NÜKLEER REAKTÖRLERİN KONTROLÜ VE CİHAZLANDIRILMASI

TJDK: 631,3.

Nükleer Reaktörlerin Kontrolü ve Cihazlandınltnası

Yazan : D. R. Cockbame

Çeviren E. GÜI/TEKÎN

ÖZET :

Bu yazıda nükleer reaktörlerin kontrol yollan ve metodlart izah edilmektedir. Reaktör lerin cihazlandırılmastndaki problemler diğer termik santrallartn cihazlandırma problem leriyle aymysada, nükleer cihazlandırma ayn bir hususiyet ihtiva eder. Kullanılan cihaz lar hakktnda böyle kısa bir yazıda geniş malûmat vermek imkânsız olduğundan, kullanılan metod ve genellikle kullanılan cihazlardan bahsedilecektir.

Giriş:

Reaktör kontrol cihazlarından bahsetme den önce, nükleer reaktör sisteminin fizi ğini açıkça belirtmek ve nelerin kontrol edilme si gerektiğini bilmek lâzımdır. Birçok reaktör ler, nötron yayılması sonucunda ortaya çıkan flsyon zincirleme reaksiyonunun olduğu, parça lanabilir bir madde olan, merkezi bir kordan iba rettir.

Reaktör çevresinde kor içindeki zincir reak siyonu kontrol etmek İçin elektronik, elektro mekanlk cihazlar vardır. Kontrol için bu cihaz ların kullanılması lüzumludur. Çünkü, reaktör korundaki lyonlayıcı radyasyonlar İnsan hücre lerini hasara uğratırlar. Ayrıca, reaktör etrafın da insanların emniyetle çalışabilmeleri İçin ci hazlar ve kor bir radyasyon (blyolajik) zırh. İle kaplıdır.

Termik reaktörlerde parçalanma İle doğan nöt ronlar kor İçinde daha başka parçalanma reak siyonlarına girmeden önce bir yavaşlatıcı (mo derator) vasıtasıyla, hızlan bir kaç elektron voltluk termik hızlara düşünceye kadar yavaşla tılırlar. Yavaşlatıcı olarak ekseriya grafik veya ağır su (deuterium) kullanılır. Bu tip termik re aktörler %, 0,7 uranyum 235 İhtiva eden tabii uranyum kullanırlar. Uranyum 235 oldukça önemli parçalanabilir bir maddedir, ve termik nötronlarla parçalanma ihtimali hızlı nötronlara nazaran daha fazladır. Tabii uranyum diğer bir İzotopu olan Uranyum 238 ki, oldukça büyük bir miktarını İhtiva eder, nötronları fisyona gir meden yakalar. Bu yüzden termik reaktörlerin zincir reaksiyonu İdame ettirebilmeleri İçin ol dukça tesirli yavaşlatıcılar ihtiva etmesi gerekir.

Hızlı reaktörlerde hiçbir yavaşlatıcı yoktur ve reaksiyon yalnız hızlı nötronlarla devameder. Bu tip reaktörlerde oldukça saf uranyum 235 veya plütonyum 239 gibi parçalanabilir madde

Elektrik Mühendisliği 112

kullanmak lâzımdır. Bu İki esas reaktör tipi ara sında hızlı ve yavag nötronları kullanan bazı diğer tip reaktörlerde mevcuttur.

Genel olarak termik reaktörler 3 4 metre küplük korlara, hızlı reaktörler İse 0,3 metreküp veya daha az hacimdeki korlara sahiptirler. Fls yon yoluyla hasıl olan ısıyı geniş hacimdeki bir kordan daha kolaylıkla alabiliriz, çünkü ısı trans fer sistemini yapmak İçin geniş, bir alan vardır. Fakat hızlı reaktörlerde, bilhassa 200 megawat lık ısıyı 0,3 metreküplük bir hacimden tam ve rimle almak oldukça güçtür. Isı alınmadıkça, parçalanabilir yakıt erir, reaktör kontrolden çı kar ve nükleer bir patlama olabilir; neticede bir sürü radyoaktif maddenin yayılmasına sebep olur. Bu yüzden reaktör binalarının yüksek İç basınca dayanabilmesi lâzımdır, böylece radyoak tif gazlar bina İçinde tutulur ve şehir havasına karışmasına mani olunur.

Fisyon zincirleme reaksiyonu kordaki flsyon yapan nötronların kordan kaçan veya yakalanan nötronlara oranının değiştirilmesiyle kontrol edi lir. Reaksiyon boron veya kadmiyum gibi nöt ron yutucuların (absorber) kordan geri çekilme leriyle veya daha başka yakıt elemanı İlave et mekle veyahut kor dışında nötron reflektörleri kullanmakla başlatılır. Yutucu çubukların, ki bunlara kontrol çubukları denir, geri çekilmesi en çok kullanılan metoddur.

Bu kontrol çubukları genellikle 3 grupta top lanır; emniyet çubukları, kapama çubukları, a yar çubukları. Emniyet çubukları yakıt doldu rulurken veya bakım sırasında kor etrafına ko nularak emniyet sağlanır. Eğer herhanglblr kaza yüzünden kor klritlk hale gelirse, bu emniyet çubukları aşağı düşürülerek reaktörün çalışması durdurablllnlr. Reaktör çalışmaya başladığı za man kapama çubukları sabit bir hızla geri çe kilir ve çalışma sırasında bu çubuklar kor et rafında tutulur. Reaktör bu hareketten dolayı

kritik bir hale geçmez ve daha sonra kapama çu bukları reaktörün çalışmasını ani olarak durdur mak için kullanılır.

Ayar çubukları reaktörü kritik bir noktaya getirmeye yararlar. Bu noktada fisyon hasıl eden nötronlar, 'kaçan veya yakalanan nötronlarla denge halindedir. Ayar çubuklarının daha fazla geri çekilmesi, fisyon hızını, dolaysiyle reaktö rün gücünü artırır. Artan bu güç seviyesinde, tekrar kararlı bir çalışma elde etmek İçin çu buklar korun içine, başlangıçtaki kritik duruma yakın bir duruma getirilmelidir. Böylece ayar çubuklarının durumları çalışma gücünün tek bir , fonksiyonu değildir. Bunlar önce birJgüç seviye sini ve daha sonra kararlı bir çalışma noktasını | bulmak için kullanılırlar. Çubukların durumları önemli olduğundan, her iki yönde değişebilen bir hız sağlıyan bir servo sistemiyle çubuklar ha rekfit ettirilir. Ayar çubuklarının durumları .bir reaktör operatörü veya elektronik t i r kontrol sis temi vasıtasıyla otomatik olarak ayarlanır.

Nükleer reaktörler ekseriyetle denel veya ' güç tipindedirler. Denel reaktörler' alçak veya yüksek güçlüdür ve nükleer fiziğin temel ince lemelerinde kullanılır. Güç reaktörleri ise ısı enerjisi hasıl etmek İçin yapılmıştır. Hasıl olan ısı enerjisi'elektrik enerjisine çevrilir' veya nük 'leer gemilerde olduğu gibi gemiyi hareket et tirici bir duruma' getirilir. Her iki durumda* da, hasıl olan ısıyı almak için, devamlı değişen bir 'ortama ihtiyaç vardır. Bu ortam hava veya kar bon diokslt gibi bir gaz veya su veyahut sıvı sodyum gibi bir sıvı olabilir. Denel ve güç reak

• törlerin cihazlandınlması' genel olarak aynıysa ' da tefarruatta değişiklikler" gösterirler. Denel reaktörler daha fazla cihaz ihtiva ederlersede bu cihazlar reaktör kontrolü için'" olmaktan ziyade • deney ve araştırma içindirler.

i Reaktör Kinetiği:

Nükleer zincirleme reaksiyonunu meydana

getiren nötronlar daha önce hasıl olan flsyon

lardan meydana gelmişlerdir. Parçalanma zincir

• reaksiyonuyla hasıl olan nötronların ortalama

• ömril x İse ye bir anda mevcut olan nötronların

X kadar zaman önce mevcut olan nötronlara ora

nı K^ ise, Kjjj zincirleme reaksiyonunun yeni

den hasıl olması faktörünü1 belirtir. Böylece,

K ; efr

= I ise nötron

yoğunluğu

sabittir' ve

re

aktör kritik oimuştur denir; Ke(r birden büyük

olduğu' zaman nötron yoğunluğu artar ve reaktör

kritik üstü duruma girer. K^ birden az olduğu

zaman, nötron yoğunluğu azalır ve reaktör kri

tik altı durumuna girer.

Bu işlemi ifade eden denklem;

dn Kefr M. n

^_ = dt "

+ s . ,;., . .(1)

X

n = birim hacimdeki nötron sayısı S = ani fisyon ile beraber kor içindeki suni kay naklar vasıtasıyla saniyede .birim hacime ekle nen nötron sayısı.

işlemin reaktivitesl p ile ifade edilir

p= Kefr p = K^jjl lursa dn

, p nin küçük değerleri için

olur. p (I.) denklemde yerine konu

pjı •+S

(2) bulunur.

dn Denklem 2 de p = o ise • = S olur, reaktör dt kritiktir ve nötron çoğalması olmaz. Fakat nöt ron yoğunluğu S ile lineer olarak yavaşça çoğa lır. Böylece kararlı bir çalışma için K,.^ birden küçük olmalıdır. Fakat, S çok küçük olduğun dan pratikte ihmal edilebilinir.

Eğer p sıfıra eşit değilse, 2. denklemin in tegrallni almak suretiyle;

n = (N f ) exp (pt/x) Sx/p (3) elde P edilir. Burada N, t — o anındaki nötron yoğunluğunu gösterir.

3. denklemde KelT birden küçükse belirli bir

zaman sonra n =

olur. Bu bölgede reak

•

'" '

p

"

' tör I/p' ile orantılı bir çoğaltma faktörüyle nöt

' ronlann çoğalmasını hasıl eder. Kritik altı du

rumu muhafaza edilirken, Ke(I in artması, bu çoğalma faktörünü fazlalaştıracaktır ve nötron

yoğunluğu I/p ile orantılı bir zaman sabitiyle

eksponansiyel olarak artacaktır. Böylece, nötron

yoğunluğunun sabit bir değere erişmesi için ge

çen zaman Kefj 'in Fe yaklaşmasıyla artar.

K,^ I den büyükse reaktör kritik üstü

durumdadır ve ani nötronlardan ileri gelen nöt

ron yoğunluğu N"e nazaran çok küçüktür, ve 3.

denklem

n = N.exp (pt/\) (4 )

Şeklini alır ve neticede nötron yoğunluğu reaktivitenln positif değerleri için zamanla eks ponansiyel olarak artar.

I. ve 4. denklemler, fisyon halindeki nötron

ların ani bırakılmaları prensibine dayanılarak çı

karılmıştır. Fakat uranyum 235 yakıtlı bir re

aktörde flsyona giren nötronlardan B (0.00755)

(I) kadar bir kısmı gecikerek hasıl olurlar. Bu

gecikmiş gruplar Tablo. I de kazanç oranlarıyla

birlikte gösterilmiştir.

;•

' ' Elektrit

TABLO I

Grup

1 2 3 4 5 6

Ortalama ömür (saniye)

80,2 31,7

6,51 2,19 0,62 0.07

Parçalanma sabiti Kazanç

(I/saniye)

oranı

0,0125

0,0026

0,0315

0,00166

0,154 0,456 1,61

0,00213 0,00241 0.00084

14,00

0,00025

Bu gecikmiş, nötronlar da hesaba katılırsa (I). denklem;

dn Keff n Bn n i b

. r . + s (5) seklinde

A.

•«•

ifade edilir. Burada rj , i tipi çekirdek yoğun

luğunu gösterir.

Her grupta geçikmig nötronları hasıl eden çe

kirdeklerin meydana gelmesi ve azalması :

dr,

K^CIÜ

=

x, r,

(6) ile ifade edilir.

•dt

\

Burada c, , i tipi çekirdeği meydana getiren

nötronların oranıdır. 5. ve 6. dlfferanslyel' denk

lemlerinin tam çözümü ise;

•=b n = N2Aseut

(7) ile İfade edilir.

Denklem (7) deki birinci terim, iden 6 ya kadar olan geçici terimler bittikten sonraki nöt ron yoğunluğunun durumunu ifade eder. Bu ge çici ifadeler geçikmig nötron gruplarıyla hemen hemen eglt zaman sabitlerine sahiptir. Böylece 80 saniyelik bir zaman geçmeden kaybolmazlar. Bununla beraber gecikmiş grupların pratikte yardımı küçüktür ve geçici fazdan birkaç saniye sonra kaybolurlar.

îlk birkaç saniyede meydana gelen geçici te rimler ihmal edilirse ve kora bir miktar posl tif bir reaktivlte ilave edildikten sonra nötron yoğunluğu yaklaşık olarak;

n = NAo e«°«

(8) ile ifade edilir.

u0 reaktivitenin bir fonksiyonudur. (Ref. 2) Ay rıca (8). denklemin B y l agmıyan posltlf reak

tivlte değerleri için doğru olduğu hatırlanmalı

dır.

Eğer p, B den büyük olursa, yani mevcut o lan geçikmig nötronların bir miktarından büyük olursa, reaktör hızlı nötronlardan dolayı kritik üstü hale gelir ve nötron yoğunluğu çok ani ola rak artar. Bu durum oldukça tehlikelidir ve bü tün İmkânlarla elimine edilmesi lâzımdır.

I/u0 kemiyetine reaktör periyodu denir, ve nötron yoğunluğunun e (2,71) faktörü kadar art ması için geçen zamana eğittir. Yoğunluğunun iki misli artması için geçen zaman 0,693/uo'a eğittir, bu zamana iki kat arttırma zamanı (doubllng ti me) denir.

: 112

Reaktör her flsyon için tablo n d e görülen miktarda enerji salınır (3)

Bu tablo grafit moderatörlü termik reaktör için verilmigtir. Bu reaktörde fisyon ürünlerinin kaçmasını önlemek için yakıtın etrafı alimin yumla kaplanmıştır.

• 198 MW'lik enerji miktarı 3,2 x 10 « erge eğittir. Bir jullük enerji için 10V3,2 x 10 * = 3,1 x l 0 ı ° fisyon gerekir, böylece saniyede 3,1 x l 0 1 0 flsyon bir watta tekabül eder.

Buradan da anlaşıldığı gibi reaktörün kont rolü için nötron yoğunluğunu ve reaktör peri yodunu ölçmek gerekir.

TABLO H MW

Fisyon ürünlerinin kinetik enerjisi ... 168,9

Nötronların kinetik enerjisi

5,0

Ani gama radyasyonu

4,6

Fisyon mahsûlü beta radyasyonu ... 4,8

Flsyon mahsûlü gama radyasyonu ... 6,9

U235 in yakalama gama radyasyonu . 1,0

U238 in yakalama gama radyasyonu . ' 4,0

Grafitin yakalama gama radyasyonu 1,4

Alimüıy'um muhafazanın yakalama

gama radyasyonu

0,2

U239, NP239 un beta radyasyonu

0,5

U239, NP239 un gama radyasyonu ... 0,5

Toplam 107,8 MW

Reaktörün dhazlandinlmasi:

Son gücü 500 Megawattan daha fazla olabi len bir reaktör bir wattan daha küçük güçlerde bile kritik hale gelebilir. Böylece ölçülmesi • ge reken nötron yoğunluğu 5X10* den daha fazla olabilirki, bu miktar bir tek cihazla ölçülemez. Yüksek nötron güçlerinde, nötron detektörü rad yoaktif hale gelip, nötron kapama akısından daha fazla değerler verebilir. Bu yüzden nötron yo ğunluğunun değişmesiyle bunu ölçen cihazların ölçme bölgelerininde değigtirilmesi gerekir.

Bunun için gerekli tipik bir sistem Şekil: İde gösterilmiştir

. KELATIVh 7 POWER , , ,

' slef 7

!Is

—2

S8 —r i

s

'

Şekil: 1 — Cihazların ölçme bölgelerinin reaktör gücüne göre Oeğişimi.

Reaktör tam güce getirilirken kontrolün kay bolmaması İçin cihazların ölçme bölgeleri bir birleriyle İrtlbatlanır. Küçük güçlü denel reak törlerde güç ölçme bölgesi ufak olduğundan aşa ğıdaki bilgiler I megawattan daha büyük güç lü reaktörlere aittir.

Nötron akısının ve gama radyasyonunun ka pama anındaki düğme hızı reaktörün tipine bağ lıdır. Şöyleki, ağır su moderatörlü bir reaktörün alçak güç seviyesine gelmesi için birkaç günün geçmesi lâzımdır. Fakat, grafit moderatörlü bir reaktör tam gücünün 10 ı» una birkaç saat için de düğer.

Ani kritik durumlara mani olmak için alçak güç seviyesinde nötron akı ve periyodunu kont rol etmek ve nötron akısının yakın ani ölçül mesini sağlamak gerekir. Nötron sayımı için kullanılan detektörlerde ya B F 3 gaza gibi bir gaz bulunur veya asal bir gazın içine yerleşti rilmiş parçalanabilir bir maddeden İnce bir ta baka bulunur. Nötron sayımı için kullanılan de tektörlerin tipik bir yapısı Şek. 2 de gösteril miştir.

göre çalıgırlar. Fisyon sayaçları aynı zamanda İçerlerinde bulunan uranyum foillnden hasü olan alfa parçacıklarından dolayı bir alfa tabii fon sayımı verirler.

întegre iyonizasyon odaları BF3 gaza İle dol durulmuş olabilirler veya boron foillerine sahip tirler. Reaksiyonları yukarıdaki reaksiyonun aynısıdır. Akım miktarı 10 12 den 10 * ampere kadar değişir, 10 4 ampere tekabül eden nötron akısı 10" n/cm2/sn. dlr. İyonizasyon dolan, yük sek nötron yoğunluğu ölçmede kullanıldıkla nndan, diğer puls sayaçlarına nazaran daha bü yüktürler, aynı zamanda bu tip sayaçların yapü dıklan maddenin endükleme radyasyonu hasıl etmemesine çok dikkat etmek gerekir.

îyonlzasyon odalan aynı zamanda gama rad yasyonuna da hassastırlar ve I rontgen/saat İlk bir gama radyasyonu 100 n/cmVsn İlk 10 12 ampere tekabül eden bir oda akımı meydana getirirler, bu da iyonizasyon adalarının alt limi tini verir.

Bu tip odalar alçak güç seviyelerinde kul lanılırlar, yüksek güçlerde odalar endüklenmiş gama akınıma mani olmak İçin kordan çekilme lidir.

Hakikaten, şek. İ d e 10 a lik bir bağıl güç seviyesinde çalışırken, 1, 2 ve 3. sistemler geri çekilmeli ve nötron akısına kargı zarhlanmalı dır. Indüklenen gama radyasyonu ve yan Ömür kullanılan maddeye bağlıdır. Ekseriyetle bu ga ye için allminyum kullanırsa da son zamanlar da zirconyum alagımlan da kullanılmaktadır. Şek. 1 için kullanılan cihazların tipik bir ter tipi Şek. 3 de gösterilmiştir. Aynca, suyun gi

A

B

Şekil: 2 — A) BF3 Sayacının yaptsı, B) Fisyon sayacının yaptsı

BF3 sayaçları I n/cmVsn lik bir nötron akısı içinde 3 sayma/sn lik bir duyarlığa ve 5x104 sayma/sn lik bir sayma hızına sahiptirler. Fis yon sayaçları ise I n/em2/sn lik bir akı içinde 0,05 lik sayma/sn lik termik nötronları saya cak kadar duyarlıkları vardır. Fakat, toplama zamanlan daha hızlı olduğundan sayma hızlan 5X105 sayma/sn olabilir.

BF3 sayaçlarındaki nükleer reaksiyon nütro nun BIO çekirdeği ile reaksiyona girmesinden hasıl olur.

B1» + n

He* + U 7 I 2.8 MW

He4 alfa parçacığı ve LJ7 fisyon ürünü BF3 gazının iyonizasyonundan doğrudan doğruya ölçülür. Fisyon sayaçları ise yüksek hızlı fisyon ürünlerinin iyonizasyona sebep olma prensibine

ny 100 H aanr

Emniyet Pımrl'S.Ufctırkrt S

9"

Kontrol ûJas.1

Şekil : 3 — Reaktör parametrelerini tespit ve kontrol eden cihazların tertibi Elektrik Mühndlsllftl 112

riş i e çıkış sıcaklığım, suyun akıg hızını kay

deden cihazlarla, reaktör etrafında çalışılan böl

gedeki radyasyonu ölçen cihazlarında bulunması

gerekir.

Denklem (8) 1 yeniden yazarsak;

n = NAo e u o t

(8)

her iki tarafında tabii logaritmaları alınırsa

Ln (n) = Ln (N) •+• u0 (t)

(9)

elde edilir. Bu ifadenin zamana göre türevini

u[Ln (n)]

alırsak

= u0

(10) elde ederiz.

Bu matematiksel işlemleri elktronik olarak ya

pılırsa reaktör kontrolü için gerekli mühim pa

rametreler elde edilir.

Elektronik Cihazlar :

Bir puls sisteminde gelen pulsların sayısını tespit etmek için hız ölçme metreleri (rateme ter) kullanılır. Bu tip cihazlar Şek. 4a da gös

amplifikatör çıkığında V'o = VnCR elde edilif. (A = amplifikatör kazancı). Amplifikatör ka ı zancı 100 den fazla ve giriş slnyallerininde po tansiyeli büyük olduğu zaman linear hız metre çıkışında oldukça duyarlı sonuç elde edilir.

Denklem (II) den faydalanılarak Şek. 5 a ve b de giriş sinyalinin hızının logaritmasının nasıl elde edildiği gösterilmektedir. Burada DC amplifikatör devresi her diyot pompa devresin deki akımları toplar ve toplam logaritmlk olur. (5)

A/001

Şekil : 5 — Puls sayışım (hızını) logaritmik olarak ölçen metre (Logarltmic pulse countratemeter)

Şekil: 4 — Diyot pompa devreleri

terilen diyot pompa devresini kullanırlar. Bu devrede girigte verilen kare dalga C kondansa törünü CV kolombluk bir yükle yükler. Dx di yodu giriş sinyali positif olurken akım geçirir ve negatif olarak düşerken akım geçirmez.

Böylece C kondansatörü V giriş potansiyeline yüklenir. Giriş sinyali posltife doğru giderken C kondansatörü C, kondansatörüne yükünü boşal tır. Ct kondansatörünün değeri C kondansatörü nün değerinden büyüktür ve böylece R direnci üzerindeki çıkış potansiyeli Vo = VCR ile verilir. Girigte sinyal gelmediği zaman C, kondansatörü R direnci üzerinden boşalır, fakat Ct R zaman sabiti girişteki sinyaller arasındaki zamandan büyüksel çıkış voltajı :

nVCR

Vo =

(11) olur.

nCRtı

Vo potansiyeli V giriş potansiyelinden kü çükse, çıkış potansiyeli doğrudan doğruya gi

riş sinyallerinin ortalam hızı olan n ile doğru

orantılıdır. Şek. 4b de görüldüğü gibi bir DC

amplifikatörü kullanmak suretiyle ve C, üze

rindeki potansiyel V/A ya ayarlanmak suretiyle

Şek. 6 daki dlfferansiyal amplifikatör kul lanılırsa bu amplifikatörün çıkışı CdV/dt ile £ orantılı olduğundan, reaktörün periyoduna te \ kabul eden terim elde edilir. (Bak. denk. 10) DC ionisazyon odası cihazları logaritmik veya lineer olabilirler. Lineer sistemi ihtiva edenler yüksek giriş empedansh ve alçak kaçış (leaka ge) akımlı lineer amplifikatörler kullanırlar. Çünkü; ölçülecek alam 10 12 amper mertebe sinde olduğu için böyle bir amplifikatör kullan mak zaruridir.

Şekil:

,Vo i

6 — Differensiyel i}lemini amplifikatör devresi.

yapan

Logaritmik DC amplifikatörler ise ge ciktirici alan şartları altında termoiyonik dlyot ların logaritmik karakteristiklerinden faydala nırlar. Diyotlardan geçen akım I = Io exp (kT/e) ile ifade edilir. Burada Io = doyma (saturati on) akımı ve K Boltzman sabitesidlr. T mutlak sıcaklık (Kelvin cinsinden) ve e İse elektron yüküdür. Yarı iletken diyotlarda kullanabilinir. Fakat termoiyonik diyotlar IO 12 10 e amper mertebesinde küçük akım karakteristiklerine ha izlerse de yarı iletken diyotlar 10 s 10 2 amper mertebesinde daha yüksek akım karakteristik lerini haizdirler. Bu İki metodta sıcaklığı olduk ça bağlıdır. Stabiliteyi arttırmak için hususi dev

Elefctrik Mühendisliği 112

reler yapılmıştır. Şek. 7 a ve b de bunun İçin kullanılan iki metod gösterilmektedir. Diyot pom pa devresini logaritmik DC amplifikatörü ile beraber kullanarak oldukça basit bir logaritmik sinyal hız metresi yapılabllinir.

loğ. v

Şekil: 7 — Logaritmik DC amplifikatörü

Eğer rektör ölçme cihazlarından bazıları an za yaparsa bu arıza reaktörü kapama amplifi katörü vasıtasıyla tespit edilip, reaktörün ça lışması durdurulur ve böylece reaktör emniyete alınmış olur. Bu cihazlar en üst güç seviyesini tespit ederler; en üst güç seviyesi aşılırsa reak törün çalışması otomatik olarak durdurulur. Bu cihazların hata emniyet konumları oldukça detaylı olarak incelenmiştir, öyleki iyonizasyon odasında husule gelen herhangi bir bağlantı kopması bir alarma sebep olur, Bu alarm ise iyonizasyon odası kondansatöründen geçen ufak bir sinüsoidal sinyal vasıtasıyla hasıl edilir.

Emniyet Devreleri : Elektronik cihazlar bir röle devresini işlet mek suretiyle reaktörün kontrolü için belirli bir durumu gösterebildikleri gibi, nötron akısı ve reaktör periyodunu devamlı olarak kaydedebi lirler. Rektör kontrolünde iki esas durum vardır. Bunlardan; Alarm : Bu durumda gereken mü dahale otomatik kontrol sistemiylede yapılabil diği gibi genellikle reaktör operatörü tarafından da yapılır. Kapama (Shut down, seram) : Re aktör kapama çubukları otomatik olarak reak tör koru içine indirilerek reaktörün çalışması durdurulur. Bütün bu işlemlerin yapılmasında genellikle röle devreleri kullanılır ve bu devrelerin çalış ması daha önceden konrol edilerek gereken em niyet tertibatı alınmış olur. Şek. 8 de kapama f RIBI

Şekil: 8 — BOleli emniyet devresi.

çubuklarının kontrolü için tipik bir metod gös terilmiştir. Bu çubuklar bir elektromıknatıs var sıtasıyla tutulur. Mıknatısın akımı kesilince çu buklar granvitenin tesiri altında kor içine iner ler. Röle kontakları normal durumda kapalı, ha talı bir durumda açıktırlar. Çünkü, rölenin açı lırken arıza yapması ihtimali, kapanırken arıza yapması ihtimalinden daha küçüktür. Alarm sis temi bir lamba yakarak veya bir zili çalarak reaktör operatörünün dikkatini çeker ve hatta bazı durumlarda kontrol sistemi alarma sebep olan arıza giderilinceye kadar reaktör gücünün artmasına mani olur.

Elektrik enerjisi istihsal eden bir güç reak töründe, reaktörün çalışmasının durdurulması oldukça büyük kayıplara sebep olur. Bilhassa saatlerce elektrik kesilebilir. Buna mani' olmak için ve bilhassa cihazlardan husule /elen arıza ları minimuma indirmek için, ölçülmesi icap eden bir parametre birkaç cihaz vasıtasıyla ölçülür. Böylece, röle devreleri yardımıyla elektronik ci hazlardan biri arıza yapsa bile reaktörün çalış ması durmaz. Bunun için kullanılan en genel metod 2/3 sistemidir. Bu sistemde eğer 3 tane güç seviyesi kapama amplifikatörü varsa nük leer olmıyan bir arızadan dolayı reaktörün ça lışmasının durması yani reaktörün kapanması için bu amplifikatörlerden ikisinlnde arıza yap ması lazımdır.

Bu sistem için gerekli röle kontak pozisyon ları Şek. 9a da gösterilmiştir. Şek. 9 b ise röle kontaklarının analiz tablosunu (truth table) göstermektedir. O, kontak kapalı, I, kontak açık durumuna tekabül etmektedir. Eğer, güç fazla laşırsa bütün kontakların açılması İcap eder.

/23

0 00 0

1 10 1

0 111

10 1 1

10 00

0 10 0

RLB

0 0 10

Şokil : 9 — 2/3 sisteminin şeması ve analiz tablosu.

Transistörlerin kullanılmasiyle, emniyet dev relerinin, reaktör kritik bir duruma gelmeden önce, iyi çalışıp çalışmadığını kontrol etmek İçin gerekli uaun zaman alan testleri lüzumsuz hale gelmiştir.

Elektrik MühndiaUftl 113

Şek. 10 transistörler kullanılarak çalıgan bir metodu göstermektedir. Burada Jl, J2, J3 tran sistörleri çubuk elektro mıknatıs akımını ke sebilirler. Transistörlerin taban (base) giriş sin yallari diğer elektronik cihazlardan veya emni yet devrelerinden gelmektedir. Transistorun se bep olduğu arızalar transistörlerin tabanına ve rilen işareti yüksek frekanslı bir kontrol işareti İle modüle edip translstörleri doyma (on) duru mundan, kesim (off) durumuna getirmekle tes pit edilir. Arızalı transistor genellikle kısa dev re (on) durumunda olduğundan, kollektör vol tajları daimi bir şekilde ölçülerek arıza tespit edilip alarm durumuna geçilebilinir. Böylece, em niyet devrelerinin muntazam olarak çalışması devamlı bir şekilde kontrol edilir. Bu kontrol sırasında kapama çubuklarını kontrol eden elek tro mıknatıs yüksekfrekanslı kontrol İşaretine bir tepki gösteremiyeceğinden kapama çubuk ları eski durumlarını muhafaza ederler.

lanan santrallerin maliyet flatından daha düşük tür.

Büyük bir yatırımı icap ettirdiğinden Türki ye'nin ne zaman elektrik üretiminde nükleer ener jiden faydalanabileceğini kestirmek oldukça güç tür. Nükleer elektrik santrallara oldukça paha lıya mal olmalarına rağmen bilhassa % 85 yük faktöründe çalışıldığı zaman ekonomiktirler. Bu durumda diğer termik santralleri güç seviyesini tepe yük durumunda kararlı bir halde tutmaya yararlar. Nükleer santraların diğer bir avantajı da herhangi bir gaz veya duman neşretmemele ridir. Bilhassa termik santrallerin neşrettikleri bu gaz ve dumanlar şehir havasına oldukça tesir ederler.

Nükleer santrallerin diğer mühim bir avan tajı da elektrik tüketim merkezlerinin hemen ya kınında İnşa edilebilmeleri ve böylece oldukça masrafı olan havai hat problemini ortadan kal dırmalarıdır. Böylece, nükleer elektrik santralla rı istanbul gibi endüstri merkezleri İçin oldukça ekonomiktir.

Fakat, ekonomik ve teknik problemler nük leer santrallerin Türkiye'de kurulmasını bir müd det geciktirecekse de, İleride bu tip santrallerin maliyet fiatı düşebileceği ve diğer tip santralla nn İleride maliyet fiatlarmda bir değişme olmı yacağı düşünülürse, bir tahmin olarak, ilk nük leer elektrik santralinin Türkiye'de 1970 sene sinden sonra inşaa edilebileceği öne sürülebilir

Şekil : 10 — Transistorlu emniyet devresi.

Nükleer SantraUar :

Nükleer elektrik santrallarının maliyet fiatı (capital cost) diğer termik santrallara nazaran daha fazladır. Tablo Hlde ingiltere'de mev cut 3 santralin bu yönden mukayesesi gösteril miştir;

Dungeness B nükleer elektrik santrali gaz so ğutmalı en son tip bir santraldir ve elde edilen elektriğin kllowatt saaati 4,8 kuruşa malolmak tadırM, bu flat en iyi, kömür veya fuel oil kul

REFERANSLAR :

1. Hughes D. J.: Delayed Neutron from FIs sion of U 235, Phys. Rev. 73: 11 124 (1948)

2. Gillepsie A. B. The Control and Instrumen tation of a Nuclear Reactor. Ins. Elect. Eng. (London) Vol. 103 pt. B (1956).

3. Littler D. J.: Introduction to Reactor Phy aics Pergamon Press 1957.

4. BF3 Proportional Counters. AERB report no: 924 (UKAEA).

5. Cooke Yarborough E. H.: P.I.EJ3. (Lon don) Vol. 98. Pt. 2 196. (1951).

6. Cox R. J.: Proc. Int. Conf. on peacefull uses of Atomlc Energy Vol. 5 p. 393 U.N. Newyork. 1956.

7. Cockbalne D. R.: Improvements Relatlng to Ratemeters UK Patent Speciflcation 801, 244 (1956).

8. Cockbalne D. R.: Improvements relatlng to Radiatlon measuring equipment UK Patent speceficatlon 853.175.

9. Dungeness B Nuclear Power Statlon UK Central Electriclty board 1965.

10. Cockbalne D. R.: Nuclear Selence in Tur key, Nuclear Nevre, Amer. Nuclear Soc. Vol. 8. No. 3 March. 1965.

Santral:

Wylfa

TABLO m Cottam

Dungeness B

Yakıt cinsi: Yakıt masrafı: Termik verim : % Maliyet fiatı :

Nükleer

Kömür

13,6 Kurug/term. 40 Krş/term.

31,5

<U20 TL./Kw 1080 TL/Kw

Nükleer 11,5 Krş/term. 41,5 2320 TL/Kw