Bir nükleer reaktörde uranyum-238'in nötron yutması sonucu plütonyum-239 oluşur. Oluşan plütonyum-239, bir yandan fisyon yaparak enerji üretimine katkıda bulunurken bir yandan da nötron yutmaya devam ederek plütonyum-240, plütonyum-241 ve plütonyum-242 izotoplarına dönüşür. 1000 MW-elektrik gücündeki bir hafif su soğutmalı nükleer reaktörden çıkan kullanılmış yakıt yaklaşık %95.5 Uranyum, %3.5 fisyon sonucu oluşan hafif elementler, %0.1 uranyum ötesi ağır elementler ve yalnızca %0.9 oranında plütonyum içerir. Bu plütonyumun %59/u Pu-239, gerisi diğer plütonyum izotoplarıdır. Bu izotoplardan yalnızca plütonyum-239 enerji üretiminde ya da bomba malzemesi olarak kullanılabilir. Bomba malzemesi olarak kullanılacak plütonyumun %90'dan fazla plütonyum-239 içermesi gerektiğinden,yüksek izotopik saflıkta plütonyum-239 (bomba malzemesi) elde etmek için özel üretim reaktörleri geliştirilmiştir. İlk plütonyum üretim reaktörü, 2.Dünya Savaşı sırasında tasarımlanmış ve Şubat 1945' de Hanford' da (A.B.D.) günde 1 kg plütonyum üretmek üzere çalışmaya başlamıştı. Plütonyum üretim reaktöründen elde edilen malzeme de önemli miktarlarda uranyum, fisyon ürünü hafif elementler ve uranyum ötesi ağır elementler içerir. Bu karışımın içinden son derece yüksek saflıkta plütonyum elde edilmesi kimyasal ayrıştırma yöntemlerini gerektirir. Bu amaçla uygulanan ilk yöntem, bizmut fosfat (BiPO4) ile çöktürme yöntemi olmuştur. Hanford' da üretilen karışımdan saf plütonyum eldesi, yine aynı yörede kurulan bir bizmut-fosfat ile çöktürme tesisinde gerçekleştirilmiştir. Bizmut-fosfat ile çöktürme yöntemi, çeşitli dezavantajlara (düşük verim, fazla kimyasal madde tüketimi, fazla atık üretimi ve uranyumun geri kazanılamaması) sahip olduğundan, daha sonraları bu yöntemden vazgeçilmiş ve "Çözücü (solvent) Ekstraksiyonu" yöntemleri kullanılmaya başlamıştır.

Günümüzde Purex adı verilen ve çözücü olarak tri-bütil fosfat kullanan solvent ekstraksiyonu yöntemi plütonyum üretim reaktörlerinden elde edilen karışımın ve kullanılmış nükleer yakıtların işlenmesinde (reprocess) rakipsiz olarak uygulanmaktadır. Purex yönteminde kullanılmış nükleer yakıtlar, önce nitrik asit (HNO3) ile çözülür; daha sonra organik tri-bütil- fosfat çözeltisi ile temasa geçirilerek nitrik asit fazındaki uranyum ve plütonyum organik faza çekilir (ekstraksiyon). Bu şekilde hafif elementlerden (ve aktiviteden) arınan uranyum ve plütonyum karışımına bir indirgeyici madde eklenerek uranyum ve plütonyum birbirlerinden ayrılması sağlanır. Sonuçta temiz saf uranyum ile plütonyum ayrı ayrı çözeltiler halinde elde edilir. Böylece geri kazanılan uranyum ve plütonyum,gerekli kimyasal dönüştürme ve fabrikasyon işlemlerinden sonra tekrar nükleer reaktörlere yüklenerek enerji üretimine önemli ölçüde katkı sağlanabilir.

Nükleer reaktörler bir yandan enerji üretirlerken bir yandan da tükettiklerinden daha fazla yakıtı; uranyum-238'in plütonyum-239'a dönüşmesinden yararlanarak üretecek şekilde de tasarımlanabilirler. Bu tür reaktörlere "üretken reaktörler" adı verilir. Normal reaktörler uranyum-235 tüketirlerken,üretken reaktörler, yalnızca uranyum-238 tüketirler. Doğal uranyumun %99'dan fazlasını fisil olmayan uranyum-238'in ve yalnızca binde 7 kadarını fisil uranyum-235'in oluşturduğu hatırlanırsa,üretken reaktörlerin son derece değerli nükleer hammaddenin (fisil malzeme) en verimli şekilde kullanılması yolunu olası kılacağı görülebilir. Üretken reaktörlerde üretilen plütonyum-239'un,enerji üretmek üzere tekrar kullanılabilmesi için, reaktörden çıkan yakıtın yine bir kimyasal ayırma (Purex) tesisinde işlenerek,plütonyum-239'un yakıt karışımından ayrılması gerekir. Üretken reaktör teknolojisinin benimsenmesi halinde kimyasal ayırma,nükleer yakıt çevriminin vazgeçilemez bir parçası olacak ve nükleer reaktörlerden elektrik enerjisi üretiminde asıl rolü, uranyum-235 yerine plütonyum-239 üstlenmeye başlayacaktır.

Plütonyum, elektrik enerjisi üretimi için ve nükleer bomba malzemesi olarak kullanılmasının yanı sıra, ısı kaynağı olarak da kullanılabilir. Bu uygulama için plütonyum-238 izotopundan yararlanılır. Saf plütonyum-238 izotopu, nükleer reaktörlerden çıkan kullanılmış yakıttan kimyasal ayırma yolu ile geri kazanılabilen neptünyum-237'nin ışınlanması (radyasyona maruz bırakılması) ile elde edilir. Plütonyum-238,uzay programlarında Apollo gibi),iletişim uydularında kullanılan termoelektrik güç üreteçlerinde ve kalp pillerinde, ısı kaynağı olarak kullanım alanı bulmuştur.

Hiçbir yazı/ resim  izinsiz olarak kullanılamaz!!  Telif hakları uyarınca bu bir suçtur..! Tüm hakları Çetin BAL' a aittir. Kaynak gösterilmek şartıyla  siteden alıntı yapılabilir.

The Time Machine Project © 2005 Cetin BAL - GSM:+90  05366063183 -Turkiye/Denizli 

Ana Sayfa /İndex /Roket bilimi /  E-Mail /CetinBAL /Quantum Teleportation-2   

Time Travel Technology /Ziyaretçi Defteri /  UFO Technology 

Kuantum Teleportation / Kuantum Fiziği / Duyuru

New World Order(Macro Philosophy)/Astronomy