Nükleer enerji, atomun çekirdeğiyle ilgili bir olay olup, iki şekilde elde edilebilir. Bunlardan birincisi, iki küçük çekirdeğin birleştirilmesi, yani füzyon, ikincisi ise büyük bir çekirdeğin parçalanması, yani fizyondur. Konumuz ikincisi…
Fizyon Reaktörleri:
Hızlı ya da yavaş, yani az veya çok kinetik enerjiye sahip nötronların bombardımanıyla parçalanabilen atom çekirdeklerinin ‘fisil’ olduğu söylenir. Uranyum, doğada bulunan yegane fisil elementtir. Doğal hali sayıca; %99.274 oranında U-238, %0.7205 oranında U-235 ve bir de, çoğunlukla gözardı edilen %0.0055 oranındaki U-234 izotoplarından oluşur. Bunlardan fisil olan U-235’in parçalanması sonucunda açığa; ‘fizyon ürünü’ denilen orta ağırlıkta iki çekirdekle, yüksek kinetik enerjiye sahip, yani ‘hızlı’ iki veya üç nötron çıkar.
Bu nötronlar diğer U-235 çekirdeklerine çarparak, onların da parçalanmasına yol açabilir. Açığa yine, fizyon ürünleriyle birlikte iki veya üçer nötron daha çıkar. Böylelikle, nötron sayısının nesilden nesile arttığı bir ‘zincirleme tepkime’ oluşturulabilir. Bir nesildeki nötron sayısının bir öncekidekine oranı, ‘etkin çoğalma faktörü’ olarak adlandırılıp, k ile gösterilir. Yeterli sayıda U-235 içeren bir sistemde, k’nın değeri 1’den küçük, 1’e eşit veya 1’den büyük olabilir ve ilgili hallerde sistemin sırasıyla; ‘kritikaltı’, ‘kritik’ veya ‘kritiküstü’ olduğu söylenir. Kritiküstü bir sistemde, sayısal yoğunluğu giderek artan fizyon tepkimeleri yer alırken, her parçalanmadan, 200 milyon elektronvolt (MeV) kadar enerji açığa çıkmaktadır. Bunun 165 MeV kadarı fizyon ürünlerinin kinetik enerjisi şeklindedir. Elektronlarının 10 ile 18 kadarını geride bırakarak fırlayan bu iyonlar, civardaki çekirdeklerle çarpışmalar sonucunda, kısa mesafelerde durdurulurlar. Kinetik enerjilerini ortama aktarıp, ortamı ısıtmaktadırlar. Bir karbon atomunun yanmasıyla açığa çıkan kimyasal enerji 4 eV kadar olduğuna göre; U-235’in bir gramı, 2,5 ton saf kömüre, kilogramı ise yüzlerce ton TNT’ye eşdeğerdir. Bu kıyaslama aynı zamanda, uranyum kütlesinin birim hacmi başına enerji üretim hızının, yani özgül gücünün, bir kömür kazanındakinin milyon katına kadar ulaşabilmesi anlamına gelir. Böyle bir tepkime zinciri kontrol altına alınıp, enerji üretim amacıyla kullanılabililir. Bunun için, kritiküstü olabilen bir uranyum kütlesi kompozisyonunun oluşturulması gerekir. Bu ise, fizyondan açığa çıkan nötronların, sistemden dışarı kaçarak veya fizyonla sonuçlanmayan ‘parazit yutulma’lara uğrayarak ‘ziyanı’nın, olabildiğince alt düzeyde tutulmasını gerektirir. Böyle bir kritiküstü sistemin içine bir avuç nötron atıldığında, nötron sayısı hızla artmaya, birim zamanda üretilen enerji miktarı, yani güç tırmanmaya başlar. İstenilen güç düzeyine ulaşıldığında, sistemi; içine fizyona uğramayan güçlü nötron yutucularından oluşan ‘kontrol çubukları’ sokmak suretiyle kritik hale indirmek mümkündür. Bundan sonra sistem, ulaşılmış olan güç düzeyinde enerji üretimini sürdürür. Gücün tekrar arttırılması istendiğinde, çubukları bir miktar dışarı çekmek yeterlidir. Tam tersine, çubukların daha fazla sokulması, sistemi kritikaltı hale getirip, güç düzeyini azaltır. Kontrol çubuklarının içerdiği yutucu miktarı, tümüyle sokulmaları halinde tepkime zincirini durdurmaya fazlasıyla yetecek düzeyde seçilir.
Tabii bu arada, uranyum kütlesinin erimemesi için, içinde üretilen enerjinin sistemden uzaklaştırılması, yani soğutulması gerekir. Soğutucu olarak ilk akla gelen, fiziksel özelliklerini yakından tanıdığımız suyu kullanmaktır. Ancak, doğal uranyumdaki fisil U-235 oranı zaten çok düşük iken, normal sudaki hidrojen çekirdeklerinin nötron yutma eğilimi yüksektir. O kadar ki, normal suyla soğutulan bir doğal uranyum kütlesini, hacmi sonsuz olsa bile, kritik hale getirmek mümkün değildir. Halbuki, D2O moleküllerinden oluşan ağır su, hidrojen yerine, onun zaten bir nötron yutmuş hali olan döteryum çekirdeklerini içermektedir ve bu çekirdeklerin nötron yutma eğilimi, hidrojene oranla çok daha düşüktür. Dolayısıyla, ağır suyla soğutulan, uygun büyüklük ve geometrideki bir doğal uranyum kütlesi, kritiküstü hale getirilebilir. Isı üretimi yoğun, yani birim hacim başına güç düzeyi yüksek olabildiğinden, uranyumla suyun arasındaki ısı aktarım yüzeyinin olabildiğince geniş tutulması gerekir. Uranyum kütlesi bu yüzden, ince uzun ‘yakıt çubukları’ halinde üretilip, aralarında su gezdirilir ve suyun uranyumla kimyasal tepkimeye girmesini önlemek için, yakıt çubuklarının her biri, zirkonyum alaşımından birer zarfın içine yerleştirilir. Yalnız, zarfın içine konan uranyumun metal halinde olmaması lazımdır. Çünkü uranyum metalinin kararlı hali; 667,7 °C’ye kadar alfa (‘ortorombik’), 667,7 ile 774,8 °C arasında beta (tetragonal), 774,8 °C’den sonra, 1132,2 °C’deki ergime noktasına kadar da gama (gövde merkezli küp, ‘bcc’) fazıdır. Sıcaklık değişimleri sırasında metalin faz değiştirmesi, hacminin büyük oranda değişerek, zarfı patlatmasına yol açacaktır. Halbuki uranyumun seramik hali olan UO2, hem bu açıdan kararlıdır, hem de 2827 °C gibi çok daha yüksek bir sıcaklıkta erir. Dolayısıyla reaktör yakıtı elemanlarında, genelde uranyumun bu oksit hali kullanılır.
Bu durumda, herhangi bir çubukta yer alan bir fizyondan açığa çıkan hızlı bir nötron, yüksüz olduğundan kolayca dışarı çıkabilerek, çubuktan çubuğa seyahat edebilmekte ve aralarındaki sudan da geçmektedir. Bu arada, ağır sudaki hafif döteryum çekirdeklerine çarptıkça yavaşlar. Neyse ki; U-235’in, ‘termal’ de denilen yavaş nötronlar karşısında fizyona uğrama olasılığı, hızlı nötronlarınkine oranla daha yüksektir. Dolayısıyla, ağır suyun varlığı, sistemin kritiküstü durumu pekiştirir. Adeta bir taşla iki kuş vurulmuş olmakta ve sistemi soğutan su, hem de kritiküstülüğü arttıran bir ‘yavaşlatıcı’ işlevi görmektedir. Buharlaşması halinde, her iki işlevi de zaafa uğrayacaktır. Bu istenmiyorsa eğer, kaynamasını önlemek için yüksek basınç altında tutulması gerekir. Böyle bir reaktöre ‘basınçlı ağır su reaktörü’ (‘Pressurized Heavy Water Reactor’, PHWR) denir. Ağır suyun emdiği ısı, ikincil bir soğutma devresindeki normal suya aktarılır. Bu normal su bir buhar üretecinde buharlaştırıldıktan sonra, türbinlerden geçirilip elektrik üretiminde kullanılır. Kanada tasarımı CANDU reaktörü bu tipten, doğal uranyumla çalışan, ağır su soğutmalı bir reaktördür.
Karbonun nötron yutma kesiti de keza, hidrojeninkine oranla çok düşüktür. Öte yandan kütle numarası düşük olduğundan, karbon aynı zamanda iyi bir nötron yavaşlatıcısıdır. Dolayısıyla, doğal uranyuma dayalı bir sistem, su yerine karbon, örneğin karbondioksit soğutucu ve grafit yavaşlatıcı kullanılarak da kritiküstü hale getirilebilir. Böyle bir reaktöre, ‘gaz soğutmalı reaktör’ denir. Uranyumun metal hali, karbondioksitle tepkimeye girmediğinden, bu reaktörlerde yakıt olarak kullanılabilir. İngiltere’de tasarımlanmış olan ‘Magnox’ ve AGR (‘Advanced Gas Reactor’) bu tiptendir.
Normal suyla çalışan kritiküstü bir sistem ise, ancak uranyumdaki U-235 oranının yükseltilmesiyle mümkündür. Buna ‘zenginleştirme’ işlemi denir ve değişik yöntemlerle yapılabilir. Normal suyla çalışan ve zenginleştirilmiş uranyum kullanan bir reaktör, diğer yönlerden, ağır sulu bir reaktör gibi çalışır. Bu reaktörlere, ‘basınçlı su reaktörü’ (‘Pressurized Water Reactor’, PWR) denir. Dünya’nın halen çalışmakta ve elektriğinin %16 kadarını üretmekte olan, toplam 365 GW gücündeki 443 ticari nükleer reaktöründen 268’i bu tiptendir. Yakıt olarak, U-235 içeriği %2-5 oranında zenginleştirilmiş uranyum kullanırlar. Araştırma reaktörleri ise, hacimleri görece küçük olduğundan, daha yüksek zenginlikte yakıt kullanmak zorundadır. Parmak kuralı olarak, %20’ye kadar zenginleştirilmiş olan uranyuma, ‘düşük zenginlikte uranyum’ denir. %20’nin üstü, ‘yüksek zenginlikte uranyum’ sayılır. Öte yandan, ortalama kinetik enerjisi görece yüksek bir nötron nüfusuyla çalışan reaktörlerin ‘hızlı’ olduğu söylenir ve U-235’in hızlı nötronlar karşısında fizyona uğrama olasılığı, yavaş nötronlara oranla çok daha düşük olduğundan; böyle reaktörlerde kullanılan yakıtın daha zengin olması gerekir.
Hızlı ya da termal bir reaktörün yakıtındaki U-235, hızlı ya da yavaş nötronlarla fizyona uğrarken, U-238 izotopu, sadece hızlı nötronlarla parçalanabilir. Bu arada, orta düzeyde enerjili (‘epitermal’) bir nötron yuttuğunda, iki ß+ bozunmasından geçip, Pu-239 izotopuna dönüşür. Pu-239, hızlı nötronlar karşısında fizyona uğrama olasılığı daha yüksek olduğundan, U-235’ten daha bile iyi bir yakıt malzemesidir. Uygun tasarımlı bir reaktör, birim zamanda tükettiği U-235’ten daha fazla Pu-239 üretebilir. Böyle çalışan, net olarak yakıt üretmekte olan bir reaktörün “üretken” olduğu söylenir. Bu işlem, yavaş nötronlar yerine hızlı nötronlarla daha kolay başarılabilir. Çünkü, hızlı bir nötronun fizyona yol açma olasılığı görece düşük olmakla beraber, bu düşük olasılık gerçekleştiği takdirde parçalanmadan açığa çıkan nötron sayısı daha fazladır. Yani, ortalama enerjisi yüksek olan bir nötron nüfusuyla çalışan bir reaktörün ‘nötron ekonomisi’ daha iyidir. Bu yüzden de “üretken” reaktörlerdeki nötronlar, fizyondan çıktıktan sonra yavaşlatılmazlar. Suyun yavaşlatıcı etkisinden kaçınmak için soğutucu olarak, su yerine örneğin sıvı sodyum kullanılır ve bu türden reaktörlere “hızlı üretken reaktör” denir.
Reaktör kalbindeki çekirdek parçalanmalarının yol açtığı ‘fizyon ürünleri’ yüksek enerjilerle doğar. İçind
e bulundukları malzeme tarafından sonunda durdurulur, fakat bu arada, etraftaki çekirdeklerle çarpışarak, malzemenin yapısında epeyce hasar yaratırlar. Ayrıca kendileri istikrarsız olup, oluşumlarından belli bir süre sonra, başka çekirdeklere dönüşürler. Bu arada; gama ışınları denilen yüksek enerjili elektromanyetik radyasyon veya helyum çekirdeklerinden oluşan alfa parçacıkları, ya da elektron veya pozitron gibi katı parçacıklar ışınlarlar. Bu türden etkinliğe sahip olan çekirdeklerin, ‘radyoaktif’ olduğu söylenir. Herhangi bir radyoaktif izotopun, başlangıçtaki sayısının ve dolayısıyla da ışıma gücünün yarıya inmesi için gereken süreye ‘yarı ömür’ denir. Bu süre çekirdeğin türüne bağlı olup, bazıları için saniyenin küçük bir kesri, bazı diğerleri için ise binlerce yıldır. Radyoaktif çekirdeklerin bozunması çoğu kez, diğer radyoaktif çekirdeklerin oluşumuyla neticelenir. Bunlar da bozunduklarında, daha başka radyoaktif çekirdeklere dönüşebilir. Öte yandan, kalpteki diğer bazı çekirdekler de nötron yutarak, keza radyoaktif hale gelirler. Bunlardan bazılarının, kalbi soğutan suya karışması mümkündür. Kaldı ki; suyun içerisinde nötronlar dolaşmakta, suyu oluşturan çekirdekler tarafından yutulmaktadır. Örneğin hidrojen, bir nötron yutup döteryum, döteryum bir nötron daha yutup trityum olabilir. Bunlardan trityum radyoaktiftir. Keza, sudaki oksijen bir nötron yutup radyoaktif bir izotopa dönüşebilir. Dolayısıyla, kalbi soğutan ‘birincil devre’ suyu, reaktör içerisinde dönüp durdukça radyasyon biriktirir ve bu suyun dışarı sızmaması gerekir. Kısacası; birkaç ay süreyle çalıştırılan bir reaktörün kalbinde 800 kadar farklı çekirdek oluşur ve kalpte, çalışma gücünün her megawatı için 1 megaCurie (1 Curie=saniyede 37 milyar bozunum) düzeyinde bir radyoaktivite stoğu birikir. Bu stoğun yakın civarda yol açtığı aktivitenin, reaktör çalışanlarının güvenliği açısından şart koşulan üst sınırın altına indirilebilmesi için, reaktör kalbinin etrafı birkaç metre kalınlığında kurşunlu veya bizmutlu betondan yapılmış bir ‘biyolojik zırhla’ çevrilidir.
Nükleer reaktörlerin denetim sistemleri, olağandışı herhangi bir durum algılandığında, reaktörün kendini otom
atik olarak kapatmasını, yani ‘kendiliğinden güvenli’ bir sistem oluşturmasını sağlayacak biçimde tasarımlanır. Fakat kalbin içerdiği aktivite stoğu, enerji üretiminin reaktörün kapatılmasından sonra da devam edeceği anlamına gelir. Yani, bir kömür santralında kazana kömür küreklemeye son vermekle enerji üretimine son verilmiş olurken, bir nükleer reaktör kapatılmış, yani kalpteki tepkime zinciri durdurulmuş olsa dahi, enerji üretimi, kapatmadan önceki güç düzeyinin yaklaşık %10’uyla başlayıp, zamanla azalır. Bu ‘bozunma ısısı’nın, reaktör kapandıktan sonra da, ta ki önemsiz düzeylere inene kadar, emilmesi lazımdır. Aksi halde reaktörün kalbindeki uranyum yakıt elemanları eriyebilir ve çok yüksek sıcaklıkta sıvı bir kütle oluşturup, önüne gelen herşeyi eritebilir. Dolayısıyla; bir ‘soğutucu kaybı kazası’ sonucunda reaktör kalbinin erimesi olasılığı, bir nükleer reaktör için düşünülebilecek en ciddi kaza senaryosunu oluşturur. Oturmuş reaktör tasarımları için ‘milyon yıllık çalışma süresinde bir kez’ düzeyinde olduğu hesaplanan bu olasılığa karşı, kalpteki aktivite stoğunun çevreye sızmaması için, reaktör binası 100-130 cm kalınlığında, yoğun çelik takviyeli bir ‘koruma kabuğu’nun içine yerleştirilir.
Kulanılmış Yakıtlar ve Radyoaktif Atıklar:
Reaktör kalbinde fizyona uğrayarak enerji üreten uranyum yakıt, zamanla fakirleşir ve belli bir süre sonra, yakıtın değiştirilmesi gerekir. ‘Kullanılmış yakıt’larda çok çeşitli türden ve değişik miktarlarda radyoaktif izotop birikmiştir. Ürettikleri ısının doğal konveksiyonla soğutulması amacıyla, 100 gün kadarlık bir süre için, reaktör alanındaki bir su havuzunda bekletilirler. Aktivitesi görece azalan ‘kullanılmış yakıt’ların, daha sonra fiziksel yöntemlerle parçalanıp kimyasal yöntemlerle çözülerek, içindeki işe yarar izotopların ayrıştırılması mümkündür. Geride kalan kimyasal çözeltilerde, işe yaramayan radyoaktif çekirdekler kalır. Üst düzeyde radyoaktivite içeren bu sıvı atıkların, buharlaştırma yoluyla katı hale getirilip, hacmi azaltılır. Elde edilen radyoaktif toz, ‘camlaştırma’ (‘vitrifikasyon’) yöntemiyle, cam bir bünyeye homojen bir şekilde yedirilir. Bu durumda cam kırılsa dahi, sadece kırılma yüzeyindeki radyoaktif çekirdekler açığa çıkacak ve cam bünyenin içindekiler dışarı sızamayacaktır. Buna ‘yakıtı yeniden işleme süreci’ deniyor ve elde edilen cam koruyucular, paslanmaz çelikten bidonlara yerleştirilip saklanıyor. İçerdikleri aktivite stoğunda, stronsiyum-90 ve sezyum-137 gibi çekirdekler önemli bir yer tutar. Bunların yarı ömürleri oldukça uzun olup, sırasıyla 28 ve 30 yıl civarındadır. Radyoaktif bir izotopun aktivitesini artık kaybetmiş olduğunu söyleyebilmek için, parmak kuralı olarak ‘10 yarı ömür’ün geçmesi gerekir. Dolayısıyla, 300 yıl süreyle, güvenli bir şekilde saklanmaları lazımdır. Bu amaçla, tuz yatakları gibi ‘şok emici’ jeolojik tabakalarda açılan yeraltı galerilerinde depolanarak, deprem şoklarından korunmaları tasarlanıyor. Bu ‘nihai depolama sistemi’ tasarımına göre; sözkonusu jeolojiik tabakalar geçmişte olduğu gibi, yüzbinlerce yıl süreyle değişmeden duracak ve radyoaktif atıkları içlerinde saklayacaklardır. Böyle bir tasarımda, dış kabın delinmesi ve radyoaktif çekirdeklerin çevreye yayılarak besin zincirine girmeleri olasılığı çok düşük olmakla beraber, aktinitlerin uzun yarıömürleri nedeniyle, olası tüm sonuçları öngörebilmek zordur.
Bu çerçevede, zenginleştirilmiş uranyuma dayalı termal reaktörlerde, bir yandan uranyumun 235 izotopunun parçalanmasıyla enerji üretirken, diğer yandan 238 izotoplarının bir kısmını plutonyuma dönüştürmek mümkündür. Üretilen plutonyumla daha sonra, hızlı üretken reaktörler inşa edilebilir ve bu reaktörler, bir yandan plutonyum parçalayarak enerji üretirken, diğer yandan, zenginleştirme sürecinden geriye kalan veya termal reaktörlerin atık yakıtlarında biriken 238 bileşenini plutonyuma dönüştürebilir. Böylelikle, nükleer enerji üretiminde doğal uranyumun sadece %1’den azını oluşturan U-235 bileşeni değil, tümü değerlendirilerek, uranyum rezervlerinin kapasitesi 60 misli kadar arttırılmış olur. Bu, eski yakıtın ‘yeniden kullanım’ sürecinde aynı zamanda, kullanılmış yakıtlarda birikmiş olan uzun yarı ömürlü aktinitler de parçalandığından, atık yakıtların aktivite stoğunun etkinlik süresi kısalır.
Nükleer enerji 1960’lı yıllarda, böyle bir tasarımla yola çıktı. 1974 petrol şokundan sonra hızla yayıldı. Her teknoloji girişiminin olduğu gibi, sunduğu yararın yanında bazı riskler de barındırıyordu: Radyasyon riski…
Radyasyon Riski:
Radyasyonu oluşturan parçacıklar, mikroskopik birer mermi gibidirler. Önlerine çıkan malzeme içerisinde durdurulup soğurulana kadar, o malzemeye enerji aktarırlar. Malzeme tıpkı, üzerine bir tabanca ile defalarca ateş edilen çelik bir levha gibi ısınır. Bundan öte, radyasyon parçacıkları, yolları üzerindeki molekül bağlarını kırarak, maddenin yapısında değişikliklere de yol açar. Eğer malzeme uzun molekül zincirlerinden oluşuyorsa, ışınımın kırdığı molekül parçaları bazen de, yine radyasyon ışınlarının etkisi sonucu, gelişigüzel yerlerinden birbirlerine bağlanır. Yani radyasyon, tıpkı bir oksijen tüpünün ucundaki alev gibi; uzun molekül zincirlerini bazı yerlerinden kesmekte, diğer bazı yerlerinden de, parçaları kaynak edip birleştirmektedir. Bu olguya ‘radyasyonla polimerizasyon’ da denir ve bazı plastik türleri bu yöntemle sertleştirilir. Ancak bu olay eğer canlı bir organizmada yer alıyor ise, bu; organizmanın aleyhinedir.
Canlı hücreler çoğunlukla, uzun protein zincirlerinden oluşmaktadır. Hücrenin radyasyona maruz kalması halinde, bu moleküler bağlardan bazıları kırılır ve ortaya çıkan parçalardan bazıları, gelişigüzel şekillerde bağlanır. Bu moleküller artık işe yaramaz olmuştur ve tamir edilmeleri gerekir. Çünkü aksi halde, hücrede arızalı molekül yapıları birikecek, hücrenin metabolizması değişecektir. Nitekim, hücrenin bu tür hasarları gidermek için, belli bir tamir kapasitesi vardır. Hatta gelişkin organizmalardaki hücreler, molekülleri tek tek kontrol edip rastlanan hasarlıları tamir etmek yerine, tüm molekülleri belli aralıklarla, hasarlı olsun veya olmasın, parçalayıp yeniden inşa etmeyi tercih ederler. Ancak, hücrenin tamir kapasitesi sınırlıdır ve bu sınır aşıldığında, hasarlı moleküller birikmeye, hücrenin yaşamsal etkinlikleri aksamaya başlar. Örneğin kıl dibi hücreleri, dış kaynaklı radyasyona karşı ön cephede yer alırlar ve radyasyona karşı aşırı duyarlıdırlar. Dolayısıyla aşırı radyasyona maruz kalan insanların, saçları dahil, vücutlarındaki tüyler dökülür. Keza gözün kornea tabakası, radyasyona karşı duyarlıdır; polimerizasyona uğrayarak şeffaflığını yitirir ve bilindiği gibi, buna ‘katarakt hastalığı’ denir. Bunlar radyasyonun ‘somatik’ etkileridir.
Radyasyonun bir de “genetik” etkileri var. Eğer radyasyon hücre çekirdeğine ulaşacak olursa, buradaki DNA’nın yapısında bazı değişikliklere yol açar ve insanın özelliklerini belirleyen şifreyi, adeta yeniden ve gelişigüzel bir şekilde yazar. Hücrenin faaliyetlerini yöneten emir komuta zinciri değişmiştir. Hücre, aksayan faaliyetleri dolayısıyla ölebilir veya daha da kötüsü, hızlı bir üreme çabasına girerek kanserleşir. Örneğin kemik iliği hücreleri üzerindeki radyasyon baskısı, ‘lösemi’ye yol açabilir. Öte yandan, eğer çekirdeği hasar gören hücre, sperm veya yumurtaları oluşturan “haploid” hücrelerden birisi ise, bu hücrenin dölleyeceği yavru, yapısal bozukluklarla doğar.
Bu çerçevede, iyonlaştırıcı radyasyonun canlı organizmalar üzerinde yol açacağı fiziksel etkinin, hedef canlıda birim kütle başına soğurulan enerji miktarıyla orantılı olması beklenir. Bu yüzden, ‘radyasyon dozu’ ölçüsü olarak kullanılan ‘Uluslararası Standart’ (SI) birimi ‘Gray’ (Gy); 1 kg’lık yumuşak doku başına 1 Joule soğurulmuş enerjiye eşdeğer olarak alınmıştır. Ancak, belli bir radyasyon dozunun hedef dokuda yol açabildiği ‘biyolojik hasar’, yalnızca soğurulan enerji miktarına değil; radyasyonun türüne, organizmanın cinsine, dokunun niteliğine ve organ hacmine de bağlıdır. Dolayısıyla, hedef dokudaki biyolojik etkinin ölçüsü olarak, soğurulan enerji miktarının boyutsuz bir ‘biyolojik etkinlik faktörü’ ile çarpılması sonucunda elde edilen ‘eşdeğer doz’ kullanılır. Bu ‘eşdeğer doz’un SI birimi ‘Sievert’ (Sv) olup, Gray ile aynı, yani J/kg birimine sahiptir. Fakat, Gray radyasyonun fiziksel etkisini ölçerken, Sievert biyolojik etkisini ölçmektedir.
Radyasyon doğanın yabancı olduğu bir unsur değil. Yerkabuğunun her tarafında değişen oranlarda; toprakta, kayalarda, suda ve havada, radyoaktif çekirdekler var. Bunlardan bazıları bitkilere, oradan da besin zinciriyle, biz dahil diğer canlıların bünyelerine geçiyor. Bu ‘doğal radyasyon’a yol açan çekirdeklerin başında potasyum, uranyum ve toryum geliyor. Potasyum atomlarının da %0,0118 kadarı radyoaktif K-40 izotopundan oluşmakta. Dolayısıyla, potasyumca zengin besin kaynaklarından, yılda 0,4 mSi kadar doz alıyoruz. Bu çekirdeklerin etkinliği zamanla azaldığından, örneğin K-40’ın Dünyamızdaki şimdiki düzeyi, hayatın başladığı zamanın yarısı kadar. Öte yandan, arkaplan doz hızı, bazı yerlerde 1,5 mSv/y kadar düşük olabildiği gibi, bazı diğer yerlerde 100 mSv/y’ı aşabiliyor. İran’ın kuzeyindeki Ramsar bölgesinde 260 mSv/y’a ulaşırken, bölge sakinlerinde hücre genetiği açısından anlamlı bir fark gözlenmiyor.
Bu doğal radyasyon kaynaklarına ek olarak, bir de insan yapımı kaynaklar var. Sivil halkı radyasyona maruz bırakan en büyük yapay kaynaklar; teşhis amaçlı x-ışınları, nükleer tıp ve radyasyon tedavisi gibi tıp yöntemleri. Bu alanda kullanılan radyoaktif çekirdeklerden bazıları; I-131, Tc-99, Co-60, Ir-192, Cs-137. Ayrıca, tükettiğimiz unsurlardan radyasyon alıyoruz. Günde 1,5 paket sigara içen birisi, tütündeki Po-210 izotopunun aktivitesi nedeniyle, yılda 1,3 mSv doz alır. Yangın alarmlarında radyoaktif amerisyum, gazlı fenerlerin gömleklerinde toryum kullanılıyor. Ayrıca, bina ve yol inşaat malzemeleri, yanıcı gazlar, televizyonlar ve elektron tüpleri, ışıldayan saatler ve kadranlar, havaalanı x-ışını sistemleri, floresan lamba starterleri radyasyon kaynağı oluşturmakta.
Öte yandan, doğal ve yapay radyasyon kaynaklarının etkileri aynı. Uluslararası Radyolojik Korunma Kurulu (‘International Radiological Protection Comission’, IRPC) insan kaynaklı radyasyon dozunun toplum bireyleri için yılda 1 mSv’i, radyaoktif maddelerle çalışan yetişkinlerin mesleki radyasyon dozunun yılda 50 mSv’i aşmamasını öngörüyor. Örneğin yüksek uçuş pilotları, aldıkları yıllık doz miktarı açısından, radyasyonla çalışanlar arasında ilk %5’e girerler. Yılda aldıkları ortalama doz, 2 mSv’tir. Olağan koşullarda çalışan bir nükleer santral çalışanının yılda aldığı doz ise, 1,8 mSv kadar. Ancak bir de, ‘olağanüstü’ durum olasılıkları var.
Üç Mil Adası, Çernobil ve Sonrası:
1000 Mw’lık bir kömür santralı, yılda yaklaşık 4 milyon ton kadar kaliteli kömür yakar. Bunun %5 kadarı, 200 bin ton kül olarak geride kalır. Kömür, ağırlıkça milyonda 1 kadar uranyum, 3 kadar da toryum içerir. Dolayısıyla, yılda 5 ton uranyum, 13 ton kadar da toryum, çoğunlukla külde yoğunlaşır. Kısmen de baca gazıyla taşınan parçacıkların bünyesinde, 50 km çapında bir alana yayılır. Ayrıca, kaliteli bir kömür ağırlıkça %1 kadar kükürt içermekte ve yılda 40 bin ton kadarı, yakılarak SO2’ye dönüştürülmektedir. Havadaki su buharıyla birleşen SO2, 100 bin ton sülfürik asit olarak, yağmurlarla birlikte geri gelir. Buna, kullanılan yakma tekniğine bağlı olarak, yılda 20 bin ton kadar da nitrik asit eşlik eder. Halbuki bir nükleer santral atmosfere, yakıt çubuklarında biriken uçucu gazların kontrollü salımı dışında, sadece su buharı verir. Sonuç olarak, bir nükleer santralın olağan çalışma koşulları altındaki çevre etkileri, radyasyon salımı da dahil olmak üzere, emsal güçteki bir kömür santralındakinden çok daha azdır. Nedeni, kömür santralının ürettiği olumsuz unsurları, zamana yaygın bir şekilde sürekli olarak çevreye salıyor, nükleer santralın ise, kalbinde biriktiriyor olmasıdır. Ancak bir kaza durumunda, kalpte birikenlerin büyük bir kısmının çevreye yayılması riski vardır…
Nitekim, 1979 yılında, ABD’nin “Three Mile Island” nükleer santralındaki reaktörlerden birininin kalbi, olası en kötü senaryoyu oluşturan soğutucu kaybı kazası sonucunda eridi. Bilindiği kadarıyla ilk kez, sivil halka yönelik bir ‘yapay radyasyon riski’ yaşanmıştı. Nükleer enerjideki gelişme duraksadı. Güvenlik sistemlerinde şart koşulan iyileştirmeler, süregiden inşaatları yavaşlatmış, inşaat süreleri uzamıştı. Artan maliyetler karşısında yeni siparişler azalırken, eskilerinden bazıları iptal edildi. Gerçi kaza sırasında can kaybı olmadığı gibi, kazanın sonuçları koruma kabının içine hapsolunduğundan, çevreye aşırı miktarda radyasyon salınmamıştı. Fakat, 1986 yılında Sovyetler Birliği’nin Çernobil nükleer santralındaki ünitelerden birisi aynı kazaya uğrayınca, bu seferki kaza, reaktörün bir koruma kabına sahip olmaması nedeniyle, kontrol altına alınamadı. Oluşan radyasyon bulutunun haftalarca, Türkiye dahil Avrupa üzerinde dolaştığı, yağmurlarla birlikte besin zincirine ulaştığı hatırlardadır. 2005 yılında açıklanan kapsamlı bir inceleme raporuna göre, kazanın maddi faturası yüz milyar doları aştı. Fakat, insan sağlığı açısından sonuçları, ilk elde korkulduğu kadar büyük olmadı. Kaza ile doğrudan bağlantılı ölümlerin sayısı, 2005 yılı ortası itibariyle, 47’si ilk müdahaleyi yapanların arasından olmak üzere, 56. Bu sayı, Çin’de halen kömür madenlerinde bir haftada ölenlerin sayısının yarısı kadar. Çernobil bölgesinde en fazla kirlenen alanlardan boşaltılan sivillerin toplam sayısı 600.000. Bu nüfustaki ömür boyu kanser vakalarının %3 oranında artacağı ve en fazla radyasyon dozuna maruz kalmış olanlarından 4.000’inin, radyasyon kökenli ölümle karşılaşacağı tahmin ediliyor. Ancak, kontrol grubunun dörtte biri zaten, Çernobil kökenli radyasyondan kaynaklanmayan ‘kendiliğinden oluşan kanser’ler nedeniyle öldüğünden, gelecekteki kanser vakaları arasında kazaya bağlı olanları belirlemenin zor olacağı düşünülmekte.
Nükleer endüstrinin imajı ağır bir yara almıştı. Halbuki her sanayi girişimi, bazı kaza olasılıklarını da beraber getirir. Nitekim, geçmişte; en gelişmiş ülkelerdekiler de dahil olmak üzere, dünyanın çeşitli yerlerinde inşa edilen yüzlerce nükleer santralde yer alan radyasyon sızıntılarının sayısı, yüzleri bulmuştu. Bazıları gizlenmiş olan bu sızıntılar ortaya çıktıkça, nükleer teknolojiye karşı güven aşınmaya uğradı. Nükleer santrallar atom bombalarıyla özdeşleştirilmeye ve radyasyon riski, biraz da görünmez bir tehdit oluşturması nedeniyle, abartılı bir şekilde algılanmaya başlanmıştı. Nükleer enerji teknik bir konu olmaktan çıkıp, büyük oranda siyasallaştı. Atıkların nihai depolama yöntemi üzerinde anlaşmaya varılamadı. Nimetlerinden şu an yararlanılan bir teknolojinin yol açtığı atıkların yönetim sorumluluğunu gelecek nesillerin omuzlarına yükleyecek olması nedeniyle etiksel açıdan da sorgulanmakta. Halen bu konuda karar vermiş olan yegane ülkeler, ABD ve Finlandiya. Ancak bu ülkelerde dahi, tasarım hala tartışılıyor. Nihai depolama tasarımı hayata geçirilemeyince, yakıtların ‘yeniden işleme süreci’ne de geçilmedi ve ticari amaçla elektrik üreten nükleer santrallardan kaynaklanan kullanılmış yakıtlar, reaktörlerdeki soğutma havuzlarında biriktirildi. Başlangıçta kısa süreli, yaklaşık 100 günlük depolama için tasarlanmış bulunan havuzlar dolmak üzere. Bazılarından çıkartılan yakıtlar, aktiviteleri artık görece azalmış olduğundan, metal bir kapla zırhlanıp, betonla kaplanarak, kuleler halinde reaktör alanına dikilmekte. Havanın doğal konveksiyonuyla soğutuluyorlar. Beton kuleler, tıpkı reaktör koruma kabında olduğu gibi, uçak düşmelerine karşı dayanabilecek nitelikte. Ancak, içerdikleri bazı çekirdeklerin yarı ömrü çok uzun olup, örneğin plutonyumunki 24,000 yıl kadar. Gerçi termal reaktörlerde plutonyum, kendisi de fisil olduğundan, az miktarda birikiyor. Fakat, bomba malzemesi olarak uygunluğu ve kimyasal yöntemlerle ayrıştırılmasının kolaylığı nedeniyle, terörist amaçlara hedef olmasından korkuluyor. Halbuki bu plutonyumun, yakıt işleme süreciyle ayrıştırılıp, hızlı üretken reaktörlerde yakıt olarak kullanılması mümkün. Ancak, dünya genelinde ‘hızlı üretken reaktör programı’, karşılaştığı malzeme sorunları ve düşük uranyum fiyatları yüzünden ekonomik olmayışı nedenleriyle askıya alındığından, bu da yapılamıyor. Öte yandan, çoğunluğu askeri amaçlarla kurulmuş olan ilk reaktörlerin kapatılma zamanı geldi. Teknolojinin emekleme döneminde, radyoaktif atık yönetimi tekniklerinin gelişmediği bir aşamada inşa edilip işletilmiş olan bu tesislerin, tahminlerin ötesinde kirlenmeye yol açtığı anlaşılıyor. Örneğin İngiltere’deki 20 kadar tesis için, kapatılma ve çevre temizliği faturasının 100 milyar doları bulacağı sanılmakta.
Nükleer teknoloji adeta, yolda karşılaştığı kazalar nedeniyle, başlangıçta planlanan şekilde çalışamamış, öyle olunca da daha büyük sorunlarla karşı karşıya kalmış gibidir. Buna karşın, küresel ısınma endişeleri nedeniyle ‘sera gazı’ salımlarının azaltılması çabaları kapsamında üzerinde durulması gereken en önemli seçeneklerden birini oluşturuyor.
Kaynak: Prof.Dr. Vural Altın, Nükleer Enerji, 2006