Canip SEVİNÇ
ThorAtom Yönetim Kurulu Üyesi | Makine-Endüstri Yüksek Mühendisi-Ekonomist
Dünyada ülkeler enerji kaynakları açısından farklı şekilde doğal kaynaklara ve potansiyellere sahiptirler. Dünyadaki piyasalara egemen enerji kaynaklarından petrol ve doğal gazın yerküredeki dağılımı ile kömürün dağılımı, hidrolik kaynakların ve hatta uranyum gibi nükleer enerji kaynaklarının dağılımında bazı ülke ve bölgelerin büyük avantajlara sahip olduğu görülmektedir. Hatta coğrafyaya daha az bağımlı olan güneş ve rüzgar gibi bazı yenilenebilir enerji kaynakları (YEK) dışında diğer bazı YEK çeşitlilikleri de kısmen de olsa coğrafi potansiyellerdeki büyüklükleri ile ifade edilmektedir.
Nükleer enerji kaynaklarından uranyumun dünya genelinde %52’si 4 farklı ülkede üretilmektedir. Yani burada da coğrafi bir ağırlık mevcuttur.
Son yıllarda adı daha çok gündeme gelmeye başlayan bir başka nükleer enerji kaynağı durumundaki toryum bir istisna olarak belki dünyanın pek çok yerinde tezahürü olan, coğrafyalara en az bağımlı, dünyada çok daha fazla noktada olan bir enerji kaynağıdır.
Konuya bu noktadan, yani toryum konusundan, girilerek ülkemizin enerji geleceği açısından bazı değerlendirmeler yapılacaktır.
Esasen bu değerlendirmeleri ilk yapan kişinin, 2007’de düşen Isparta uçağında şehit olan rahmetli Prof. Dr. Engin ARIK olduğunu hatırlatmak, Enerji ve Tabii Kaynaklar Bakanlığının (ETKB) eski, emekli, ilk ve tek toryum strateji koordinatörü olarak benim de üzerime düşen bir görevdir.
Dünya toryum rezervleri, OECD-NEA Red Book’a ve IAEA verilerine göre 6,2 milyon tondur. Dünyadaki en büyük rezerv, 2016 verilerine göre 846.000 ton ile Hindistan’da bulunmaktadır. Brezilya ikinci ve Avustralya rezerv büyüklüğünde üçüncü sırada yer almıştır. Yine 2016 tarihli Red Book Türkiye’nin rezervini 344.000 ton olarak işaret etmektedir. Birçok kaynakta Türkiye’nin toryum rezervi olarak dünyada ilk sıradaki ülkelerden birisi olduğuna ilişkin ciddi değerlendirmeler vardır. Ülkemizde uzunca bir süredir Maden Tetkik ve Arama Genel Müdürlüğünün (MTA) nükleer enerji kaynağı araştırmaları yapmadığını biliyoruz. Bu nedenle gerçek potansiyel rezerv konusu çok da ciddi bir konu olarak bu safhada yapılacak bazı değerlendirmeler için önemli ve gerekli değildir.
Th-232, atom numarası 90 olan hafif radyoaktif bir aktinit elementidir. IAEA verilerine göre dünyada uranyumdan 3-4 kat daha bol bulunmaktadır. Ergime noktası 1750 ⁰C, yoğunluğu 11.7 gr/cmᶾ’dür.
Nükleer enerji üretilmek istendiğinde uranyum gibi doğrudan bölünmezler. Yani fissile değildir. Ancak deneysel çalışmalar göstermiştir ki, Th-232 dışarıdan bir kaynaktan bir nötron soğurarak veya absorbe ederek reaktör içerisinde önce Th-233’e dönüşür.
Bu aşamada γ ışınımı salınımı gerçekleşir.
Gama ışınları (gamma) oldukça tehlikelidir. Yüksek frekanslı ve aşırı yüksek enerjili bir elektromanyetik radyasyon türüdür. İyonlaştırıcı özelliğe sahip olduğu için canlı hücrelerin DNA yapısını doğrudan bozabilir, mutasyonlara ve kansere yol açabilir.
Gama ışınlarından korunmak ve önlem almak için nükleer fizikte “Zaman, Mesafe ve Zırhlama” olarak bilinen üç temel kural uygulanır.
1. Zaman (Süreyi Azaltın)
Radyasyon kaynağının yakınında geçirilen süre ne kadar az olursa, maruz kalınan doz o kadar düşük olur.
Nükleer tesislerde çalışanlar, işlerini en kısa sürede tamamlayacak şekilde önceden planlama yapar.
2. Mesafe (Uzak Durun)
Gama ışınlarının yoğunluğu, mesafenin karesiyle ters orantılı olarak azalır (Ters Kare Kanunu).
Kaynaktan 2 kat uzaklaşmak, maruz kalınan radyasyonu 4 kat azaltır.
Radyoaktif maddelerle doğrudan temas yerine her zaman uzaktan kumandalı robotik kollar kullanılır.
3. Zırhlama (Doğru Malzemeyle Kullanmak)
Gama ışınlarının kütlesi ve yükü olmadığı için durdurulması çok zordur; alfa veya beta parçacıkları gibi basit bir kâğıt ya da giysiyle engellenemezler. Maddenin içinden kolayca geçerler. Bu yüzden yoğunluğu çok yüksek zırhlar gerekir:
Kurşun: Gama ışınlarını soğurmakta en etkili ve en yaygın kullanılan yoğun metaldir.
Beton: Nükleer reaktörlerin ve laboratuvarların etrafında metrelerce kalınlıkta ağır beton duvarlar inşa edilir.
Su: Nükleer yakıt havuzlarında derin su kütleleri hem soğutma sağlar hem de gamayı mükemmel şekilde bloke eder.
Kişisel Koruma: Radyoloji veya nükleer tıp çalışanları kurşun önlükler, kurşun gözlükler ve boyunluklar takarlar.
Esasen toryum (Th) ve uranyum (U) elementlerinin birlikte kullanıldığı hibrit nükleer yakıtlar (örneğin Th-U233 veya Th-U235 karışımları), geleneksel sadece uranyum içeren yakıtlara kıyasla çok daha karmaşık ve yönetilmesi zor bir gama radyasyon profili sunar.
Hibrit yakıtlarda, nötron reaksiyonları sonucu kaçınılmaz şekilde yan ürün olarak Uranyum-232 oluşur.
U-232’nin bozunma zincirinde Talyum-208 adı verilen bir izotop meydana gelir. Bu izotop, 2.6 MeV (Milyon-elektronvolt) enerjisinde, nükleer fizikteki en delici ve tehlikeli yüksek enerjili (sert) gama ışınlarını yayar.
Bu ışınlar o kadar delicidir ki standart nükleer tesislerdeki zırhları delip geçebilir. Yakıtın üretimi, taşınması ve reaktöre yüklenmesi aşamalarında çalışanlar için ölümcül radyasyon riski yaratır.
Geleneksel Uranyum-235 yakıtları reaktöre girmeden önce (taze yakıtken) çok düşük radyasyon yayarlar ve işçiler tarafından hafif korumalarla elle monte edilebilirler.
Th-U hibrit yakıtlarında, yukarıda bahsedilen U-232 ve Pa-233 birikimi yüzünden, yakıt daha reaktöre hiç girmeden bile çok yüksek düzeyde gama ışını yaymaya başlar.
Yakıt çubuklarının üretildiği fabrikaların tamamen el değmeden, metrelerce beton arkasından %100 uzaktan kumandalı robotik sistemlerle (Hot Cell) işletilmesi zorunludur. Bu durum üretim maliyetlerini ve kaza risklerini artırır.
Hibrit yakıt reaktörden çıktıktan sonra, içindeki toryum ve uranyumu ayırıp tekrar kullanmak (kapalı yakıt döngüsü) hedeflenir. Kullanılmış yakıtın içindeki gama radyasyonu seviyesi, sadece uranyum içeren yakıtlara göre kat kat daha agresiftir. Kimyasal ayrıştırma sırasında kullanılan solventler ve ekipmanlar, bu yoğun gama bombardımanı altında moleküler düzeyde bozunmaya (radyoliz) uğrayabilir.
Kimyasal sızıntı riskleri artar ve tesislerin bakım-onarım süreçleri aşırı tehlikeli hale gelir.
İşte uranyum–toryum hibrit yakıtların bu son teknolojiden, yani son üretilen ANEEL Hibrit Yakıttan önceki prosesinin gerçekleri bunlardır.
Toryum yakıt döngüsünde, başta protaktinyum-233 izotopunun ürettiği gama ışınları, nükleer mühendislikte “tasarım ve işletme zorluğu” yaratan en kritik unsurlardan biridir.
Bu süreçteki radyasyon güvenliği riskleri ve alınan teknolojik önlemler şu şekildedir:
1. Zırhlama ve Uzaktan Yönetim (Hot Cell) Zorunluluğu
- Risk: Pa-233’ün yaydığı 312 keV enerjili gama ışınları çok yoğun bir radyasyon alanı yaratır. Reaktörden çıkarılan yakıt doğrudan insan eliyle işlenemez.
- Yakıtın yeniden işlenmesi (kimyasal ayrıştırma) süreçleri tamamen “Hot Cell” (Sıcak Hücre) adı verilen ağır kurşun kaplı ve metrelerce kalınlıkta beton duvarlara sahip odalarda, uzaktan kumandalı robotik kollarla (manipülatörler) gerçekleştirilir.
2. Zamanlama Zorluğu (Bekletme Tankları)
- Pa-233’ün yarı ömrü 27 gündür. Eğer toryum reaktöründen çıkan yakıt hemen işlenirse, ortamdaki Pa-233 miktarı ve gama radyasyonu zirvededir. Bu da tesisi aşırı tehlikeli hale getirir.
- Bu nedenle reaktörden alınan yakıt karışımı kimyasal ayrıştırmaya girmeden önce yaklaşık 10 ay ila 1 yıl boyunca özel korumalı havuzlarda bekletilir. Bu sürede Pa-233’ün neredeyse tamamı (%99,9+) gama ve beta salarak hedefimiz olan temiz Uranyum-233’e dönüşür. Böylece hem gama tehlikesi azalır hem de değerli U-233 yakıtı tam olarak toplanmış olur.
3. Son Dönemlerde Üzerinde Çalışılan Ergimiş Tuz Reaktörlerinde (ETR) Sürekli Çevrim
- Yeni nesil Toryum Ergimiş Tuz Reaktörlerinde, yakıt katı değil, sıvı tuz formundadır. Sistem çalışırken sıvı tuzun içindeki Pa-233 sürekli olarak reaktör kalbinden dışarıya (çevrimsel bir hatta) çekilir.
- Reaktörün dışında güvenli ve zırhlı bir bölmede bekletilerek U-233’e dönüşmesi sağlanır, ardından tekrar reaktöre basılır. Bu sayede reaktör kalbindeki gama yükü minimize edilir.
4. Nükleer Silah Silahsızlanması Avantajı (Proloferation Resistance)
İlginç bir şekilde, Pa-233 kaynaklı bu ağır gama radyasyonu nükleer güvenlik açısından büyük bir avantaj sağlar:
- Toryum döngüsünden elde edilen Uranyum-233, içine karışan diğer yan ürünler (özellikle Th-228 ve U-232) yüzünden her zaman çok şiddetli gama ışınları yayar.
- Bu durum, toryum yakıtının çalınmasını veya gizlice nükleer silah yapımında kullanılmasını neredeyse imkânsız hale getirir; çünkü radyoaktif kaçakçılık dedektörlerinde anında yakalanır ve bombayı yapmaya çalışan personeli korumasız ortamda ölümcül düzeyde ışınlar.
Bütün bu risklerine karşın Th-233 kararsızdır. Yaklaşık 22 dakikalık bir yarılanma ömrüyle bir β⁻ elektronu ve bir anti-nötrino fırlatarak Protaktiyum-233’e ( Pa-233) ve sonra da kararsız olan Pa-233 bir elektron daha fırlatarak 27 (tam olarak 26,97 gün) günlük bir yarılanma ömrüyle bölünebilir, yani fisil (fissile) U-233’e dönüşür.
Bu noktadan sonra Pa-233, reaktörden çekilerek reaktör dışına, yukarıda açıklanan gerekli tedbir ve önlemler alınarak taşınır. Burada bekletilerek gama ışınlarının çevreye zarar vermesi de minimize edilir ve U-233’e dönüşmesi sağlanır.
Bu süre, katı yakıtlı reaktörlerde yukarıda ifade edildiği gibi 10 aydan 1 yıla kadar olabilir.
Bu durumda, gama ve beta ışıması %99,9 oranında salınmış olur. Bu enerji üretiminde en büyük tehlike olan gama ışıması için önlem budur.
Sonunda Th-232’den üretilen Uranyum-233 nükleer reaktörlerde kolayca bölünerek (fisyon) muazzam miktarda enerji üretebilen kararlı/uzun ömürlü bir nükleer yakıta dönüşür.
Bu şekilde üretilen U-233, doğal uranyumdan elde edilen nükleer reaktör yakıtı, U-235 olarak nitelendirdiğimiz uranyum yakıtına göre madenciliğinden bu noktaya kadar, çok daha ekonomik, çevresel olarak çok daha temiz proseslerle üretilmiş ve enerji içeriği de çok daha yüksek olan bir yakıttır.
Doğal uranyumu zenginleştirmek ve düşük seviyede U-235 üretmek için kurulan ve kullanılan tesisler, esasen bir nükleer reaktörün maliyeti kadar yüksek yatırım gerektiren tesislerdir.
Tüm bu nükleer reaksiyonlar zinciri tek bir süreç olarak şu şekilde özetlenebilir;
Şimdi, burada gelinen nokta itibarı ile yalnız Th-232‘den üretilen U-233 yakıtı konu edilmeyerek ABD’de INL’de ( Idaho National Laboratory-Idaho Ulusal Laboratuvarı) adındaki nükleer enerji araştırma laboratuvarları bünyesinde yer alan CCTE (Clean Core Thorium Energy) isimli firma tarafından geliştirilen ve bu kurumun Yüksek Yanma Odalı (ATR-Advanced Test Reactor ) Gelişmiş Sıcak Yakıt İnceleme ve Yakıt Dayanıklılığını Ölçmek İçin Tasarlanmış Test Reaktörü Tesisinde kendileri tarafından geliştirilmiş;
Toryum-Uranyum Hibrit Nükleer Yakıtı olan ve ANEEL (Advanced Nuclear Energy for Enriched Life) olarak anılan, Toryum ile yüksek saflıkta düşük zenginleştirilmiş Uranyum-235 ‘in (HALEU-High –Assay Low –Enriched Uranium) hibrit bir karışımından oluşan, yeni nesil bir nükleer yakıtı 26 Mayıs 2026’da, yani dört ay önce, test etmiştir.
INL’den yapılan açıklamalara göre, Toryum temelli bu yakıtın temel fiziksel ve operasyonel özellikleri şu şekilde açıklanmaktadır;
Yanma Oranı (High Burn-Up); Geleneksel uranyum yakıtından 9 kat fazladır. Reaktör içinde daha uzun süre kalınmaktadır. Yüksek verimle enerji üretilmektedir. Atık miktarında büyük azalma olmaktadır. Üretilen atık hacmi %80 oranında azalır. Reaktöre hibrit yakıt konulduktan sonra Th-232 atomları hibritteki düşük U-235 (%5-20 Zenginleştirilmiş U-235) atomlarından nötron yakalayarak U-233’e dönüşür.
Yani, bu yeni nesil yakıtta geleneksel nükleer reaktörlerdeki %3-5 arasında zenginleştirilmiş nükleer yakıt değil, daha yüksek oranda zenginleştirilmiş nükleer yakıt kullanılmaktadır. ANEEL Hibrit Yakıtının patenti alınmıştır. Yakıt katı yakıt olup silindirik peletler şeklindedir. Peletler seramik oksit formunda bir matrise sahiptir.
ANEEL Hibrit yakıtının bileşiminde ThO₂ (Toryum Dioksit) ve UO₂ (Uranyum Dioksit) tozları vardır.
Bu iki bileşik yüksek sıcaklıkta fırınlanarak (sinterleme) üretilen katı seramik peletlerdir.
Pelet sinterlemesi, 1650°C ile 1800°C arasında gerçekleşmektedir. Tipik olarak bu konudaki endüstriyel standart 1700-1750°C civarındadır. Bu pelet sinterlemesi teknik olarak bu sıcaklıklarda ve genellikle hidrojen veya koruyucu gaz atmosferinde yapılmaktadır. Amaç, toz halinde sinterlemeye giren uranyumu eğrilmeden bir arada tutarak maksimum yoğunluğa ve seramik pelet yapısına ulaşılmasını sağlamaktır.
Bu katı seramik peletler, nükleer yakıt çubuklarını oluşturmak üzere, Zircaloy-4 alaşımından üretilmiş katı metal tüplerin içerisine yerleştirilirler. Bu uranyum yakıt peletlerinde de çoğunlukla uygulanan bir yöntemdir.
ANEEL Hibrit Nükleer Yakıtında;
Yakıtın ağırlıkça %60-78’i, genellikle %78’i, ThO₂’den oluşur. %22-40 civarı da, genellikle %22’si, UO₂’den oluşur. Dolayısı ile bu yakıtın kullanıldığı reaktörlere rahatlıkla “toryum yakıtlı reaktörler” denilebilir.
Tasarımda reaktör gereksinimlerine göre test örneklerinde nötron emilimini kontrol etmek adına karışıma %0,3 oranında bortrioksit (B₂O₃) de eklenebilmektedir.
Görüldüğü üzere böyle bir yakıt üretmede tüm ürünler ülkemiz doğal kaynaklarında mevcut olduğu gibi, gayet iyi biliyorum ki, ülkemizdeki eski Türkiye Atom Enerjisi Kurumu (TAEK) bünyesindeki (Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi’nde (ÇNEAM) böyle bir yakıtı üretebilecek yetkinlikte bir yakıt teknolojisi üretim grubu da, eski TAEK başkanlarından rahmetli Prof. Dr. Ahmet Yüksel ÖZEMRE Bey’in önermesi, desteği, teşviki ve himayeleri ile oluşmuştu.
Bunlar arasında Dr. Reşat UZMEN, Doç. Dr. Ahmet YAYLI, Doç. Dr. Timuçin AYBERS, Doç. Dr. Artaç TÜRKER ve Doç. Dr. Çetin ERTEK gibi çok değerli uzmanlar sayılabilir.
Bu durumda, 1 kg Th-232, sonuçta 3,5 milyon ton kömüre eş değer enerji verir. (1984 Yılı Nobel Fizik Ödülü sahibi, İtalyan Prof. Dr. Carlo RUBIA’ya ait hesaplama)
Bu yakıtın esas önemli özelliği, bu yakıt için yeni bir Toryum özel reaktörü tasarlamaya gerek kalmamasıdır.
Ülkemizde Sanayi ve Teknoloji Bakanlığı 2026 yılı itibarıyla yerli ve millî nükleer enerji projelerini destekleme kararı almıştır. Bu alanda çalışan ve bakanlığa müracaat eden firmalar doğal olarak aynı alandaki uluslararası firmalarla da iş birlikleri yapacaklardır. Bu firmalarımız Küçük Modüler Reaktör (Small Modular Reactor-SMR)’lerde seçilecek yakıtı ve seçilecek teknolojiyi, seçeceklerinde, bir ay kadar önce ortaya çıkan gelişmeleri bilmeden ve görmeden hareket etmemelidirler çünkü teknoloji transferi de en az teknoloji geliştirmek kadar ciddi bir konudur.
Yukarıda test ve denemeleri gerçekleşmiş yeni ANEEL isimli hibrit yakıt dünyada çeşitli örnekleri çalışır durumda bulunan Kanada’nın geliştirdiği CANDU reaktörü olan, Basınçlı Ağır Su Reaktörleri (Pressurized Heavy Water Reactor-PHWR), mevcut ağır su reaktörlerinde kullanılabilecektir.
Mevcut CANDU reaktörleri normalde zenginleştirilmiş doğal uranyum (yaklaşık %0.7 U-235) kullanır ve yakıtı hızlı tüketir. ANEEL Hibrit Yakıtı, reaktörün dış geometrisini veya reaktör gibi metal aksamını hiç değiştirmeden katı yakıt çubuklarının içerisine bu Th-U hibrit yakıtını koyarak yakıtın reaktörde kalma süresini artırabildiği gibi ortaya çıkan uzun ömürlü nükleer yakıt hacmini de %85 oranında azaltma imkânına sahiptir.
Burada önemli olan konu Th-232’nin U-233’e dönüş sürecinde yine Pa-233 oluşacaktır. Ancak burada Pa-233’ü Ergimiş Tuz Reaktörlerinde veya diğer katı yakıtlı toryum reaktörlerinde çekip dışarı alma (Online Reprocessing) şansı yoktur. Çünkü bu tasarımda buna ihtiyaç yoktur. Çünkü Pa-233 katı seramik peletin içinde hapsolmuş olarak kalır. Pa-233‘ün yarılanma ömrü 27 gündür. Bu 27 günde Pa-233 bozunmayı beklerken reaktördeki nötronlardan yutabilir. Buna “Nötron Zehirlenmesi” denir. Bu durumda nükleer zincir reaksiyonu yavaşlar. Bu nedenle, ANEEL Hibrit Nükleer Yakıtı %3-5 LEU değil de; %5-20 arasında HALEU (U-235) eklenerek üretilir.
İşte bu HALEU U-235 nötron yutma cezasını kompanse eden sürekli bir nötron kaynağı (sürücü-seed) görevi görür.
Reaktörde nükleer reaksiyon esnasında Pa-233 oluştuğu anda yüksek sıcaklığa dayanıklı seramik ThO₂ kristal kafesi içinde kimyasal olarak sabitlenir. Katı yapı erimediği ve bozulmadığı sürece Pa-233 reaktör dışına sızamaz ve dolayısıyla, gama ışını da reaktör içinde kalır. Bu durumda, diğer reaktörlerde olduğu gibi Pa-233’ün güvenli bir ortamda gama ışıması için yakıtı reaktörün dışına almaya gerek kalmaz. Bu toryum yakıttan kaynaklı önemli bir güvenlik ve işletme sorununa çözüm getirmiş olmak demektir.
Yine de reaktör içerisinde diğer fisyon ürünlerinden ötürü çok yoğun bir gama radyasyonu mevcuttur.
Ancak CANDU Reaktörlerinde bu gama ışınlarını yutmak üzere kalın çelik reaktör “kalandriya” veya kazanı tonlarca ağır su D2O Moderatörü ve reaktör binasını çevreleyen metrelerce kalınlıktaki ağır beton zırhlama ile çevre korunur. Bu zırh gama ışınlarının çevreye sızıntısını tamamen engelleyecek şekilde tasarlanmıştır.
INL ve CCTE’nin son araştırmaları ANEEL %80 Th ve %20 U-235 (%5-%20) Hibrit Nükleer Yakıtı ve konvansiyonel CANDU – PHWR Reaktörü ile 100 MW’lık bir SMR oluşturabilmeye fırsat tanımaktadır.
Bu reaktörler bilindiği gibi basınçlı ağır su reaktörleri olup zenginleştirilmiş
uranyum yerine doğal uranyum yani U-235 (%0.7) + U-238‘de kullanabilmektedir. Bu reaktörlerde yavaşlatıcı ve soğutucu olarak D₂O döteryum kullanılmaktadır.
Reaktör kalbi “kalandriya” adı verilen büyük yatay bir tank ve içinden geçen yüzlerce basınç tüpünden ibarettir.
Bu reaktörleri yakıt yüklemek için çalışırken durdurmaya gerek de yoktur.
Bu reaktörlerde, daha önce de Plütonyum ve Toryum karışımı MOX yakıtlar kullanılabiliyordu. D₂O, yüksek maliyetli bir üründür. Basınç tüpleri yerel olarak üretilebilir. Dünyada aktif olarak çalışan 40 adet arasında CANDU PHWR Reaktörü bulunmaktadır. Dünyadaki tüm PHWR’ler CANDU imalâtı da değildir. Hindistan’da Kanada lisansıyla PHWR üretilmiştir.
