ELEKTRİK ENERJİSİ ÜRETİMİ - Deneme Sınavı - 4

Türkiye Elektrik İletim Anonim Şirketi (TEİAŞ) 2007 İstatistikleri’ne göre ülkemizde toplam yıllık elektrik enerjisi üretimi yaklaşık 192.000 GWh’tir. Bunun 155.000 GWh’lik bölümü termik santrallerden elde edilmektedir.

Bir termik santralin yeri belirlenirken;
- Kömürün büyük miktarlarda ve kısa zamanda santrale ulaştırılması,
- Santralın ihtiyacı olan büyük akış hızına sahip soğutma suyunun ekonomik olarak karşılanması,
- Santralden çıkacak olan çok miktardaki atıkların (kül, soğutma suyu ve gazların) çevreyi kirletmeden uzaklaştırması veya depolanması,
- Karayolu ulaşımının kolaylığı,
- Enerji iletim hatlarına bağlantı kolaylığı,
- Zemin şartlarının ağır yapı ve tesislerin yapılmasına elverişli olması,
- Rüzgâr yönü, rutubet, yağış gibi meteorolojik koşulların santral tekniği ve çevre kirlenmesi yönünden uygunluğu, koşulları göz önünde bulundurulur.
Sayılan maddeler arasında personel yerleşimine dair bir kriter bulunmamaktadır.

Dizel yakıtla çalışan bir termik santralde bir dizel motoru ve buna bağlı jeneratör bulunmaktadır. Bu santrallerde kazan veya buhar türbini bulunmaz. Doğal gaz santrallerinde kazan ve buhar türbini bulunmaz. Bunların yerini gaz türbinleri alır.

Termik santrallerde fosil kökenli yakıt olarak adlandırılan petrol, taş kömürü, linyit ve doğal gaz kullanılmaktadır. Bu fosil kökenli yakıtlar, üretim ve depolanması aşamalarında toprak, su ve tarım arazilerini kirletmek gibi çevreyi olumsuz yönde etkiler. Elektrik enerjisi üretim tesisleri içinde çevreye etkileri bakımından en zararlı santral gurubu termik santrallerdir.

Ülkemizdeki Kömürle Elektrik Üreten Santrallerimiz, Kurulu ve Toplam Güçleri (TEİAŞ, 2007 İstatistikleri)

Çizelgeye bakıldığında kapasite olarak en yüksek değer Afşin-Elbistan Santraline aittir.

Ülkemizde ilk elektrik enerjisi 1902 yılında İçel’in Tarsus ilçesinde Berdan Nehri üzerinde bulunan su değirmenine bağlı jeneratör aracılığı ile elde edilmiştir. Buradan elde edilen elektrik enerjisi, elektrik hatları aracılığıyla Tarsus’un bazı bölgelerinde aydınlatma amaçlı kullanılmıştır. Bu sistem aynı zamanda Anadolu’daki ilk enerji santrali olarak da kabul edilmektedir.

Bu reaksiyonda kayıp kütle enerjiye dönüşmektedir. Bunun için 1 atomik kütle biriminin (akb) yaklaşık 931 MeV olarak alınmaktadır. Bu hesaplamada kullanılacak aşağıdaki formüle, veilen değerler yerine konursa:
X: ortaya çıkan toplam kütle (akb)
BE = mc2 = (931 MeV/akb) m
186,7 = (931 MeV/akb) (236,052589 – X)
X = 236,052589 - 186,7 / (931 MeV/akb)
ortaya çıkan toplam kütle 235,85208 ‘dir.

Soruda belirtilen üç çekirdekten yalnızca ²³⁵U doğada bulunmaktadır. Diğerleri yapay olarak üretilir. ²³³U çekirdeği toryum-232’den, ²³⁹Pu çekirdeği de uranium-238’den elde edilir.

Fisil yakıt, fisyon yoluyla nükleer enerjinin elde edildiği radyoaktif yakıttır, örneğin Uranyum-235 gibi. Yakıtı taşıyan uranium dioksit veya uranil sülfat gibi alaşımlar da süreçte yer almaktadır. Nükleer reaktörde, yakıt ve diğer gerekli bileşenlerin belli bir düzenle yerleştiği güç üretim merkezine kalp adı verilir. Yakıtın reaktor kalbine yerleştirilmesi ve fisyon reaksiyonu sonunda ortaya çıkan hem çok değişik hem de yüksek radyoaktivite de ürünlerin bir arada tutulması için zarf adı verilen bir kılıf kullanılır. Bu bileşenlerin tümü yakıt malzemesi olarak adlandırılır.

Rakamlarla verilen bilgilerden ilk üçü doğru, son ikisi yanlıştır. Çünkü Zarf malzemesi olarak paslanmaz çelik veya alüminyum, magnezyum veya zirkonyum alaşımları kullanılır. Ayrıca, zarf, yakıtın yavaşlatıcı ve soğutucu ile doğrudan temas etmesini önleyerek radyoaktif bulaşmaları önler ve yakıta geometrik bir duruş sağlar.

Şıklarda yer alan kavramlardan Zarf, yakıtın yavaşlatıcı ve soğutucu ile doğrudan temas etmesini önleyerek radyoaktif bulaşmaları önler ve yakıta geometrik bir duruş sağlar. Fisil yakıt, fisyon yoluyla nükleer enerjinin elde edildiği radyoaktif yakıttır.Fisyon nötronalrı raksiyonun bir kez başladığında zincerleme olarak devam etmesini sağlamaktadır. Yavaşlatıcı, fisyon reaksiyonu sonunda ortaya çıkan yüksek enerjili nötronların yavaşlatılmasında kullanılan nötron kütlesine yakın büyüklükteki elementlerdir.

Yüksek sıcaklığın bir soğutucu aracılığıyla düşürülmesi ve ısının reaktör kalbinden çekilmesi gerekir. Bu iş soğutucu bir akışkan vasıtasıyla yapılır. Soğutucu belirlenirken hem nükleer hem de termo-fiziksel özellikler dikkate alınır. Tercihen kullanılan soğutucular arasında su ve helyum öne çıkar. Bu açıklamalara göre yukarıda numaralandırılan bilgilerin hepsi doğrudur.

Şıklarda sunulan kavramlardan yavaşlatıcı, fisyon reaksiyonu sonunda ortaya çıkan yüksek enerjili nötronların yavaşlatılmasında kullanılan nötron kütlesine yakın büyüklükteki elementlerdir. Zarf, yakıtın yavaşlatıcı ve soğutucu ile doğrudan temas etmesini önleyerek radyoaktif bulaşmaları önler ve yakıta geometrik bir duruş sağlar. Yansıtıcı, reaktör kalbini çevreleyen ve dışarı kaçan nötronların yeniden kazanılması için kullanılır. Soğutucu yakıtlarının fisyonla yüksek sıcaklara çıkmasıyla meydan gelen ısıyı azaltmak amacıyla kullanılır. Soruda verilen tanımı karşılayan doğru cevap kontrol çubuklarıdır.

Soruda belirtilen özelliklerden akışkan olmak ve ısıyı iyi absorbe etmek malzemenin soğutuculuğuyla ilgili olabilir. Katı formda olmak ise fiziksel bir hali temsil eder. Ele alınan süreç reaktif olduğu için kimyasal olarak malzemenin özellikleri düşük düzeyde ilgilidir. Yansıtıcıların temel özelliği nötron yutuculuğu düşük iyi saçan malzemeler olmalarıdır. Döteryum oksit, karbon ve berliyum oksit bu özelliklere haiz olduğu için yansıtıcı olarak kullanılmaktadır.

Reaktör tankı, çelikten yapılmış ve yüksek basınca dayanıklı bir kaptır. Tüm nükleer reaksiyonlar, buradaki fisyon ürünleri burada gerçekleşir. Yakıt çubukları, kontrol çubukları, yavaşlatıcı, yansıtıcı reaktör tankının içinde yer alır. Biyolojik zırh ise bu reaktör kabının çevresindeki çok kalın beton duvardır.

Kitabınızın 83. Sayfasındaki Şekil 3.13’ten de izleyebileceğin gibi: Çalışan akışkan su, düşük basınçtan, buhar üreticinin yüksek basıncına pompalanır. Su, buhar üreticide reaktörün soğutma suyuyla kızdırılmış buhar halini alana kadar ısıtılır. Kızgın buhar türbin boyunca genişler ve güç üretir. Tribünden çıkan buhar yoğuşturucuya gider, sıvı halini alır ve tekrar pompaya girer.

²³³U çekirdeği toryum-232’den elde edilmektedir.

Nükleer yakıtlar zarf adı verilen bir kılıf içinde reaktöre yerleştirilir. Bu zarf hem küçük parçalar hâlinde şekil verilmiş yakıtın bir araya getirilmesini hem de reaksiyon sonunda ortaya çıkan yüksek radyoaktif seviyedeki ürünlerin dağılmadan tutulmasını sağlar.

Zarf malzemesi olarak paslanmaz çelik veya alüminyum, magnezyum veya zirkonyum alaşımlar kullanılır.

Nükleer yakıtlar zarf adı verilen bir kılıf içinde reaktöre yerleştirilir. Bu zarf hem küçük parçalar hâlinde şekil verilmiş yakıtın bir araya getirilmesini hem de reaksiyon sonunda ortaya çıkan yüksek radyoaktif seviyedeki ürünlerin dağılmadan tutulmasını sağlar. Zarf, yakıtın, yavaşlatıcı ve soğutucu ile doğrudan temas etmesini önleyerek radyoaktif bulaşmaları önler ve yakıta geometrik bir duruş sağlar. Yakıtın hızlı yanmasını sağlamak gibi bir görevden bahsedilmemiştir.