Jaakko Leppänen – 8.7.2018
Törmäsin toissa viikolla ydinvoima-aiheiseen uutiseen, jossa kerrottiin, että maailman ensimmäinen julkiseen sähköverkkoon kytketty ydinreaktori Neuvostoliiton Obninskissa täytti 64 vuotta. Oikeastaan ensimmäisen sähköä tuottaneen ydinlaitoksen tittelistä kilpailee eri perustein kaikkiaan viisi ehdokasta. Ensimmäiset ampeerit ydinsähköä saatiin USA:ssa jo vuonna 1948, kun Oak Ridgen tutkimuslaboratoriossa toimineeseen X-10 prototyyppireaktoriin asennettiin kokeilumielessä höyrylinja, joka kytkettiin pöytämalliseen höyrykoneen pienoismalliin pyörittämään pientä dynamoa. Kolme vuotta myöhemmin Idahoon perustetulle uudelle koealueelle rakennettu EBR-I oli puolestaan ensimmäinen jatkuvatoimisesti sähkötehoa tuottanut reaktori. Yhdysvalloissa ensimmäinen julkiseen sähköverkkoon kytketty reaktori oli Arcon pikkukaupungin väliaikaisesti sähköistänyt BORAX-III vuonna 1955, ja Iso-Britanniassa vuotta myöhemmin toimintansa aloittanut Calder Hall puolestaan tuotti ensimmäisenä ydinsähköä kaupallisille markkinoille. Edellä mainittu Obninskin reaktori aloitti siis toimintansa jo kesäkuussa 1954, mutta kapitalistisessa lännessä sitä ei haluttu tunnustaa ydinenergian kaupalliseksi sovellukseksi.
Ydinteknologian kehitys eteni 1940-1950 -lukujen vaihteessa hämmästyttävän nopeasti. Ensimmäiset ydinreaktorit oli kehitetty vasta toisen maailmansodan jälkipuoliskolla, ja yksinomaan ydinaseissa käytettävän plutoniumin valmistusta silmällä pitäen. Sodan jälkeen teknologialle alettiin kuitenkin pian etsimään myös rauhanomaista käyttöä. Ydinenergian valjastaminen sähköntuotantoon olikin uudelle teknologialle varsin luonteva sovelluskohde jo alusta pitäen. Yksi ensimmäisistä siviilipuolen hankkeista oli edellä mainittu vuonna 1951 valmistunut EBR-I (Experimental Breeder Reactor), joka tuli suurelle yleisölle tunnetuksi ennen kaikkea siitä, että sen tuottama fissioenergia riitti sytyttämään neljä reaktorirakennuksen valaistukseen käytettyä sähkölamppua. Tämän symbolisen saavutuksen lisäksi reaktori poikkesi kuitenkin merkittävästi kaikista muista varhaisista prototyypeistä. EBR-I oli nimittäin ensimmäinen nopea hyötöreaktori, joka kykeni valmistamaan itse oman polttoaineensa.
Hyötöreaktori on termi, johon törmää edelleen varsin usein ydinenergiaa käsittelevissä kirjoituksissa ja keskusteluissa, erityisesti silloin kun aiheet sivuavat alan tulevaisuutta. Yritän tässä kirjoituksessa hieman avata tätä futuristista teknologiaa, joka on siis itse asiassa ollut käytössä kauemmin kuin kaupallinen ydinvoima. Aihe liittyy läheisesti aikaisempaan toriumreaktoreita käsittelevään kirjoitukseen, sillä toriumin käyttö ydinpolttoaineena edellyttää myös eräänlaista hyötöreaktorikiertoa.
Yksi ydinenergiantuotannon perimmäisistä haasteista on se, että luonnossa esiintyvä uraani koostuu kahdesta isotoopista: U238 ja U235, joista ainoastaan jälkimmäinen kykenee ylläpitämään ketjureaktion kulkua. Isotooppien atomiosuudet ovat 99.3% ja 0.7%, ja vaikka reaktori on mahdollista saada toimimaan jopa luonnonuraanilla, sen tuottama energia on pääosin peräisin isotoopista, jonka osuus maaperästä louhittavasta raaka-aineesta on häviävän pieni. Kun ydinenergian käyttökohteet ja potentiaali alkoivat sodan jälkeen hahmottua, myös huoli polttoaineen saatavuudesta nousi nopeasti esille. Uraanille ei vielä vuosikymmentä aikaisemmin ollut merkittävää teollista käyttöä, ja matalan kysynnän vuoksi maailmassa oli vain muutama uraanimalmia tuottava kaivos. Kysyntä ylitti kuitenkin nopeasti tarjonnan suurvaltojen välisen asevarustelukierteen päästessä vauhtiin, ja huoli maailman uraanivarojen riittävyydestä oli varsin konkreettinen.
Niukkana pidetty luonnonvara oli siis saatava tehokkaampaan käyttöön. Ratkaisuksi alettiin jo varhaisessa vaiheessa suunnittelemaan plutoniumia, jota syntyi luonnostaan reaktorin polttoaineeseen uraanin runsaslukuisen U238-isotoopin neutronikaappausreaktiossa:
U238 + n ⟶ U239 ⟶ Np239 ⟶ Pu239
Kahden radioaktiivisen betahajoamisen kautta syntynyt Pu239 kykenee U235:n tapaan ylläpitämään ketjureaktion kulkua. 1950-luvulle tultaessa teknologia plutoniumpolttoaineen valmistamiseen oli myös olemassa, sillä ensimmäiset tuotantolaitokset oli rakennettu Manhattan-projektin tarpeisiin jo vuonna 1944. Ydinaseplutoniumia tuottavissa reaktoreissa oli kuitenkin yksi ylitsepääsemätön ongelma: fissiiliä Pu239-isotooppia syntyi vähemmän kuin kallisarvoista U235:ä kului. Ydinaseiden valmistuksen kannalta tämä ei ollut erityisen suuri ongelma,i mutta laajamittaiseen energiantuotantokäyttöön teknologia ei tarjonnut kestävää ratkaisua.
Periaatteellisella tasolla ratkaisu ongelmaan oli varsin yksinkertainen. Jotta itseään ylläpitävä ketjureaktio voi käynnistyä reaktorin sydämessä, uraani- tai plutoniumytimien fissioissa on synnyttävä jokaista polttoaineeseen absorboitunutta neutronia kohden keskimäärin vähintään yksi uusi neutroni. Tämä on välttämätön, joskaan ei vielä riittävä ehto reaktorin toiminnalle. Jos tämän lisäksi myös muut häviöt saadaan riittävän pieniksi, ytimien halkaisemiseen käytetyt neutronit voivat korvautua jatkuvasti uusilla, jolloin reaktioketju pääsee etenemään fissiosta toiseen.ii
Jos fissioissa kuitenkin syntyy absorptiota kohden yhden neutronin sijaan keskimäärin vähintään kaksi uutta neutronia, niin ketjureaktion ylläpitämisen kannalta ylimääräinen hiukkanen voidaan käyttää edellä esitetyn reaktioyhtälön mukaan konvertoimaan U238-ydin plutoniumin Pu239-ytimeksi. Fissiossa menetetyn neutronin lisäksi myös menetetty ydin korvautuu tällöin uudella. Kyse on siis lopulta neutronitaloudesta – jos reaktori kykenee tuottamaan riittävästi ylimääräisiä neutroneita, se kykenee myös jatkuvasti uudistamaan oman polttoaineinventaarinsa. Tarkemmin sanottuna kyse on siitä, että luonnonuraanin molemmat isotoopit saadaan tällöin tehokkaasti energiantuotantokäyttöön. Tällaista reaktoria alettiin kutsumaan hyötöreaktoriksi (engl. ”breeder reactor”).
Ensimmäiset ydinreaktorit suunniteltiin toimimaan matalaenergisillä eli nk. termisillä neutroneilla, joilla on suuri todennäköisyys törmätä polttoaineessa helposti fissioituvaan U235-ytimeen. Koska teknologia isotooppien erottamiseen oli vasta kehitteillä, polttoaineena jouduttiin käyttämään luonnonuraania. Matalan U235-pitoisuuden vuoksi terminen neutronispektri oli välttämätön edellytys sille, että ketjureaktio ylipäänsä saatiin itseään ylläpitävään tilaan. Häviöiden minimoimiseksi neutronien hidastamiseen käytettiin puhtaasta hiilestä koostuvaa grafiittia, tai vaihtoehtoisesti vedyn raskaasta deuterium-isotoopista muodostuvaa raskasta vettä. Myös kaikki nykyisin käytössä olevat paine- ja kiehutusvesityyppiset kevytvesireaktorit hyödyntävät samaa periaatetta. Neutronien hidastumista ja termisten reaktoreiden fysiikkaa on käsitelty tarkemmin reaktorin stabiilisuuteen vaikuttavien takaisinkytkentöjen yhteydessä.
Termisen neutronispektrin reaktoreissa uraanin U235-isotoopin neutronituotto riittää teoriassa rimaa hipoen täyttämään polttoaineen hyötämisen edellytykset. Käytännössä reaktorissa tapahtuu kuitenkin niin paljon neutronihäviöitä, että konversiosuhde, eli fissiilin materiaalin tuotannon suhde kulutukseen, jää väistämättä alle ykkösen. Fissioreaktion neutronituotto riippuu kuitenkin voimakkaasti reaktion aiheuttaneen neutronin energiasta. Jos reaktori saadaan termisen spektrin sijaan toimimaan korkeaenergisillä eli nopeilla neutroneilla, fissioissa syntyy myös keskimäärin enemmän uusia neutroneita. Konversiosuhde voi tällöin nousta yli ykkösen, jolloin reaktori alkaa hyötämään.iii
Ketjureaktion käynnistyminen nopealla neutronispektrillä toimivan reaktorin polttoaineessa edellyttää sitä, että helposti fissioituvan uraanin tai plutoniumin osuus nostetaan vähintään kymmenen prosentin tienoille. Nopea reaktori ei siis voi toimia luonnonuraanilla, tai edes matalasti väkevöidyllä kevytvesireaktoripolttoaineella (väkevöinti 3-5%). Toinen haaste on neutronien luontainen taipumus hidastua törmätessään kevyisiin atomiytimiin. Neutronit syntyvät fissiossa energiaspektrin megaelektronivolttialueelle, ja jokainen törmäys esimerkiksi kevyeen vety-ytimeen pudottaa liike-energian keskimäärin puoleen. Reaktorin suunnittelijoille tämä tarkoitti ennen kaikkea sitä, että vetyä sisältävän veden käyttäminen polttoaineen jäähdyttämiseen oli täysin poissuljettu ajatus. Termisten ja nopeiden reaktorien toimintaperiaatteita sekä neutronituoton riippuvuutta reaktorin energiaspektristä on havainnollistettu kuvassa 1.
Kuva 1. Keskimääräinen fissioneutronituotto polttoaineen absorptiota kohden painevesireaktorissa (PWR) ja natriumjäähdytteisessä nopeassa reaktorissa (SFR). Luku kertoo kuinka monta uutta fissioneutronia keskimäärin vapautuu kun neutroni absorboituu polttoaineeseen. Neutronit syntyvät energia-asteikon yläpäähän, ja niiden elinkaari kulkee oikealta vasemmalle. Jokainen piste kuvaa yhtä törmäystä. Termiset reaktorit toimivat energiaspektrin keskivaiheilla olevan voimakkaasti neutroneita kaappaavan resonanssialueen alapuolella. Matalaenergisillä neutroneilla on suuri todennäköisyys törmätä helposti fissioituvaan U235-ytimeen, mikä nostaa keskimääräisen neutronituoton niin korkeaksi, että itseään ylläpitävä ketjureaktio voi käynnistyä matalasti väkevöidyssä polttoaineessa. Nopeat reaktorit toimivat vastaavasti resonanssialueen yläpuolella. Fission todennäköisyys saadaan korkeaksi nostamalla helposti fissioituvan isotoopin atomiosuutta, sekä minimoimalla neutronien hidastuminen resonanssialueelle. Välttämätön ehto ketjureaktion käynnistymiselle on että riittävän suuri osuus neutroneista absorboituu polttoaineeseen sellaisella energia-alueella, missä fissioneutronituotto ylittää ykkösen. Polttoaineen hyötäminen edellyttää puolestaan sitä, että jokaista absorptiota kohden syntyy vähintään kaksi uutta fissioneutronia. Jälkimmäinen ehto täyttyy ainoastaan energiaspektrin yläpäässä.
EBR-I:ssä jäähdytteeksi valikoitui natriumin ja kaliumin eutektinen seos, joka on huoneenlämmössä nestemäisessä olomuodossa. Vaikka kyse ei ole erityisen raskaista alkuaineista, jäähdytteen vaikutus reaktorin neutronispektriin oli selvästi vettä vähäisempi. Neutronin energiamuutos elastisessa törmäyksessä jää keskimäärin alle kahdeksaan prosenttiin, mikä riitti pitämään spektrin huipun korkealla energia-alueella. Ketjureaktio käynnistyi ensimmäisen kerran elokuussa 1951. Reaktorin sydän oli vain hieman maitotölkkiä suurempi, ja se tuotti parhaimmillaan 1.2 megawattia fissiotehoa. Ensimmäinen polttoainelataus koostui väkevöidystä uraanista, mutta polttoaine vaihdettiin myöhemmin plutoniumiin. EBR-I demonstroi hyötämisen periaatteen vuonna 1953, ja parhaimmillaan plutoniumin nettotuotto nousi 27%:iin. Hyötöreaktori saatiin siis todella toimimaan ennen kuin ensimmäistäkään ydinvoimalaitosta oli kytketty julkiseen sähköverkkoon.
EBR-I jatkoi toimintaansa vuoteen 1964 saakka. Samana vuonna Idahossa aloitti toimintansa kooltaan suurempi EBR-II, jota voidaan pitää yhtenä onnistuneimmista nopean hyötöreaktorin prototyypeistä. Reaktorin jäähdytteenä käytettiin puhdasta natriumia, ja 62.5 megawatin fissiotehon lisäksi se tuotti 20 MW jatkuvaa sähkötehoa. EBR-II:n erityispiirre oli metallinen polttoaine (tavallisimmin polttoaine on reaktorissa oksidina), sekä reaktorin yhteyteen rakennettu pyrometallurgiseen prosessiin perustuva jälleenkäsittelylaitos, missä reaktorista poistetut polttoaineniput purettiin, sulatettiin, ja fissiotuotteista puhdistetusta plutoniumista valmistettiin uutta polttoainetta. Reaktori toimi demonstraatio- ja koelaitoksena menestyksekkäästi 30 vuoden ajan, mitä voidaan pitää käytännön osoituksena hyötöreaktoriteknologian toimivuudesta. EBR-II:n menestys loi 1980-luvulla pohjan teknologian kaupallistamiseen tähdänneelle Integral Fast Reactor (IFR) -tutkimusohjelmalle, joka kuitenkin keskeytettiin jo vuonna 1994 ydinenergiatutkimuksen jäädessä politiikan hampaisiin. IFR:n ydinajatus elää edelleen paperilla GE Hitatchin PRISM (Power Reactor Innovative Small Module) -reaktorikonseptin muodossa.
Nopeiden reaktoreiden teknologiaa on kehitetty myös Ranskassa, Iso-Britanniassa, Saksassa Neuvostoliitossa ja Japanissa, sekä viime vuosikymmeninä myös Kiinassa ja Intiassa. Neuvostoliitossa kehitetyt BN-sarjan reaktorit ovat toimineet menestyksekkäästi vuosikymmeniä. Sarjan ensimmäinen reaktori, BN-350, valmistui Kazakstaniin vuonna 1972. Reaktorin erikoisuus oli että se tuotti 135 megawatin sähkötehon lisäksi päivittäin 120,000 kuutiota puhdasta juomavettä suolaisen Kaspianmeren rannalla sijaitsevalle Aktaun kaupungille. BN-350 oli käytössä vielä pitkään Neuvostoliiton hajoamisen jälkeen, ja se ajettiin alas rahoitusongelmien vuoksi vuonna 1999. Sarjan toinen reaktori, 600 MW sähkötehoa tuottanut BN-600 valmistui Venäjän Belojarskiin vuonna 1980. Reaktori on edelleen toiminnassa, ja se on maailman pisimpään yhtämittaisessa käytössä ollut nopea reaktori. Sarjan uusin BN-800 -reaktori kytkettiin sähköverkkoon helmikuussa 2016.
Ranskan ensimmäinen koereaktori Rapsodie valmistui vuonna 1966. Sitä seurasi 250 MW sähkötehoa tuottanut demonstraatiolaitos Phénix vuonna 1973, sekä huomattavasti suurempi Superphénix vuonna 1985. Superphénixiä voidaan pitää ensimmäisenä pääasiassa kaupalliseen käyttöön rakennettuna nopeana hyötöreaktorina. Se tuotti sähkötehoa 1240 MW, eli modernin suuren kevytvesireaktorin verran. Laitos kohtasi kuitenkin jo rakennusvaiheessa voimakasta poliittista vastustusta,iv minkä lisäksi sen kumulatiivinen käyttökerroin jäi toistuvien teknisten ongelmien vuoksi lopulta alle kahdeksaan prosenttiin (Suomen ydinvoimalaitoksilla vastaava kerroin on n. 90%). Superphénix poistettiin käytöstä jo vuonna 1998, mutta kooltaan pienempi Phénix-reaktori toimi tutkimuskäytössä aina vuoteen 2009 saakka.
Ydinenergian 75-vuotisen historian aikana natriumjäähdytteisiä nopean neutronispektrin reaktoreita on rakennettu noin 20, ja teknologiasta on käyttökokemusta yhteensä yli 400 reaktorivuoden ajalta. Mukaan mahtuu sekä menestyksekkäitä että täysin epäonnistuneita hankkeita. Hyötöreaktoreista puhuttaessa on myös syytä huomata, että niiden polttoainekierto edellyttää kemiallista jälleenkäsittelyprosessia, jossa uuden polttoaineen valmistukseen käytettävä plutonium erotetaan korkea-aktiiviseksi ydinjätteeksi päätyvästä massavirrasta. Jälleenkäsittely tuo mukanaan omat tekniset, taloudelliset ja poliittiset haasteensa. Teknologian yleistymisen voidaan katsoa esimerkiksi vaikeuttavan ydinasemateriaalivalvontaa.
Kevytvesireaktoreihin verrattuna myös nopeiden reaktoreiden käyttö ja ylläpito on osoittautunut kalliiksi ja haastavaksi, ja pienetkin käyttöhäiriötilanteet ovat usein johtaneet kuukausien tai jopa vuosien mittaisiin huoltoseisokkeihin. Tämä lienee yksi syy siihen, miksi teknologia ei ole edennyt prototyyppiasteelta kaupalliseen käyttöön. Kokonaiskuvan muodostamista vaikeuttaa kuitenkin se, että kaikki reaktorit ovat olleet ainutlaatuisia prototyyppejä, eikä kahta täysin samanlaista laitosta ole toistaiseksi rakennettu.
Nopeisiin reaktoreihin liitetään usein myös tiettyjä turvallisuusongelmia, jotka kumpuavat erityisesti fissiotehon hallinnasta sekä natriumjäähdytteen kemiallisesta reaktiivisuudesta. Vaikka reaktorit ovat käyttökokemusten perusteella osoittautuneet mainettaan paremmiksi, on totta että niiden turvallisuussuunnitteluun liittyy varsin monimutkaisia haasteita. Aihe avautuu parhaiten vertailemalla nopeiden reaktoreiden erityispiirteitä tavanomaisiin paine- ja kiehutusvesilaitoksiin, joiden turvallisuutta on käsitelty yksityiskohtaisemmin aikaisemmassa blogikirjoituksessa.
Kevytvesireaktorit voidaan suunnitella luontaisesti stabiileiksi, mikä tarkoittaa sitä, että reaktori pyrkii säilyttämään toimintatilansa muuttumattomana ilman jatkuvaa aktiivista fissiotehon säätöä. Tämä ominaisuus on seurausta fysikaalisista negatiivisista takaisinkytkennöistä. Reaktori toimii matalaenergisillä termisillä neutroneilla, ja koska neutronien hidastamiseen käytetään samaa vettä joka virtaa jäähdytteenä polttoainesauvojen välissä, pienikin muutos esimerkiksi polttoaineen lämpötilassa tai jäähdytteen virtauksessa heijastuu nopeasti ketjureaktion kulkuun. Lämpötilan noustessa veden tiheys pienenee, jolloin vastaavasti pienempi osuus korkeaenergisinä syntyvistä neutroneista pääsee hidastumaan fissioreaktion kannalta edulliselle termiselle energia-alueelle saakka. Seurauksena on toimintatilan muutosta vastustava negatiivinen takaisinkytkentä, jonka vaikutuksen voi nähdä myös kuvan 1 neutronituottokäyrästä. Yli 80% fissioreaktioista tapahtuu neutroneita voimakkaasti kaappaavan resonanssialueen alapuolella. Veden kiehuminen siirtää spektrin painopistettä vasemmalta oikealle, jolloin keskimääräinen fissioneutronituotto pienenee.
Nopeat reaktorit puolestaan toimivat resonanssialueen yläpuolella, mikä tarkoittaa sitä, että neutronien hidastuminen on fission todennäköisyyttä pienentävä tekijä. Kuten edellä todettiin, reaktorin jäähdytteenä käytettävä natrium ei ole hidastumisen kannalta kuitenkaan täysin merkityksetön väliaine, joten lämpötilan nousu johtaa natriumin tiheyden pienenemisen kautta luonnostaan fissionopeuden kasvuun spektrin huipun siirtyessä energia-asteikolla hieman ylöspäin. Seurauksena on positiivinen takaisinkytkentä, joka voi saada reaktorin fissiotehon käyttäytymään arvaamattomasti.
Jäähdytteen tiheyden muutoksesta seuraava takaisinkytkentä ei kuitenkaan ole ainoa reaktiivisuuteen vaikuttava tekijä. Kevytvesireaktorit toimivat lähellä veden kiehumispistettä, mikä tarkoittaa sitä, että myös jäähdytteen ja rakenteiden lämpötilamuutokset rajoittuvat muutamaan kymmeneen asteeseen. Nopeissa reaktoreissa polttoaineen läpi virtaavan natriumin lämpötila voi sen sijaan nousta satoja asteita ennen kuin jäähdyte alkaa kiehua. Polttoaine, sydämen tukirakenteet ja reaktoriastia elävät lämpötilamuutosten mukana. Lämpölaajenemisen aiheuttamat muodonmuutokset heijastuvat myös ketjureaktion kulkuun, ja oikealla suunnittelulla niiden vaikutukset saadaan tehokkaasti kompensoimaan reaktorin luontaista positiivista takaisinkytkentää.v
Toinen nopeiden reaktoreiden stabiilisuuteen vaikuttava tekijä on neutronivuoto. Natriumin kiehuminen pienentää jäähdytteessä tapahtuvien törmäysten määrää ja kasvattaa neutronin todennäköisyyttä karata sydämen ulkopuolelle. Seurauksena on negatiivinen takaisinkytkentä, jonka voimakkuus riippuu sydämen koosta ja muodosta. Suurissa natriumjäähdytteisissä reaktoreissa sydän rakennetaan muodoltaan leveäksi ja matalaksi, mikä kasvattaa neutronivuotoa ylöspäin. Useimmissa painevesireaktoreissa sydämen korkeus ja halkaisija vastaavat suunnilleen toisiaan, mutta natriumjäähdytteisissä nopeissa reaktoreissa suhde voi olla 1:5.
Kevytvesireaktoreiden tapaan myös nopean neutronispektrin reaktori on mahdollista suunnitella stabiiliksi, jolloin ketjureaktion hallinta ei ole säätöautomatiikan tai reaktorin ohjaajien varassa.vi Nopeiden reaktoreiden fysiikkaan liittyy kuitenkin varsin monimutkaisia ilmiöitä, joista osa opittiin tuntemaan vasta kantapään kautta. EBR-I -reaktorilla tehtiin vuonna 1955 koe, jossa tutkittiin jäähdytteen lämpenemisestä aiheutuvan positiivisen takaisinkytkennän voimakkuutta. Reaktorin tehoa lähdettiin nostamaan hitaasti matalalta 50 watin tasolta, minkä jälkeen sydämen jäähdytevirtausta ylläpitävät pumput pysäytettiin. Lämpötilan noususta aiheutuva reaktiivisuuslisäys vaikuttaa fissiotehon kasvunopeuteen, joka on helposti mitattavissa. Fissionopeuden odotettiin kaksinkertaistuvan minuuttien aikaskaalassa. Teho kasvoi kuitenkin paljon odotettua nopeammin, saavuttaen yhden megawatin tason jo muutamassa sekunnissa. Reaktorin ohjaaja ei aluksi ymmärtänyt tilanteen vakavuutta, ja viivästyneen hätäpysäytyksen vuoksi fissioteho pääsi nousemaan niin korkeaksi, että osa polttoaineesta ehti sulaa.
Odottamattoman reaktiivisuuslisäyksen syyksi paljastui polttoaineen lämpölaajeneminen. Polttoainesauvojen pituussuuntainen jännitys sai sauvat taipumaan sisäänpäin, ja ilman moderaattoria toimivissa nopeissa reaktoreissa fissiilin materiaalin pakkaantuminen tiiviimpään geometriaan johtaa aina reaktiivisuuden kasvuun. Onnettomuudesta ei aiheutunut henkilövahinkoja tai merkittävää radioaktiivista päästöä ympäristöön, ja reaktori jatkoi toimintaansa kaksi vuotta myöhemmin. Polttoainesauvojen taipumiseen liittyvät ongelmat ratkaistiin kiinnittämällä sauvojen ympärille metallivaijeri, joka esti niitä liikkumasta lähemmäs toisiaan. Ratkaisu osoittautui varsin toimivaksi, ja se on edelleen käytössä.vii
Sulametallijäähdytteisten reaktoreiden toimintaan liittyy myös turvallisuuden kannalta edullisia ominaisuuksia, joita ei kevytvesireaktoreilla vastaavasti ole. Paine- ja kiehutusvesilaitosten vakavimmat onnettomuustilanteet liittyvät jäähdytevirtauksen menetykseen, jolloin sydän alkaa kiehua kuivaksi. Reaktori ei ilman neutronimoderaattoria kykene tuottamaan fissiotehoa, mutta lyhytikäisten radionuklidien hajoamisessa syntyvä jälkilämpö riittää sulattamaan polttoaineen jos jäähdytyskierto sydämeen katkeaa pitkäksi aikaa. Ulkoisen sähköverkon ja kaikkien varajärjestelmien menettäminen johti juuri tällaiseen tilanteeseen Fukushiman ydinvoimalaitoksella vuonna 2011.
Natriumjäähdytteisissä nopeissa reaktoreissa käytetään tavallisesti allastyyppistä rakennetta (Kuva 2), eli reaktorin sydän, pääkiertopumput ja lämmönvaihtimet on sijoitettu primäärijäähdytteen täyttämään altaaseen. Natriumin suuren tilavuuden ja edullisten lämmönsiirto-ominaisuuksien ansiosta polttoaineen jälkilämmönpoisto voidaan hoitaa luonnonkierrolla, eli reaktorin jäähdytys ei riipu laitoksen sähköjärjestelmien toimivuudesta. Reaktori voi myös toimia matalassa paineessa, jolloin jäähdytteen faasimuutokseen ei myöskään ole sitoutunut ylimääräistä energiaa, jonka vapautuminen johtaisi kevytvesireaktorionnettomuuksien tapaan suojarakennuksen paineistumiseen.
Kuva 2: Allastyyppisen natriumjäähdytteisen nopean reaktorin kaaviokuva. Reaktorin sydän, lämmönvaihtimet ja pääkiertopumput on upotettu suureen altaaseen, joka pitää sisällään koko primäärijäähdytteen tilavuuden. Lämpö siirtyy primäärijäähdytteestä sekundääriseen natriumpiiriin, ja sieltä edelleen höyryturbiinikiertoon.
Kuten edellä todettiin, yksi natriumjäähdytteen ongelmista on sen kemiallinen reaktiivisuus. Natrium reagoi voimakkaasti ilman ja veden kanssa, minkä lisäksi natrium-vesi -reaktio tuottaa räjähdysherkkää vetyä. Reaktorin primäärikierto on tämän vuoksi eristettävä laitoksen höyryturbiinikierrosta ylimääräisellä välipiirillä. Tällä tavoin estetään se, että lämmönvaihtimessa tapahtuva putkivuoto päästäisi vettä suoraan kosketuksiin reaktorin primäärijäähdytteen kanssa, tai neutronien vaikutuksesta aktivoitunutta natriumia turbiinikiertoon.
Käytännön kokemus on osoittanut että vuotoja on mahdoton estää, mutta vakavat ongelmat voidaan välttää varautumalla etukäteen komponenttien rikkoutumiseen. Nopeissa reaktoreissa on tapahtunut yhteensä satoja natriumvuotoja, ja niiden aiheuttamista ongelmista ovat kärsineet käyttöikänsä varrella lähes kaikki pitkään toiminnassa olleet koe- ja prototyyppilaitokset. Pelkästään venäläisellä BN-600 -reaktorilla on tapahtunut 27 natriumvuotoa, joiden yhteydessä on sattunut natrium-vesi- ja -ilma-reaktioita, tulipaloja ja jopa räjähdyksiä. Seuraukset on kuitenkin saatu rakenteellisella suunnittelulla rajoitettua sellaisiksi, ettei varsinaiselle reaktoriturvallisuudelle ole koitunut merkittävää uhkaa.viii
Hyötöreaktori kehitettiin yli 60 vuotta sitten tuottamaan rajattomasti halpaa energiaa ihmiskunnan tarpeisiin. Käsitys maailman uraanivaroista on kuitenkin muuttunut olennaisesti kuluneiden vuosikymmenien aikana, eikä uraanin riittävyyttä pidetä enää ydinenergian laajamittaista käyttöä rajoittavana tekijänä. Uraania riittää nykykäsityksen mukaan kevytvesireaktoreidenkin polttoaineeksi vähintään sadoiksi vuosiksi eteenpäin. Nykyisten malmioiden lisäksi uraania on vielä moninkertainen määrä esimerkiksi fosfaattiesiintymissä, joiden hyödyntäminen tulee ennen pitkää taloudellisesti kannattavaksi jos raaka-aineen kysyntä lähtee nousuun. Tässä mielessä hyötöreaktori tarjoaa siis ratkaisua ongelmaan, jota ei todellisuudessa ole edes näköpiirissä vielä nykyisen, seuraavan, tai edes sitä seuraavan reaktorisukupolven käyttöiän aikana (esim. TVO:n käyttöönottovaiheessa oleva EPR-laitos tulee suunnitelmien mukaan tuottamaan sähköä vielä 2080-luvulla). Samalla perusteella voidaan kyseenalaistaa myös toriumpolttoaineella toimivien hyötöreaktoreiden kehitystavoitteet.
Nopean neutronispektrin edut eivät kuitenkaan rajoitu polttoaineen hyötämiseen. Kevytvesireaktoreissa syntyvään plutoniumiin kertyy helposti fissioituvan Pu239:n lisäksi isotooppia Pu240, joka fissioitumisen sijaan ainoastaan kaappaa termisiä neutroneita. Tämä tarkoittaa sitä, että käytetyn polttoaineen fissiokelpoista materiaalia ei pystytä hyödyntämään tehokkaasti uuden polttoaineen valmistuksessa. Käytetystä kevytvesireaktoripolttoaineesta erotusta uraanista ja plutoniumista voidaan kyllä valmistaa nk. sekaoksidipolttoainetta eli MOX:ia (mixed oxide), mutta jo toisen käyttökerran jälkeen Pu240-isotoopin osuus on tavallisesti noussut niin korkeaksi, ettei kierrätetty plutonium enää sovellu uuden MOX-polttoaineen valmistukseen.
Ongelman taustalla on kvanttifysikaalinen pariteettiefekti, joka vaikuttaa fissioreaktion todennäköisyyteen kaikilla aktinideilla. Ytimen halkeaminen edellyttää että siihen absorboitunut neutroni tuo mukanaan riittävän määrän energiaa, jonka voidaan ymmärtää koostuvan neutronin nopeuden määrittämästä liike-energiasta, sekä uuden väliytimen muodostumisen yhteydessä vapautuvasta sidosenergiasta. Jos ytimeen osunut neutroni löytää nukleonien joukosta parikseen toisen yksinäisen neutronin, reaktiossa vapautuu enemmän sidosenergiaa kuin törmäyksen tapahtuessa ytimeen jonka neutroniluku on valmiiksi parillinen. Sidosenergiakomponentti voi tällöin yksin riittää ytimen halkaisemiseen.
Pariteettiefektin vuoksi termisessä neutronispektrissä helposti fissioituvia ytimiä ovat tyypillisesti sellaiset isotoopit, joiden neutroniluku on pariton: U233, U235, Pu239, Pu241, jne… Parillisen neutroniluvun ytimet, kuten U238, Np237, Pu240 ja Am241 sen sijaan vaativat fissioituakseen tietyn määrän ylimääräistä liike-energiaa. Joidenkin isotooppien kohdalla ero on huomattava. Esimerkiksi Pu240:n fission todennäköisyys termisillä neutroneilla on käytännössä nolla, mutta nopeissa reaktoreissa yli 40% absorptioista voi johtaa ytimen halkeamiseen.
Nykyisin nopean neutronispektrin reaktoreiden kehitystä perustellaankin polttoaineen hyötämisen lisäksi niiden kyvyllä fissioida tehokkaasti myös parillisen neutroniluvun aktinideja. Käytännössä tämä tarkoittaa sitä, että reaktorit voivat käyttää polttoaineenaan kevytvesireaktorikierrosta poistuvaa jätettä. Ne voivat myös kierrättää oman polttoaineensa useita kertoja, jolloin korkea-aktiiviseen ydinjätteeseen päätyy vastaavasti vähemmän plutoniumia ja pitkäikäisiä sivuaktinideja (Np, Am, Cm). Tämän suljetun polttoainekierron taustalla on ajatus siitä, että jos käytetyn ydinpolttoaineen pitkäikäisimmät komponentit pystytään transmutoimaan eli hävittämään reaktoreissa, loppusijoitettavan ydinjätteen aktiivisuus saavuttaa turvallisena pidetyn tason huomattavasti nopeammin (kuva 3). Tällaiseksi tasoksi voidaan valita esimerkiksi polttoaineen valmistukseen käytettyä uraanimalmimäärää vastaava kokonaisaktiivisuus.
Kuva 3: Tyypillisen kevytvesireaktoripolttoaineen aktiivisuus reaktorista poistamisen jälkeen. Eri aikaskaaloissa aktiivisuutta hallitsevat fissiotuotteet, sivuaktinidit (amerikium ja neptunium), sekä plutoniumin eri isotoopit. Satojen tuhansien vuosien aikaskaalassa hallitsevaksi komponentiksi tulevat lopulta luonnon hajoamissarjoissa muodostuvat radioaktiiviset aineet, kuten radium ja radon. Kuvaan on piirretty katkoviivalla vertailutaso, joka vastaa polttoaineen valmistukseen käytetyn uraanimalmimäärän aktiivisuutta. Suljetun polttoainekierron ydinajatus on, että plutoniumin ja sivuaktinidien hävittäminen reaktoreissa saisi loppusijoitettavan jätteen aktiivisuuden putoamaan nopeammin turvallisena pidetyn vertailutason alapuolelle. Kokonaisaktiivisuus seuraisi tällöin käytännössä fissiotuotteita kuvaava vihreää käyrää.
Vaikka aktinidien transmutaatio saattaa ensialkuun kuulostaa ideaaliselta ratkaisulta ydinjäteongelmaan, asia ei todellisuudessa ole aivan yksinkertainen. Uraanimalmin radioaktiivisuuteen kiinnitetty vertailutaso on valintana siinä mielessä täysin mielivaltainen, että se ei vielä yksin kerro oikeastaan mitään siitä, onko jäte ympäristön kannalta haitallista vai ei. Loppusijoitusanalyyseissä pitkäaikaisturvallisuutta ei mitatakaan tarkastelemalla syvälle kallioperään haudatun jätteen aktiivisuutta, vaan säteilyaltistusta, jonka loppusijoitustilasta kulkeutuvat radioaktiiviset aineet aiheuttavat tuhansien vuosien aikaskaalassa lähialueen väestölle ja ympäristölle. Aktiivisuuden kokonaismäärää tärkeämmäksi tekijäksi nousee tällöin tiettyjen helposti kulkeutuvien radionuklidien pidättyminen. Todellisilla mittareilla arvioituna heikosti veteen liukeneva plutonium ja sivuaktinidit eivät pitkäikäisyydestään huolimatta muodosta erityistä ongelmaa, eikä niiden hävittäminen jätteestä välttämättä edes vaikuttaisi ratkaisevasti loppusijoituksen pitkäaikaisturvallisuuteen.ix
Nopeiden reaktoreiden tutkimuksessa ja kehityksessä katse on suunnattu pitkälle tulevaisuuteen. Ihmiskunnan suurimpiin näköpiirissä oleviin ongelmiin teknologia tulee tuskin kuitenkaan tarjoamaan käyttökelpoista ratkaisua. Energiasektorin suurimmat haasteet liittyvät ilmastonmuutoksen torjuntaan, ja merkittävien tulosten saavuttamiseksi maailman kasvihuonekaasupäästöt on saatava kääntymään jyrkkään laskuun jo tulevien vuosikymmenien aikana. Vaikka ensimmäiset nopeat hyötöreaktorit kehitettiin yli puoli vuosisataa sitten, teknologian todellisen läpimurron tiellä on edelleen vaikeita taloudellisia ja poliittisia esteitä.
Vielä olennaisempi kysymys on kuitenkin se, tarjoaako maailman uraanivarojen tehokkaampi hyödyntäminen tai suljettu polttoainekierto lopulta edes mitään konkreettista apua ilmastonmuutosongelmaan? Ydinenergia on jo nykymuodossaan vähäpäästöinen energialähde, jolla on hyvin suuri potentiaali leikata hiilidioksidipäästöjä korvaamalla fossiilisia polttoaineita sähköntuotannossa, mutta ennen kaikkea lämmityksessä ja teollisuusprosesseissa. Omasta mielestäni ydinenergia-alan suurin haaste on saada tuo suurelta osin vielä hyödyntämätön potentiaali tehokkaasti käyttöön mahdollisimman nopeasti. Sellainen tulevaisuus, jossa hyötöreaktoreille, toriumille tai vaikkapa fuusioenergialle on todellista tarvetta, on mahdollinen ainoastaan siinä tapauksessa, että ihmiskunnan kehitystä ja hyvinvointia sekä luonnon monimuotoisuutta uhkaavat ongelmat saadaan ratkaistua vielä nykyisten sukupolvien elinaikana.
i) Ydinpommin rakentaminen uraanista edellyttää U235:n atomiosuuden nostamista 0.7%:sta yli 80%:iin. Isotooppien erotus oli 1940-luvun teknologialla kallis ja hidas prosessi, ja uraanin käyttäminen plutoniumintuotantoreaktoreiden polttoaineena tarjosi väkevöinnille nopean ja kustannustehokkaan vaihtoehdon.
ii) Todellisuudessa ketjureaktion eteneminen on hieman monivaiheisempi prosessi, jota on käsitelty tarkemmin aikaisemmassa blogikirjoituksessa.
iii) Aikaisemmassa blogikirjoituksessa käsitellyn toriumreaktorin toiminta perustuu Th232-isotoopin konversioon uraanin fissiiliksi U233-isotoopiksi. U233:n fissiossa vapautuu niin paljon neutroneita, että hyötäminen on mahdollista myös termisessä energiaspektrissä.
iv) Superphénix joutui rakennusvaiheessa terrori-iskun kohteeksi, kun keskeneräistä reaktorirakennusta kohti ammuttiin viidesti kevytsingolla. Vauriot jäivät kuitenkin vähäisiksi. Teon tunnusti kaksi vuosikymmentä myöhemmin tunnettu ympäristöaktivisti, joka oli toiminut myös parlamentaarikkona Sveitsin ympäristöpuolueessa. Iskulla oli yhteyksiä äärivasemmistolaiseen Punainen armeijakunta -terroristiryhmään.
v) Natriumin sulamislämpötila on 98°C ja höyrystymislämpötila 883°C. Natriumjäähdytteiset nopeat reaktorit toimivat tavallisesti 500-550°C lämpötilassa. Sydämen tukikehikon lämpölaajeneminen kasvattaa polttoainenippujen välistä etäisyyttä ja natriumin määrää sydämessä. Tämä kasvattaa hieman moderointia, mikä puolestaan pienentää reaktiivisuutta. Sydämen pystysuuntainen lämpölaajeneminen nostaa polttoainesauvojen sisällä olevaa pellettipatsasta ylöspäin. Koska neutroneita absorboivat säätösauvat ovat kiinni reaktoriastiassa, vaikutus on sama kuin että sauvoja työnnettäisiin hieman sisäänpäin. Vaikutus kääntyy kuitenkin päinvastaiseksi kun reaktoriastia alkaa lämpölaajenemaan, nostaen myös säätösauvoja ylöspäin. Lämpölaajenemisen kokonaisvaikutus on monen tekijän summa, joka riippuu esimerkiksi reaktorin geometriasta.
vi) EBR-II -reaktorilla tehtiin 1980-luvulla joukko turvallisuuteen liittyviä kokeita, jotka osoittivat reaktorin selviävän mm. jäähdytysvirtauksen pysähtymisen aiheuttamasta tehotransientista ilman polttoainevaurioita, vaikka reaktorin säätöautomatiikka oli kytketty pois päältä (sama tilanne, joka aiheutti EBR-I:llä polttoaineen sulamisen). Kokeet osoittivat käytännössä sen, että myös nopea natriumjäähdytteinen reaktori voidaan suunnitella fissiotehon hallinnan osalta passiivisesti turvalliseksi, huolimatta natriumin lämpölaajenemiseen liittyvästä luontaisesta positiivisesta takaisinkytkennästä.
vii) Monimutkaisten takaisinkytkentöjen lisäksi nopeiden reaktoreiden toimintaan vaikuttaa joukko muitakin reaktorifysikaalisia tekijöitä, jotka poikkeavat kevytvesireaktoreista. Ilman moderaattoria toimivissa nopeissa reaktoreissa ketjureaktio voi käynnistyä uudelleen sydämensulamisonnettomuuden jälkeen, jos sulanut polttoaine pakkaantuu riittävän tiiviiseen geometriaan. Kevytvesireaktoreilla vastaavan tilanteen syntyminen on äärimmäisen epätodennäköistä, sillä polttoaineen geometrian rikkoontuminen johtaa aina ketjureaktion ylläpitämisen kannalta epäedullisempaan tilanteeseen. Termisissä reaktoreissa fissiotehon kasvunopeutta kerkeästi kriittisissä tehotransienteissa rajoittaa merkittävästi se, että ketjureaktion eteneminen edellyttää neutronin nopeuden pudottamista alle tuhannesosaan alkuperäisestä. Kevytvesireaktorit selviävätkin esimerkiksi säätösauvan ulossinkoutumisesta seuraavasta tehotransientista suhteellisen pienillä polttoainevaurioilla. Nopeissa reaktoreissa vastaava tehotransientti voi käynnistyä esimerkiksi sydämeen kulkeutuneen kaasukuplan aiheuttamasta reaktiivisuuslisäyksestä, ja koska peräkkäisten fissioiden välinen aika jää huomattavasti lyhyemmäksi, myös tehon kasvu etenee nopeammin. Kerkeästi kriittisissä tehotransienteissa tärkein reaktoria suojaava takaisinkytkentä liittyy uraanin U238-isotoopin kaappausresonanssien Doppler-levenemiseen, mikä kasvattaa parasiittista neutroniabsorptiota resonanssialueella. Takaisinkytkentä on voimakkain termisen neutronispektrin reaktoreissa, joissa neutronit joutuvat kulkemaan koko resonanssialueen läpi. Vaikutus on silti merkittävä myös nopeissa reaktoreissa, joissa neutroniabsorptiota tapahtuu resonanssialueen yläpäässä.
viii) Tunnetuin natriumvuoto sattui japanilaisella Monju-prototyyppireaktorilla vuonna 1995, kun reaktorin sekundääripiiristä pääsi valumaan 700 kg jäähdytettä reaktorirakennuksen sisätiloihin. Vuoto oli pieni suhteessa jäähdytteen kokonaismäärään (760 tonnia), eikä se vaarantanut polttoaineen jäähdytystä. Koska kyse oli reaktorin sekundääripiiristä, vuodon yhteydessä ei myöskään vapautunut radioaktiivisuutta ympäristöön. Tapauksesta kehittyi kuitenkin vakava ja paljon mediahuomiota saanut ongelma, kun selvisi että reaktorin käyttöorganisaatio oli yrittänyt salata vuodon turvallisuutta valvovalta viranomaiselta. Monju oli vuodon sattuessa ollut käytössä alle kaksi vuotta, ja se sai uuden käynnistysluvan vasta 15 vuotta myöhemmin, toukokuussa 2010. Käyttö keskeytyi kuitenkin uudelleen vain kolme kuukautta myöhemmin latauskoneen pudottua reaktoriin polttoaineenvaihdon yhteydessä. Maaliskuussa 2011 tapahtunut Fukushiman onnettomuus asetti Japanin kaikki ydinvoimalaitokset väliaikaiseen käyttökieltoon, ja joulukuussa 2016 maan hallitus ilmoitti ettei Monjua käynnistetä enää uudelleen.
ix) Suomessa sovellettavan loppusijoitusratkaisun pitkäaikaisturvallisuus perustuu siihen, että syvälle kallioperään haudatun ydinjätteen ympäristölle ja ihmisille aiheuttaman säteilyaltistuksen on jäätävä merkityksettömän pieneksi suhteessa luonnollisesta taustasäteilystä aiheutuvaan annokseen. Loppusijoituksen turvallisuusvaatimuksia, konseptia ja perusteluja on kuvattu esimerkiksi ydinjäteyhtiö Posivan www-sivulla.
Fissioreaktori 