Korkean lämpötilan ydinreaktorit

Jaakko Leppänen – 19.11.2019

Kirjoitin lokakuussa 2018 ydinenergian roolista ilmastonmuutoksen torjunnassa. Suomen osalta tilanne ei ole vuodessa olennaisesti muuttunut. Energiateollisuus ry:n uusimpien tilastojen mukaan lähes 80% kotimaisesta sähköstä tuotetaan vähähiilisillä energialähteillä. Näistä merkittävin on ydinvoima, joka kattaa noin kolmanneksen kotimaisesta tuotannosta. Käyttöönottoa edelleen odottava Olkiluodon kolmas laitosyksikkö tulee tuomaan markkinoille merkittävästi lisää vähäpäästöistä sähköä, mutta koko energiajärjestelmän tasolla rakennemuutokset tapahtuvat tuskastuttavan hitaasti.

Jonkinlaisia muutoksen tuulia on kuitenkin ilmassa. Työ- ja elinkeinoministeriö perusti lokakuussa työryhmän, jonka tavoitteena on valmistella ydinenergialain kokonaisuudistusta. Keskeiset kysymykset liittyvät esimerkiksi pienreaktoreiden lisensiointiin sekä ydinenergian uusiin käyttökohteisiin perinteisen sähköntuotannon ulkopuolella. Kunnallispoliittisella tasolla on käyty paljon keskustelua ydinenergian mahdollisuuksista kaukolämmön tuotannossa, ja viime aikoina myös energiayhtiöiden suunnalta on nähty muutama mielenkiintoinen ulostulo. Kaukolämmöntuotantoon soveltuvan reaktoriteknologian kehitys kiinnostaa myös yliopisto- ja tutkimuspuolella.

Matalassa lämpötilassa toimivien kaukolämpöreaktoreiden teknologiaa on käsitelty aikaisemmassa blogikirjoituksessa. Tämän kirjoituksen aihe liittyy huomattavasti korkeammassa lämpötilassa toimiviin kaasujäähdytteisiin reaktoreihin, joiden käyttökohde on raskaan teollisuuden prosessilämpö. Aihe alkaa olla ajankohtainen, sillä kasvihuonekaasuille asetettujen päästövähennystavoitteiden täyttäminen edellyttää sähköntuotannon lisäksi koko energiajärjestelmän puhdistamista. Teollisuudelle tämä tarkoittaa suuria investointeja, ja päätökset uusien teknologioiden kehittämisestä on tehtävä hyvissä ajoin ennen sopimuksissa määritettyjä aikarajoja.

Lämpöenergiaa hyödynnetään eri sovelluskohteissa varsin vaihtelevalla lämpötilavälillä. Esimerkkejä on koottu alla olevaan taulukkoon. Valtaosa maailman nykyisestä reaktorikannasta muodostuu toisen sukupolven kevytvesityyppisistä paine- ja kiehutusvesireaktoreista, joiden toimintalämpötila rajoittuu noin 300°C asteeseen. Käytännössä tämä tarkoittaa sitä, että korkeampiin lämpötiloihin pääseminen edellyttää siirtymistä reaktorityyppeihin, joiden kehityskaari on korkeintaan prototyyppiasteella.

< 100°C	Juomaveden valmistus merivedestä
65–120°C	Suomalaisten kaukolämpöverkkojen sisäänmenolämpötila
165°C	Massan kuivaus paperitehtaassa
300°C	Perinteisen ydinvoimalaitoksen (kevytvesireaktorin) höyryturbiinin toimintalämpötila
400°C	Öljynjalostusteollisuuden prosessit
400–1450°C	Sementin valmistuksen prosessit
> 700°C	Kemianteollisuuden prosessit ja vedynvalmistus

Teollisuuden energiakäytöstä puhuttaessa ydinvoiman päästövähennyspotentiaalia on silti vaikea sivuuttaa. Esimerkiksi kemianteollisuudessa päästövähennystavoitteet lisäävät paineita siirtyä lämpöenergian käytöstä sähkökemiallisiin prosesseihin. Euroopan mittakaavassa kemianteollisuuden puhdistaminen tällä tavoin kasvattaisi kuitenkin sähkönkulutusta enemmän kuin nykyisen kokonaistuotannon verran, joten vaihtoehtoja selvästi tarvitaan. Vähähiilistä lämpöenergiaa voidaan tuottaa myös biopolttoaineilla, mutta toimitusketjuihin liittyvien epävarmuuksien ja logististen pullonkaulojen vuoksi ratkaisuja ei pitäisi jättää yhden kortin varaan.

Jäähdyte ja moderaattori määrittävät reaktorityypin

Lähes kaikki nykyisin käytössä olevat ydinreaktorit kuuluvat teknologian tyyppiluokituksessa nk. termisiin reaktoreihin. Tällaisissa reaktoreissa ketjureaktion toiminta perustuu matalalle energia-alueelle hidastettuihin neutroneihin, joilla on suuri todennäköisyys törmätä uraanin helposti fissioituviin U235-ytimiin. Korkea törmäystodennäköisyys kompensoi isotoopin pientä atomiosuutta. Yli 99% luonnonuraanista muodostuu isotoopista U238, jolla fissioreaktion todennäköisyys on liian pieni ylläpitämään ketjureaktion kulkua. Matalaenergisten neutronien hyödyntäminen mahdollistaa siis käytännössä reaktorin toiminnan matalasti väkevöidyllä polttoaineella.

Neutronien hidastaminen fission kannalta edulliselle energia-alueelle tapahtuu kevyestä alkuaineesta muodostuvassa väliaineessa, jota kutsutaan moderaattoriksi. Neutronit törmäilevät kevyisiin atomiytimiin, menettäen jokaisessa törmäyksessä osan liike-energiastaan. Kevytvesireaktoreissa moderaattorina käytetään vettä, joka myös jäähdyttää polttoainetta virratessaan sydämen läpi. Painevesireaktoreissa primäärijäähdyte luovuttaa höyrystimessä lämpöenergiansa sekundääriseen höyryturbiinikiertoon. Kiehutusvesilaitoksissa turbiinia pyörittävä höyry tuotetaan kiehuttamalla vettä reaktorin sydämessä.

Yksinkertaisesta perusrakenteestaan huolimatta vesijäähdytteinen reaktori ei ydinteknologian kehityksen alkuaikoina kuitenkaan ollut aivan ilmeinen valinta, ainakaan energiantuotantokäyttöön. Moderaattoriytimenä toimiva vety nimittäin absorboi juuri sen verran termisiä neutroneita, ettei luonnonuraanin U235-pitoisuus riittänyt ketjureaktion ylläpitämiseen. Veden käyttö edellytti häviöiden kompensoimiseksi atomiosuuden nostamista vähintään muutamaan prosenttiin. Isotooppisesti väkevöity uraani oli vielä 1950-luvulla niin kallista, että sen käyttö rajoittui lähinnä sotilaspuolelle. Ensimmäiset kevytvesireaktorit kehitettiinkin sukellusveneiden voimanlähteiksi.

Ennen kuin kevytvesiteknologia alkoi seuraavalla vuosikymmenellä levitä myös siviilipuolelle, suunnitelmat ydinenergian sähköntuotantokäytöstä nojasivat reaktorityyppeihin, jotka kykenivät käyttämään polttoaineenaan väkevöimätöntä luonnonuraania. Moderaattoriksi valikoitui tällöin joko vedyn raskasta isotooppia (deuteriumia) sisältävä raskas vesi, tai puhtaasta hiilestä koostuva kiinteä grafiitti. Vähäisemmän neutroniabsorption ansiosta ketjureaktio saatiin näillä moderaattoreilla käynnistymään myös luonnonuraanipolttoaineessa.

Ensimmäiset ydinreaktorit toimivat kaasujäähdytteellä

Ensimmäinen jatkuvatoimiseen käyttöön tarkoitettu ydinreaktori rakennettiin Manhattan-projektin tarpeisiin Oak Ridgen tutkimuslaboratoriossa Yhdysvalloissa vuonna 1943. Tämän X-10 -prototyyppireaktorin sydän oli muodoltaan kuutio, jonka sivun pituus oli hieman yli seitsemän metriä. Alumiinikuoren sisälle kapseloitu luonnonuraanipolttoaine ladattiin vaakasuoriin kanaviin, jotka kulkivat sydämen läpi. Reaktori toimi grafiittimoderaattorilla ja ilmajäähdytyksellä. Huomattavan suuresta koostaan huolimatta reaktorin fissioteho oli vielä vaatimaton, vain noin neljä megawattia. X-10:n pääasiallinen tarkoitus olikin lähinnä toimia pienemmän mittakaavan mallina varsinaisten plutoniumintuotantoreaktoreiden suunnittelussa.ⁱ

Kuva 1: Oak Ridgen tutkimuslaboratorioon vuonna 1943 rakennetun X-10 -grafiittireaktorin julkisivu. Uraanipolttoaine ladattiin etuseinässä näkyviin vaakasuoriin kanaviin. Reaktori toimi ilmajäähdytyksellä, ja se oli käytössä 1960-luvun alkuun saakka.

Ydinteknologian kehitys pääsi pian toisen maailmansodan jälkeen vauhtiin myös Euroopassa. Kaasujäähdytteisiä grafiittireaktoreita alettiin kehittää erityisesti Iso-Britanniassa, missä X-10:n perusrakenne otettiin MAGNOX-reaktoriteknologian (Magnesium Alloy Graphite Moderated Gas Cooled Uranium Oxide Reactor) pohjaksi. Polttoaineena käytettiin luonnonuraania ja moderaattorina grafiittia. Avoin ilmajäähdytys vaihdettiin kuitenkin suljettuun hiilidioksidikiertoon. MAGNOX:ia voidaan pitää ensimmäisenä kaupallisena ydinvoimalaitostyyppinä, jonka Calder Hall -prototyyppi aloitti toimintansa vuonna 1956. Täysin rauhanomaisesta käytöstä ei kuitenkaan vielä ollut kyse, sillä ensimmäiset MAGNOX:it suunniteltiin sähköntuotannon lisäksi myös valmistamaan plutoniumia Iso-Britannian ydinaseohjelman tarpeisiin.

Seuraava reaktorisukupolvi

MAGNOX jäi kuitenkin lopulta lähinnä brittiläisen ydinteollisuuden kuriositeeteiksi. Kun väkevöidyn uraanin käyttö tuli taloudellisesti kannattavaksi, luonnonuraanipolttoaineella toimivat reaktorit menettivät tärkeimmän kilpailuvalttinsa. Suuret amerikkalaisyhtiöt Westinghouse ja General Electric panostivat voimakkaasti kevytvesiteknologian kehitykseen, ja sama linja valittiin myöhemmin myös Saksassa, Ranskassa ja Ruotsissa. 1960-luvun lopulla toisen sukupolven paine- ja kiehutusvesireaktorit alkoivat vallata nopeasti markkinoita. Vesijäähdytteisen reaktorin etuja olivat korkea tehotiheys sekä voimalaitosteknologia, josta oli paljon kokemusta konventionaaliselta puolelta.

Veden käyttö reaktorin jäähdytteenä toi kuitenkin mukanaan myös tiettyjä ylitsepääsemättömiä rajoituksia. Höyryturbiinikierron termodynaaminen hyötysuhde riippuu reaktorin toimintalämpötilasta. Konventionaalisissa polttolaitoksissa kattilan tuottama höyry voidaan tulistaa, mutta koska reaktorin läpi virtaava jäähdyte toimii myös ketjureaktion ylläpitämisen kannalta välttämättömänä neutronimoderaattorina, reaktorin toimintalämpötila rajoittuu käytännössä veden kiehumispisteeseen.ⁱⁱ Lämpötilaa saadaan nostettua lähinnä kasvattamalla primääripiirin painetta, jolloin myös veden kiehumispiste nousee. Painevesireaktorit toimivat yli 12 megapascalin (120 ilmakehän), ja kiehutusvesireaktorit seitsemän MPa:n paineessa. Reaktorin toimintalämpötila on tällöin noin 300°C astetta.

Kaasujäähdytteisillä reaktoreilla ei vastaavaa olomuodon muutokseen liittyvää rajoitusta ole. MAGNOX-laitoksissa hiilidioksidijäähdyte kuumeni sydämen läpi kulkiessaan noin 400°C asteeseen, ja myöhemmin kehitetyssä AGR:ssä (Advanced Gas-cooled Reactor) toimintalämpötila on vielä korkeampi. Vaikka grafiittimoderoitujen reaktoreiden rakentaminen ei ollut enää perusteltavissa luonnonuraanipolttoaineella, korkea toimintalämpötila toi mukanaan korkeamman hyötysuhteen.

Ydinreaktoreille alettiin etsiä käyttökohteita myös sähköntuotannon ulkopuolelta. 1960-1970 -luvuilla energiateollisuuden suurimmat haasteet eivät vielä liittyneet kasvihuonekaasupäästöjen vähentämiseen, vaan huolta aiheutti erityisesti öljyn saatavuus. Korkean lämpötilan reaktorit olisivat mahdollistaneet synteettisten polttoaineiden valmistamisen esimerkiksi kivihiilestä.

Kaasujäähdytteinen korkean lämpötilan reaktori

Seuraavan sukupolven kaasujäähdytteistä korkean lämpötilan reaktoria alettiin kehittää jo 1950-luvun puolella. Teknologiasta käytetään tavallisesti lyhennettä HTR (high-temperature reactor) tai HTGR (high-temperature gas-cooled reactor). Tavoitteena oli nostaa toimintalämpötila 700°C asteen yläpuolelle, mihin ei MAGNOX- ja AGR-reaktoreilla päästy. Polttoaineen metallisten rakenneosien lämmönsietokyky oli rajallinen, minkä lisäksi ongelmia aiheutti myös hiilidioksidijäähdyte, joka syövytti reaktorin grafiittimoderaattoria.

Syöpymisongelma ratkesi vaihtamalla jäähdyte kemiallisesti passiiviseen heliumiin. Myös polttoaineteknologiassa tapahtui edistystä. Iso-Britanniassa alettiin 1960-luvun alussa kehittää uutta polttoainetyyppiä, joka koostui eristävällä monikerrosrakenteella päällystetyistä mikroskooppisista uraanioksidipartikkeleista (kuva 2).ⁱⁱⁱ Fissiotuotteet sisälleen sulkeva mikrorakenne korvasi perinteisen suojakuoriputken, ja kun metalliosista päästiin kokonaan eroon, myös reaktorin toimintalämpötilaa voitiin nostaa. Läpimitaltaan noin millimetrin kokoiset polttoainepartikkelit sekoitettiin grafiittimatriisiin, ja myös kaikki reaktorin kantavat rakenteet valmistettiin grafiitista.

Ensimmäiset partikkelipolttoainetta käyttävät koereaktorit valmistuivat Iso-Britanniaan (Dragon), Yhdysvaltoihin (Peach Bottom) ja Saksaan (AVR) vuosina 1967-1968. Dragon- ja Peach Bottom -reaktoreissa sydän muodostui mehiläiskennon muotoon ladatuista heksagonaalisista grafiittielementeistä, joihin oli porattu pystysuoria jäähdytyskanavia sekä reikiä polttoainesauvoille. Saksalaiskonseptissa polttoainepartikkelit oli puolestaan leivottu biljardipallon kokoisiin grafiittikuuliin, jotka kasattiin reaktoriastian sisälle. Tämän kuulakekotyyppisen (engl. ”pebble-bed”) reaktorin erityispiirre oli jatkuva polttoainelataus (kuva 3). Käytettyjä polttoainekuulia poistettiin reaktorin pohjalta samalla kun uusia kuulia lisättiin keon päälle.

Kuva 2: HTGR-reaktoreiden polttoaine koostuu mikroskooppisista uraanipartikkeleista, jotka on koteloitu piikarbidista ja pyrolyyttisestä hiilestä muodostuvien suojakerrosten sisälle. Polttoainepartikkelit on sekoitettu grafiittiin, joka toimii samalla reaktorin neutronimoderaattorina. Reaktorin sydän rakentuu pyöreistä grafiittikuulista (pebble-bed) tai heksagonaalisista grafiittielementeistä (prismatic), joihin on upotettu lyhyitä polttoainesauvoja.

Kuva 3: Kuulakekotyyppisen reaktorin toimintaperiaate. Polttoainekuulat ladataan reaktoriastiaan. Vanhoja kuulia poistetaan sydämen alaosasta samalla kuin uusia lisätään keon päälle. Jatkuva polttoainelataus mahdollistaa tasaisen tehojakauman, sekä pienentää ylijäämäreaktiivisuuden ja säädön tarvetta.

Ensimmäiset korkean lämpötilan koereaktorit olivat pieniä, lämpöteholtaan 20-155 MW. Käyttökokemusten pohjalta rakennettiin kuitenkin myös kaksi suurempitehoista prototyyppilaitosta. Amerikkalainen Fort St. Vrain oli käytössä vuosina 1976-1989. Reaktori tuotti 842 MW lämpötehoa ja 330 MW sähköä. Saksalainen toriumpolttoaineella toiminut kuulakekotyyppinen Thorium High Temperature Reactor (THTR) otettiin käyttöön vuonna 1986, ja se oli teholtaan hieman edellistä pienempi.

Luontaisetuna passiivinen jäähdytys

Ydinturvallisuuden yleismaailmallinen perusperiaate on nk. syvyyssuuntainen puolustus, jonka mukaan reaktorin polttoaineeseen syntyvät voimakkaasti radioaktiiviset aineet on eristettävä ympäristöstä useammalla sisäkkäisellä vapautumisesteellä.

Ensimmäisen vapautumisesteen muodostaa itse polttoaine, joka kykenee pidättämään radionuklidit sisälleen sillä edellytyksellä, että lämpötila saadaan pidettyä materiaalien kestävyyden sallimissa rajoissa. Suunnittelurajat ylittyvät jos polttoaine pääsee ylikuumenemaan, mikä voi olla seurausta liian korkeasta tehontuotosta tai riittämättömästä jäähdytyksestä. Turvallisuussuunnittelun haasteet palautuvat siis käytännössä reaktorin fissiotehon hallintaan sekä sydämen jäähdytyskierron varmistamiseen.

Useimmat reaktorityypit voidaan suunnitella fissiotehon osalta luontaisesti turvallisiksi. Käytännössä tämä tarkoittaa sitä, että ketjureaktion hallinta ei riipu kriittisellä tavalla säätöautomatiikasta tai ohjaajien suorittamista toimenpiteistä. Kun ketjureaktio on käynnissä, reaktori hakeutuu luonnostaan sellaiseen toimintatilaan, jossa polttoaineen lämmöntuotto ja jäähdytys ovat keskenään tasapainossa.

Kevytvesireaktoreissa luontainen stabiilisuus on seurausta jäähdytteen virtauksen ja polttoaineen tehontuoton välillä vaikuttavasta voimakkaasta negatiivisesta takaisinkytkennästä. Kaasujäähdytteisissä reaktoreissa ei täysin vastaavaa takaisinkytkentää ole, vaan ketjureaktio saadaan stabiiliksi muilla sisäsyntyisillä mekanismeilla, kuten uraanin lämpenemisen aiheuttamalla nk. Doppler-takaisinkytkennällä.^iv

Ketjureaktion hallinnan sijaan reaktoriturvallisuuden suurin haaste on polttoaineeseen kerääntyneiden lyhytikäisten isotooppien radioaktiivisessa hajoamisessa vapautuva jälkilämpö. Vaikka reaktorin fissioteho saadaan tarvittaessa nopeasti alas, lämmöntuotto ei putoa välittömästi nollaan. Käytännössä tämä tarkoittaa sitä, että ylikuumenemisen välttämiseksi polttoainetta on kyettävä jäähdyttämään myös reaktorin sammuttamisen jälkeen. Nykyisissä kevytvesilaitoksissa reaktorin jälkilämmönpoisto nojaa sähkötoimisiin pumppuihin, joiden sähkönsyöttö on varmistettu moninkertaisilla varajärjestelmillä.

Jälkilämmön osalta kaasujäähdytteisillä reaktoreilla on puolellaan tiettyjä luontaisetuja. Neutronien hidastuminen grafiitissa vaatii suuren moderaattoritilavuuden, minkä vuoksi reaktorin tehotiheys on vastaavasti suhteellisen pieni. Grafiittimoderaattori kestää luonnostaan korkeita lämpötiloja,^v samoin reaktorin partikkelipolttoaine. Jokaista uraanijyvää ympäröivä monikerrosrakenne toimii vapautumisesteenä radioaktiivisille aineille, ja merkittäviä vaurioita alkaa syntyä vasta lämpötilan kohotessa 1600°C asteen yläpuolelle.^vi Aktiiviseen kiertoon perustuvia jälkilämmönpoistojärjestelmiä ei välttämättä edes tarvita, sillä jos heliumin virtaus sydämeen pysähtyy, radioaktiivisen hajoamisen tuottama lämpö siirtyy johtumalla grafiitin läpi reaktoriastiasta ulos. Lämpötila voi nousta korkeaksi, mutta riskirajoihin jää silti satojen asteiden marginaali.

Syvyyssuuntaisessa puolustuksessa viimeisen vapautumisesteen muodostaa kaasutiivis suojarakennus, joka sulkee sisäänsä reaktorin sekä siihen kytkeytyvän jäähdytyskierron. Jos polttoaine pääsee kaikista varotoimenpiteistä huolimatta vaurioitumaan ja kaikki muut vapautumisesteet menetetään, suojarakennus rajoittaa radioaktiivisen päästön laitoksen sisälle.

Kevytvesireaktoreissa suojarakennustoiminnon toteuttamista vaikeuttaa se, että korkeassa paineessa virtaavan primäärijäähdytteen olomuodon muutokseen on sitoutunut paljon energiaa. Reaktorin ympärille rakennetun kaasutiiviin kuoren on kyettävä vastaanottamaan jäähdytyskierrosta purkautuvan höyryn aiheuttama paine- ja lämpökuorma. Koska onnettomuustilanteet voivat kestää useita päiviä, suojarakennusta on kyettävä myös jäähdyttämään.

Kaasujäähdytteisten reaktorien jäähdytyskiertoon ei vastaavaa olomuodon muutosta liity, joten myös onnettomuustilanteissa suojarakennuksen seiniin kohdistuva painekuorma jää olennaisesti pienemmäksi. Passiivisella turvallisuudella tarkoitetaan viime kädessä sitä, että laitos siirtyy ongelmatilanteessa itsestään turvalliseen tilaan, jossa polttoaineessa vapautuva jälkilämpö kulkeutuu luonnonkierrolla lopulliseen lämpönieluun. Tällaisten järjestelmien käytännön toteutus yksinkertaistuu huomattavasti, jos korkeapaineisesta vesikierrosta päästään kokokaan eroon.

Kiinnostus hiipuu, herää uudelleen, ja hiipuu taas

Eduistaan huolimatta 1960-1970 -luvuilla kehitetystä HTGR-teknologiasta ei kuitenkaan lopulta tullut kilpailijaa kaupallisille paine- ja kiehutusvesireaktoreille. Ydinvoimavastainen liike sai 1980-luvulle tultaessa yhä enemmän jalansijaa, ja myös uusien reaktoriteknologioiden kehitys alkoi takkuilla. Viimeistään vuonna 1986 tapahtunut Tšernobylin ydinvoimalonnettomuus vei pohjan monelta lupaavasti alkaneelta kehityshankkeelta. Myös Fort St. Vrain ja THTR ajettiin alas pian onnettomuuden jälkeen. Saksassa kehitetty kuulakekoreaktorikonsepti ehdittiin kuitenkin ennen tutkimusohjelman lakkauttamista viedä niin pitkälle, että teknologialisenssien myynnistä tuli kaupallista liiketoimintaa.

Eteläafrikkalainen energiayhtiö ESKOM perusti vuonna 1999 PBMR Ltd. -nimisen tytäryhtiön kehittämään samalla nimellä kulkevaa teknologiaa eteenpäin (lyhenne sanoista ”Pebble-Bed Modular Reactor”). Reaktorin osalta PBMR-konsepti muistutti saksalaisia AVR- ja THTR-reaktoreita. Kaikissa aikaisemmissa korkean lämpötilan koe- ja prototyyppireaktoreissa sähköntuotanto oli kuitenkin perustunut vielä sekundääriseen höyryturbiinikiertoon (Rankinen kiertoprosessi). PBMR:ssä oli määrä ottaa teknologiaharppaus eteenpäin, ja kytkeä primäärinen heliumkierto ilman välipiiriä suoraan kaasuturbiiniin (Braytonin kiertoprosessi). Reaktori oli suunniteltu toimimaan 900°C lämpötilassa, ja tuottamaan 400 megawattia fissiotehoa ja 168 MW sähköä.

PBMR-hanke käynnistyi lupaavasti, ja sai alkuvaiheessa osakseen paljon positiivista julkisuutta. Kehitykseen saatiin mukaan myös ulkomaisia sijoittajia, tärkeimpänä isobritannialainen British Nuclear Fuels (BNFL), jonka omistus siirtyi yhtiökauppojen myötä myöhemmin amerikkalaiselle Westinghouselle. Suunnittelutyössä käytettiin konsultteina saksalaisia asiantuntijoita, ja projektiin osallistui parhaimmillaan yli 1300 työntekijää ja alihankkijaa. Myös hankkeen aikataulu oli varsin kunnianhimoinen. Prototyyppireaktorin rakentamisen oli määrä alkaa vuonna 2007, ja kaupallisen käytön vuoden 2011 loppuun mennessä.

Kehitys ei kuitenkaan edennyt ongelmitta. Reaktorin perusrakennetta muutettiin toistuvasti, ja hanke kärsi kautta linjan huonosta johtamiskulttuurista. Ylitsepääsemättömäksi ongelmaksi muodostui lopulta suora kaasuturbiinikierto. Heliumin käytöstä kaasuturbiinin työaineena ei ollut juurikaan aikaisempaa kokemusta. Suunnittelua hankaloitti myös grafiittikuulista irronnut hienojakoinen pöly, joka kulutti turbiinin siipiä ja kuljetti radioaktiivisia aineita reaktorista primääripiiriin. Kyse ei ollut turvallisuuden kannalta merkittävistä pitoisuuksista, mutta turbiinin kontaminoituminen olisi voinut vaikeuttaa huoltotöitä ja reaktorin pitkäaikaista käyttöä.

Ongelmat aikoivat kasaantua ja aikataulu venyi. PBMR ei lopulta edennyt rakentamisvaiheeseen saakka. Yhtiö ajautui taloudellisiin vaikeuksiin, ja vuonna 2009 Etelä-Afrikan hallitus ilmoitti lopettavansa hankkeen rahoittamisen. Projektia yritettiin vielä pelastaa luopumalla ongelmallisesta kaasuturbiinikierrosta ja keskittymällä sähköntuotannon sijaan korkean lämpötilan teollisuussovelluksiin. Kehitys jouduttiin kuitenkin laittamaan jäihin pian sen jälkeen kun Westinghouse ilmoitti vetäytyvänsä hankkeesta vuonna 2010.

PBMR ilmensi omalla tavallaan 2000-luvun alkuvuosina uudelleen löydettyä ydinvoimainnostusta. Lyhytaikaiseksi jäänyt renessanssivaihe katkesi kuitenkin pian talouden taantumaan, tai viimeistään vuonna 2011 tapahtuneeseen Fukushiman ydinvoimalaonnettomuuteen. Yhdysvalloissa teknologian kehitystä alkoi jarruttaa myös vuonna 2009 markkinoille tullut halpa liuskekaasu, joka kivihiiltä puhtaampana ja ydinenergiaa halvempana kompromissina alkoi vallata markkinoita.

Kaasujäähdytteisen reaktorin kolmas tuleminen

Saksalaista kuulakekoreaktoriteknologiaa alettiin kehittää eteenpäin myös Kiinassa, missä ydinvoimateollisuus on aina ollut vähemmän riippuvainen globaaleista trendeistä. PBMR-hankkeeseen verrattuna kiinalaiset valitsivat myös selvästi konservatiivisemman lähestymistavan. Reaktorin toimintalämpötila oli matalampi, ja suoran kaasuturbiinikierron sijaan sähköntuotanto perustui aikaisempien prototyyppi- ja demolaitosten tapaan lämmönvaihtimilla ja välipiirillä erotettuun höyryturbiinikiertoon. Teknologiariskiä laski osaltaan myös se, että ennen kaupallisen kokoluokan laitoksen rakentamista valittuja ratkaisuja päätettiin testata pienemmässä mittakaavassa.

10 megawatin HTR-10 -kuulakekoreaktori otettiin käyttöön Tsinghuan yliopistossa Pekingissä vuonna 2000. Reaktorin sydän muodostuu 27,000 kuulasta, jotka vastaavat kooltaan suunnilleen biljardipalloa. Hieman yli puolet kuulista on ladattu polttoaineella, joka on väkevöity 17%:sti isotoopin U235 suhteen. Polttoainekuulissa on mikroskooppisia uraanipartikkeleita yhteensä noin 8300. Loput kuulista on valmistettu puhtaasta grafiitista. Sydämen aktiivinen osa on muodoltaan sylinteri, jonka halkaisija on 190 ja korkeus 197 senttimetriä. Kuulakeko on ympäröity kiinteällä grafiittiheijastimella, johon myös reaktorin säätösauvat työntyvät. Heliumjäähdyte virtaa sydämeen kolmen megapascalin paineessa ja 250°C lämpötilassa. Virtaus kulkee ylhäältä alas, ja jäähdytteen ulostulolämpötila on noin 700°C astetta.

Reaktorilla tehtiin lokakuussa 2003 kaksi turvallisuuskoetta, joilla testattiin passiivisen jäähdytyksen toimivuutta erilaisissa käyttöhäiriötilanteissa. Ensimmäinen koe suoritettiin sammuttamalla primäärinen jäähdytyskierto reaktorin toimiessa 3 megawatin teholla. Tilanne vastasi periaatteessa laitoksen sähköjärjestelmien menetystä. Koska ydinreaktoreiden turvallisuusanalyyseissä tarkastellaan tavallisesti myös sellaisia käyttöhäiriötilanteita joissa reaktorin hätäpysäytys on estynyt, myös turvallisuuskoe suoritettiin lukitsemalla säätösauvat ensin paikoilleen.

Jäähdytyskierron pysähdyttyä lämpötila reaktorin sydämessä alkoi nousta, mikä negatiivisten takaisinkytkentöjen kautta sai fissiotehon laskemaan. Viisi minuuttia alkutapahtuman jälkeen reaktori oli sammuttanut itse itsensä. Radioaktiivinen hajoaminen lämmitti edelleen polttoainetta, mutta koska energia siirtyi passiivisesti johtumalla reaktoriastiasta ulos, lämpötila ei missään vaiheessa noussut riskirajoille. Tunnin kuluttua polttoaineen jälkilämmöntuotto oli laskenut niin alas, että materiaalien jäähtyminen sai ketjureaktion käynnistymään uudelleen. Reaktori kävi hetkellisesti noin 20% fissioteholla, minkä jälkeen negatiivinen takaisinkytkentä katkaisi taas ketjureaktion etenemisen.

Jälkimmäisessä kokeessa yhtä reaktorin säätösauvoista alettiin vetämään ulos sydämestä, ja fissiotehon kasvun annettiin katketa omia aikojaan negatiivisiin takaisinkytkentöihin (ilman tilanteesta tavallisesti ennemmin tai myöhemmin seuraavaa automaattista hätäpysäytystä). Teho nousi hieman yli kaksinkertaiseksi alkuperäiseen tasoon verrattuna, minkä jälkeen lämpötilan nousu sai ketjureaktion katkeamaan. Lämpötilat pysyivät koko transientin ajan materiaalien keston sallimissa rajoissa.

Edellä mainitut turvallisuuskokeet olivat vain osa HTR-10:llä suoritettua monivuotista koeohjelmaa, jolla valmisteltiin samaan teknologiaan perustuvaa kaupallisen kokoluokan prototyyppiä. Tämän HTR-PM -laitoksen rakentaminen aloitettiin Kiinan Shidao Bayssä vuonna 2012. Laitos koostuu kahdesta fissioteholtaan 250 megawatin reaktoriyksiköstä, jotka pyörittävät yhdessä 210 MW:n höyryturbiinia. Reaktorin perusrakenne on pysynyt pääpiirteittäin samana kuin HTR-10:ssä, joskin suoritusarvoja on viilattu jonkin verran ylöspäin. Polttoainekuulia on yhdessä reaktoriyksikössä yhteensä 420,000. Käyttöpaine on nostettu 7 megapascaliin, ja heliumin ulostulolämpötila 750 asteeseen.

Kuva 4: Kiinalaisten HTR-PM -reaktorimoduulin kaaviokuva. Voimalaitos koostuu kahdesta 250 MWt reaktoriyksiköstä, jota pyörittävät yhteistä 210 megawatin höyryturbiinia.

Kiinan ydinenergiaohjelman etenemisestä on julkisten lähteiden perusteella toisinaan vaikea saada ajankohtaista ja täysin totuudenmukaista kuvaa. Muuhun maailmaan verrattuna hankkeet etenevät kuitenkin huimalla vauhdilla. HTR-PM:n rakennustyöt saatiin päätökseen tammikuussa 2018, ja laitos on parhaillaan käyttöönottovaiheessa. Kaupallisen sähköntuotannon on ilmeisesti näillä näkymin määrä alkaa vuoden 2020 loppuun mennessä.

Jos HTR-PM -hanke onnistuu suunnitelmien mukaan, se tulee kiistatta olemaan tärkeä merkkipaalu kaasujäähdytteisten korkean lämpötilan reaktoreiden kehityshistoriassa. Teknologian kaupallistamisen aikataulu on edelleen auki, ja on hyvin mahdollista, että suurimmat markkinat löytyvät maan sisältä. Kiina nousi Yhdysvaltojen ohi maailman suurimmaksi kasvihuonekaasujen päästäjäksi jo vuonna 2005, joten vaikka teknologia ei valloittaisi koko maailmaa, reaktori voi olla juuri oikea ratkaisu oikeassa paikassa.^vii

Lupauksia ja haasteita

Olen aikaisemmissa blogikirjoituksissani suhtautunut jossain määrin varauksellisesti tiettyihin tulevaisuuden ydinteknologioihin, kuten toriumiin ja nopeisiin hyötöreaktoreihin, sillä ne eivät mielestäni ratkaise mitään todellista akuuttia ongelmaa. Sama pätee jossain määrin myös sulasuolareaktoreihin. Korkean lämpötilan kaasujäähdytteisten reaktoreiden osalta tilanne on kuitenkin toinen. Kyse on nimittäin teknologiasta, jolle on olemassa konkreettinen tarve.

Kasvihuonekaasupäästöille asetettuihin tavoitteisiin ei tulla globaalissa mittakaavassa pääsemään ainoastaan korvaamalla saastuttavaa sähköntuotantoa uusiutuvalla energialla ja perinteisellä ydinvoimalla. Vaikka sähkö ja energia ymmärretään monissa yhteyksissä lähes synonyymeiksi, todellisuudessa vain noin viidennes kaikesta maailmassa tuotetusta energiasta käytetään sähkön muodossa.

Suurimmat päästövähennyshaasteet löytyvätkin niiltä energiasektorin osa-alueilta, missä fossiilisilla polttoaineilla tuotettu energia kulutetaan lämpönä. Toisin kuin sähköä, lämpöenergiaa ei myöskään ole mahdollista siirtää kustannustehokkaasti pitkiä matkoja, joten tuotanto on pystyttävä rakentamaan kulutuksen yhteyteen. Juuri tällaisiin sovelluskohteisiin lämmöntuotantoon räätälöidyt ydinreaktorit voivat tarjota varteenotettavan vaihtoehdon.

Vähähiilisen teollisuuden eräänlaisena ”Graalin maljana” voidaan pitää kilpailukykyistä ja suuressa mittakaavassa toteuttamiskelpoista vedyntuotantoa. Vety on tärkeä raaka-aine monien peruskemikaalien, kuten ammoniakin, vetyperoksidin ja metanolin valmistuksessa. Tulevaisuudessa puhtaasti tuotetulle vedylle voi löytyä uusia käyttökohteita myös esimerkiksi terästeollisuudesta sekä synteettisten liikennepolttoaineiden valmistuksesta. Ratkaisu tulee todennäköisesti löytymään veden hajottamisesta vedyksi ja hapeksi korkean lämpötilan elektrolyysillä tai termokemiallisilla prosesseilla. Molemmat teknologiat kuluttavat paljon lämpöenergiaa.

Muiden uusien reaktoriteknologioiden tapaan myös korkean lämpötilan reaktoreihin liittyy paljon haasteita ja avoimia kysymyksiä. Yksi kaasujäähdytteisten reaktoreiden taloudellisuutta puoltava tekijä on passiivinen turvallisuus. Jos polttoaineen jälkilämmönpoisto saadaan toteutettua luonnonkierrolla, korkea turvallisuustaso on saavutettavissa ilman kalliita moninkertaisesti varmistettuja aktiivisia järjestelmiä.^viii Toisaalta kyse on samalla teknologiasta, joka on olemassa hädin tuskin prototyyppiasteella. Reaktorin koko elinkaaren yli laskettuja kustannuksia on äärimmäisen vaikea arvioida luotettavasti.

Myös polttoainekierron alku- ja loppupäähän liittyy suuria epävarmuuksia jo pelkästään siksi, että suurin osa ydinvoimamaista on luottanut vuosikymmeniä perinteiseen kevytvesireaktoriteknologiaan. Korkean lämpötilan reaktoreiden käyttämälle partikkelipolttoaineelle ei löydy vielä laajamittaisia markkinoita. Useimmissa maissa myöskään ydinjätteen loppusijoitusratkaisuissa ei ole ollut tarvetta huomioida reaktorissa säteilytettyä grafiittia, jonka radionuklidikoostumus ja liukoisuusominaisuudet poikkeavat perinteisistä kevytvesireaktoripolttoaineista. Pienen tehotiheyden vuoksi käytettyä polttoaineitta syntyy myös määrällisesti enemmän kuin kevytvesireaktoreissa.

Uuden teknologian läpilyönnin tiellä olevat esteet eivät ole ainoastaan teknisiä. Ydinenergian käyttöä ohjaava lainsäädäntö on esimerkiksi Suomessa muotoiltu pitkälti nykyisen reaktoriteknologian tarpeisiin. Jo pelkästään reaktorin turvallisen tilan määrittely voi osoittautua yllättävän haasteelliseksi. Säteilyturvakeskuksen ydinturvallisuusohjeiden (YVL) mukainen määritelmä edellyttää esimerkiksi sitä, että reaktorin paine saadaan sammuttamisen jälkeen laskettua normaalin ilmanpaineen tasolle. Tämä tulkinta vastaa hyvin toisen sukupolven paine- ja kiehutusvesireaktoreille sovellettavaa turvallisuussuunnittelua. Passiiviseen luonnonkiertoon perustuvissa järjestelmissä reaktorin ajaminen mahdollisimman nopeasti paineettomaan tilaan ei sen sijaan välttämättä olekaan turvallisuuden kannalta paras mahdollinen ratkaisu.

Kirjoituksen alussa mainitussa ydinenergialain kokonaisuudistuksessa onkin osittain kyse juuri siitä, että lainsäädäntö ja viranomaisohjeet saataisiin samalle viivalle teknologian kehityksen kanssa. Uusien passiivisesti turvallisten reaktorityyppien käyttöönoton ei pitäisi kaatua ainakaan sellaisiin lakipykäliin, joiden perimmäinen tarkoitus on juurikin varmistaa, että ydinenergian käyttö on kaikissa tilanteissa turvallista ja tarkoituksenmukaista.

---

ⁱ⁾ Ketjureaktion toimintaperiaate oli demonstroitu joulukuussa 1942 Chicagon yliopiston tiloihin kasatussa Chicago Pile 1 -reaktorissa, jonka toiminta perustui myös luonnonuraaniin ja grafiittimoderaattoriin. CP-1 toimi kuitenkin vielä niin matalalla teholla, ettei se tarvinnut varsinaista jäähdytystä. Reaktori- ja ydinaseteknologian kehityksen yhteistä historiaa on sivuttu toisessa blogikirjoituksessa.

ⁱⁱ⁾ Tulistuksella tarkoitetaan höyryn lämpötilan nostamista veden kiehumispisteen yläpuolelle, mikä saadaan aikaiseksi ylimääräisellä lämmityksellä olomuodon muutoksen jälkeen. Kevytvesireaktorissa ongelmaksi muodostuu se, että tulistetun höyryn tiheys ei riitä ketjureaktion ylläpitämiseen tarvittavan neutronihidastusvaikutuksen aikaansaamiseksi. Tavanomaisissa kiehutusvesireaktoreissa jäähdyte alkaa kiehua kulkiessaan virtauskanavaa pitkin ylöspäin, mutta höyrykuplien tilavuusosuus rajoittuu sydämen yläosassakin noin 90%:iin jäähdytevirtauksesta. Reaktorin tuottama höyry olisi periaatteessa mahdollista tulistaa johtamalla virtaus toistamiseen sydämen läpi, mutta monimutkaisten takaisinkytkentöjen vuoksi ratkaisua ei pidetä käytännössä toteuttamiskelpoisena. Vattenfall-yhtiö rakensi Ruotsin Marvikeniin 1960-luvulla tulistettua höyryä tuottavaa raskasvesimoderoitua kiehutusvesireaktoria, mutta hanke keskeytettiin ennen reaktorin käyttöönottoa.

ⁱⁱⁱ⁾ Nykyisissä partikkelipolttoaineissa käytetään tavallisesti kolmesta eri aineesta muodostuvaa TRISO (tristructural isotropic) -rakennetta. Uraanioksidijyvä on ympäröity huokoisella puskurikerroksella, joka kerää sisälleen fissiossa syntyneet radionuklidit. Varsinainen vapautumiseste muodostuu pyrolyyttisestä hiilestä sekä tiiviistä keraamisesta piikarbidikuoresta. Polttoainejyvä voidaan valmistaa myös toriumista tai uraani-plutonium-sekaoksidista (MOX), ja oksidien lisäksi myös karbidien käyttöä on tutkittu paljon.

^iv) Kevytvesireaktoreissa voimakas negatiivinen takaisinkytkentä seuraa veden tiheyden muutoksesta. Kun jäähdyte lämpölaajenee tai alkaa kiehua, moderaattorina toimivien vety-ytimien määrä sydämessä pienenee. Pienempi osuus neutroneista pääsee tällöin hidastumaan fission kannalta edulliselle matalalle energia-alueelle, ja reaktorin fissioteho kääntyy laskuun. Kaasujäähdytteisissä reaktoreissa käytetty helium on sen sijaan matalan tiheytensä vuoksi neutroneille läpinäkyvä väliaine, joten muutokset jäähdytteen virtauksessa eivät merkittävästi vaikuta niiden kulkeutumiseen. Lämpölaajeneminen kasvattaa sydämen mittasuhteita, mutta moderaattoriytimien määrä ei muutu. Doppler-takaisinkytkentä liittyy puolestaan uraaniytimien lämpöliikkeeseen ja neutronivuorovaikutusten todennäköisyyksiä kuvaavien vaikutusalojen monimutkaiseen energiariippuvuuteen. Tietyillä nk. resonanssienergioilla vuorovaikutustodennäköisyydet harppaavat ylöspäin useita kertaluokkia. Ytimien lämpöliikkeen kiihtyminen kasvattaa reaktiotodennäköisyyttä resonanssihuippujen läheisyydessä. Seurauksena on reaktionopeuden kasvu, erityisesti sellaisella energia-alueella missä neutronikaappaus U238-ytimeen on hallitseva vuorovaikutus. Polttoaineen lämpötilan nousu kasvattaa neutroniabsorptiota, mikä puolestaan vie fissiotehoa alas. Doppler-takaisinkytkennän merkitys korostuu nopeissa reaktiivisuustransienteissa, erityisesti silloin kun reaktiivisuus ylittää kerkeän kriittisyyden rajan. Uraanin lämpötilan nousu saa fissiotehon kasvun nopeasti katkeamaan.

^v) Grafiittia käytetään monissa korkean lämpötilan sovelluksissa, kuten hehkutusupokkaissa ja valokaariuunien elektrodeissa. Vaikka grafiitti muodostuu puhtaasta hiilestä, se ei vastoin yleistä käsitystä voi syttyä palamaan. Grafiitti oksidoituu vuorovaikuttaessaan korkeassa lämpötilassa ilman hapen kanssa, mutta reaktiossa vapautuva energia ei yksinään riitä ylläpitämään jatkuvaa palamista. Käsitys grafiitin palamisesta lienee ainakin osittain peräisin kahdesta vakavasta ydinvoimalaonnettomuudesta, joihin liittyi tulipalo reaktorin sydämessä. Englannin Windscalessa sijaitsevassa ilmajäähdytteisessä grafiittimoderoidussa plutoniumintuotantoreaktorissa tapahtui vuonna 1957 tulipalo, kun pyroforisesta uraanimetallista valmistettu polttoaine syttyi palamaan. Myös vuonna 1986 tapahtuneessa Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuudessa tuhoutunut reaktori paloi kymmenen päivän ajan, kun vesihöyry muodosti kuuman grafiitin ja zirkoniumin kanssa vuorovaikuttaessaan palavia kaasuja. Molempiin tulipaloihin viitataan usein virheellisesti ”grafiittipalona”. Aihetta on käsitelty tarkemmin Suomen Atomiteknillisen Seuran Ydintekniikka-lehden numerossa 1/2018.

^vi) Vertailun vuoksi kevytvesireaktoripolttoaine alkaa vaurioitua kun lämpötila nousee 650°C yläpuolelle. Vakavia vaurioita alkaa syntyä 800°C asteessa, kun zirkonium-metallista valmistetun suojakuoriputken oksidoitumisreaktio pääsee vauhtiin. Eksotermisessä reaktiossa vapautuu runsaasti lämpöä, sekä palavaa vetykaasua.

^vii) Kiinalaisten HTR-PM ei ole ainoa meneillään oleva korkean lämpötilan reaktoreiden kehityshanke. Esimerkiksi yhdysvaltalainen Ultra Safe Nuclear Corporation (USNC) kehittää kaasujäähdytteistä Micro Modular Reactor (MMR) -teknologiaa tuottamaan sähköä ja lämpöä käyttökohteisiin, jotka sijaitsevat kaukana suurista infrastruktuureista. Pilottilaitoksen rakentamista suunnitellaan Kanadan Ontarion provinssissa sijaitsevan Chalk Riverin tutkimulaboratorion salueelle.

^viii) Myös lähes kaikki kevytvesireaktoriteknologiaa edustavat pienreaktorikonseptit nojaavat luonnonkierrolla toimivaan jälkilämmönpoistoon ja passiiviseen turvallisuussuunnitteluun. Passiivisten järjestelmien toteutus kuitenkin yksinkertaistuu huomattavasti, jos reaktorin toimintaan ei liity paineistettua vesikiertoa. Kaasujäähdytteisten reaktoreiden lisäksi myös matalassa lämpötilassa toimivilla kaukolämpöreaktoreilla on tämä etu puolellaan.

Advertisement