AKKUYU NÜKLEER SANTRALI ve DEPREM

7 Temmuz 2017 günlü medyada /1/ yer alan bir haberde şöyle deniyor:

„Avrupa Parlamentosu,Akkuyu Nükleer Enerji Santralı projesinin,bölgenin güçlü depremlere eğilimli olduğu gerekçesiyle durdurulmasını istedi. Tehlikenin yalnızca Türkiye’ye değil, aynı zamanda tüm Akdeniz bölgesine karşı bir tehdit olduğu öne sürüldü“.

4 reaktörlü Akkuyu nükleer santralının maket resmi (Öndeki ilk blokta, gubbeli olan reaktör binasıyla türbin, jeneratör ve yardımcı sistemlerin yer aldığı binalar gösteriliyor)

Akkuyu çevresinde ileride yaşanabilecek en yüksek depremin büyüklüğünü, 'çevreye ve santrala olabilecek etkisini’ ilgili deprem uzmanlarına bırakarak, biz bu konudaki yazımıza, özellikle  Japonya’da sık sık büyük depremler olmasına rağmen,  depremlerin,1980’lerden sonra  zaman zaman devreye giren 54 nükleer reaktöre  önemli bir etkisi  olmadığını, depremlerde hasar görmeyen reaktörlerin daha sonra, yine eskisi gibi işletildiklerini belirterek başlayalım. Bunun nedeni Japonya’da nükleer santralların beklenen en büyük depreme dayanacak şekilde projelendirilmesi ve sismik dalgaları iyi ileten (deprem enerjisinin soğurulmadığı) kaya taban üzerinde kurulmuş olmalarıdır. Örneğin 1995’deki 7,2 büyüklüğündeki Kobe-Osaka depreminde bir çok bina yıkılırken, 110 km çevresindeki nükleer reaktörler bu depremden etkilenmemiş ve reaktörler planlandığı gibi anında otomatikman durdurulmuşlardır /2,3,4/. Rektörlerin otomatik durdurulması 2004, 2005, 2007, 2009 ve 2011 depremlerinde de olmuş Japonya’daki nükleer santrallarda hasar ve kaza olmamıştır. Hatta 1999 Taivan depreminde de Japonya’daki 3 nükleer reaktör otomatik olarak durmuş ve 2 gün sonra tekrar çalışmaya başlamıştır.

Konuyu biraz daha açarsak: Japonya’da nükleer santralların çalıştırıldığı son 35 yıldır depremler nedeniyle, reaktör binalarının yıkılması, reaktör kabının , türbin ve  birincil / ikincil devre elemanlarının (primary /secondary system components) kırılmaları, kopmaları, dağılmaları ya da büyük hasar görmeleri ortaya çıkmamıştır. Bu durum, Mart 2011’de Japonya’da ilk kez kaydedilen 9 büyüklüğundeki depremde de o gün işleyen reaktörlerle birlikte, 70’li yıllarda yapılan oldukça eski teknolojideki Fukuşima reaktörleri için de geçerlidir. Bu büyük depremde Fukuşima’daki reaktörler anında otomatik olarak durdurulmuştur. Depremin tetiklediği Tsünami sularının santralın alt katlarını basmasıyla, reaktöre su basan pompaları çalıştıracak dizelli ivedi elektrik üreteçlerinin sular altında kalması sonucu reaktörlerin soğutulamaması, uranyumlu yakıt elemanlarının ergimesiyle olmuştur. İvedi elektrik üreteçlerinin üst katlara çıkarılması uzmanlarca yıllardır önerilmesine rağmen göz ardı edilmiştir. Fukuşima kazasından sonra, Japonya’da bugün işletilme durumunda olabilecek  42  reaktörde dizelli ivedi elektrik üreteçleri üst katlara çıkarılmıştır. Kısacası büyük deprem ve Tsünami’ye rağmen eğer dizelli elektrik üreteçleri ihmal edilmeyip üst katlarda olsaydı, reaktörler soğutulabilecek ve kaza olmayacaktı. Nitekim Japonya’daki diğer nükleer santrallarda bu büyük depreme rağmen bir kaza olmamıştır.

Haritada Japonya’daki nükleer reaktörlerin yerleri ve adetleri gösteriliyor.  9 büyüklüğündeki 11 Mart 2011 depremi, Fukuşima’nın çok yakınındaki (kuzeyindeki)  Onagava reaktörleriyle Japonya’da o gün işleyen tüm reaktörlerde herhangi bir hasara ve kazaya neden olmamıştır /3/. Açıklama: kırmızılar:  BWR: kaynamalı, PWR: basınçlı sulu çalışmakta olan reaktörler, içi boş olanlar: yapımı süren reaktörler, maviler: yakıt dönüşüm tesisleri (dolular: çalışanlar, boşlar: yapımı sürenler, Kutucukların sayısı: reaktörlerin ya da tesislerin sayısı), 1995 depreminin olduğu Kobe/Osaka haritadaki Kumatori yakınındadır.

Japonya’da nükleer santralların güvenlik sistemleri yeniden baştan aşağı incelenerek, gerekli onarım ve yenilemelerin yapılması bugün de sürmekte, santrallar teker teker çalıştırılmaya başlanmıştır (Bugün 2 reaktör çalışmakta, 9 planlanmakta ve 3 reaktör de önerilmektedir /5/). Ayrıca  Atom Enerjisi kurumu çok daha sıkı yönetmelikler yayınlamıştır; ancak bunların yerine getirilmesi koşuluyla Fukuşima kazasından sonra durdurulan 42 santrala yeniden işletme izni verilebilecektir. Fukuşima kazasından sonra ‘nükleer ve  radyasyon güvenliğ’ Japonya’da bugün nükleer santralların çalıştırılabilmesi izni için her şeyden önce gelmektedir.

Akkuyu santralı için çıkarılacak sonuç

Proje çalışmaları epey ilerleyen Akkuyu santralının kurulmasından Türkiye’nin ve Rusya’nın vazgeçebileceği pek beklenmez. Bu durumda:

Gerek Japonya’da gerekse benzer büyük depremlerin yaşandığı diğer ülkelerin deneyimleri göz önüne alındığına (ki bugün dünyada çalışan 446 reaktörin %20’si (90 adeti) deprem bölgelerindedir /2/), önemli olan Akkuyu“daki ve Türkiye’de kurulacak diğer nükleer reaktörleri, beklenen deprem büyüklüğünden bir üst büyüklüğündekine dayanabilecek teknolojide kurmak, santralın planlanmasında, yapımında ve işletilmesinde  uluslararası standartları uygulamak, Japonya’daki nükleer santralların deprem güvenliğini yakından incelemek, ayrıca ‘nükleer ve radyasyon güvenliği’yle ilgili tüm sistemlerde kalite kontrollarını uzmanlarına yaptırmak, bu konuda tasarrufa gitmemektir. Eğer Fukuşima santralını işleten TEPCO şirketi, uzmanların uyarılarını dikkate alıp dizelli üreteçleri  üst katlara çıkarmakla ilgili belki 10-15 bin dolar giderden tasarruf etmeseydi, reaktörler susuz kalmayacak ve bu kaza olmayacaktı. Kaza sonrasında oluşan hasarın kaldırılmasının 30 - 40 yıl süreceği ve 100 milyar doları geçeceği, reaktörlerin güvenli çalışabilmesinden tasarrufun ve uzmanların uyarılarına uymamanın ne kadar yanlış olduğunu gösteriyor /6,7,8/). Ayrıca Fukuşima’nın 20 km çevresindeki halkın radyoaktif sezyumla kirlenen ev ve bahçelerinden yıllarca ayrı kalmaları, travma / depresyon geçirmeleri de unutulmamalı ve bunlar Türkiye’de kurulacak nükleer santrallar için alınacak dersler olmalıdır /8/.

Son söz: Bu yazımız, Akkuyu deprem bölgesi olmasına rağmen nükleer santral kurulsun, bir şey olmaz!, tezini savunmuyor. Nükleer santral orada kurulacaksa ya da kuruluyorsa  Japonya örneğiyle depreme güvenli santrallar kurulsun diyor.  Türkiye’de ileride kurulacak nükleeer santrallar için deprem riski çok az olan, su kıyısında, kaya / granit tabanlı uygun yer olup olmadığını ise ilgili uzmanların araştırmalarına ve önerilerine bırakıyoruz.

....................

Kaynaklar

/1/ http://enerjienstitusu.com/2017/07/07/apden-turkiyeye-cagri-akkuyu-ngs-projesini-durdurun/

/2/http://www.world-nuclear.org/information-library/safety-and-security/safety-of-plants/nuclear-power-plants-and-earthquakes.aspx

/3/https://www.iaea.org/sites/default/files/protection040912.pdf

/4/ https://cnpp.iaea.org/countryprofiles/japan/japan.htm

/5/http://www.world-nuclear.org/information-library/facts-and-figures/world-nuclear-power-reactors-and-uranium-requireme.aspx

/6/Ülkemizde kurulacak nükleer santralların radyasyon güvenliğiyle ilgili öneriler,Teknik Rapor, 50 Sayfa, Atakan, Y., Fizik Müh. Odası, www.fmo.org.tr

/7/Radyasyon ve sağlığımız? kitabı, Atakan,Y., Nobel yayınları 2014,  https://www.nobelkitap.com/kitap_113005_radyasyon-ve-sagligimiz.html

/8/ http://www.herkesebilimteknoloji.com/haberler/toplum/kazadan-6-yil-sonra-fukusimada-durum-alinacak-dersler

Yüksel Atakan,

Dr. Fizik Y.Müh. Almanya,

 ybatakan@gmail.com

FİGES VE TÜBİTAK’TA YAPILACAK FAALİYETLER

Sivrihisar’da 380.000 ton Toryum ve ender toprak elementleri bizleri bekliyor. Türkiye’nin yalnızlığa itildiği bu günlerde bağımsız olarak bu Toryum’dan elektrik üretmek en öncelikli programımız olmalı.

Amerika’da 10 bin civarında uzman teknik elemanımız var. Kanada’da elemanımız CANDU reaktöründe Toryum aktiviteleri yapmakta. Kendisi ile derhal bir iletişim kurmalıyız. Diğer ülkelerde de reaktörler konusunda uzmanlarımız çalışıyor. Yurt içinde değerli uzmanlarımız var. TÜBİTAK ve FİGES’in kendi aralarında imzaladıkları protokol genişletilmeli, daha bir çok kuruluşla birlikte Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezini de kapsamalıdır. Teknik Üniversitelerin, Enerji Enstitüsü ve benzer diğer enstitüler taşın altına ellerini koymalıdırlar. Ender topraklar için ihaleler derhal açılmalıdır. Ender toprak elementleri elde edilirken, kenarda biriken Toryum, paralel olarak Çekmece’de yakıt elemanı üretilmek üzere derhal işletilmelidir. Türkiye’mize yılda 75 milyar dolar gelir getirecek bu kaynak derhal harekete geçirilmelidir. Bunun yanında ender toprak elementler ihaleyi kazanacak olan firmaya müthiş kar getirecektir. FİGES gemiler inşa eden dünya çapında iftihar ettiğimiz yüksek seviyede bir (simülasyon) benzetişim firmamızdır. FİGES ve Çekmece diğer kıymetli kuruluşlarımızla birlikte, geniş bir çalışma programı dahilinde, elektrik enerjisine dönük çalışmalara yoğun bir gayretle zaten başlamış durumdadır.

Malzemelerin nötronlara karşı gösterdikleri girişim ihtimalleri, nötron tesir kesiti olarak tarif edilir. Bunların yani her nötron enerjisinde her malzemenin tesir kesitini bildiren kütüphaneler vardır. Bunlara kütüphane denir. Bildiğimiz kütüphane ile ilgisi yoktur. Bunlar reaktör yapı malzemelerine ait verilerdir. Bir tanesinin adı ENDF/IV kütüphanesi. Bunlar hesap yapacak ekiplerin kullandığı daha önce ölçülmüş verilerdir. Reaktör hesabında ANISN transport teori kodu bunu kullanır.

Difüzyon Teorisi hesapları, transport teorisi hesapları, Monte Karlo hesapları bu verilerle yapılır. Büyük bilgisayar kodlarıdır. Bunların yanlışsız icrası sonucu reaktör hesapları yapılır.

Bu hesaplar yapılır, inşa edilen proto-tip deneysel sistemlerde yapılan deneylerle karşılaştırılır. Hesabın doğruluğunu başka nasıl anlayabilir siniz? Deneyin doğruluğunu da hesapla kontrol edersiniz. Monte-Karlo hesaplarının doğruluğu da mesela transport teori hesapları ile bağımsız olarak karşılaştırılır. Simülasyon çalışmaları bilgisayarlarla probleme çok yardım eder. Radyasyon altında reaktörlerin zamanla yorgunluğu, aşınması, atomların yer değiştirmesi, boyut değiştirmesi, DPA (displacement per atom) kontrol altındadır. Bilgimizin az olduğu noktalarda, “benchmark” kontrollü düzenekler kullanılır. En ileri 5-10 ülke, en iyisini bulmak için yarışırlar.

Bu korkunç, sayısız bilgisayar iletişim devrinde bu konuda 400 sanal-ağ enstitüsü kurulabilir. Her biri 200-250 çalışma grubundan meydana gelebilir. Nükleer enerjiye giriş çok yönlü ve çok detaylı bir iştir. Malzeme hakimiyeti şarttır. Reaktörde paslanmaz çelik kısmında çeliğin % 0.06 karbon ihtiva edip etmediğini nasıl kontrol edersiniz? Pozitronium atomu inşa edersiniz. Bunu araştırma reaktöründe yaparsınız. Bu atomun çekirdeği yoktur. Pozitron-elektronla peş peşe aynı dairede döner durur. Bu atomun yarı ömrü 10^-22 saniyedir. Bunu elde edip çelikle karşılaştırırsanız, yarı ömürdeki azalma çelikteki karbon miktarının bir ölçüsünü verir. Reaktörler yüksek teknoloji ürünüdürler. Reaktör kontrol merkezindeki bütün parçalar, ölçü aletleri birinci, ikinci, üçüncü değil yıldız kalitedir. Satın alma şartnamelerinde kaydedilmiştir. Becerebiliyorsan kendin üretirsin. (Dışarıdan alışın onda biri daha az parayla)

İspanya’da 570 teknoloji firması, sağlık sektöründe marka olabilmek için, yenilik geliştirmek için birleşmiş. (Ünal Azaklıoğulları’nın 26 Nisan 2017’de Maltepe Üniversitesi’nde verdiği konferanstan) İhtiyaçların, önceliklerin tespiti sanal enstitülerle akıllı sistemleri inşa etmek. Ortak akıl potansiyelinin geliştirilmesi Türkiye bir yandan, 17 adet ender toprak elementlerini arıtıp elde ederken, Toryum arıtıp yakıt elemanı haline getirirken, diğer yandan yukarıdaki işleri de yürütecek, kendi elektriğini kendi üretecek.

Doç.Dr.Çetin ERTEK

01.07.2017

NÜKLEER KONULARDA ÇALIŞMAK İSTEYEN DEĞERLİ GENÇLERİMİZİN İÇİNDE BULUNDUĞU ZORLUKLAR

Öğrenim sistemimiz öyle bir durumda ki, öğrencilerimiz bütün bu sınavların sonucunda, sevdiği konuda bir öğrenim dalına giremiyor. Öğrencilerimizin %95’i istemediği dallara giriyor. Bu sistemi bir türlü düzeltemedik. Her şey sevgi ve merakla olur. Hayatınızda istemediğiniz dalda çalışmak kadar hazin, üzücü bir durum olamaz. Bizim zamanımızda durum daha iyiydi. 1 milyonluk İstanbul, sınavsız Üniversiteye giriş vs.

Deneysel nükleer fizik, nükleer enerji ön hazırlıklar, güzel ve işlevsel laboratuvarlar kurmadan alt yapıyı yapmadan bu eğitim yapılamaz ve yapılamıyor. Orada 380.000 ton Toryum ve nadir toprak elementleri (17 adet element) duruyor. Petrol ve doğal gaz bitecek. Rüzgar enerjisi %17 verimle çalışıyor. Doğal gaz (çok pahalı enerji dalı olduğu herkesçe biliniyor) santrallerinin 17 sene sonra, çok pahalı kısımlarının önemli yatırımlarla yenilenmesi gerektiğini daha yeni öğrendim. Nükleer santralın ömrünü 40 seneden 60 seneye uzatılması birkaç yüz milyon dolar masrafla Amerika’da başarı ile gerçekleştirildi. Elektriğin kilovat saat fiyatı bir ömür boyu düşünüldüğünde kaç sente düşüyor? Gençler nükleer laboratuvarda bir tek fisyon yapamıyorsa daha önce yazdığım “atom eleklerini” nasıl yapacak? Öğretmenlerin çalışmalarını toplu halde göz önüne aldığımızda, deneysel çalışanlarla teorik çalışanların oranı nedir? Deneysel çalışmazsanız enerjiyi nasıl elde edersiniz? Laboratuardaki radyo-aktif kaynakların çok sıkı bir şekilde kontrol edilmesi gerekir. Özel tedbirler almak elzemdir. Bunların çok sıkı denetlenmesi lazımdır. Ülkede nükleer disiplin tam anlamı ile yerleşmelidir. Radyasyonun şakaya tahammülü yoktur. Ciddiyet ve dikkat (bilgi ile beraber) esastır. En az dozu almak için yapılacak çalışmaların hepsi önceden planlanır.

Çok sayıda her daldan öğrenciler, güzel bir program dahilinde, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi’ndeki bütün bölümleri detaylı bir şekilde gezmeli, projelerin yürütücüleri, en anlaşılır biçimde yaptıklarını öğrencilere aktarmalıdır. Öğrencilerin sorularına geniş cevaplar verilerek, tatmin olmaları sağlanmalıdır. Daha önce hazırlanmış özel el kitapları öğrencilerin her birine hediye edilmelidir. Bu deneyim öğrencilerin çalışma hayatlarında nükleer olsun olmasın çok faydalı olacaktır.

Kültür merkezlerimizde, çok sık, Toryumla, enerji ile, erozyonla ilgili konuşmalar ve açık oturumlar yapılmalıdır. Ben çeşitli zamanlarda 8 kadar Nobel almış nükleer fizikçiyi dinledim. Hepsi nükleer enerjiyi dünya için çok gerekli bulmaktadır. Yeni tip reaktörler, hızlı üretken reaktörler (fast breeder reactors) hızlandırıcı ile çalışan Toryum reaktörleri, ergimiş Toryum tuzu tipi reaktörler, füzyon reaktörleri vs. Hızlandırıcı ile çalışan Toryum reaktörleri, 1 GeV hızlandırılmış protonlar kurşun hedefe çarptırılır. Müthiş spallasyon enerjisi (çatallaşma enerjisi) açığa çıkar. Bu bir zincir reaksiyonu olmadığından hızlandırıcının düğmesine basarsanız çalışır, basarsınız durur. Bu tipte istenmeyen radyo-aktif atıklar yakılır, yok edilir. Santralın olduğu yer 200-300 sene sonra radyoaktiviteden eser kalmadan kapatılır. Bu tip reaktör Prof.Dr. Carlo Rubbia tarafından ortaya atılmıştır. Prof.Dr. Rubbia bu reaktörleri füzyon reaktörleri ile karşılaştırır, kitabımda detaylı anlatılmıştır.

Doç.Dr.Çetin ERTEK

01.07.2017

ÇEKMECE NÜKLEER ARAŞTIRMA VE EĞİTİM MERKEZİ’NDE İYOT-131 ÜRETİMİ

TR-2 Reaktöründe I-131 üretimi, Eylül 1994’de incelenmiştir. Ayşe Aytekin, Mehmet Turgut, Ulvi Adalıoğlu Nükleer Mühendislik Blümünde, Te izotopunun nötronlarla ışınlanması sureti ile üretilen I-131 izotopunun değişik kalp kompozisyonlarındaki verimi hesaplanmıştır. Önce, kalp içinde ışınlanan Te numunelerinin geometrisine uygun bir hücre modeli alınarak, GGC-4 ve ANISN kodları yardımıyla 5 ve 9 gruplu mikroskopik tesir kesitleri kütüphaneleri hazırlanmıştır. II. çevrimde reaktörün belli bir güçte, belli bir süre çalışması halinde Te’den üretilen I-131 izotopunun aktiviteleri iki boyutlu difüzyon hesabı yapan GEREBUS bilgisayar programı yardımıyla hesaplanmıştır. Ayrıca, değişik kalp yüklemeleri için, çeşitli kalp pozisyonlarına su kutusu konularak buralarda üretilen I-131’in verimi karşılaştırmalı olarak incelenmiştir. (ÇNAEM TR:319) Eylül 1994.

TR-2 reaktöründe Tc-99m üretimi de A. Aytekin, Mehmet Turgut, Ulvi Adalıoğlu tarafından, Nükleer Mühendislik Bölümü’nde incelenmiştir. (ÇNAEM TR:318) Temmuz 1994. Tc-99m izotopunun üretimi için toz halindeki MoO₃, Al tüpler içinde, TR-2 reaktörünün kalbindeki ışınlama elemanı ile kalp dışındaki su kutularında ışınlanmaktadır. Reaktör günde 5-6 saat çalıştırılıp durdurulmaktadır. Bu yüzden, üretilen Tc-99m izotopunun önemli bir bölümü yarı ömrü 6 saat olmasından ötürü, radyoaktif olmayan Tc-99 izotopuna dönüşmektedir. Reaktörün bu çalışma rejimi nedeniyle, radyoaktif Tc-99m izotopu üretiminin verimi oldukça düşük seviyede kalmaktadır. Daha önceki bir çalışmada, (M.Turgut, A. Aytekin “Radyoizotop üretiminin arttırılması için yere bağlı analiz” ÇNAEM-AR-309, Nisan 1993) kalp pozisyonlarındaki verimler hesaplanmıştır. Reaktör kalbinde bulunan tüm izotopların 5 ve 9 gruplu tesir kesitleri kütüphaneleri bölümdeki GGC-4 ve ANISN bilgisayar programları yardımıyla hazırlanmıştır.

9 grupta elde edilen sonuçlar, 5 gruptan elde edilenlerle karşılaştırıldığında aktiviteler biraz daha yüksek bulunmuş, fakat pozisyonlara göre izafi değişimlerin aynı kaldığı görülmüştür. Ayrıca, ışınlama tüpünde ve su kutularında yapılması mümkün olabilecek geometri değişikliklerinin verime olan etkileri incelenmiş ve uygun olabilecek dizaynlar teklif edilmiştir.

Nükleer Mühendislik, H.İ. Arıkan, A. Baykal, U. Adalıoğlu, H. Yavuz, “Dar ve Düşey Kanallarda Akış ve Isı Transferinin Deneysel Etüdü” adlı (Aralık 1997’de TR-334) bir çalışma yapmıştır. Elektronik bordların ve bazı tesislerin sistemlerinde bulunan düşey kanal tipi yapıların serbest konveksiyonla soğutulması son senelerde önem kazanmıştır. ÇNAEM’deki TR-2 reaktörü gibi plaka yakıtlı ve havuz tipi araştırma reaktörleri çok dar (2.1 mm genişlikte) ve düşey dikdörtgen soğutma kanallarına sahiptir. Herhangi bir kaza veya soğutma sistemi kaybı halinde bu kanallarda soğuma serbest konveksiyonla olacaktır. Serbest akış ısı transferi ile yeterli soğumanın sağlandığının ispatı güvenlik düşüncelerini gerektirmektedir.

TR-2 reaktörü soğuma kanallarını simüle etmek üzere kurulan basit bir deney düzeneği çeşitli güç ve kanal aralıkları için çalıştırılmıştır. Yakıt plakaları doğru akım dirençle ısıtılmakta olup kanal içinde ve civarında çeşitli noktaları sıcaklık ölçmeleri bakır konstantan termo çiftlerle yapılmaktadır. Kanal için hesaplanan ortalama Nu ve Ra sayılarıyla nümerik sonuçlar mukayese edilmiştir. Akışkan havadır.

Nükleer Mühendislik Bölümü, U. Adalıoğlu ve R. Tunçel Ekim 1998’de “ADIZIG: Değişken geometrik sınırlı ortamlar için iki boyutlu difüzyon kodu” nu gerçekleştirmişlerdir. Nötron difüzyon denkleminin çözümü için ÇNAEM Nükleer Mühendislik Bölümü’nde kavramsal dizaynı ve hesaplarının yapılması safhasında ortamların değişken sınırlarının farklı bir temsiline ihtiyaç doğmuştur. Böyle bir hesaplama aleti ile hem ortam dış sınırları, hem de ortam içinde olabilecek kısmi materyel değişiklikleri, mesela kontrol çubuğu ithalleriyle ortaya çıkan yapıların temsili daha iyi olabilecektir. Bu rapor kodu tanıtmakta ve giriş datasının hazırlanışı ile diğer gerekli bilgileri vermektedir.

Doç.Dr.Çetin ERTEK

01.07.2017

NÜKLEER MÜHENDİSLİĞİN “DAR VE DÜŞEY DİKDÖRTGEN KANALLARDA AKIŞ VE SOĞUMA” ÇALIŞMASI

Nükleer Mühendislikte, U. Adalıoğlu, A. Baykal, (TR-333) H. Yavuz,  Temmuz 1997’de, dar ve düşey kanallarda soğutucu akışkanın akışı ve kanal içinde olan ısı transferinin tesbiti üzerinde çalışmışlardır. TR-2 soğuma kanallarını simüle etmek üzere kurulan deney setinde taklid yakıt plaka aralıkları ve plakaların gücü parametre olarak kabul edilip laminar bölgede bir seri ölçme yapılmıştır. Akışkan olarak hava kullanılmıştır. İntegral bazı değerler, mesela Nusselt sayısının değişimi elde edilmiştir.

Bu deneysel çalışmanın teorik tahkikini yapmak üzere sıkıştırılamaz akışkanların dar kanallarda serbest konveksiyonunu ifade eden basitleştirilmiş Navier-Stokes denklemleri ince ızgara üzerinde çözülmüş ve akış özellikleri ile integral değerler (yani Nusselt sayısı) elde edilmiştir. Deney ve teori karşılaştırılmıştır.

“Magneto-hidro dinamik denklemlerin iki boyutlu nümerik çözümleri ile süpersonik kanal akışları ve ani genleşmelerin incelenmesi” Nükleer Mühendislik Bölümü tarafından, Kasım 1995’te (ÇNAEM TR-329) ele alınmıştır. Çalışmaya N. Arslan, T. Kammash ve U. Adalıoğlu katılmışlardır.

Bu çalışmada İdeal Magneto-hidro dinamik (MHD) denklemlerin iki boyutta nümerik çözümleri ile kanallarda süpersonik akışlar ve serbest uzayda patlamalar incelenmiştir. Bunun için MHD denklemleri korunumlu olarak yazılmış ve sonlu hacimler yöntemi ile akış yönünü dikkate alan “upwind” metodlarla çözümler yapılmıştır. Elde edilen sonuçların fiziksel olarak ne anlam taşıdıkları ve bu sonuçların uygulama alanlarının ne olabileceği tartışılmıştır.

Nükleer Elektronik Bölümü, Nükleer Mühendislik Bölümü ile birlikte, “Otomasyona Uygun Radyasyon Erken Uyarı Sistem Ağı (RESA) çalışmasını gerçekleştirmişlerdir. (Necati Küçükarslan, Ahmet Güven ve Adem Erdoğan Mart 1999’da bu çalışmayı gerçekleştirmişlerdir.)

Radyasyon dağılımının düzenli bir şekilde gözlenmesi ve sıra dışı durumlarda gerekli tedbirlerin hızla alınması amacıyla bir radyasyon erken uyarı sisteminin geliştirilmesi amaçlanmıştır. Telefon hatları üzerinden çalışan sistem radyasyon ölçen istasyonlar ve bilgi toplayan, işleyen ve değerlendiren bir merkez bilgisayardan oluşmaktadır. Sistem, insan müdahalesini en aza indirgeyecek şekilde tasarlanmıştır. (ÇNAEM TR-341).

Doç.Dr.Çetin ERTEK

01.07.2017

KISIM 7- KISIM 8

NÜKLEER FİSYON VE NÜKLEER GÜVENLİK (SAFEGUARDS)

KISIM 7

MR. G.R. Keepin (LASL) bu toplantıda, “Nükleer  Fisyon ve Nükleer Güvenlik (Safeguards)” konusunda davetli makalesini sunacak, Dr. Ç.Ertek bu yazarın çalışmasına yer vermeyi bir onur sayar.

Nötron asıllı ölçmeler, nükleer malzeme ışınlamalarında esastır. Nükleer güvenlik alanında geniş tatbikat alanları vardır. Büyük miktarda Plutonyum ihtiva eden malzemelerde nötron multiplikasyonu tayini zordur. Bu çoğalma faktörü, örneğin büyüklüğüne, yoğunluğuna ve kütlesine göre değişir. Örnekteki çoğalmayı bağımsız olarak ölçmek ve Plutonyum miktarını iyi bir hassasiyetle bulmak çok mühimdir. Çoğalmayı ve çoğalma düzeltme faktörünü, parametrik çalışmaları, Monte-Carlo ve reaktör fiziği tatbikatlarında MOX (29) dahil birçok zor geometrilerde Plutonyum miktarının bulunması esas teşkil eder.

Yüksek seviyedeki nötron koinsidans aleti başarılıdır, fakat background’a hassastır, normalizasyonlara duyarlıdır, örneğin büyüklüğüne tabidir ve nem miktarına hassastır. Aynı zamanda yoğunluk ve nem ölçen aletler, nötron ve gama kaynağı kullanılarak (aktif interrogation) nükleer olmayan malzemeler için denenmiştir (30-32). Aktif nötron assay sistemleri, nötron kaynakları, hızlandırıcılar, tüp generatörleri, Cf-252, Am-241-Li, Sb-Be kaynakları, passive assayde kullanılanlara benzer(29). Bu aktif-pasif  birlikte kullanılması, malzemenin U-235, U-238 ve Pu miktarlarını MOX’ta bulmaya yardım eder. Aynı anda meydana gelen olaylar, spontane fisyon, induced fisyon, (α, n) reaksiyonları ve çoğalmadır.

İleri HLNC aletine ilave olarak, küçük örnekler için özel başlıklar inşa edilmiştir. INVS, (34), hızlı kritik sistem yakıtları (35), MOX yakıt kanisterleri (36), Plutonyum nitrat şişeleri (37), hızlı çoğaltkan ortamlar (38), kuş kafesleri (39), LWR MOX bandları (40) ve yakıt çubukları (41) kullanılmıştır. Shift register devresi, J.Lightfoot’un bilgisayar çip hafızası (42) yerine kullanılabilir. Burada üç bilinmeyen parametre vardır. R ve T ölçülür. Bu üç bilinmeyen, Plutonyum miktarı, çoğalma ve (α, n) reaksiyonunun miktarıdır. Nötron dağılımındaki yüksek momentler, Californium Monte-Carlo hesapları, nem ölçmeleri ve kaynağın yere bağlı dağılımı hesaba katılmalıdır.

Kullanılmış yakıtın, safeguards amacı ile, ND metodları ile (43-45) İndium kullanılarak, gama ve nötronları ölçerek yapılan çalışmalar vardır. İndium aktivasyonu yakıttaki aktinit miktarı hakkında bilgi verir. Aynı zamanda kullanılmış yakıtın yanma oranı (burn-up) da hesaplanabilir. İndium foiller, termal nötronların ölçülmesinde kullanılır. Bu durumda, ¹¹⁶In^m  den çıkan gama ışınları kullanılır. Aynı zamanda fisyon  ürünlerinden çıkan gamalar da (1.08 MeV ve yukarı enerjilerde) ¹¹⁵In^m in (ɤ,ɤ¹) izomer eksitasyonundan çıkan gamaların ölçülmesi ile bulunur. yakıt eleman demetlerinin (fuel bundles) nötron imzası, çıplak İndium foillerinin sayımı, ²⁴²Cm ve ²⁴⁴Cm nin (LWR’da) miktarını verir. HWR’de de plutonyum izotoplarının miktarını verir. İndium foil Kadmium’la kaplanır, termik nötronlar İndium içine giremez, sade, termik üstü (epitermal) ve hızlı nötronların aktivitesi ölçülür. Az soğutulmuş yakıt elemanlarında ölçülen gama ışınları, ¹⁴⁰Ba¹⁴⁰La miktarlarının bulunmasına yardımcı olur. Bu da bize reaktör tam kapatılmaya yakın güç dağılımını verir.

Berilyum veya deteryum ile kaplı İndium foilleri bize 1.67 veya 2.22 MeV’tan yukarı enerjideki sert gama ışınlarının ölçüsünü verir. Bunlar Be ve D’den çıkan foto-nötronlardır. (Foton girip, gama çıkıyorsa bu nötronlara foto-nötron denir.) Foto-nötron gama ışınlarının imzası, (100-1000 gün) soğutulmuş, yakıt elemanlarından çıkan ¹⁴⁴Ce¹⁴⁴ Pr’ün ölçüsünü verir. Böylece burn-up tesbit edilmiş olur. ¹⁰⁶Ru^106mRh miktarı Plutonyum miktarı ile ayarlanmıştır. İndium foil D ile kaplanırsa foto-nötronların ölçümü bize 200 gün soğutulmuş yakıt elemanı bilgisini de verir. Bunlar, Çerenkof, fork (çatal) ve Cd-Te aletlerine ilave olan destek ölçmelerdir.

Cf-252 nötron kaynağı çok geniş bir şekilde nükleer malzeme safeguards da kullanılır. Californium’dan çıkan ani nötronlar Ref 54-55’de enine boyuna anlatılmıştır.

Foto-emülsiyon, TOF, plastik sintilatör, Li-6 cam integral sayacı (Bramblett counter), sıvı sintilatör, integral Mn banyosu, He-3 spektrometresi, Li-6İ kristali, U-235 fisyon odası, antrasen kristal NE 213 PSD, proton geri tepmeli, gas sayacı, organik sintilatör, proton geri tepmeli stilben kristal 1970 ve 1980’lerin önemli adımlarıdır.

Referans 55’te H.Maerten, A.Ruben ve D.Seeliger, GenelleştirilmişMadland Nix Modelini fisyon nötronlarının enerji spektrumunu hesap etmek için kullandılar. Aynı zamanda, çeşitli kütle numaralı (A) parçacıkların diferansiel emisyon probabilitelerini de hesapladılar. Bu metod, herhangi bir fisyon reaksiyonu için parçacık verilerini semi-ampirik olarak bulur (56). Bu metod Cf-252 için de çalışır. Nükleer malzemelerdeki, havuzda bekleyen yakıt elemanlarının burn-up miktarları da tesbit edilir.

SONUÇ

KISIM 8

Sonuç olarak, fisyon reaktörlerinin ekonomik kullanılması için Gd (Gadolinyum) zehirleri (nötron yutucular) reaktör kalbinde dikkatli kullanılmalıdır (46-47). Bu zehirler, civardaki nötron ölçen aletlere etki ederler, reaktör kinetiğini değiştirirler. Dozimetride, metalurjide ve safeguard’da önemli ilerlemeler kaydedilmiştir(48). Nötron habbe ölçü aletlerine ek olarak, saf nötron akısının ölçülmesi fisyon odaları ile mümkün olabilmektedir. CIC’ler, NE 213’ler ve CR 39’lar bunlara ilave edilebilir. Foil aktivasyon tekniği Safeguard için çok faydalı olabilir. Gadolinyum çubuklarının reaktör kalbine yüklenmesindeki maharet reaktörde zenginleştirmeyi düşürebilir, burn-up’ı yükseltebilir. Bu basınç kazanının fluence’ını düşürebilir. Yapıda kullanılan çelik, daha az radyasyon alabilir, fakat NDT yükselmelerine sebeb olabilir. Bu husus teftiş edilmelidir(53).

Koordine edilmiş araştırma programlarında önemli etkiler, Steele L.E. tarafından, basınç kazanları ışınlamaları için, geniş şekilde incelenmiştir(51). Kimyasal yapı etkileri ve nötron ışınlamanın kırılganlık üzerine etkileri J.P. Highton (52) tarafından incelenmiştir. Yüzeyde meydana gelen hasarlar daha ileriye giderek incelenmelidir. Reaktör basınç kazanının eskimesine ait problemler Ch.Leitz (KWU) tarafından özetlenmiştir (50). Unresolved resonans parametrelerinin belirsizlikleri ENDF/B-V U-238 (4 keV-45 keV) de anlatılmıştır (4). Bunlar self-shielding faktörlerini de kapsamalıdır.

Bu çalışma altı Nobel fizikçisinin katıldığı “50 Years with Nuclear Fission” adlı toplantıda kabul edilmiştir. Teşekkür ve kaynaklar kısmı İngilizce sunulmak mecburiyetindedir.

50 Years with Nuclear Fission, National Academy of Sciences Washington, D.C. and National Institute of Standard and Technology, Gaithersburg, Maryland, April 25-28, 1989. İki büyük cilt halinde, American Nuclear Society, Inc. La Grange Park, Illinois 60525 USA.

TEŞEKKÜR – ACKNOWLEDGEMENT

I would like to express my sincere gratitude to the distinguished contributors, O.Ozer, A.Fabry, W.N. McElroy, C.M. Eisenhauer, C.Z. Serpan, E.D. McGarry, F.W. Stallmann, R.E. MacFarlane, D.W. Muir, D. Cullen, J.A. Grundl, F. Schmittroth, L.R. Greenwood, F.B.K. Kam from USA; W. Zijp and H.J. Nolthenius from Netherland; E.M. Zsolnay, E. Szondi and J. Csikai from Hungary; M. Petilli and V. Sangiust from Italy; R. Dierckx from EURATOM; A. Michaudon, P. Mas, P. Genthon and H. Derrien from France; M. Nakazawa, N. Ueda, A. Sekiguchi, T. Iguchi, T. Kosako and I. Kimura from Japan; W. Schneider, L. Weise, G. Nagel, W. Mannhartt, K. Kussmaul, M. Matzke, A. Fischer and K.H. Czock from GDR; D. Seeliger from DDR; H. Rauch, F. Bench, H. Boeck, H.W. Weber and H. Vonach from Austria; M. Vlasov, H. Bondars, V. Chernyshev and A. Sinev from USSR; M. Brumowsky and B. Osmera from Czechoslovaki; S.B. Wright, J.L. Rowlands, A.K. McCracken, M. Austin from UK; J.T. Routti and J.V. Sandberg from Finland; M. Najzer from Yugoslavia; and finally to H. Hottermans, J.J. Schmidt, H. Lemmel, A. Lorenz, T. Biro, K. Okamoto, N. Kocherov, N. Bychkov, R.D. Arlt and B. Cross from IAEA.

KAYNAKLAR

1.      G.R. ODETTE, “A quantitative analysis of the implications of the accuracy of dosimetry to embrittlement predictions past, present and future” 3rd ASTM-EURATOM Reactor Dosimetry Sym., Oct. 1979, Ispra Italy.

2.      LWR Pressure Vessel Surveillance Dosimetry Improvement Program: PCA Experiments and Blind Test, Hanford Eng. Dev.Lab. Edited by W.N. Mc Elroy, NUREG CR-1861 HEDL-TME 80-87 R5. July 1981.

3.      Proceedings of the 4th ASTM-EURATOM Symp. On Reactor Dosimetry, Gaithersburg, 22-26 March 1982.

4.      G. de SAUSSURE and  J.H. MARABLE, “Uncertainties of the ENDF/B-V U-238 Unresolved Resonance Parameters in the Range 4-45 keV”, Nucl. Sci. Eng.,101,285-292 (1989).

5.      L.R.GREENWOOD and R.K. SMITHER, SPECTER: Neutron  Damage Calculations for Materials Irradiations, ANL/FPP-TM TM-197, Argonne National Laboratory, January 1985.

6.      L.R.GREENWOOD , “Specter Computer Code for Radiation Damage Calculations Proc. IAEA Consultants’ Meeting on Nuclear Data for Radiation Damage Estimates for Reactor Structural Materials” May 20-22, 1985 Santa Fe, NM, USA.

7.      G.R. ODETTE and D.R. DORION, Nucl. Technol. 29, p.346 (1976).

8.      R.E. Mac Farlane Proc. of  Ref 6.

9.      W.L. ZIJP, E.M. ZSOLNAY, H.J. NOLTHENIUS, E.J. SZONDI, G.C.H.M.M.VERHAAG, D.E. CULLEN and C. ERTEK “Final Report on the REAL-80 Exercise”, ECN-128, Netherlands Energy Research Foundation (1983).

10.  E.M. ZSOLNAY and H.J. NOLTHENIUS Proc.of the IAEA Consultants’ Meeting on the Assessment of the Results of the REAL-84 Exercise Edited by V. PIKSAIKIN, March 1987, IAEA INDC (NDS)-190/G+F+R.

11.  R.E. MAERKER, J.J. WAGSCHAL, B.L. BROADHEAD “Development and Demonstration of an Advanced Methodology for LWR Dosimetry Applications” NP-2188 Dec. 1981.

12.  C. ERTEK, “Neutron Activation Foil Cover Effects, Neutron Flux Density Depression and Self Shielding Correction Factors” International Atomic Energy Agency, IAEA/RL/57 Feb. 1979.

13.  C. ERTEK, “On the Penetration of Mono Energetic Neutrons Inside the Detector Foils” International Atomic Energy Agency, IAEA/RL/44, Feb. 1977.

14.  J.C. GUILLERET, “Re-examinig Reactor Vessel Embrittlement at Chooz A” Nuclear Engineering International Nov. 1988.

15.  K.H. BECKURTS, K. WIRTZ Neutron Physics, Berlin: Springer 1964.

16.  T. KOSAKO, J.MATSUMOTO, A.SEKIGUCHI, N.OHTANI, S.SUZUKI, S.TAKEDA and O.SATO, “Measurements and Evaluations of Neutron Dose and Spectra at the Reactor Top of the Liquid-Metal Fast Breeder Type Reactor, JOYO, Nuclear Technology Vol 77 June, 1987.

17.  G.CHAMPION ET. AL., “Shielding Design for PWR in France, “Proc. 6th Int. Conf. Radiation Shielding, Tokyo, May 16-20, 1983, Vol.I, p.546, Japan Atomic Energy Research Institute(1983).

18.  J.M.ALDRICH, “Neutron Spectra and Dose Equivalent Inside Nuclear Power Reactor Containment, “NUREG/CR-1714, PNL-3531, Pasific Northwest Laboratory (1981).

19.  Y. ATAKAN, “Evaluation of  Dose Rate Data for Use in Nuclear Power Plant Design” Nucl.Safety, 24, 66 (1983).

20.  N.OHTANI and T.KAWAKITA, “Radiation Shielding Analysis of JOYO” J. At. Energy Soc. Jpn.,25,520 (1983) (in Japanese).

21.  N.OHTANI and T.KAWAKITA, “Radiation Shielding Analysis of JOYO” Proc. 6th Int. Conf. Radiation Shielding, May 16-20, 1983, Vol II, p.948, Japan Atomic Energy Research Institute (1983).

22.  C. ERTEK, Compilation of Neutron Flux Density Spectra and Reaction Rates in Different Neutron Fields, Vol.I, IAEA/RL/61, June 1979. 319 pages.

23.  C. ERTEK, ibid. Vol II, IAEA/RL/63, July 1979, 251 pages.

24.  C. ERTEK, ibid. Vol III, EAEA/RL/68, April 1980, 381 pages.

25.  D:E:CULLEN et. Al. “The IAEA Cross Section Processing Code Verification Project as it Applies to Shielding Data” INDC(NDS) 146/G, April 1983.

26.  J.V. SANDBERG, “On the Feasibility of  Multicomponent Activation Detectors for Fusion Reactor Neutronics Measurements” Nucl.Inst. and Methods 206 (1983), 227-234.

27.  C. ERTEK, “Reaction Rate Measurements, Neutron Spectrum Unfolding, Fluence, Radiation Damage, Embrittlement and Safety for Fission and Fusion Reactors Their Shortcomings and Uncertainties” EAEA/RL/72 Oct. 1980.

28.  C. ERTEK, A.YALCIN, and Y. INEL, Nucl. Sci. Eng., 36, 209-221 1969.

29.  H.O. MENLOVE “Role of Neutrons in Safeguards” JNMM, July 1987 p.83-86.

30.  C. ERTEK and N. HASELBERGER “Measurement of Density and Water Content of Soil Using Photon Multiple Scattering” Nucl. Inst. And Methods 227 (1984) 182-185.

31.  O. CIFTCIOGLU and D. TAYLOR Soil Sci., 113 (1972) No.1.

32.  K. LIN, E. PIRIE and D. TAYLOR Nucl.Inst. and Meth. 72 (1969) 325.

33.  N. ENSSLIN “A Simple Self Multiplication Correction for in Plant Use” 7th ESARDA Annual Symp. On Safeguards and Nuclear Material Management 19, (Liege, Belgium, 1985), L. Stanchi, Ed., Joint Research Center, ISPRA, Italy, pp.223-238.

34.  H.O. MENLOVE, O.R. HOLBROOKS and A. RAMALHO, “Inventory Sample Coincidence Counter Manuel” Los Alomos National Laboratory, LA-9544M, (ISPO-181) Nov. 1982.

35.  M.S. KRICK, H.O. MENLOVE “Channel Coincidence Counter Version I” Los Alamos National Laboratory LA-8404-MS(ISPO-97), June 1980.

36.  H.O. MENLOVE, E.I. ADAMS, E. DAHN and A. RAMALHO “Plutonium Canister Counter Operations and Procedures” Los Alamos National Lab. LA-10615-M (ISPO-216) Feb. 1986.

37.  H.O. MENLOVE, E.I. ADAMS and O.R. HOLBROOKS, “Plutonium Nitrate Bottle Counter Manual” Los Alamos Nat. Lab., LA-10009-M (ISPO-203) March, 1984.

38.  H.E. MENLOVE, G.W. ECCLESTON, J.E. SWANSEN, P. GORIS, R. ABEDIN-ZADEH and A. RAMALHO, “Universal Fast Breeder Reactor Subassembly Counter Manual” Los Alamos Nat. Lab. LA-10226-M (ISPO-215) Aug. 1984.

39.  M.S. KRICK, H.O. MENLOVE and A. RAMALHO “Bird Cage Neutron Coincidence Counter Manual” Los Alamos Nat. Lab. LA-10430-M July 1985.

40.  T.W. CRANE, “Detectability Limits and Precision for Shufflers” Los Alamos Nat. Lab., LA-10158-MS Aug. 1984.

41.  L.R. COWDER, H.O. MENLOVE “Neutron Coincidence Counter for MOX Fuel Pins in Storage Trays Manuel” Los Alamos Nat. Lab. LA-9493-M (ISPO 178) Aug. 1982.

42.  J. LIGHTFOOT, “W6 325 Neutron Coincidence Electronics” British Nuclear Fuels, plc, informal report March 1985.

43.  L. LAKOSI, A. VERES, I. PAVLICSEK and ZS. NEMETH “Gama and Neutron Activation for ND Assay of  Irradiated fuel Assemblies, Proc. 7th ESARDA Symp., Liege, Belgium, 1985, 9.265-270.

44.  L. LAKOSI, A.VERES, Zs. NEMETH and I.PAVLICSEK “Photo and Neutron Activation Studies on Spent Reactor Fuel Assemblies, Proc. 4th Working Group Meeting on Rad. Interaction, Leipzig, GDR,1987, p.691-695.

45.  A. VERES, L. LAKOSI, I. ALMASI, Zs. NEMETH and I. PAVLICSEK “Photo-activation of Nuclear Isomers for Assaying Irradiated Reactor Fuel,oc. Int. Conf.on Nuclear Data for uclear Sience and Tchnology, 1988. MITO. Japan, pp 959-961.

46.  W. BOEHM, H.D. KIEHLMANN, A. NEUFERT and M. PEEHS, “Gd₂-O₃ up to 9%, an established burnable poison for advanced fuel management in pressurized water reactors “Kerntechnik 50 (1987) No.4.

47.  H. MAERKL and R. HOLZER “Advanced Core and Fuel Design for Light Water Reactors”, Kerntechnik 50 (1987) No.4.

48.  T. ALDEMİR, S.A. ARNDT and DON. W. MILLER, “Simulation of the transient responce of ionization chambers” Nuclear Technology Vol. 76 Feb. 1987.

49.  M. NAKAZAWA, T. IGUCHI and A. SEKIGUCHI, Development of DT Neutron Dosimetry Technique by Activation Method, Journal of the Faculty of Engineering, Univ. Of Tokyo Vol.XXXıX No.1 (1987).

50.  CH. LEITZ “Reactor Pressure Vessel Aging and Countermeasures” Kerntechnik 51 (1987) No.4.

51.  L.E. STEELE, et. Al. “Results of the İAEA co-ordinated research programs on irradiation effects on advanced PV, Proc. Of 12th Int. Sym. Effects of Radiation on Materials (eds. F.A. Garner and J.S. Perrin), American Society for Testing and Materials, Philadelphia, 1985, ASTM STP 870, 863-899.

52.  J.P. HIGHTON, “Influence of Chemical Composition and Neutron Irradiation on Embrittlement of  Reactor Pressure Vessel Steels” N. Nucl. Energy, 1988, 27, No.1, Feb. 15-19

53.  NUCLEAR NEWS / Feb. 1988. P.28.

54.  M.V. BLINOV Proc. IAEA Consultants’ Meeting Neutron Properties, Debrecen, March, 1980, IAEA Report INDC (NDS)-114/GT p.79.

55.  IAEA-TECDOC-410, Properties of neutron sources Proc. of an Advisory Group Meeting by IAEA, Leningrad, USSR, 9-13 June 1986 paper presented by J. W. Boldeman p. 125. H. Maerten et. Al. P. 153.

56.  M. LAMMER “Nuclear Data for Safeguards, IAEA, INDC(NDS)-187 Nov. 1986.

57.  D.W. MUIR, “Evaluation of Correlated Data Using Partitioned Least Squares: A Minimum-Variance Derivation”, Nucl. Sci. And Eng. 101, 88-93 (1989).

58.  S. IJIMA, M. OBU, T. HAYASE, A. OHNO, T. NEMOTO, S. OKAJIMA, “Experimental Study of the Large-scale Axially Heterogeneous Liquid Metal Fast Breeder Reactor at the Fast Critical Assembly” Nucl. Sci. Eng. 100, 496-506 (1988).

59.  C. ERTEK, “The REAL-80 Project Related Preliminary Results Argonne Seibersdorf Intercomparison Proc. 4th Sym. On Neutron Dosimetry p.251 Commission of the European Communities, Radiation Protection Munich-Neuherberg 1-5 June 1981. EUR 7448 EN Vol.II.

60.  C. ERTEK, “Seibersdorf-Helsinki Intercomparison of Neutron Flux Density Spectra by Using the SAND-II and LOUHI Unfolding Programmes p.261.

61.  C. ERTEK, M.F. VLASOV, B. CROSS, P.M. SMITH “Influence of Cross Section Dtructure on Unfolded Neutron Spectra” pp.654, Proc. Int. Conf. Nuclear Data for Science and Technology, Antwerp, Belgium, Sept. 6-10, 1982, CONF-820906, p.654. D. Reidel Publishing Company (1982).

Doç.Dr.Çetin ERTEK

AP’den Türkiye’ye çağrı: “Akkuyu NGS projesini durdurun”

Avrupa Parlamentosu (AP), Rusya’nın Türkiye’de inşa edeceği Akkuyu Nükleer Enerji Santrali projesinden vazgeçilmesini talep etti.

Öte yandan AP, Türkiye ile müzakerelerin askıya alınmasını öneren raporu da 64’e karşı 477 oyla kabul etti.

Raporda, “AP, Türkiye hükümetini Akkuyu Nükleer Enerji Santrali’nin yapımına dair planlarını durdurması çağrısında bulunuyor” denilirken, santralin yapımına karar verilen bölgenin güçlü depremlere eğilimli olduğu belirtildi.

Söz konusu tehlikenin yalnızca Türkiye’ye değil, aynı zamanda tüm Akdeniz bölgesine karşı bir tehdit olduğu öne sürüldü.

AtomInfo haber portalının Genel Yayın Yönetmeni Aleksandr Uvarov, AP’nin Türkiye’ye Akkuyu Nükleer Enerji Santrali projesini durdurma çağrısının, santralin yapımına karar verilen sahanın gerçek bir deprem tehlikesi taşımasına bağlı olmayıp, yalnızca AB’nin siyasi-ekonomik çıkarlarının düzleminde bulunduğunu ileri sürdü.

http://enerjienstitusu.com/2017/07/07/apden-turkiyeye-cagri-akkuyu-ngs-projesini-durdurun/

Not: Önemli olan nükleer reaktörleri, beklenen deprem büyüklüğünden bir üst büyüklüğündekine dayanabilecek teknolojide kurmaktır.

Örneğin 1970 yapımı Fukuşima nükleer reaktörleri, Japonya'da ilk kez ortaya çıkan 9 büyüklüğündeki büyük depreme bile dayandılar, reaktör binaları yıkılmadı, 

nükleer sistemlere bağlı aygıtlar ve borular (1) deprem sonucu kırılmadı.

​ Fukuşima kazasının ana nedeni, önceden bilindiği ve uyarıldığı  halde, üst katlara çıkarılmayan zemin altındaki dizelli ivedi elektrik üreteçlerinin Tsünami suları altında kalması​ sonucu reaktörlere su basan pompaların çalışmaması ve aşırı ısınan yüksek basınç altındaki uranyumlu yakıt elemanlarının ergimesiydi.

(1) : Nuclear 

​primary ​

system components.

(1) : Nuclear system main components.

Yüksel Atakan