NÜKLEER SANTRAL İŞLETMESİ

ha büyüktür. Suyun, 1 cm. dalga uzunluğun

daki yüksek geçirgenliği dipol absorbsion

şartına bağlıdır. Ve burada iletken su olsun,

distile edilmiş su olsun bir fark yoktur. Su

zerrelerinin tevlit ettiği zayıflamaların hesa

bu G. MİE tarafından bir esas teori ile veril

miştir. Sis ve bulutlar içinde mevcut olan

(dalga uzunluğuna mukabil küçük) su zerre

leri için kırılma zayıflaması ihmal edilebilir.

Absorbsion zayıflaması için

i8npg p=

elde edilmiştir

A ( n2 + 2)2

Dielektrisite sabitesinin imajiner kısmı ?' nem kesafeti (gm3 olarak) g, komplekskınl

ma indeksi i dir. Zerrelerin büyüklükleri,

dalga uzunluğuna nazaran küçük kabul edil

diği için zayıflama muntazamdır. Yukardaki

ifadenin yardımı ile tablo 2 de verilen zayıf lama değerleri hesaplanır. 1 g/m3 oldukça

kesif bir sise tekabül eder, daha büyük ke

safete de raslanabilir.

TABLO: 2

1 g/m1 lük bulut ve sis içinde santlmetrik dalganın zayıflaması

Dalga boyu (cm.)

Zayıflama ( db/Km.)

0,011

0,0425

0,26

1,1

0,5

4,3

0,2

4,0

Tablo : 3 yardımı ile verilen görüş sahala rına göre nem kesafeti elde edilir.

TABLO:3

Görüş mesafesine jşjöre sis içersinde su kesafetinin değeri

Optik görüş mesafesi (m.)

Su kesafeti (g/m3)

2,3

0,85

0,48

0,23

0,13

0,085

Eylül 1958 ayında Kanada'nın Mont real şehrinde toplanan Dünya Enerji Konferansı ile New York'ta toplanan Milletlerarası 6. Büyük Barajlar Kon gresine memleketimizden beş kişilik bir heyet katılmıştır. Sanayi Vekâleti Ener ji Dairesi Reisi. Tevfık Fikret. Süetin başkanlığında heyet DSİ U. Md. Süley man Demirel, EİE Genel Direktörü İb rahim Deriner, Kuzeybatı Anadolu Elektrik İstihsâl ve Tevzi Müessesesi Md. Sabih Duralı ve Milletlerarası Bü yük Barajlar Komisyonu Türk Mülî Ko mitesi Başkanı Kemal Noyan'dan mü teşekkildi.

Çeviren: Teoman BAYKAL

Yük. Müh.

Nükleer santrallann işletme problemleri başlıca iki kategoriye ayrılır :

a) Hem nükleer santrallan ve hem de normal termik santrallan alâkadar eden prob lemler.

b) Yalnız nükleer santrallan alâkadar eden problemler. Bu makalede, gaz soğutmalı, grafit moderatörlü ve yakıt olarak tabiî uran yum kullanan nükleer santrallar için b. şıkkı problemler ele alınmaktadır. İşletme problem lerinin çoğu proje üzerine tesir ettiğinden, ba zı proje kriterleri de aşağıda bahis konusu edilmiştir.

İşletme masrafları:

İşletme problemlerinin hepsi, verilen bir proje içinde ucuz ve emin elektrik istihsali

problemine bağlıdırlar. Bu problem tabiatiyle değişik faktörleri ihtiva eder. Bunların en önemlileri, düşük yakıt masrafları ve yüksek senelik yük faktörüdür. Aynca emniyet mese lesi de son derece mühim bir mevzudur; fakat tamamen hususî bir branş olduğundan bu fak tör burada incelenmiyecektir. Diğer faktörler bakım ve işletme, personel masrafları, depola ma, yağ ve su v.s. dir.

Düşük, yakıt masraflan sağlamak için, ilk gereken şey, uranyumdan elde edilecek orta lama ısı miktannın yüksek olmasını sağla maktır. Bu arada, yakıt enerji çevrimini ifa de ederken, ton başına megavatgün (MIWG/ ton) terimini kulanacağımızı hatırlatalım. Bu terimin kulanıldığı hallerde enerjinin, elek

E M M — 21 22

trık megavatı değil, megavatı olarak ifade edildiğini hatırda tutmak yerinde olur. Böy lece, eğer, bir ton uranyumun çevrim sıra sında 2000 M1WG enerji açığa çıkardığından bahsediliyorsa, buna eşdeğer elektrik enerjisi ni bulmak için bu değeri santralın toplam ısı verimıyle çarpmak icap eder. Ağırlık birimi için (ton) u kulanmak hassaten lâzımdır, çün kü bir ton tabiî uranyum 7 Kg. gibi cüz'î bir miktar U 235 ihtiva eder.

ı \

•d

N \

si

Jooo tseo iomo 3Soo vooc hınlams (MWG/t*n)

Şekil 1. Oeğişık yak/1 malamasına bağlı tekti bt eCektriJL maliyeti

Şekil 1. gaz soğutmalı 250 MW (elektrik!) çıkışlı reaktörlerden ekonomik nükleer güç el de etmenin, ancak, reaktörlerdeki yakıt çevri minin en az 2000 MWG/ton olması ile müm kün olacağını açıkça ifade etmektedir. Şim diye kadar, bilindiği gibi, kurulmuş olan bütün tabiî uranyum reaktörleri ya hususî sebepler le (tecrübe maddeleri, izotop imali, tecrübe prototipleri istihsali v.s.), veya büyük tesisler de askeri plütonyum imali için tesis edilmiş lerdir. Askerî plütonyum imal eden tesislerde yakıtın nisbeten düşük ışınlama periodlan içinde değiştirilmesi icap etmektedir. Buna sebep, Pu 240 gibi istenmiyen izotopların is tihsaline mani olmaktır. Bu yüzden, şimdiye kadar işletme durumlarında 2000 MWG/ton rakamına yaklaşacak pek az tabiî uranyum yakıtı ışınlattırılmıştır. Yakıtlar üzerinde nük leer ve metalürjik araştırma ve geliştirme ça lışmaları istenilen ışınlama miktarına çıkma nın büyük zorluklara sebebiyet vermediğini göstermiştir. Maamafih, bütün bu durumlarda vaki olduğu gibi, bu rakama rahatça çıkılıp çıkılmıyacağını ancak pratikte görmek kabil olacaktır.

Yakıt çevrimi : Bir nükleer reaktörde, eksenel ve radyal

E M. M — 21 22

nötron akı dağılımı şekli kosinüs formundadır. Hem ısı istihsali hem de yakıt elemanlarının ışınlaması reaktördeki durumuna göre nötron akısı ile orantılı olduğundan, muayyen bir za manda bütün yakıt şarjı değiştirilecek olursa, bazı elemanların hiç fısyona uğramadıkları halde diğerlerinin son derece yüksek ışınlama ya maruz kaldıkları görülür. Yakıtın bir kıs mını çok yüksek ışınlamaya maruz bırakma dan, ortalaması yüksek bir irradiasyon elde edebilmek için, ya reaktör çekirdeğini çeşitli bölgelere ayırıp bölge bölge deşarj'a tâbi tut mak veya her yakıt elemanını, istenilen ışın lamaya eriştikçe, ayrı ayrı değiştirmek icab eder. Tabiî, iki metod da, reaktörün ortasın daki yakıt elemanlarının reaktörün dış bölge lerinde kalan yakıt elemanlarına nazaran da ha sık değiştirilmesini icab ettirecektir. İkin ci metod yük üzerinde yakıt değiştirmeğe te kabül eder, halbuki, birinci metod reaktör susturulmadan tatbik edilemez. Bu halde, re aktör değişik periodlarla servisten çıkarılacak ve bu sebepten senelik yük faktörü azalacak tır. Bu şerait altında, nükleer güç, yüksek ya tırım maliyeti yüzünden .ekonomik olmıyacak tır.

Bir nükleer reaktörde istihsal olunan nöt ron sayısının bir evvelki nesilden nötron sa yısına oranı k veya keff diye gösterilir ve ço ğalma faktörü diye adlandırılır. Sabit yük durumlarında keff bir'den büyükse konverjan bır"e eşitse diverjan tâbir edilir.

Reaktivıte, S, aşağıdaki denklemle tarif

edilir:

k\

eff— 1

S=

yani, sabit yük durumlarında reaktivite sıfır dır.

/

5iM0 ai*knw«ıf UATTı

—^

İAMAN

Bir reaktörü kontrol edebilmek için, re'ak tu ıceyi kontrol etmek lâzım geldiği aşikârdır. Aşın reaktivite, nötron yutan kontrol çu bukları veya başka bir tarzla düzenebilir. Bu düzeni eMe etmek için yalnız aşın reaktıvıteyi kontrol etmek kifayet et mez. Şekil 2 de görüldüğü gibi, reaktivi teinn zamanla değişimini de nazarı itibare al

mak lâzımdır. Bu değişimi tam mânasiyle ta kıp etmek imkânsızdır. Yalnız, nisbeten uzun vade ile tesir ettiği muhakkaktır. Eğriyi takip edersek, önce, fisyon artıkları arasında Sa maryum'un istihsali yüzünden eğride bir düş me müşahede edilir. Bu, Samaryum'un kuv vetli bir nötron yutucu olduğunu gösterir. Za manla, fisyona müsait Pu 239 un istihsali ile reaktıvıte artar. Bundan sonra, Plutonyum'un değişik izotoplarına, bilhassa, fisyona müsait olmayan Pu 240 a dönüşüm başlar ve reakti vite devamlı bir düşme kaydeder. Herhangi bir yakıt elemanının. Şekil 2 de verilen reak tivite eğrisinin şekline bağlı olarak imkân da hilindeki sınırlandırılmış ışınlaması, sıfır re aktivite hattının üstünde ve altında kalan alanların eşit olmasını sağlıyacak bir T za manı zarfında ışınlandınlmasıyla sağlanabilir. Bu mefhum bizi tekrar «devamlı bir şekilde yakıt elemanlanmn değiştirilmesi» prensibine götürür, şöyle ki, elemanlar reaktivite çizgi sinin etrafına eşit olarak dağıldıkça, reaktö rün ortalama raektivitesi sabit ve pozitif kal malıdır.

Bütün bu sebeplerden dolayı, güç istihsal eden reaktörlere, yükte yakıt değişimini sağlı yacak bir sistem tatbikiyle büyük kâr temini mümkün olabilir. Böyle bir hali sağlıyabilmek için, devamlı kanal değişimi ile yakıt şarjı yo luna gidilmiştir. Normal nisbet günde üç ya kıt kanalı değiştirmektedir. Daha homojen bir ışınlama elde etmek, Şekil 3' de gösterildi ği gibi, yakıt değişiminde belirli bir kanaldaki yakıt elemanlarının yerini değiştirmekle de mümkün olabilir. Aynca ortalama ışınlama yı bir miktar arttırabilmek için, bütün ka nallar radyal olarak değiştirilebilir; fakat iş lem nisbeten daha komplike bir hal arzeder.

(W Jrtnsposıftyendanaonr* yakıt maruı UildıkUn ıŞıNLAMA ffj

nporıs^anddn «wet udkıt et mar k l ü k U l>

t

U5

\

ı

\1

J

fi

X(

•InI 'InI

j\

1ı

A

/I

U \1

S

il] \ I

u

t 7

'IIu(1

v ı\

/1

Sekil 3 ö" kf*u** i""'' *>">«*>" t'"*po*

Bu ve yakıt elemanlanmn mekanik idaresi, yükte şarjlamaya verilen kıymeti belirtir.

Yakıt elemanının metal kabı ışınlama al tında delindiği ve yıprandığı takdirde bu ele man reaktörden çıkanlır. Eğer bir kab delinir ve değıştirümezse, fisyon mahsulleri ve muh temelen uranyum tozları dış devrelere taşına cak ve kazanı, borulan v.s. yi kirletecektir. Bu ise, bakımı son derece zorlaştınr. Daha mü himi, reaktörün temiz kanallarına ve yakıt elemanlanmn temiz kaplanna yapışan radyo aktif toz, delinen kapların deteksiyonunu zor laştınr ve geciktirir. Böylece, zamanla reak tör işletilmez hale gelir.

Bu yüzden, yükte şarj ve deşarj âleti, re aktörü susturmadan veya gaz basıncını sıfıra düşürmeden, yakıt elemanlarının delinmiş kaplannı değıştirebilmelidır. Yukandaki du rumların herhangi birinin vuku bulması, 24 saate kadar süren bir beklemeye sebebiyet ve recektir ki, bu da, düşü.k işletme masraflan nın artmasını inzimam ettirecektir.

Yukanda verilen çeşitli sebepler yüzün den, dünyanın her yerinde, nükleer santrallar için yükte şarj ve deşarj sistemleri geliştiril miştir. MaamafTh, böyle bir âletin proje ve bakımındaki zorluklar küçümsenmemelidir. Halledilmesi lâzım gelen problemler şunlar dır:

(1). Yakıt elemanlan reaktörün grafit gö beğine yerleştirilmeli ve bu sırada bütün ele manlar bir kaç atmosfer tazyikli sıcak CO, gazı ile çevrili olmalıdır. Göbeğe ddk olan her kanalda bu elemanlardan bir düzine kadar bulunur.

(2). Işınlanmış ve yüksek radyoaktiviteli elemanlar (1) de bahsedilen tarzda reaktör den çıkarılmalı.

(3). Bir eleman kanala sokulur veya çıka rılırken, diğer elemanların aşın ısınmasına mani olmak için karbon dioksit akımıyla ka nal soğutulmalıdır.

(4). Işınlama yapan bir kap, içinde de vam etmekte olan fisyon olayı ile daim! suret te ısınacağından, deşarj makinesindeyken de daimî olarak soğutulmalıdır ve bu soğutma kat'iyyen inkıtaa uğramamalıdır.

(5). Eğer herhangi bir kap ışınlama neti cesi delinirse, reaktörden çıkarılması icap eder, fakat bu, deşarj makinasının iç kısmı nı kirleteceğinden bakım problemini zorlaştı nr.

(6). Yakıt elemanlan magnezyum alaşımı bir kpa içindeki tabiî uranyumdan ibarettir ler ve sert muamele ve aşın termik şoklara mukavemetleri yoktur.

(7). Reaktöre, atmosferde normal olarak bulunan «Argon» gibi, yabancı maddelerin girmesinden sakırnlmalıdır.

E. M M. — 21 22

(8). Aletler, işlemin her anında operatör leri gamma ve nötron radyasyonundan koru yabilmek için tam manasıyla zırhlanmalıdır • lar.

(9). Çalışma durumundaki büyük genişle melere rağmen, şarj ve deşarj makınasının her hangi bir yakıt kanalını katiyetle tesbit et mesi lâzımdır. Buradaki esas problem, meka nik sebeplerden dolayı, pratik bakımdan ba sınç kabının üstünde her kanal için ayrı bir şarj deliği yapmanın uygun olmamasıdır. Bir veya bir kaç delik bütün kanallara tatbik edilebilmelidir.

ayarlanacaktır. Ancak, zaman kaybına sebe biyet vermemek için, yakıt koyma ameliyesi nin bir kısmı manüel olarak yapılacaktır. Şe kil 4, Nuclear Power Plant Co. tarafından Bradwell nükleer santralı için geliştirmen, bu nevi bir kombine şar] deşarj makinesinin ke sitini vermektedir. Makine, takriben 15 metre yükseklikte ve 200 ton ağırlığındadır. Ağırlığın buyuk bir kısmını, bakım için kolaylıkla kal kabilecek, biyolojik zırh teşkil etmektedir. Ayrıca, makine, ferdî mekanizmaları ayrı par çalar halinde kolayca değişebilecek şekilde ya pılmış ve normal bakımlarını kolaylaştıracak tarzda plânlanmıştır.

farj Oessrj Mtkmesmm kesiti

Bir şarj deşarj âletinde bütün bu prob lemlerin halledilmesi zor ve çetin' bir iştir. Maamafih bu zorlukları yenen ve tesisleri ile büyük kazanç sağlayan çeşitli âletler yapıl mıştır. Oalder Hail tarafından «Yükte şarj ve deşarj makinesi» nin geliştirilmesi, sivil santrallara yapılabilecek en büyük yardım lardan biri olmuştur. Fakat, CaMer Hall'un çeşitli sebeplerden dolayı böyle bir makinaya pek ihtiyacı olmadığı gözönünde tutulmalı dır. Bu makinalarm tamamlandıklarında hiç bir eksikleri olmıyacağını zannetmek hatalı olur. Bu sebeple, bu makinelerin kabulleri yapılmadan, uzun ve kat'î bir test ve tecrübe devresi geçirmeleri için tertibat alınmıştır. Ayrıca her reaktörün kubbesinde bu makina lara uyacak şekilde değişiklikler yapılacak tır. Makinalar, ayrıca reaktörün ilk yakıt takviyesinin bir kısmını •> yapacak şekilde

Daha evvel de bahsedildiği gibi, normal diametrik nötron akısı dağılımı, takriben cosinüs eğrisi şeklindedir ve Şekil :5 de (a) eğrisi ile gösterilmiştir. En yüksek aktivite re aktörün ortasındaki kanallarda mevzubahis tir ve bir ilk takribiyete göre reaktörün ısı çı kışı akı eğrisinin altındaki alanla orantılıdır. Eğer, reaktör kullanılabilecek kâfi aşın reak tıviteye sahipse, bu aşın reaktiviteden, daha büyük bir ısı çıkışı elde edebilmek için, nöt ron akısını «düzelterek» faydalanılabilir. Bu «düzeltme», reaktörün orta bölgesine nötron yutucular» ı daldırarak temin edilebilir. Akı bu şekilde, Şekil 5, eğri (b) de gösterilen ideal hali alır. Kontrol çubuklannın çekilişiyle, akı orijinal maksimum değerine yükseltilerek bu na tekabül eden ısı çıkışı da artırılır. Aynca, dış bölgelere zenginleştirilmiş yakıt yerleşti rilerek akıyı «düzeltmek» mümkündür. Şekil 2 de gösterildiği gibi, zamana bağlı olarak de ğişen puant reaktivite ve kontrol çubuklan rının kısmî duhulü ile nötron akı dağılımı zamana göre değişiklik gösterir ve bu sebep ten işletme esnasmda nötron yutuculan dal dırmak veya çıkarmak icabedebilir.

İşletme halinde sık sık yakıt elemanlan nın sıcaklığının ölçülmesi ve reaktör içindeki fthl S Nuklrer reaktörlerde radul nötron il ,sı: (i) r/orme r âtı dapılt'nı,(6) Ov ıvHı//nıf (*J eğ"u — /sı Çıirıf/ dvSLıru (C) DvıeUılm: elıı eğnjı _ ısı çıi/n limit'e yuk &41,lm/s

E M M ^ 21 22

nötron akı güzergâhlarının tetkiki lâzım gele cektir. Bunlar, ferdî yakıt elemanlarının ışın lama periodlannın miktarını tâyine ve her bir elemanın aşın derecede ısınıp ısınmadığını kontrol edebilmekte çok mühim rol oynar. Güç çıkışını tahdid eden en büyük unsurlar dan birisi yakıt kabının maksimum sıcaklığı dır ve bir reaktörde en yüksek sıcaklığın nere de ve niçin meydana geldiğini bilmek şarttır. Bilhassa, yüksek sıcaklık bölgesindeki eleman ları tennokupllarla teçhiz etmek için tedbirler alınmıştır.

Üniform bir gaz çıkış ısısı temin edebil mek için reaktörde her yakıt kanalının giri şinde, otomatik olarak gaz akımını ayarlıya cak, tıkaçlar konulmuştur. Bu tıkaçlar tecrü be sırasında ayarlandıktan gayri, reaktörün yükte yakıt değiştirmesi durumunda da ayar edilebilirler.

Kontrol: Ananevi olarak, termik reaktörlerin kon trollan, boron gibi yüksek nötron yutucu mad deleri ihtiva eden kontrol çubuklan ile yapılır. Kontrol çubuklan, kaba, hassas ve tehlike emniyet kontrol çubuklan olarak, üç gruba ayrılabilirler. Emniyet çubuklan reaktör sus turulduğu hallerde dahi yukanda tutulur ve kullanılmaz. Ancak, tükenen yakıtın değişti rilmesi veya xenon zehirlenmesinin düşüşü sebebiyle anî aşın reaktivitenin doğmasına mani olmak için daima kullanılmağa hazır bulundurulur.

Gaz soğutmalı reaktörlerin bir avantajı da buniann" negatif bir ısı katsayısına sahip bulunmalandır. Bu, reaktörün daha aşağı bir .güçte fakat orijinal ısısına pek yakın ısı de ğerlerinde stabil kalacağı mânasına gelir. Pra tikte Calder Hail tipi reaktörlerin bu hususta gayet kullanışlı olduğu görülmüştür, öyle ki, bu tip reaktörlerde çıkış gücünü yalnız gaz akımını değiştirmekle ayarlamak mümkün ol maktadır. .Kontrol çubuklan ise yalnız gaz çıkış ısısını tanzim ve nötron akısının şeklini ayar eder ve tabiî acil tehlikeli durumlarda kullanılır. Böylece, stabü durumda çalışan bir reaktörün gücünün arttırılması istenirse, gaz akımını hızlandırmak kâfidir. Bu hızlandırma neticesi meydana gelen gaz kütlesi akımında ki fazlalaşma anî olarak reaktör ısısını düşü rür ve bu yüzden reaktivite artar. Reaktivite nin artmasıyla reaktörün ısı çıkışı yükselece ğinden reaktörün ısısı orijinal değerinin çok yakmlanna vasıl olur. Bu harekât kaabiliyeti gaz soğutmalı reaktörlerin işletilmesini son derece basitleştirir ve emniyetini arttmr.

Bir nükleer santralda reaktör ve buna bağlı türbo generatörler arasında muayyen bir miktar otomatik kontrol arzu edilir. Bunu elde etmek için esas olarak iki yol vardır; ya

santral o şekilde çalıştmlır ki türbinler reak tör kazanının hasıl ettiği bütün buhan kabul ederler veya reaktör türbünlere lâzım gelen kâfi ısıyı istihsal eder. Birinci sistem Calder Hail tiplerinde kullanılmaktadır; ve sistem frekansı değiştiği halde reaktör durumlannın sabit kalması ve bu sebepten yakıt elemanlan nm termik çevriminin minimumda tutulması gibi avantajlara sahiptir. Maamafih, böyle bir sistem, şebekede her hangi bir arıza yüzünden meydana geLecek anî yük düşüşleri veya fre kans değişimlerinde hiç bir şekilde stabilizör rolü oynıyamaz. Büyük Britanya gibi geniş en terkonekte şebekelere sahip memleketlerde bu nevi işletme karakteristiklerini haiz nisbe ten küçük bloklar için korkulacak fazla şey yoktur. Fakat, yakın zamanda enterkonekte şebekeye girecek büyük nükleer santrallarda bu sistemi müsamaha ile karşılamak doğru ol maz. Yapılan hesap ve tahminler İngiltere' nin enterkonekte şebekesinde meydana gele cek arızalar yüzünden sistemden çıkan istih sal merkezlerinin kapasitelerinin % 90 inin aynı anda devredeki diğer santrallar tarafın dan karşılandığını göstermektedir. Böylece, «Reaktör kontrollü türbin» sistemi büyük bir mikyasta kullanılacak olursa, arıza anında bü tün şebekenin inkıtaı tehlikesi varittir.

Bu yüzden, ileride, C.E.G.B. (*) nükleer santrallannda da, konvensiyonel 'sistemlere benzer kontrol sistemleri kullanılacaktır. Son araştırmalar, kullanılacak kontrol tipinin ya kıt elemanlannın ısılarında meydana getire ceği değişikliklerin çok cüz'î olduğunu göster miştir. Yâni, kontrol sistemini sınırlandırmak şart değildir ve konvensiyonel termik santral larda olduğu gibi reaktörlü kazanlarda da tür bine gönderilecek buharı yük durumuna göre kontrol etmek mümkündür. Yalnız, bu metod da, bu santrallann hepsi çift basınçlı buhar çevrimi kullandiklanndan dolayı, biraz kan şıklık vardır. Bu halde, her türbinin iki takım regülâtör vanasına sahip olması lâzım gel mektedir. (Yüksek basınç ve alçak basınç va nalan). Bu ise, ya konvensiyonel termik san trallardaki her türbin için iki ayarlama yapıl ması lâzım geldiği veya reaktör kazan üni tesinin karakteristiklerine tekabül edecek iki takım regülâtör vanasının birleştirilmesinin şart olduğu mânasına gelir. Bu halde, bile, al çak basınç regülâtör sisteminde yeni bir tan zim ihtiyacı hasıl olması mümkündür.

Üç sebepten, Calder Hail tiplerinde, % 100 reaktör kapasitesini yoğunlaştıracak konden sörler inşa edilmiştir: Birinci sebep, türbo generatörlerin kurulmasını ve işletilmesini beklemeden reaktör testlerini tamamlıyabü (») Central Electridty Oeneratlng Boanı

B. M. M. — 21 22

mek; ikinci sebep, reaktörün susturulma sı caklığını, uzun periodlarla buharı havaya üf lemeden, düşürebilmek; üçüncü sebep ise, Calder Hail esas itibariyle bir askerî Plüton yum imalâtçısı olduğundan, icabında genera törü devreden çıkarıp reaktörü tam güçle ça lıştırabilmek zaruretindendir. Maamafih, C.E. G.B. santrallannda üçüncü sebep nazarı itiba re alınmıyacağından, kondansörlerin kapasite ve büyüklüklerini mühim bir miktar düşüre bilmek mümkündür. C E G.B. santrallan, her biri reaktör kapasitesinin % 10 unu yoğunlaş tırabilecek, iki kondensör ihtiva edeceklerdir. Bu, generatörlerin devreden çıkma halinde hem iki reaktörün fisyon mahsulleri ısısının bir kondensörde giderilmesini sağlıyacak, hem de türbinleri çalıştırmadan ilk reaktörün %20 yüke kadar testine imkân verecektir.

Daha büyük bir işletme randımanı ve mu rakabesi sağlamak için, C E.G.B. santrallann da merkezî kumanda ve kontrol odaları bulu nacaktır. Konvensiyonel santrallarda olduğu gibi, kontrol odası bir kontrol mühendisinin murakabesi altında olacaktır. Ayrıca, her re aktörü ve bunlara bağlı türbo generatörleri devamlı kontrolü altında bulunduran opera törler bulunacaktır. Kazan panolarında bu har basıncını ve sıcaklığını, besleme akısını, su seviyesini ve besleme vanasının elektrik! kontro'ünü gösteren cihazlar bulunacaktır. Santralın iki yansının buhar bağıntısı bir tür bo generator takımının kapasitesini karşıhya cak büyüklükte olacaktır ve santral sıra pren sibine göre çalıştırılacaktır.

Bakım ve işletme : Türbin odası ve elektrikî âletlerin bakımı, nükleer santrallarda da konvensiyonel termik santrallarda olduğu, gibidir ve burada üzerin de durulmıyacaktır. Bizi ilgilendiren bakım ve işletme prob lemleri reaktör ve teferruatına ait olanlardır. İlk olarak, yapısında mevcut olan kobalt'ın radyoaktivleşmesi yüzünden, normal yollar la bakımı yapılamıyan, basınç kabı vardır. Ba sınç kabının emniyeti, muhafazakâr plânla ma, sıkı fabrikasyon ve kontrol sayesinde sağ lanmıştır. Buna rağmen, santralın emniyeti ile vazifelendirilmiş mühendislerin ancak pek azı basınç kaplan tekrar tecrübe ve testten . geçirilmeden tatmin olunabilirler. Reaktör şarj delikleri v s. sayesinde televizyon maki nalan, introskoplar ve çok şiddetli bir aydın latma kullanılarak ancak sınırlı bir teftiş ya pılabilir. Basınç kabı çeliği de aynca sık sık muayeneye tâbi tutulmalıdır. Bunun için, ba sınç kabı çeliğinden bir kaç tecrübe parçası reaktöre sokulur! Bu parçalar, basınç kabının maruz kalacağı ışınlama, hararet, ve gergi miktannin çok üzerinde had durumlara ma ruz bırakılır ve test sonunda reaktörden çıka

E M M. — 21 22

rılıp tetkik edilir. Santralın hususî bakım tek niği isteyen parçalan şar] deşar] makinası ve kontrol çubuklan mekanizmasıdır. Umu miyet e, bunlann bakımı reaktörü susturma dan yapılabilir.

Santralın burada dikkati çekecek diğer parçalan, gaz kanallan ve kazanlardır. Gaz kanallan 150 cm. çapta olup, izolasyon kapak larını, oluklu genişleme parçalanın ihtiva eder. Bu genişleme parçalan yapüışlan ve kul lanıhşlan icabı büyük gergi ve ihtizaza maruz durlar ve daimî murakabe ve tetkike lüzum gösterirler. Halbuki kazanlar ve ısı değiştirici ler normal fabrika malzemesi saflarına girer ler ve muayeneleri ancak dışardan yapılır. Emniyet sebebiyle, kazanlann muayene ve ba kımının, reaktör kazan ünitesi tamamen sus turulmuş ve basıncı alınmış halde yapılması teklif edilmiştir. Kazanlann muayenesi sıra sında içlerindeki radyoaktif toz tetkiki zor laştırabilir, fakat bunun önünü almak pek zor değildir. Bir kazanı gaz vanalan ile reaktör den izole edip, içine muayene için adam sok mak pek zor emin bir yol değildir. Çünkü bu halde alınmış olan yegâne tedbir, çok yük sek bir basınçla sıkıştırılan, gaz vanasını ka patmak olacaktır ki, herhangi bir gevşeme ve ya sızma son derece vahim neticeler verir. Maamafih(, muayyen zamanlardaki bakımın dışında acil bir hal zuhur ederse, kazanda fer dî muayene de yapılabilir. Böyle hallerde, icabında, reaktör tarafındaki fazla basınçlı gazı boşaltmak için tedbir alınır.

Şurası muhakkaktır ki, gaz soğutmalı reaktörlerde kullanılan kazanlann bakımı, normal konvensiyonel santraldakine naza ran, az veya çok daha külfetlidir.

Nükleer radyasyonlar: İşletmede ehemmiyet arzeden radyasyon lar nötron ve gamma radyasyonlandır. Gam ma radyasyonlanna karşı muhafaza ve zırh lama nötronlardan korunmaya nazaran daha zordur. Reaktör ve kazan içinde devreden CO, reaktörden her geçişte içine kansan ARGON,,, OKSİJEN, B ve NİTROJENlfl yüzünden olduk ça büyük bir aktivite kazanır. Bu radyoaktivi tenin çoğu gayet kısa ömürlüdür (*); fakat, gaz sirkülasyonu çok kısa bir zaman aldığın dan, işletme sırasında gaz, devrenin her ye rinde radyoaktiftir. Nükleer santral1 arın kapa sitelerinin yükselmesi ile bu problemin ehem miyeti artmaktadır. Reaktör ve kazanın dışın daki radyoaktiviteyi minimumda tutmak için santralın bir çok kısımlarında oldukça kalın zırhlama yapılması icap etmektedir. Nükleer güç santraüarrnda kullanılacak (*) A in yan ömrU 1 8 saat

O un yan ömrü 29 saniye

N nın yan ömrü 7 3 saniyedir.

E. M. M. — 21-22

teknik eleman sayısı konvensiyonel santral larda kullanılanlarla mukayese edilebilir. Ope ratörlerin sayısı yalnız iki reaktör bulunması dolayısıyla, aynı kapasitedeki bir konvensiyo nel santraldaki operatör sayısından biraz da ha az olacaktır.

Konvensiyonel bir termik santralda me kanik bakımın büyük bir kısmı kömür ve kül tesislerine tahsis edilir. Tabiî, nükleer bir san tralda bu bakımla mukayese edilebilecek bir tesis mevzübahs olamaz; fakat, kontrol çu bukları, şarj deşarj âletleri gibi daha karı şık mekanizmalar üzerine çalışma kurulacak tır Bu yüzden, mekanik ve elektrik! bakım personeli sayısı her türlü santrallarda aynı kabul edilebilir, fakat, sair âletlerin muayene ve bakımı konvensiyonel santrallardakinden çok daha mühim olacak ve tabiatıyla daha fazla personele ihtiyaç hasıl olacaktır. Ayrıca, az sayıda sağlık personeli tu'unacaktır.

275 MW ve 300 MW çıkışlı Berkeley ve Bradwell santrallannın personel ihtiyacı tak riben 300 olduğu halde, 500 MW net çıkışlı HINKLEY POİNT santralının personel ihti yacı 300 den pek az fazladır.

Bu makalenin bir nükleer güç santralının bütün işletme mütalâalarını ihtiva ettiği dü şünülemez; ancak, gaye, elektrik mühendis lerine bu hususta bir fikir vermektir.

HINKLET POINT

Karşı sayfada verilen resim, C.E.G.B. için Babcock Wilcox kumpanyası tarafından inşa olunan Hınkley Poınt Nükleer Güç Santralı nın iki reaktör binasından birine aittir.

Reaktörün basınç kabının çapı 2043 cm, basınç kabının et kalınlığı 7.62 cm., her reak törün basınç kabı ile beraber ağırlığı 5500 ton dır. Reaktör magnezyum alışımı kutularda tabiî uranyum yakıtı için plânlanmıştır. Her reaktör için 6 adet kaynatıcı (kazan) vardır. Bunlar, Babcock çift basınçla tip olup, her birisinin boyu 2743 cm., çapı 655 cm. ve ağır lığı 1350 tondur. 6 kazanın toplam buharlaştır ma miktarı 2500 ton/saattir .

Elektrik istihsali 6 adet 3000 D/d, hidro jen soğutmalı, English Electric turbo alterna torleriyledir. Her generatörün çıkış gücü 93.5 M5W, gerilimi 13.8 KV ve güç faktörü 0.85 dir. Gaz devri v.s. için yardımcı güç,, 33 MWuk değişik devirli üç adet türbo alternatörle istihsal olunur.

Kondansör soğutması için, saatte 35 mil yon ga'on deniz suyu altı adet santrifüj pom pa vasıtasıyla devreder.

Referans anahtarı:

1. Soğutucu gaz sirkülasyon pompalan. 2. Genişleme körükleri. 3. Kazan ünitelerinden soğutucu gaz çıkışı. 4. Kazan ünitesi sirkülasyon pompası. 5 Saplama tüp elemanları. 6 Kazan. 7. Alçak basınç buhar dom"u. 8. Yüksek basınç buhar dom'u. 9. Kazan ünitelerine soğutucu gaz girişi. 10. Soğutucu gaz vanaları. 11. Esas biyolojik zırh. 12. Reaktörden soğutucu gaz çıkışı. 13. Isı zırhı. 14. Şarj tüpü. 15. Şarj döşemesi. 16. Delik hazırlama makinesi. 17. Şarj deşarj makinesi. 18. Tehlike deşarj borusu. 19. Kullan^mış yakıt asansörü. 20. Soğutma havuzu. 21. Izgaralar. 22. Yükleme mahalli. 23. Grafit moderatör göbeği.

24. Kontrol çubukları.

25. Reaktro basınç kabı. 26. Yakıt kablanndaki arızaları tesbit boru ları.

27. Reaktöre soğutucu gaz girişi. 28. Radyoaktif artık boşaltma kanalları. 29. Soğutucu hava kanalları zırhı. 30. Talî biyolojik zırh.

AZALARA

Türkiye Demir ve Çelik İşletmeleri U. Md.lüğü Etüd,

Proje ve Montaj işlerinde istihdam edilmek üzere iki elek

trik Y. Mühendisi veya Mühendisine acilen ihtiyaç vardır,

isteklilerin mezkûr U. Md. lüğe müracatları lüzumu duyu

rulur.

İDARE HEYETİ

E. M. M. — 21 22