Suomalainen kaukolämpöreaktori – osa 3

Jaakko Leppänen – 14.3.2021

Runsas vuosi sitten julkaistussa blogikirjoituksessa kerrottiin VTT:llä käynnistyneestä hankkeesta, jossa kehitetään kaukolämmöntuotantoon tarkoitettua pientä ydinreaktoria. Suunnittelua lähdettiin aluksi edistämään laskennallisen mallinnuksen keinoin. Työssä käytettyjä menetelmiä ja laskentaohjelmistoja, sekä ydinreaktoreiden toiminnan mallinnukseen liittyviä yleisiä haasteita esiteltiin kirjoituksen jälkimmäisessä osassa. Hankkeen ensimmäisen vaiheen tavoitteena oli luoda konseptitason suunnitelma, jonka pohjalta teknistä kehitystä voidaan lähteä viemään eteenpäin.

Suunnittelutyön ensimmäinen vaihe saatiin päätökseen viime syksynä. Reaktorikonseptiin liittyvien patenttisuoja-asioiden selvittäminen vei kuitenkin aikansa, mikä vuoksi tuloksista päästään kertomaan laajemmin vasta nyt. VTT:n reaktorihanketta käsittelevien kirjoitusten lisäksi blogissa on käyty aikaisemmin yleisellä tasolla läpi ydinenergian roolia ilmastonmuutoksen torjunnassa, sekä kaukolämmöntuotantoon suunniteltujen ydinreaktoreiden historiaa ja erityispiirteitä. Kaikkia taustoja ei tässä kirjoituksessa käydä uudelleen läpi, mutta lyhyt kertaus lienee paikallaan.

Suunnittelun lähtökohdat ja tavoitteet

Energiantuotannon ilmastovaikutuksilla on aina viime vuosiin saakka viitattu erityisesti sähköntuotannon hiilidioksidipäästöihin, ja myös päästövähennystoimenpiteet ovat painottuneet tuuli- ja aurinkoenergian osuuden kasvattamiseen. Suomessa ilmastokeskustelun painopiste on kuitenkin jo siirtymässä sähköstä energiasektorin muille osa-alueille. Syy tähän on ainakin osittain se, että noin 85% kotimaisesta sähköstä tuotetaan jo nyt vähähiilisillä energiamuodoilla. Asuin-, toimisto- ja liikekiinteistöjen lämmityksessä käytetään kuitenkin edelleen paljon fossiilisia polttoaineita. Ylivoimaisesti suosituin lämmitysmuoto Suomessa on kaukolämpö, joten keskitetyn lämmöntuotannon puhdistamisessa piilee huomattavan suuri päästövähennyspotentiaali.

Yksi tapa tuottaa vähähiilistä lämpöä on ydinenergia, jonka soveltuvuudesta suomalaiseksi kaukolämpöratkaisuksi on tehty erinäisiä selvityksiä jo 1970-luvulta lähtien. Teknisesti ydinreaktori soveltuu lämmöntuotantokäyttöön varsin hyvin. Kaukolämpöverkkojen 65–120°C syöttölämpötilaan päästään tavanomaisella reaktoriteknologialla. Reaktorin toimintaan liittyvien haasteiden sijaan kyse onkin enemmän siitä, miten tuotanto ja kulutus saadaan kohtaamaan. Sähköstä poiketen kaukolämmölle ei ole olemassa koko maan kattavaa jakeluverkkoa, vaan lämpö sekä tuotetaan että kulutetaan paikallisesti. Perinteiset ydinvoimalaitokset ovat yksikkökooltaan suuria, ja jopa kehitteillä olevista pienreaktoreista on vaikea löytää sellaista teknologiaa, joka sopisi kokoluokkansa puolesta muualle kuin Helsingin kaukolämpöverkkoon.i VTT:n kehityshankkeen tavoitteena on suunnitella sellainen reaktori, joka soveltuu myös pienten ja keskisuurten suomalaiskaupunkien tarpeisiin.

Reaktorin suunnittelulle asetettiin jo alkuvaiheessa joukko erilaisia tavoitteita. Teknologiariskien pienentämiseksi kehityksessä pyritään hyödyntämään mahdollisimman yksinkertaisia ja hyvin tunnettuja ratkaisuja. Suunnittelussa haluttiin huomioida myös suomalaisen ydinenergiaosaamisen erityispiirteet. Suomen nykyiset ja suunnitteilla olevat ydinvoimalaitokset perustuvat kevytvesiteknologiaan, josta on käyttökokemusta yli neljän vuosikymmenen ajalta. Teknologian edut ja rajoitukset tunnetaan siis hyvin. Myös ydinenergian käyttöä ohjaava lainsäädäntö sekä käytetyn polttoaineen loppusijoitusratkaisu ovat rakentuneet saman teknologian ympärille. Tutusta linjasta ei ollut syytä poiketa, sillä perinteinen kevytvesireaktori soveltuu sähköntuotannon lisäksi myös lämmöntuotantokäyttöön.

Huomattava osa ydinvoimalaitosten toiminnoista liittyy turvallisuuden varmistamiseen. Kaukolämpöreaktorin turvallisuussuunnittelussa haluttiin hyödyntää passiivisia järjestelmiä, jotka pumppujen ja muiden aktiivisten toimilaitteiden sijaan nojaavat fysikaalisiin prosesseihin, erityisesti veden luonnolliseen kiertoon lämpötilaeron vaikutuksesta. Korkea turvallisuustaso on tällöin mahdollista saavuttaa yksinkertaisemmalla teknologialla, mikä näkyy myös laitoksen hinnassa. Passiivista teknologiaa hyödynnetään yleisesti muissakin pienreaktoreissa, mutta kaukolämpöreaktorin satoja asteita tavanomaista matalampi käyttölämpötila yksinkertaistaa järjestelmien toteutusta edelleen.

Perinteisen kevytvesireaktorin paineastian valmistus on teknisesti erittäin haastava prosessi, johon kykenee ainoastaan muutama valmistaja koko maailmassa. Vaatimattomien toimintaolosuhteiden ansiosta kaukolämpöreaktorin komponenttien valmistukseen voidaan sen sijaan soveltaa samoja menetelmiä kuin teollisuudessa käytetyille painelaitteille. Suunnittelun tavoitteeksi otettiinkin myös korkea kotimaisuusaste. Polttoainetta, säätösauvoja ja muita reaktorisydämen ydinteknisiä komponentteja lukuun ottamatta reaktoreiden valmistuksessa halutaan hyödyntää suomalaista teollisuutta.

Vaikka reaktori on suunniteltu erityisesti Suomen tarpeisiin, vähähiiliselle kaukolämmölle on suuri tarve myös ulkomailla. Suomessa kaukolämpöä tuotetaan vuosittain noin 40 terawattituntia. Euroopan mittakaavassa vuotuinen lämmitystarve on yli satakertainen. Potentiaalisia markkina-alueita ovat erityisesti Baltian maat, Puola sekä itäinen Keski-Eurooppa, missä kaukolämpö on Suomen tapaan yleinen lämmitysmuoto, eli lämmön jakeluun voidaan käyttää olemassa olevaa infraa.

Ydinkaukolämpölaitoksen yleiskuvaus

Kaukolämpöä tuottavan ydinlaitoksen suunnittelun perustaksi otettiin 50 megawatin reaktori, joka tuottaa 100–120°C asteista vettä verkkoon. Teho ja lämpötila ovat säädettävissä tarpeen mukaan. Reaktori kytkeytyy kaukolämpöverkkoon välipiirin ja kahden lämmönvaihtimen välityksellä. Tällä estetään lämmönvaihtimen vuotaessa primääripiirin veden pääsy kaukolämpöverkkoon. Reaktori ja välipiiri toimivat myös verkkoa matalammassa paineessa. Koska energian siirtyminen piiristä toiseen vaatii tietyn lämpötilaeron, reaktorin toimintalämpötilan on oltava jonkin verran kaukolämpöverkon syöttöveden lämpötilaa korkeampi. Lämpötilan nostaminen veden kiehumispisteen yläpuolelle edellyttää jäähdytyskierron paineistamista. Käyttöpaine jää silti alle kymmeneen baariin, joka on perinteisiin kevytvesilaitoksiin verrattuna varsin vähän.ii

VTT:n kaukolämpöreaktorin toimintaperiaate on esitetty kuvassa 1. Vesi lämpenee reaktorin sydämessä. Lämpötilan noustessa sen tiheys pienenee, jolloin nostevoima saa virtauksen suuntautumaan ylöspäin. Reaktoriastian yläosassa virtaus kääntyy, ja ohjautuu astian ulkoreunaa kiertäviin lämmönvaihtimiin. Lämmön siirtyessä välipiiriin veden lämpötila laskee, ja tiheys vastaavasti kasvaa. Jäähtynyt vesi laskeutuu takaisin reaktoriastian pohjalle, mistä virtaus ohjataan uudelleen sydämeen. Vesi kiertää reaktoriastian sisällä pelkän lämpötilaeron vaikutuksesta, eli virtauksen ylläpitämiseen ei käytetä lainkaan pumppuja. Tällaisen luonnonkierron aikaansaaminen edellyttää kuitenkin tiettyä korkeuseroa kuuman reaktorin ja viileämmän lämmönvaihtimen välillä. Samasta syystä reaktoriastia on muodoltaan kapea ja korkea.

Reaktoriastia on edelleen suljettu suuremman teräksisen suoja-astian sisälle, ja koko reaktorimoduuli on upotettu vesialtaaseen. Reaktorimoduulin halkileikkaus on esitetty kuvassa 2. Suoja-astia vastaa perinteisen ydinvoimalaitoksen kaasutiivistä suojarakennusta, jonka tehtävänä on vastaanottaa onnettomuustilanteessa reaktorista purkautuvan höyryn aiheuttama painekuorma. Suoja-astia toimii myös nk. syvyyssuuntaisen puolustuksen uloimpana vapautumisesteenä, joka vakavan sydänvaurion sattuessa estää radioaktiivisen päästön ympäristöön. Yksittäinen reaktorimoduuli vastaa kooltaan suunnilleen linja-autoa.

Suurimmissa kaupungeissa lämmitystarve voi kovimmilla talvipakkasilla nousta tuhansiin megawatteihin. Suomesta löytyy kuitenkin yli sata sellaista paikkakuntaa, joissa kaukolämpöverkon kokonaiskapasiteetti on 50–200 MW. VTT:n reaktorikonseptissa skaalautuvuus toteutuu modulaarisella teknologialla. Kaukolämpölaitos voi rakentua yhdestä tai useammasta itsenäisestä reaktoriyksiköstä. Reaktorirakennus on kaikille moduuleille yhteinen, ja se pitää sisällään myös yhteisiä tiloja, joita tarvitaan esimerkiksi polttoaineen vaihtoon ja määräaikaishuoltoihin, sekä erilaisille apujärjestelmille. Koska laitos ei tuota lainkaan sähköä, siihen ei kuulu myöskään turbiinia, generaattoria tai muita sähköntuotantoon tarkoitettua järjestelmiä.

Kaukolämpölaitoksen sijoitukseen on olemassa erilaisia vaihtoehtoja. Reaktorit voidaan sijoittaa esimerkiksi maanalaiseen kallioluolaan tai käytöstä poistetun kattilalaitoksen olemassa oleviin tiloihin. Alustavissa kustannusarvioissa on kuitenkin vielä yksinkertaisuuden vuoksi tarkasteltu maanpäällistä rakentamista uudelle laitospaikalle. Tällaisessa sijoitusvaihtoehdossa reaktoreiden vaatima pystysuuntainen tila louhitaan kallioon, ja reaktorirakennus ja laitoksen muut tilat rakennetaan maan päälle. Kahdesta moduulista muodostuvan sadan megawatin referenssilaitoksen poikkileikkaus on esitetty kuvassa 3.

Kaukolämpöreaktorin toimintaperiaate.

Kuva 1: Kaukolämpöreaktorin toimintaperiaate. Primääripiirin vesi virtaa reaktoriastian sisällä suljetussa kierrossa, ja lämpenee kulkiessaan sydämen läpi. Lämpö siirtyy lämmönvaihtimen kautta suljettuun välipiiriin, ja sieltä edelleen toisen lämmönvaihtimen kautta kaukolämpöverkkoon.

Reaktorimoduulin läpileikkaus.

Kuva 2: Reaktorimoduulin läpileikkaus. Primääripiirin komponentit on suljettu kokonaisuudessaan reaktoriastian sisälle. Reaktoriastia on edelleen suljettu suuremman suoja-astian sisälle. Kuvasta on yksinkertaisuuden vuoksi jätetty pois lämmönvaihtimeen kytkeytyvät välipiirin putkiyhteydet, sekä muita pienempiä yksityiskohtia.

Kaukolämpölaitoksen läpileikkaus.

Kuva 3: Kahdesta 50 megawatin reaktorimoduulista muodostuvan kaukolämpölaitoksen läpileikkaus. Reaktoriyksiköt on sijoitettu lämpönieluna toimiviin vesialtaisiin. Välipiirin putkistot on vedetty reaktorihallin vieressä olevaan huoneeseen, missä ne kytkeytyvät lämmönvaihtimen välityksellä kaukolämpöverkkoon. Havainnekuva esittää, miltä lämpölaitos voisi näyttää teollisuusalueeksi kaavoitetulla tontilla. Maanalaisessa sijoitusvaihtoehdossa laitoksen tilat louhitaan kokonaisuudessaan kallion sisään.

Perinteistä kevytvesiteknologiaa

Reaktorin osalta kaukolämmöntuotanto ei vaadi suuria muutoksia olemassa olevaan kevytvesiteknologiaan. VTT:n konseptissa reaktorin sydän muodostuu tavanomaisista painevesireaktorin polttoainenipuista, jotka on lyhennetty 120–150 senttimetrin korkeuteen. Nippuja on sydämessä yhteensä 37 kappaletta, ja niissä olevan uraanin väkevöintiaste on vajaa 3%. Reaktorin säätöön käytetään liikuteltavia absorbaattorisauvoja. Polttoainelataus riittää kerralla noin 30 kuukauden yhtämittaiseen käyttöön täydellä teholla. Vuotuinen käyttökerroin voi kuitenkin jäädä sadan prosentin alapuolelle, sillä lämmitystarve laskee merkittävästi kesäkuukausien aikana. Esimerkiksi 75% käyttöasteella reaktorin latausväliksi tulisi reilu kolme vuotta.

Reaktorin sydänsuunnittelun tavoitteena on varmistaa, että reaktoria voidaan käyttää halutulla tehotasolla turvallisesti ja mahdollisimman taloudellisesti käyttöjakson alusta loppuun saakka. Reaktori on pystyttävä käynnistämään ja sammuttamaan, ja sen tehoa on kyettävä säätämään muuttuvan kulutuksen mukaan. Ydinenergian käyttöä ohjaavissa viranomaisvaatimuksissa reaktorin toiminnalle on asetettu erilaisia ehtoja, joilla varmistetaan käytön turvallisuus sekä normaalikäytön aikana että poikkeavissa käyttötilanteissa. Turvallisuusvaatimukset näkyvät suunnittelussa erilaisina rajoituksina ja reunaehtoina.

Yksi tärkeimmistä turvallisuusvaatimuksista on ketjureaktion stabiilisuus. Reaktorin teho ei saa lähteä itsestään kasvamaan, vaan ketjureaktion on hakeuduttava sellaiseen toimintatilaan, jossa polttoaineen lämmöntuotto ja jäähdytys ovat keskenään tasapainossa. Stabiili toimintatila saavutetaan erilaisilla sisäsyntyisillä takaisinkytkennöillä, jotka lämpötilan noustessa saavat reaktorin fissiotehon laskemaan. Samojen takaisinkytkentöjen ansiosta reaktori sammuttaa ongelmatilanteessa itse itsensä.

Myös reaktorin säätöjärjestelmille on asetettu tiettyjä rajoituksia. Järjestelmävian tai ohjaajan tekemän virheen aiheuttama säätösauvojen tahaton ulosveto ei saa aiheuttaa sydämessä niin suuria tehonmuutoksia, että polttoaine ylikuumenee ja vaurioituu. Nämä vaatimukset on kyettävä täyttämään kaikissa käyttötilanteissa, eli suunnittelussa on huomioitava myös esimerkiksi polttoaineen isotooppikoostumuksen muuttuminen käyttöjakson edetessä.

Passiivinen turvallisuus

Koska kevytvesireaktorit toimivat luonnostaan stabiilissa tilassa, ketjureaktion hallinta ei myöskään ole riippuvainen automaatiojärjestelmistä tai ohjaajien toimenpiteistä. Huomattavasti suuremman haasteen turvallisuussuunnittelulle muodostavat erilaiset jäähdytysjärjestelmien häiriötilanteet, sekä polttoaineeseen kertyneiden radioaktiivisten isotooppien tuottama jälkilämpö. Polttoaineen jälkilämmön vuoksi reaktorin teho ei putoa välittömästi nollaan ketjureaktion katkaisemisen jälkeen, minkä vuoksi sydämessä on ylläpidettävä pientä vesikiertoa myös silloin, kun reaktori on sammutettu.

Kaukolämpöreaktorin matala käyttölämpötila ja -paine helpottavat ratkaisevasti jäähdytysjärjestelmien suunnittelua. Koska vesi kiertää reaktorin sydämestä lämmönvaihtimeen ilman sähkötoimisia pumppuja, myöskään poikkeuksellisiin käyttötilanteisiin ei liity rajuja nopeita muutoksia. Vesikierto on suljettu kokonaisuudessaan reaktoriastian sisälle, eikä primääripiiriin kytkeydy sellaisia putkia, joiden katkeaminen voisi aiheuttaa suuren jäähdytteenmenetysonnettomuuden. Vuototilanteisiin ei muutenkaan liity korkeapaineisia ilmiöitä.iii Koska reaktori on kooltaan pieni, myös polttoaineen jälkilämmöntuotto jää suhteellisen vähäiseksi. Sama pätee sydämen aktiivisuusinventaariin.

VTT:n reaktorikonseptissa jäähdytys ja jälkilämmönpoisto hoidetaan poikkeustilanteissa täysin passiivisesti ilman liikkuvia mekaanisia osia. Periaate on esitetty kuvassa 4. Reaktorimoduulin eri osat on erotettu fyysisesti toisistaan, mutta lämpö pääsee siirtymään johtumalla teräsrakenteiden läpi. Lämmönsiirron kannalta avainasemassa on reaktori- ja suoja-astian välinen tila, joka on täytetty osittain vedellä.

Reaktorin normaalissa toimintatilassa sydämessä muodostunut lämpö otetaan reaktoriastiasta ulos lämmönvaihtimen kautta. Häviöt pyritään vastaavasti minimoimaan. Kun primääripiirin vesi virtaa lämmönvaihtimen läpi, sen lämpötila laskee noin 85 asteeseen. Myös välitilassa reaktoriastian seinämän toisella puolella olevan veden lämpötila jää tällöin kiehumispisteen alapuolelle. Reaktorin toimiessa täydellä teholla alle prosentti sen tuottamasta lämmöstä pääsee karkaamaan ulkopuolella olevaan vesialtaaseen. Eristys ei ole täydellinen, mutta käyttötarkoitukseen riittävän hyvä.

Jos lämmönvaihtimen toiminta syystä tai toisesta katkeaa, lämpöenergia ei enää pääse kulkeutumaan reaktoriastiasta ulos normaalia reittiä pitkin. Veden lämpötila alkaa nousta, mikä kasvattaa myös lämpövirtaa reaktoriastian seinämän läpi. Välitilassa oleva vesi alkaa lämmetä, ja ennen pitkää myös kiehua. Muodostunut höyry täyttää suoja-astian ilmatilan, ja alkaa lauhtua viileää vesiallasta vasten olevalla seinämällä astian yläosassa. Tämä muodostaa tehokkaan lämmönsiirtoreitin ulos. Radioaktiivisen hajoamisen tuottama jälkilämpö saadaan näin siirrettyä polttoaineesta reaktori- ja suoja-astian läpi ilman sähkötoimisia pumppuja tai avautuvia venttiilejä. Lämpönieluna toimiva vesiallas kykenee vastaanottamaan jälkilämpöä vähintään useamman viikon ajan ennen kuin jäähdytykseen tarvitsee puuttua aktiivisin toimenpitein.iv

Pohjimmiltaan passiivisessa jäähdytyksessä on siis kyse siitä, että polttoaineessa syntyvälle lämmölle järjestetään luontainen reitti reaktorista ulos. Normaalissa toimintatilassa jäähdytykseen käytetään tehokkaampaa järjestelmää, tässä tapauksessa lämmönvaihdinta, jonka toisiopuolen vesikiertoa ylläpidetään sähkötoimisilla pumpuilla. Niin kauan kuin lämmönvaihdin on toiminnassa, energia saadaan reaktorista hyötykäyttöön. Myös passiivinen lämmönsiirtoreitti pysyy tällöin kiinni. Häiriötilanteessa reaktori palaa kuitenkin aina luontaiseen tilaansa, jossa lämpö siirtyy ulos ilman ulkoista käyttövoimaa.

Passiivinen jäähdytys.

Kuva 4: Passiivinen jäähdytys VTT:n kaukolämpöreaktorissa. Normaalissa toimintatilassa (vasen) lämmönvaihtimesta sydämeen virtaavan veden lämpötila on noin 85ºC. Reaktori- ja suoja-astian välisessä tilassa oleva vesi on tällöin kiehumispisteen alapuolella. Lämpövirta reaktorista altaaseen jää pieneksi. Häiriötilanteessa (oikea) lämmönvaihdin lakkaa toimimasta, jolloin lämpötila reaktoriastian alaosassa alkaa nousta. Lämmön siirtyessä reaktoriastian seinämän läpi myös välitilassa oleva vesi alkaa lämmetä, ja lopulta kiehua. Muodostunut höyry kohoaa suoja-astian ilmatilaan, ja lauhtuu takaisin vedeksi viileää ulkoseinämää vasten. Polttoaineessa muodostuva jälkilämpö pääsee tällöin kulkeutumaan reaktoriastian sisältä lämpönieluna toimivaan vesialtaaseen.

Esimerkkejä turvallisuusanalyyseistä

Suunnitteluvaiheessa reaktorille tehtiin erilaisia laskennallisia analyysejä, joissa käytettyjä menetelmiä ja työkaluja on esitelty aikaisemmassa blogikirjoituksessa. Näillä analyyseillä haluttiin ennen kaikkea tarkastella passiivisen lämmönsiirtojärjestelmän toimivuutta erilaisissa käyttö- ja häiriötilanteissa. Yksi tarkastelluista skenaarioista oli täydellinen sähköverkon menetys (station black-out, SBO), joka oli myös kymmenen vuotta sitten tapahtuneen Fukushiman ydinvoimalaonnettomuuden taustalla.v

Kaukolämpöreaktorin kannalta sähköverkon menetys tarkoittaa sitä, että välipiirin vettä kierrättävät pumput pysähtyvät, minkä jälkeen reaktori siirtyy itsestään passiiviseen lämmönsiirtomoodiin. Tilanne simuloitiin VTT:n Apros-ohjelmalla. Reaktorin toiminnan estävä käyttöhäiriö johtaa tavallisesti myös automaattiseen pikasulkuun, jossa ketjureaktio katkaistaan pudottamalla säätösauvat sydämeen. Sähköverkon menetys simuloitiin myös ilman pikasulkua nk. ATWS-tilanteena (Anticipated Transient Without Scram). Säätösauvojen pudottamisen sijaan reaktorin teho katkeaa tällöin omia aikojaan negatiivisiin takaisinkytkentöihin.

Analyysien tuloksia on esitelty kuvassa 5. Reaktorin teho putoaa pikasulun jälkeen nopeasti jälkilämmön tasolle. Sammuttamisen hetkellä polttoaineen radioaktiivinen hajoaminen lämmittää vettä reilun kolmen megawatin teholla. Parin tunnin kuluttua sammuttamisesta jälkilämpöteho on laskenut alle puoleen megawattiin. Koska polttoaineen tuottama energia ei siirry enää lämmönvaihtimen kautta ulos, veden lämpötila reaktoriastiassa alkaa nousta. Suoja-astian välitilassa olevan veden lämpötila seuraa perässä.

Lämpötilat jatkavat nousuaan noin kuuden tunnin ajan, aina siihen saakka, että välitilassa oleva vesi alkaa kiehua. Kun lämmönsiirto altaaseen tehostuu, lämpötila reaktoriastian sisällä kääntyy aluksi laskuun, ja asettuu sitten 115–120°C tienoille. Reaktori siis hakeutuu itsestään sellaiseen tilaan, jossa lämpö siirtyy passiivisesti ulos. Reilun kolmen vuorokauden jälkeen polttoaineen jälkilämmöntuotto on pudonnut jo niin alas, että lämpötilat reaktori- ja suoja-astian sisällä alkavat laskea. Simulaatio kestää yhteensä viikon. Tässä ajassa lämpönieluna toimivan vesialtaan lämpötila ehtii nousta 20 asteella.

ATWS-skenaariossa ketjureaktio ei katkea pikasulkuun. Negatiivisten takaisinkytkentöjen ansiosta reaktori kuitenkin sammuttaa itse itsensä lämpötilojen kääntyessä nousuun. Polttoaineen lämmöntuotto putoaa tällöin jälkilämmön tasolle. Kuuden tunnin kuluttua lämpötilat ovat laskeneet niin alas, että ketjureaktio käynnistyy uudelleen. Tehokäyrässä näkyy muutama heilahdus, kun fissioteho seuraa veden lämpötilan muutoksia. Reaktori asettuu lopulta tilaan, jossa polttoaineen lämmöntuotto ja jäähdytys ovat keskenään tasapainossa. Korkeampi tehotaso saa myös altaan veden lämpenemään nopeammin. Lämpötila ei viikon mittaisella tarkastelujaksolla silti kohoa niin korkeaksi, että polttoaineen jäähdytys vaarantuisi.vi

Esimerkkituloksia.

Kuva 5: Reaktorin teho ja lämpötilat täydellisen sähköverkon menetyksen jälkeen. (a) Reaktorin tuottama lämpöteho; (b) Veden lämpötila reaktoriastian sisällä; (c) Veden lämpötila reaktori- ja suoja-astian välisessä tilassa; (d) Veden lämpötila lämpönieluna toimivassa vesialtaassa. ATWS-skenaariossa reaktorin pikasulku epäonnistuu, ja ketjureaktio katkeaa omia aikojaan negatiivisiin takaisinkytkentöihin. Simulaatiot on tehty VTT:n Apros-ohjelmalla.

Suunnittelu jatkuu

VTT:n kaukolämpöreaktorin esisuunnitteluvaiheen tavoitteena oli ennen kaikkea kehittää toimiva peruskonsepti. Komponenttien suunnittelua ei vielä ole viety yksityiskohtaiselle tasolle, minkä vuoksi esimerkiksi lämmönvaihtimen suorituskykyyn liittyy edelleen tiettyjä epävarmuuksia. Tuntemattomia tekijöitä on huomioitu jättämällä suunnitteluun niin suuria marginaaleja, että reaktorin jatkokehitys ei vaarannu vaikka yksittäisten parametrien arvioinnissa olisi tehty virheitä. Työ jatkuu tarkentavilla analyyseillä ja suunnittelun optimoinnilla. Meneillään olevissa selvityksissä tarkastellaan esimerkiksi reaktorin toimintaa todellisessa käyttötilanteessa, jossa kaukolämpöverkon lämpötila seuraa sään ja ulkolämpötilan vaihtelua.

Kaukolämpöreaktorihankkeen toteuttamiskelpoisuus riippuu ratkaisevasti siitä, minkälaiselle tasolle tuotetun lämmön hinta asettuu. Teknistaloudellisissa tarkasteluissa ydinenergia on jo yleisellä tasolla todettu varteenotettavaksi vaihtoehdoksi fossiilisille polttoaineille, joten perusedellytykset hankkeen onnistumiselle ovat olemassa. VTT:n reaktorikonseptin osalta pääoma- ja käyttökustannusten arviointi on edelleen käynnissä. Arviot tarkentuvat teknisen suunnittelun edetessä. Kilpailukykyyn vaikuttaa olennaisesti myös lämpömarkkinan kehitys. Hallituksen päätöksen mukaan kivihiilen energiakäytöstä tullaan luopumaan vielä tämän vuosikymmenen loppuun mennessä. Myös turpeen käytön nopeasta alasajosta on tehty kansalaisaloite. Lämpöenergian tuotantotavoissa on siis joka tapauksessa odotettavissa suuria muutoksia.

Yksi ydinkaukolämmön eduista on se, että lämmön jakeluun voidaan käyttää olemassa olevaa infrastruktuuria. Lämpöenergiaa ei kuitenkaan ole mahdollista siirtää pitkiä matkoja kustannustehokkaasti, vaan tuotanto on saatava lähelle kulutusta. Jotta reaktori voisi toimia kaupungin tai tiheästi asutun taajaman läheisyydessä, turvallisuus on saatava sellaiselle tasolle, että suuren radioaktiivisen päästön mahdollisuus voidaan käytännössä sulkea pois. Pieni yksikkökoko ja passiiviset järjestelmät edesauttavat tavoitteen saavuttamista, mutta korkean turvallisuustason osoittaminen vaatii silti paljon työtä.

Suurimmat haasteet eivät myöskään välttämättä liity turvallisuustekniseen luvitukseen, vaan ydinkaukolämmölle on saatava myös yleinen hyväksyntä. Ajatus kaupunkireaktorista voi tuntua vieraalta, sillä perinteiset sähköä tuottavat ydinvoimalaitokset elävät omaa elämäänsä jossain kaukana poissa kaupunkilaisten silmistä ja mielistä.

Aivan ennenkuulumattomasta ajatuksesta ei kuitenkaan ole kyse. Megawattiluokan ydinreaktoreita on nimittäin rakennettu esimerkiksi yliopistojen kampusalueille. Münchenin yliopiston kampuksella Saksan Garchingissa toimii 20 megawatin tutkimusreaktori. Kaupungissa on yli 15,000 asukasta, ja Münchenin lentokentälle ja lähimmille tiheästi asutuille esikaupunkialueille on reaktorilta alle kymmenen kilometrin matka. Ranskan Grenoblessa toimii vielä suurempi 58 MW:n reaktori. Reaktoria operoiva tutkimuslaitos sijaitsee aivan 160,000 asukkaan kaupungin keskustassa.vii


i) Ydinvoimalat ovat lämpövoimaloita, joissa reaktorin tuottama lämpöenergia muutetaan turbiinikierrossa mekaaniseksi energiaksi, ja generaattorissa edelleen sähköksi. Prosessin hyötysuhdetta rajoittavat termodynamiikan lait, minkä vuoksi tuotannon yhteydessä syntyy paljon hukkalämpöä. Suomen nykyinen kaukolämmöntarve olisi määrällisesti katettavissa jo Loviisan ja Olkiluodon nykyisten reaktoreiden hukkalämmöllä. Käytännössä ydinvoimaloiden yhteistuotantokäyttöä vaikeuttaa kuitenkin se, että laitospaikkakuntien läheisyydessä ei ole suuria kaupunkeja, jotka kykenisivät lämmön hyödyntämään. Ydinvoimalaitoksia käytetään sähkön ja lämmön yhteistuotantoon erityisesti Venäjällä. Viime vuosia ydinlämpöä on alettu hyödyntää myös Kiinassa. Shandongin provinssissa sijaitseva Haiyangin ydinvoimalaitos kytkettiin kaupungin kaukolämpöverkkoon marraskuussa 2020. Yhteistuotantokäytön lisäksi Kiinassa kehitetään myös erityisesti lämmöntuotantoon soveltuvaa matalan lämpötilan reaktoriteknologiaa.

ii) Perinteisissä kevytvesilaitoksissa reaktori tuottaa tuhansia megawatteja lämpötehoa, josta reilu kolmannes saadaan muunnettua sähköksi. Reaktorin käyttölämpötila on tavallisesti yli 300°C. Kiehutusvesireaktorit toimivat 70 baarin ja painevesireaktorit 120-150 baarin paineessa.

iii) Perinteisissä paine- ja kiehutusvesireaktoreissa vesikiertoa ylläpidetään sähkötoimisilla pumpuilla, joiden toiminta voi estyä esimerkiksi sähköverkon vikaantuessa. Pumpun pysähtyessä veden virtaus sydämeen katkeaa. Onnettomuustilanne voi saada alkunsa myös putkivuodosta. Reaktorit toimivat niin korkeassa paineessa, että suuren jäähdytysvesiputken katketessa primääripiiri pyrkii avatun kuohuviinipullon tapaan tyhjentymään nopeasti vedestä. Tällaisten tilanteiden varalta reaktoreihin on suunniteltu erilaisia hätäjäähdytysjärjestelmiä, jotka ylläpitävät sydämen vesikiertoa ja estävät polttoaineen ylikuumenemisen. Korkean turvallisuustason varmistamiseksi hätäjäähdytysjärjestelmille on määritelty tiukkoja vikakriteerejä, eli myös varajärjestelmien vikaantuminen on huomioitava reaktorin turvallisuussuunnittelussa.

iv) VTT:n kaukolämpöreaktori muistuttaa ulkoisesti amerikkalaisen NuScale-yhtiön kehittämää pienreaktoria. Molemmissa konsepteissa primääripiirin virtaus toimii luonnonkierrolla, ja reaktorimoduuli muodostuu korkeista sisäkkäisistä paineastioista, jotka on sijoitettu lämpönieluna toimivaan vesialtaaseen. Sähköntuotantokäyttöön suunnitellun NuScalen toimintalämpötila on kuitenkin sen verran korkea, että lämpöhäviöiden hillitsemiseksi reaktori- ja suoja-astian välinen tila on pidettävä tyhjänä vedestä. Reaktori toimii ikään kuin eristävän termospullon sisällä. Passiivinen lämmönsiirto käynnistetään avaamalla reaktoriastian ylä- ja alaosassa olevat venttiilit, jolloin välitila pääsee täyttymään vedellä ja lämpöeristys rikkoutuu.

v) Perinteisissä ydinvoimalaitoksissa reaktorin jälkilämmön poistoon käytetään erilaisia sähkötoimisia järjestelmiä. Koska kyse on turvallisuuden kannalta kriittisistä toiminnoista, vesikiertoa ylläpitävien pumppujen toiminta on varmistettu dieselgeneraattoreilla ja muilla varajärjestelmillä. Fukushimassa perimmäinen ongelma oli varajärjestelmien turvallisuussuunnittelu, joka edusti 1960-luvulta peräisin olevaa käsitystä riskeistä. Laitosalueelle vyörynyt maanjäristyksen aiheuttama tsunami tuhosi neljällä laitosyksiköllä kaikki dieselgeneraattorit, jotka oli sijoitettu rakennusten kellaritiloihin. Sähkönsyötön menetyksen jälkeen radioaktiivisen hajoamisen tuottamaa jälkilämpöä ei saatu enää siirrettyä reaktoreista ulos. Myöhemmin valmistuneissa laitoksissa sähkönsyötön varajärjestelmille on asetettu tiukempia vaatimuksia esimerkiksi erilaisten yhteisvikojen osalta. Yksittäinen alkutapahtuma ei saa johtaa kaikkien varajärjestelmien samanaikaiseen menetykseen. Passiivisesti turvallisissa laitoksissa sähkönsyötön ongelmat on kierretty suunnittelemalla jäähdytysjärjestelmät sellaisiksi, että jälkilämmön poistoon ei tarvita lainkaan ulkoista käyttövoimaa.

vi) Käytännössä pikasulun epäonnistuminen on erittäin epätodennäköistä. Säätösauvat putoavat reaktoriin painovoiman vaikutuksesta, kun niitä kannattelevien sähkömagneettien käämeissä kulkeva virta katkeaa. Reaktorin sammuttamiselle on asetettu lisäksi vikasietoisuusvaatimus, jonka mukaan ketjureaktion katkaisemiseen on varattava myös toisenlaiseen teknologiaan perustuva järjestelmä. Käytännössä tämä voidaan toteuttaa esimerkiksi ruiskuttamalla neutroneita absrboivaa booria sisältävää vettä esipaineistetusta säiliöstä reaktorin jäähdytyskiertoon. ATWS-skenaariot ovat turvallisuusanalyyseissä eräänlaisia onnettomuustilanteiden laajennuksia. Vaikka tässä esitetty skenaario, jossa reaktori jää viikoksi käyntiin ilman hallintaa, ei välttämättä ole erityisen realistinen, se toimii hyvin esimerkkinä havainnollistamaan ydinreaktorin toiminnan perusluonnetta. Ketjureaktio on stabiili prosessi. Vaikka laitoksen hallinta menetetään täysin, reaktori asettuu tasapainotilaan, eikä teho lähde itsestään karkaamaan.

vii) Myös Aalto-yliopiston kampuksella Otaniemessä toimi vuoteen 2015 saakka VTT:n käytössä ollut FiR 1 -tutkimusreaktori. Garchingin ja Grenoblen reaktoreihin verrattuna FiR 1 oli kuitenkin kooltaan varsin pieni, sillä sen fissioteho oli vain 250 kilowattia.

Kymmenen vuotta Fukushimasta

Jaakko Leppänen – 11.3.2021

Fukushiman ydinvoimalaitoksella Japanissa 11.3.2011 tapahtuneesta onnettomuudesta tulee tänään kuluneeksi kymmenen vuotta. Onnettomuusketju sai alkunsa maanjäristyksen laukaisemasta tsunamiaallosta, joka laitosalueelle vyöryessään aiheutti täydellisen sähköverkon menetyksen, ja lopulta sydämensulamisonnettomuuden kolmella laitosyksiköllä. Kyse oli historian toiseksi vakavimmasta ydinvoimalaonnettomuudesta vuonna 1986 tapahtuneen Tšernobylin onnettomuuden jälkeen.

Onnettomuuden vuosipäivän tienoilla aihe nousee usein näkyvästi uutisotsikoihin, joten ajattelin että Fukushimaa on syytä käsitellä jälleen myös tässä ydinenergia-aiheisessa blogissa. Ensimmäiset kirjoitukset onnettomuuden syistä ja seurauksista ovat kolmen vuoden takaa. Mitään dramaattista Fukushimassa ei ole sen jälkeen tapahtunut, ja koska edelliset blogikirjoitukset menevät jo melko yksityiskohtaiselle tasolle, tästä kirjoituksesta tuli tilannepäivityksen sijaan enemmän tiivistelmä jo aikaisemmin käsitellyistä aiheista.

Onnettomuudesta ja sen vaikutuksista saadaan kyllä edelleen uuttakin tietoa. Aikaisemmissa blogikirjoituksissa lähdeaineistona on käytetty esimerkiksi YK:n alaisen UNSCEAR-järjestön (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) raporttia vuodelta 2014. Raportista on nyt julkaistu päivitetty versio.

Fukushiman laitosalue vuonna 2018

Kuva 1: Näkymä Fukushima Daiichin ydinvoimalaitosalueelta (kuva on todennäköisesti vuodelta 2018).

Onnettomuuden taustalla puutteellinen turvallisuuskulttuuri

Fukushiman onnettomuuden tekninen syy oli laitoksen sähköverkon täydellinen menetys. Ulkoinen verkkoyhteys katkesi maanjäristyksen kaadettua laitosalueelle johtavan voimalinjan pylväitä, ja tuntia myöhemmin mereltä vyörynyt lähes 15-metrinen tsunamiaalto tuhosi varavoimantuotantoon tarkoitetut dieselgeneraattorit. Samalla menetettiin myös laitosautomaation ja instrumentoinnin varmistukseen käytetyt akustot. Reaktorit olivat tässä vaiheessa jo maanjäristyksen aiheuttaman pikasulun jäljiltä sammutetussa tilassa, mutta polttoaineessa tapahtuva radioaktiivinen hajoaminen tuotti runsaasti lämpöä. Kun jäähdytysjärjestelmien hallinta menetettiin, tätä jälkilämpöä ei ollut enää mahdollista siirtää reaktoreista ulos. Seurauksena oli lopulta polttoaineen ylikuumeneminen, ja sydämensulamisonnettomuus kolmella laitosyksiköllä.

Vaikka tsunami oli alkutapahtumana poikkeuksellinen, Fukushiman onnettomuudessa oli kyse muustakin kuin epäonnisesta sattumasta. Ydinenergia-alalla turvallisuuden kannalta kriittisille järjestelmille sovelletaan erilaisia vikasietoisuuskriteerejä, joihin kuuluu esimerkiksi sähkönsyötön varajärjestelmien hajauttaminen siten, että mikään yksittäinen alkutapahtuma ei voi vaurioittaa samanaikaisesti kaikkia rinnakkaisia järjestelmiä. Loviisassa ja Olkiluodossa sähkönsyöttö on poikkeustilanteissa varmistettu dieselgeneraattoreiden lisäksi myös kaasuturbiineilla toimivilla varavoimalaitoksilla ja liikuteltavilla aggregaateilla, minkä lisäksi sähköä saadaan valtakunnan verkosta riippumattomien kaapeliyhteyden välityksellä muilta voimalaitoksilta. Fukushimassa vastaava turvallisuussuunnittelu petti täysin. Kaikki laitosyksiköiden 1–4 dieselgeneraattorit oli sijoitettu turbiinirakennusten kellaritiloihin, jotka jäivät hyökyaallon iskiessä veden alle.

Turvallisuussuunnittelun puutteet menevät osittain laitoksen korkean iän piikkiin. Fukushiman ydinvoimalaitos oli yksi Japanin vanhimmista, ja poikkeustilanteiden varalle suunniteltujen järjestelmien toteutus vastasi edelleen 1960-luvulta peräisin olevaa käsitystä riskeistä. Suomessa ydinenergian käyttöä ohjaavaan läinsäädäntöön on kirjattu nk. jatkuvan parantamisen periaate, joka velvoittaa luvanhaltijoita kehittämään ydinvoimalaitosten turvallisuutta sitä mukaa kun käyttökokemukset ja turvallisuustutkimus antavat siihen aihetta. Japanissa ei Fukushiman onnettomuuden aikaan vastaavaa käytäntöä ollut, vaan vuosien varrella kiristyneet turvallisuusvaatimukset koskivat lähinnä uusia laitoksia.

Onnettomuuden syitä selvittäneen komission loppuraportissa ongelmaksi nostetaan myös puutteet turvallisuuskulttuurissa. Komission puheenjohtaja toteaa raportin esipuheessa, että onnettomuus oli monella tavalla ”made in Japan”. Kommentti viittaa siihen, että korkeasta koulutuksesta ja osaamistasosta huolimatta yksi japanilaisen työkulttuurin ongelmista on se, että turvallisuuspuutteista ei välttämättä ole tapana raportoida organisaatiossa ylöspäin. Tällaiset käytännöt sopivat erityisen huonosti ydinenergia-alalle. Jos tulvasuojauksen ja sähkönsyötön ongelmiin olisi reagoitu ajoissa asianmukaisella tavalla, onnettomuus olisi ollut helposti vältettävissä.

Käyttöhenkilökunnan säteilyannokset jäivät pieniksi

Tsunamin iskiessä Fukushimaan laitoksella oli noin 6000 työntekijää ja aliurakoitsijaa. Kun tilanne alkoi kehittyä onnettomuudeksi, ylimääräinen henkilöstö evakuoitiin, ja laitosalueelle jäi vain välttämätön miehitys. Myöhemmin töihin saapui myös henkilökuntaa pelastuslaitokselta ja puolustusvoimilta. Onnettomuuden aktiivisen vaiheen aikana pelastustöihin osallistui 600–700 työntekijää. Suurin osa työntekijöistä voitiin siitää väliaikaisesti suojaan pahimpien päästöpiikkien ajaksi, jolloin laitosalueelle jäi lähinnä valvomohenkilökuntaa.

Käyttöhenkilökunnan säteilyaltistuksen kannalta merkittävin ero Fukushiman ja vuonna 1986 tapahtuneen Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuuden välillä oli se, että sulanut polttoaine jäi kaasutiiviiden suojarakennusten sisälle. Eristys ei ollut täydellinen, mutta suojarakennustoiminnolla oli merkittävä päästöä hillitsevä vaikutus. Säteilyn annosnopeus laitosalueella ei missään vaiheessa noussut hengenvaaralliselle tasolle, eikä onnettomuustilanteen hallinta edellyttänyt pitkäaikaista oleskelua sellaisissa tiloissa, missä säteilytaso oli pysyvästi korkea.

Työntekijöiden joukossa suurin raportoitu säteilyannos oli 679 millisievertiä. Onnettomuustilanteissa ylärajaksi asetettu 250 mSv:n annos ylittyi kuudella työntekijällä, ja Japanissa säteilytyöntekijöille normaaleissa työtehtävissä käytetty sadan millisievertin raja 168 työntekijällä. Annokset eivät olleet niin korkeita, että niistä olisi aiheutunut säteilysairauden oireita tai muitakaan välittömiä terveysvaikutuksia.

Laitosalueen säteilytilanne oli siis ratkaisevasti erilainen kuin Tšernobylissä, missä reaktorin räjähdys levitti korkea-aktiivista polttoainetta ja sydämen kappaleita sadan metrin säteelle laitoksesta. Parin vuoden takaisessa HBO:n Tšernobyl-minisarjassa kuvattiin, kuinka laitoksen henkilökunta sekä pelastustoimiin saapuneet palomiehet altistuivat heti onnettomuuden alkuvaiheessa tappavan voimakkaalle säteilylle. Vastaavaa tilannetta ei Fukushimassa missään vaiheessa päässyt syntymään. Tšernobylissä yli sadan millisievertin annoksen sai lopulta noin 100,000 pelastus- ja raivaustyöihin osallistunutta ihmistä.

Päästöt olivat peräisin vaurioituneista reaktoreista

Fukushiman onnettomuuden ensimmäinen radioaktiivinen päästö tapahtui ykkösyksikön reaktorista lauantaiaamuna 12.3., eli hieman alle vuorokausi onnettomuuden alkamisen jälkeen. Reaktorin kaasutiiviin suojarakennuksen sisältä jouduttiin ylipaineistumisen estämiseksi päästämään höyryä ulos. Ykkösyksikön päästö jäi kuitenkin vielä suhteellisen pieneksi. Tilanteen kehittyessä kakkos- ja kolmosyksiköiltä pääsi seuraavalla viikolla ilmaan suurempia määriä radioaktiivisia aineita. Ongelmia aiheutti myös polttoaineen suojakuorimateriaalin oksidoitumisessa muodostunut vety. Ykkös- ja kolmosyksiköillä tapahtuneet vetyräjähdykset vaurioittivat reaktorirakennuksia, jolloin myös rakennusten sisätiloihin kertyneitä radioaktiivisia aineita pääsi vapautumaan ilmaan. Kakkosyksiköllä päästöjä aiheutti suojarakennuksen vaurioituminen paineenalennuksen epäonnistuttua.

Väestönsuojelun kannalta ongelmallisimmat radionuklidit ovat jodin isotooppi I131 sekä cesiumin isotooppi Cs137. Edellinen aiheuttaa väestölle suurimman välittömän säteilyriskin, ja jälkimmäinen ympäristön pitkäaikaista saastumista. Cesiumin ja jodin kokonaispäästöiksi on arvioitu noin 10 ja 120 petabecquereliä. Luvut ovat kymmenesosan luokkaa Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuuden vastaavista päästöstä. Arvioihin liittyy kuitenkin edelleen suuria epävarmuuksia. Valtaosa päästöstä kulkeutui tuulen mukana merelle. Pahin mantereen puolelle päätynyt laskeuma muodostaa kapean kaistan, joka suuntautuu noin 40 kilometrin etäisyydelle laitosalueesta luoteeseen. Päästötilanne kesti kaikkiaan muutaman viikon.

Ilmapäästöjen lisäksi radioaktiivisia aineita päätyi myös suoraan mereen. Reaktorirakennuksiin kertyi onnettomuuden aktiivisen vaiheen aikana paljon kontaminoitunutta vettä, jota pääsi vuotamaan vaurioituneiden rakenteiden läpi ulos. Kaikkien päästöreittien paikantaminen ja tukkiminen kesti huhtikuun puolelle saakka. Merivesipäästöt loppuivat kun suljettu jäähdytyskierto reaktorirakennusten sisällä saatiin toimimaan heinäkuussa 2011, minkä jälkeen saastuneiden vesien käsittely helpottui.

Ensimmäisen onnettomuusviikon jälkeen median huomio keskittyi reaktoreiden yhteyteen rakennettuihin vesialtaisiin, joissa säilytettiin käyttöikänsä päähän tulleita polttoainenippuja. Polttoainealtaiden mahdollisesti kärsimistä vaurioista ei onnettomuuden alkuvaiheessa ollut varmaa tietoa, joten altaisiin alettiin jäähdytyksen turvaamiseksi ruiskuttamaan vettä. Vaikka kyse oli varotoimenpiteestä, operaatio sai osakseen mahdollisesti jopa enemmän mediahuomiota kuin aikaisemmin tapahtuneet radioaktiiviset päästöt reaktoreilta.

Osittain kyse oli siitä, että yhdysvaltain ydinturvallisuusviranomainen NRC antoi virheelliseen tilannekuvaan perustuen USA:n kansalaisille suosituksen siirtyä vähintään 50 mailin päähän Fukushimasta. Suositus poikkesi selvästi japanilaisviranomaisten antamista evakuointimääräyksistä. NRC:n suosituksen taustalla oli oletus siitä, että kolmos- tai nelosyksikön polttoaineallas olisi tyhjentynyt kokonaan vedestä, ja altaassa tapahtunut vetyräjähdys olisi levittänyt polttoainenippujen kappaleita ympäri laitosaluetta. Japanilaisten tiedotteissa ei tällaisista tapahtumista kuitenkaan kerrottu, mikä herätti sosiaalisessa mediassa ja internetin keskustelupalstoilla epäilyksiä siitä, että onnettomuuden todellinen vakavuus yritettiin salata.

Käsitykset polttoainealtaissa tapahtuneista räjähdyksistä elävät edelleen, vaikka altaiden kuntoa ei NRC:n virhearviota lukuun ottamatta missään vaiheessa varsinaisesti edes kyseenalaistettu. Nelosyksikön allas tyhjennettiin polttoaineesta vuonna 2014, ja kolmosyksiköllä vastaava operaatio saatiin päätökseen tämän kuun alussa. Polttoainenipuissa ei näkynyt merkkejä vuodoista tai vaurioista.

Väestönsuojelutoimilla merkittävä vaikutus säteilyannoksiin

Tšernobylistä poiketen tilanne Fukushimassa kehittyi suhteellisen hitaasti, tuntien ja päivien kuluessa onnettomuuden alusta. Kun radioaktiivisia aineita pääsi ensimmäisen kerran ilmaan ykkösyksikön suojarakennuksen paineenalennuksen yhteydessä, lähialueella sijaitsevien kylien evakuointitoimenpiteet oli jo saatu päätökseen. Seuraavalla viikolla tapahtuneiden suurempien päästöjen aikaan evakuointivyöhykettä oli laajennettu jo 20 kilometrin etäisyydelle laitosalueesta. Koska väestö siirrettiin päästön tieltä turvaan, myös säteilyannokset jäivät pieniksi.

Laajoja väestönsuojelutoimia on jälkikäteen myös arvosteltu. Evakuointi aiheutti useita kuolemantapauksia, kun pitkäaikaissairaita ja huonokuntoisia vanhuksia ei saatu toimitettua riittävän nopeasti hoitoon. Toimenpiteiden psykososiaalisten vaikutusten on arveltu ylittäneen säteilystä aiheutuneet haittavaikutukset moninkertaisesti. Evakuointipäätökset tehtiin kuitenkin onnettomuustilanteen ollessa käynnissä, ja riskiarvoissa oli varauduttava myös päästötilanteen pahenemiseen.

Arviot lähialueen asukkaiden saamista säteilyannoksista ovat tarkentuneet kuluneiden vuosien aikana, mutta myöskään UNSCEAR:in uusimman raportin mukaan onnettomuuden vaikutukset eivät ole näkyneet esimerkiksi syöpätilastoissa. Myös suurin osa työntekijöiden saamista annoksista jäi selvästi riskirajojen alapuolelle.

Jälkihoito kestää vielä pitkään

Onnettomuustilanne julistettiin virallisesti päättyneeksi joulukuussa 2011, minkä jälkeen laitosalueella on tehty paljon puhdistus- ja raivaustöitä, sekä valmisteltu tuhoutuneiden reaktorirakennusten purkamista. Laitosyksiköiden 1–3 reaktoreissa ollut polttoaine suli, ja jähmettyi suojarakennusten pohjalle. Jähmettynyt sydänmassa tuottaa edelleen jälkilämpöä, joten reaktoreissa ylläpidetään pientä vesikiertoa. Kierto on suljettu, eli radioaktiivisia jätevesiä ei lasketa ympäristöön.

Vedenpinnankorkeus rakennusten kellaritiloissa pidetään pohjaveden tason alapuolella, jolloin vuoto suuntautuu paine-eron vaikutuksesta ulkoa sisään eikä päin vastoin. Rakennusten sisältä pumpattu vesi puhdistetaan radioaktiivisista aineista. Puhdistuksen jälkeen veteen jää vielä vedyn radioaktiivista tritium-isotooppia, minkä vuoksi vesi joudutaan varastoimaan laitospaikalle. Jätevesien hallinta sitoo huomattavasti resursseja, minkä vuoksi laitoksen omistava TEPCO-yhtiö on ehdottanut tritiumia sisältävän veden hallittua vapauttamista mereen.

Polttoainealtaiden tyhjentämiseksi vaurioituneiden reaktorirakennusten ympärille on rakennettu erilaisia tukirakenteita ja suojia (kuva 1). Tšernobylistä poiketen reaktoreita ei kuitenkaan ole tarkoitus sulkea pysyvästi betonisten sarkofagien sisälle, vaan tavoitteena on reaktoreiden ja rakennusten purkaminen. Vastaavasta operaatiosta on kokemusta yhdysvaltalaiselta Three-Mile-Islandin ydinvoimalaitokselta, missä tapahtui vuonna 1979 vakava sydämensulamisonnettomuus. Fukushimassa tilanne on kuitenkin haastavampi, sillä reaktorit kärsivät onnettomuudessa suurempia vaurioita. Purkaminen etenee vaiheittain, ja tulee kokonaisuudessaan kestämään 30–40 vuotta.

Onnettomuuslaitoksen lähellä sijaitsevia kyliä on vapautettu evakuointimääräyksistä. Alueita on puhdistettu, minkä lisäksi aktiivisuustaso on laskenut radioaktiivisen hajoamisen myötä. Pitkäikäisen cesiumin pitoisuudet ovat laimentuneet päästön painuessa sadeveden mukana syvemmälle maaperään. Pahimmalla laskeuman kaistaleella on silti alueita, joilla asuminen on edelleen kielletty.

Onnettomuuden vaikutukset ydinenergia-alan tulevaisuuteen

Helsingin Sanomat kertoo onnettomuuden vuosipäivää juhlistavassa artikkelissaan, että ”Fukushiman ydinonnettomuus jakoi maailman varakkaisiin kehittyneisiin maihin, jotka enimmäkseen välttelevät ydinvoimaa sekä Kiinan johtamaan kehitysmaiden ryhmään, jossa toiveet ydinteollisuuden kasvusta ovat yhä elossa.” Onnettomuudella oli toki merkittäviä vaikutuksia alan kehitykseen, mutta ydinvoiman lisärakentamiseen satsannutta Suomea en kyllä itse näillä perusteilla menisi kehitysmaiden ryhmään niputtamaan. Hesarin jutun tekstikin muuttui hieman asiallisempaan muotoon pian julkaisun jälkeen.

Eniten Fukushiman vaikutukset ovat tuntuneet Japanissa. Ennen onnettomuutta lähes kolmannes Japanissa käytetystä sähköstä tuotettiin ydinvoimalla. Fukushiman jälkeen maan kaikki ydinvoimalaitokset ajettiin alas turvallisuuden uudelleen arviointia varten. Yhteensä 33:sta käyttökunnossa olevasta reaktorista vasta yhdeksän on saatu käynnistettyä uudelleen. Japanin hallituksen tavoitteena on nostaa ydinenergian osuus sähköntuotannosta 20–22%:iin vuoteen 2030 mennessä. Kaikesta huolimatta ydinvoimaa ei siis Japanissakaan ole täysin hylätty.

Japanin ulkopuolella Fukushiman onnettomuudella on ollut vaikutusta lähinnä niissä maissa, missä ydinvoiman suosio on muutenkin ollut heikko. Saksassa tehtiin pian onnettomuuden jälkeen päätös palata 1990-luvulta peräisin olevaan suunnitelmaan ydinvoiman alasajosta vuoteen 2025 mennessä. Italia luopui ydinvoiman käytöstä ensimmäisen kerran jo Tšernobylin onnettomuuden jälkeen, ja Fukushima laittoi suunnitelmat uusien laitosten rakentamisesta toistamiseen jäihin. Myös Sveitsissä tehtiin päätös ydinvoimaloiden alasajosta. Yhdysvalloissa Fukushimaa suurempi vaikutus oli samoihin aikoihin kivihiilen korvaajaksi lobatulla halvalla liuskekaasulla, joka söi pahasti uusien ydinvoimahankkeiden kannattavuutta.

Kuluneen kymmenen vuoden aikana ydinenergia-alalla on tapahtunut myös kehitystä. Kuten Hesarin jutussa todetaan, uusien laitosten rakentaminen on tällä hetkellä nopeinta Kiinassa. Asian voi kuitenkin nähdä myös siltä kantilta, että Kiina on maailman maista se, missä myös kasvihuonekaasupäästöjen vähentämiselle on kaikkein suurin tarve. Uusien reaktorityyppien kehityksessä painopiste on selvästi siirtynyt suurista laitosyksiköistä pienreaktoreihin. Ydinenergia-alan uutiset ylittävät harvoin valtamedian uutiskynnyksen, mutta esimerkiksi alan kehitystä seuraavaa World Nuclear News -sivustoa selaamalla voi hyvin todeta, että erilaisista pienreaktorihankkeista on kerrottavaa viikoittain. Kiinan lisäksi uutisissa puhutaan paljon esimerkiksi Yhdysvalloissa, Venäjällä, Kanadassa, Iso-Britanniassa, Puolassa ja Virossa vireillä olevista hankkeista.

Kehittyneiden ja kehitysmaiden sijaan jakaisin itse maat ydinvoima-asenteiden perusteella niihin, jotka näkevät ydinvoiman osana ongelmaa, ja niihin, joille se on osa ratkaisua. Yhä useammassa maassa päättäjät ovat heräämässä siihen, että ilmastonmuutosongelmaa ei tulla ratkaisemaan yksinomaan uusia tuulivoimaloita ja aurinkopaneeleja rakentamalla. Sähköntuotannon puhdistamisen lisäksi ilmastotavoitteiden saavuttaminen edellyttää koko energiajärjestelmän perusteellista uudistamista. Esimerkiksi laajamittaiseen vetytalouteen siirtymisessä ydinenergia voisi näytellä hyvinkin merkittävää roolia.

Olkiluodon käyttöhäiriö

Jaakko Leppänen – 11.12.2020

Olkiluodon ydinvoimalaitoksen kakkosyksiköllä tapahtui torstaina 10.12.2020 poikkeuksellinen käyttöhäiriö, joka johti reaktorin automaattisten suojaustoimintojen käynnistymiseen. Tapahtumien taustalla oli reaktorin vedenpuhdistusjärjestelmään tullut vika, jonka seurauksena suodattimiin kertyneitä radioaktiivisia aineita pääsi vuotamaan takaisin jäähdytyskiertoon. Häiriö ei aiheutunut radioaktiivista päästöä tai uhkaa ydinturvallisuudelle. Lyhyestä kestostaan huolimatta tilanne keräsi kuitenkin suuren mediahuomion, kun perhe- ja peruspalveluministeri Krista Kiuru sekä sosiaali- ja terveysministeri Aino-Kaisa Pekonen järjestivät tapahtuneesta virallisen tiedotustilaisuuden. Paikalle kutsuttiin myös Säteilyturvakeskuksen pääjohtaja Petteri Tiippana.

Mitä Olkiluodossa sitten oikeastaan tapahtui, ja miten poikkeuksellisesta ja vakavasta tilanteesta oli kyse? Esitän tässä oman käsitykseni tapahtumien kulusta. TVO:n ja STUK:in selvitykset ovat edelleen käynnissä, joten yksityiskohdat voivat vielä muuttua.

Reaktorin vedenpuhdistusjärjestelmä

Olkiluodon ykkös- ja kakkoslaitokset ovat tyypiltään kiehutusvesireaktoreita. Reaktori lämmittää vettä, joka alkaa kiehua kulkiessaan polttoainenippujen läpi. Muodostunut höyry ohjataan putkia pitkin turbiinille, joka muuttaa lämpöenergian mekaaniseksi pyörimisenergiaksi, ja edelleen sähköksi. Jäähdytyskierto on suljettu, eli reaktorin läpi virtaavaa vettä ei lasketa missään vaiheessa kierrosta ulos.

Vesi virtaa reaktorissa korkeassa lämpötilassa ja korkean paineen alla. Sydämen rakenteista, putkista ja muista jäähdytyskierron komponenteista irtoaa käytön aikana erilaisia korroosiotuotteita, jotka aktivoituvat reaktorissa neutronisäteilytyksen vaikutuksesta. Veteen vapautuu toisinaan myös pieniä määriä fissiotuotteita polttoainesauvojen vuotaessa. Jäähdytteen mukana kiertävien radioaktiivisten aineiden määrä ei ole niin suuri, että sillä olisi turvallisuuden kannalta merkitystä. Kohonnut säteilytaso voi kuitenkin hankaloittaa esimerkiksi reaktorin määräaikaishuoltoja, minkä vuoksi jäähdyte pyritään pitämään mahdollisimman puhtaana.

Veden puhdistukseen käytetään mekaanisia ja kemiallisia suodattimia. Osa jäähdytyskierron virtauksesta ohjataan puhdistusjärjestelmään, joka poistaa vedestä fissio- ja aktivoitumistuotteita ja epäpuhtauksia. Suodatuksen jälkeen vesi palautetaan takaisin kiertoon. Koska radioaktiiviset aineet kerääntyvät suodattimiin, niiden aktiivisuustaso voi reaktorin käydessä olla suhteellisen korkea. Käytöstä poiston jälkeen suodattimissa käytetyt ioninvaihtohartsit luokitellaan keskiaktiiviseksi jätteeksi.

Suodattimet toimivat reaktorin jäähdytyskiertoa matalammassa lämpötilassa, minkä vuoksi puhdistusjärjestelmään ohjattua vettä joudutaan jäähdyttämään. Olkiluodon käyttöhäiriötilanteessa oli ilmeisesti kyse suodatusjärjestelmän jäähdytykseen tulleesta viasta. Suodattimiin pääsi tavallista kuumempaa vettä, joka irrotti niihin kertyneitä radioaktiivisia aineita takaisin kiertoon.

Suojaustoimintojen käynnistyminen

Suodattimista irronneet aineet näkyivät reaktorin jäähdytysjärjestelmässä hetkellisesti kohonneena aktiivisuutena. Laitoksen suojausjärjestelmät haistelevat jatkuvasti jäähdytteen aktiivisuutta, sillä myös sydämessä tapahtunut polttoainevaurio aiheuttaa samalla tavalla nopean aktiivisuustason nousun. Kohonnut lukema laukaisi laitoksen suojaustoiminnot, joihin kuului reaktorin pikasulku ja suojarakennuksen eristys.

Pikasulussa reaktori sammutetaan työntämällä neutroniabsorbaattoria sisältävät säätösauvat nopeasti sydämeen. Kiehutusvesireaktoreissa säätösauvoja käytetään sydämen alapuolelta, ja nopea sammutus saadaan aikaiseksi nostamalla sauvat ylös typpikaasun paineella. Ketjureaktio katkeaa, ja reaktorin tuottama lämpöteho kääntyy laskuun. Pikasulku on reaktorin käyttöhäiriötilanteissa varsin tavanomainen toimenpide, joita tapahtuu toisinaan Suomenkin laitoksilla.

Suojarakennuksen eristyksessä on kyse astetta rankemmasta suojaustoiminnosta. Reaktorilta turbiinille kulkevien höyrylinjojen venttiilit sulkeutuvat, ja reaktorin jäähdytyskierto jää kokonaisuudessaan eristyksiin kaasutiiviin suojarakennuksen sisälle. Onnettomuustilanteessa suojarakennuksen tehtävä on toimia uloimpana vapautumisesteenä radioaktiiviselle päästölle, joten reaktorin sydämestä ulos johtavan päästöreitin katkaiseminen on varsin luonnollinen varotoimenpide.

Suojarakennuksen eristys oli toimenpiteenä siinä mielessä poikkeuksellinen, että vastaavaa ei ole Suomessa aikaisemmin tapahtunut. Tässä tapauksessa eristyksen syy oli siis se, että reaktorin suojausjärjestelmä tulkitsi kohonneen aktiivisuusmittauksen suureksi polttoainevaurioksi, ja pyrki estämään radioaktiivisten aineiden päätymisen laitoksen turbiinille. Vaikka kyse ei ollutkaan polttoainevauriosta, järjestelmä toimi juuri niin kuin sen oli tarkoituskin.

Miten vakavasta tapahtumasta oli kyse?

Monissa uutisissa todettiin, että Olkiluodossa selvittiin tällä kertaa säikähdyksellä. Vastaavaa ilmaisua käytetään usein kuvaamaan myös erilaisia läheltä piti -tilanteita, joissa on ollut onnea matkassa. Kun lentokone joutuu tekemään moottorivian vuoksi hätälaskun, voidaan sanoa, että matkustajat selvisivät tilanteesta säikähdyksellä.

Olkiluodossa ei kuitenkaan ollut kyse tuurilla vältetystä ydinkatastrofista, vaan juuri siitä, mitä ilmaisulla aivan kirjaimellisesti tarkoitetaan. Puhdistusjärjestelmän häiriö ei aiheuttanut radioaktiivista vuotoa tai päästöä ympäristöön, eikä laitoksen käyttöhenkilökunta altistunut säteilylle. Reaktorin jäähdytyskierrosta kerättyjä radioaktiivisia aineita yksinkertaisesti vapautui takaisin kiertoon. Häiriötilanne ei myöskään vaarantanut reaktorin jäähdytystä tai muita turvallisuuden kannalta tärkeitä toimintoja. Reaktorin pikasulku ja suojarakennuksen eristys toimivat suunnitellulla tavalla.

Ydinvoimalaitostapahtumien vakavuutta mittaavalla INES-asteikolla häiriötilanne luokiteltiin nollakategoriaan, eli tapahtumaksi, jolla ei ole ydinturvallisuuden kannalta merkitystä. TVO:n arvion mukaan laitos saadaan takaisin tuotantoon sunnuntaina.

Viestinnän haaste

Tässä blogissa on kirjoitettu aikaisemminkin ydinvoimaviestinnän vaikeudesta (osa 1, osa 2). Kyse ei ole (ainakaan tarkoituksellisesta) kritiikistä toimittajakunnan suuntaan, vaan siitä, että ydinenergia-alalla viestintä on aivan todellinen haaste. Olkiluodon käyttöhäiriötilanne ei käynnistänyt ainoastaan reaktorin suojaustoimintoja, vaan myös mittavan valmiusoperaation. Laitoksella alettiin toteuttaa poikkeustilanteiden varalta tarkkaan laadittua suunnitelmaa. Tieto välitettiin Säteilyturvakeskukseen, joka käynnisti oman valmiusoperaationsa. Tällaiset järjestelyt ovat osa ydinvoimalaitosten turvallisuussuunnittelua, ja valmiustoiminnan käynnistyminen kertoo siitä, että turvallisuusasioihin suhtaudutaan vakavasti. Tietoa välitettiin myös valtiovallan suuntaan, sekä kansainvälisille yhteistyöorganisaatioille.

Kolikon kääntöpuoli on se, että valmiustoiminnan käynnistyessä tilanne näyttää helposti ulospäin huolestuttavan vakavalta. Median kiinnostus heräsi välittömästi, ja toimittajat halusivat tietää tarkkaan mistä on kyse. TVO:n ja STUK:in tiedotteissa kerrottiin ne faktat, mitä tapauksesta sillä hetkellä tiedettiin. Toimittajat kirjoittivat asioista omalla tavallaan, jolloin myös sanoma jossain määrin vääristyi. Ensimmäisissä uutisissa kerrottiin esimerkiksi kohonneesta säteilytasosta, mainitsematta kuitenkaan sitä, että mittaukset oli tehty reaktorin suljetusta jäähdytysjärjestelmästä, eikä esimerkiksi laitosalueen pihalta. Tämä viestin kannalta ratkaisevan tärkeä yksityiskohta ei ehkä ollut riittävän helposti poimittavissa alkuperäisistä tiedotteista.

Eräs toimittaja oli huolissaan siitä, että reaktori on nyt pitkään pois tuotantokäytöstä, sillä suojarakennuksen eristyksen korjaaminen vie varmasti aikansa. Suojaustoimintoon viittaava verbi oli ilmeisesti tulkittu substantiiviksi olettaen, että kyse oli vuodosta suojarakennuksen eristeissä. Myös ammattikielestä lainattu terminologia aiheutti tiettyjä viestintähaasteita. Ydintekniikassa esimerkiksi termille ”käyttöhäiriö” on varattu oma suhteellinen täsmällinen merkitysensä. Vakavakaan käyttöhäiriötilanne ei tarkoita sitä, että kyse olisi ydinvoimalaonnettomuudesta. Suurin osa ihmisistä ei kuitenkaan tätä eroa ymmärrettävästi näe.

Hämmennystä aiheutti varmasti myös se, että uutisissa kerrottiin ettei yhtä rajuihin suojaustoimintoihin ole Suomessa jouduttu aikaisemmin turvautumaan. Suojarakennuksen eristyksessä oli kuitenkin kyse automaattisesta varotoimenpiteestä, ei siitä, että toiminnolla olisi estetty tilanteen kehittyminen onnettomuudeksi. Suomalaisilla ydinvoimalaitoksilla odottamattomia alasajotilanteita tapahtuu harvoin, joten jokaisessa tapauksessa on kyse tavalla tai toisella poikkeuksellisesta tapahtumasta.


Päivitys (13.12.2020): Laitoksen uudelleen käynnistämisen aikataulu on päivitetty ensi viikon lopulle.

Päivitys (13.12.2020): TVO:n uusimman tiedotteen mukaan kohonnut aktiivisuustaso olisi suodattimesta irronneiden fissio- ja aktivoitumistuotteiden sijaan ollut peräisin suodatinmateriaalista jäähdytysveteen liuenneista aineista, jotka aktivoituivat kulkiessaan reaktorin sydämen läpi. Päähöyrylinjoissa kulkevan höyryn aktiivisuustaso nousi hetkellisesti 3-4 -kertaiseksi normaaliin verrattuna, mikä aiheutti reaktorin suojaustoimintojen laukeamisen. Tekstissä kuvatun selityksen kannalta tällä yksityiskohdalla ei ole suurta merkitystä, sillä aktivoitumistuotteet syntyivät joka tapauksessa reaktorin suljetun jäähdytyskierron sisälle.

Päivitys (16.12.2020): STUK on antanut laitokselle käynnistysluvan. TVO suorittaa laitoksella vielä tarkastuksia ennen ylösajon aloittamista. Käynnistyslupapäätöksen esittelymuistiossa kerrotaan tarkemmin myös häiriötilanteen taustoista. Suodattimesta irronneiden radionuklidien tai aktivoituneen suodatimassan sijaan suojaustoiminnon laukaissut aktiivisuustason nousu oli seurausta muutoksesta jäähdytyskierron vesikemiassa. Reaktorin käydessä veteen muodostuu typen lyhytikäistä 16N-isotooppia (puoliintumisaika 7 sekuntia), joka nostaa säteilytasoa primääripiirin putkistojen läheisyydessä. Radioaktiivista typpeä kulkeutuu höyryn mukana myös turbiinille. Suodattimeen päässyt lämmin vesi liuotti suodatinmateriaalista aineita, jotka vaikuttivat typen liukoisuuteen. Suurempi osuus veteen syntyneestä 16N:sta siirtyi höyryyn, mikä nosti aktiivisuustasoa myös turbiinille kulkevassa höyrylinjassa.

Päivitys (20.12.2020): Laitos kytkettiin uudelleen verkkoon viime yönä. Tehon nosto tapahtuu vaiheittain. Aikataulun mukaan reaktori saadaan täydelle teholle tiistaina.

Vetyä ydinenergialla

Ville Tulkki – 8.11.2020

Vety on kevein alkuaine, joka reaktio hapen kanssa muodostaa vettä ja vapauttaa energiaa. Vetyä käytetään myös monissa kemiallisissa prosesseissa, esimerkiksi lannoitteiden valmistuksessa tarvittava typpi tuotetaan reaktiossa, jossa vety yhdistyy ilman typen kanssa. Yhdistämällä vety hiileen voidaan tuottaa synteettisiä hiilivetyjä, esimerkiksi nestemäisiä polttonesteitä. Vety on käytössä puhdas energian kantaja, mutta haasteeksi tuleekin sen tuottaminen ilman hiilidioksidipäästöjä, sillä nykyään suurin osa maailman vedystä tuotetaan maakaasusta höyryreformoimalla

Vedystä maalaillaan nyt ratkaisua moneen tulevaisuuden vähäpäästöisen energiajärjestelmän haasteeseen, kuten tuuli- ja aurinkovoiman vaihtelevuuden kompensointiin, pitkän aikavälin energiavarastoksi, puhdistamaan lento- ja laivaliikennettä ja moneen muuhun. Vetyyn ollaan panostamassa lähiaikoina niin globaalisti kuin lähialueillammekin. Euroopan komissio arvioi Euroopassa uusiutuvaan vetyyn investoitavan 470 miljardin euron verran seuraavan kolmen vuosikymmenen aikana, ja aivan viime aikoina esimerkiksi Ranska ja Saksa ovat ilmoittaneet panostavansa 6 ja 7 miljardia euroa vedyntuotantoon lähivuosina. EU:n tavoitteena olisi 6 GW elektrolyyserikapasiteettia vuoteen 2025 mennessä ja 40 GW kapasiteettia vuoteen 2030 mennessä.  

Nykyiseen vedyntuotantoon kuluu noin prosentti-pari maailman primäärienergiasta, joten sen muuttaminen vähäpäästöiseksi toisi suunnilleen vastaavat päästövähenykset. Niin laiva- kuin lentoliikennekin tuottavat molemmat pari prosenttia maailman päästöistä (liikenne kokonaisuudessaan neljänneksen), kun taas esimerkiksi terästuotanto, jonka vedyllä voisi puhdistaa, taas kattaa 7-9% fossiilisista polttoaineista tulevista päästöistä. Siirtyminen vähäpäästöiseen vetytalouteen voisikin kattaa suuren osan näistä päästöistä, riippuen tietenkin vetytalouden laajuudesta. Vety on kuitenkin vain energian kantaja, ei sen lähde, ja vesimolekyyli voidaan halkaista monella tapaa. Blogin teeman mukaisesti tässä keskitytään vedyn tuottamiseen ydinenergialla.

Vedyn tuottaminen ydinenergialla

Vedyn tuottamista ydinenergian avulla on tutkittu vuosikymmeniä, ja esimerkiksi kansainvälisen atomienergiajärjestön IAEA:n sivuilla on sekä paljon raportteja kiinnostuneille sekä prosessin mallintamiseen tehtyjä työkaluja. Maailmalla ydinvedyn suuria maita ovat perinteisesti olleet kaasujäähdytteisten reaktoreiden kehittäjät, kuten Yhdysvallat, Japani, ja Saksa. Myös Ranskassa ja Iso-Britanniassa on nyt aloitteita ydinvedyn valmistamiseen.

Ydinenergiaa käytettäisiin veden hajottamiseen vaaditun energian tuottamiseen, joko sähkön, lämmön, tai molempien muodossa. Veden hajottamiseen käytetty teknologia vaikuttaa siihen millaista ydinteknologiaa energian tuottaminen vaatii.

Elektrolyysi

Yksinkertaisimmillaan ydinvetyä voisi tuottaa käyttämällä ydinvoimalan tuottamaa sähköä elektrolyysereissa, joilla vettä hajotetaan vedyksi ja hapeksi matalassa lämpötilassa. Matalan lämpötilan elektrolyysereitä on kaupallisessa käytössä paria eri teknologiaa, mutta käytännössä niillä hajotetaan nestemäisestä vedestä vetyä ja happea sähkövirran avulla. Näiden käyttäminen olisi ydinvoimalan kannalta yksinkertaista, sillä vedyntuotanto olisi ulkoistettu sähköverkon puolelle, eikä laitoksiin tarvitsisi tehdä muutoksia. Demonstraatioprojekteja on valmisteilla useita, esimerkiksi Yhdysvalloissa sekä Isossa-Britanniassa, mutta ne ovat yleisesti ydinvoimaloiden mittakaavoilla pieniä, 1-2 MW, ja enemmän teknologiademoja joilla on erityissovelluksia. Ensimmäiset pienet demot esimerkiksi tuottavat vetyä laitoksen omaan käyttöön (sähkögeneraattoreita jäähdytetään vedyllä), jatkossa suuremman mittaluokan sovellukset olisivat toisia. Esimerkiksi tilanteissa joissa verkossa on ylituotantoa ja sähkön hinta maissa voisi vetylaitoksella tuottaa enemmän vetyä, toisaalta suurimittainen vedyntuotanto toisi uuden myytävän tuotteen sähkön lisäksi ydinvoimaloille. 

Korkean lämpötilan höyryelektrolyysi

Jos vesihöyryä on saatavissa korkeassa lämpötilassa, vetyä voitaisiin tehokkaasti tuottaa kiinteäoksidielektrolyysereillä (solid oxide electrolyzer cell, SOEC). Näillä hyötynä ovat matalan lämpötilan elektrolyysereitä halvemmat materiaalit ja se että osa prosessin vaatimasta energiasta voidaan tuoda lämpönä. Matalan lämpötilan elektrolyysiin verrattuna tässä tulee hyötysuhde-etu, silloin kun molekyylin pilkkomiseen tarvittava energia tulee lämpövoimalaitoksesta. Sähköntuotannossa hyötysuhde on rajoitettu, mutta lämmöntuotannossa ei. Mitä suurempi osuus energiasta saadaan lämpönä, sitä suuremman kokonaishyötysuhteen se mahdollistaa. Vastaava periaate ei kuitenkaan päde tuuli- ja aurinkosähkölle mihin ei vastaavaa termodynaamisen hyötysuhteen rajoitusta liity. Lämmön käyttäminen on eduksi jos reaktioon voidaan käyttää puhtaasti tuotettua lämpöä ulkoisesta lähteestä, kuten esimerkiksi vetyä käyttävästä synteesiprosessista tai sitten vaikka ydinreaktorista. Haasteena on SOECin tarvitsema lämpötila, joka on välillä 550 – 850 C. Näin korkealämpöistä höyryä ei kuitenkaan välttämättä tarvitsisi esimerkiksi ydinreaktorilla tuottaa, sillä suurin energia vesihöyryn tuottamiseen vaaditaan veden kiehuttamiseen. Lämpö otettaisiin ydinlaitoksen sekundääripiiristä tai turbiinin väliotosta, mikä tuo omat selvityksen tarpeensa jos vedyntuotantolaitos olisi kiinteästi yhteydessä ydinvoimalaan. Samanlaisia selvitettäviä kysymyksiä tulee tosin kaikissa ydinlämmön käyttösovelluksissa.

SOECit ovat teknologiana varhaisemmassa vaiheessa kuin matalan lämpötilan elektrolyyserit, mutta demonstraatioprojekteja on käynnissä. Esimerkiksi Yhdysvalloissa julistettiin vastikää projekti ydinvoimalan yhteyteen soveltuvan 250 kW höyryelektrolyyserin testaamisesta, jonka pitäisi mahdollistaa satojen megawattien elektrolyyserisovellus tämän vuosikymmenen loppupuolella. SOECien yhdistämistä korkean lämpötilan ydinreaktoreihin on esitetty yhtenä mahdollisuutena suurimittaiseen puhtaan vedyntuotannon polkuun, mutta tämä vaatisi vielä panostuksia sekä vetyteknologiaan että ydinteknologiaan.

Katalyyttinen termolyysi

Vesi hajoaa vedyksi ja hapeksi myös lämpötilan vaikutuksesta. Ilman katalyyttejä tähän tarvittaisiin monen tuhannen celsiusasteen lämpötiloja, mutta erilaisilla katalyyteilla voidaan vettä hajottaa paljon matalammissa lämpötiloissa. Tarkoituksenmukaisissa kemiallisissa kierroissa katalyytteja voidaan kierrättää prosessissa siten että lopulta prosessiin laitetaan vettä ja energiaa ja ulos saadaan vetyä ja happea. Erilaisia kiertoja on kehitetty niin ydinlämmön kuin keräävän aurinkolämmön hyödyntämiseen. Hyöty termolyysissa olisi se että se käyttäisi suoraan lämpöä sähkön sijaan, ja myös energiatehokkuus olisi korkeampi kuin elektrolyysissä. Haasteena ovat korkeat vaaditut lämpötilat ja vetylaitoksen sijoitus ydinlaitoksen läheisyyteen. Lämpö otettaisiin ydinreaktorista useamman lämmönvaihtimen kautta, ja sen takia itse reaktorissa lämpötilat olisivat korkeammat kuin mitä kemialliset prosessit vaativat.

Hyvin klassinen vedyn tuotannon kemiallinen kierto on rikki-jodikierto, jota on kehitetty hyödyntämään hyvin korkean kaasujäähdytteisen ydinreaktorin tuottamaa lämpöä. Japanissa on kehitetty sekä kemiallista kiertoa että korkean lämpötilan testireaktoria HTTR:ää, tarkoituksena lopulta yhdistää nämä kaksi teknologiaa ydinvedyn tehokasta tuottamista varten. Edellisen vetybuumin aikaan Yhdysvalloissa oli projekti Next Generation Nuclear Plant hyvin korkean lämpötilan ydinreaktorin kehittämiseksi jolla olisi voitu tuottaa vetyä tällä prosessilla, mutta teknologiset haasteet sekä vetykiinnostuksen hiipuminen vesisärötyksellä saatavan maakaasun yleistyttyä ajoivat projektin alas.

Rikki-jodisykli koostuu kolmesta reaktiosta, jossa ensimmäisessä jodi, rikkidioksidi ja vesi reagoivat muodostaen vetyjodidia rikkihappoa, toisessa reaktiossa rikkihappo hajotetaan lämmöllä rikkidioksidiksi, vedeksi ja hapeksi (prosessin tästä vaiheesta saadaan ulos puhdasta happea), ja kolmannessa vetyjodidi hajotetaan lämmöllä vedyksi ja jodiksi (jolloin saadaan prosessista vety). Rikkioksidi, vesi ja jodi kierrätetään taas ensimmäiseen reaktioon, ja tuloksena on suljettu kierto jossa kaikki komponentit ovat joko nestemäisiä tai kaasumaisia. Haasteena on se, että vetyjodidi ja rikkihappo ovat molemmat voimakkaita happoja, ja se että reaktiot vaativat lämpötiloja välillä 120 – 830 astetta Celsiusta. Vastaavasti ydinreaktoria jäähdyttävän kaasun olisi kuumimmillaan oltava luokkaa 950 C. Tällä hetkellä vedyntuotanto tällä syklillä on demonstroitu pienen vetymäärän (30 litraa vetyä tunnissa) noin viikon yhtäjaksoisella tuotannolla. Määrien kasvattaminen teolliseen mittakaavaan vaatii korkeita lämpötiloja ja korroosiota kestävien terästen kehittämistä, ja tämä voi olla pitkää T&K-panostusta vaativa tie. 

Rikki-jodisykli. Kuvan lähde.

Hybridisyklit

Vedyn tuottamiseen on esitetty myös erilaisia hybridisyklejä, jotka pohjaisivat osittain katalyyttisiin reaktioihin ja osittain elektrolyysiin. Näiden hyödyt olisivat elektrolyysiä suurempi lämmön hyödyntäminen ja matalammat lämpötilat kuin puhtailla lämpöprosesseilla. Yksi hybridiprosessi olisi kuparikloorisykli, jossa tosin ylimääräisenä haasteena on se että osa prosessin aineista ovat kiinteässä muodossa. 

(Ydin)vedyn tulevaisuus vielä auki

Vety on mahdollinen keino puhdistaa monia vaikeasti hiilidioksidipäästöistä irrotettavia aloja. Teknologian puolesta puhdasta tai vähäpäästöistä vetyä voidaan tuottaa monin tavoin, ja se ehkä on myös syy miksi nimistä ja leimoista väännetään voimakkaasti kättä. Tässä tekstissä olen käyttänyt termejä vähäpäästöinen tai puhdas vety, joille yksi määritelmä on esimerkiksi Hydrogen Europen tiekartassa. Sielläkin jo “puhdas” on rajattu tarkoittamaan yhden sertifikaatin määritelmää, joten näissä kannattaisi olla tarkkana.

Myös värikoodeja on käytetty, vihreä on vakiintunut uusiutuvalla energialla tuotetulle vedylle, harmaa fossiilisille vedylle, sininen ilmeisesti maakaasuvedylle josta hiili on kaapattu ja varastoitu. Ydinvedyn väriä ei ole missään virallisesti määritelty, viime aikoina yleistynyt väri on pinkki, joka mahdollisesti on saksalaista alkuperää. Toisaalta ydinvety on ajoittain myös yhdessä muiden kestävästi tuotettujen vetyjen kanssa vihreää, ja jossain on ydinvedylle esitetty myös keltaista väriä. Nämä leimat eivät ole tarkkaan määriteltyjä, omasta puolestani väri voisi olla vaikka fuksianpunainen.

EU on valmistellut vetystrategiaa, mutta ainakin virallisen tiedotteen osalta jatkaa perinteisellä ydinvoimavastaisella linjalle. Termi “puhdas vety” on rajattu tarkoittamaan vain uusiutuvilla tuotettua vetyä ja “vähäpäästöinen vety” viittaa fossiilisista polttoaineista tuotettuun vetyyn jonka hiilidioksidipäästöjä on rajoitettu hiilen sieppaamisella ja varastoinnilla. Toisaalta EU:n jäsenmaat kuten Ranska ja Puola ovat pitäneet esillä vedyn tuotantoa myös ydinenergialla, joten tässäkin EU-tason strategia pikemminkin pyrkii rajoittamaan jäsenmaiden ilmastotoimia kuin tukemaan niitä.

Vetytalouteen panostetaan nyt paljon, mutta vähäpäästöisen teknologian käyttöönotto on vasta edessä. Vuonna 2019 elektrolyysereita otettiin käyttöön 25 MW edestä, kun lähivuosikymmenten tarpeissa puhutaan kymmenien ellei satojen gigawattien määristä. Teknologian määrän pitäisi siis kasvaa useilla dekadeilla ennen kuin päästään nyt asetettuihin tavoitteisiin. Esimerkiksi kirjoituksen alussa mainittujen EU:n tavoitteiden saavuttaminen yksinään vaatisi elektrolyysereiden vuotuisen asennusvauhdin satakertaistumista seuraavan muutaman vuoden kuluessa. Lisäksi vety tarvitsee varastointi- ja siirtoinfrastruktuurin, loppukäytön vaatimuksista puhumattakaan. Mutta tällaisia uuden infrastruktuurin rakentamisvauhteja ilmastonmuutos tarvitsee. Toisaalta vetytalouden kanssa kilpailevat myös teollisuuden, lämmityksen ja liikenteen sähköistyminen, joten vaadittavan vedyn määrä tulevaisuudessa jää myös nähtäväksi. Voi myös perustella näkemystä jonka mukaan energiakentässä vety jää marginaaliin ja lähinnä kemianteollisuuden raaka-aineeksi.

Mikä rooli vähäpäästöisellä ydinenergialla tuotetulla vedyllä on tulevaisuudessa on vielä epäselvää. Ydinenergia mahdollistaisi vedyn tuotannon suureen paikalliseen tarpeeseen, kuten palvelemaan teollisuuslaitoksia keskitetysti ilman tarvetta suuriin varastoihin tai sähkön massiiviseen siirtoon. Sekä vedyn tuotannon että käytön osalta on vielä paljon epävarmuuksia. Mutta juuri tuon epävarmuuden takia tarvitsemme myös vaihtoehtoisia teknisesti mahdollisia polkuja kohti vähäpäästöistä yhteiskuntaa, ja ydinenergialla tuotettu vety on yksi näistä tulevaisuuden suurista mahdollisuuksista.

Isoja panostuksia pieniin reaktoreihin

Ville Tulkki – 18.10.2020

Pienreaktoreista on nyt puhuttu muutaman vuoden julkisuudessa suhteellisen taajaan, ja yksi iso kysymys on ollut että milloin ne päätyvät tutkimuksen ja konseptien kehityksen tasolta käyttöönottoon. Kysymys on aiheellinen, sillä konseptien suunnittelu ja hiominen on vielä halpaa, mutta varsinkin ensimmäisen laitoksen rakentaminen voi olla hyvinkin kallista. Monilla aloilla uusien teknologioiden käyttöönottoa ja kansainvälistä markkinointia on joudutettu valtion tuella, ja viime viikkoina on alkanut näyttää siltä että Atlantin toisella puolella tähän ollaan myös todella ryhtymässä. 

Nyt Yhdysvaltojen energiaministeriö on myöntänyt yli miljardin dollarin sitoumuksen ensimmäisen NuScale-voimalaitoksen rakentavalle konsortiolle kymmenelle seuraavalle vuodelle; ilmoittanut panostavansa ensi vaiheessa yhteensä 160 miljoonaa dollaria kahden pienreaktorin kehittäjälle, TerraPowerille ja X-Energylle, tavoitteena voimaloiden käyttöönotto seuraavan seitsemän vuoden aikana (jonka aikana liittovaltio on varautunut panostamaan enimmillään 3,2 miljardia dollaria näihin demonstraatioprojekteihin); ja varautuu uuden materiaalitutkimusreaktorin rakennusprojektin käyntiin laittamiseen yli 200 miljoonalla dollarilla

Nämä summat kuvaavat panostuksia, joita vaaditaan uusien teknologioiden ja uusien voimalaitosten käyttöönottoon. Nämä projektit eivät kuitenkaan ole ponnistaneet tyhjästä, vaan niillä on ollut pitkä ja väliin mutkainenkin historia.

NuScale

NuScale-voimalaitos on ollut pitkään pienreaktorikehityksen kasvot. Kaksitoista reaktorimoduulia rivissä vesialtaassa, jokainen tuottaen höyryä pyörittämään 60 MW sähkötehoista turbiinia. Se pohjautuu 2000-luvun alussa kehitettyyn Multi Application Small Light Water Reactor -konseptiin, jota kaupallistamaan perustettiin NuScale Power -niminen yritys. NuScale sai aikanaan ilmaa siipiensä alle ison rakennustoimiston Fluorin ostettua valtaomistuksen siitä, ja pääsi ensimmäisenä “uuden sukupolven” reaktorina osaksi Yhdysvaltojen viranomaisen NRC:n lisensoinnin modernisaatiota tähtäävään projektiin. NuScale saikin viranomaisen suunnittelusertifikaation tänä syksynä.

Ensimmäinen laitos olisi tarkoitus rakentaa Idahoon tämän vuosikymmenen aikana. Aiemmin energiaministeriö oli ollut mahdollisesti projektissa mukana ostamassa yhden reaktorimoduulin tuotantoa testaus- ja koulutuskäyttöön, mutta sen suunnitelman kaaduttua nyt on ilmeisesti päädytty suorempaan valtion tukeen vähentämään ensimmäisen laitoksen rakentamiseen liittyviä kustannuksia ja riskejä.

Yhdysvallat on ilmeisesti myös lähtenyt tukemaan ydinvoiman vientiä. Yhdysvaltojen kansainvälinen kehitysrahasto muutti tänä vuonna sääntöjään sallimaan ydinvoimaviennin tukemisen, ja on nyt esimerkiksi tehnyt aieilmoituksen NuScalen tukemisesta Etelä-Afrikan ydinvoimaprojektissa. Tällainen valtion tuki rahoitukselle on ollut tärkeä ehto ydinvoimaprojekteille monissa maissa, ja syy sille miksi venäläiset ja kiinalaiset yhtiöt ovat olleet vahvoja ydinvoimaloiden toimittajia monissa maissa.

X-Energy

X-Energyn Xe-100-reaktori on kaasujäähdytteinen kuulakekoreaktori, jossa ydinpolttoaine on pinnoitettuina hippuina (ns TRISO-partikkelit) tennispallon kokoisissa grafiittikuulissa. Jaakko kirjoitti viime vuonna laajemmin itse teknologiasta ja sen historiasta. Xe-100 olisi 80 MW sähkötehoinen laitos joita olisi tarkoitus voida sijoittaa neljän reaktorin paketeissa yhteensä 360 MW tehoiseksi voimalaksi. X-Energyn tarkoituksena on myös rakentaa tehdas valmistamaan TRISO-kuulia, kilpailemaan kansallisesti ainakin BWXT:n kanssa.

Yhdysvalloissa kaasujäähdytteisten reaktoreiden kehityksen edellinen ponnistus sijoittui 2000-luvun alkuun, kun siellä oli päätetty kansallisen neljännen sukupolven reaktorikonseptiksi kaasujäähdytteinen hyvin korkean lämpötilan reaktori joka soveltuisi vedyntuotantoon. Tämä suunnitelma oli kuitenkin hyvin kunnianhimoinen, ja vesisärötysteknologian tuotua markkinoille paljon halpaa maakaasua koko tarve vetytaloudelle katosi – sillä kertaa. Liittovaltio ja yritykset eivät päässeet yhteisymmärrykseen demonstraatiolaitoksen rakentamisen kustannusten jakamisesta, ja lopulta hanke jonka tarkoituksena oli ollut rakentaa toimiva ydinlaitos vuoteen 2021 mennessä päätyi keskittymään TRISO-polttoaineen valmistuksen laadun takaamiseen. Yksi historiikki tästä Next Generation Nuclear Plant (NGNP) -projektista on luettavissa open access -artikkelina. Tätä työtä nyt X-Energy hyödyntää pyrkiessään kaupallistamaan omaa laitoskonseptiaan.

Toisin kuin NGNP, joka pyrki yli 900 C asteen hyödynnettäviin lämpötiloihin vedyn tuottamiseksi katalyyttisella termolyysilla, Xe-100 tuottaa 565-asteista höyryä jota käytetään yleisesti sähköntuotantoon moderneissa konventionaalisten voimalaitosten turbiineissa. Tuo lähes neljänsadan asteen ero hyödynnettävässä lämpötilassa tarkoittaa sitä että NGNP:n kaataneet haasteet materiaalien kestävyydelle ovat paljon pienemmät Xe-100:ssa. Mikä ei tietenkään tarkoita etteikö Xe-100:llakin voisi ilmetä erilaisia mutkia kaupallisen ratkaisun tielle.

TerraPower

Terrapower sai tuen Natrium-nimisen reaktorikonseptinsa demonstroimiseen. Natrium on yhteistyössä GE-Hitachin kanssa kehitettävä natriumjäähdytteinen reaktori, johon on liitetty sulasuolalämpövarasto. Suolaa on käytetty lämpövarastona myös esimerkiksi keräävissä aurinkovoimaloissa, ja Natrium-voimalassa sen tarkoitus olisi mahdollistaa verkon kuormanseuranta ilman että reaktorin tehoa joudutaan säätämään. Koko voimalaitoskonsepti on verrattain uusi, sillä se julistettiin viime elokuussa. Suomalaisittain toistolta kuulostava natriumjäähdytteinen Natrium-reaktori selittyy sillä että englanniksi natrium on “sodium”, joten nimeämisessäkin vain ehkä haettiin halpaa ja helppoa eksotiikan tuntua.

TerraPower on alunperin perustettu kehittämään Travelling Wave -reaktoria, jossa suuressa reaktorissa fissiiliä polttoainetta sekä kuluisi että hyödettäisiin “aalloissa”, mahdollistaen todella pitkän käytön ilman polttoaineen vaihtoa. Tämä kuitenkin on ilmeisesti osoittautunut hyvin haastavaksi ja konsepti on ajan myötä muokkautunut lähemmäksi perinteistä natriumjäähdytteistä hyötöreaktoria. TerraPowerilla oli myös varasuunnitelmana kloridipohjainen sulasuolareaktori.

Natrium-konsortion toinen osapuoli GE-Hitachi on jo pidemmän aikaa pyrkinyt löytämään rahoitusta PRISM-reaktorilleen, joka juontaa juurensa natriumjäähdytteisten hyötöreaktoreiden kehitystyöstä ja 1964 käynnistyneestä EBR-II:sta. PRISMiä pyrittiin mm. Markkinoimaan Britteihin polttamaan heidän ylijäämäplutoniumiaan, ja GEH on solminut monia eri yhteistyösopimuksia eri reaktorikehittäjien kanssa pyrkien hyödyntämään PRISM-kokemustaan. Natrium-reaktoriyhteistyö voinee olla yksi näistä. 

Natrium-konsortiossa on TerraPowerin ja GEHin lisäksi muutama energiayhtiö sekä iso insinööri- ja projektiyhtiö Bechtel.

Versatile Test Reactor

Ydinreaktoreissa lämmöntuotanto pohjautuu neutroneihin (Jaakko on ketjureaktion perusteista ja seurauksista kirjoittanut esimerkiksi täällä) jotka ketjureaktion ylläpitämisen lisäksi vaikuttavat reaktorissa oleviin materiaaleihin, sekä ydinpolttoaineeseen että reaktorin ympärillä oleviin teräsrakenteisiin. Näitä vaikutuksia tutkitaan sitä tarkoitusta varta vasten rakennetuissa materiaalitestausreaktoreissa, joissa on säteilytyspaikkoja ydinpolttoaineiden testaukseen ja rakennemateriaalien säteilytykseen. Viime vuosikymmeninä tarve on kohdistunut lähinnä kevytvesireaktoreiden materiaalitutkimukseen, ja tutkimusreaktorit joissa olisi mahdollisuus simuloida esimerkiksi hyötöreaktoreiden olosuhteita on ajettu alas. Kun moni uusi reaktorikonsepti pohjautuu johonkin muuhun kuin kevytvesiteknologiaan, Yhdysvalloissa on herätty tarpeeseen rakentaa uusi materiaalitestausreaktori näiden tarpeita varten. Tämä on Versatile Test Reactor (VTR), jonka tarkempaa suunnittelua varten Yhdysvaltojen energiaministeriö on hakenut 295 miljoonaa dollaria rahoitusta vuodelle 2021, ja jonka suunniteltaisiin olevan käyttöönotossa vuonna 2026. Muualla vastaavaa koevalmiutta suunnitellaan Venäjälle (MBIR-koereaktori), kun taas Euroopassa uudessakin koereaktorikannassa ollaan pitäytymässä kevytvesiteknologiassa (ranskalainen Jules Horowitz -reaktori). 

Virallinen valinta käytetyn teknologian ja sijoituspaikan suhteen tehdään ensi vuoden lopulla, mutta alustavien puheiden mukaan VTR olisi todennäköisesti natriumjäähdytteinen ydinreaktori Idahossa. Sen varsinaisesta suunnittelusta ja rakentamisesta vastaisi Bechtelin johtama konsortio jossa ovat mukana GE-Hitachi sekä TerraPower. Tällä saattaa olla joitain synergiaetuja aiemmin mainitun Natrium-reaktorin kaupallistamiseen, jota tekee sama konsortio samaan teknologiaan perustuen.

Uuden teknologian käyttöönotto vaatii panostuksia

Tässä kirjoituksessa kuvatut Yhdysvaltojen panostukset uusien ydinreaktorikonseptien käyttöönottoon alkavat olla sitä mittaluokkaa siitä mitä ensimmäiset markkinoille tulevat laitokset vaativat. Kyseessä on teollisuuspoliittinen päätös jolla pyritään tukemaan kansallista teollisuutta ilmastonmuutoksen hillinnän lisäksi. Varmaa mikään ei tietenkään ole, sillä projektit vaativat sekä tulevien hallintojen että yksityisten yritysten pitkäaikaista sitoumusta. Vastaavanlaisia panostuksia tehtäneen myös esimerkiksi Venäjällä ja Kiinassa, mutta siellä ydinenergiatoimijoiden ollessa valtiollisia yhtiöitä liikkuvat rahasummat eivät ole välttämättä niin selviä. Kanada puolestaan tarjoaa eri kehittäjille joustavaa lisensointiprosessia sekä testialuetta koereaktoreille.

Euroopassa kansallisia pienreaktoriprojekteja on Ranskassa sekä Briteissä. Ranskan koronaelvytyspakettiin suunnitellaan 470 miljoonan euron osuutta ydinvoimalle josta iso osa olisi kohdistettu ranskalaisen NuWard-pienreaktorin kehittämiseen. Briteissä keskustellaan mahdollisesti 1,5-2 miljardin punnan panostuksesta Rolls Roycen vetämän konsortion pienreaktorin kaupallistamiseen. Toisaalta EU-tasolla ei ole osattu päättää edes siitä onko ydinvoima osa kestävää tulevaisuutta.

Noita summia kun katsoo voi myös kysyä, miksi lähteä edes pohtimaan suomalaista kaukolämpöreaktoria, meillä tuskin koskaan kun olisi odotettavissa moisia panostuksia julkista rahaa aiheeseen. Yhtäältä kyse on eri ydinreaktoreiden kunnianhimosta, siinä missä kansainväliset laitokset joita on kuvattu yllä ovat järjestään lämpöteholtaan gigawattiluokassa ja vaativat materiaaleja joita nykyisissä laitoksissa ei ole (tai jopa suljettua polttoainekiertoa), eurooppalaiseen verkkoon sopiva kaukolämpöreaktorilaitos olisi lämpöteholtaan kymmenistä muutamaan sataan megawattiin, tuottaisi vain kuumaa vettä, ja voitaisiin tehdä nykyisin käytetyin materiaalein. Eli kyseessä olisi paljon yksinkertaisempi tapaus kuin yksikään kansainvälisistä reaktoreista. Kuvatut kansainväliset reaktorit eivät myöskään ole suunniteltuja kaukolämpökäyttöön, vaan pääasiassa sähkön tai korkean prosessilämmön tuotantoon. Kaukolämmön tuotantoa pidetään myös helposti niche-markkinana, joka ei niin suurten kansainvälisten toimijoiden huomion piirissä ole. Käynnissä olevalla suunnittelutyöllä voimme myös tuoda esille paikalliset tarpeet puhtaan energian tuotannolle, kun harvemmin muut sitä puolestamme tekevät.

Fukushiman jätevesiongelma

Jaakko Leppänen – 17.10.2020

Vuonna 2011 onnettomuudessa tuhoutuneen Fukushiman ydinvoimalan omistava Tepco-yhtiö on saamassa Japanin hallitukselta luvan laskea laitosalueelle varastoitua radioaktiivista vettä mereen. Suunnitelma on ollut vireillä jo vuosia, ja se on ymmärrettävästi herättänyt paljon huolta ja keskustelua. Aiheesta uutisoi värikkäin sanankääntein myös esimerkiksi Iltalehti.

Fukushiman ydinvoimalaonnettomuuden syitä ja seurauksia on käsitelty yksityiskohtaisesti aikaisemmissa blogikirjoituksissa. Laitosalueelle kerääntynyt radioaktiivinen vesi on ollut ongelma jo alusta lähtien, ja myös nyt tehty päätös sen hallitusta vapauttamisesta on ollut odotettavissa jo pitkään. Onnettomuudesta on kuitenkin ehtinyt kulua jo sen verran aikaa, että aihetta käsittelevissä uutisissa monet asiat menevät helposti keskenään sekaisin. Esimerkiksi edellä mainitussa Iltalehden jutussa kerrotaan, että ”merivesi nuolee yhä tänä päivänä sulanutta reaktoria”. Tämä, kuten moni muukaan uutisessa esitetty asia, ei pidä paikkansa. Yritän tässä blogikirjoituksessa tuoda vähän selvyyttä siihen, mitä Fukushimassa on tällä hetkellä tekeillä.

Mistä radioaktiivinen vesi on peräisin?

Maaliskuussa 2011 tapahtuneessa onnettomuudessa oli kyse sydämensulamisonnettomuudesta kolmella laitosyksiköllä. Sulamisen yhteydessä vaurioituneesta ydinpolttoaineesta vapautui radioaktiivisia aineita, jotka sekoittuivat polttoainetta jäähdyttävään veteen. Koska onnettomuuden aiheuttanut tsunami oli tuhonnut laitoksen jäähdytysjärjestelmien sähkönsyöttöön tarkoitetut diesel-generaattorit, reaktoreita jouduttiin jäähdyttämään pumppaamalla merivettä reaktorirakennusten sisälle. Radioaktiivisia aineita mukanaan kuljettavaa vettä päätyi erilaisten vuotokohtien kautta reaktori- ja turbiinirakennusten maanalaisiin tiloihin. Onnettomuuden aktiivisen vaiheen aikana vettä pääsi vuotamaan myös suoraan mereen. Pahimmat vuotokohdat saatiin tukittua huhtikuun aikana, ja päästö mereen käytännössä loppui kun suljettu jäähdytyskierto saatiin toimimaan heinäkuussa 2011. Kellaritiloihin valunutta vettä alettiin kierrättää puhdistamisen jälkeen takaisin reaktoreihin, jolloin ulkopuolinen vedensyöttö voitiin lopettaa.

Sen jälkeen kun onnettomuustilanne saatiin hallintaan, suurin ongelma on ollut reaktorirakennuksiin vuotava pohjavesi. Jotta radioaktiivisia aineita ei pääsisi vuotamaan enempää ympäristöön, maanalaisten tilojen vedenpinnankorkeus on pidettävä pohjaveden tason alapuolella. Paine-ero takaa tällöin sen, että vuoto tapahtuu ulkoa sisään eikä päinvastoin. Koska pohjavettä tihkuu jatkuvasti sisään, tilanteen ylläpitämiseksi vettä on pumpattava kellaritiloista jatkuvasti ulos. Veteen sekoittuneiden radioaktiivisten aineiden vuoksi sitä ei voida laskea mereen, joten kaikki saastunut vesi on varastoitu laitospaikalle.

Vesisäiliöitä Fukushiman Daiichin ydinvoimalaitosalueella.

Kuva 1: Google maps -kuvakaappaus Fukushima Daiichin ydinvoimalaitosalueesta. Pyöreät rakennelmat ovat säiliöitä, joihin on varastoitu radioaktiivista vettä. Tähän mennessä laitosalueelle on kertynyt säiliöitä reilu tuhat kappaletta.

Ongelmana tritium

Onnettomuustilanteessa ydinpolttoaineesta vapautuu monenlaisia radioaktiivisia aineita. Aikaisemmassa blogikirjoituksessa ongelmallisiksi radionuklideiksi mainittiin erityisesti jodin isotooppi I131, joka muodostaa lähialueen väestölle suurimman välittömän säteilyriskin, sekä cesiumin isotooppi Cs137, joka aiheuttaa ympäristön pitkäaikaista saastumista. Jodin puoliintumisaika on sen verran lyhyt, että se häviää ympäristöstä jo muutamassa kuukaudessa. Cesium sen sijaan jää maaperään pitkäksi aikaa, ja sen pitoisuudet pienenevät lähinnä laimenemalla laskeuman painuessa syvemmälle maahan.

Näitä samoja aineita liukenee myös veteen. Cesiumia ja monia muita fissiotuotteita pystytään kuitenkin poistamaan tehokkaasti erilaisilla suodattimilla. Näin on toimittu myös Fukushimassa. Laitosalueelle varastoitu vesi on jo puhdistettu pahimmista radionuklideista. Ongelmaksi muodostuu kuitenkin yksi isotooppi, tritium, joka ei tartu minkäänlaisiin suodattimiin. Tritium on vedyn radioaktiivinen isotooppi (H3), joka muodostaa toisen vetyatomin ja yhden happiatomin kanssa vesimolekyylin. Tritiumia sisältävä vesi ei poikkea kemiallisesti millään tavalla puhtaasta vedestä, minkä vuoksi myöskään sen erottaminen ei onnistu kemiallisin menetelmin.

Radioaktiivisena aineena tritium ei ole pahimmasta päästä. Radioaktiivisen isotoopin säteilymyrkyllisyyteen vaikuttaa esimerkiksi sen emittoiman säteilyn laatu, sekä hajoamisessa vapautuva energia. Korkeaenerginen alfasäteilijä vaikuttaa elimistöön päästyään eri tavalla kuin matalaenerginen beetasäteilijä, vaikka aineen määrä olisikin molemmissa tapauksissa sama. Tritium on beeta-aktiivinen isotooppi, jonka hajoamisessa vapautuva energiamäärä on pieni.i Tritium ei myöskään tuota lainkaan radioaktiivisen hajoamisen yhteydessä tavallisesti esiintyvää läpitunkevaa gammasäteilyä. Koska tritium liukenee veteen täydellisesti, se ei cesiumista ja muista radioaktiivisista päästöistä poiketen pääse rikastumaan ravintoketjuun. Kyse on silti ympäristölle vaarallisesta aineesta, jolle on asetettu ydinenergiantuotantoa ohjaavassa lainsäädännössä päästörajat.

Paljonko on paljon?

Tritiumin puoliintumisaika on 12 vuotta, joten sen määrä Fukushiman laitosalueelle kerätyissä vesisäiliöissä ei putoa itsestään kovinkaan nopeasti. Koska veden määrä kasvaa jatkuvasti, varastokapasiteetti tulee ennemmin tai myöhemmin täyteen. Ratkaisuksi Tepco on jo pitkään esittänyt tritiumin hallittua vapauttamista mereen. Vettä laskettaisiin pienissä erissä, jotta pitoisuudet meressä ehtisivät laimentua ja tasaantua. Perusteluna ratkaisulle on ollut erityisesti se, että radioaktiivisen veden varastointi sitoo paljon resursseja, joille olisi parempaakin käyttöä onnettomuuden jälkihoidossa.

Maaliskuussa 2020 laitosalueelle oli kerääntynyt tritiumia noin 2.4 grammaa, joka on sekoittuneena yli miljoonaan kuutioon vettä. Määrä voi kuulostaa mitättömän pieneltä. Radioaktiivisten aineiden määrää tai pitoisuutta ei kuitenkaan ole mielekästä mitata massayksiköissä, sillä myös ytimien hajoamisnopeus vaikuttaa ratkaisevasti aineen emittoiman säteilyn voimakkuuteen. Lyhytikäisestä isotoopista koostuva radioaktiivinen aine voi säteillä miljoonia kertoja voimakkaammin kuin vastaava määrä ainetta, joka koostuu pitkäikäisistä ytimistä. Paremman vertailuluvun antaa hajoamisen nopeutta kuvaava aktiivisuus. Fukushimassa tritiumin kokonaisaktiivisuus on noin 860 terabecquereliä (TBq), joka tarkoittaa 860 biljoonaa radioaktiivista hajoamista sekunnissa.

Myöskään aktiivisuus ei vielä ilman järkevää vertailukohtaa kerro kovinkaan paljon ongelman mittakaavasta. Fukushiman tapauksessa mittatikkuna voidaan käyttää esimerkiksi sitä, miten paljon radioaktiivisia aineita pääsi vapautumaan ympäristöön onnettomuuden aktiivisen vaiheen aikana. Ilmapäästön suuruusluokaksi on arvioitu 340,000 – 800,000 TBq, minkä lisäksi mereen pääsi vuotamaan suoraan vähintään 10,000 TBq radioaktiivisia aineita. Nämä päästöt koostuivat pääosin jodista, cesiumista ja muista tritiumia ikävämmistä isotoopeista.

Tritiumia vapautuu ympäristöön myös ydinvoimaloiden normaalikäytön aikana. Päästölukuja on kerätty esimerkiksi YK:n alaisen UNSCEAR-järjestön raportteihin. Olkiluodon ykkös- ja kakkosyksiköiden yhteenlaskettu vuosittainen tritiumpäästö on suuruusluokkaa 1–2 TBq, ja Loviisan laitosten päästö noin 10 TBq. Normaalikäytön aikaiset päästöt riippuvat monesta tekijästä, mutta mitä useammasta reaktoriyksiköstä laitos koostuu, sitä suuremmiksi myös päästöt nousevat. Fukushiman Daiichi- ja Daini-voimalaitoksilla oli ennen onnettomuutta käytössä yhteensä kymmenen reaktoria. Hitaasti päästämällä meriveden tritiumpitoisuus saataisiin pysymään käytännössä onnettomuutta edeltäneellä tasolla, ja juuri tähän hallitulla päästämisellä myös pyritään. Kevytvesityyppisiä paine- ja kiehutusvesireaktoreita suurempia tritiumpäästöjä aiheutuu raskasvesireaktoreista, joita on käytössä esimerkiksi Kanadassa. Maan kaikkien ydinvoimaloiden yhteenlaskettu tritiumpäästö on ollut korkeimmillaan lähes 8000 TBq vuodessa.ii

Ydinvoimaloita selvästi suurempi tritimin päästölähde on kuitenkin historiallisesti ollut ydinaseteollisuus. Tritiumia käytetään vetypommien fuusiopolttoaineena, sekä tavanomaisissa fissiopommeissa räjähdysvoiman kasvattamiseen. Ydinasemateriaalien tuotantolaitoksessa valmistettavan tritiumin määrä ylittää monella kertaluokalla aktiivisuusinventaarin, joka syntyy ydinreaktorin jäähdytteeseen. Myös päästöt skaalautuvat samassa suhteessa. Yhdysvaltalaisen Savannah River Site -tuotantolaitoksen on arvioitu vuosien 1954–1992 välisenä aikana päästäneen ympäristöön lähes miljoona terabecquereliä tritiumia.iii

Vielä suurempia päästöjä on aiheutunut ilmakehässä tehdyistä ydinkokeista. Ennen vuonna 1963 solmittua osittaista ydinkoekieltosopimusta suurvallat ehtivät tehdä yli 500 maanpäällistä ydinräjäytystä, joista huomattava osa oli suuria vetypommeja. Räjäytysten yhteydessä ilmakehään vapautui yli 100 miljoonaa terabecquereliä tritiumia. Jo yksittäisen megatonniluokan vetypommin räjähdyksessä vapautuneen tritiumin määrä ylittää Fukushiman laitosalueen kokonaisinventaarin noin 200-kertaisesti.

Miten suuria ympäristöhaittoja on odotettavissa?

Kun kyse on ympäristön tietoisesta saastuttamisesta, vertailu vielä pahempaan saastuttajaan on yleisesti ottaen heikko perustelu toiminnalle. Vaikka päästö voitaisiin tehdä hallitusti ja ylittämättä meriveden tritiumpitoisuudelle asetettuja raja-arvoja, Tepcon valitseman ratkaisun voidaan tavallaan katsoa olevan ristiriidassa myös ydinenergia-alalla yleisesti sovellettavan ALARA-periaatteen (As Low As Reasonably Achievable) kanssa. Tämän periaatteen mukaan ympäristön ja ihmisten säteilyaltistus on pyrittävä mahdollisuuksien rajoissa minimoimaan silloinkin, kun päästöt alittavat jo valmiiksi niille asetetut rajat, tai jäävät muuten merkityksettömän pieniksi.

Oli asiasta mitä mieltä tahansa, keskustelun järkevyyden kannalta ongelman mittakaava olisi kuitenkin hyvä kyetä hahmottamaan. Kyse ei ole siitä, että reaktorirakennusten sisällä olevaa pahasti saastunutta vettä haluttaisiin päästää sellaisenaan ympäristöön. Laitosalueen säiliöihin varastoitu vesi on jo käynyt perusteellisen puhdistusprosessin läpi, ja ongelmana on lähinnä yksittäinen isotooppi, jota on kemiallisesti mahdoton erottaa vedestä. Parempaakaan ratkaisua ei siis ole odotettavissa. Onnettomuuslaitoksen purkaminen on joka tapauksessa pitkä, 30–40 vuotta kestävä prosessi. Tritiumin päästön on määrä tapahtua vaiheittain tänä aikana siten, että ympäristön tila on samalla jatkuvassa seurannassa.

Edellä esitettyjen vertailujen perusteella tritiumpäästön suuruudesta voidaan tehdä ainakin seuraavia johtopäätöksiä:

  1. Tritiumin laskeminen mereen edustaa muutaman prosentin kymmenyksen lisäystä Fukushiman ydinvoimalaonnettomuuden kokonaispäästöön. Pahin vahinko on siis jo joka tapauksessa päässyt tapahtumaan.
  2. Maailman ydinvoimalaitoksista pääsee myös normaalikäytön aikana mereen tritiumia, eikä määrien katsota aiheuttavan ympäristöongelmia. Vaikka kaikki Fukushiman laitosalueella oleva tritium laskettaisiin kerralla mereen, määrä jäisi noin kymmenesosaan kanadalaisten raskasvesireaktoreiden yhteenlasketuista vuosipäästöistä.
  3. Ydinaseteollisuudesta ja ydinkokeista vapautuneen tritiumin määrä ylittää Fukushiman tritiuminventaarin yli 100,000-kertaisesti. Suunniteltu tritiumpäästö ei siis yllä lähellekään sitä tasoa, mille maailman meret ovat kylmän sodan vuosina joutuneet altistumaan.

Iltalehden uutisessa kerrotaan, että myrkkyveden laskeminen mereen tuhoaa kalastusvedet ja ihmisten elinkeinon Korean rannikkoa myöten. Vastaavaa viestiä välitetään monissa muissakin uutislähteissä. Kyse on kaikin puolin ikävästä asiasta. Onnettomuus aiheuttaa edelleen ympäristövaikutuksia, tai vähintään huolta lähialueen väestössä. Perusteettomien kauhukuvien maalailu ei kuitenkaan auta asiaa sen enempää kuin seurausten vähättelykään.


Päivitys (17.10.2020): Blogitekstissä viitatun Iltalehden uutisen otsikkoa ja sisältöä on sittemmin korjattu.

Päivitys (13.3.2021): Tritiumin hallitusta päästöstä on nyt tehty virallinen päätös. Uutisen mukaan vuosittain veteen vapautettavan tritiumin määrän tulee jäädä alle laitoksen normaalikäytön aikaisen 22 terabecquerelin vuosipäästörajan. Päästö on samaa suuruusluokkaa kuin Suomen käyvillä laitoksilla.


i) Esimerkki radioaktiivisten aineiden säteilymyrkyllisyydestä saadaan vertaamalla tritiumia poloniumin Po210-isotooppiin, joka edustaa säteilymyrkyllisyydeltään toista ääripäätä. Tritiumin hajoamisessa vapautuvat beetahiukkaset syntyvät keskimäärin noin 5.7 kiloelektronivoltin energialle. Po210 on alfa-aktiivinen isotooppi, jonka emittoimilla alfahiukkasilla on energiaa 5.4 megaelektronivolttia. Yhtä Po210:n hajoamista kohden tritiumin hajoamisreaktioita pitäisi siis tapahtua lähes tuhat, jotta esimerkiksi elävään kudokseen absorboituneen energian määrä olisi sama.

ii) Kevytvesilaitoksilla tritiumia syntyy pääasiassa fissiotuotteena reaktorin polttoaineeseen. Fukushiman onnettomuudessa tritium pääsi muiden radioaktiivisten aineiden tapaan vapautumaan jäähdytteeseen polttoaineen vaurioituessa. Tritiumia vapautuu pieniä määriä veteen myös laitoksen normaalikäytön aikana, esimerkiksi polttoainesauvojen vuodoissa. Painevesireaktoreissa isotooppia syntyy myös suoraan jäähdytteeseen reaktiivisuuden säätöön käytetyn boorihapon neutronikaappausreaktioissa. Tämä selittää myös eron Loviisan ja Olkiluodon laitosten tritiumpäästön välillä: Loviisan reaktorit ovat tyypiltään painevesireaktoreita. Boorin lisäksi tritiumia syntyy veteen vedyn raskaan deuterium-isotoopin neutronikaappausreaktioissa. Tavallisessa vedessä tällaiset reaktiot ovat harvinaisia, sillä isotoopin atomiosuus on alle 0.02%. Raskasvesireaktoreissa vesimolekyylien vetyatomit koostuvat lähes 100%:sti deuteriumista, joten myös tritiumia tuottavia neutronikaappausreaktioita tapahtuu paljon enemmän.

iii) Tritiumin valmistuksesta ja käsittelystä aiheutuu väistämättä suuria päästöjä, sillä pienen molekyylikokonsa vuoksi isotooppi pääsee tunkeutumaan helposti tiivisteiden ja jopa kiinteiden metallirakenteiden läpi. Vastaavaan ongelmaan tullaan vielä törmäämään, jos tritiumia polttoaineenaan käyttävistä fuusioreaktoreista tulee joskus teknologian valtavirtaa. Tuhannen megawatin fuusioreaktori tarvitsisi toimiakseen reilu sata kiloa tritiumia vuodessa. Polttoaineen valmistuksen ja käsittelyn yhteydessä päästöjä vapautuisi muutaman gramman verran. Jo yksittäisen kaupallisen kokoluokan fuusiolaitoksen normaalikäytön aikaiset vuosipäästöt vertautuisivat siihen tritiumin määrään, jonka vapauttamista Tepco-yhtiö parhaillaan suunnittelee.

Radioaktiivisia aineita taas ilmassa

Jaakko Leppänen – 2.7.2020

Säteilyturvakeskuksen ilmakeräimet havaitsivat 16.-17.6. pieniä määriä keinotekoisia radioaktiivisia aineita Helsingin ilmassa. Vastaavia havaintoja tehdään useamman kerran vuodessa, mutta tällä kertaa myös media tarttui aiheeseen. Viimeisimmät lukemat saatiin Kotkan mittausaseman suurtehokeräimeltä, ja kohonneita pitoisuuksia on mitattu myös Ruotsissa. Päästölähteen arvellaan sijaitsevan Venäjällä, mutta tarkempaa tietoa radioaktiivisten aineiden alkuperästä ei toistaiseksi ole.

Tässä lyhyt katsaus siihen, mitä mittauksissa on havaittu, ja minkälaisia arvauksia niiden pohjalta voidaan päästölähteestä tässä vaiheessa esittää. Ympäristön säteilyhavaintoja sekä säteilytilanteen seurantaan liittyvää tekniikkaa on käsitelty tarkemmin vuoden takaisessa blogikirjoituksessa.

Mitä havainnot kertovat päästön lähteestä?

Helsingin mittausaseman ilmakeräin havaitsi kolmen alkuaineen (koboltin, ruteniumin ja cesiumin) neljää isotooppia: Co60, Ru103, Cs134 sekä Cs137. Kotkan näytteistä löytyi lisäksi zirkoniumin ja niobin isotooppeja Zr95 ja Nb95. Kobolttia syntyy aktivoitumistuotteena ydinreaktorin teräsrakenteisiin, ja muita radionuklideja fissiotuotteina uraanipolttoaineeseen reaktorin käydessä. Kahta jälkimmäistä syntyy pieniä määriä myös polttoaineen suojakuoriputkimateriaalin aktivoituessa neutronisäteilytyksen vaikutuksesta.

Kun kyse on fissiotuotteista, päästö voisi periaatteessa olla lähtöisin myös ydinkokeesta. Ydinräjähdyksessä vapautunut energia on peräisin samasta uraanin tai plutoniumin halkeamisreaktiosta kuin mihin reaktorin energiantuotanto perustuu, joten reaktion sivutuotteena syntyy myös paljon samoja tytärytimiä. Ydinräjähdyksessä ja reaktorionnettomuudessa vapautuneen päästön isotooppijakaumat eivät kuitenkaan kaikilta osin vastaa toisiaan. Reaktorissa lyhytikäiset fissiotuotteet muuttuvat toisiksi ytimiksi radioaktiivisella hajoamisella, mutta ydinräjähdyksessä kaikki fissiot tapahtuvat niin lyhyellä aikavälillä, ettei vastaavia muutoksia ehdi tapahtua. Erot näkyvät esimerkiksi cesiumin isotooppien Cs134 ja Cs137 keskinäisissä suhteissa. Jos havaittu päästö olisi peräisin ydinräjähdyksestä, isotoopin Cs134 suhteellisen osuuden pitäisi olla huomattavasti mitattua pienempi.

Keräimen mittaama alkuainekoostumus ei vastaa myöskään reaktorionnettomuudessa tyypillisesti vapautuvaa päästöä. Onnettomuustilanteessa radioaktiivisia aineita pääsee ilmaan kun polttoaine vaurioituu tai sulaa. Eri alkuaineet poikkeavat toisistaan kemiallisten ja fysikaalisten ominaisuuksiensa osalta, ja käyttäytyvät siksi myös onnettomuustilanteissa eri tavoin. Osa fissiotuotteista vapautuu helposti, ja osa jää vakavissakin onnettomuuksissa sulaneeseen polttoaineeseen.

Edellä mainituista alkuaineista cesium kaasuuntuu jo suhteellisen matalassa lämpötilassa, mikä vuoksi myös sen vapautumisaste on verrattain suuri. Ruteniumia ei sen sijaan vastaavia määriä tavallisesti vapaudu. Ru103:n havaitseminen ilmanäytteessä viittaisi siis siihen, että päästö olisi peräisin jostain muualta kuin vaurioituneesta reaktorista.

Ydinvoimalaonnettomuudesta peräisin olevalle päästölle tyypillisiin alkuaineisiin kuuluu cesiumin lisäksi jodi, erityisesti sen isotooppi I131. Jodi kaasuuntuu vielä cesiumiakin matalammassa lämpötilassa, ja isotooppia I131 syntyy reaktorin polttoaineeseen Cs137:ään verrattuna moninkertainen määrä. Tämä tarkoittaa käytännössä sitä, että jos vaurioituneesta polttoaineesta pääsee karkaamaan cesiumia, päästössä on väistämättä mukana myös jodia. Tällainen päästö ei jää helposti huomaamatta, mistä kertoo esimerkiksi se, että Japanissa vuonna 2011 tapahtuneen Fukushiman ydinvoimalaonnettomuuden aiheuttama jodipäästö pystyttiin herkillä mittalaitteilla havaitsemaan Suomessa saakka. Se, että ilmanäytteistä ei ole tällä kertaa löytynyt lainkaan jodia, viittaisi myös päästölähteen olevan jokin muu kuin toiminnassa ollut ydinreaktori.

Mistä muualta päästö sitten voisi olla peräisin? Suomessa reaktorista poistettu polttoaine siirretään sellaisenaan välivarastolle odottamaan geologista loppusijoitusta. Vaihtoehtoinen jätehuoltoratkaisu on polttoaineen jälleenkäsittely, jossa jäljellä oleva uraani sekä polttoaineeseen reaktorin käytön aikana syntynyt plutonium erotetaan jätteeksi päätyvistä fissiotuotteista. Uraani voidaan väkevöidä uudelleen, ja plutoniumista valmistetaan esimerkiksi nopeiden reaktoreiden käyttämää sekaoksidi- eli MOX-polttoainetta. Polttoaineen jälleenkäsittelyä tehdään esimerkiksi Venäjän Majakissa.

Jos päästö olisi reaktorin sijaan peräisin jälleenkäsittelylaitoksesta, kahdeksan päivän puoliintumisajalla hajoavan I131:n puuttuminen selittyisi sillä, että polttoainetta on ennen käsittelyä välivarastoitu useamman vuoden ajan. Tällainen päästöskenaario ei kuitenkaan täysin selitä mittauksissa löytynyttä kobolttia. Isotoopin Co60 osuus on muihin radionuklideihin verrattuna epäilyttävän korkea. Ongelmaksi muodostuu myös rutenium. Isotoopin Ru103 puoliintumisaika on sen verran lyhyt (39 päivää), että sen voisi olettaa hävinneen kokonaan jälleenkäsiteltävästä polttoaineesta.

Energiantuotannon lisäksi ydinreaktoreita käytetään radioaktiivisten isotooppien valmistukseen. Sopivaa lähtöainetta sisältävää näytekapselia säteilytetään reaktorin sydämessä, ja näytteeseen syntynyt radioaktiivinen aine erotetaan jälkeenpäin kemiallisesti. Teollisuudessa ja terveydenhuollossa käytettyjä radionuklideja on kymmeniä. Yksi yleisimmistä on juurikin päästöstä löytynyt koboltin isotooppi Co60. Myös cesiumia käytetään säteilylähteenä, ja ruteniumilla on käyttöä tiettyjen syöpätyyppien sädehoidossa. Koska havaitussa päästössä on kyse kaupallisessa käytössä olevista isotoopeista, oma veikkaukseni on, että lähde liittyy tavalla tai toisella niiden valmistusketjuun.

Havaintoja radioaktiivisesta ruteniumista tehtiin viimeksi vuonna 2017. Päästölähde paikannettiin tällöinkin Venäjälle. Kyse oli isotoopista Ru106, mutta nyt havaittua lyhytikäistä Ru103:a syntyy saman valmistusprosessin yhteydessä. Se, että havainto koostuu ainoastaan jälkimmäisestä isotoopista voisi selittyä esimerkiksi sillä, että matala-aktiivisemman Ru106:n pitoisuus jää havaitsemisrajan alapuolelle.

Miten suurista pitoisuuksista on kyse?

Säteilyturvakeskuksen mittausasemilla tehdyt havainnot löytyvät verkosta. Helsingissä 16.-17.6. mitattu Cs137 pitoisuus oli n. 16 mikrobecquereliä kuutiossa ilmaa. Kuluvan vuoden aikana cesiumia on havaittu ilmassa kolmesti aikaisemminkin, eli siinä mielessä kyse ei ole mitenkään poikkeuksellisesta säteilyhavainnosta. Useimmiten päästöjen alkuperä jää hämärän peittoon, eivätkä vastaavat tapaukset tavallisesti ylitä uutiskynnystä.

Ilmakeräimien mittaamat aktiivisuudet on ilmoitettu pitoisuuksina kuutiossa ilmaa. Aktiivisuuden yksikkönä käytetään becquereliä, joka kuvaa radioaktiivisen hajoamisen nopeutta, eli välillisesti sitä, miten paljon ilmassa säteilee. Yksi becquerel vastaa yhtä hajoamisreaktiota sekunnissa. Miljoonasosaa tarkoittavan mikro-etuliitteen kanssa käytettynä kyse on siis hyvin pienistä pitoisuuksista. Käytännössä 16 µBq/m3 aktiivisuuspitoisuus tarkoittaa sitä, että yhdessä kuutiossa ilmaa tapahtuu yksi Cs137-ytimen radioaktiivinen hajoaminen keskimäärin 17 tunnin välein.

Radioaktiivisuuteen ja säteilyyn liittyviä suureita voi olla toisinaan vaikea hahmottaa, sillä kyse on atomitason ilmiöistä, joissa lukuarvojen vaihteluväli on suuri. Tässä tapauksessa sopivana mittatikkuna voidaan käyttää huoneilman radonia, jonka aiheuttamaa säteilyaltistusta on käytännössä mahdoton välttää. Keskimääräisessä suomalaisasunnossa huoneilman radonpitoisuus on luokkaa 100 Bq/m3 (huom. ilman mikro-etuliitettä). Tämä tarkoittaa sitä, että yhdessä kuutiossa ilmaa tapahtuu yhden sekunnin aikana sata radioaktiivisen Rn222-ytimen hajoamisreaktiota. Jos radonin hajoamisessa syntyneen säteilyn voisi nähdä, ilma olisi kirjaimellisesti täynnä sitä. Havaittu Cs137-aktiivisuus jää alle miljoonasosaan radonin luonnollisesta aktiivisuustaustasta.

Seuraavaa uutista odotellessa

Kuten edellä todettiin, STUK:in seurantamittauksissa havaitaan säännöllisesti pieniä määriä keinotekoisia radioaktiivisia aineita, mutta havainnot ylittävät vain harvoin uutiskynnyksen. Tämänkertainen havainto oli kuitenkin siitä poikkeuksellinen, että siitä uutisoitiin myös ulkomailla (mikä oli mahdollisesti syy siihen, miksi myös kotimainen media tarttui aiheeseen). Amerikkalainen Popular Mechanics -lehti ehti viedä hypoteesinsa jo astetta pidemmälle toteamalla, että havainnot viittaavat Venäjällä tehtyyn asekokeeseen. Vihjailevasta otsikosta huolimatta tekstissä ei tosin väitetä että kyse olisi varsinaisesta ydinasekokeesta, vaan kirjoituksessa haetaan lähinnä yhtäläisyyksiä viime kesänä tapahtuneeseen Arkangelin räjähdykseen.

Toimittaja viittaa tekstissään Suomessa ja Ruotsissa tehtyihin isotooppihavaintoihin. Jutussa kerrotaan myös, että Norjan Finnmarkin ja Svalbardin mittausasemilla otetuista ilmanäytteistä on löytynyt jodin radioaktiivista isotooppia I131. Vaikka jodin löytyminen vaikuttaisi olevan se palapelin viimeinen palanen joka osoittaisi päästön olevan kuitenkin peräisin reaktorionnettomuudesta (tai tässä tapauksessa ydinkäyttöisestä risteilyohjuksesta), tilanne ei todellisuudessa ole aivan näin yksinkertainen. Norjan jodihavainnot tehtiin nimittäin jo kesäkuun alussa, eli lähes kaksi viikkoa ennen Suomessa ja Ruotsissa mitattuja kohonneita pitoisuuksia. Norjan mittausten yhteydessä ei myöskään raportoitu muista radioaktiivisista aineista.

Mitä tästä kaikesta sitten pitäisi päätellä? Kesäkuun alussa Huippuvuorilla ja Pohjois-Norjassa mitattiin radioaktiivista jodia, mutta päästössä ei ollut mukana lainkaan toista yleistä fissiotuotetta – cesiumia. Pari viikkoa myöhemmin Etelä-Suomessa mitattiin cesiumia ja muita radioaktiivisia aineita, mutta ei jodia. Mittausasemat sijaitsevat satojen kilometrien päässä toisistaan, ja säteilymittausverkko Suomessa, Ruotsissa ja Norjassa kattaa koko niiden välisen alueen. Muilla asemilla vastaavia havaintoja ei kuitenkaan ole tehty.

Todennäköisesti kyse onkin kahdesta eri päästöstä, jotka ovat vain sattumalta osuneet lyhyen ajan sisälle toisistaan. Radioaktiivista jodia käytetään kilpirauhasen liikatoiminnan hoitoon, ja sitä päätyy toisinaan polttamalla hävitettävän sairaalajätteen joukkoon, ja sitä kautta ilmaan. STUK:in seurantamittauksissa I131:ä havaitaan keskimäärin noin kerran vuodessa.

Se, että Norjan aikaisemmat jodihavainnot eivät todennäköisesti ole yhteydessä Suomessa ja Ruotsissa mitattuihin radionuklidipitoisuuksiin, todettiin jo ensimmäisissä aihetta käsittelevissä uutisissa. Nähtäväksi jää, ulottuuko median muisti viikkoa pidemmälle, vai tullaanko Suomessakin lähipäivinä pohtimaan havaintojen yhteyttä itärajan takana mahdollisesti tehtyihin ydinasekokeisiin? Vaikka medialla on tapana käsitellä ydinvoimaan ja säteilyyn liittyviä aiheita varsin huolimattomasti, syy siihen, että ydinkokeen mahdollisuutta tarvitsee edes pohtia, löytyy ennen kaikkea Venäjän valitsemasta tiedotuslinjasta. Kun asioista ei kerrota avoimesti, erilaisille spekulaatioille jää vastaavasti enemmän tilaa.


Päivitys (2.7.2020): Ranskan ydinturvallisuusviranomaisen tekninen tukiorganisaatio IRSN on esittänyt, että päästö voisi olla peräisin ydinvoimalaitoksen vedenpuhdistusjärjestelmään liittyvästä prosessista. Reaktoreiden vesikiertoa puhdistetaan jatkuvasti, jolloin veden mukana kulkeutuvat radioaktiiviset aineet kertyvät suodattimiin. Joukossa on polttoainesauvojen vuodoissa vapautuneita fissiotuotteita, sekä rakenteista irronneita korroosiotuotteita, jotka ovat aktivoituneet neutronisäteilytyksen vaikutuksesta kulkiessaan reaktorin sydämen läpi. Suodattimissa käytetyt ioninvaihtohartsit ovat keskiaktiiviseksi luokiteltavaa radioaktiivista jätettä, jonka tilavuutta voidaan pienentää polttamalla. Tällaisen prosessin yhteydessä ilmaan voi päästä niihin kertyneitä radioaktiivisia aineita.

Tällainen päästöskenaario vastaisi moneen edellä esitettyyn kysymykseen. Koboltin Co60-isotoopin suuri aktiivisuusosuus selittyisi sillä, että kyse on aktivoituneesta korroosiotuotteesta, joita kiertää reaktorin jäähdytteessä määrällisesti enemmän kuin polttoaineesta vapautuneita fissiotuotteita. Saman kategoriaan kuuluvat myös zirkoniumin ja niobin isotoopit Zr95 ja Nb95. Jos käytöstä poistettuja suodattimia on ennen jatkokäsittelyä säilytetty useamman kuukauden ajan, niihin kertynyt jodi olisi myös ehtinyt hajota kokonaan ennen päästöä.

Suomalainen kaukolämpöreaktori – osa 2

Jaakko Leppänen – 24.5.2020

Edellinen blogikirjoitus käsitteli Teknologian tutkimuskeskus VTT:llä aiemmin keväällä käynnistettyä suunnitteluhanketta, jonka tavoitteena on kehittää kaukolämmöntuotantoon räätälöity matalassa lämpötilassa toimiva pieni ydinreaktori. Kirjoituksessa käytiin läpi hankkeen taustoja, sekä reaktoriteknologian valintaa. Uutinen keräsi jonkin verran myös mediahuomiota. Aiheeseen tarttui mm. Kauppalehti.

Työ on kevään mittaan edennyt aikataulun mukaan, joten tässä vaiheessa lienee paikallaan kertoa jotain tähänastisista kokemuksista. Tämänkertainen blogikirjoitus liittyy ydinreaktorin laskennalliseen mallinnukseen, jossa case-esimerkiksi on valittu meneillään oleva lämmitysreaktorihanke (varsinaisiin tuloksiin palataan myöhemmin). Jotta käsiteltävät asiat muodostaisivat yhtenäisen kokonaisuuden, kirjoituksessa on jonkin verran toistoa aikaisemmin käsitellyistä aiheista.

Heti alkuun täytyy vielä todeta, että ydinreaktorin suunnittelu yhdistää erittäin laajan kirjon erilaisia fysiikan ja tekniikan osa-alueita, kemiaakaan unohtamatta. Yksikään asiantuntija ei hallitse täydellisesti koko kenttää, ja tästäkin kirjoituksesta paistaa taatusti läpi vahva painotus omaan erityisosaamisalueeseeni, joka liittyy reaktorisydämen neutroniikkaan. Jäähdytteen virtaukseen tai voimalaitostekniikkaan erikoistunut kirjoittaja olisi ehkä painottanut vastaavasti muita, itselleen mieluisampia osa-alueita.

Reaktorimallinnuksen haasteet

Aikaisemmissa blogikirjoituksissa on käsitelty paljon reaktoriturvallisuutta, joka ketjureaktion hallinnan osalta liittyy olennaisesti fysikaalisiin negatiivisiin takaisinkytkentöihin. Tällaisten takaisinkytkentöjen ansioista ketjureaktio toimii stabiilissa tilassa, eli reaktori pyrkii luontaisesti hakeutumaan sellaiseen toimintatilaan, jossa polttoaineen lämmöntuotto ja jäähdytys ovat keskenään tasapainossa. Kyse ei ole teknisistä ratkaisuista, vaan reaktorin toiminnalle sisäsyntyisistä ilmiöistä, joita ei voi kiertää tai kytkeä pois päältä.

Kevytvesireaktoreissa takaisinkytkentöjen taustalla vaikuttaa vahvasti se, että reaktori on suunniteltu toimimaan matalasti väkevöidyllä polttoaineella ja matalaenergisillä neutroneilla. Jotta fissiossa syntyneellä neutronilla olisi riittävän korkea todennäköisyys jatkaa reaktioketjua eteenpäin uudella fissiolla, sen on ensin menetettävä huomattava osa liike-energiastaan törmäilemällä kevyisiin atomiytimiin. Tämä tapahtuu neutronihidasteessa eli -moderaattorissa, jonka virkaa toimittaa polttoainesauvojen välissä virtaava vesi. Koska sama vesi toimii myös reaktorin jäähdytteenä, muutokset toimintatilassa vaikuttavat nopeasti reaktorissa vaeltavien neutronien energiajakaumaan.

Kun reaktorin teho nousee, polttoaineen ja jäähdytteen lämpötilat seuraavat perässä. Veden lämpölaajeneminen saa aikaa sen, että sydämeen mahtuu aikaisempaa vähemmän kevyitä moderaattoriytimiä. Pienempi osuus neutroneista pääsee hidastumaan uuden fissioreaktion kannalta edulliselle matalalle energia-alueelle, ja reaktorin teho pyrkii kääntymään laskuun. Jäähdytteen lämpenemiseen liittyy siis sisäsyntyinen fysikaalinen mekanismi, joka vastustaa toimintatilan muutosta.

Samat takaisinkytkennät, jotka saavat reaktorin käyttäytymään stabiilisti, tekevät myös sen laskennallisesta mallinnuksesta haasteellisempaa. Hiilivoimalaitoksen höyrykattilassa virtaava vesi ei vaikuta ratkaisevasti palamisprosessin kulkuun. Ydinvoimalassa tilanne on kuitenkin toinen. Reaktorin toiminnan ymmärtämiseksi ei riitä, että analyyseissä tarkastellaan ainoastaan neutronien kulkeutumista, lämmön siirtymistä polttoainesauvojen läpi, tai jäähdytteen virtausta sauvojen välissä. Reaktorisydämen fysiikan eri osa-alueet kytkeytyvät niin voimakkaasti toisiinsa, että niitä on tarkasteltava yhtenä kokonaisuutena. Matemaattisesti tällaista laskentatehtävää kutsutaan kytketyksi ongelmaksi, ja sen ratkaisu edellyttää tavallisesti iterointia eri osatehtävien välillä.

Reaktorimallinnuksen haasteet eivät myöskään rajoitu sydämen fysiikkaan. Jäähdytteen virtaus kytkeytyy edelleen voimalaitosprosessin, tai tässä tapauksessa kaukolämpölaitoksen toimintaan. Jäähdytyspiireihin kuuluvien pumppujen, putkien, lämmönvaihtimien ja venttiilien ominaisuudet vaikuttavat välillisesti myös reaktorin käyttäytymiseen. Ydinvoimalaitoksen toiminnan mallinnus on siis ulotettava paljon reaktoria suurempaan mittakaavaan.

Myös ilmiöiden erilaiset aikaskaalat tuovat mallinnukseen omat haasteensa. Reaktorin käyttöjakso on pitkä, ja yksittäiset polttoaineniput tuottavat energiaa sydämessä tavallisesti kolmen tai neljän vuoden ajan. Tänä aikana polttoaineen isotooppikoostumuksessa tapahtuu paljon sellaisia muutoksia, jotka vaikuttavat reaktorin toimintaan. Toisaalta käyttöjakson aikana tapahtunut poikkeustilanne, kuten putkivuoto tai pääkiertopumpun pysähtyminen, voi aiheuttaa reaktorin toiminnassa sekuntien tai minuuttien aikaskaalassa eteneviä muutoksia. Säätöjärjestelmän häiriöistä aiheutuneiden tehotransienttien kesto voi olla vielä lyhyempi.

Tehtiin itse ja säästettiin

VTT:llä on 1970-luvulle saakka ulottuva historia omien reaktorimallinnustyökalujen käytöstä ydinvoimaloiden turvallisuusanalyyseihin. Perinne sai alkunsa käytännön tarpeesta. Suomeen oli tilattu ydinvoimalaitos Neuvostoliitosta, mutta turvallisuussuunnittelussa haluttiin soveltaa länsimaisia käytäntöjä. Yksikään läntinen reaktorivalmistaja ei kuitenkaan tarjonnut laitostyypille soveltuvia laskentaohjelmistoja, joten ne piti kehittää itse. Kehitystyön myötä Suomeen syntyi vahvaa reaktorianalyysiosaamista, ja menetelmäkehityksellä on edelleen tärkeä rooli uusien asiantuntijoiden kouluttamisessa.

Laskentajärjestelmät ovat vuosien saatossa vaihtuneet ja uudistuneet. Kehitykseen on vaikuttanut ratkaisevasti esimerkiksi tietokoneiden laskentakapasiteetin huima kasvu. Huomattava osa talon sisällä käytettävistä ohjelmistoista on vielä tänäkin päivänä omaa tuotantoa. Samat laskentatyökalut, joita on käytetty Loviisan ja Olkiluodon turvallisuusanalyyseissä, palvelevat myös meneillään olevaa kehityshanketta.

Lämmitysreaktorin sydämen neutroniikan mallinnukseen on käytetty Monte Carlo -menetelmään perustuvaa Serpent-ohjelmaa. Kehitys alkoi VTT:llä vuonna 2004, ja nykyisin ohjelma on käytössä yli 200 yliopistossa ja tutkimuslaitoksessa. Serpent mallintaa käytännössä yksittäisten neutronien satunnaiskulkua, joka etenee törmäyksestä toiseen kunnes hiukkanen absorboituu tai karkaa reaktorin ulkopuolelle.

Monte Carlo- menetelmän etuja ovat sen tarkkuus ja monipuolisuus. Neutronien kuljettaminen perustuu eräänlaiseen ray tracing -algoritmiin, joka mahdollistaa geometrian yksityiskohtaisen kuvauksen. Neutronivuorovaikutusten fysiikka ilmenee simulaatiossa erilaisina todennäköisyysjakaumina, joista törmäysten lopputulos arvotaan satunnaisesti. Nämä jakaumat edustavat tavallaan parasta olemassa olevaa tietoa siitä, mitä yksittäisen neutronin ja atomiytimen välisessä kohtaamisessa tapahtuu. Kun simulaatio toistetaan suurelle määrälle neutronihistorioita, tuloksena saadaan tilastollinen kuvaus populaation kokonaiskäyttäytymisestä.

Monipuolisuuden ja korkean laskentatarkkuuden kääntöpuoli on Monte Carlo -menetelmän hitaus. Käyttökelpoisten tulosten saaminen edellyttää miljoonien tai jopa miljardien neutronihistorioiden simulointia, mikä vaatii paljon laskenta-aikaa. Menetelmä rinnakkaistuu varsin hyvin, eli useampia neutroneita voidaan kuljettaa geometriassa samanaikaisesti eri prosessoriytimillä. Tietokoneiden laskentakapasiteetti on silti edelleen yksi Monte Carlo -menetelmän sovellusalueita rajoittavista tekijöistä.

Lämmitysreaktorihankkeessa Serpent-ohjelmaa on hyödynnetty esimerkiksi reaktorin käyttöjakson mallintamiseen. Rutiininomaisiin suunnitteluanalyyseihin menetelmä on kuitenkin turhan raskas. Tuloksia joudutaan usein odottamaan vähintään seuraavaan työpäivään saakka. Yksittäisten simulaatioiden kannalta tämä ei ole ongelma, mutta esimerkiksi polttoaineen käytön optimoinnissa samaa laskua voidaan joutua toistamaan kymmeniä kertoja pienillä variaatioilla.

Reaktorifysiikassa perinteinen lähestymistapa käyttöjakson ja poikkeustilanteiden mallintamiseen nojaa monivaiheiseen laskentaketjuun. Neutronien kulkeutumisen fysiikkaa ei tarkastella suoraan reaktorisydämen mittakaavassa, vaan laskentatehtävä jaetaan ensin pienempiin osatehtäviin. Yksittäinen ratkaisu tuottaa joukon paikalliseen toimintatilaan liittyviä vakioita, jotka kuvaavat neutronien kulkeutumista esimerkiksi polttoainenipun sisällä. Kun laskut on toistettu kaikille nipputyypeille reaktorin eri toimintaolosuhteissa, niiden tuottamista parametreista voidaan lopulta rakentaa reaktorisydämen kokonaiskäyttäytymistä kuvaava matemaattinen malli.

VTT:llä aloitettiin vuonna 2017 uuden Ants-neutroniikkaratkaisijan kehitys. Ohjelma mallintaa reaktorisydämen fysiikkaa edellä mainittuun lähestymistapaan perustuvaa nodaalidiffuusiomenetelmää hyödyntäen. Kun kokosydänmalli on kerran luotu, sillä voidaan simuloida erilaisia käyttötilanteita, ja tehdä muutoksia sydämen rakenteeseen. Laskenta-ajat mitataan korkeintaan minuuteissa, jolloin myös suunnittelutyö etenee huomattavasti jouhevammin.

Kytketyn ongelman ratkaisuun kehitetään uutta Kraken-laskentaympäristöä, jonka päällä myös Serpent ja Ants toimivat. Kyse on eräänlaisesta multifysiikkarajapinnasta, jonka kautta eri ratkaisijat vaihtavat dataa keskenään. Polttoaineen lämmönsiirron ja mekaanisen käyttäytymisen mallinnukseen on käytetty vuodesta 2013 lähtien kehitettyä Finix-polttoainekoodia, ja jäähdytteen virtauksen mallinnukseen uutta Kharon-termohydrauliikkaratkaisijaa. VTT:n omien työkalujen lisäksi Kraken-ympäristö mahdollistaa myös muiden fysiikkaratkaisijoiden kytkemisen osaksi laskentaketjua. Ydinreaktoreiden virtausmekaniikan mallintamiseen käytetään paljon esimerkiksi avoimen lähdekoodin OpenFOAM-ohjelmistoa.

Kuten edellä todettiin, reaktorisydämen fysiikan ratkaiseminen on vain osa mallinnushaastetta. Laitostason laskentatehtäviin käytetään Apros-ohjelmistoa, jonka kehityshistoria ulottuu 1980-luvulle saakka. Apros on VTT:n ja Fortumin yhteistyönä kehittämä prosessisimulaattori, jonka sovelluskohteet eivät rajoitu ainoastaan ydintekniikkaan. Lämmitysreaktorihankkeessa rakennettu Apros-malli kattaa koko kaukolämpölaitoksen toiminnan, eli reaktorin primäärikierron lisäksi lämmönvaihtimet ja välipiirin, sekä näihin kytkeytyvät pumput, venttiilit ja laitosautomaation. Malli voidaan tarvittaessa ulottaa kaukolämpöverkkoon saakka, jolloin reaktorin toimintaa voidaan tarkastella muuttuvissa tuotanto-olosuhteissa.

Lämmitysreaktorin sydän

Kuva 1: Serpent Monte Carlo -ohjelmalla mallinnettu lämmitysreaktorin sydän. Punertavat lämpimät värisävyt kuvaavat fissiotehoa, ja sinertävät viileät sävyt termisten (matalaenergisten) neutronien vuojakaumaa. Sydämen läpimitta on vajaa puolitoista metriä, ja se rakentuu lyhennetyistä painevesireaktorin polttoainenipuista. Osa sauvapaikoista on korvattu metallisilla ohjausputkilla, joihin reaktorin säätösauvat työntyvät. Tässä sydänkonfiguraatiossa joka toisen polttoainenipun säätösauvaputkiin on asennettu kiinteitä WABA-absorbaattorisauvoja (Wet Annular Burnable Absorber), joita käytetään kompensoimaan ylimääräistä reaktiivisuusreserviä käyttöjakson alussa. Absorbaattorisauvat näkyvät kuvassa himmeinä sinisinä renkaina.

Suunnittelun reunaehtoja

Lämmitysreaktorin suunnittelutehtävää voisi luonnehtia esimerkiksi seuraavasti: miten suunnitella ydinreaktori, joka kykenee tuottamaan noin 100-asteista vettä turvallisesti, ja mahdollisimman kustannustehokkaasti? Vaikka turvallisuus ja taloudellisuus eivät ole tavoitteina keskenään ristiriidassa, niiden yhteensovittaminen tarkoittaa sitä, että suunnittelutyössä on otettava huomioon suuri määrä erilaisia reunaehtoja. Turvallisuuden osalta vaatimukset ovat ehdottomia, ja ne on myös kirjattu varsin yksiselitteisesti ydinenergian käyttöä ohjaavaan lainsäädäntöön.

Reaktorin on esimerkiksi toimittava kaikissa käyttötilanteissa stabiilisti, ilman että ketjureaktion hallintaan tarvitsee jatkuvasti puuttua aktiivisilla säätötoimenpiteillä. Jos tehon säädössä tapahtuu häiriö, fissiotehon kasvun on katkettava fysikaalisiin takaisinkytkentöihin. Reaktorin on siis paitsi kyettävä ylläpitämään toimintatilansa itsenäisesti, myös ongelmatilanteessa sammutettava itse itsensä. Vaatimusten taustalla on ajatus siitä, että turvallisen toimintatilan säilyttäminen ei saa olla kriittisellä tavalla kiinni automatiikasta tai valvomohuoneessa tehdyistä päätöksistä.

Turvallisen toiminnan rajat on määritelty melko yksityiskohtaisesti viranomaisohjeissa. Esimerkiksi polttoainesauvojen suojakuoriputkien lämpötilalle on asetettu tiettyjä rajoituksia, joilla varmistetaan polttoaineen eheys. Tällaisia rajoituksia sovelletaan paitsi reaktorin normaalille toimintatilalle, myös käyttöhäiriöille ja onnettomuuksille. Poikkeustilanteissa on varauduttava myös monimutkaisempiin vikaketjuihin. Monissa käyttöhäiriötilanteissa suunnittelun lähtökohdaksi on otettava se, että sinänsä äärimmäisen toimintavarmaksi rakennettu reaktorin pikasulku kuitenkin syystä tai toisesta epäonnistuu.

Suunnittelutyön kannalta turvallisuusvaatimukset näkyvät esimerkiksi jäähdytysjärjestelmien mitoituksessa. Jäähdytteen virtauksen on kyettävä pitämään polttoaineen lämpötila suunnittelurajojen sisällä. Mitoituksessa on otettava huomioon se, että reaktorin tuottama lämpöteho ei ole jakautunut tasaisesti sydämen sisällä. Tämä on samalla hyvä esimerkki kytketyn ratkaisun tarpeellisuudesta – polttoainesauvojen lämmöntuotto ja jäähdytys riippuvat toisistaan, eli tehojakauma ja jäähdytteen virtaus on ratkaistava samanaikaisesti.

Ketjureaktion stabiilisuus puolestaan asettaa omat ehtonsa polttoaineen käytön suunnittelulle. Stabiili toimintatila edellyttää riittävän voimakkaita negatiivisia takaisinkytkentöjä. Koska polttoaineen koostumus ja fysikaaliset ominaisuudet muuttuvat käyttöjakson kuluessa, myös takaisinkytkentöjen voimakkuus on varmistettava koko jakson yli.

Laskennallisista analyyseistä saatavia tuloksia ovat esimerkiksi erilaiset virtausnopeudet ja lämpötilat, sekä takaisinkytkentäkertoimet, jotka kertovat miten ketjureaktio vastaa toimintatilan muutokseen. Varsinaisissa turvallisuusanalyyseissä tarkastellaan reaktorin normaalikäytön lisäksi myös erilaisia onnettomuusskenaarioita. Miten reaktori käyttäytyy esimerkiksi putkivuototilanteessa, tai sähköjärjestelmän häiriössä, kun kaikki hallintalaitteet menettävät samanaikaisesti toimintakykynsä?

Passiivinen jäähdytys

Aikaisemmassa blogikirjoituksessa todettiin, että fissiotehon hallinta ei itse asiassa ole suinkaan merkittävin haaste kevytvesireaktoreiden turvallisuussuunnittelussa. Paljon enemmän päänvaivaa suunnittelijoille aiheuttaa polttoaineen jälkilämpö. Uraanipolttoaineeseen kertyneiden lyhytikäisten isotooppien radioaktiivinen hajoaminen tuottaa niin paljon lämpöenergiaa, että reaktorissa on ylläpidettävä pientä vesikiertoa vielä pitkään fissiotehon sammuttamisen jälkeen. Kaukolämpöreaktorissa tehotaso on vain murto-osa suuresta paine- tai kiehutusvesireaktorista, mutta jälkilämmönpoisto on silti huomioitava suunnittelussa.

Useimmissa pienreaktorikonsepteissa jälkilämmönpoisto on toteutettu luonnonkiertoon perustuvilla järjestelmillä, joihin ei kuulu lainkaan ulkoista käyttövoimaa vaativia pumppuja. Tämä on yksi tapa yksinkertaistaa laitoksen rakennetta, ja pienentää erityisesti sähköverkon menetyksestä alkunsa saavan vakavan onnettomuuden riskiä. Passiivinen jäähdytys on valittu myös VTT:n lämmitysreaktorin turvallisuussuunnittelun pohjaksi. Jälkilämmönpoisto pyritään toteuttamaan siten, että reaktori siirtyy häiriötilanteessa itsestään sellaiseen tilaan, jossa ylimääräinen lämpö kulkeutuu polttoaineesta lopulliseen lämpönieluun ilman ulkoista käyttövoimaa.

Passiiviseen jäähdytykseen liittyy myös tiettyjä suunnitteluhaasteita. Perinteisen pakotetun jäähdytyskierron mallintaminen on vielä suhteellisen yksinkertaista, sillä pumpun toiminta hallitsee virtauksen nopeutta. Passiivisessa luonnonkierrossa on sen sijaan kyse virtauksesta, joka syntyy yksin lämpötilaerosta. Reaktorissa lämmennyt jäähdyte kohoaa ylöspäin, ja viileämpi vesi laskeutuu alas. Virtauksen voimakkuus riippuu lisäksi reaktoriastian korkeudesta, sekä erilaisista virtausvastuksista. Suunnittelussa on otettava kaikki tekijät samanaikaisesti huomioon. Lämpöreaktorihankkeessa vesikierron mallinnukseen on käytetty esimerkiksi numeerista virtauslaskentaa (CFD).

Työ etenee

Toimivakaan peruskonsepti ei voi edetä tietokonesimulaatiosta käyttökelpoiseksi teknologiaksi, jos sillä ei ole reaalimaailmalle mitään annettavaa. Teknisen suunnittelun lisäksi hankkeessa on tarkasteltu ydinlämpölaitoksen soveltuvuutta kaukolämpömarkkinoille, ja haettu reaktorille ideaalista käyttötapaa ja yksikkökokoa.

Yksi selvitettävistä kysymyksistä on energian hinta. Pääomakustannusten osuus korostuu kaikessa ydinenergiantuotannossa, eikä kaukolämpö ole millään tavalla poikkeus. Tämä on seurausta ydinteknisille komponenteille asetetuista korkeista laatuvaatimuksista, sekä moninkertaisesti varmennetuista turvajärjestelmistä. Paperi on usein terästä kalliimpaa – turvallisuuden kannalta kriittinen järjestelmä muuttuu käyttökelpoiseksi vasta siinä vaiheessa, kun sen toiminta on osoitettu riittävän luotettavasti.

Edellisessä blogikirjoituksessa todettiin, että lämmitysreaktorin matala käyttöpaine vaikuttaa ratkaisevasti esimerkiksi paineastian ja putkistojen seinämävahvuuksiin. Allastyyppisissä reaktoreissa primääripiiriä ei välttämättä tarvitse paineistaa lainkaan. Vaatimattomat käyttöolosuhteet ja yksinkertainen tekniikka näkyvät myös kustannuksissa. Käytännössä ydinkaukolämmön hintaa ei voida arvioida kovin tarkasti edes kokoluokaltaan vastaavien perinteisten pienreaktorihankkeiden pohjalta, sillä kustannusanalyyseissä on otettava huomion teknologian erityispiirteet. Ydinkaukolämmön taloudellisuutta on selvitetty aikaisemmin yleisemmällä tasolla, ja vastaavia analyysejä ollaan tekemässä myös kehitteillä olevalle reaktorityypille.

Lämmitysreaktorihankkeeseen osallistuu tällä hetkellä pitkälti toista kymmentä asiantuntijaa. Työ on herättänyt kiinnostusta useissa sidosryhmissä, ja kysymyksiä mahdollisesta yhteistyöstä on tullut Suomesta ja ulkomailta. Nykyisen aikataulun mukaan konseptitason suunnitelman on määrä valmistua syksyyn mennessä, minkä jälkeen kehitykseen lähdetään hakemaan ulkopuolisia kumppaneita. Koronavirustilanne on pakottanut muuttamaan joitakin työtapoja, mutta ainakaan toistaiseksi aikataulua ei ollut tarpeen lykätä eteenpäin.

Suomalainen kaukolämpöreaktori

Jaakko Leppänen – 4.3.2020

VTT julkaisi viime viikon maanantaina lehdistötiedotteen, jossa kerrottiin suomalaisen kaukolämmön tuotantoon tarkoitetun pienydinreaktorin kehitystyön aloittamisesta. Koska blogin tarkoitus on käsitellä ydinenergiaan liittyviä asioita (ja kirjoittajat ovat mukana hankkeessa), työn taustoja on luontevaa avata myös täällä. Kaukolämpöreaktoreiden teknologiaa ja päästövähennyspotentiaalia on käsitelty yleisemmällä tasolla jo aikaisemmassa blogikirjoituksessa. Tässä kirjoituksessa keskitytään enemmän nyt käynnistyneeseen hankkeeseen.

Ajatus oman kaukolämpöreaktorin kehittämisestä ei syntynyt tyhjästä. Yli 80% kotimaisesta sähköstä saadaan jo nykyisin vähäpäästöisistä energialähteistä, mutta lämmön muodossa käytettävän energian tuotanto on edelleen vahvasti riippuvainen fossiilisista polttoaineista. Kylmän talvi-ilmaston maalle kaukolämmöntuotannon puhdistaminen on luontevasti seuraava askel eteenpäin. Nykyiset suunnitelmat nojaavat vahvasti bioenergiaan, mutta koska biomassasta voi tulevaisuudessa kehittyä tärkeä raaka-aine esimerkiksi muovien ja liikennepolttoaineiden valmistukseen, sen polttamiselle on syytä kehittää hyvissä ajoin myös vaihtoehtoja.

Suomi tunnetaan ydinenergia-alalla erityisesti turvallisuus- ja loppusijoitusosaamisesta, mutta meillä tehdään myös uusiin reaktorityyppeihin liittyvää tutkimusta. Neljännen sukupolven ydinteknologian mahdollisuuksia selvitettiin 2000-luvun alkupuolella yliopistojen ja tutkimuslaitosten muodostamassa Gen4Fin-verkostossa. Ilmastotavoitteiden kiristyessä tutkimuksen painopiste alkoi kuitenkin siirtyä yhä enemmän lähitulevaisuuden perinteisempiin teknologioihin, erityisesti pienreaktoreihin, joilla olisi mahdollista saavuttaa suuria päästövähennyksiä jo tällä vuosikymmenellä. Pienreaktoreihin liittyvää tutkimusta tehdään tällä hetkellä esimerkiksi EU:n Horisontti 2020 -ohjelmaan kuuluvissa tutkimushankkeissa. VTT valmistelee myös Business Finlandin alla toimivaa EcoSMR -liiketoimintaekosysteemiä, joka kerää yhteen pienreaktoreista kiinnostuneita tahoja, ja selvittää suomalaisten yritysten mahdollisuuksia osallistua kehitykseen.

Kaukolämmöntuotantoon tarkoitettuja pienreaktoreita suunnitellaan erityisesti Kiinassa, missä kyse ei ole ainoastaan hiilidioksidipäästöjen vähentämisestä, vaan myös siitä, että kivihiilivoimaloiden aiheuttamat ilmansaasteet alkavat olla jo kansanterveydellinen ongelma. VTT:llä viime vuonna tehdyssä soveltuvuusselvityksessä kiinalainen 400 megawatin allasreaktori todettiin varsin kilpailukykyiseksi vaihtoehdoksi myös Helsingin lämmitykseen. Pienempiin kaukolämpöverkkoihin reaktori on kuitenkin aivan liian suuri. Nyt käynnistyneen hankkeen tavoitteena on ratkaista juuri tämä mittakaavaongelma, eli kehittää kotimaiseen teknologiaan perustuva kaukolämpöreaktori suomalaisten kaupunkien ja taajamien lämmitystarpeisiin.

Suomen kaukolämpölaitokset

Kuva 1: Kaukolämpöä käytetään Suomessa kaikkiaan 166 kunnassa. Tuotantolaitoksia on yli tuhat, joista valtaosa on kapasiteetiltaan pieniä (alle 20 MW). Lähde: Energiateollisuus ry.

Mitä lämmitysreaktori käytännössä tarkoittaa?

Kaukolämpö on Suomen yleisin lämmitysmuoto. Lämmön jakelu toimii keskitetysti maan alle asennetun putkiverkon kautta. Vesi lämmitetään verkkoon kytketyissä tuotantolaitoksissa, ja siirretään lämmönvaihtimien välityksellä kiinteistöjen sisäiseen patterikiertoon. Suurimmissa kaupungeissa tuotantolaitokset voivat olla satojen megawattien kombivoimaloita, mutta verkkoon on kytketty myös varavoimana ja huipputeholaitoksina toimivia lämpökeskuksia, jotka antava lisää tehoa kylmimpien talvipäivien aikana.

Lämmöntuotantoon suunniteltu reaktori toimisi osana olemassa olevaa kaukolämpöverkkoa. Toimintaperiaate on pohjimmiltaan sama kuin kaikissa muissakin ydinreaktoreissa: uraanipolttoaineessa tapahtuvat fissioreaktiot vapauttavat energiaa, joka lämmittää sydämen läpi virtaavaa jäähdytettä. Jäähdytys toimii suljetussa kierrossa laitoksen sisällä, ja lämpö siirretään reaktorista kaukolämpöverkkoon lämmönvaihtimien ja välipiirin kautta. Reaktori toimii samalla polttoaineella koko käyttöjakson ajan, lämpöreaktorin tapauksessa useamman vuoden kerrallaan. Jakson jälkeen käytetystä polttoaineesta tulee korkea-aktiivista ydinjätettä, joka varastoidaan ensin laitospaikalle, ja siirretään myöhemmin odottamaan geologista loppusijoitusta.

Kaikilta osin kaukolämpöreaktori ei kuitenkaan vertaudu perinteisiin ydinvoimaloihin. Sähköntuotantokäyttöön tarkoitetut paine- ja kiehutusvesilaitokset toimivat lauhdevoimaloina, joissa tuotannon hyötysuhdetta rajoittavat termodynamiikan lait. Höyryllä pyöritettävä turbiini kykenee muuttamaan vain osan reaktorin tuottamasta lämmöstä mekaaniseksi energiaksi, ja edelleen generaattorissa sähköksi. Esimerkiksi Olkiluodon uusi EPR-laitos on lämpöteholtaan 4300 ja sähköteholtaan 1600 megawattia. Erotus päätyy hukkalämpönä mereen.

Kun reaktoria käytetään yksinomaan lämmöntuotantoon, energiaa ei tarvitse muuttaa muodosta toiseen. Polttoaineessa vapautunut primäärienergia saadaan tällöin häviöitä lukuun ottamatta kokonaan hyötykäyttöön. Käytännössä tämä tarkoittaa myös huomattavasti pienempää yksikkökokoa. Suomalaisiin kaukolämpöverkkoihin sopivan reaktorin kokoluokka voisi olla esimerkiksi 50 MW, eli reilu sadasosa yhden EPR:n lämpötehosta. Fyysisesti tällainen reaktori vaatisi oheislaitteistoineen tilaa pienen teollisuuslaitoksen verran. Aivan talo- tai korttelikohtaisesta lämpöratkaisusta ei siis kuitenkaan ole kyse.i

Myös reaktoreiden toimintaolosuhteissa on eroja. Lauhdevoimaloina toimivissa kevyvesilaitoksissa jäähdytteen lämpötila on korkean termodynaamisen hyötysuhteen saavuttamiseksi nostettava 300 asteen tuntumaan. Tämä puolestaan edellyttää jäähdytyskierron paineistamista. Esimerkiksi EPR:ssä reaktorin käyttöpaine on 155 baaria. Kaukolämpöreaktorin toiminta-alue on perinteisiin kevytvesireaktoreihin verrattuna varsin vaatimaton. Reaktori on käytännössä pelkkä vedenlämmitin, jonka ainoa tehtävä on tuottaa noin sata-asteista vettä kaukolämpöverkkoon. Jäähdytyskierto voi tällöin toimia lähellä yhden baarin normaalia ilmanpainetta.

Teknologian valinta

VTT:n hankkeen tavoitteena on laatia konseptitason suunnitelma, jonka pohjalta varsinaista teknistä toteutusta lähdetään viemään eteenpäin. Yksityiskohdat tarkentuvat vielä suunnittelun edetessä, mutta jo näin alkuvaiheessa voidaan sanoa, että reaktori tulee perustumaan hyvin perinteiseen kevytvesiteknologiaan. Valintaa voidaan perustella useammallakin tekijällä.

Kevytvesireaktori saadaan helposti toimimaan kaukolämpöverkon edellyttämällä lämpötila-alueella. Reaktorin polttoaineena voidaan käyttää samaa 3-5%:ksi väkevöityä uraanioksidia kuin Suomen nykyisissäkin ydinvoimalaitoksissa. Tällaiselle polttoainetyypille on olemassa kaupalliset markkinat, minkä lisäksi se on myös yhteensopiva suomalaisen loppusijoitusratkaisun kanssa. Ylivoimaisesti suurin osa maailmalla käytössä olevista ydinreaktoreista on tyypiltään paine- ja kiehutusvesityyppisiä kevytvesireaktoreita, eli tämä on juuri se teknologia, josta on myös kaikkein eniten käytännön kokemusta.

Ydinvoimasta keskustellaan paljon. Viime vuosina erityisesti seuraavan sukupolven sulasuola- ja toriumreaktorit ovat saaneet paljon huomiota osakseen esimerkiksi tiede- ja teknologialehtien palstoilla. Uusiin reaktorityyppeihin kohdistuu suuria odotuksia, minkä vuoksi vuosikymmeniä vanhan kevytvesiteknologian valinta kaukolämpöreaktorin kehityksen lähtökohdaksi saattaa kuulostaa vähintään tylsältä ratkaisulta.

Meneillään oleva ydinenergiahype antaa kuitenkin helposti harhaanjohtavan kuvan uusien teknologioiden kypsyysasteesta. Esimerkiksi toriumhyötöreaktori vaatii ympärilleen kokonaisen jälleenkäsittelyinfrastruktuurin, jonka rakentaminen vie aikaa. Monet innovatiivisista reaktorityypeistä ovat myös reilusti ylimitoitettuja kaukolämmöntuotantoon. yli 600 asteessa toimivan sulasuolareaktorin käyttölämpötila on tarkoitukseen 500 astetta liian korkea.

Uusia reaktorityyppejä markkinoidaan toisinaan myös sellaisilla erityispiirteillä, jotka ovat todellisuudessa yhteisiä kaikille ydinreaktoreille. Sulasuolareaktorin eduksi voidaan kertoa, että nestemäisen polttoaineen lämpölaajeneminen saa reaktorin säätämään itse itseään, mikä estää fissiotehoa karkaamasta hallitsemattomaan kasvuun. Tällaisten lupausten yhteydessä unohtuu kuitenkin helposti mainita, että ketjureaktio on itse asiassa stabiili prosessi myös kaikissa kevytvesireaktoreissa. Veden tiheyteen ja polttoaineen lämpötilaan liittyvät negatiiviset takaisinkytkennät vastustavat samalla tavalla reaktorin toimintatilan muutosta.

Yksinkertainen rakenne ja passiivinen turvallisuus

Ydinreaktorin suunnittelussa on aina kyse myös turvallisuudesta. Kevytvesireaktoreiden turvallisuushaasteet liittyvät pitkälti siihen, että ydinpolttoaineeseen kertyy käytön aikana paljon lyhytikäisiä isotooppeja, joiden radioaktiivinen hajoaminen tuottaa paljon lämpöä vielä reaktorin sammuttamisen jälkeen. Eli vaikka ketjureaktio saadaan tarvittaessa katkaistua nopeasti, lämmöntuotto ei putoa välittömästi nollaan. Reaktoritekniikassa tätä kutsutaan polttoaineen jälkilämmöksi.ii Jos jälkilämpöä ei saada siirrettyä riittävän tehokkaasti reaktorista ulos, sydän kiehuu ennen pitkää kuivaksi, jolloin polttoaine ylikuumenee ja vaurioituu. Juuri tällainen tapahtumaketju oli vuonna 2011 tapahtuneen Fukushiman ydinvoimalaonnettomuuden taustalla.

Perinteisissä toisen sukupolven kevytvesilaitoksissa reaktorin hätäjäähdytykseen ja jälkilämmönpoistoon käytetään pääasiassa sähkötoimisia pumppuja. Koska kyse on turvallisuuden kannalta kriittisistä järjestelmistä, niiden toiminnalle on asetettu tiukkoja vaatimuksia. Korkea turvallisuustaso saavutetaan moninkertaisilla varmistuksilla sekä hajauttamalla toiminnot siten, että mikään yksittäinen alkutapahtuma ei voi vaikuttaa kaikkiin järjestelmiin samanaikaisesti.iii Monimutkainen turvallisuussuunnittelu näkyy myös laitoksen hinnassa.

Aktiivisten sähkötoimisten järjestelmien rinnalle on alettu kehittää yhä enemmän myös passiivisia jäähdytysjärjestelmiä, jotka eivät tarvitse toimiakseen lainkaan ulkoista energiaa. Vesi virtaa reaktorissa luonnonkierrolla ilman sähkötoimisia pumppuja. Luontaisesti turvallisen ydinvoimalaitoksen suunnittelussa lähtökohta on, että laitos siirtyy häiriötilanteessa itsestään turvalliseen tilaan. Reaktorin jälkilämmönpoisto ei tällöin riipu sähköverkon toimivuudesta, automaatiojärjestelmistä tai käyttöhenkilökunnan toimenpiteistä.

Koska polttoaineen jälkilämmöntuotto on verrannollinen reaktorin fissiotehoon, pieni yksikkökoko yksinkertaistaa olennaisesti myös passiivisten jäähdytysjärjestelmien toteutusta. Esimerkiksi amerikkalaisessa NuScale -pienreaktorissa jäähdytys perustuu kokonaan luonnonkiertoon. Matalassa lämpötilassa toimiva 50 megawatin kaukolämpöreaktori olisi jopa pienreaktorikategoriassa pieni. Suunnittelua helpottaa myös se, että jäähdytyskiertoon ei liity korkeapaineisia ilmiöitä. Monissa kaukolämpöreaktorikonsepteissa sydämen vesikierto varmistetaan yksinkertaisesti sijoittamalla reaktori syvän vesialtaan pohjalle.

Perinteiseen sähköntuotantokäyttöön tarkoitettuun kevytvesilaitokseen verrattuna matalassa lämpötilassa toimiva kaukolämpöreaktori voidaan siis toteuttaa huomattavasti yksinkertaisemmalla teknologialla. Kustannuksia laskee myös se, että turbiinilaitos jää kokonaan pois. Yksi hankkeen ensimmäisen vaiheen aikana selvitettävistä kysymyksistä on: voidaanko tällainen teknologia toteuttaa kilpailukykyisesti sellaisessa kokoluokassa, joka soveltuu juuri suomalaiskaupunkien kaukolämpöverkkojen tarpeisiin?


i) Myös reaktorin kuluttaman polttoaineen määrä skaalautuu suhteessa fissiotehoon. Mittakaavaa kuvaa esimerkiksi se, että Terrafamen Sotkamon kaivoksen (ent. Talvivaara) suunniteltu vuotuinen uraanituotanto riittäisi periaatteessa monen kymmenen pienen kaukolämpöreaktorin tarpeisiin. Myös korkea-aktiivisena ydinjätteenä loppusijoitettavaa käytettyä polttoainetta syntyy vastaavasti murto-osa verrattuna suureen perinteiseen kevytvesireaktoriin.

ii) Reaktorin käydessä radioaktiivisessa hajoamisessa vapautuvan energian osuus on 6-7% fissiotehosta. Kun reaktori sammutetaan, radioaktiivisten isotooppien määrä alkaa pudota eksponentiaalisesti, jolloin myös hajoamisen aiheuttama lämmöntuotto laskee. 50 megawatin kaukolämpöreaktori tuottaisi tunnin kuluttua sammuttamisesta reilu 600 kilowattia jälkilämpöä. Vuorokaudessa lämmöntuotto putoaisi alle 300 kW:iin, viikossa 140 kW:iin ja kuukaudessa 70 kW:iin. Reaktorista poistamisen jälkeen käytettyä polttoainetta säilytetään reaktorihalliin sijoitetuissa vesialtaissa tavallisesti muutaman vuoden ajan ennen siirtoa välivarastoon odottamaan loppusijoitusta. Tässä vaiheessa kaukolämpöreaktorin polttoaineniput tuottaisivat jälkilämpöä yhteensä keskikokoisen sähkökiukaan verran.

iii) Nämä nk. redundanssi- ja diversiteettiperiaatteet näkyvät esimerkiksi reaktorin jäähdytysjärjestelmien sähkönsyötön toteutuksessa. Loviisassa sähkönsyöttöä on turvaamassa neljä laitosyksikkökohtaista diesel-generaattoria ja kaksi kaasuturbiinikäyttöistä varavoimalaitosta. Ykkös- ja kakkosyksikön järjestelmiä voidaan käyttää ristiin, minkä lisäksi sähköä saadaan kantaverkosta riippumattoman kaapeliyhteyden kautta Ahvenkosken vesivoimalaitokselta.

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

X-10

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.

HTGR-polttoaine

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.

Kuulakekoreaktori

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.

HTR-PM

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.