere şimdilik, Hızlı Üretkenler (FBR) sonrası dönem reaktörleri olarak bakılıyor.

Daha mütevazi beklentiler, T h 2 3 2 ' y i klasik santraller çer çevesine yerleştirip, enerji üretimine, U 2 3 3 aracılığıyla doğrudan katkıda bulunmayı içeriyor. (Bunun, tabii ilke olarak, klasik santrallerde U ^ ' d e n itibaren oluşan pu239>un) 0 santrallere kazandırdığı katkıdan hiçbir far kı yok.)

Söz konusu yaklaşımın doğal uzantısı olarak reproses aşamasında reaktörden gelen yanmamış U 2 3 3 ^ "geri çevrilmesi" ("recycling") yer almakta.

Bu anlamda toryum çevrimi gerek doğal, gerekse de zen gin uranyum yakıtlı reaktörler için düşünülmüş.

Konunun çeşitli boyutları üstünde tam egemenlik henüz kurulmuş değil.

Şu noktayı da iyi kavramak gerek :

Neden toryum ?

Başka bir deyimle, uranyum yakıtlı reaktörlerde zaten yeni bir fisil izotop, Pu239 ürüyor. Reaktörde yanmamış Pu239 un reproses aşamasında geri çevrilmesi de söz ko nusu olabiliyor. O halde, fazladan toryumun getireceği kazanç ne?

Ya da, klasik santrallerde toryumu nasıl kullanırsam, tor

yum kullanmamam halinde izleyeceğim "Pu239 çizgisin den " daha kazançlı bir çizgi izlerim?

Bu soru, yakıt yapımı, yönetimi ve optimizasyonu açı sından hayli karmaşık bir içerik taşıyor olup.. Yanıtı he nüz, anladığım kadarıyla, aydınlık olarak verilmiş de ğildir.

Mantıksal sırada yer alan başka bir soruyu da gündeme getirelim :

T h 2 3 2 l j 2 3 3 çizgisine, U 2 3 8 Pu239 ç j z g j s j yanında ke sin yer verdirtecek olgu, yalnız reprosessiz (ve üretkensiz) değil, aynı zamanda reprosesle birlikte üretkenlik seçene ğinin de talebe cevap vermeyecek kısırlıkta kalması olur du. (Başka bir deyimle, dünya doğal uranyum kaynakla rı (reprosessiz) yetmiyor.. Bu kaynaklarda "potansiyel olarak gizli" P u 2 3 9 enerjisi de yetmiyor, dünya talebini karşılamaya.)

Böyle bir durum geçerli değil! O açıdan T h 2 3 2 l l 2 3 3 seçeneğine u 2 3 8 . P u 2 3 9 ç e V r i m i yanısıra bir zorunluluk olarak bakmak mümkün değil.

Öyleyse? Klasik santrallerde acaba, Pu239 üretimini T h 2 3 2 U 2 3 3 çizgisiyle "takviye" olanakları var mı? Varsa ne?

Toryum çevrimine dönük güncel sorun bu işte...

Bu sorun çerçevesinde ortaya konacak yanıtlardır ki, eğer imkân dahilindeyse, toryum çevriminin, hızlı üretkenlere gidilmesini ne ölçüde kısabileceği sorusuna ışık tutabile cektir.

8. TORYUM TEKNOLOJİSİ HAZIR MI?

Bu sorunun cevabı hem evet, hem hayır. Birşeyler bilin mekte. Bunlara ilişkin bir teknik, bir teknoloji var elbet. Ama bir yandan üstünde henüz tam egemenlik kurulma mış sorunlar mevcut.. ( U 2 3 3 ' ü , içinde oluştuğu şiddetli derecede radyoaktif ortamdan ayırmak gibi..) Bir yandan gün ışığına çekilen seçeneklerin ekonomik olurluluğu tartışmalı., öbür yandan da, mevcut bir sürü seçenek ara sından hangisinin izleneceğine kesin karar verilebilmiş değil. Onun için sorumuzun cevabı net değil!

9, NÜKLEER ARTIKLAR SORUNU DOYUMLU BİR ÇÖZÜME KAVUŞTURULMUŞ DURUMDA MI?

Tablo 6 son sütunundan, 1983'e kadar yaklaşık 50 000 ton yanmış yakıt birikeceği görülmekte. (1985 yılı bo yunca reaktörlerden çıkacak yakıt miktarı ise 7000 ton. Tablo 10 itibariyle, bunun 5000 tonu reprosese tabi tu tutabilecek.)

Yanmış yakıtlar, birçok "bohçalama" ve "gömme" seçe neği üzerinde durulmuş olunmakla birlikte, henüz "def nedilmiş" değil. Çıktıkları reaktör içinde, ya da başka bir yerlerde muhafaza olunuyorlar.

10 ton ( Toplam Ağır Metal )

F^ Bannçh tu Reaktörlerinden çıkan yakıt

V/A Reaktör Deposu1 nda korunabilecek yanan» yakıt miktarı

I:' j Reaktörden uzakta gömülmek üzere bekleyebilecek yakıt miktarı

>

199C

••'/.

20X

Batı Avrupa

i

Amerika

Uzak Doğu

Şekil 8 Basınçlı su reaktörlerinden 2000'e kadar çıka cak yanmış yakıt (ı)

Ne var ki böylesi bir çerçeveyi gerçeklemenin hiç de ko lay olmadığını anlıyoruz. Zira, kararlar, yalnız nükleer seçenekler arasında bir seçim yapmayı gerektirmiyor.. Aynı zamanda, füzyon gibi, güneş gibi, kömür gibi, öte ki alanlardan gelecek katkıların da ne düzeylerde buluna cağının.. Hatta bu katkıların, (gerçekçi olarak kestirilme si çok zor) dinamizmasının bilinmesini de gerektiriyor.

O nedenledir ki karar kavşakları ister "nükleer dışı" et kenlerden dolayı olsun.. İsterse de "nükleer içi".. Tuzak lar ve "barbutlarla" dolu...

"Ekonomik m i " sorusuna gelince..

XI. Dünya Enerji Konferansı'na sunulan bir bilgiye (9) göre nükleer enerjinin kilovatsaat(kVVs) başına tutarı yak laşık 19 cFF* (santim Fransız Frangı). Fuel oil için aynı tutar 36 cFF.. Kömür içinse 25 cFF.

Ama gemi, hasar görmekle birlikte, batmıyor. Kimsenin burnu da kanamıyor...

Bu noktada genel manzaraya, dünya enerji sorunu çerçe vesinde olarak topluca bakmak ve bir izlenimimi dile ge tirmek istiyorum (14 15). (Bu izlenim tamamen kişisel ve spekülatiftir. Ne var ki katılma olanak ve onurunu tattı ğım birçok uluslararası toplantı (10 13) sonucu bende ka lan tortudan kaynaklanmaktadır.

Buna göre nükleer enerji, fuel oil ile kıyaslanamayacak kadar iktisatlı. Dışarıda, kömürle bile çekişiyor*.

Son sorumuz "güvenilir m i " yolundaydı.

Şekil 2'nin altında, halen 2200 reaktör x yıllık bir nük leer enerji üretimi işletme deneyiminin birikmiş bulun duğunu kaydetmiştik. Bu deneyim 1990'da 6000 reak tör x yıl ölçüsüne tırmanacak (1).

Gerçi nükleer enerji 1979 Martı'nda TMI Kazasını geçir di. Bunu bir "felaket" olarak niteleyenler çıktı. Kanımız ca o kaza, nükleer teknolojinin güvenirliliğine bir kanıt sayılmalı. Gerçe kaza pek çok şey öğretti ama.. Mevcut sistemin "güvenli" bulunduğunu da gösterdi. Nasıl öyle olmasın ki: Bir denizaltı kazası düşünün. Teknik arızaya, tayfanın cinneti de ekleniyor. (Bir ikisi baltalarla döşe meye saldırıyor!)

* 1 cFF halen 22 krş.

• TEK Nükleer Santraller Dairesi'nin Nisan 1979'daki bir incele mesine göre; hepsi de toplam 600 MWe'lik, klasik ve nükleer santraller enerji üretim birim maliyetleri (krş/kvvs), 1984 başı iti bariyle şöyle (17)..

Orhaneli Elbistan Ambarlı LWR HWR

: 58

: 50

(Fuel oil)

: 81

("Light Water Reactor") : 64

("Heawy Water Reactor") : 66

Söz konusu öngörü santral ömrünü 30 yıl.. İç eskalasyonunu % 10.. Dış eskalasyonu % 6.. İç faiz oranını % 11.. Dış faiz ora nını ise % 8.5 varsayıyor, (öngörünün yapıldığı tarihte 1 Ş, 18 TL. imiş.. Şimdi ise 126 TL.)

Şekii 8, 1990 ve 2000 yıllarında oluşacak yanmış ya kıt miktarıyla, reaktörlerde ya da başka bir yerlerde ("Avvay from the Reactor") saklanabilecek yakıt miktar larını sergilemekte. Buna göre 1990'da kabaca 100000 ton yakıt gömülmeden tutulabilecek. Bu hacim; o tarihe kadar oluşacak toplam yakıt hacminden fazla. Ne var ki 2000'e kadar bir miktar yanmış yakıt da elden çıkarıl mak durumunda.

Yanmış yakıtların elden çıkarılmasının artık bir sorun oluşturmayacağı öngörülüyor (7, 8). Bunların, vitrifikas yon (camlaştırma) yoluyla sağlama alındıktan sonra, jeolojik formasyonlara yerleştirilmesi neredeyse hemen herkesin üstünde birleştiği bir çözüm şekli.

Fransa'nın Marcoule'de bir vitrifikasyon tesisi var.

İngiltere, Kanada ve Federal Almanya "kabristan" ola bilecek jeolojik alanlar üzerinde çalışmalar başlatmışlar.

Japonya yakıtlarını vitrifikasyon aşaması için Fransa'ya yollamayı amaçlıyor.

İsveç reaktör sonrası mezar öncesi dinlendirme ("Away from the Reactor Storage") kavramı üzerinde çalışıyor.

ABD yüzyıl dönemecinde yanmış yakıt mezarlarını işlet meye açabilecek. Ancak henüz yer seçimi çalışmalarına girişmiş değil.

Görüldüğü gibi birçok ülkenin konuyla ilgili tasarı ve ön görüleri olmakla birlikte, şimdiye kadar hiçbiri, nihai bir "mezar" seçimi yapmış değil.

Yakıt çevriminde reproses varsay ılıyorsa, radyoaktif ar tıklar sorununun reproses fabrikaları çıkışında yer alma sı dolayısıyla.. Bunun, fabrikalara sahip olmayan ülkeler açısından birincil derecede önem taşımayacağı vurgula nabilir.

Radyoaktif artıklar arasında K r 8 5 , S ^ , I 1 3 1 , C s 1 3 7 ,

C 1 4 , Z n 6 5 , C o 6 0 v e H 3 bulunuyor. C s 1 3 7 ile S ^ ' n ı n yarı ömürleri 30 yıl dolayında. Söz konusu izotoplardan en yavaş bozunanları bunlar. Radyoaktif bir çekirdeğin "sükunet" bulması için on yarı ömür gerekse, cenaze ya kıtı "diriltmeden" önce 600 yıla ihtiyaç var demektir.

Reproses varsayılmazsa, P u ^ ^ ' u da yukarıdaki izotopla ra dahil etmek gerekir. Bunun yarı ömrü ~ 25 000 yıl ol duğuna göre, dört yarı ömür bile 100000 yıl eder k i , cenaze yakıtı saklama asgari süresi bu olmaktadır...

10. ÖZETLE; YETERLİ, EKONOMİK VE GÜVENİLİR BİR NÜKLEER ENERJİ ÜRETİMİ MÜMKÜN OLMAKTA MIDIR ACABA?

"Yeterli m i " sorusuna, anlatagelinenlerin ışığı altında, sı kışılacak dönemlerde çözüm olarak başvuruya açık yol lar bulunduğu biçiminde cevap verebiliriz.. Yeter ki o yolların gerektireceği koşullar zamanında sağlansın, ilgili önlemler zamanında alınsın...

ELEKTRİK MÜHENDİSLİĞİ. 283

Kanımca nükleer enerji alanını da içine alan "dünya ener ji sorunu" "dünya sorurıuyla" eşanlamlıdır. Bu soruna, ana odağı Orta Doğu Petrolleri itibariyle bakmak yanlış olmaz.

Konumuz açısından göze çarpan bir tezat şu :

ABD, görünüşte Orta Doğu kaynaklı petrol bağımlılığın dan yakınmaktadır. Elektrik üretiminde nükleer santral ler, hele ithal malı petrol yakan termik santrallere, kesir almaşıktır. Oysa, elektrik üretimi amacıyla yılda ~ 100 milyon ton petrolün yakıldığı ABD'de nükleer enerji üre timine karşı yoğun bir kampanya mevcuttur. Bu kampan ya birçok nükleer santral siparişinin iptaline yettiği gibi (bkz. Tablo 3)... Hükümet çevrelerinde de, sanki, muteber addedilegelinmektedir. A.B.D.'de, yâni, hem petrol bağımlılığı istenmemekte.. Hem petrol santralleri nin alternatifi kınamakta.. Hem de "cayır cayır" "pet roldolar" yakılmasına devam olunmaktadır.

İzlediğim ikinci bir tezat şu :

ABD'de nükleer enerjiyi kınayan uzman çevreler şu ger çekleri öne sürmektedirler..

Nükleer yakıt çevrimi, uranyum çıkartmadan, bunun arıtılmasına ve zenginleştirmesine.. Yanmış yakıtın rep rosesiyle, nükleer artıkların gömülmesine kadar, hemen her aşamasında sorunlarla doludur.

Esasen (yukarıda tartıştığımız gibi) bugün egemen nükleer teknoloji, seçimi itibariyle yanlıştır.

Ömrünü tamamlayan bir nükleer santralin sökülmesi ("aismantling") zorunlu ve külfetlidir. Bu olgu klasik santraller nezdinde "komiktir". Sözü edilen külfet, fazla olarak, henüz maliyet hesaplarına bindirilmemiş, kabarık olması muhtemel faturalar gizlemektedir.

Nükleer santraller büyük çapta sermaye yoğundurlar. Bu nedenle kurulmuş girişimleri de zor olmaktadır.

Nükleer enerji üretimi kamuoyu önündeki kredi ve gü venirliliğini yitirmiştir.

Gündeme getirmek istediğim tezat şu olmaktadır ki, ABD'deki o uzman (hem de kimisi nükleer uzman) çev relerin, bırakın yirmi yılı bir yana, on yıl önce bilmedik leri ne vardı ki o gün için muteber olan enerji üretim se çeneğiyle teknolojisi şimdi "yanlış" ilân edilip kınan maktadır. (Doğallıkla, siyasal yönetimlerle bütünleşen nükleer enerji galip "istemezükleri" yanısıra, yenik düş müş olsa dahi "kuvvetli" sayılabilecek bir karşı kamp bu lunduğu anımsanmalıdır.)

Üçüncü bir tezat şu :

ABD'de nükleer enerjiyi uışlamak isteyen çevre, yerine kömürü öneriyor. Kömüre ilişkin, malum, C02 atmosfer kirliliği sorunu mevcut. Bu sorunun planetimiz için en dişe verici boyutlar kazanabileceği birçok uzmanın üze rinde birleştiği bir yargı (l(>). Bir yandan, nükleer artıkla rı ileri sürerek nükleer enerjiyi kınayın. Ömür yandan da yakıt çevrimi zincirinin son halkası "meşkuk" bir enerji

kaynağını, alternatif diye öne sürün. Açık çelişki doğru su!..

Zikredeceğim son tezat şu :

ABD Nükleer enerjiyi bunca dışlarken, Avrupa ve Ja ponya (ufak tefek kamuoyu tepkileriyle birlikte) ona dört elle sarılıyor. Hatta hızlı üretkenlere dönük program lar yürürlüğe koyuyor. (Ticari reprosesi yasaklamış olan ABD ise, hızlı üretkenler alanında ortaya herhangi bir ön görü koymadığı gibi.. Dostlarının bu alandaki iştahının da önünü almak istiyor.)

Bu tezatlar tablosu kanımca şöyle yorumlanabilir :

ABD, öncelikle Orta Doğu petrolünü tüketmeyi amaçla maktadır.

Öylelikle aynı taşla birkaç kuş birden vurulabilecektir:

Orta Doğu'yu "dünya sorunu" olmaktan çıkarabilecek tir. (Orta Doğu ABD'ye, oradaki herşeyi denetleme im kânını bırakmayacak kadar uzaktır.)

Kendi kaynaklarını "kara gün" için saklayabilecektir.

Orada füzyon ve güneş enerjilerinin olurluluğunu sağ layabilecektir.

Özellikle füzyon enerjisinin gün ışığına çıkartılmasıyla ABD, şimdiki duyarlı dengenin bir iki adım önüne çık mayı ummaktadır. Bu alanda başarı, parasal ve beyinsel sınırlı kaynakların "hasisçe" kullanılmasını gerektirir. O nedenle biraz daha "haris" davranmak pahasına da ol sa, hızlı üretken reaktörlerden vazgeçmek yeğlenecektir. Böyle yapılmakla zaten, o alandaki rekabet azaltılmakta.. Hızlı üretkenler teknolojisine ABD'de de gidilmesi halin de, Yeni Dünya ile Avrupa arasında yürürlükte olacak olan rekabet, silinmekte.. Öylelikle de bu teknolojinin Avrupa ve Japonya'daki gelişim hızı bir ölçüde olsun yavaşlatıl maktadır. Bu hız reprosesin kıtasal olarak yasaklanması ve nükleer enerjinin kmanmasıyla, bir ölçüde daha ke silebilir.

Avrupa ve Japonya'nın füzyon enerjisinin dizginlenme sinde ABD'yi geçmeleri söz konusu değildir.

Bu enerjinin ortaya konmasıyla ABD müttefikleri nez dinde de prim kazanacaktır. Bu primin şeddeli olmasının koşuluysa müttefiklerin o aşamada füzyona muhtaç ol maları, ya da başka seçeneklerinin bulunmaması.. Baş ka bir deyimle hızlı üretken teknolojide, hızlı üretken re aktörleri tam bir çözüm olarak benimseyecek kadar yol katetmiş olmamalarıdır.

Nükleer enerji ABD'de, yukarıdan beri saydığım tüm te zatlara karşın, işte sanki bunun için kınanmaktadır.

Gerçi şu da vardır :

Avrupa ve Japonya Orta Doğu petrolüne muhtaçtır. Orta Doğu'ya, enerji çevrelerinde çok sık görüşüldüğü gibi ku ramsal bir Sovyet müdahalesiyse, Avrupa'yla Japonya'yı ABD'den koparıp Doğu Bloku'nun kucağına itebilir.

O takdirde Avrupa ve Japonya'nın Orta Doğu petrolle rine olan bağımlılıklarını azaltmaları yeğlenir. Bunun ça

resi ise nükleer enerjiye yönelmektir. Hızlı üret ken teknolojiyle birlikte...

O halde, ABD'nin Avrupa ile Japonya'nın nükleer alanda tasarladıkları hızlı gelişime çomak sokmaması gerekir.

Eğer az önce anlattığım, ABD'nin, nükleer alanda Avru pa üstüne pres yapmasına ilişkin varsayım geçerliyse, açı ğa çıkan ikilem, Sovyetlerin Orta Doğu'ya sıcak bir mü dahalesinin şimdilik gerçek dışı olarak görüldüğü şeklin de giderebilmektedir.

Sovyetler satranç tahtası üzerinde, Orta Doğu petrolleri karesini gören karşı renk bir vezir gibi, Batı'yı zaten yük selegiden petrol fiyatlarıyla abluka altına almışlardır. Batı da sanki, zaman zaman hiddetlense (ya da öyle gö rünse) bile ekonomisini alt üst eden enflasyon karşısında ki boynu büküklüğü, karşı tarafa, şimdilik rıza gösterdiği hassas dengenin sürmesinden yana olmaklığının rüşveti olarak ödemektedir.

Avrupa ABD'nin hissini algılamaktadır.

ABD ile Avrupa arasındaki nükleer tezat da işte buradan Kaynaklanmaktadır.

Bu düşüncelerin, uydurma olma olasılığı ne kadar güçlüy se, satranç masasında ne Lür oyunların şahlanacağını gös termedeki etkinliği de o kadar yadsınamaz olmak gerekir.

Öyle ya da böyle oluşan bir tezatlar dünyası tornasından çekilerek, nükleer enerji de bir kılık almaktaysa.. Bunun dinamizmasını anlamak üzere o tornanın en ücra yivleri ne kadar girmek kaçınılmaz olabilecektir.

Ülkelerin yazgısına hükmedeceklerin öyle bir dinamizma yı anlamaya girişmeleri bir zorunluluktur. (Hele, sırtını Orta Doğu petrollerinin sahanlığına yaslamış bir ülkenin yazgısıysa, söz konusu olan...)

Anlatılanlardan alınacak en önemli ders sanırım, sorunun cesameti karşısında, karar duraklarına varıncaya değin, onu "efendi gibi" izleme gereğidir.. Teknik, teknolojik, siyasal ve ekonomik girdileriyle birlikte... Bu doğallıkla, yetkin ve örgütlü bir ekip işidir.

Böyle bir ekip, yalnızca gelişmeleri izlemekle kalmaya cak.. Tabii, muhtemel seyir öngörülerinde de bulunacak tır. Bu öngörülere, gerek seyrin ana hattına ilişkin olsun, gerekse de seyir gözlemi sonucu varılacak yargılara girdi olacak özgün verilere.. Çeşitli belirsizliklerle ilgili öngörü lerde de bulunmak ve sonuç yargılarda bu belirsizliklere yer vermek kaçınılmaz olmak gerekir.

Söz gelişi elektrik istem öngörüsü, ya da ulusal kaynak tahminindeki küçük belirsizlik, ya da yanılgrtarın bile.. Buralardan hareketle varılacak sonuç yargıların güvenirli liğine gölge düşüreceği.. Hatta o yargılarla ülkeyi macera lara sürükleyebileceği ortadadır (18). Türkiye'de, nükleer enerji üretiminin gerçeklenmesine dönük ciddi ihmaller yanısıra, çok saygın addedilmek ge reken çabalar da olagelmiştir. Ancak henüz ülkesel çap ta bir nükleer enerji politikası, malum, oluşturulmuş de ğildir.

Çeyrek asırlık "nükleer enerji" geçmişi olan ülkemizde ki; Türkiye'de nokleer enerji planlamasına dönük bu ilk bilimsel toplantının, soruna devletin üst katında kalfa usulü yaklaşımların ötesinde ışık tutacağı ümidi yine Atatürk'e, 100 yaşındaki Atatürkümüz'e borçlu olunmak tadır.

KAYNAKLAR (1) S. Eldund, Nuclear Power Dcvelopment The Challange of the 1980 s. IAEA Bulletin, Vol.23,No. 3, September 1981.

(2) C.L.VVilson; The Nuclear Age Begining or End? Round Table, Energy and Global Secrutiy, Salzburg Seminar in American Studies, 20 Nisan 2 Mayıs 1981.

(3) V. Altın, T. Enginol, T. Yarman, Toryum Nükleer Yakıt Çevrimi ve Türkiye Açısından Değeri, Türk Fizik Derneği III. Fizik Kongresi, 6 7 Mart 1980, Çukurova üniversitesi Adana; Çağdaş Fizik, 1981.

(4) K.H. Beckurts, T.Y. Connolly, U. Hansen, VVJack, XI. Dün ya Enerji Konferansı (DEK), Vol.4B, 239,8 12Eylül 1980, Münih.

(5) N.Aybers, Dünyadaki Gelişmeler ve Türkiye'nin Kısa, Orta ve Uzun Vadeli Nükleer Güç Stratejisi.. Bu Seminere sunu lan bildiri.

(6) E. Svenske, Availability of Supplies within the Nuclear Fuel Cycel, Position Paper Round Table Discassion No. 5, The Need For Nuclear Energy and its Problems, XI. DEK, 8 12 Eylül 1980, Münih.

(7) M. Felden, Energie : La Defi Nucleaire, Collection Connaitre of Compendre, 1976.

(8) S. Eklund, IAEA, The Need for Nuclear Energy and its Problems, Position Paper, Round Table Discussion No. 5, The Need for Nuclear Energy, and its Problems, XI. DEK, 8 12 Eylül 1980, Münih.

(9) C. Chevrier, Las Bescins Nucleaires des Pays Industrialises, Position Paper, Round Table Discussion No. 5, La Necessite de L'Energie Nucliaire et ses Problemes, XI. DEK, 8 12 Ey lül 1981, Münih.

(10) X. DEK, Eylül 1977, İstanbul.

(ll)Long Term Energy Resources, UNITAR, Aralık 1979, Montreal.

(12) XI. DEK, Eylül 1980, Münih.

(13) Energy and Clobal Security, Salzburg Seminar, Nisan Ma yıs 1981, Salzburg.

(14) T. Yarman, Nükleer Enerjinin Dünyadaki Genel Durumu, Sorunlar ve Seçenekler, Konuşma, 16 Aralık 1980, İTÜ NEE.

(15) N. Aybers, İ. Kavrakoğlu, E. Onulduran, T. Yarman, Ener ji Düğümü, Basra, Doğu Batı ve Türkiye, Oturum, 22 Mayıs 1981, İTO NEE.

(16) A. M. Wainberg, Nuclear Energy at the Turning Point, IAEA CN 36/593, 1977.

(17) Elektrik Üretiminde Nükleer Santrallerin Yeri ve Sorunları, TEK NEEPTD IR 68, Nisan 1979.

(18) T. Yarman, Makroplan çalışmalarıyla ilgili olarak AEK Da nışma Kurulu'na sunulan rapor,'Aralık 1980.

(19) R. Stobaught, D.Yergin, Energy Future, 1979.