Ydinenergia ja kaukolämpö

Jaakko Leppänen – 17.12.2018

Teknillinen korkeakoulu (nyk. Aalto-yliopisto) isännöi Espoon Otaniemessä kesällä 1977 ydinenergia-alan kansainvälistä konferenssia,i jonka teemana oli lämmöntuotantoon suunniteltujen reaktoreiden teknologia. Tapahtuma oli varmasti aikanaan Suomelle merkittävä, sillä Loviisan ensimmäinen reaktoriyksikkö oli aloittanut tuotantonsa vasta saman vuoden keväällä. Myös konferenssin aihepiiri oli ajankohtainen. Vuoden 1973 öljykriisi oli herättänyt huolen halvan ja helposti jaeltavan lämmitysöljyn saatavuudesta, ja huoltovarmuuden turvaamiseksi monessa maassa oli alettu siirtymään talokohtaisista lämpökattiloista yhä enemmän keskitettyyn kaukolämmöntuotantoon. Kehitys oli erityisen nopeaa kylmän talvi-ilmaston pohjoismaissa. Koska ydinenergia oli 1970-luvulla jo kaupallisesti kypsää teknologiaa, reaktoreiden käyttö kaupunkien lämmitykseen vaikuttikin varsin hyvältä keinolta vähentää riippuvuutta epävarmasta öljystä.

Suomessa ydinkaukolämmön mahdollisuuksia oli alettu selvittää Valtion Teknillisessä Tutkimuskeskuksessa jo vuosikymmenen alussa. VTT:n lisäksi hankkeeseen osallistuivat voimayhtiöt Teollisuuden Voima ja Imatran Voima (nyk. Fortum), energiateknologian alalla toiminut Ekono Oy, sekä joukko suomalaisia teollisuusyrityksiä Oy Finnatom Ab -nimisen yhteenliittymän alla. Ulkomaisena yhteistyökumppanina toimi norjalainen Institutt for Atomenergi, joka operoi kahta raskasvesimoderoitua tutkimusreaktoria Kjellerissä ja Haldenissa.

Tutkimuksen tavoitteena oli ennen kaikkea kartoittaa ydinenergialla tuotetun kaukolämmön kustannuksia. Tarkastelun kohteeksi otettiin 100 megawatin kaukolämpölaitos, joka perustui pitkälti olemassa olevaan painevesireaktoriteknologiaan. Suurin ero sähköntuotantoreaktoreihin oli alhaisempi käyttöpaine ja -lämpötila, sekä pienempi yksikkökoko. Reaktorin markkinoiksi kaavailtiin kaukolämmön piirissä olevia yli 50,000 asukkaan taajamia, joita 1970-luvun alussa löytyi Helsingistä, Tampereelta, Lahdesta, Espoosta, Vantaalta, Oulusta, Jyväskylästä, Kuopiosta, Vaasasta, Lappeenrannasta, Hämeenlinnasta ja Porista. Turkua ei kuitenkaan jostain syystä kelpuutettu listalle mukaan. Hankkeen loppuraportissaii ydinenergialla tuotettu kaukolämpö arvioitiin varsin kilpailukykyiseksi vaihtoehdoksi verrattuna fossiilisiin tuontipolttoaineisiin, ja teknologian arviointiin olevan kaupallisesti kypsää 1980-luvulle tultaessa.

Mitä kaukolämmön tuottaminen ydinvoimalla sitten käytännössä tarkoittaa? Suomessa kaukolämpöverkkojen peruskuormasta vastaavat tavallisesti suuren kapasiteetin yhteistuotantolaitokset, joissa tarvittava lämpö otetaan sähköä tuottavasta turbiinikierrosta. Kaukolämpöverkkoon on kytketty myös varavoimana ja huipputeholaitoksina toimivia lämpökeskuksia, jotka käynnistyvät kun tehoa tarvitaan lisää kylmimpien talvipäivien aikana. Esimerkiksi Helsingin Energialla on käytössään suuret yhteistuotantolaitokset Vuosaaressa, Hanasaaressa ja Salmisaaressa, jotka tuottavat kaukolämpöä 595, 420 ja 300 megawattia. Pienempien lämpökeskusten yhteenlaskettu kapasiteetti on 2270 MW.

Kaukolämpöverkon menoveden lämpötila on 65-120°C, mikä on helposti saavutettavissa noin 300°C asteen lämpötilassa toimivilla kevytvesireaktoreilla. Jokainen ydinvoimala voisi siis ainakin teoriassa toimia yhteistuotantolaitoksena. Tästä onkin maailmalla paljon käytännön kokemusta. Ruotsin ensimmäinen kaupallinen ydinvoimalaitos Ågestassa lämmitti vuosina 1964-1974 Farstan esikaupunkialuetta Tukholmassa parhaimmillaan yli 60 MW:n teholla. Venäjällä lähes kaikki reaktorit on suunniteltu tuottamaan lämpöä vähintään laitoksen omiin ja lähialueen asukkaiden tarpeisiin.iii Myös keväällä 2018 keskustelua herättänyt kelluva ydinvoimala Akademik Lomonosov on suunniteltu tuottamaan sähkön lisäksi kaukolämpöä Venäjän arktisen alueen kaupungeille. Aluksessa on kaksi alun perin jäänmurtajakäyttöön kehitettyä ydinreaktoria. Kaukolämmöntuotanto oli huomioitu myös Loviisan kolmannen reaktoriyksikön periaatepäätöshakemuksessa, jonka valtioneuvosto tosin hylkäsi vuonna 2010.

Yhteistuotannon sijaan ydinreaktori voidaan kuitenkin suunnitella tuottamaan pelkkää kaukolämpöä. Juuri tämä oli myös VTT:n lämmitysreaktoriryhmän ajatuksena 1970-luvun alussa. Tällaisen reaktorin sydän voidaan rakentaa tavanomaisesta polttoaineesta, jota jäähdytetään vedellä. Tehon säätöön käytetään liikuteltavia säätösauvoja tai jäähdytteeseen liuotettua neutroneita absorboivaa boorihappoa. Kaukolämmöntuotannossa on mahdollista hyödyntää myös ydinreaktoreiden luontaisia kuormanseurantaominaisuuksia. Jos kaukolämpöverkosta otetaan enemmän lämpöä ulos, paluuveden lämpötila laskee. Muutos välittyy myös reaktorin jäähdytteeseen. Negatiivisten takaisinkytkentöjen vuoksi reaktori pyrkii vastustamaan toimintatilan muutosta. Fissioteho kasvaa, jolloin verkkoon syötettävä lisälämpö kompensoi muutosta kulutuksessa.iv

Sähköntuotannosta luopuminen tarkoittaa sitä, että voimalaitosprosessiin ei kuulu lainkaan turbiinikiertoa. Termodynamiikan lakien vuoksi yhden sähköenergiayksikön tuottaminen vaatii perinteisessä höyryturbiinilaitoksessa lähes kolme yksikköä primäärienergiaa. Kaukolämpölaitoksessa energiaa ei sen sijaan tarvitse muuttaa muodosta toiseen, vaan reaktorin tuotanto on lämpöhäviöitä lukuun ottamatta kokonaan syötettävissä verkkoon. Sähköä tuottaviin ydinvoimaloihin verrattuna ydinkaukolämpölaitokset olisivatkin yksikkökooltaan selvästi pienempiä. Suurelle kaupungille sopiva yksikkökoko voisi olla 100-400 MW, mutta Suomesta löytyy myös kymmeniä pienempiä paikkakuntia, missä verkon kapasiteetti asettuu 25-50 megawatin kokoluokkaan. Vertailun vuoksi Olkiluodon uuden EPR-reaktorin sähköteho on 1600 MW, ja kokonaislämpöteho 4500 MW.

Reaktori ei kytkeydy kaukolämpöverkkoon suoraan, vaan lämmönvaihtimien ja välipiirin kautta. Tällä vältetään primäärijäähdytteen mukana kulkeutuvien radioaktiivisten aineiden päätyminen verkkoon. Energian siirtyminen piiristä toiseen vaatii tietyn lämpötilaeron, minkä vuoksi yli sata-asteisen kaukolämpöveden tuottaminen vaatii reaktorilta luokkaa 140-160°C asteen toimintalämpötilan. Periaatteessa lämpötila voi olla matalampikin, mutta kovimmilla pakkasilla runkoverkkoon syötettävää vettä on tällöin lämmitettävä lisää. Perustuotanto mitoitetaan tavallisesti kattamaan noin puolet huipputehotarpeesta, ja ylimääräistä lämpöä tarvitaan lähinnä talvikuukausina.

Painevesityyppisissä reaktoreissa jäähdyte pidetään nestemäisessä olomuodossa korkean paineen avulla. Esimerkiksi EPR-reaktorin kuuman haaran lämpötila on 328°C astetta, ja primääripiiri on paineistettu noin 155 ilmakehän paineeseen (15.5 MPa). Samalla periaatteella mutta selvästi matalammassa lämpötilassa toimivan kaukolämpöreaktorin käyttöpaine voitaisiin laskea suurin piirtein espressokeitintä vastaavalle tasolle. Matalampi käyttöpaine näkyisi ennen kaikkea reaktorin paineastian ja primääripiirin putkistojen seinämävahvuudessa. EPR:n reaktoriastiassa on terästä noin 25 cm paksuudelta, kun taas kaukolämpöreaktorissa seinämävahvuudeksi voisi riittää vain muutama sentti. Nykyisten reaktoripaineastioiden valmistusprosessi voi kestää vuosia, ja koko maailmasta löytyy vain muutama valmistaja joka kykenee työn edes suorittamaan. Kaukolämpöreaktorin paineastia voisi syntyä huomattavasti halvemmalla, jopa suomalaisessa konepajassa.

Pienellä yksikkökoolla ja matalalla käyttöpaineella on vaikutusta myös reaktorin turvallisuussuunnitteluun. Kerroin aikaisemmassa blogikirjoituksessa että merkittävin reaktoriturvallisuutta uhkaava tekijä on polttoaineen jälkilämpö, jota syntyy lyhytikäisten isotooppien radioaktiivisessa hajoamisessa. Jälkilämmöntuotto ei lakkaa välittömästi ketjureaktion katkeamiseen, vaan polttoaineen jäähdytyksestä pitää pystyä huolehtimaan vielä pitkään reaktorin sammuttamisen jälkeen. Nykyisissä laitoksissa tämä on toteutettu moninkertaisesti varmennetuilla hätäjäähdytysjärjestelmillä, joiden sähkönsyöttö pitää pystyä turvaamaan kaikissa mahdollisissa tilanteissa. Toteutuksen tekee haasteelliseksi se, että korkeapaineisen veden faasimuutokseen on sitoutunut paljon energiaa. Esimerkiksi primääripiirin putkivuoto aiheuttaa reaktorin suojarakennuksen paineistumisen veden purkautuessa höyrynä ulos. Vakavassa onnettomuustilanteessa radioaktiivisen päästön pidättäminen edellyttääkin myös suojarakennuksen jäähdytystä.v

Polttoaineen jälkilämmöntuotto on suoraan verrannollinen reaktorin fissiotehoon, joten esimerkiksi 200 megawatin kaukolämpöreaktori tuottaisi sammuttamisen jälkeen lämpöä alle 5% suuren EPR:n jälkilämpötehosta. Matalan toimintalämpötilan ansiosta myöskään jäähdytteen faasimuutokseen ei olisi sitoutunut vastaavaa energiamäärää. Reaktorin jälkilämmönpoisto ja paineenhallinta voitaisiin tällöin toteuttaa helposti luonnonkiertoon perustuvilla passiivisilla järjestelmillä. Polttoaineen läpi kulkeva vesi lämpenee ja pyrkii nousemaan ylöspäin, joten jos jäähdytettä viilentävä lämmönvaihdin sijoitetaan sopivasti suhteessa reaktoriin, virtaus käynnistyy itsestään ilman pumppuja ja ulkoista käyttövoimaa. Korkea turvallisuustaso on tällöin saavutettavissa ilman kalliita ja moninkertaisesti varmennettuja aktiivisia hätäjäähdytysjärjestelmiä. Jos laitoksen sähköjärjestelmät menetetään, reaktori siirtyy itsestään turvalliseen tilaan, jossa jälkilämpö siirtyy luonnonkierrolla lämmönvaihtimien kautta reaktorirakennuksen ulkopuolelle.vi

Passiiviseen turvallisuussuunnitteluun perustuvaa kaukolämpöreaktoria kaavailtiin pohjoismaisille markkinoille jo neljä vuosikymmentä sitten. Tätä SECURE (Safe Environmentally Clean Urban REactor) -nimellä kulkenutta reaktorikonseptia tutkittiin vuosina 1976-1977 ruotsalais-suomalaisena yhteistyönä. Hankkeeseen osallistuivat Ab ASEA-Atom (nyk. Westinghouse) ja Ab Atomenergi Ruotsista, sekä Finnatom ja VTT Suomesta. Tavoitteena oli kehittää 200 MW kaukolämpöreaktori, joka tuottaisi 95°C asteista vettä suurten ja keskikokoisten kaupunkien kaukolämpöverkkojen peruskuormatarpeisiin.

SECURE poikkeaa monelta osin perinteisistä paine- ja kiehutusvesilaitoksista. Reaktorin paineastiana toimii suuri teräsbetonista valettu allas, joka yhdessä primääripiirin komponenttien kanssa on sijoitettu maanalaiseen kallioluolaan. Reaktori toimii 0.7 MPa paineessa ja 115°C asteen lämpötilassa. Normaalissa toimintatilassa jäähdytettä kierrätetään pumpuilla reaktorista lämmönvaihtimiin, jotka on kytketty välipiirin kautta kaukolämpöverkkoon. Jäähdytyskierto on auki ympäröivään vesialtaaseen, mutta pakotetun virtauksen aiheuttama paine-ero estää allasveden pääsyn reaktoriin. Pumppujen pysähtyessä virtausolosuhteet muuttuvat sellaisiksi, että luonnonkierto altaassa pääsee käynnistymään. Altaasveteen lisätty boori pysäyttää samalla ketjureaktion etenemisen. SECURE:ssa ei ole lainkaan säätösauvoja, vaan myös reaktorin sammuttaminen hoidetaan pysäyttämällä virtausta ylläpitävät pääkiertopumput.

Maanalaisella sijoituksella ja passiivisilla turvallisuusominaisuuksilla pyrittiin mahdollistamaan reaktorin rakentaminen aivan suurten kaupunkien tuntumaan. Sähköstä poiketen lämpöä ei pystytä siirtämään kustannustehokkaasti pitkiä matkoja, joten tuotanto on saatava lähelle kulutusta. Ydinvoimalaitoksia koskevat viranomaisvaatimukset oli kuitenkin laadittu pitkälti siltä pohjalta, että laitosalueen lähiympäristössä ei ollut suuria asutuskeskittymiä. Kyse ei ollut niinkään siitä etteikö näin olisi voinut olla, vaan siitä, että aikaisemmat laitokset oli rakennettu pienille paikkakunnille, eikä tällaisille tarkasteluille ollut luvitusvaiheessa tarvetta. Riittävän turvallisuustason osoittamiseksi SECURE:n suunnittelussa haluttiin käyttää mahdollisimman vähän sellaisia järjestelmiä, jotka olivat riippuvaisia automaatiosta, mekaanisten laitteiden toimintavarmuudesta tai reaktorin ohjaajien tekemistä päätöksistä. SECURE-hanketta ja sen soveltuvuutta nykyisiin turvallisuusstandardeihin on käsitelty tarkemmin Suomen Atomiteknillisen Seuran Ydintekniikka-lehden vuoden 2012 numeroissa 2 ja 3.

VTT:n lämmitysreaktoriryhmän selvitykset ja ruotsalais-suomalainen SECURE-hanke eivät aikanaan tuottaneet konkreettista lopputulosta. Ydinvoima ajautui 1980-luvulla poliittisiin vaikeuksiin, ja monen suuren kaukolämpölaitoksen polttoaineeksi valikoitui halpa kivihiili. Kaukolämpöreaktoreiden kehitystä ei varsinaisesti lopetettu, mutta kiinnostus hiipui, ja aihe jäi viimeistään vuosituhannen vaihteessa eksoottisempien trendien, kuten ydinjätteen transmutaatiotutkimuksen ja neljännen sukupolven reaktoriteknologian varjoon.

Kiristyvät CO2-päästövaatimukset ja tarve päästä eroon saastuttavasta kivihiilestä ovat kuitenkin tuoneet kaukolämpöreaktorit jälleen otsikoihin. Uutisia teknologian kehityksestä on viime aikoina kuultu erityisesti Kiinasta, missä kyse ei ole ainoastaan ilmastonmuutoksen torjunnasta, vaan myös kaupunkien ilmanlaatua pilaavien pienhiukkaspäästöjen leikkaamisesta. Ydinenergian lämmityskäyttöä on tutkittu Kiinassa 1980-luvulta lähtien. Maailman ensimmäinen erityisesti kiinteistöjen lämmitykseen tarkoitettu ydinreaktori, viiden megawatin teholla toimiva NHR-5, aloittikin toimintansa Tsinghuan yliopistossa Pekingissä jo vuonna 1989.

Kiinan lämmitysreaktoritutkimus jakaantui jo varhain kahteen kehityslinjaan. NHR-5 perustui perinteiseen paineastiatyyppiseen rakenteeseen, joskin reaktorin jäähdytys oli toteutettu passiivisesti luonnonkierrolla. Tämän lisäksi Tsinghuassa kehitettiin 1990-luvulla nk. DPR-konseptia (Deep Pool Reactor), joka tarkoittaa yksinkertaisesti sitä, että kaukolämpöverkon edellyttämä yli 100°C asteen käyttölämpötila saadaan aikaiseksi hydrostaattisella paineella, sijoittamalla reaktori 25 metriä syvän vesialtaan pohjalle. Reaktori ei tällöin tarvitse lainkaan varsinaista paineastiaa, sillä veden paine altaan pinnalla on normaalin ilmakehän tasolla. DPR-tyyppistä reaktoria voidaan tavallaan luonnehtia konservatiiviseksi versioksi SECURE:sta. Reaktorin jälkilämmönpoisto nojaa samalla tavalla passiiviseen luonnonkiertoon, mutta monimutkaiseen virtausmekaniikkaan perustuvat järjestelmät on korvattu yksinkertaisella jäähdytyskierrolla, ja tehotason asettamiseen käytetään perinteisiä säätösauvoja. SECURE:n tapaan reaktoriallas on suunniteltu sijoitettavaksi maanalaiseen kallioluolaan.

Paineastiatyyppisen NHR-5 -reaktorin pohjalta kehitettiin sittemmin samalla periaatteella toimiva 200 megawatin NHR-200. China General Nuclear -yhtiö on yhdessä Tsinghuan yliopiston kanssa parhaillaan selvittämässä kehityslinjan uusimman version (NHR200-II) ensimmäisen prototyypin rakentamista. Myös DPR-konseptia on kehitetty eteenpäin, ja ensimmäisen allastyyppisen 400 megawatin DHR-400 -laitoksen alustava suunnittelutyö saatiin päätökseen syyskuussa 2018. Tätä myös nimellä ”Yanlong” kulkevaa teknologiaa kehittävä China National Nuclear Corporation -yhtiö odottaa reaktorille rakennuslupaa vuoden 2019 alkupuolella. Periaatteessa reaktori voisi tällöin olla kaupallisilla markkinoilla 2020-luvulla. Ottaen huomioon millä vauhdilla ydinteknologian kehitys on Kiinassa edennyt, suunnitelmia voidaan pitää hyvinkin realistisina.

Kaukolämpöreaktoriteknologian kaupallistamista voidaan pitää myös Suomen kannalta mielenkiintoisena mahdollisuutena. Aikaisemmassa blogikirjoituksessa käsiteltiin ydinenergian roolia ilmastonmuutoksen torjunnassa. Suomen sähköntuotantorakenne on jo nykyisellään varsin puhdas, mutta päästövähennyspotentiaalia löytyy paljon muilta energiasektorin osa-alueilta. Kaukolämmön osalta aikataulu on äärimmäisen tiukka, sillä hallitus on esittänyt kivihiilen käytölle täyskieltoa vuodesta 2029 alkaen. Ville kirjoitti aikaisemmin että ydinkaukolämmön mahdollisuuksien selvittämisestä on tehty kunnallisella tasolla valtuustoaloitteita ainakin Helsingissä, Espoossa, Kirkkonummella, Nurmijärvellä ja Turussa. Kiinnostusta on ollut yli puoluerajojen, ja esimerkiksi Vihreissä pitkään vaikuttanut Osmo Soininvaara on tuonut aiheeseen liittyvän kantansa varsin julkisesti esiin.

Kaukolämpöpiirakka

Kuva 1: Kaukolämmöntuotannossa käytetyt primäärienergialähteet Suomessa vuonna 2017. Fossiilisten polttoaineiden osuus on yli puolet. Vertailun vuoksi sähköntuotannosta yli 80% katetaan vähähiilisillä teknologioilla, joista merkittävin on ydinvoima. Lähde: Energiateollisuus ry.

Ilmastonmuutoksen torjunta edellyttää toimenpiteitä, jotka tulevat joka tapauksessa mullistamaan koko energiasektorin tuotantorakenteen. Moni ehdotetuista ratkaisuista perustuu teknologiaan, josta ei ainakaan suuressa mittakaavassa ole aikaisempaa näyttöä. Kaukolämpöreaktori ei tässä mielessä eroa esimerkiksi hiilidioksidin talteenotosta. Poliittisten ja taloudellisten haasteiden lisäksi ydinkaukolämmön toteuttaminen edellyttää kuitenkin myös sitä, että reaktorit pystytään osoittamaan riittävän turvallisiksi sijoitettavaksi lähelle suuria asutuskeskittymiä.

Ydinenergia-alan osaaminen on Suomessa korkealla tasolla. Turvallisuusasioissa, käytetyn polttoaineen loppusijoituksessa sekä laitosten käytössä voimme sanoa olevamme jopa maailman kärkeä. Alan valmistavaa teollisuutta ei Suomeen kuitenkaan ole erityisesti syntynyt.vii Tämä on asia, jonka matalan lämpötilan reaktoreiden yleistyminen voisi periaatteessa muuttaa. Espressokeittimen paineessa toimivan, haaleaa vettä tuottavan kaukolämpöreaktorin pääkomponenttien valmistaminen tuskin ainakaan edellyttää sellaista osaamista tai teknologiaa, jota ei löytyisi esimerkiksi suomalaisesta konepajateollisuudesta.

Voisiko fossiilisia polttoaineita korvaavien kaukolämpöreaktorien valmistusmaa siis ollakin Kiinan sijaan Suomi? Tähän kysymykseen ollaan parhaillaan etsimässä vastausta VTT:n valmistelemassa Business Finland -hankkeessa.


i) ”Topical Meeting on Low-Temperature Nuclear Heat” (21-24.8.1977). Konferenssipaperit on julkaistu American Nuclear Societyn Nuclear Technology -lehden numerossa 38 vuodelta 1978.

ii) R. Tarjanne, S. Vuori, L. Eerikäinen & L. Saukkoriipi. ”Lämmitysreaktoriprojektin loppuraportti.” Valtion Teknillinen Tutkimuskeskus, Lämmitysreaktoriryhmä, 1974.

iii) Venäläisillä reaktoreilla on tuotettu kaukolämpöä myös Bulgariassa, Unkarissa, Slovakiassa ja Ukrainassa. Se, että Loviisan vanhoja neuvostovalmisteisia laitoksia ei ole suunniteltu yhteistuotantoon, lienee pikemminkin poikkeus yleisestä VVER-kehityslinjasta.

iv) Kaukolämpöverkko toimii suhteellisen joustavasti verrattuna esimerkiksi sähköverkkoon, jonka jännitteelle ja taajuudelle on asetettu tiukat rajat. Lämpötilan vaihteluväli on suhteellisen laaja, ja putkissa virtaavan veden suuri lämpökapasiteetti tasaa muutoksia. Kaukolämmön lisäksi samaa matalan lämpötilan reaktoriteknologiaa voidaan käyttää jäähdytykseen, sekä tuottamaan kastelu- ja juomavettä suolaisesta merivedestä. Jälkimmäisillä teknologioilla arvioidaan olevan vielä kaukolämpöäkin suuremmat markkinat, sillä suuri osa maailman väestöstä asuu kuivan ja lämpimän ilmaston maissa.

v) Huonosti toteutetun turvallisuussuunnittelun vuoksi Fukushima Daichin ydinvoimalaitosalueelle maaliskuussa 2011 iskenyt tsunami tuhosi kerralla neljän reaktoriyksikön varavoimadieselit. Sähköjärjestelmien täydellinen menetys johti lopulta kolmeen sydämensulamisonnettomuuteen, kun polttoaineen tuottamaa jälkilämpöä ei saatu reaktoreista ulos. Pelastustöitä vaikeutti ratkaisevasti järjestelmien ylipaineistuminen. Vaikka vettä olisi ollut saatavilla, sitä ei korkean paineen vuoksi kyetty syöttämään oikeaan paikkaan. Fukushiman ydinvoimalaonnettomuuden vaiheita on käsitelty tarkemmin toisessa blogikirjoituksessa.

vi) Passiivisia turvajärjestelmiä on suunniteltu myös suuriin kolmannen sukupolven kevytvesireaktoreihin. Esimerkiksi Westinghousen AP1000-laitoksessa reaktorin jälkilämmönpoisto ja suojarakennuksen jäähdytys on toteutettu luonnonkierrolla. Ensimmäiset 1157 MW:n AP1000-laitokset otettiin käyttöön Sanmenin ydinvoimalaitoksella Kiinassa syksyllä 2018.

vii) Viittaan tässä erityisesti laitoksen ydinteknisiin komponentteihin. Suomessa on tehty ydinenergia-alalle mittalaitteita, automaatiojärjestelmiä, varavoimageneraattoreita, jne…

Vakava reaktorionnettomuus

Jaakko Leppänen – 24.11.2018

Käsittelin aikaisemmissa blogikirjoituksissa Tšernobylin ja Fukushiman ydinvoimalaonnettomuuksia, keskittyen lähinnä tapahtumien etenemiseen ja taustalla vaikuttaneisiin tekijöihin. Jatkan tässä kirjoituksessa onnettomuuksien seurauksista ja ympäristövaikutuksista. Ydin- ja säteilyonnettomuuksien vakavuutta voidaan mitata kansainvälisen atomiergiajärjestön IAEA:n määrittämällä INES-asteikolla (International Nuclear and Radiological Event Scale). Molemmat onnettomuudet on luokiteltu suurten radioaktiivisten päästöjen sekä niiden edellyttämien mittavien väestönsuojelutoimenpiteiden perusteella asteikon korkeimpaan, eli seitsemänteen luokkaan. INES-asteikko on kuitenkin luotu lähinnä viestinnän apuvälineeksi, eikä vakavan reaktorionnettomuuden seurauksia ole käytännössä mahdollista tiivistää yhteen numeroon.

Tšernobylin ja Fukushiman onnettomuuksista on keskusteltu ja kirjoitettu paljon, ja niiden vaikutuksia puitu monelta eri kannalta. Tämän kirjoituksen tarkoitus on blogin hengen mukaisesti lähestyä aihetta asiantuntijanäkökulmasta, ja esittää jonkinlainen yhteenveto siitä, mitä onnettomuuksien seurauksista nykyisin tiedetään, ja miten näitä asioita on käsitelty riippumattomien kansainvälisten asiantuntijaryhmien aineistoissa. Lähteenä olen käyttänyt erityisesti YK:n alaisen UNSCEAR:in (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) kokoelmaraportteja, joiden tiedot on kerätty sadoista vertaisarvioiduista tiedejulkaisuista.i Teksti on jaettu muutamaan osakokonaisuuteen, jotka käsittelevät onnettomuuksien välittömiä seurauksia laitospaikoilla, päästöjen leviämistä ja radioaktiivista laskeumaa, sekä väestön pitkän aikavälin säteilyaltistusta ja sen aiheuttamia terveysvaikutuksia. Radioaktiivisuuteen ja säteilyyn liittyviä perusasioita, kuten aktiivisuuden ja säteilyannoksen määritelmiä, yksiköitä ja suuruusluokkia, on käsitelty aikaisemmassa blogikirjoituksessa.

Maaliskuussa 2011 tapahtunut Fukushima Daichin ydinvoimalaonnettomuus sai alkunsa siitä, kun maanjäristystä seurannut tsunami tuhosi reaktoreiden hätäjäähdytykseen ja instrumentointiin käytetyt sähköjärjestelmät. Reaktoreiden tuottama fissioteho oli katkennut maanjäristyksen laukaisemaan pikasulkuun jo tuntia aikaisemmin, mutta tsunamin vyöryessä laitosalueelle lyhytikäisten radionuklidien hajoamisessa vapautuva energia lämmitti ydinpolttoainetta vielä kymmenien megawattien teholla. Ydintekniikassa tätä ketjureaktiosta riippumatonta lämmöntuottoa kutsutaan polttoaineen jälkilämmöksi. Laitosyksiköiden kellarikerrokset tulvittanut vesi vaurioitti juuri niitä järjestelmiä, jotka oli suunniteltu jälkilämmön poistamiseen. Seurauksena oli vakava sydämensulamisonnettomuus kolmella laitosyksiköllä.

Tapahtumaketju eteni nopeimmin ykkösyksiköllä, joka jäi heti sähköjärjestelmien menetyksen jälkeen täysin ilman toimivaa jäähdytyskiertoa. Reaktorin vedenpinnankorkeus alkoi laskea jäähdytteen kiehuessa höyryksi, saavuttaen sydämen yläreunan tason noin kolmessa tunnissa. Veden alta paljastunut polttoaine alkoi tämän jälkeen ylikuumenemaan, ja lopulta sulamaan. Kakkos- ja kolmosyksiköillä sydämen vesikiertoa kyettiin ylläpitämään passiivisilla järjestelmillä, jotka saivat käyttövoimansa reaktorista purkautuvalta höyryltä. Järjestelmiä ei kuitenkaan oltu suunniteltu pitkäaikaiseen käyttöön, ja niiden vikaannuttua myös veden syöttö reaktoreihin katkesi. Sydämen sulaminen alkoi kolmosyksiköllä kahden, ja kakkosyksiköllä kolmen vuorokauden kuluessa alkutapahtumasta.

Sydämensulamisonnettomuudessa polttoaineen vaurioituminen etenee vaiheittain. Keraamiset uraanioksiditabletit on suljettu zirkonium-metalliseoksesta valmistettujen kaasutiiviiden suojakuoriputkien sisälle. Jälkilämpö siirtyy suojakuoren läpi polttoaineesta jäähdytteeseen, ja kun sydän alkaa kiehua kuivaksi, lämpötila alkaa nopeasti nousta. Suojakuoriputken zirkonium oksidoituu vuorovaikuttaessaan korkeassa lämpötilassa vesihöyryn kanssa. Reaktio alkaa kiihtyä lämpötilan noustessa noin 800°C asteeseen. Oksidoitunut metalli muuttuu hauraaksi ja pirstoutuu helposti, jolloin sisällä oleva pellettipatsas romahtaa kasaan. Lämpötilan edelleen noustessa myös uraanioksidi alkaa lopulta sulaa. Polttoaineesta, säätösauvoista ja sydämen tukirakenteista muodostuvan sydänsulan lämpötila nousee niin korkeaksi, että myös reaktoriastia voi sulaa pohjastaan puhki.

Myös radioaktiivisten aineiden vapautuminen tapahtuu vaiheittain. Osa fissiotuotteista kulkeutuu jo reaktorin käydessä polttoainetablettien ja suojakuoriputken välissä olevaan kaasurakoon. Tällaisia fissiotuotteita ovat erityisesti jalokaasut krypton ja xenon, minkä lisäksi myös esimerkiksi jodi muodostaa kaasumaisia yhdisteitä reaktorin normaalissa käyttölämpötilassa. Suojakuoriputkien puhkeaminen vapauttaa jo onnettomuuden alkuvaiheessa kaasurakoon kerääntyneitä aineita reaktorin primäärikiertoon. Jalokaasujen ja jodin lisäksi helposti vapautuvia fissiotuotteita ovat cesiumin ja telluurin isotoopit, jotka alkavat kaasuuntua lämpötilan noustessa 1300°C asteeseen. Radionuklidien vapautuminen riippuu sydänvaurioiden laajuudesta sekä siitä, miten nopeasti sydänsula saadaan jäähdytettyä takaisin kiinteään olomuotoon. Monet polttoaineeseen syntyneistä isotoopeista alkavat vapautua vasta lämpötilan kohotessa tuhansiin asteisiin.

Reaktoriturvallisuus nojaa vahvasti nk. moniesteperiaatteeseen. Polttoaineen kiinteä olomuoto ja metallinen suojakuoriputki toimivat ensimmäisinä vapautumisesteinä radioaktiiviselle päästölle. Kevytvesireaktoreiden jäähdytyskierto on eristetty kokonaisuudessaan kaasutiiviin paineenkestävän suojarakennuksen sisälle, joten polttoaineen vaurioituminen tai sulaminen ei vielä aiheuta päästöä ympäristöön. Fukushimassa osa fissiotuotteista kulkeutui reaktorista purkautuneen höyryn mukana suojarakennusta kiertävään munkkirinkilän muotoiseen lauhdutusaltaaseen (kts. Fukushima-kirjoituksen kuva 2). Suojarakennuksen ilmatilaan päätyneet kaasumaiset radioaktiiviset aineet muodostivat jäähtyessään mikroskooppisia aerosoleja. Osa hiukkasista tarttui pintoihin, tai päätyi vesipisaroiksi tiivistyneen höyryn mukana suojarakennuksen pohjalle. Vaikka pitkään jatkunut ylipaineistuminen johti Fukushimassa lopulta myös uloimpien kulkeutumisesteiden pettämiseen, suuri osa radioaktiivisesta päästöstä pidättyi suojarakennusten sisälle.ii

Fukushimassa oli onnettomuuden alkaessa noin 6000 työntekijää, joista suurin osa evakuoitiin pian sen jälkeen kun laitosalueella julistettiin hätätila. Välttämättömiin pelastustöihin jäi aluksi noin 400 työntekijää, mutta määrä kasvoi huomattavasti seuraavien päivien aikana. Pelastustöiden kiireellisin vaihe kesti muutaman viikon. Ensimmäisten päivien aikana pelastustoimet keskittyivät reaktoreiden jäähdytykseen, mutta huomio kääntyi myöhemmin käytetyn polttoaineen varastoaltaisiin, joiden pelättiin kärsineen maanjäristyksessä vaurioita. Tilanne alkoi rauhoittua kun ulkoinen vedensyöttö vaurioituneisiin reaktoreihin saatiin toimimaan, ja polttoainealtaiden kunto oli varmistunut. Radioaktiiviset ilmapäästöt ajoittuivat muutama päivän jaksolle onnettomuuden alkuvaiheessa.

Onnettomuuden jälkihoitoon osallistui seuraavien 18 kuukauden aikana noin 25,000 työntekijää. Suurista ilmapäästöistä huolimatta säteilytaso ei missään vaiheessa noussut niin korkeaksi, että siitä olisi aiheutunut työntekijöille välitöntä hengenvaaraa. Suurin osa radioaktiivisista aineista jäi suojarakennusten sisälle, eivätkä pelastustyöt edellyttäneen kulkua pahimmin saastuneisiin tiloihin. Säteilytyöntekijöille asetetut annosrajat perustuvat tavallisesti 100 mSv kertymään viiden vuoden ajalta. Hätätilanteessa rajaa voidaan kuitenkin nostaa. Fukushimassa kriittisimpiä tehtäviä hoitaneiden työntekijöiden annosraja asetettiin väliaikaisesti 250 millisievertiin. Alempi 100 mSv:n raja ylittyi 167 työntekijällä, ja ylempi raja kuudella valvomotyöntekijällä, jotka saivat pääasiassa sisäistä säteilyannosta radioaktiivisesta jodista. Suurin mitattu annos oli 680 mSv. Säteilyaltistuksesta ei aiheutunut kenellekään välittömiä terveysvaikutuksia.iii

Huhtikuussa 1986 tapahtuneessa Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuudessa ei ollut kyse sydämen sulamisesta, vaan huomattavasti aggressiivisemmasta tapahtumaketjusta. Epästabiiliin toimintatilaan ajetun reaktorin fissioteho karkasi hallitsemattomaan kasvuun, joka nosti lämpötilan niin korkeaksi, että osa polttoaineesta suli ja pirstaloitui ympäröivään jäähdytteeseen. Paineen nousu reaktorin jäähdytyskanavissa aiheutti massiivisen räjähdyksen, joka puhkaisi aukon reaktorirakennuksen kattoon. Kaikki sisäkkäiset vapautumisesteet menetettiin kerralla. Ilmassa leviävien kaasu- ja aerosolipäästöjen lisäksi myös erittäin korkea-aktiivisia polttoaineen sirpaleita levisi räjähdyksen voimasta laitosalueelle. Tilannetta pahensi reaktorikuilussa syttynyt tulipalo, joka vauhditti radioaktiivisten aineiden vapautumista.

Laitoksen henkilökunta ja sammutustöihin hälytetyt palomiehet altistuivat heti voimakkaalle säteilylle. Annosnopeus reaktorirakennuksen katolla, missä palomiehet joutuivat työskentelemään sammuttaessaan räjähdyksestä alkunsa saaneita palopesäkkeitä, oli tappavan korkea. Koska onnettomuus oli tapahtunut ilman minkäänlaista ennakkovaroitusta, pelastustyöntekijöillä ei myöskään ollut valmista suunnitelmaa säteilyaltistuksen rajoittamiseksi. Henkilökunnan käyttämät säteilyannosmittarit rekisteröivät annoskertymää ainoastaan 20 mSv:iin saakka, eikä palomiehillä ollut käytössään lainkaan mittareita. Tilanne oli kuitenkin saatava hallintaan, sillä tulipalo uhkasi levitä viereiselle laitosyksikölle. Ensimmäisen yön pelastustöihin osallistui noin 600 ihmistä. Seuraavien päivien kuluessa yli sata työntekijää toimitettiin säteilysairauden vuoksi hoitoon, ja sairauden aiheuttamiin komplikaatioihin kuoli lopulta 28 ihmistä. Kaikki kuolemaan johtaneet annokset saatiin onnettomuuden ensimmäisen vuorokauden pelastustöissä.

Kun pienemmät tulipalot oli sammutettu, myös kulkua reaktorirakennuksen pahimmin saastuneisiin tiloihin pystyttiin rajoittamaan. Reaktorikuilussa riehuneen tulipalon tukahduttaminen kesti kuitenkin toista viikkoa. Pitkäaikainen työskentely laitosalueella edellytti mittavia raivaustöitä säteilytason saattamiseksi edes siedettävälle tasolle. Työ jouduttiin tekemään suurelta osin käsin. Pahimmissa paikoissa annosnopeudet saattoivat nousta satoihin sieverteihin tunnissa (100 Sv/h = 100,000 mSv/h), jolloin raivaukseen osallistuneiden työntekijöiden annosrajat tulivat raskaasta suojavarustuksesta huolimatta täyteen alle minuutissa. Ainoa keino rajoittaa säteilyaltistusta oli raivaajien jatkuva kierrättäminen.

Raivaajat

Kuva 1: Pitkäaikainen työskentely Tšernobylin laitosalueella edellytti mittavia raivaustöitä. Työ jouduttiin tekemään suurelta osin käsin, ja siihen osallistui satoja tuhansia ihmisiä. Pahimmin saastuneissa paikoissa annosnopeudet nousivat niin korkeiksi, että työskentely jouduttiin rajoittamaan alle minuutin mittaisiin vuoroihin. Kun annosnopeudet laitosalueella oli saatu siedettävälle tasolle, räjähdyksessä tuhoutuneen reaktorirakennuksen suojaksi alettiin rakentamaan betonista sarkofagia (kts. aikaisemman blogikirjoituksen kuva 4).

UNSCEAR:in tilastoihin on kerätty eri menetelmillä arvioituja säteilyannoksia yli 500,000 onnettomuuden jälkihoitoon osallistuneelta työntekijältä, joista noin puolet oli sotilaita. Eräiden arvioiden mukaan on kuitenkin mahdollista, että operaatioon osallistui vuosien 1986-1990 välisenä aikana jopa miljoona ihmistä. Tarkemman annosseurannan piirissä oli noin 250,000 raivaajaa ja pelastustyöntekijää, joiden säteilyannosten jakautuminen on esitetty alla olevassa taulukossa. Samaan taulukkoon on vertailun vuoksi kerätty myös Fukushiman ydinvoimalaonnettomuuden pelastus- ja raivaustöihin osallistuneiden työntekijöiden annosjakaumaa.

Efektiivinen säteilyannos Altistuneiden työntekijöiden lukumäärä
Tšernobyl 1986 Fukushima 2011
< 10 mSv 23,560 16,162
10 – 50 mSv 61,518 7,460
50 – 100 mSv 63,398 1,037
100 – 200 mSv 48,006 164
200 – 500 mSv 49,630 7
500 – 1000 mSv 543 2
> 1000 mSv 219

Luvuista ilmenee hyvin puhdistusoperaatioiden mittakaavaero. Tšernobylissä onnettomuuden jälkihoito vaati monikymmenkertaisen määrän työvoimaa. Erot säteilyannoksissa puolestaan selittyvät pitkälti sillä, että Tšernobylissä räjähdyksessä tuhoutuneen reaktorisydämen kappaleita jouduttiin keräämään ympäri laitosaluetta. Fukushimassa sulanut polttoaine jäi reaktorirakennusten sisälle, eivätkä pelastustyöt missään vaiheessa edellyttäneet pitkäaikaista oleskelua sellaisissa tiloissa, joissa annosnopeus oli hengenvaarallisen korkea.

Ydinvoimalaonnettomuuden vakavuuteen vaikuttaa olennaisesti ympäristöön vapautuneen radioaktiivisen päästön suuruus. Reaktorissa säteilytetyn ydinpolttoaineen radionuklidi-inventaari muodostuu sadoista isotoopeista. Eri alkuaineiden isotoopit poikkeavat toisistaan kemiallisten ja fysiologisten ominaisuuksiensa osalta. Kuten edellä todettiin, eri aineiden vapautuminen riippuu myös sydänvaurioiden laajuudesta, sekä siitä, miten hyvin päästö saadaan pidätettyä suojarakennuksen sisälle. Säteilyaltistuksen kannalta merkittävien radionuklidien eliniät vaihtelevat tunneista kymmeniin vuosiin. Isotoopin ominaisaktiivisuus on kääntäen verrannollinen sen pitkäikäisyyttä kuvaavaan puoliintumisaikaan, joten kaikkein korkea-aktiivisimmat radionuklidit myös häviävät nopeimmin ympäristöstä. Hyvin pitkäikäisten isotooppien aktiivisuus on vastaavasti pieni.

Päästön kokonaisaktiivisuuden kannalta suurimman yksittäisen komponentin muodostaa tavallisesti xenonin isotooppi Xe133, joka hajoaa noin viiden päivän puoliintumisajalla. Koska xenon on kemiallisesti inertti jalokaasu, se vapautuu helposti vaurioituneesta polttoaineesta, ja karkaa ympäristöön heti jos suojarakennuksen tiiveys menetetään. Kaasumainen olomuoto ja kemiallinen sitoutumattomuus tarkoittavat toisaalta myös sitä, että Xe133 ei muodosta maan pinnalle kulkeutuvaa laskeumaa, jota voisi päätyä ravinnon tai juomaveden mukana elimistöön. Radioaktiiviset jalokaasut aiheuttavat pääasiassa ulkoista säteilyannosta onnettomuuden alkuvaiheessa. Vaikutus heikkenee pitoisuuksien laimentuessa, kun päästöpilvi hajoaa ja kulkeutuu tuulen mukana kauemmas lähteestä.

Väestönsuojelun kannalta merkittävimmät radionuklidit ovat jodin isotooppi I131 ja cesiumin isotooppi Cs137. Näiden isotooppien fissiotuotto on suuri, ne vapautuvat suhteellisen helposti vaurioituneesta polttoaineesta, ja ravintoketjun kautta elimistöön päästessään ne voivat aiheuttaa suuren sisäisen säteilyannoksen. Radioaktiivinen jodi kerääntyy kilpirauhaseen, ja suuri I131-altistus nostaa erityisesti lapsilla kilpirauhassyövän riskiä. Altistusta voidaan pienentää merkittävästi joditableteilla, joiden sisältämä stabiili jodi kyllästää kilpirauhasen, ja pienentää radioaktiivisen isotoopin imeytymistä.

I131:n puoliintumisaika on vain 8 päivää, joten se häviää luonnosta muutamassa kuukaudessa. 30 vuoden puoliintumisajalla hajoava Cs137 jää sen sijaan ympäristöön pitkäksi aikaa, ja sen pitoisuudet pienenevät pääasiassa laimenemalla laskeuman sekoittuessa vesistöihin ja painuessa syvemmälle maaperään. Cesium ei tavallisesti aiheuta väestölle I131:n kaltaista välitöntä säteilyhaittaa, vaan vaikutus syntyy kumulatiivisesti vuosien saatossa. Ympäristön korkea Cs137-pitoisuus voi asettaa rajoituksia asutukselle, sekä maa- ja metsätaloudelle. Tšernobylin ja Fukushiman onnettomuuslaitosten lähialueet on tyhjennetty asukkaista pääasiassa juuri väestön Cs137-altistuksen rajoittamiseksi. Tšernobyl-laskeumasta peräisin olevaa cesiumia löytyy edelleen myös Suomen luonnosta.

UNSCEAR:in arvio Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuuden kokonaispäästöstä on 5300 PBq. Vastaavat arviot Fukushiman päästöstä vaihtelevat välillä 340-800 PBq. Luvuista on jätetty pois jalokaasut (krypton + xenon), jotka eivät muodosta radioaktiivista laskeumaa maan pinnalle. Yksittäisten radionuklidien arvioituja ilmapäästöjä on kerätty alla olevaan taulukkoon. Fukushiman päästölukuihin liittyy edelleen suuria epävarmuuksia, ja annetut arvot edustavat eri lähteistä poimittuja ääripäitä. Suluissa olevat luvut ovat isotooppien puoliintumisaikoja.

Radionuklidi Arvioitu ilmapäästö (PBq)
Tšernobyl 1986 Fukushima 2011
Xe133 (5.2 d) 6,500 6,000 – 12,000
Kr85 (10.7 a) 33 6.4 – 32.6
Te132 (3.3 d) 1,150 0.76 – 162
I131 (8.0 d) 1,760 100 – 500
Cs134 (2.1 a) 47 8.8 – 50
Cs137 (30 a) 85 6 – 20
Sr90 (29 a) 10 0.0033 – 0.14
Np239 (2,4 d) 400 0.076
Pu241 (14.4 a) n. 2.6 < 0.0012

Tšernobylissä radioaktiiviset päästöt olivat peräisin yhdestä reaktorista. Fukushimassa sydämensulamisonnettomuus tapahtui kolmella laitosyksiköllä, minkä perusteella voisi helposti olettaa myös päästön olevan kolminkertainen. Todellisuudessa päästön suuruuteen vaikutti kuitenkin enemmän se, että Tšernobylissä radioaktiivisten aineiden vapautuminen tapahtui täysin hallitsemattomasti. Suurempi kokonaisinventaari näkyy Fukushiman päästöluvuissa lähinnä jalokaasuissa, joiden vapautumiseen reaktorin suojarakennustoiminnolla oli vähiten vaikutusta. Xenonin ja kryptonin isotooppien ilmapäästöt vertautuvat, tai ylimpien arvioiden mukaan jopa ylittävät Tšernobylin päästölukemat.

Matalassa lämpötilassa kaasuuntuvia aineita edustavat taulukossa telluurin (Te132), jodin (I131) ja cesiumin (Cs134 + Cs137) isotoopit. Esimerkiksi jodipäästön kertaluokkaero selittyy sillä, että Tšernobylissä lähes kaikki polttoaineesta vapautunut I131 päätyi suoraan ympäristöön, kun taas Fukushimassa yli 90% inventaarista jäi polttoaineeseen tai pidättyi suojarakennusten sisälle. Ero 3500°C asteen lämpötilassa kaasuuntuvan strontiumin (Sr90) päästössä on vieläkin suurempi. Sama pätee aktinideihin, joita edustavat taulukossa neptuniumin ja plutoniumin isotoopit Np239 ja Pu241. Tšernobylissä reaktorin räjähdys vapautti polttoaineesta paljon sellaisia radionuklideja, jotka Fukushimassa jäivät sulaneeseen sydänmassaan.iv

Tšernobylin onnettomuudessa noin neljännes kokonaispäästöstä oli peräisin reaktorin räjähdyksestä. Suurin osa radioaktiivisista aineista vapautui reaktorikuilussa syttyneen tulipalon tuottamien kuumien palokaasujen mukana räjähdystä seuranneen 10 vuorokauden kuluessa. Päästöpilvi suuntautui ensimmäisten päivien aikana länteen ja pohjoiseen, mutta tuuli ehti päästön aikana muuttaa suuntaansa useampaan kertaan. Kaukokulkeuma muodostui pääasiassa aerosoleista ja kaasumaisista fissiotuotteista, ja radioaktiivista laskeumaa päätyi maan pinnalle erityisesti sateen mukana. Kaasu- ja aerosolipäästöjen lisäksi savukaasujen mukana kulkeutui myös pieniä polttoaineesta irronneita ”kuumia hiukkasia”. Suurin osa hiukkasista putosi kymmenien kilometrien säteelle onnettomuuslaitoksesta, mutta kevyimmät niistä saattoivat kulkeutua satoja kilometrejä. Kuumia hiukkasia löydettiin onnettomuuden jälkeen myös Suomesta.v

Suurin väestökeskittymä laitoksen lähellä oli kolmen kilometrin päässä sijaitseva 45,000 asukkaan Pripjatin kaupunki. Reaktorin räjähdys tapahtui lauantaina aamuyöllä. Ensimmäinen päästöpilvi kulkeutui eteläpuolelta kaupungin ohi, mutta lauantai-iltaa kohden annosnopeudet alkoivat kohota. Seuraavana yönä säteilytaso oli noussut niin korkeaksi, että viranomaiset tekivät päätöksen Pripjatin evakuoimisesta. Operaatio aloitettiin sunnuntaiaamuna, ja iltapäivään mennessä kaupunki oli tyhjennetty asukkaista.vi Evakuointivyöhykettä laajennettiin pian kymmenen, ja sitten 30 kilometrin etäisyydelle onnettomuuslaitoksesta. Yhteensä noin 116,000 ihmistä joutui jättämään pysyvästi kotinsa. Myöhempinä vuosina pahimmin saastuneilta alueilta evakuoitiin vielä 210,000 ihmistä.

Pahin laskeuma päätyi 150,000 neliökilometrin alueelle Ukrainaan, Valko-Venäjälle ja Venäjän länsiosiin. Alueella asui noin 6 miljoonaa ihmistä. Suurin säteilyvaikutus oli radioaktiivisella jodilla. Laskeuma-alueella oli paljon maataloutta, jonka suojaaminen olisi voinut vähentää paikallisen väestön saamaa säteilyannosta merkittävästi. Puutteellisen ohjeistuksen ja tiedon kulkuun liittyneiden ongelmien vuoksi jodin saastuttamaa maitoa ja muita elintarvikkeita päätyi kuitenkin kulutukseen, mikä aiheutti suuria kilpirauhasannoksia erityisesti lapsille. Muualla Euroopassa laskeuma jäi pienemmäksi, ja saastuneiden elintarvikkeiden päätyminen markkinoille pystyttiin estämään. Lyhyen puoliintumisaikansa vuoksi Tšernobylin onnettomuuden aiheuttamasta I131-laskeumasta ei ole kattavia mittaustietoja. Pitkäikäisen Cs137:n pitoisuudet pahimmin saastuneella alueella on esitetty kuvassa 2.

Laskeuma

Kuva 2: Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuuden aiheuttama Cs-137 -laskeuma pahimmin saastuneilla alueilla Ukrainassa, Valko-Venäjällä ja Venäjän länsiosissa. Mielivaltaisilta vaikuttavat aktiivisuusrajat perustuvat vanhoihin curie-yksiköihin (1 ci = 37 GBq). Lähde: UNSCEAR.

Suomessa ensimmäiset havainnot kohonneesta säteilytasosta tehtiin sunnuntaina 27.4, hieman yli vuorokausi reaktorin räjähdyksen jälkeen. Korkeimmillaan säteilytaso kohosi noin viiteen mikrosievertiin tunnissa (5 µSv/h = 0.005 mSv/h). Lukema vertautuu kosmisen säteilyn aiheuttamaan annosnopeuteen matkustajakoneen matkalentokorkeudessa. Kohonnut säteilytaso ei edellyttänyt välittömiä suojaustoimenpiteitä (esim. sisälle suojautuminen tai joditabletit), mutta jodialtistuksen pienentämiseksi viranomaiset antoivat suosituksia sadeveden käyttöön, vihannesten kevätistutukseen ja lehmien laiduntamiseen liittyen. Myös elintarvikkeiden säteilyvalvontaa tehostettiin. Suomessa Tšernobyl-laskeumaa tuli eniten Pirkanmaan, Hämeen ja Kymenlaakson seuduille. Suurimmat mitatut Cs137-pitoisuudet olivat n. 80 kBq/m2. Onnettomuudesta kuluneen kolmen vuosikymmenen aikana radioaktiivinen hajoaminen on pienentänyt Cs137-päästön aktiivisuutta noin puoleen. Ympäristöstä mitatut pitoisuudet ovat kuitenkin laskeneet nopeammin radioaktiivisten aineiden laimenemisen myötä.

Tšernobyl-laskeuma kattoi lopulta koko läntisen ja pohjoisen Euroopan. Laskeuma-alueella asui onnettomuuden aikaan yli 600 miljoonaa ihmistä. Näin suuren väestön saamaa säteilyaltistusta on vaikea esittää tiivistetysti, sillä jo pelkästään paikallinen vaihtelu erityisesti pahimmin saastuneilla alueilla oli huomattavan suurta. Eri väestöryhmien saamat keskimääräiset efektiiviset säteilyannokset antavat kuitenkin jonkinlaisen käsityksen suuruusluokista. UNSCEAR:in tilastojen mukaiset annokset on esitetty alla olevassa taulukossa. Efektiivisen kokokehoannoksen lisäksi väestötilastoihin on kerätty ekvivalenttiannoksia kehon eri osille. Erityisesti I131:n aiheuttama suuri kilpirauhasannos on yhdistetty kohonneeseen syöpäriskiin.

Väestöryhmä Väestön koko Keskim. annos
Pelastustyöntekijät ja raivaajat a 500,000 117 mSv
Evakuointivyöhykkeen asukkaat b 115,000 31 mSv
Väestö pahimmin saastuneella alueella c 6,400,000 9 mSv
Väestö muualla entisen NL:n alueella 98,000,000 1.3 mSv
Väestö muualla Euroopassa 500,000,000 0.3 mSv

a Pelastustyöntekijöiden ja raivaajien annoskertymä on laskettu vuosilta 1986-1990.
b Lähialueen asukkaiden saama säteilyannos ennen evakuointia.
c Pahimmin saastuneella alueella viitataan kuvassa 2 esitettyyn 150,000 km2 alueeseen Ukrainassa, Valko-Venäjällä ja Venäjän länsiosissa, missä Cs137-laskeuma ylitti 37 kBq/m2 (1 µci/m2).

Pahimmin altistuneen ryhmän muodostavat ne puoli miljoonaa työntekijää, jotka osallistuivat onnettomuutta seuranneiden kuukausien aikana pelastus- ja raivaustöihin voimalaitosalueella. Tämän ryhmän keskimääräiseksi säteilyannokseksi on arvioitu n. 120 mSv, mikä ylittää esimerkiksi säteilytyöntekijöille yleisesti käytetyn 100 mSv viiden vuoden annosrajan. Myös paikalliset asukkaat Pripjatissa ja Tšernobylin lähialueilla altistuivat suurelle päästölle heti onnettomuuden alkuvaiheessa. Evakuoidun väestön altistus jäi kuitenkin suhteellisen lyhytaikaiseksi.vii Yllä olevassa taulukossa evakuointivyöhykkeen ulkopuolella asuva väestö on jaettu kolmeen ryhmään, joiden annokset on laskettu 20 vuoden kertyminä.

Länsi-Eurooppaan verrattuna Tšernobyl-laskeumaa tuli Pohjoismaihin suhteellisen paljon. Säteilyturvakeskuksen arvion mukaan onnettomuus tulee aiheuttamaan suomalaisille keskimäärin noin 2 millisievertin ylimääräisen säteilyannoksen 50 vuoden aikajaksolla (huom. yllä olevan taulukon kolme viimeistä lukua ovat 20 vuoden kertymiä). Samalla aikavälillä säteilyannosta kertyy luonnollisesta taustasäteilystä ja muista lähteistä (esim. lääketieteelliset toimenpiteet) lähes satakertainen määrä (184 mSv). Ensimmäisten onnettomuuden jälkeisten vuosien osuus annoskertymästä on suhteellisen suuri (kts. kuva 3), joten esimerkiksi vuoden 1990 jälkeen syntyneillä lisäys on vastaavasti pienempi.

Annokset

Kuva 3: Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuuden radioaktiivisesta laskeumasta suomalaisille aiheutunut keskimääräinen efektiivinen säteilyannos vuosina 1986-2004. Nykyisin keskivertosuomalaisen vuosiannos on yhteensä n. 3.2 mSv, josta puolet on peräisin sisäilman radonista. Tšernobyl-laskeuman osuus on 0.02 mSv, eli alle prosentti kokonaisannoksesta. Lähde: STUK.

Fukushiman onnettomuuden tuntuvimmat ympäristövaikutukset rajoittuivat laitospaikan lähellä oleviin prefektuureihin Japanin itärannikolla. Suurimmat ilmapäästöt tapahtuivat kolmosyksikön paineenalennuksessa sunnuntaina 13.3., ja kakkosyksiköllä tiistaina 15.3., kun reaktorin suojarakennuksen tiiveys petti täysi korkean paineen alla. Pienempiä päästöpiikkejä aiheuttivat muiden laitosyksiköiden paineenalennukset, sekä ykkös- ja kolmosyksiköillä tapahtuneet vetyräjähdykset, joissa reaktorirakennusten yläosaan pikkuhiljaa kertyneet radioaktiiviset aineet vapautuivat kerralla ilmaan.

Tuuli- ja sääolosuhteet vaihtelivat ensimmäisten onnettomuusviikkojen aikana. Suurin osa radioaktiivisista aineista (~80%) kulkeutui tuulen mukana merelle, mutta laskeumaa päätyi paljon myös maan pinnalle. Pahiten saastunut alue muodostaa kapean kaistan, joka suuntautuu luoteeseen noin 40 kilometrin päähän onnettomuuslaitoksesta. Tällä alueella suurimmat Cs137-pitoisuudet vertautuvat Tšernobylin onnettomuuden pahimpiin laskeuma-alueisiin Ukrainan ja Valko-Venäjän rajalla (kts. kuva 2). Kun reaktoreiden ulkoinen vedensyöttö saatiin toimimaan, myös radioaktiivisten aineiden vapautuminen sulaneesta polttoaineesta loppui. Sydänsula jähmettyi suojarakennuksen betoniselle pohjalaatalle. Huhtikuun alussa ilmapäästöt olivat pudonneet noin tuhannesosaan, ja kesään mennessä laitosalueen ilmasta mitattiin enää häviävän pieniä Cs137-pitoisuuksia (alle 1 Bq/m3).

Ongelmat Fukushimassa eivät kuitenkaan loppuneet siihen, että ilmapäästöt saatiin hallintaan. Reaktoreihin jouduttiin syöttämään onnettomuuden alkuvaiheessa ulkoisia palovesilinjoja pitkin suuri määrä vettä, joka keräsi mukaansa radioaktiivisia aineita. Kontaminoitunutta vettä päätyi erityisesti kakkosyksiköllä suojarakennuksen vuotokohtien kautta reaktorirakennuksen kellaritiloihin, ja sitä kautta ympäristöön. Edellä esitetyn taulukon ilmapäästöjen lisäksi yhteensä 10-20 PBq radioaktiivista jodia ja 3-6 PBq cesiumia pääsi maalis-huhtikuun aikana vuotamaan Tyyneen valtamereen. Suurin päästö (4.7 PBq) havaittiin heti huhtikuun alussa, kun korkeasti radioaktiivista vettä kulkeutui betoniseen kaapelitunneliin syntyneen halkeaman kautta suoraan mereen. Kun pahimmat vuotokohdat saatiin korjattua ja suljettu jäähdytyskierto toimimaan, myös merivesipäästöt putosivat lähelle nollaa.

Väestönsuojelutoimenpiteet käynnistettiin Fukushimassa heti onnettomuuden alkuvaiheessa. Yli 50,000 ihmistä evakuoitiin 10 km säteeltä ennen ykkösyksikön paineenalennusta ja pian sen jälkeen tapahtunutta vetyräjähdystä, jotka olivat ensimmäiset merkittävät radioaktiiviset päästöt ympäristöön. Evakuointivyöhykettä laajennettiin myöhemmin vielä 20 kilometriin. Alueella asui yhteensä noin 78,000 ihmistä. Näiden toimenpiteiden ansiosta väestön säteilyaltistus jäi onnettomuuden alkuvaiheessa pieneksi.viii Enimmillään evakossa oli yli 160,000 ihmistä, joista suurin osa on sittemmin päässyt palaamaan kotiinsa.

UNSCEAR:in Fukushima-raportissa on esitetty yksityiskohtaisia arvioita eri väestöryhmien säteilyaltistuksesta ensimmäisen vuoden ajalta onnettomuuden jälkeen, sekä pitkän aikavälin annoskertymiä. Fukushiman prefektuurissa koko ikänsä asuvan japanilaisen arvioidaan saavan korkeintaan 18 millisievertin lisän efektiiviseen säteilyannokseensa. Muilla lähialueilla vastaavaksi annoskertymäksi on arvioitu korkeintaan 6.4 mSv, ja muualla japanissa 0.9 mSv. Luonnon taustasäteilystä ja lääketieteellisistä toimenpiteistä saatava keskimääräinen elinikäinen annoskertymä mitataan sadoissa millisieverteissä.

Vakavan reaktorionnettomuuden aiheuttamia päästöjä pystytään mittaamaan ympäristöön kulkeutuneesta radioaktiivisesta laskeumasta. Myös ihmisten säteilyaltistusta voidaan arvioida joko suorilla mittauksilla, tai laskennallisesti ulkoisen annosnopeuden ja elimistöön kertyneiden radioaktiivisten aineiden perusteella. Edellä esitetyt becquerelit ja sievertit eivät silti välttämättä anna minkäänlaista konkreettista käsitystä Tšernobylin ja Fukushiman onnettomuuksien seurauksista. Syy tähän on ennen kaikkea arkielämän vertailukohdan puuttuminen. Säteily ei varsinaisesti ole kaukana arkitodellisuudesta, sillä esimerkiksi keskimääräisen suomalaisasunnon huoneilmassa tapahtuu joka sekunti yli 10,000 radioaktiivisen radon-222 -ytimen hajoamista, mutta vaikka säteilyaltistus on jatkuvaa, se tapahtuu täysin huomaamatta.

Konkreettisen suuruusluokkamittarin puuttumisesta huolimatta säteilyyn ja ydinvoimalaonnettomuuksiin liittyy kuitenkin vahvoja mielikuvia. Viikko Fukushiman onnettomuuden jälkeen suuren suomalaisen mediatalon kirjeenvaihtaja otsikoi Tokiosta: ”Täällä on todellakin pian kuoleman vaara.” Annosnopeus oli tässä vaiheessa mitattavasti koholla, mutta korkeintaan tasolla joka vastasi kosmisen taustasäteilyn voimakkuutta Tokion ja Helsingin välisellä reittilennolla. Uutinen kuvaa hyvin sitä, kuinka ilman vertailukohtaa muodostetut mielikuvat voivat viedä johtopäätöksiä pahasti harhaan.

Säteilyn pitkällä aikavälillä aiheuttamien terveyshaittojen hahmottaminen on vieläkin haastavampaa, sillä kyse ei ole edes suoraan mitattavissa olevista vaikutuksista, vaan väestötasolla ilmenevistä poikkeamista esimerkiksi syöpätilastoissa. Säteilyn aiheuttaman mutaation kehittyminen syöväksi on satunnaisprosessi, jonka kulkua on altistumisen hetkellä täysin mahdoton ennustaa. Toisaalta syöpää esiintyy myös luonnostaan kaikissa väestö- ja ikäryhmissä, eikä yksittäinen syöpätapaus yleensä anna minkäänlaisia merkkejä siitä, mistä ensimmäisen syöpäsolun synnyttänyt mutaatio sai alkunsa.

Välittömän (deterministisen) terveyshaitan sijaan kyse onkin todennäköisyyksistä ja tilastollisista (stokastisista) riskeistä. Esimerkiksi kilpirauhaseen kertyvä radioaktiivinen jodi kasvattaa riskiä sairastua kilpirauhassyöpään. Tilastollinen yhteys jodialtistuksen ja syöpäriskin välillä on erityisen vahva lapsilla, joilla syöpätyyppi on muuten harvinainen. Toinen korkeaan säteilyannokseen liitetty syöpä on luuytimen valkosolutuotantoon vaikuttava leukemia, joka voi kehittyä jo suhteellisen nopeasti altistuksen jälkeen.

Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuuden jälkeen Ukrainan ja Valko-Venäjän pahimmilla laskeuma-alueilla havaittiin lasten kilpirauhassyövässä selvä tilastollinen kohoaminen. Vuoteen 2016 mennessä syöpätapauksia on ilmennyt noin 10,000, mikä ylittää moninkertaisesti sairauden luonnollisen esiintyvyyden. Seurantatutkimuksissa on kiinnitetty erityistä huomiota myös laitosalueen pelastus- ja raivaustöihin osallistuneisiin ihmisiin, joiden terveydentilaa on seurattu jo kolmen vuosikymmenen ajan. Pahimmin altistuneen n. 100,000 työntekijän joukossa on tänä aikana ilmennyt joitakin kymmeniä ylimääräisiä leukemiatapauksia. Tilastollisen yhteyden merkittävyydestä ei kuitenkaan vallitse täysin yksimielistä käsitystä, sillä lisäys ylittää vain niukasti leukemiatapausten luonnollisen satunnaisvaihtelun.

Muiden väestöryhmien syöpätilastoissa Tšernobylin onnettomuus ei ole näkynyt.ix Vaikka tulos saattaa mielikuvatasolla vaikuttaa väärältä, se on itse asiassa varsin hyvin linjassa sen kanssa, mitä säteilyn karsinogeenisistä vaikutuksista tiedetään. Epidemiologisissa tutkimuksissa kohonnut syöpäriski on pystytty yhdistämään lyhyellä aikavälillä saatuun yli 100 mSv kokokehoannokseen. Laskeuma-alueen väestön säteilyaltistus jäi selvästi tämän rajan alapuolelle (kts. edellä esitetty taulukko). Se, ettei yhteyttä ole havaittu, ei kuitenkaan tarkoita etteikö sellaista voisi olla. Tilastollisen korrelaation määrittäminen ei vain yksinkertaisesti ole mahdollista, jos vaikutus hukkuu täysin aineiston satunnaiskohinaan.

Myöskään Fukushiman onnettomuus ei ole aiheuttanut havaittavia poikkeamia syöpätilastoissa, edes säteilylle herkimpien syöpätyyppien osalta. Onnettomuudesta on kulunut vasta suhteellisen vähän aikaa, mutta väestön saaman säteilyaltistuksen perusteella tilastoissa näkyviä vaikutuksia ei ole odotettavissa myöskään tulevaisuudessa. Varhaisessa vaiheessa toteutettu evakuointi rajoitti väestön säteilyaltistusta merkittävästi, ja Tšernobylistä poiketen myös lähes kaikkien pelastustöihin osallistuneiden työntekijöiden annokset jäivät 100 mSv:n riskirajan alapuolelle.

Vaikka yhteyttä väestön säteilyaltistuksen ja kohonneen syöpäriskin välillä ei ole pystytty tilastollisesti osoittamaan, ydinvoimalaonnettomuuksien syöpävaikutuksista on esitetty paljon laskennallisia arvioita. Kaikkien tällaisten arvioiden taustalla on oletus säteilyannoksen ja syöpäriskin välisestä korrelaatiosta, joka perustuu yleensä suurten (paljon yli 100 mSv) annosten ja lineaarisen ekstrapolaation pohjalta laadittuun nk. LNT-malliin (kts. aikaisempi blogikirjoitus). Laskennallisilla ennusteilla voidaan yrittää arvioida esimerkiksi sitä syöpävaikutusta, joka tilastoissa hukkuu satunnaiseen kohinaan. LNT-mallin tulokset eivät kuitenkaan ole yksikäsitteisiä, sillä ennustettujen syöpätapausten lukumäärä riippuu myös siitä, miten tarkasteltavan väestön koko on valittu, eli miten pieniin annoksiin säteilyaltistuksen ja syöpäriskin välinen korrelaatio halutaan ulottaa.

LNT-mallin ongelmat liittyvät pitkälti sen antamien tulosten tulkintaan. Tämä pätee erityisesti pieniin ja pitkällä aikavälillä saatuihin säteilyannoksiin, joiden osalta mallin tiedetään suurella todennäköisyydellä yliarvioivan syöpäriskiä. Esimerkiksi kansainvälinen säteilysuojelutoimikunta ICRP (International Commission on Radiation Protection) soveltaa LNT-mallia antaessaan suosituksia väestönsuojelutoimenpiteille ja säteilytyöntekijöiden annosrajoille.x Todellisen riskin yliarviointi ei tällöin ole ongelma, sillä ennalta ehkäisevissä toimissa varovaisuusperiaatteen noudattaminen on varsin perusteltua. Suuruusluokkaa kuvaavien ennusteiden sijaan ekstrapoloimalla saatujen tulosten yhteydessä olisi kuitenkin syytä puhua yläraja-arvioista. Mitä pienempiin annoksiin ekstrapolaatio ulotetaan, sitä suuremmaksi kasvaa myös mallin konservatiivisuus ja tulosten varmuusmarginaali.

Jo altistuneen väestön syöpäriskin arviointiin pessimistisiä tuloksia tuottava malli soveltuu sen sijaan huonosti. Kuten aikaisemmassa blogikirjoituksessa todettiin, asiantuntijapiireissä on viime vuosina alettu kallistumaan yhä enemmän sille kannalle, että säteilyn suurelle väestölle aiheuttamista terveysvaikutuksista ei pitäisi esittää minkäänlaisia laskennallisia arvioita silloin, kun altistus on ollut samaa suuruusluokkaa luonnollisen taustasäteilyn kanssa (kts. esim. Health Physics Societyn julkilausuma vuodelta 2016). Tämä tarkoittaa käytännössä myös kaikkia niitä ennusteita, jotka koskevat Tšernobylin ja Fukushiman laskeuma-alueilla asuvaa väestöä.

Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuus jätti jälkeensä 2,600 neliökilometrin alueen, jonka sisällä säteilytaso on paikoitellen edelleen selvästi koholla. Alueen koko vastaan suunnilleen pääkaupunkiseudun ja ympäryskuntien yhteenlaskettua pinta-alaa. Evakuointivyöhyke jätettiin käytännössä täysin heitteille, ja vaikka alue muuttuisi muutaman Cs137:n puoliintumisajan kuluessa uudelleen asumiskelpoiseksi, vuosikymmenien saatossa rapistuneet rakennukset, tiet ja muu infrastruktuuri jouduttaisiin rakentamaan kokonaan uusiksi. Todennäköisempää on, että vuoteen 1986 pysähtynyt Pripjatin kaupunki jää lähialueineen pysyvästi lähinnä turistinähtävyydeksi.

Fukushiman osalta Japanin hallinnon suunnitelma on puhdistaa ja palauttaa alue uudelleen käyttöön. Alkuperäisen evakuointivyöhykkeen sisällä olevia kyliä on jo vapautettu evakuointimääräyksistä, ja esimerkiksi laskeuma-alueella sijaitsevassa Iitaten kylässä aloitettiin riisinviljely uudestaan kuuden vuoden tauon jälkeen toukokuussa 2017. Säteilytaso on monissa paikoissa Japanin luonnollisen säteilytaustan yläpuolella, mutta vastaavia annosnopeuksia on mitattu Suomesta korkean radonpitoisuuden alueilta. Pois muuttaneet asukkaat eivät kuitenkaan ole olleet tyytyväisiä viranomaisten tapaan hoitaa asioita. Monet menettivät onnettomuudessa omaisuutensa ja elinkeinonsa, ja odottavat edelleen korvauksia kärsimistään vahingoista. Asukkaat eivät myöskään täysin luota hallinnon lupauksiin kotiinpaluun turvallisuudesta. Alueen jälleenrakennusta tuskin saadaan toteutettua halutulla tavalla ennen kuin luottamus päättäjiin on saatu palautettua.


i) Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuuteen liittyvät luvut ja tilastot ovat pääosin peräisin UNSCEAR:in vuoden 2008 raportista, ja Fukushiman luvut UNSCEAR:in raportista vuodelta 2013.

ii) Suojarakennuksen tarkoitus on estää kokonaan reaktorin primääripiiristä purkautuvien radioaktiivisten aineiden vapautuminen ympäristöön. Fukushiman laitokset edustivat tältä osin 1960-luvun turvallisuussuunnittelua, jossa oli varauduttu huonosti suureen sydänvaurioon ja pitkittyneeseen paine- ja lämpökuormaan. Suomen vanhoilla ydinvoimalaitoksilla vakavien reaktorionnettomuuksien hallintaan on tehty jälkikäteen useita parannuksia, ja uuden sukupolven laitoksissa sydämen sulaminen on otettu lähtökohtaisesti huomioon jo suunnitteluvaiheessa. Esimerkiksi Olkiluodon EPR-laitoksessa reaktorin alapuolelle on asennettu erityinen ”sydänsieppari”, jonka tehtävä on ottaa vastaan ja jäähdyttää sulanut polttoaine reaktoripaineastian puhkeamisen jälkeen.

iii) Aikaisemmassa blogikirjoituksessa todettiin, että säteilyn välittömiä terveysvaikutuksia aiheuttavaa absorboitunutta annosta mitataan gray-yksiköissä (Gy). Tämän rinnalla käytetään tavallisesti myös sievert-yksikköä, joka tosin täsmällisesti tulkittuna mittaa säteilyn pitkällä aikavälillä aiheuttamaan terveysriskiin liittyvää efektiivistä annosta. Monissa yhteyksissä absorboitunut ja efektiivinen annos ovat sama luku, jonka yksikkönä käytetään yksinkertaisuuden vuoksi sievertiä. Samaa käytäntöä on noudatettu myös tässä blogikirjoituksessa. Kerrannaisyksikkö millisievert (mSv) tarkoittaa vastaavasti sievertin tuhannes-, ja mikrosievert (μSv) miljoonasosaa. Säteilysairauden oireita voi alkaa esiintyä kun lyhyellä aikavälillä saatu kokokehoannos on 1000 mSv:n suuruusluokkaa. Hengenvaaralliseksi luokiteltava annos on n. 5000 mSv, ja yli 10,000 mSv:n annos johtaa hoidosta riippumatta lähes varmasti kuolemaan.

iv) Np239 on voimakas beta- ja gammasäteilyn lähde. Se, että kaasumaisten päästöjen lisäksi myös neptuniumia ja muita vaikeasti vapautuvia lyhytikäisiä radionuklideja sisältäviä polttoainehiukkasia pääsi leviämään räjähdyksen vaikutuksesta laitosalueelle, saattoi olla merkittävä syy Tšernobylin onnettomuuden pelastustöihin osallistuneiden työntekijöiden suurille säteilyannoksille.

v) Aerosolit ja kuumat hiukkaset eroavat toisistaan hiukkaskoon ja syntytavan osalta. Aerosoleja muodostuu kaasumaisten radioaktiivisten aineiden jäähtyessä ja tiivistyessä yhteen mikroskooppisen pieniksi hiukkasiksi (kokoluokka kymmeniä tai satoja nanometrejä). Päästö koostuu erityisesti matalassa lämpötilassa kaasuuntuvista fissiotuotteista, kuten jodista, cesiumista ja telluurista. Kuumilla hiukkasilla puolestaan viitataan ydinpolttoaineesta mekaanisesti irronneisiin hiukkasiin, jotka ovat halkaisijaltaan vähintään kymmeniä mikrometrejä. Hiukkasten koostumus vastaa säteilytettyä polttoainetta, ja ne voivat sisältää myös sellaisia aineita, jotka eivät korkean kaasuuntumislämpötilansa vuoksi muodosta helposti aerosoleja (esim. strontium, neptunium ja plutonium). Yksittäisen kuuman hiukkasen aktiivisuus voi olla hyvin suuri. Tšernobylissä laitoksen lähiympäristöstä löydettiin onnettomuuden jälkeen hiukkasia, joilla oli aktiivisuutta miljoonia becquerelejä. Suomeen saakka kulkeutuneet hiukkaset olivat selvästi pienempiä, ja niiden aktiivisuus mitattiin tavallisesti sadoissa becquereleissä.

vi) Neuvostoviranomaisten IAEA:lle vuonna 1986 toimittamassa INSAG-1 -raportissa kerrottiin aluksi, että Pripjatin kaupungin asukkaat määrättiin suojautumaan sisätiloihin heti reaktorin räjähdyksen jälkeen, ja koulut ja päiväkodit pidettiin seuraavana päivänä suljettuna. Myöhemmin on kuitenkin selvinnyt, että mittaviin väestönsuojelutoimenpiteisiin ei todennäköisesti ryhdytty ennen päätöstä kaupungin evakuoimisesta. Raportissa esitetyt tahallisesti vääristellyt tiedot tekivät suurta vahinkoa onnettomuustutkinnalle, ja tiedotuksessa ja väestönsuojelutoimissa tehtyjen virheiden peittely söi myös kansainvälisten riippumattomien selvitysten uskottavuutta. Samassa INSAG-1 -raportissa onnettomuuden syy yritettiin vierittää laitoksen käyttöhenkilökunnan niskoille, ja myytti syyllisyydestä elää edelleen vahvana.

vii) Monissa medialähteissä on kerrottu, että Pripjatin asukkaat kärsivät pian reaktorin räjähdyksen jälkeen säteilysairauden oireista, kuten pahoinvoinnista ja palovammoista iholla. UNSCEAR:in raporteissa ei kuitenkaan ole mainintaa siitä, että väestön saamat säteilyannokset olisivat aiheuttaneet kuolemia tai välittömiä terveysvaikutuksia. Kun päätös Pripjatin evakuoimisesta tehtiin, ulkoisen säteilyn annosnopeus kaupungissa oli kohonnut noin sataan mikrosievertiin tunnissa, mikä on esimerkiksi suomalaisissa valmiusohjeissa sisälle suojautumisen raja. Säteilysairaus edellyttää kuitenkin lähes tappavan korkeaa kerta-annosta (> 1 Sv), eli vuorokauden aikaskaalassa altistumista satoja kertoja korkeammalle säteilytasolle. Uutisten taustalla saattaa olla se, että kaupungin sairaalaan tuotiin seuraavan päivän aikana hoitoon pelastustöihin osallistuneita palomiehiä ja työntekijöitä, jotka kärsivät vakavista säteilysairauden oireista. Tiedon kulkua rajoitettiin, eikä sairaalan henkilökunnalla välttämättä ollut tarkkaa käsitystä siitä, missä potilaat olivat altistuksensa saaneet.

viii) Fukushiman onnettomuutta seuranneilla evakuointitoimenpiteillä väestön säteilyaltistus saatiin pienennettyä noin kymmenesosaan. Viranomaisten toimintaa on kuitenkin myös arvosteltu, sillä evakuoinneissa kuoli yli 50 henkeä. Suurin osa kuolleista oli huonokuntoisia vanhuksia, joille ei puutteellisissa olosuhteissa kyetty tarjoamaan asianmukaista hoitoa. Tässä yhteydessä on kuitenkin syytä muistaa, että päätös evakuoinnista tehtiin valitsevan tilannekuvan mukaan, ja taustalla oli myös varautuminen vielä suurempaan radioaktiiviseen päästöön.

ix) UNSCEAR:in vuoden 2008 Tšernobyl-raporttiin on koottu yhteenvetoa eri väestöryhmille tehdyistä syöpätutkimuksista. Vaikka yksittäisissä tutkimuksissa on havaittu tilastollisia poikkeamia, ne ovat pääsääntöisesti jääneet luonnollisen satunnaisvaihtelun alapuolelle. Edellä mainittujen syöpätyyppien lisäksi korkea säteilyannos voidaan yhdistää kaihiin (silmän mykiön samentuminen), sekä sydän- ja aivoverenkierron sairauksiin, joiden esiintyvyys on pelastustyöntekijöiden joukossa koholla.

x) ICRP käyttää säteilysuojelutarkoituksissa pienille annosnopeuksille nimellistä todennäköisyyskerrointa 5%/Sv, mikä tarkoittaa sitä, että esimerkiksi 100 mSv:n efektiivisen annoksen saaneella ihmisellä on laskennallisesti 0.5% todennäköisyys sairastua säteilystä aiheutuvaan kuolemaan johtavaan syöpään elämänsä aikana. Keskivertosuomalaisen Tšernobyl-laskeumasta saama 2 mSv:n elinikäinen annoskertymä antaa laskennalliseksi syöpäkuoleman riskiksi vastaavasti 0.01%. Keskimäärin syöpään sairastuu elämänsä aikana noin kolmannes ihmisistä, joten kokonaisriskiin suhteutettuna lisäys on varsin pieni. Vertailun vuoksi esimerkiksi päivittäisen tupakoinnin aiheuttama lisäys keuhkosyöpäriskiin voi olla suuruusluokkaa 2000%.

Ilmastonmuutos ja ydinvoima

Jaakko Leppänen – 5.10.2018

Helsingin Sanomat uutisoi syyskuussa kyselytutkimuksesta, jonka mukaan suomalaisista joka kymmenes, ja nuorista aikuisista lähes joka viides uskoo ydinvoiman olevan eniten hiilidioksidipäästöjä aiheuttava energiamuoto. Tulos ei oikeastaan yllätä. Energiasta ja ilmastonmuutoksesta puhutaan paljon, mutta aiheet ovat keskittyneet tuulivoiman ja muun uusiutuvan energiantuotannon ympärille. Kuumia keskusteluaiheita ovat myös energiajärjestelmän tehostaminen, tulevaisuuden älykkäät sähköverkot, sekä tuotantoylijäämän tasaamiseen tähtäävän akkuteknologian kehitys. Ydinvoima sen sijaan nostetaan ilmastoyhteyksissä keskusteluun harvoin. Ei siis liene lainkaan yllättävää, että suurelle yleisölle piirtyy ydinvoimasta mielikuva vahingollisena, tai vähintään marginaalisena keinona ilmastonmuutoksen torjunnassa.

Miten paljon ydinvoima sitten lopulta vaikuttaa Suomen kasvihuonekaasupäästöihin, ja mikä on sen tulevaisuuden rooli niiden vähentämisessä? Tuuli- ja aurinkoenergian tapaan perinteinen ydinvoimalaitos tuottaa energiaa sähkön muodossa, joten ensimmäinen kysymys on: mitkä ovat eri energialähteiden osuudet sähköntuotannosta ja sen aiheuttamista ilmastopäästöistä? Se, miten paljon sähköntuotanto ylipäänsä aiheuttaa päästöjä, ei kuitenkaan ole aivan yksinkertainen kysymys. Huomattava osa sähköstä syntyy yhteistuotantona teollisuuden prosessilämmön ja kaukolämmöntuotannon yhteydessä, joten myöskään kaikkia päästöjä ei ole syytä laskea yksin sähköntuotannon piikkiin. Toinen epävarmuutta aiheuttava tekijä on bioenergian suuri osuus, joka kumpuaa siitä, että Suomessa on paljon energiaomavaraista metsäteollisuutta. Prosessin sivutuotteena syntyvän biomassan polttaminen päästää ilmaan kasvihuonekaasuja, mutta hiilidioksidia sitoutuu samalla kasvavaan metsään. Bioenergian nettopäästöt riippuvat siitä, miten nopeasti tämä kierto tapahtuu. Merkittävä osa Suomessa käytettävästä sähköstä tuodaan ulkomailta, joten myös kotimaisen tuotannon vaihtelu on vuositasolla suurta.

Lähdin etsimään vastausta edellä esitettyyn kysymykseen käyttäen aineistona pääasiassa Tilastokeskuksen vuoden 2017 pikaennakkotietoja.i Laskennassa on tehty tiettyjä yksinkertaistuksia, esimerkiksi bioenergia on oletettu tilastoissa hiilidioksidineutraaliksi, ja turpeen osuuden olen itse lisännyt fossiilisiin polttoaineisiin. Nettopäästöihin pitäisi todellisuudessa laskea mukaan myös ns. LULUCF-sektori, joka kuvaa maankäytön ja metsätalouden sitomaa hiilidioksidia. Vaikka lopputulos ei tältä osin vastaa todellista nettovaikutusta, eri energialähteiden aiheuttamat päästöt asettuvat oikeaan mittakaavaan suhteessa toisiinsa.

Suomen kasvihuonekaasupäästöt voidaan jakaa niiden alkuperää kuvaaviin sektoreihin, joiden osuudet kokonaispäästöstä on esitetty kuvassa 1. Tilastokeskuksen käyttämässä jaossa merkittävimmän päästölähteen muodostaa energiasektori, joka kattaa fossiilisten polttoaineiden käytön sähkön ja lämmön tuotannossa, sekä liikenteen polttoaineina. Teollisuuden energiankäyttö lasketaan mukaan energiasektoriin, mutta teollisuusprosesseissa kuten teräksen ja sementin valmistuksessa vapautuvat suorat päästöt muodostavat kuvassa 1 oman sektorinsa. Maataloudessa päästöjä aiheuttaa erityisesti kotieläinten ruuansulatuksessa sekä lannan käsittelyssä vapautuva metaani, joka on hiilidioksidin tapaan kasvihuonekaasu. Jäljelle jäävä alle neljän prosentin osuus muodostuu jätteiden käsittelystä, sekä pienistä yksittäisistä lähteistä.

Kuva 1: Suomen kasvihuonekaasupäästöjen jakautuminen sektoreittain vuonna 2017 (kokonaispäästöt 56.1 Mt CO2-ekv.).

Energiasektorin päästöt voidaan edelleen jakaa pienempiin osiin kuvan 2 mukaisesti. Piirakan lohkoja vastaavat osuudet on havainnollisuuden vuoksi suhteutettu edellisen kuvan tapaan vuoden 2017 kokonaispäästöihin. Tilastokeskuksen käyttämässä jaottelussa energiateollisuudella tarkoitetaan sähkön- ja kaukolämmöntuotantoa, sekä öljynjalostusta. Liikenteen osuus kattaa Suomessa käytettyjen liikennepolttoaineiden päästöt, joista suurin osa aiheutuu maantieliikenteestä. Teollisuuden päästöillä tarkoitetaan tässä yhteydessä prosessilämmöntuotantoa esimerkiksi metalli- ja metsäteollisuudessa. Osuuteen on laskettu mukaan myös rakentamisesta aiheutuvat päästöt. Loppuosuus pitää sisällään esimerkiksi rakennusten lämmityksen (pois lukien energiateollisuuteen laskettu kaukolämpö), sekä työkoneiden polttoaineista aiheutuvat päästöt.

Kuva 2: Energiasektorin kasvihuonekaasupäästöjen osuus kokonaispäästöistä vuonna 2017 (yhteensä 41.6 Mt CO2-ekv.).

Energiateollisuuden kasvihuonekaasupäästöt on jaettu edelleen sähköntuotantoa ja muita päästölähteitä vastaaviin sektoreihin kuvassa 3. Vuonna 2017 sähköntuotannon päästöt olivat 6.2 Mt CO2-ekv., eli vain 11% kaikkien sektorien yhteenlasketuista päästöistä.ii Pieneen osuuteen on kaksi syytä. Ensinnäkin, vain suhteellisen pieni osuus kaikesta tuotetusta energiasta kulutetaan sähkön muodossa. Toinen syy on se, että sähkön tuotantorakenne on Suomessa varsin puhdas.

Kuva 3: Energiateollisuuden kasvihuonekaasupäästöjen osuus kokonaispäästöistä vuonna 2017 (yhteensä 17.9 Mt CO2-ekv.).

Vuoden 2017 sähköntuotantopaletti on esitetty kuvassa 4. Sähköä tuotettiin yhteensä 65 TWh, minkä lisäksi 20.5 TWh tuotiin ulkomailta. Suurimman yksittäisen energialähteen muodostaa ydinvoima, jolla katettiin kolmannes kotimaisesta sähköntuotannosta. Muita vähähiilisiä tuotantomuotoja ovat vesivoima (22.5%), biomassa (16.8%) ja tuulivoima (7.4%). Fossiilisten polttoaineiden osuus jää hieman alle viidennekseen, eli n. 12 terawattituntiin. Määrä vastaa suuruusluokaltaan Olkiluodon kolmosreaktorin vuosituotantoa.

Kuva 4: Kotimaisen sähköntuotannon jakautuminen energialähteittäin vuonna 2017 (yhteensä 65.0 TWh). Osuudet eivät pidä sisällään jätteiden polttoa (n. 1.4%) ja aurinkoenergiaa (< 0.1%).

Ydin-, vesi- ja tuulivoima eivät tuota lainkaan savupiippupäästöjä, ja bioenergian osalta päästövaikutusta neutraloi polttoaineen jatkuva uusiutuminen. Tuotantolaitosten ja niihin liittyvän infrastruktuurin rakentaminen, käyttö ja ylläpito kuluttavat kuitenkin energiaa ja fossiilisia polttoaineita. Energialähteiden hiilijalanjälkeä arvioitaessa onkin tarkasteltava tuotannon koko elinkaarta, joka ydinvoiman tapauksessa kattaa myös uraanin louhinnan ja väkevöinnin, polttoaineen valmistuksen, sekä ydinjätteen loppusijoituksen. Arviot elinkaaren yli lasketuista päästöistä vaihtelevat, mutta suurta eroa ydinvoiman ja uusiutuvien energiamuotojen välillä ei tässä suhteessa ole. Tämä selviää esimerkiksi Kansainvälisen ilmastopaneelin (IPCC) aineistosta. Käytännössä ykköspaikka riippuu vertailuanalyysien lähtöoletuksista, mikä kertoo pikemminkin siitä, että laskennassa käytettyjen mallien epävarmuudet ovat suurempia kuin todelliset erot tuotantomuotojen välillä.iii

Energiakeskustelussa uusiutuvat ja ydinvoima esitetään kuitenkin usein kilpailevina, tai jopa toisensa pois sulkevina vaihtoehtoina. Ei ole lainkaan poikkeuksellista, että esimerkiksi tuulivoimalla tuotettava sähkö liitetään vertailtavissa energiaskenaarioissa välillisiin päästövähennyskeinoihin, kuten autokannan sähköistymiseen tai lämpöpumppuihin, huomioimatta kuitenkaan sitä, että sama hyöty on saavutettavissa myös ydinvoimalla. Vastakkainasettelun seuraus on se, että pääasia, eli vertailu fossiilisiin polttoaineisiin jää tällöin vastaavasti vähemmälle huomiolle. Esimerkiksi maakaasulla tuotetun sähkön ominaispäästöt ovat suuruusluokkaa 50-kertaiset ydinvoimaan ja uusiutuviin verrattuna. Ero hiilivoimaan on vieläkin suurempi.iv

Merkittävin näköpiirissä oleva muutos Suomen sähköntuotantorakenteessa on Olkiluoto 3 -laitoksen käyttöönotto, jonka on määrä tapahtua loppuvuodesta 2019.v Laitoksen nimellisteho on 1600 megawattia. Reaktorin käynnistyminen kasvattaa Suomen ydinvoimalaitosten yhteenlaskettua kapasiteettia yli puolella, mikä nostaa ydinsähkön vuosituotannon yli 30 terawattituntiin. Fennovoiman ydinvoimalahankkeen tarkka aikataulu on edelleen avoin, mutta suunnitelmien mukaan laitos olisi määrä kytkeä verkkoon 2020-luvun aikana. Reaktorin teho on 1200 MW. Molempien uusien laitosten suunniteltu käyttöikä on 60 vuotta. Valtioneuvosto on myöntänyt Olkiluodon ykkös- ja kakkosreaktoreille käyttöluvat vuoden 2038 loppuun saakka. Loviisan reaktoreiden nykyiset luvat umpeutuvat vuosina 2027 ja 2030, mutta on mahdollista että Fortum hakee laitostensa käytölle vielä jatkoaikaa. Ydinenergian osuus sähköntuotannosta tulee siis lähivuosina kasvamaan, ja säilymään korkeana pitkälle tulevaisuuteen. Myös tuulivoiman osuus on kasvanut viime vuosina nopeasti. Vuonna 2017 tuulivoimalla tuotettiin sähköä 4.8 TWh, mikä oli lähes 60% edellisvuotta enemmän.

Suomessa ilmastotavoitteet on sidottu kasvihuonekaasupäästöihin, mutta monissa maissa kehitystä mitataan pikemminkin uusiutuvien energiantuotantomuotojen suhteellisella osuudella. Tähän lähestymistapaan liittyy tiettyjä ongelmia, sillä tuuli- tai aurinkoenergian osuuden kasvattaminen ei automaattisesti takaa kasvihuonekaasupäästöjen vähenemistä.

Kuvassa 4 Suomen sähköntuotantopaletin päästövähennyspotentiaalia edustaa fossiilisten polttoaineiden osuus, joka kattaa nykyisin hieman alle 20% tuotannosta. TVO:n ja Fennovoiman uudet laitoshankkeet tulevat aikanaan nostamaan ydinsähkön osuuden yli 50%:iin, jolloin muiden tuotantomuotojen suhteelliset osuudet vastaavasti pienenevät. Jos ilmastopoliittiseksi tavoitteeksi asetetaan absoluuttisten päästövähennysten sijaan esimerkiksi tuulivoiman osuuden nostaminen tiettyyn prosenttilukuun, vaarana on se, että tuon tavoitteen saavuttaminen edellyttää fossiilisten polttoaineiden käytön lisäksi myös jo olemassa olevan ydin- tai vesivoimakapasiteetin tai bioenergiantuotannon leikkaamista. Tällaisessa tilanteessa vähäpäästöiset energiamuodot alkavat kilpailla keskenään, jolloin nettohyöty jää nollaan.

Hyvä esimerkki ilmastonmuutoksen torjuntaan tähtäävän politiikan epäonnistumisesta on Saksa, jossa päästövähennysten sijaan edistystä on mitattu juuri uusiutuvan energiantuotannon osuuden kasvulla. Tuuli- ja aurinkoenergiaa voimakkaasti suosiva politiikka yhdistettynä ydinvoiman alasajoon on luonut monimutkaisen tukijärjestelmän, joka on osoittautunut kuluttajille äärimmäisen kalliiksi, ja sekoittanut maan sähkömarkkinat. Vaikka tuuli- ja aurinkoenergiaa on rakennettu ennennäkemättömään tahtiin, fossiilisilla polttoaineilla katetaan edelleen puolet Saksan energiantuotannosta. Myöskään kasvihuonekaasupäästöt eivät ole käytännössä laskeneet vuodesta 2010, jolloin maan hallitus julkaisi energiakäänteenä (saks. ”Energiewende”) tunnetun ilmasto-ohjelmansa. Myös vuodelle 2020 asetetusta 40% päästövähennystavoitteesta on sittemmin jouduttu luopumaan.

Saksan ilmastopolitiikan epäonnistumisen syy on pohjimmiltaan juuri se, että kasvanut tuuli- ja aurinkoenergiakapasiteetti ei ole korvannut fossiilista energiantuotantoa, vaan poliittisella päätöksellä alas ajettavaa ydinvoimaa. Saksan esimerkistä herääkin kysymys: jos ilmasto-ohjelma tähtää CO2-päästöjen vähentämiseen, niin miksi menestyksen mittariksi pitäisi ylipäänsä valita jotain muuta kuin se, miten paljon päästöt ovat vähentyneet?

Ydin- ja tuulivoiman välille lyödyn kuvitteellisen kiilan ja prosenttiosuuksiin sidottujen tuotantotavoitteiden lisäksi kolmas ongelma, johon energiapoliittisessa keskustelussa olisi syytä kiinnittää erityistä huomiota, liittyy sähkön roolin ylikorostumiseen. Kuvan 3 mukaan sähköntuotanto kattaa vain reilun kymmenyksen Suomen kasvihuonekaasupäästöistä, mikä on samaa suuruusluokkaa esimerkiksi maatalouden päästöjen kanssa. Tämä tarkoittaa samalla sitä, että kaikki ne toimenpiteet joilla sähkön tuotantorakennetta pyritään edelleen puhdistamaan tai loppukäyttöä tehostamaan, kohdistuvat lopulta varsin pieneen osaan kokonaisuudesta. Suhteelliset tuotanto- ja päästöosuudet tulevat varmasti vielä muuttumaan esimerkiksi sähköautojen yleistymisen myötä, mutta edellä esitetyt luvut näyttävät hyvin sen, että jossain vaiheessa vastaan tulee raja, jota ei ole edes teoriassa mahdollista ylittää. Tuuli- ja aurinkoenergian lisärakentamisella, älykkäillä sähköverkoilla tai varastointiteknologian kehittämisellä voidaan saada lisähyötyä ainoastaan niin kauan, kuin on jotain mistä vähentää. Sama pätee luonnollisesti ydinvoiman lisärakentamiseen, silloin kun kyse on yksinomaan sähköntuotannosta.

Sähköntuotannon puhdistaminen ja uudet jakeluverkkoteknologiat vievät siis kehitystä oikeaan suuntaan, mutta ylivoimaisesti suurin päästövähennyspotentiaali löytyy kaukolämmöntuotannosta, raskaasta teollisuudesta ja liikenteestä. Lämmön muodossa käytettävän energian puhdistamista koskevat suunnitelmat ovat toistaiseksi keskittyneet pääasiassa biopolttoaineilla tuotettavaan kaukolämpöön. Ratkaisu on teknisesti siinä mielessä hyvä, että hiilen korvaaminen esimerkiksi hakkuujätteillä ei edellytä uusien lämpövoimaloiden rakentamista, tai välttämättä edes suuria muutoksia voimalaitosprosessiin.

Tällaisiin suunnitelmiin liittyvissä keskusteluissa otetaan kuitenkin turhan harvoin kantaa uuteen teknologiaan liittyviin epävarmuuksiin, erityisesti silloin kun ratkaisuksi tarjotaan yhtä ainoaa vaihtoehtoa. Kaikkien tulevaisuuden energiaratkaisujen suunnittelu perustuu laskennallisiin malleihin ja skenaarioihin. Näihin malleihin puolestaan liittyy parametreja ja oletuksia, joiden arvoja ei tunneta sataprosenttisen tarkasti. Insinööritieteissä vastaavia epävarmuuksia pyritään huomioimaan esimerkiksi erinäisillä herkkyystarkasteluilla, eli lopputulosta arvioidaan myös siitä näkökulmasta, että yksi tai useampi lähtöparametreista onkin valittu väärin. Samaa periaatetta olisi hyvä soveltaa myös tulevaisuusskenaarioihin, varsinkin silloin kun lopputulos riippuu kriittisellä tavalla siitä, toteutuuko joku mallissa tehty oletus vai ei. Jos skenaariossa esimerkiksi luotetaan siihen, että teknologian kehitys ratkaisee aikanaan jonkun lopputuloksen kannalta kriittisen ongelman, niin johtopäätöksissä pitäisi pohtia myös vaihtoehtoa jossa tällaista ratkaisua ei tulekaan.

Biopolttoaineiden osalta epävarmuudet liittyvät ennen kaikkea teknologian skaalautuvuuteen. Suomen olemassa oleva bioenergiantuotanto hyödyntää pääasiassa metsäteollisuuden jätevirtoja, ja teknologian siirtäminen kaupungin lämpölaitokselle edellyttää polttoaineen osalta aivan uudenlaista hankintaketjua. Puupohjaisten polttoaineiden nettopäästö on nolla ainoastaan siinä tapauksessa, että biomassan kasvu sitoo hiilidioksidia vähintään yhtä nopeasti kuin polttaminen sitä vapauttaa. Hiilidioksidin sitoutuminen kasvavaan metsään on kuitenkin äärimmäisen monimutkainen kokonaisuus, josta ei suinkaan ole vielä sanottu viimeistä sanaa (kts. esim. BIOS-tutkimusyksikön ja Suomen ilmastopaneelin kannat metsänhakkuiden ilmastovaikutuksiin). On siis hyvin mahdollista, että puun energiakäytön lisääminen törmää ennemmin tai myöhemmin ristiriitaan luonnon monimuotoisuuden säilyttämisen tai metsien kasvulle asetettujen ilmastotavoitteiden kanssa. Ennen kuin kaikki munat laitetaan samaan koriin, olisikin syytä pysähtyä esittämään kysymys: mitä tapahtuu, jos bioenergiapohjaisen kaukolämmöntuotannon ilmastovaikutukset tai kasvupotentiaali onkin arvioitu väärin?

Epävarmuuksia voidaan pienentää hajauttamalla ratkaisu useammalle teknologialle. Kauko- ja teollisuuden prosessilämmön tapauksessa bioenergian rinnalla voidaan käyttää ydinvoimaa. Hieman yli sadan asteen lämpötilassa verkkoon syötettävän kaukolämpöveden tuottaminen onnistuu helposti nykyisellä kevytvesireaktoriteknologialla. Tekninen toteutus muuttuu lähes triviaaliksi, jos reaktorin ei tarvitse tuottaa lainkaan sähköä. Voimalaitosprosessista voidaan tällöin poistaa korkeaa käyttöpainetta edellyttävä turbiinikierto, mikä yksinkertaistaa huomattavasti esimerkiksi laitoksen turvallisuussuunnittelua. Teollisuuden prosessilämmöntuotantoon kevytvesireaktorit soveltuvat matalan toimintalämpötilansa vuoksi huonosti, mutta korkeampiin 700-1000°C lämpötiloihin päästään kaasujäähdytteisillä reaktoreilla.

Ajatus ydinenergialla tuotetusta kaukolämmöstä tai reaktorin pyörittämästä tehdasprosessista saattaa ensi alkuun kuulostaa yliampuvalta ratkaisulta ilmastonmuutosongelmaan. Kyse on kuitenkin olemassa olevasta teknologiasta, josta on maailmalla satojen reaktorivuosien käyttökokemus. Ydinlämmön päästövähennyspotentiaalia puolestaan kuvaa hyvin se, että jo pelkästään SSAB:n (ent. Rautaruukin) terästehdas Raahessa ja Nesteen öljynjalostamot Porvoossa ja Naantalissa tuottivat vuonna 2017 lähes yhtä paljon kasvihuonekaasupäästöjä kuin koko sähköntuotantosektori. Seuraavaksi suurimmat CO2-päästäjät löytyvät suurten kaupunkien: Helsingin, Espoon, Turun ja Vaasan kaukolämmöntuotannosta. Ydinenergiapohjaisen lämmöntuotannon mahdollisuuksia selvitetään parhaillaan varsin laajalla kentällä, ja aiheeseen liittyviin reaktoriteknologioihin tullaan vielä palaamaan myöhemmissä blogikirjoituksissa.


i) Suomen virallinen tilasto (SVT): Kasvihuonekaasut [verkkojulkaisu]. ISSN=1797-6049. 2017, Suomen kasvihuonekaasupäästöt 2017. Helsinki: Tilastokeskus [viitattu: 5.10.2018]. Saantitapa: http://www.stat.fi/til/khki/2017/khki_2017_2018-05-24_kat_001_fi.html.

ii) Tilastokeskuksen aineistossa ei ole eroteltu sähköntuotantoa omaksi sektorikseen. Esitetty luku on saatu summaamalla Energiateollisuus ry:n ylläpitämän kuukausitilaston päästöt yhteen vuoden 2017 osalta. Summa ei pidä sisällään biomassan poltosta syntyviä päästöjä. Aineisto löytyy osoitteesta https://energia.fi/ajankohtaista_ja_materiaalipankki/tilastot/sahkotilastot.

iii) Ydinvoiman elinkaaripäästöistä liikkuu internetissä paljon väärää tietoa, jopa väitteitä siitä, että uraanin väkevöinti kuluttaisi enemmän energiaa kuin mitä polttoaine kykenee reaktorissa tuottamaan. Uraanin väkevöinnin työmäärää kuvaa suure nimeltä erotustyö, jonka yksikkönä käytetään kirjainyhdistelmää SWU (Separative Work Unit, kts. määritelmä Wikipediasta). Kevytvesireaktoripolttoaineen U235-väkevöinti on tavallisesti 4-5%, jolloin yhden uraanikilon väkevöinti vaatii 5-7 SWU:ta. Väkevöintiin käytetään nykyisin kaasusentrifugimenetelmää, jonka energiankulutus on luokkaa 50 kWh/SWU. Väkevöinnin energiankulutus uraanikiloa kohden on siis suuruusluokkaa 250-350 kWh/kgU. Lukua voi verrata polttoaineen käyttöastetta mittaavaan palamaan, joka kertoo kuinka paljon fissioenergiaa polttoaine on tuottanut uraanin massayksikköä kohden. Nykyisin polttoaineen keskimääräinen poistopalama on luokkaa 40 MWd/kgU, eli kilowattituntiyksiköissä 960,000 kWh/kgU. Kevytvesireaktoreissa tuotetusta fissioenergiasta noin kolmannes saadaan ulos sähkönä.

iv) Toinen keskustelua ja vastakkainasettelua herättävä kysymys on tuuli- ja ydinvoiman lisärakentamisen hinta. Lappeenrannan teknillisessä yliopistossa tehtiin vuonna 2017 selvitys, jossa tarkasteltiin eri energiantuotantomuotojen hintaa ja sähköntuotannon kustannusrakenteen muutosta tulevaisuudessa. Selvityksen perusteella kokonaiskustannus riippuu monesta tekijästä, ja eri oletuksilla halvimmaksi vaihtoehdoksi valikoitui joko tuuli- tai ydinvoima. Tutkimukseen on sittemmin viitattu varsin laajasti. Useimmissa aihetta käsittelevissä kirjoituksissa huomio on kuitenkin kiinnittynyt selvästi yhteen tulokseen: jos tuotetun sähkön hinnassa arvioidaan ainoastaan suorat kustannukset, halvimmaksi vaihtoehdoksi osoittautuu maalle rakennettu tuulivoima 41.4 €/MWh kustannuksella. Olemassa olevalle laitospaikalle rakennetun ydinvoimalan tuotantokustannukseksi saatiin vastaavasti 42.4 €/MWh. Harvassa kirjoituksessa on sen sijaan otettu kantaa siihen, että luvut ovat itse asiassa hyvin lähellä toisiaan, saati siihen, että saman selvityksen mukaan systeemikustannusten, kuten tuulivoiman tuotantovaihtelun tasaamiseen tarvittavan varavoiman huomioiminen nostaa ydinvoiman edullisimmaksi vaihtoehdoksi.

v) Olkiluoto-3 -laitoksen rakennustyöt saatiin päätökseen viime vuonna, ja hanke on edennyt käyttöönottovaiheeseen. Järjestelmien testaus alkoi kylmäkokeilla kesäkuussa 2017. Viimeisimmän aikataulun mukaan laitos on määrä tahdistaa valtakunnanverkkoon ensimmäisen kerran huhtikuussa 2019, jolloin säännöllinen sähköntuotanto päästäisiin aloittamaan saman vuoden syksyllä. Lokakuussa 2018 TVO ilmoitti kuitenkin että käyttöönottotestit eivät ole edenneet laitostoimittajan ilmoittaman aikataulun mukaisesti. Käyttöönoton mahdollisesta viivästymisestä ei vielä tässä vaiheessa ollut tarkempaa tietoa.

Radioaktiivisuudesta ja säteilystä

Jaakko Leppänen – 10.8.2018

Lupasin aikaisempien Fukushiman ja Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuuksia käsittelevien blogikirjoitusten yhteydessä jatkaa myöhemmin onnettomuuksien ympäristö- ja terveysvaikutuksista. Kun aloin valmistelemaan aiheesta uutta blogikirjoitusta, teksti alkoi kuitenkin rönsyilemään ja venymään sen verran pitkäksi, että päätin jakaa sen lopulta kahteen osaan. Käsittelen tässä ensimmäisessä osassa aiheen taustoja, eli radioaktiivisuutta ja säteilyä. Kirjoituksen jälkimmäinen osa käsittelee onnettomuuksien varsinaisia seurauksia.

Päätin aloittaa kirjoittamisen perusteista lähinnä siksi, että vaikka radioaktiivisuutta ja säteilyä käsitellään esimerkiksi lukion fysiikan kursseilla, erityisesti annossuureiden tulkitsemiseen liittyy asioita, jotka eivät välttämättä ole aivan itsestään selviä. Aiheesta löytää hyvin tietoa myös verkosta, esimerkiksi Säteilyturvakeskuksen www-sivulta. STUK julkaisee myös ammattikäyttöön tarkoitettua Säteily- ja ydinturvallisuus -kirjasarjaa, joka on ladattavissa ilmaiseksi pdf-muodossa.

Radioaktiivisella hajoamisella tarkoitetaan sitä, että atomiydin muuttuu ilman ulkoisia vaikutteita toiseksi ytimeksi, eli sen nukleonikonfiguraatio muuttuu. Radioaktiivisuus on atomin sisäinen ominaisuus, joka palautuu ytimen protonien ja neutronien väliseen voimatasapainoon. Näihin voimiin liittyy tietty energia, jota kutsutaan ydinfysiikassa sidosenergiaksi. Radioaktiivisen hajoamisen voi ymmärtää esimerkiksi siten, että tietyt protoni-neutroni -konfiguraatiot ovat sidosenergian kannalta siinä mielessä epäedullisia, että muutos nukleonirakenteessa voi johtaa matalampaan energiatilaan. Tällainen ydin on rakenteellisesti epästabiili. Hajoamisreaktion taustalla on siis tavallaan ytimen luontainen pyrkimys kohti matalampaa energiatilaa. Ylimääräinen sidosenergia vapautuu hajoamisen yhteydessä reaktiotuotteiden liike-energian ja sähkömagneettisen säteilyn muodossa.

Tyypillisimmät radioaktiivisen hajoamisen muodot ovat alfahajoaminen, jossa ytimestä irtoaa kokonainen heliumatomin ydin (alfahiukkanen), sekä betahajoaminen, jossa ytimeen sitoutunut neutroni muuttuu protoniksi (β -hajoaminen) tai päinvastoin (β+ -hajoaminen). Molemmissa tapauksissa reaktiossa muodostunut tytärydin on sidosenergian kannalta lähtötilannetta edullisemmassa tilassa. Radioaktiivinen hajoaminen on myös täysin satunnainen prosessi. Jokaisella epästabiililla ytimellä on joka hetki tietty todennäköisyys hajota, mutta reaktion tarkkaa ajankohtaa on edes teoriassa mahdoton määrittää.i

Alfahajoaminen on tyypillinen reaktio raskaille ytimille. Esimerkiksi uraanin luonnossa esiintyvät U235- ja U238-isotoopit ovat alfa-aktiivisia, samoin monet käytettyyn ydinpolttoaineeseen syntyvistä pitkäikäisistä transuraaneista, kuten plutoniumin isotoopit Pu239 ja Pu240, neptuniumin isotooppi Np237, sekä amerikiumin isotoopit Am241 ja Am243. Sama pätee moniin uraanin hajoamistuotteisiin, esimerkiksi radiumin, radonin ja poloniumin isotooppeihin Ra226, Rn222 ja Po210. Lyijyä kevyemmissä alkuaineissa alfahajoaminen on sen sijaan harvinainen hajoamismuoto, ja monet kevyet alfa-aktiiviset ytimet ovat joko hyvin lyhytikäisiä, tai niin pitkäikäisiä, että niitä voidaan pitää käytännössä stabiileina.

Radioaktiivista β -hajoamista tapahtuu ytimillä, joilla on optimaalisen energiatilan kannalta liikaa neutroneita suhteessa protoneihin. Tällaisia ytimiä löytyy kevyiden alkuaineiden joukosta, esimerkiksi vedyn ja hiilen isotoopit H3 (tritium) ja C14, mutta myös aktinidisarjan alkuaineista (esim. U239, Np239 ja Pu241). Myös lähes kaikki fissioreaktiossa syntyvät keskiraskaat tytärytimet, kuten jodin ja cesiumin isotoopit I131 ja Cs137, hajoavat radioaktiivisella β -hajoamisella. Vaikka reaktio säilyttää nukleonien kokonaismäärän, neutronin muuttuminen protoniksi muodostaa myös ylimääräisen elektronin, joka sinkoutuu korkealla energialla ulos ytimestä.

Toinen betahajoamisen muoto, β+ -hajoaminen, on huomattavasti harvinaisempi, ja käsiteltävän aiheen kannalta vähemmän olennainen. Reaktio voi tapahtua protoniylijäämäisille ytimille, ja sen yhteydessä muodostuu elektronin antihiukkanen, eli positroni. Hiukkas-antihiukkas -parin kohdatessa (annihiloituessa) syntyy sähkömagneettista säteilyä, jota hyödynnetään esimerkiksi positroniemissiotomografiassa (PET). Tavallisin lääketieteellisessä PET-kuvauksessa käytettävä β+ -aktiivinen radionuklidi on fluorin isotooppi F18.

Alfa- ja betahajoaminen tuottavat vastaavasti alfa- ja betasäteilyä. Alfahiukkasilla on syntyessään energiaa useita megaelektronivoltteja, ja ytimen ulkopuolelle sinkoutuessaan ne alkavat vuorovaikuttaa väliaineen atomien kanssa. Kahden protonin muodostama positiivinen sähkövaraus vetää atomien ulkoelektroneja voimakkaasti puoleensa. Sähköiset voimat jarruttavat hiukkasen kulkua, ja sen liike-energia kuluu nopeasti loppuun. Hidastunut alfahiukkanen kaappaa ympäröiviltä atomeilta kaksi elektronia, muuttuen lopulta tavalliseksi heliumatomiksi. Alfasäteilyn kantama on ilmassa muutaman senttimetrin luokkaa, ja kiinteässä väliaineessa vain millimetrin osia. Alfahiukkaset pysähtyvät tehokkaasti esimerkiksi paperiin tai ihon pintakerrokseen.

Betasäteilyllä viitataan tavallisesti nimenomaan β -hajoamisessa syntyviin korkeaenergisiin elektroneihin, joita kutsutaan myös betahiukkasiksi. Betasäteilyn energiaspektri ulottuu kymmenistä kiloelektronivolteista megaelektronivolttialueen puolelle. Myös negatiivisesti varautunut betahiukkanen vuorovaikuttaa väliaineen atomien elektronien kanssa. Betasäteily kulkeutuu ilmassa kymmeniä senttimetrejä, ja kiinteässä aineessakin alfasäteilyä pidemmälle. Säteilyn energia absorboituu vastaavasti suurempaan tilavuuteen. Betasäteily kykenee tunkeutumaan ihon läpi, mutta pysähtyy suhteellisen tehokkaasti esimerkiksi alumiinilevyyn.

Kolmas yleinen säteilylaji on korkeaenergisistä fotoneista muodostuva gammasäteily, joka on osa sähkömagneettisen säteilyn spektriä. Gammasäteilyssä ei kuitenkaan ole kyse erillisestä hajoamismuodosta (”gammahajoamisesta”), vaan siitä, että esimerkiksi alfa- ja betahajoamisessa muodostuvat tytärytimet voivat syntyä korkealle viritystilalle, jolloin ytimelle jää reaktion jälkeen ylimääräistä energiaa. Virittyneen ytimen siirtyessä kohti matalampaa perustilaa tämä energia vapautuu fotonien muodossa.

Vaikka radioaktiiviseen hajoamiseen liittyy usein gammasäteilyä, reaktio voi tapahtua myös suoraan tytärytimen perustilalle. Tällöin myöskään fotonien muodostumiseen ei riitä ylimääräistä energiaa. Esimerkiksi tritiumin betahajoamisessa ei synny lainkaan gammasäteilyä, ja poloniumin Po210-isotoopin alfahajoamisessa vapautuu vain yksi fotoni jokaista 80,000 hajoamista kohden. Radioaktiivisen hajoamisen lisäksi gammasäteilyä syntyy monissa ydinreaktioissa, kuten fissiossa, epäelastisessa sironnassa ja radiatiivisessa kaappauksessa.ii

Gammasäteily on läheistä sukua röntgensäteilylle. Raja on jossain määrin häilyvä, ja erot löytyvät lähinnä fotonien energiasta ja syntymekanismista. Röntgensäteilyssä fotonien energiat mitataan kiloelektronivolteissa, kun taas radioaktiivisen hajoamisen yhteydessä esiintyvän gammasäteilyn spektri ulottuu sadoista kiloelektronivolteista reilusti megaelektronivolttialueen puolelle. Röntgensäteily on tavallisesti korkeaenergisten elektronien hidastumisessa syntyvää jarruuntumissäteilyä, jota voidaan tuottaa röntgenputkessa törmäyttämällä sähkökentässä kiihdytettyjä elektroneja metallikohtioon. Sama mekanismi tuottaa sekundääristä röntgensäteilyä betasäteilyn vuorovaikuttaessa väliaineen kanssa. Myös gammasäteily synnyttää sekundääristä röntgensäteilyä, sillä korkeaenergisten fotonien osumat irrottavat atomeilta elektroneja, jotka aiheuttavat hidastuessaan jarruuntumissäteilyä.

Röntgensäteilyä käytetään läpivalaisussa ja lääketieteellisessä kuvantamisessa, sillä se kykenee läpäisemään erityisesti kevyistä alkuaineista koostuvia materiaaleja. Fotonien kulkeutumispituus riippuu niiden energiasta, sekä väliaineen elektronitiheydestä. Gamma- ja röntgensäteilyn vuorovaikutukset tapahtuvat pääasiassa atomien elektronipilvessä, joten tehokkaimpia säteilysuojia ovat korkean järjestysluvun raskaat alkuaineet, joiden elektronitiheys on suuri. Korkeaenerginen gammasäteily kulkeutuu esimerkiksi vedessä ja betonissa helposti kymmeniä senttimetrejä, ja kykenee läpäisemään paksuja teräsrakenteita. Suuren läpäisykykynsä ansiosta gammasäteilyä käytetään esimerkiksi teollisuuden radiografiasovelluksissa, sekä materiaalipaksuus- ja pinnankorkeusmittauksissa.iii

Säteilylajit

Kuva 1: Massiivisista heliumatomin ytimistä muodostuva alfasäteily kulkeutuu kiinteässä aineessa vain millimetrin osia, pysähtyen esimerkiksi paperiin tai ihon kuolleeseen pintakerrokseen. Korkeaenergisistä elektroneista muodostuva betasäteily läpäisee ihon, mutta pysähtyy tehokkaasti esimerkiksi ohueen alumiinilevyyn. Läpitunkeva gammasäteily kulkeutuu erityisesti kevyistä alkuaineista koostuvissa aineissa kymmeniä senttimetrejä. Raskaat alkuaineet, kuten lyijy, vaimentavat gammasäteilyä tehokkaasti.

Radioaktiivisuuteen ja säteilyyn liittyy paljon suureita, ja virallisten SI-järjestelmän johdannaisyksiköiden rinnalla käytetään edelleen yleisesti myös vanhoja 1900-luvun alusta peräisin olevia mittayksiköitä. Eri asiayhteyksissä esiintyvien lukuarvojen vaihteluväli on suuri, mikä tekee mittakaavan hahmottamisesta toisinaan vaikeaa. Radioaktiivisia aineita pystytään havaitsemaan niiden lähettämän säteilyn perusteella pitoisuuksissa, jotka muilla menetelmillä olisivat täysin mittaustarkkuuden ulkopuolella. Esimerkiksi kilpirauhasen liikatoiminnan hoitoon käytettävää radioaktiivista jodia päätyy toisinaan ilmaan polttamalla hävitettävän sairaalajätteen mukana. Päästöt voivat näkyä tarkoissa seurantamittauksissa tuhansien kilometrien päässä lähteestä, vaikka pitoisuudet olisivat vain mikrogramman triljoonasosia kuutiossa ilmaa. Vaihteluvälin toiseen ääripäähän sijoittuu esimerkiksi reaktorissa säteilytetty ydinpolttoaine, jossa radioaktiivisuutta on pienessä tilavuudessa niin paljon, että hajoamisen vapauttama energia ilmenee voimakkaana jälkilämmöntuottona.

Massayksiköitä käyttökelpoisempi tapa mitata radioaktiivisten aineiden määrää tai pitoisuutta onkin tarkastella niiden hajoamisnopeutta. Tätä kuvaa suure nimeltä aktiivisuus, jolla tarkoitetaan aikayksikössä tapahtuvien hajoamisreaktioiden lukumäärää. Aktiivisuuden yksikkönä käytetään ilmiön löytäjän mukaan nimettyä becquereliä (lyhenne Bq), joka vastaa yhtä radioaktiivista hajoamista sekunnissa. Käyttökelpoisia kerrannaisyksiköitä ovat myös kilo- (kBq), mega- (MBq), giga- (GBq) ja terabecquerel (TBq), joilla tarkoitetaan vastaavasti tuhatta, miljoonaa, miljardia ja biljoonaa hajoamista sekunnissa. Virallisen SI-johdannaisyksikön lisäksi aktiivisuudesta käytetään usein myös vanhaa curie-yksikköä (lyhenne Ci), joka on kiinnitetty radiumin Ra226-isotooppin ominaisaktiivisuuteen. Yksi curie vastaa grammaa radiumia, jonka aktiivisuus becquereleissä mitattuna on 37 GBq.

Alla olevaan taulukkoon on koottu esimerkkejä eri suuruusluokkia edustavista aktiivisuuksista ja aktiivisuuspitoisuuksista. Luonnossa esiintyviä radioaktiivisia alkuaineita ovat esimerkiksi uraani ja torium, sekä näiden hajoamissarjoissa muodostuva radium ja radon. Kaliumin radioaktiivinen K40-isotooppi muodostaa noin 0.01% kaikesta luonnossa esiintyvästä kaliumista. Koska kalium on elintoimintojen kannalta välttämätön kivennäisaine, myös sen radioaktiivista isotooppia löytyy paljon kaikista ihmisistä ja eläimistä, sekä monista elintarvikkeista. 1950-1960 -luvuilla tehdyissä ydinkokeissa ja vuonna 1986 tapahtuneessa Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuudessa ympäristöön vapautui radioaktiivista cesiumia (Cs137), joka näkyy edelleen Suomen luonnossa. Radioaktiivisia säteilylähteitä käytetään myös erinäisissä teollisuuden ja lääketieteen sovelluksissa.

Suuruusluokka Esimerkkejä aktiivisuudesta
Bq 15 Bq Yhden banaanin keskimääräinen K40-aktiivisuus
96 Bq/m3 Suomalaisasuntojen hengitysilman keskimääräinen radonpitoisuus (Rn222-isotooppi)
600 Bq/kg EU:n asettama suositusraja ruokasienten Cs137-pitoisuudelle
kBq (= 1000 Bq) 1-5 kBq Öljy- ja kaasulampuissa käytettävien toriumia sisältävien hehkusukkien aktiivisuus
4 kBq Aikuisen ihmisen kehon keskimääräinen K40-aktiivisuus
40 kBq Palovaroittimessa olevan Am241-lähteen aktiivisuus
30-100 kBq/m3 Suurimmat Suomesta mitatut hengitysilman radonpitoisuudet
MBq (= 1E6 Bq) 2 MBq/g 1900-luvun alussa valmistettujen radiumia sisältävien itsevalaisevien väriaineiden Ra226-aktiivisuus
20-800 MBq Isotooppitutkimuksissa käytettävien Tc99m-isotooppia sisältävien lääkeaineiden aktiivisuus (per annos)
25-100 MBq/kg Tuoreen ydinpolttoaineen ominaisaktiivisuus
400 MBq Kuluttajatuotteina myytävien tritiumia sisältävien itsevalaisevien kellojen ja kompassien suurin sallittu aktiivisuus
10 MBq – 50 GBq Teollisuuden mittalaitteissa (esim. pinnankorkeusmittari) käytettävien lähteiden aktiivisuus
GBq (= 1E9 Bq) 10 GBq/kg Keskiaktiiviseksi luokiteltavan radioaktiivisen jätteen enimmäisaktiivisuus
TBq (= 1E12 Bq) 4 TBq Teollisuuden radiografiassa käytettävien Ir192-lähteiden aktiivisuus
10 TBq/kg Käytetyn ydinpolttoaineen ominaisaktiivisuus geologisen loppusijoituksen alkaessa
200 TBq Sädehoidossa käytettävän kobolttikeilahoitolaitteen (“kobolttikanuunan”) Co60-lähteen aktiivisuus
PBq (= 1E15 Bq) 2 PBq Curiosity Mars-kulkijan käyttämän MMRTG-ydinpariston Pu238-aktiivisuus
340-800 PBq Arviot Fukushiman ydinvoimalaonnettomuuden kokonaispäästöstä
EBq (= 1E18 Bq) 3 EBq 1000 MWe kevytvesireaktorin I131-inventaari reaktorin käydessä
5.3 EBq UNSCEAR:in arvio Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuuden kokonaispäästöstä (pois lukien radioaktiiviset jalokaasut)

 

Käytännössä aktiivisuus on siis säteilevän aineen, kappaleen, näytteen, jne. radioaktiivisuuden määrää kuvaava fysikaalinen suure. Laskennallisesti aktiivisuus riippuu paitsi radioaktiivisten ytimien lukumäärästä, myös isotoopin hajoamisen todennäköisyydestä. Mitä epästabiilimpi ydin on, sitä enemmän sitä sisältävässä aineessa tapahtuu hajoamisreaktioita tietyllä aikavälillä. Tämä tarkoittaa kuitenkin samalla sitä, että myös aineen aktiivisuus putoaa tällöin nopeasti. Korkea ominaisaktiivisuus ja lyhyt elinikä kulkevat siis käsi kädessä. Pitkäikäistä isotooppia sisältävä aine voi vastaavasti säilyttää radioaktiivisuutensa vaikka miljardeja vuosia, sillä hajoamisreaktioita tapahtuu suhteellisen harvakseltaan.

Aktiivisuuden ja radioisotoopin eliniän välinen suhde avautuu parhaiten esimerkin kautta. Edellä todettiin, että vanha curie-yksikkö määriteltiin aktiivisuudeksi, joka vastaa grammaa radiumin isotooppia Ra226. Radiumin puoliintumisaika on noin 1600 vuotta. Huomattavasti pitkäikäisempi uraanin U238-isotooppi hajoaa 4.5 miljardin vuoden puoliintumisajalla, joten grammassa uraania tapahtuu vastaavasti vähemmän hajoamisreaktioita sekunnissa. Ero on yli miljoonakertainen. Radiumgrammaa aktiivisuudeltaan vastaavan uraanimäärän massa mitattaisiin tonneissa.

Radioaktiivisen isotoopin elinikää kuvaavaa puoliintumisaika tarkoittaa yksinkertaisesti aikaa, jonka kuluessa näytteessä olevien ytimien lukumäärä on vähentynyt puoleen. Kahden puoliintumisajan jälkeen alkuperäisistä ytimistä on jäljellä neljäsosa, kolmen puoliintumisajan kuluttua kahdeksasosa, sitten kuudestoista osa, ja niin edelleen. Koska näytteen aktiivisuus on verrannollinen radioaktiivisten ytimien lukumäärään, myös sen putoaminen noudattaa samaa eksponentiaalista lakia.iv

Radioaktiivisten isotooppien puoliintumisajat vaihtelevat sekunnin murto-osista miljardeihin vuosiin. Monet luonnossa esiintyvistä radionuklideista ovat syntyneet muun aurinkokunnan muodostavan materian kanssa astrofysikaalisissa prosesseissa miljardeja vuosia sitten. Tällaisia radionuklideja ovat esimerkiksi uraanin isotoopit U235 ja U238 (puoliintumisajat 700 miljoonaa ja 4.5 miljardia vuotta), toriumin isotooppi Th232 (14 miljardia vuotta), sekä kaliumin isotooppi K40 (1.3 miljardia vuotta). Kosmisesta alkuperästä kertoo myös se, että näiden isotooppien suhteelliset osuudet ovat samat kaikkialla luonnossa.

Luonnossa esiintyy myös sellaisia lyhytikäisempiä radioaktiivisia alkuaineita, joita syntyy jatkuvasti lisää. Uraanin ja toriumin pitkäikäiset isotoopit muodostavat kolme hajoamissarjaa, jotka päättyvät yli kymmenen peräkkäisen reaktion jälkeen lyijyn stabiileihin isotooppeihin. Näissä hajoamissarjoissa syntyy luonnollisen taustasäteilyn kannalta merkittäviä radionuklideja, kuten radiumin ja radonin isotooppeja Ra226 ja Rn222 (puoliintumisajat 1600 vuotta ja 3.8 päivää). Avaruudesta tuleva erittäin korkeaenerginen kosminen säteily tuottaa ilmakehän typen kanssa vuorovaikuttaessaan radioaktiivista hiilen C14-isotooppia (puoliintumisaika 5700 vuotta), mihin perustuu esimerkiksi arkeologien käyttämä radiohiiliajoitus.

Luonnon hajoamissarjat

Kuva 2: Aktinidit muodostavat neljä pitkää hajoamissarjaa, joita kutsutaan torium, aktinium, uraani- ja neptuniumsarjoiksi. Ne saavat alkunsa pitkäikäisistä isotoopeista Th232, U235, U238 ja Np237, ja päättyvät stabiileihin lyijyn ja vismutin ytimiin Pb208, Pb207, Pb206 ja Bi209. Luonnonuraanin U235- ja U238-isotooppien suhteelliset osuudet ovat noin 0.7% ja 99.3%. Toriumilla ei ole muita pitkäikäisiä isotooppeja kuin Th232. Neptuniumsarja on muita lyhytikäisempänä hävinnyt kokonaan luonnosta. Kaikki plutoniumin ja sivuaktinidien hajoamisketjut yhtyvät johonkin näistä neljästä sarjasta.

Toiminnassa olevan ydinreaktorin polttoaine muodostaa monimutkaisen sekoituksen uraanin isotooppeja, plutoniumia, sivuaktinideja, sekä satoja fissiossa syntyneitä keskiraskaita tytärytimiä. Reaktorin fissiotuoteinventaari kattaa kaikki jaksollisen järjestelmän alkuaineet suurin piirtein järjestyslukujen 22 ja 69 välissä. Fissiotuotteet ja transuraanit syntyvät neutronisäteilytyksen vaikutuksesta polttoaineen keraamisiin uraanioksiditabletteihin. Käytännössä vakava reaktorionnettomuus ja radioaktiivinen päästö ympäristöön edellyttääkin polttoaineen merkittävää vaurioitumista tai sulamista, sekä sitä, että myös kaikki muut sisäkkäiset vapautumisesteet menetetään.

Reaktorin käydessä sen aktiivisuusinventaaria hallitsevat erittäin lyhytikäiset isotoopit, joista suuri osa kuitenkin hajoaa jo ensimmäisten minuuttien kuluessa ketjureaktion sammuttamisesta. Radioaktiivisen päästön kannalta myöskään erittäin pitkäikäisillä radionuklideilla ei ole suurta merkitystä, sillä niiden aktiivisuus on vastaavasti pieni. Vakavissa reaktorionnettomuuksissa merkittävimmän päästön muodostavat sellaiset helposti vapautuvat radionuklidit, joiden puoliintumisajat mitataan päivissä, kuukausissa, tai korkeintaan kymmenissä vuosissa.

Helposti vapautuvilla aineilla tarkoitetaan käytännössä kemiallisesti inerttejä radioaktiivisia jalokaasuja (esim. xenonin isotooppi Xe133), sekä sellaisia alkuaineita, jotka muodostavat matalassa lämpötilassa kaasuuntuvia yhdisteitä. Uraanin, plutoniumin ja sivuaktinidien vapautuminen edellyttää lämpötilan kohoamista tuhansiin asteisiin (esim. plutoniumin kiehumispiste on n. 3200°C), mutta tietyt fissiotuotteet esiintyvät kaasumaisina jo reaktorin normaalissa käyttölämpötilassa. Helposti vapautuvia yhdisteitä muodostavat erityisesti cesium ja jodi.

Ydinvoimalaonnettomuudessa vakavimman säteilyriskin lähialueen väestölle muodostaa 8 päivän puoliintumisajalla hajoava jodin isotooppi I131. Lyhyt puoliintumisaika tarkoittaa korkeaa ominaisaktiivisuutta, eli jodin kaltaisen lyhytikäisen radionuklidin päästö voi olla aktiivisuudeltaan suuri, vaikka isotoopin määrä olisi massa- tai tilavuusyksiköissä mitattuna näennäisesti häviävän pieni. Edellä esitetyssä taulukossa annettiin suuren kevytvesireaktorin I131-inventaariksi suuruusluokkaa 3 EBq. Massayksiköissä mitattuna tämä on vain noin 650 grammaa.

Jodipäästön aktiivisuus puolittuu kahdeksan päivän välein, joten päästö häviää jo puolessa vuodessa käytännössä olemattomiin. Ympäristön pitkäaikaisen saastumisen kannalta merkittävin radionuklidi on cesiumin isotooppi Cs137, jonka puoliintumisaika on 30 vuotta. Kuten edellä todettiin, vuonna 1986 tapahtuneesta Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuudesta sekä 1950-1960 -luvuilla tehdyistä ydinkokeista peräisin olevaa cesiumia löytyy edelleen Suomen luonnosta. Kolmas ydinlaskeuman kannalta ongelmallinen radionuklidi on 29 vuoden puoliintumisajalla hajoava strontiumin Sr90-isotooppi. Strontium ei kuitenkaan muodosta matalassa lämpötilassa kaasuuntuvia yhdisteitä, eikä se siksi vapaudu reaktorionnettomuuksissa ympäristöön yhtä helposti kuin I131 tai Cs137. Ydinräjähdyksen aiheuttamassa päästössä tilanne on olennaisesti erilainen.

Vaikka radioaktiivisen isotoopin määrä ja puoliintumisaika kertovat miten paljon isotooppia sisältävässä näytteessä tapahtuu hajoamisreaktioita aikayksikössä, pelkkä aktiivisuus ei vielä yksin kerro kaikkea hajoamisen yhteydessä syntyvän säteilyn vaarallisuudesta. Eri säteilylajien vuorovaikutusmekanismit poikkeavat toisistaan, ja myös hajoamisreaktiossa vapautuva energiamäärä vaihtelee isotoopista toiseen. Korkeaenerginen alfasäteilijä vaikuttaa elimistöön päästyään eri tavalla kuin matalaenerginen betasäteilijä, vaikka molempien isotooppien aktiivisuus olisikin numeroarvoltaan sama. Myös hajoamisen yhteydessä esiintyvän gammasäteilyn energia ja intensiteetti vaihtelevat. Osa radioaktiivisista isotoopeista hajoaa kokonaan ilman gammaemissiota.

Alfa-, beta- ja gammasäteilyn vuorovaikutukset väliaineessa muuttavat aineen rakennetta atomitasolla. Kemiallisissa yhdisteissä alkuaineiden atomit ovat sitoutuneet toisiinsa voimin, joiden vaikutus palautuu atomien elektronikuorirakenteeseen. Uloimpien elektronien sidosenergia, eli energia joka vaaditaan irrottamaan negatiivisesti varautunut elektroni positiivisen atomiytimen vaikutuspiiristä, mitataan korkeintaan kymmenissä elektronivolteissa. Radioaktiivisen hajoamisen tuottamalla hiukkas- ja sähkömagneettisella säteilyllä voi olla energiaa miljoonakertaisesti, eli useita megaelektronivoltteja. Tämän energian absorboituminen väliaineeseen jättää jälkeensä paljon katkenneita sidoksia ja positiivisesti varautuneita ioneja.v Atomien väliset sidokset järjestäytyvät osumakohdan läheisyydessä uudelleen, ja säteilyn mukanaan kuljettama energia muuttuu lopulta väliaineen lämmöksi.

Atomitason muutokset vahingoittavat myös elävää kudosta, jonka toiminta riippuu monimutkaisista kemiallisista prosesseista. Osuma solun tumaan voi aiheuttaa DNA-juosteen katkeamisen, ja solun biologisen toiminnan häiriintymisen. Suurin osa elävän solun tilavuudesta on vettä. Säteilyn vesimolekyyleissä aiheuttamat ionisaatiot synnyttävät kemiallisesti reaktiivisia vapaita radikaaleja, jotka aiheuttavat välillisiä vaurioita solun sisällä. Säteilyn aiheuttamista vaurioista voi pahimmillaan seurata solun kuolema, tai myöhemmin syöpään johtava mutaatio perimäaineksessa.

Säteilyn biologiset vaikutukset riippuvat paitsi altistuksen voimakkuudesta, myös säteilylajista, ja sisäisen altistuksen tapauksessa säteilyä emittoivan radioaktiivisen aineen kemiallisista ja fysiologisista ominaisuuksista. Suurella nopeudella liikkuva massiivinen alfahiukkanen menettää energiansa hyvin lyhyellä matkalla (korkeintaan kymmeniä mikrometrejä). Tämä tarkoittaa toisaalta sitä, että alfasäteily ei kykene tunkeutumaan esimerkiksi ihon kuolleen pintakerroksen läpi, mutta toisaalta sitä, että keuhkoihin, ruuansulatuskanavaan tai verenkiertoon päätynyt alfasäteilijä voi aiheuttaa suurta tuhoa kehon sisällä. Esimerkiksi Venäjän turvallisuuspalvelu FSB:n entinen upseeri Alexander Litvinenko myrkytettiin Lontoossa vuonna 2006 poloniumin Po210-isotoopilla, joka on voimakas alfasäteilijä. Radioaktiivinen myrkky oli sekoitettu teehen.

Alfasäteilyn tapaan myös betasäteily on vaarallisinta kehon sisäisenä annoksena. Betahiukkasten energia absorboituu ympäröivään kudokseen lähelle säteilyn lähdettä. Esimerkiksi radioaktiivinen jodi kerääntyy kilpirauhaseen, aiheuttaen siellä suuren paikallisen säteilyannoksen. Cesium puolestaan muistuttaa kemiallisesti kaliumia, jolla on merkittävä biologinen rooli solujen aineenvaihdunnassa. Radioaktiivinen Cs137 kertyy erityisesti pehmeisiin kudoksiin, aiheuttaen annosta ympäri kehoa. Ulkoisesti saatuna betasäteily aiheuttaa lähinnä ihovaurioita.

Läpitunkeva gammasäteily ei pysähdy vaatteisiin tai ihon pintaan. Osa ulkopuolelta tulevista korkeaenergisistä fotoneista kulkee vuorovaikuttamatta kehon läpi. Törmäyksiä tapahtuu kuitenkin väistämättä myös elävässä kudoksessa, mikä aiheuttaa soluvaurioita kaikkialla kehossa. Teollisuudessa ja lääketieteessä käyttävät gammalähteet ovat aiheuttaneet säteilyonnettomuuksia, joissa suojaamattomia lähteitä käsitelleet työntekijät ovat tietämättään altistuneet voimakkaalle gammasäteilylle. Ydinvoimalaonnettomuuden jälkeen lähialueen väestö voi saada ulkoista gamma-annosta päästöpilven kulkiessa alueen yli, tai jos radioaktiivisia aineita päätyy sateen mukana laskeumana maan pinnalle.

Säteilyaltistusta mittaava fysikaalinen suure on nimeltään absorboitunut annos, joka tarkoittaa yksinkertaisesti väliaineeseen massayksikköä kohden absorboitunutta säteilyenergiaa. Annoksen SI-johdannaisyksikkönä käytetään graytä (1 Gy = 1 J/kg), ja sen rinnalla erityisesti Yhdysvalloissa vielä vanhaa yksikköä rad (1 rad = 0.01 Gy). Vaikka absorboitunut annos on puhtaasti fysikaalinen suure, sitä voidaan käyttää kuvaamaan myös voimakkaan säteilyaltistuksen aiheuttamia välittömiä terveysvaikutuksia. Elävät solut kestävät rajallisen määrän säteilyä, ja jos kudokseen absorboituu kerralla paljon energiaa, suuri osa soluista kuolee lyhyen ajan sisällä altistuksesta. Kudosvauriot voivat olla paikallisia, aiheuttaen esimerkiksi ihon palamisen, mutta niiden vaikutukset voivat tuntua myös kauttaaltaan koko elimistössä.

Lyhyellä aikavälillä (esim. yhden vuorokauden aikana) saatu yhden grayn kokokehoannos aiheuttaa merkittäviä soluvaurioita säteilylle herkimmissä kudoksissa, kuten limakalvoilla ja ruuansulatuskanavassa. Vauriot luuytimessä häiritsevät uusien verisolujen tuotantoa, mikä näkyy muutoksina verenkuvassa. Välilliset vaikutukset ulottuvat esimerkiksi ravinnon imeytymiseen ja immuunipuolustukseen. Seurauksena voi olla säteilysairaus, jonka oireina ilmenee yleiskunnon heikkenemistä, pahoinvointia, hiustenlähtöä ja verenvuotoa limakalvoilta. Vauriot pahenevat annoksen kasvaessa. Noin viiden gray kokokehoannos voi lamaannuttaa uusien verisolujen tuotannon, johtaen hengenvaaralliseen anemiaan. Tilaa voidaan hoitaa luuydinsiirroilla. Yli kymmenen grayn annos johtaa hoidosta huolimatta suurella todennäköisyydellä kuolemaan.

Hengenvaarallinen säteilyannos edellyttää käytännössä joko korkea-aktiivisen aineen päätymistä elimistöön (esim. Litvinenkon murha), tai altistumista erittäin voimakkaalle gammasäteilylle siten, että vaikutukset ulottuvat syvälle kehon sisälle. Korkea ulkoinen annos voi aiheutua esimerkiksi voimakkaan suojaamattoman säteilylähteen käsittelystä, tai kriittisyysonnettomuudesta, jossa ketjureaktio käynnistyy reaktorin ulkopuolella fissiilin materiaalin muodostaessa odottamattomasti ylikriittisen geometrian.vi Myös Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuuden aikaan laitoksella työskennellyt henkilökunta, sekä sammutustöihin osallistuneet palomiehet saivat reaktorin räjähdyksessä vapautuneesta päästöstä tappavan korkeita kerta-annoksia.

Paljon alle yhden grayn jäävät säteilyannokset eivät aiheuta tuntuvia fysiologisia vaikutuksia, ja kudoksille aiheutuneet vauriot paranevat ennen pitkää itsestään. Vauriot DNA-juosteessa voivat kuitenkin jäädä elämään mutaatioina, jotka kehittyvät myöhemmin syöväksi. Säteilyn pitkäaikaisia terveysvaikutuksia voidaan mitata toisella annossuureella, jota kutsutaan efektiiviseksi annokseksi. Yksikkönä käytetään sievertiä (Sv), ja sen rinnalla vanhentunutta rem-yksikköä (1 rem = 0.01 Sv). Sievert ja gray liittyvät läheisesti toisiinsa, sillä efektiivinen annos määritetään absorboituneesta annoksesta erilaisten säteilylajille ja altistuneelle kudostyypille ominaisten painotuskertoimien avulla.vii Yksiköitä käytetään usein ristiin siten, että myös akuuttia säteilyaltistusta mitataan sieverteissä. Monissa säteilytilanteissa molempia voidaan approksimoida samalla lukuarvolla.

Kehon sisäisen efektiivisen annoksen määrittämisessä joudutaan huomioimaan myös radioaktiivisen aineen biologinen rooli, sekä isotoopin hajoamisketjussa mahdollisesti syntyvät radioaktiiviset tytärytimet. Kaliumin tapaan käyttäytyvä cesium poistuu aineenvaihdunnan kautta suhteellisen nopeasti elimistöstä, eikä se pitkäikäisyydestään huolimatta aiheuta vuosia kestävää säteilyhaittaa. Strontium sen sijaan omaksuu elimistössä kalsiumin biologisen roolin, ja ravinnon tai juomaveden mukana saatu Sr90 voi siksi jäädä vuosikymmeniksi luustoon säteilemään. Yksinkertaisimman approksimaation mukaan elimistöön päätyneen radioisotoopin aktiivisuus voidaan liittää efektiiviseen säteilyannokseen erilaisilla isotooppikohtaisilla nautinta-annostekijöillä. Radioaktiivisten aineiden imeytymiseen ja poistumiseen voidaan myös vaikuttaa. Joditablettien syöminen radioaktiivisen päästön aikana kyllästää kilpirauhasen puhtaalla jodilla, mikä vähentää merkittävästi I131:n imeytymistä.

Välittömien fysikaalisten vaikutusten lisäksi kehon kollektiivista säteilyrasitusta kuvaava efektiivinen annos ottaa siis huomioon myös joukon biologisia tekijöitä. Voimakkaan säteilyaltistuksen tiedetään korreloivan esimerkiksi tiettyjen syöpätyyppien esiintyvyyden kanssa. Väestötasolla altistus voi näkyä poikkeama tilastoissa, mikä yksilötasolla tarkoittaa kohonnutta syöpäriskiä. Välittömästi ilmenevien (determinististen) terveysvaikutusten sijaan efektiivistä annosta käytetäänkin säteilybiologiassa eräänlaisena altistusmittarina, joka voidaan liittää esimerkiksi myöhemmin esiteltävää LNT-mallia käyttäen säteilyannoksen pitkällä aikavälillä aiheuttamiin tilastollisiin (stokastisiin) riskeihin.

Koska radioaktiivisia aineita on kaikkialla elinympäristössä, myös kaikki ihmiset altistuvat väistämättä jatkuvasti säteilylle. Ulkoisen taustasäteilyn annosnopeus vaihtelee Suomessa välillä 0.05-0.30 µSv/h. Vaikka ulkopuoliselta säteilyaltistukselta pystyisi suojautumaan täydellisesti, säteilyannosta on mahdoton välttää jo pelkästään siitä syystä, että kehon sisällä tapahtuu suuruusluokkaa 4000 radioaktiivisen K40-isotoopin hajoamisreaktioita joka sekunti (kts. yllä oleva taulukko). Luonnollinen säteilytausta asettaa myös efektiiviset annokset oikeaan mittakaavaan. Suomalaisen keskimääräinen vuotuinen säteilyannos on esitetty lohkokaaviona kuvassa 3.

Annoskakku

Kuva 3: Suomalaisten keskimääräinen vuosittainen säteilyannos. Asuntojen sisäilmassa oleva radon (Rn222) on maaperästä nouseva radioaktiivinen jalokaasu, jota syntyy uraanin U238-isotoopin hajoamissarjassa. Ulkoinen taustasäteily on peräisin maaperässä ja rakennusmateriaaleissa olevista radioaktiivisista aineista. Ulkoista säteilyannosta aiheuttaa myös avaruudesta peräisin oleva kosminen säteily. Kehon sisäisistä radioaktiivisista aineista merkittävin on kaliumin isotooppi K40. Tšernobyl-laskeuma ja ydinkokeet viittaavat käytännössä cesiumin isotooppiin Cs137, jota löytyy edelleen Suomen luonnosta. Lähde: STUK.

Puolet vuotuisesta 3.2 mSv annoksesta aiheutuu sisäilman radonista. Huoneilman radonpitoisuudet voivat kuitenkin vaihdella jopa useita kertaluokkia maantieteellisen sijainnin, maaperän tyypin ja rakennustavan mukaan. Harjualueilla maaperä koostuu huokoisesta sorasta, joka päästää tehokkaasti kaasumaisen radonin läpi. Tällaiselle maaperälle rakennetussa pientalossa sisäilman radonpitoisuus voi helposti nousta niin korkeaksi, että sen aiheuttama säteilannos on moninkertainen suomaisten vuosikeskiarvoon verrattuna. Tilastollisesti kymmenen millisievertin vuosiannos ylittyy noin kahdella prosentilla pientalojen asukkaista, ja korkeimmat annokset ovat olleet jopa satoja millisievertejä vuodessa.

Se, että kuvan 3 annoksissa on yksilötasolla suurta hajontaa, näkyy myös siinä, että säteilyn lääketieteellisen käytön osuus on suhteellisen suuri, vaikka altistus koskettaa vuosittain vain pientä osaa väestöstä. Yksittäinen hammasröntgenkuvaus aiheuttaa potilaalle noin 0.01 millisievertin efektiivisen annoksen. Kehon osien, kuten keuhkojen ja lannerangan kuvauksesta aiheutuvat annokset ovat tyypillisesti kymmeniä kertoja suurempia. Vartalon tietokonetomografiakuvauksesta aiheutuva kerta-annos voi ylittää suomalaisen keskimääräisen vuosiannoksen lähes kolminkertaisesti. Myös radioaktiivisiin merkkiaineisiin perustuvat isotooppitutkimukset altistavat potilaan ylimääräiselle säteilylle. Sydänlihaksen verenkierron tutkimuksessa käytettävissä merkkiainekuvauksissa annos voi ylittää 20 mSv.viii

Radioaktiivisten aineiden ja säteilyn parissa työskenteleviä ammattiryhmiä ovat esimerkiksi monet terveydenhuollon ja ydinvoimalaitosten työntekijät. Lain mukaan säteilytyöntekijöiden efektiivinen vuosiannos ei saa ylittää 50 millisievertin rajaa, tai viiden vuoden keskiarvona 20 mSv vuodessa. Säteilytyöntekijöiden annoskertymää seurataan henkilökohtaisilla dosimetreillä. Seurannan piirissä on Suomessa yli kymmenentuhatta työntekijää. Vuosiannosrajojen ylityksiä tapahtuu harvoin, ja keskimäärin säteilytyöntekijöiden vuosittainen annoskertymä jää alle kymmenen millisievertin.

Varsinaisten säteilytyöntekijöiden lisäksi myös lentohenkilöstö altistuu merkittävästi ylimääräiselle säteilylle. Kosmisen säteilyn annosnopeus matkalentokorkeudessa voi olla yli satakertainen (3-8 µSv/h) maanpinnan tasoon verrattuna. Lentäjien ja matkustamohenkilökunnan säteilyaltistusta arvioidaan laskennallisesti lentotuntien perusteella. Keskimäärin vuosittaiset säteilyannokset ovat olleet 2-3 mSv luokkaa, ja suurimmillaan hieman yli 5 mSv. Satunnaisten kerta-annosten sijaan lentokoneessa työskentely aiheuttaa tasaisen ja pitkäaikaisen säteilyaltistuksen, minkä vuoksi kollektiivista säteilyannosta tarkasteltaessa lentohenkilöstö nousee kaikkein merkittävimmäksi yksittäiseksi ryhmäksi. Jopa kolme neljäsosaa seurannan piirissä olevien työntekijöiden kollektiivisesta annoksesta kertyy lentokoneiden ohjaamo- ja matkustamohenkilökunnalle.

Säteilyn pitkällä aikavälillä aiheuttamia stokastisia terveysvaikutuksia arvioidaan lineaariseen ekstrapolaation perustuvalla nk. LNT-mallilla (engl. ”linear no-treshold model”). Malli perustuu tilastolliseen analyysiin ja aineistoon, jota on kerätty seuraamalla säteilylle altistuneiden ihmisten terveydentilaa kymmeniä vuosia altistuksen jälkeen. Merkittävimmän seurantaryhmän muodostavat Japanin atomipommituksista vuonna 1945 selvinneet Hiroshiman ja Nagasakin kaupunkien asukkaat. Lyhyen aikavälin sisällä saatuna jo alle sadan millisievertin säteilyaltistus on näiden tilastojen perusteella yhdistetty kasvaneeseen todennäköisyyteen sairastua myöhemmin elämässä tiettyihin syöpiin.ix

LNT-mallin tiedetään siis ennustavan varsin luotettavasti säteilyn stokastisia vaikutuksia silloin, kun altistus poikkeaa selvästi luonnon säteilytaustasta. Mallia on kuitenkin kritisoitu paljon siitä, että sitä sovelletaan sellaisenaan myös pieniin ja pitkällä aikavälillä saatuihin annoksiin, jolloin sen epäillään yliarvioivan merkittävästi säteilyn väestötasolla aiheuttamaa syöpävaikutusta. LNT-mallin luotettavuuden arvostelu leimautuu helposti yritykseksi vähätellä ydinvoimalaonnettomuuksien seurauksia, minkä vuoksi aihe on ydinvoimaviestinnän kannalta erityisen vaikea. Väitteille on kuitenkin olemassa vankka tieteellinen pohja, ja mallin käyttöön liittyviä ongelmia on nostettu esille myös ydinenergia-alan ulkopuolella.

Syy siihen miksi suurilla säteilyaltistuksilla havaittu korrelaatio ylipäänsä ekstrapoloidaan koskemaan myös pieniä annoksia on yksinkertaisesti se, ettei parempaakaan tilastollista mallia ole olemassa. Syöpää esiintyy kaikissa väestöryhmissä, ja kaikki ihmiset myös altistuvat jatkuvasti luonnon taustasäteilylle. Vuosittain kirjattavien syöpätapausten lukumäärissä on paljon tilastollista vaihtelua. Taustasäteilyn voimakkuus puolestaan riippuu esimerkiksi asuinpaikasta, eikä tarkan säteilyannoksen määrittäminen ole käytännössä edes mahdollista. Kun lisäys säteilyaltistuksessa on samaa suuruusluokkaa luonnollisen säteilytaustan kanssa, tuntemattomista ja satunnaisista tekijöistä aiheutuva tilastollinen epävarmuus ylittää moninkertaisesti LNT-mallin ennustaman syöpäriskin kasvun. Ongelma palautuu lopulta siihen, että tilastollista korrelaatiota ei ole edes teoriassa mahdollista määrittää silloin, kun se hukkuu täysin aineiston satunnaiskohinaan.

LNT-mallia voidaan tavallaan pitää valistuneena arvauksena, joka antaa konservatiivisia tuloksia. Vaikka mallin soveltuvuudesta pieniin säteilyannoksiin ei ole olemassa tilastollista näyttöä, ei ole myöskään syytä olettaa, että malli ainakaan aliarvioisi syöpäriskiä. Ennusteiden konservatiivisuus ei ole erityisen suuri ongelma sovellettaessa mallia ennaltaehkäiseviin toimenpiteisiin, esimerkiksi määritettäessä rajoituksia ydinvoimalaitosten radioaktiivisille päästöille tai säteilytyöntekijöiden vuosiannoksille. Varovaisuusperiaatteen noudattaminen on tällöin varsin perusteltua. Mallin tuloksia voidaan tällöin tulkita esimerkiksi siten, että niin kauan kuin säteilyn parissa työskentelevien ihmisten vuosiannokset pysyvät sallituissa rajoissa, ylimääräisiltä syöpätapauksilta vältytään hyvin suurella todennäköisyydellä kokonaan.

Tilastollisen näytön puuttuminen ei kuitenkaan ole ainoa syy siihen, miksi LNT-mallin luotettavuutta pidetään kyseenalaisena arvioitaessa pienten säteilyannosten vaikutuksia. Virhettä ylöspäin voidaan nimittäin perustella myös fysiologisilla tekijöillä. Syövän syntymekanismeihin liittyy paljon tuntemattomia tekijöitä, mutta pohjimmiltaan kyse on leviämään päässeestä mutaatiosta solun perimäaineksessa, joka saa terveen kudoksen kehittymään kasvaimeksi. Näitä mutaatioita tapahtuu jatkuvasti, ja soluilla on käytössään erilaisia korjausmekanismeja niiden leviämisen estämiseksi. Säteilyaltistus on yksi mutaatioita aiheuttavista tekijöistä, ja kun altistus kasvaa, myös mutaatioita tapahtuu nopeammin. Solun sisäisille korjausmekanismeille on fysiologisesti ominaista se, että ne pystyvät toimimaan tehokkaasti niin kauan kuin vaurioita tapahtuu hitaammin kuin niitä pystytään korjaamaan. Tällaisessa tilanteessa säteilyannoksen kasvattaminen ei välttämättä kasvata syöpäriskiä, tai annoksen pienentäminen vähennä sitä.

Arkielämän kannalta tutumpi esimerkki samankaltaisten korjausmekanismien toiminnasta on ihon altistuminen ultraviolettisäteilylle voimakkaassa auringonpaisteessa. Lyhytaikainen oleskelu auringossa ei yleensä aiheuta ongelmia vaikka se olisi toistuvaa ja päivittäistä, sillä ihosolut pystyvät altistusten välissä palautumaan ja korjaamaan syntyneet vauriot. Kerta-annoksena tuntien yhtämittainen altistuminen UV-säteilylle voi sen sijaan saada ihon palamaan, minkä on jo merkki vakavista vaurioista solutasolla. Analogia säteilyn pitkäaikaisvaikutuksiin ei ole täydellinen, mutta esimerkki osoittaa sen, että UV-säteilyn vaikutuksia ei voida kuvata tarkastelemalla ainoastaan kumulatiivista altistusta, vaan myös aika, jonka kuluessa vauriot ovat syntyneet, vaikuttaa merkittävästi lopputulokseen.

Ionisoivan säteilyn terveysvaikutuksia kuvaavan LNT-mallin mukaan suuri annosnopeus ja lyhyt altistusaika tuottavat kuitenkin saman lopputuloksen kuin pieni annosnopeus ja pitkä altistus, jos vain kokonaisannos on molemmissa tapauksissa sama. Oletus vaikutusten täydellisestä kumuloitumisesta sopii huonosti yhteen ihmisen fysiologian kanssa, sillä nopeasti saatu suuri annos kuormittaa elimistöä huomattavasti enemmän. Saman suuntaisia tuloksia on saatu myös eläinkokeista sekä molekyyli- ja solutason tutkimuksista, joissa syöpäriskin on havaittu liittyvän vahvemmin annosnopeuteen kuin pitkällä aikavälillä saatuun kokonaisannokseen.

Tunnetuista puutteistaan huolimatta LNT-mallia käytetään yleisesti arvioimaan radioaktiivisten päästöjen suurelle väestölle aiheuttamaa terveyshaittaa, esimerkiksi ydinvoimalaonnettomuuksien jälkeen. Kertomalla mallin antama riskitekijä väestön koolla, saadaan tulokseksi ennuste odotettavissa olevien syöpätapausten kokonaismäärälle. Tätä menetelmää voidaan soveltaa, oli säteilyaltistus miten pieni tahansa, ja jos tarkasteltavan väestön koko on riittävän suuri ja aikaväli riittävän pitkä, lopputulos on aina nollasta poikkeava luku. Kun mallia käytetään tällä tavoin ilman reunaehtoja, sillä on käytännössä mahdoton saada yksiselitteisiä tuloksia. Ongelmaa kuvaa hyvin se, että eri asiantuntija-arviot saattavat poiketa toisistaan jopa useita kertaluokkia jo pelkästään siitä syystä, että säteilylle altistuneen väestön koko on määritelty eri tavalla.

Säteilyturvallisuuden ja -fysiologian ammattilaisten muodostama yhdysvaltalainen Health Physics Society antoi vuonna 2016 uuden suosituksen, jonka mukaan LNT-mallin käyttöä tulisi välttää arvioitaessa säteilyn pitkäaikaisvaikutuksia tilanteissa, joissa annosnopeus on samaa suuruusluokkaa luonnon taustasäteilyn kanssa. Ihmisen keskimääräinen luonnollisesta taustasäteilystä aiheutuva annoskertymä 80 ikävuoteen mennessä on 200-300 millisievertin luokkaa. Suositus asettaa siten kyseenalaiseksi LNT-mallin käytön esimerkiksi tilanteessa, jossa 100 mSv:n ylimääräinen säteilyannos kertyy usean vuosikymmenen aikana. Tšernobylin ja Fukushiman ydinvoimalaonnettomuuksista suurelle väestölle aiheutuneet säteilyaltistukset jäävät vielä paljon pienemmiksi, mikä puolestaan herättää kysymyksen sitä, pitäisikö laskennallisia arviota syöpätapausten lukumääristä tulkita lainkaan oikeaa suuruusluokkaa edustaviksi tuloksiksi, vai onko kyse pikemminkin hyvin konservatiivisista yläraja-arvioista? Siihen, miksi konservatiivisuutta pidetään huonona perusteluna mallin käytölle väestön terveydentilan ennustamisessa, palataan tarkemmin vielä kirjoituksen jälkimmäisessä osassa.


i) Koska ytimen stabiilisuus määräytyy sen nukleonikonfiguraation perusteella, myöskään radioaktiivisuus ei atomitason mittakaavassa ole ominaisuus joka voi siirtyä ytimeltä toiselle. Radioaktiivisen lähteen säteilykenttään tuotu ei-radioaktiivinen kappale ei tästä syystä (vastoin yleistä mielikuvaa) muutu säteilyn vaikutuksesta radioaktiiviseksi. Aktivoituminen edellyttää aina muutosta nukleonitasolla, sillä jotta aineen stabiilit atomiytimet voisivat muuttua radioaktiivisiksi isotoopeiksi, niiden on joko saatava jostain lisää protoneita tai neutroneita, tai hankkiuduttava niistä eroon. Radioaktiivisen hajoamisen tuottama säteily ei pääsääntöisesti kykene tällaisia ydinmuutoksia aiheuttamaan.

ii) Yleisesti ottaen sähkömagneettista säteilyä syntyy sellaisissa energiamuutoksissa, joihin liittyy sähköisiä voimia (varauksen liiketilan muutos synnyttää sähkö- ja magneettikenttiin häiriöitä, jotka ilmenevät sähkömagneettisena säteilynä). Sähköisessä piirissä kulkevan virran värähtely tuottaa radio- ja mikroaaltoja. Infrapunasäteily liittyy molekyylitason lämpöliikkeeseen, ja näkyvää valoa ja ultraviolettisäteilyä puolestaan syntyy atomien elektronien energiatilamuutoksissa. Gammasäteily on peräisin ilmiöistä, jotka tapahtuvat atomin ytimessä. Sähkömagneettista säteilyä tuottavien ilmiöiden energiatiheys heijastuu suoraan niissä syntyvän säteilyn energiaan. Atomi- ja molekyylitason ilmiöihin verrattuna radioaktiivisessa hajoamisessa ja ydinreaktioissa tapahtuvat energiamuutokset ovat monta kertaluokkaa suurempia, joten myös niissä syntyvillä fotoneilla on huomattavasti enemmän energiaa.

iii) Gammasäteilyn vaimeneminen noudattaa likimain eksponentiaalista lakia, joka tarkoittaa sitä, että intensiteetin suhteellinen muutos kuljettua matkaa kohden on vakio. Eri aineille voidaan tällä oletuksella määrittää sille ominainen puoliintumispaksuus, joka tarkoittaa nimensä mukaisesti materiaalipaksuutta, jonka matkalla säteilyn intensiteetti putoaa puoleen. Esimerkiksi 5 MeV gammafotoneille ilman, veden, betonin ja lyijyn puoliintumispaksuudet ovat n. 200 m, 25 cm, 10 cm ja 1.5 cm. Eksponentiaalinen vaimenemislaki on todellisuudessa kuitenkin vain approksimaatio, joka ei huomioi esimerkiksi fotonien sirontaa ja vuorovaikutuksissa syntyvää sekundääristä säteilyä.

iv) Eksponentiaalinen hajoamislaki tarkoittaa sitä, että radioaktiivisessa näytteessä tietyllä aikavälillä hajoavien ytimien suhteellinen osuus on vakio. Puoliintumisaika kertoo sen aikavälin pituuden, jonka kuluessa radioaktiivisella ytimellä on 50% todennäköisyys hajota. Koska kyse on riippumattomasta satunnaisprosessista, todennäköisyyteen ei vaikuta se, miten kauan ydin on ollut ennen tarkasteluhetkeä olemassa. Yhden puoliintumisajan kuluessa radioaktiivisen näytteen ytimistä hajoaa keskimäärin puolet. Jokaisella jäljelle jääneellä ytimellä on taas 50% todennäköisyys hajota seuraavan puoliintumisajan kuluessa, minkä jälkeen jäljellä on enää keskimäärin neljäsosa alkuperäisistä ytimistä, jne…

v) Alfa-, beta-, röntgen- ja gamma- ja neutronisäteilyä kutsutaan myös ionisoivaksi säteilyksi. Ionisoivaan säteilyyn luetaan toisinaan myös näkyvän valon ja röntgensäteilyn aallonpituusalueiden välimaastoon sijoittuva ultraviolettisäteily, jonka muodostavilla fotoneilla on energiaa kymmeniä tai satoja elektronivoltteja. Säteilysuojelumielessä merkityksellisiä säteilylajeja ovat lähinnä alfa-, beta- ja gammasäteily. Radioaktiiviset lähteet eivät tavallisesti emittoi neutroneita, mikä pätee myös reaktorionnettomuudesta peräisin olevaan ydinlaskeumaan. Vaarallisen voimakkaalle neutronisäteilylle altistuminen edellyttääkin käytännössä kriittisyysonnettomuutta, jossa ketjureaktio käynnistyy odottamattomasti esimerkiksi fissiilin materiaalin käsittelyn aikana.

vi) Esimerkiksi syövän sädehoidossa käytettävät kobolttilähteet pystyvät tuottamaan minuutissa kahden grayn paikallisen annoksen kapean säteilykeilan kohdistuessa suoraan kasvaimeen. Tällaisen säteilylähteen turvallinen käsittely edellyttää tehokasta suojausta, sillä ilman suojaa säteilytaso lähteen läheisyydessä nousee tappavan korkeaksi. Viimeisin vakava kriittisyysonnettomuus tapahtui Japanin Tokai-Murassa sijaitsevassa polttoainelaitoksessa vuonna 1999. Korkeasti väkevöidyn uraaniliuoksen huolimaton ja turvallisuusohjeiden vastainen käsittely johti ketjureaktio käynnistymiseen sekoitusastiassa. Kaksi laitoksen työntekijää kuoli saatuaan korkean säteilyannoksen (6-20 Gy). Osa annoksesta aiheutui gammasäteilyn lisäksi myös fissioreaktioissa vapautuneista neutroneista.

vii) Tarkemmin sanottuna biologista haittaa kuvaava annossuure on nimeltään ekvivalenttiannos, joka määritetään erikseen kehon osille ja sisäelimille. Ekvivalenttiannos on absorboituneesta annoksesta laskettu stokastista säteilyvaikutusta kuvaava suure, joka voidaan liittää esimerkiksi syövän kehittymisen todennäköisyyteen. Laskennassa käytetyt painotuskertoimet ottavat huomioon säteilyn laadun, eli sen, miten todennäköisesti säteilylaji aiheuttaa pitkäkestoisia vaikutuksia kudoksessa. Esimerkiksi voimakkaasti ionisoivan alfasäteilyn arvioidaan olevan 20 kertaa karsinogeenisempaa kuin beta- tai gammasäteilyn, vaikka absorboitunut annos olisi molemmissa tapauksissa sama. Koko elimistön kollektiivista säteilyhaittaa mittaava efektiivinen annos saadaan painotettuna keskiarvona ekvivalenttiannoksista, painottamalla säteilylle altistuneita kudoksia niille ominaisilla kertoimilla. Nämä kertoimet ottavat huomioon esimerkiksi sen, että eri kudostyypit kestävät säteilyä eri tavoin, ja myös niiden rooli elimistön toiminnan kannalta on erilainen. Uusia verisoluja muodostavan luuytimen saama säteilyannos on vahingollisempi kuin vastaavan suuruinen ekvivalenttiannos iholle. Sisäelinkohtaisten ekvivalenttiannosten tarkka määrittäminen edellyttää varsin yksityiskohtaista tietoa säteilyaltistuksesta, mutta efektiivisen annoksen suuruusluokka voidaan arvioida myös käyttämällä erilaisia approksimaatioita. Tästä syystä efektiivinen annos on käyttökelpoinen suure määritettäessä esimerkiksi säteilyaltistusta väestötasolla, tai säteilytyöntekijöiden vuosiannoskertymää.

viii) Säteilyn lääketieteellisessä käytössä suurimmat annokset aiheutuvat syövän sädehoidosta, jolloin kasvaimeen kohdistuva absorboitunut annos voi olla kokonaisuudessaan jopa 50-70 Gy. Säteilytys annetaan useampana hoitokertana, välttäen mahdollisuuksien mukaan altistusta terveeseen kudokseen. Potilaan efektiivinen kokokehoannos voi siitä huolimatta kasvaa huomattavasti suuremmaksi kuin röntgen- ja isotooppitutkimuksissa. Rankat hoitojaksot voivat aiheuttaa potilaalle palovammoja, ja jopa säteilysairauden oireita.

ix) Säteilyn terveysvaikutuksia on käsitelty varsin yksityiskohtaisesti STUK:in Säteily- ja ydinturvallisuus -kirjasarjan neljännessä osassa. Syövän syntymekanismeja ja esim. pienten annosten vaikutuksia arvioivia tilastollisia malleja selitetään tarkemmin kirjan viidennessä luvussa.

Missä viipyy nopea hyötöreaktori?

Jaakko Leppänen – 8.7.2018

Törmäsin toissa viikolla ydinvoima-aiheiseen uutiseen, jossa kerrottiin, että maailman ensimmäinen julkiseen sähköverkkoon kytketty ydinreaktori Neuvostoliiton Obninskissa täytti 64 vuotta. Oikeastaan ensimmäisen sähköä tuottaneen ydinlaitoksen tittelistä kilpailee eri perustein kaikkiaan viisi ehdokasta. Ensimmäiset ampeerit ydinsähköä saatiin USA:ssa jo vuonna 1948, kun Oak Ridgen tutkimuslaboratoriossa toimineeseen X-10 prototyyppireaktoriin asennettiin kokeilumielessä höyrylinja, joka kytkettiin pöytämalliseen höyrykoneen pienoismalliin pyörittämään pientä dynamoa. Kolme vuotta myöhemmin Idahoon perustetulle uudelle koealueelle rakennettu EBR-I oli puolestaan ensimmäinen jatkuvatoimisesti sähkötehoa tuottanut reaktori. Yhdysvalloissa ensimmäinen julkiseen sähköverkkoon kytketty reaktori oli Arcon pikkukaupungin väliaikaisesti sähköistänyt BORAX-III vuonna 1955, ja Iso-Britanniassa vuotta myöhemmin toimintansa aloittanut Calder Hall puolestaan tuotti ensimmäisenä ydinsähköä kaupallisille markkinoille. Edellä mainittu Obninskin reaktori aloitti siis toimintansa jo kesäkuussa 1954, mutta kapitalistisessa lännessä sitä ei haluttu tunnustaa ydinenergian kaupalliseksi sovellukseksi.

Ydinteknologian kehitys eteni 1940-1950 -lukujen vaihteessa hämmästyttävän nopeasti. Ensimmäiset ydinreaktorit oli kehitetty vasta toisen maailmansodan jälkipuoliskolla, ja yksinomaan ydinaseissa käytettävän plutoniumin valmistusta silmällä pitäen. Sodan jälkeen teknologialle alettiin kuitenkin pian etsimään myös rauhanomaista käyttöä. Ydinenergian valjastaminen sähköntuotantoon olikin uudelle teknologialle varsin luonteva sovelluskohde jo alusta pitäen. Yksi ensimmäisistä siviilipuolen hankkeista oli edellä mainittu vuonna 1951 valmistunut EBR-I (Experimental Breeder Reactor), joka tuli suurelle yleisölle tunnetuksi ennen kaikkea siitä, että sen tuottama fissioenergia riitti sytyttämään neljä reaktorirakennuksen valaistukseen käytettyä sähkölamppua. Tämän symbolisen saavutuksen lisäksi reaktori poikkesi kuitenkin merkittävästi kaikista muista varhaisista prototyypeistä. EBR-I oli nimittäin ensimmäinen nopea hyötöreaktori, joka kykeni valmistamaan itse oman polttoaineensa.

Hyötöreaktori on termi, johon törmää edelleen varsin usein ydinenergiaa käsittelevissä kirjoituksissa ja keskusteluissa, erityisesti silloin kun aiheet sivuavat alan tulevaisuutta. Yritän tässä kirjoituksessa hieman avata tätä futuristista teknologiaa, joka on siis itse asiassa ollut käytössä kauemmin kuin kaupallinen ydinvoima. Aihe liittyy läheisesti aikaisempaan toriumreaktoreita käsittelevään kirjoitukseen, sillä toriumin käyttö ydinpolttoaineena edellyttää myös eräänlaista hyötöreaktorikiertoa.

Yksi ydinenergiantuotannon perimmäisistä haasteista on se, että luonnossa esiintyvä uraani koostuu kahdesta isotoopista: U238 ja U235, joista ainoastaan jälkimmäinen kykenee ylläpitämään ketjureaktion kulkua. Isotooppien atomiosuudet ovat 99.3% ja 0.7%, ja vaikka reaktori on mahdollista saada toimimaan jopa luonnonuraanilla, sen tuottama energia on pääosin peräisin isotoopista, jonka osuus maaperästä louhittavasta raaka-aineesta on häviävän pieni. Kun ydinenergian käyttökohteet ja potentiaali alkoivat sodan jälkeen hahmottua, myös huoli polttoaineen saatavuudesta nousi nopeasti esille. Uraanille ei vielä vuosikymmentä aikaisemmin ollut merkittävää teollista käyttöä, ja matalan kysynnän vuoksi maailmassa oli vain muutama uraanimalmia tuottava kaivos. Kysyntä ylitti kuitenkin nopeasti tarjonnan suurvaltojen välisen asevarustelukierteen päästessä vauhtiin, ja huoli maailman uraanivarojen riittävyydestä oli varsin konkreettinen.

Niukkana pidetty luonnonvara oli siis saatava tehokkaampaan käyttöön. Ratkaisuksi alettiin jo varhaisessa vaiheessa suunnittelemaan plutoniumia, jota syntyi luonnostaan reaktorin polttoaineeseen uraanin runsaslukuisen U238-isotoopin neutronikaappausreaktiossa:

U238 + n ⟶ U239 ⟶ Np239 ⟶ Pu239

Kahden radioaktiivisen betahajoamisen kautta syntynyt Pu239 kykenee U235:n tapaan ylläpitämään ketjureaktion kulkua. 1950-luvulle tultaessa teknologia plutoniumpolttoaineen valmistamiseen oli myös olemassa, sillä ensimmäiset tuotantolaitokset oli rakennettu Manhattan-projektin tarpeisiin jo vuonna 1944. Ydinaseplutoniumia tuottavissa reaktoreissa oli kuitenkin yksi ylitsepääsemätön ongelma: fissiiliä Pu239-isotooppia syntyi vähemmän kuin kallisarvoista U235:ä kului. Ydinaseiden valmistuksen kannalta tämä ei ollut erityisen suuri ongelma,i mutta laajamittaiseen energiantuotantokäyttöön teknologia ei tarjonnut kestävää ratkaisua.

Periaatteellisella tasolla ratkaisu ongelmaan oli varsin yksinkertainen. Jotta itseään ylläpitävä ketjureaktio voi käynnistyä reaktorin sydämessä, uraani- tai plutoniumytimien fissioissa on synnyttävä jokaista polttoaineeseen absorboitunutta neutronia kohden keskimäärin vähintään yksi uusi neutroni. Tämä on välttämätön, joskaan ei vielä riittävä ehto reaktorin toiminnalle. Jos tämän lisäksi myös muut häviöt saadaan riittävän pieniksi, ytimien halkaisemiseen käytetyt neutronit voivat korvautua jatkuvasti uusilla, jolloin reaktioketju pääsee etenemään fissiosta toiseen.ii

Jos fissioissa kuitenkin syntyy absorptiota kohden yhden neutronin sijaan keskimäärin vähintään kaksi uutta neutronia, niin ketjureaktion ylläpitämisen kannalta ylimääräinen hiukkanen voidaan käyttää edellä esitetyn reaktioyhtälön mukaan konvertoimaan U238-ydin plutoniumin Pu239-ytimeksi. Fissiossa menetetyn neutronin lisäksi myös menetetty ydin korvautuu tällöin uudella. Kyse on siis lopulta neutronitaloudesta – jos reaktori kykenee tuottamaan riittävästi ylimääräisiä neutroneita, se kykenee myös jatkuvasti uudistamaan oman polttoaineinventaarinsa. Tarkemmin sanottuna kyse on siitä, että luonnonuraanin molemmat isotoopit saadaan tällöin tehokkaasti energiantuotantokäyttöön. Tällaista reaktoria alettiin kutsumaan hyötöreaktoriksi (engl. ”breeder reactor”).

Ensimmäiset ydinreaktorit suunniteltiin toimimaan matalaenergisillä eli nk. termisillä neutroneilla, joilla on suuri todennäköisyys törmätä polttoaineessa helposti fissioituvaan U235-ytimeen. Koska teknologia isotooppien erottamiseen oli vasta kehitteillä, polttoaineena jouduttiin käyttämään luonnonuraania. Matalan U235-pitoisuuden vuoksi terminen neutronispektri oli välttämätön edellytys sille, että ketjureaktio ylipäänsä saatiin itseään ylläpitävään tilaan. Häviöiden minimoimiseksi neutronien hidastamiseen käytettiin puhtaasta hiilestä koostuvaa grafiittia, tai vaihtoehtoisesti vedyn raskaasta deuterium-isotoopista muodostuvaa raskasta vettä. Myös kaikki nykyisin käytössä olevat paine- ja kiehutusvesityyppiset kevytvesireaktorit hyödyntävät samaa periaatetta. Neutronien hidastumista ja termisten reaktoreiden fysiikkaa on käsitelty tarkemmin reaktorin stabiilisuuteen vaikuttavien takaisinkytkentöjen yhteydessä.

Termisen neutronispektrin reaktoreissa uraanin U235-isotoopin neutronituotto riittää teoriassa rimaa hipoen täyttämään polttoaineen hyötämisen edellytykset. Käytännössä reaktorissa tapahtuu kuitenkin niin paljon neutronihäviöitä, että konversiosuhde, eli fissiilin materiaalin tuotannon suhde kulutukseen, jää väistämättä alle ykkösen. Fissioreaktion neutronituotto riippuu kuitenkin voimakkaasti reaktion aiheuttaneen neutronin energiasta. Jos reaktori saadaan termisen spektrin sijaan toimimaan korkeaenergisillä eli nopeilla neutroneilla, fissioissa syntyy myös keskimäärin enemmän uusia neutroneita. Konversiosuhde voi tällöin nousta yli ykkösen, jolloin reaktori alkaa hyötämään.iii

Ketjureaktion käynnistyminen nopealla neutronispektrillä toimivan reaktorin polttoaineessa edellyttää sitä, että helposti fissioituvan uraanin tai plutoniumin osuus nostetaan vähintään kymmenen prosentin tienoille. Nopea reaktori ei siis voi toimia luonnonuraanilla, tai edes matalasti väkevöidyllä kevytvesireaktoripolttoaineella (väkevöinti 3-5%). Toinen haaste on neutronien luontainen taipumus hidastua törmätessään kevyisiin atomiytimiin. Neutronit syntyvät fissiossa energiaspektrin megaelektronivolttialueelle, ja jokainen törmäys esimerkiksi kevyeen vety-ytimeen pudottaa liike-energian keskimäärin puoleen. Reaktorin suunnittelijoille tämä tarkoitti ennen kaikkea sitä, että vetyä sisältävän veden käyttäminen polttoaineen jäähdyttämiseen oli täysin poissuljettu ajatus. Termisten ja nopeiden reaktorien toimintaperiaatteita sekä neutronituoton riippuvuutta reaktorin energiaspektristä on havainnollistettu kuvassa 1.

Keskimääräinen fissioneutronituotto absorptiota kohden

Kuva 1. Keskimääräinen fissioneutronituotto polttoaineen absorptiota kohden painevesireaktorissa (PWR) ja natriumjäähdytteisessä nopeassa reaktorissa (SFR). Luku kertoo kuinka monta uutta fissioneutronia keskimäärin vapautuu kun neutroni absorboituu polttoaineeseen. Neutronit syntyvät energia-asteikon yläpäähän, ja niiden elinkaari kulkee oikealta vasemmalle. Jokainen piste kuvaa yhtä törmäystä. Termiset reaktorit toimivat energiaspektrin keskivaiheilla olevan voimakkaasti neutroneita kaappaavan resonanssialueen alapuolella. Matalaenergisillä neutroneilla on suuri todennäköisyys törmätä helposti fissioituvaan U235-ytimeen, mikä nostaa keskimääräisen neutronituoton niin korkeaksi, että itseään ylläpitävä ketjureaktio voi käynnistyä matalasti väkevöidyssä polttoaineessa. Nopeat reaktorit toimivat vastaavasti resonanssialueen yläpuolella. Fission todennäköisyys saadaan korkeaksi nostamalla helposti fissioituvan isotoopin atomiosuutta, sekä minimoimalla neutronien hidastuminen resonanssialueelle. Välttämätön ehto ketjureaktion käynnistymiselle on että riittävän suuri osuus neutroneista absorboituu polttoaineeseen sellaisella energia-alueella, missä fissioneutronituotto ylittää ykkösen. Polttoaineen hyötäminen edellyttää puolestaan sitä, että jokaista absorptiota kohden syntyy vähintään kaksi uutta fissioneutronia. Jälkimmäinen ehto täyttyy ainoastaan energiaspektrin yläpäässä.

EBR-I:ssä jäähdytteeksi valikoitui natriumin ja kaliumin eutektinen seos, joka on huoneenlämmössä nestemäisessä olomuodossa. Vaikka kyse ei ole erityisen raskaista alkuaineista, jäähdytteen vaikutus reaktorin neutronispektriin oli selvästi vettä vähäisempi. Neutronin energiamuutos elastisessa törmäyksessä jää keskimäärin alle kahdeksaan prosenttiin, mikä riitti pitämään spektrin huipun korkealla energia-alueella. Ketjureaktio käynnistyi ensimmäisen kerran elokuussa 1951. Reaktorin sydän oli vain hieman maitotölkkiä suurempi, ja se tuotti parhaimmillaan 1.2 megawattia fissiotehoa. Ensimmäinen polttoainelataus koostui väkevöidystä uraanista, mutta polttoaine vaihdettiin myöhemmin plutoniumiin. EBR-I demonstroi hyötämisen periaatteen vuonna 1953, ja parhaimmillaan plutoniumin nettotuotto nousi 27%:iin. Hyötöreaktori saatiin siis todella toimimaan ennen kuin ensimmäistäkään ydinvoimalaitosta oli kytketty julkiseen sähköverkkoon.

EBR-I jatkoi toimintaansa vuoteen 1964 saakka. Samana vuonna Idahossa aloitti toimintansa kooltaan suurempi EBR-II, jota voidaan pitää yhtenä onnistuneimmista nopean hyötöreaktorin prototyypeistä. Reaktorin jäähdytteenä käytettiin puhdasta natriumia, ja 62.5 megawatin fissiotehon lisäksi se tuotti 20 MW jatkuvaa sähkötehoa. EBR-II:n erityispiirre oli metallinen polttoaine (tavallisimmin polttoaine on reaktorissa oksidina), sekä reaktorin yhteyteen rakennettu pyrometallurgiseen prosessiin perustuva jälleenkäsittelylaitos, missä reaktorista poistetut polttoaineniput purettiin, sulatettiin, ja fissiotuotteista puhdistetusta plutoniumista valmistettiin uutta polttoainetta. Reaktori toimi demonstraatio- ja koelaitoksena menestyksekkäästi 30 vuoden ajan, mitä voidaan pitää käytännön osoituksena hyötöreaktoriteknologian toimivuudesta. EBR-II:n menestys loi 1980-luvulla pohjan teknologian kaupallistamiseen tähdänneelle Integral Fast Reactor (IFR) -tutkimusohjelmalle, joka kuitenkin keskeytettiin jo vuonna 1994 ydinenergiatutkimuksen jäädessä politiikan hampaisiin. IFR:n ydinajatus elää edelleen paperilla GE Hitatchin PRISM (Power Reactor Innovative Small Module) -reaktorikonseptin muodossa.

Nopeiden reaktoreiden teknologiaa on kehitetty myös Ranskassa, Iso-Britanniassa, Saksassa Neuvostoliitossa ja Japanissa, sekä viime vuosikymmeninä myös Kiinassa ja Intiassa. Neuvostoliitossa kehitetyt BN-sarjan reaktorit ovat toimineet menestyksekkäästi vuosikymmeniä. Sarjan ensimmäinen reaktori, BN-350, valmistui Kazakstaniin vuonna 1972. Reaktorin erikoisuus oli että se tuotti 135 megawatin sähkötehon lisäksi päivittäin 120,000 kuutiota puhdasta juomavettä suolaisen Kaspianmeren rannalla sijaitsevalle Aktaun kaupungille. BN-350 oli käytössä vielä pitkään Neuvostoliiton hajoamisen jälkeen, ja se ajettiin alas rahoitusongelmien vuoksi vuonna 1999. Sarjan toinen reaktori, 600 MW sähkötehoa tuottanut BN-600 valmistui Venäjän Belojarskiin vuonna 1980. Reaktori on edelleen toiminnassa, ja se on maailman pisimpään yhtämittaisessa käytössä ollut nopea reaktori. Sarjan uusin BN-800 -reaktori kytkettiin sähköverkkoon helmikuussa 2016.

Ranskan ensimmäinen koereaktori Rapsodie valmistui vuonna 1966. Sitä seurasi 250 MW sähkötehoa tuottanut demonstraatiolaitos Phénix vuonna 1973, sekä huomattavasti suurempi Superphénix vuonna 1985. Superphénixiä voidaan pitää ensimmäisenä pääasiassa kaupalliseen käyttöön rakennettuna nopeana hyötöreaktorina. Se tuotti sähkötehoa 1240 MW, eli modernin suuren kevytvesireaktorin verran. Laitos kohtasi kuitenkin jo rakennusvaiheessa voimakasta poliittista vastustusta,iv minkä lisäksi sen kumulatiivinen käyttökerroin jäi toistuvien teknisten ongelmien vuoksi lopulta alle kahdeksaan prosenttiin (Suomen ydinvoimalaitoksilla vastaava kerroin on n. 90%). Superphénix poistettiin käytöstä jo vuonna 1998, mutta kooltaan pienempi Phénix-reaktori toimi tutkimuskäytössä aina vuoteen 2009 saakka.

Ydinenergian 75-vuotisen historian aikana natriumjäähdytteisiä nopean neutronispektrin reaktoreita on rakennettu noin 20, ja teknologiasta on käyttökokemusta yhteensä yli 400 reaktorivuoden ajalta. Mukaan mahtuu sekä menestyksekkäitä että täysin epäonnistuneita hankkeita. Hyötöreaktoreista puhuttaessa on myös syytä huomata, että niiden polttoainekierto edellyttää kemiallista jälleenkäsittelyprosessia, jossa uuden polttoaineen valmistukseen käytettävä plutonium erotetaan korkea-aktiiviseksi ydinjätteeksi päätyvästä massavirrasta. Jälleenkäsittely tuo mukanaan omat tekniset, taloudelliset ja poliittiset haasteensa. Teknologian yleistymisen voidaan katsoa esimerkiksi vaikeuttavan ydinasemateriaalivalvontaa.

Kevytvesireaktoreihin verrattuna myös nopeiden reaktoreiden käyttö ja ylläpito on osoittautunut kalliiksi ja haastavaksi, ja pienetkin käyttöhäiriötilanteet ovat usein johtaneet kuukausien tai jopa vuosien mittaisiin huoltoseisokkeihin. Tämä lienee yksi syy siihen, miksi teknologia ei ole edennyt prototyyppiasteelta kaupalliseen käyttöön. Kokonaiskuvan muodostamista vaikeuttaa kuitenkin se, että kaikki reaktorit ovat olleet ainutlaatuisia prototyyppejä, eikä kahta täysin samanlaista laitosta ole toistaiseksi rakennettu.

Nopeisiin reaktoreihin liitetään usein myös tiettyjä turvallisuusongelmia, jotka kumpuavat erityisesti fissiotehon hallinnasta sekä natriumjäähdytteen kemiallisesta reaktiivisuudesta. Vaikka reaktorit ovat käyttökokemusten perusteella osoittautuneet mainettaan paremmiksi, on totta että niiden turvallisuussuunnitteluun liittyy varsin monimutkaisia haasteita. Aihe avautuu parhaiten vertailemalla nopeiden reaktoreiden erityispiirteitä tavanomaisiin paine- ja kiehutusvesilaitoksiin, joiden turvallisuutta on käsitelty yksityiskohtaisemmin aikaisemmassa blogikirjoituksessa.

Kevytvesireaktorit voidaan suunnitella luontaisesti stabiileiksi, mikä tarkoittaa sitä, että reaktori pyrkii säilyttämään toimintatilansa muuttumattomana ilman jatkuvaa aktiivista fissiotehon säätöä. Tämä ominaisuus on seurausta fysikaalisista negatiivisista takaisinkytkennöistä. Reaktori toimii matalaenergisillä termisillä neutroneilla, ja koska neutronien hidastamiseen käytetään samaa vettä joka virtaa jäähdytteenä polttoainesauvojen välissä, pienikin muutos esimerkiksi polttoaineen lämpötilassa tai jäähdytteen virtauksessa heijastuu nopeasti ketjureaktion kulkuun. Lämpötilan noustessa veden tiheys pienenee, jolloin vastaavasti pienempi osuus korkeaenergisinä syntyvistä neutroneista pääsee hidastumaan fissioreaktion kannalta edulliselle termiselle energia-alueelle saakka. Seurauksena on toimintatilan muutosta vastustava negatiivinen takaisinkytkentä, jonka vaikutuksen voi nähdä myös kuvan 1 neutronituottokäyrästä. Yli 80% fissioreaktioista tapahtuu neutroneita voimakkaasti kaappaavan resonanssialueen alapuolella. Veden kiehuminen siirtää spektrin painopistettä vasemmalta oikealle, jolloin keskimääräinen fissioneutronituotto pienenee.

Nopeat reaktorit puolestaan toimivat resonanssialueen yläpuolella, mikä tarkoittaa sitä, että neutronien hidastuminen on fission todennäköisyyttä pienentävä tekijä. Kuten edellä todettiin, reaktorin jäähdytteenä käytettävä natrium ei ole hidastumisen kannalta kuitenkaan täysin merkityksetön väliaine, joten lämpötilan nousu johtaa natriumin tiheyden pienenemisen kautta luonnostaan fissionopeuden kasvuun spektrin huipun siirtyessä energia-asteikolla hieman ylöspäin. Seurauksena on positiivinen takaisinkytkentä, joka voi saada reaktorin fissiotehon käyttäytymään arvaamattomasti.

Jäähdytteen tiheyden muutoksesta seuraava takaisinkytkentä ei kuitenkaan ole ainoa reaktiivisuuteen vaikuttava tekijä. Kevytvesireaktorit toimivat lähellä veden kiehumispistettä, mikä tarkoittaa sitä, että myös jäähdytteen ja rakenteiden lämpötilamuutokset rajoittuvat muutamaan kymmeneen asteeseen. Nopeissa reaktoreissa polttoaineen läpi virtaavan natriumin lämpötila voi sen sijaan nousta satoja asteita ennen kuin jäähdyte alkaa kiehua. Polttoaine, sydämen tukirakenteet ja reaktoriastia elävät lämpötilamuutosten mukana. Lämpölaajenemisen aiheuttamat muodonmuutokset heijastuvat myös ketjureaktion kulkuun, ja oikealla suunnittelulla niiden vaikutukset saadaan tehokkaasti kompensoimaan reaktorin luontaista positiivista takaisinkytkentää.v

Toinen nopeiden reaktoreiden stabiilisuuteen vaikuttava tekijä on neutronivuoto. Natriumin kiehuminen pienentää jäähdytteessä tapahtuvien törmäysten määrää ja kasvattaa neutronin todennäköisyyttä karata sydämen ulkopuolelle. Seurauksena on negatiivinen takaisinkytkentä, jonka voimakkuus riippuu sydämen koosta ja muodosta. Suurissa natriumjäähdytteisissä reaktoreissa sydän rakennetaan muodoltaan leveäksi ja matalaksi, mikä kasvattaa neutronivuotoa ylöspäin. Useimmissa painevesireaktoreissa sydämen korkeus ja halkaisija vastaavat suunnilleen toisiaan, mutta natriumjäähdytteisissä nopeissa reaktoreissa suhde voi olla 1:5.

Kevytvesireaktoreiden tapaan myös nopean neutronispektrin reaktori on mahdollista suunnitella stabiiliksi, jolloin ketjureaktion hallinta ei ole säätöautomatiikan tai reaktorin ohjaajien varassa.vi Nopeiden reaktoreiden fysiikkaan liittyy kuitenkin varsin monimutkaisia ilmiöitä, joista osa opittiin tuntemaan vasta kantapään kautta. EBR-I -reaktorilla tehtiin vuonna 1955 koe, jossa tutkittiin jäähdytteen lämpenemisestä aiheutuvan positiivisen takaisinkytkennän voimakkuutta. Reaktorin tehoa lähdettiin nostamaan hitaasti matalalta 50 watin tasolta, minkä jälkeen sydämen jäähdytevirtausta ylläpitävät pumput pysäytettiin. Lämpötilan noususta aiheutuva reaktiivisuuslisäys vaikuttaa fissiotehon kasvunopeuteen, joka on helposti mitattavissa. Fissionopeuden odotettiin kaksinkertaistuvan minuuttien aikaskaalassa. Teho kasvoi kuitenkin paljon odotettua nopeammin, saavuttaen yhden megawatin tason jo muutamassa sekunnissa. Reaktorin ohjaaja ei aluksi ymmärtänyt tilanteen vakavuutta, ja viivästyneen hätäpysäytyksen vuoksi fissioteho pääsi nousemaan niin korkeaksi, että osa polttoaineesta ehti sulaa.

Odottamattoman reaktiivisuuslisäyksen syyksi paljastui polttoaineen lämpölaajeneminen. Polttoainesauvojen pituussuuntainen jännitys sai sauvat taipumaan sisäänpäin, ja ilman moderaattoria toimivissa nopeissa reaktoreissa fissiilin materiaalin pakkaantuminen tiiviimpään geometriaan johtaa aina reaktiivisuuden kasvuun. Onnettomuudesta ei aiheutunut henkilövahinkoja tai merkittävää radioaktiivista päästöä ympäristöön, ja reaktori jatkoi toimintaansa kaksi vuotta myöhemmin. Polttoainesauvojen taipumiseen liittyvät ongelmat ratkaistiin kiinnittämällä sauvojen ympärille metallivaijeri, joka esti niitä liikkumasta lähemmäs toisiaan. Ratkaisu osoittautui varsin toimivaksi, ja se on edelleen käytössä.vii

Sulametallijäähdytteisten reaktoreiden toimintaan liittyy myös turvallisuuden kannalta edullisia ominaisuuksia, joita ei kevytvesireaktoreilla vastaavasti ole. Paine- ja kiehutusvesilaitosten vakavimmat onnettomuustilanteet liittyvät jäähdytevirtauksen menetykseen, jolloin sydän alkaa kiehua kuivaksi. Reaktori ei ilman neutronimoderaattoria kykene tuottamaan fissiotehoa, mutta lyhytikäisten radionuklidien hajoamisessa syntyvä jälkilämpö riittää sulattamaan polttoaineen jos jäähdytyskierto sydämeen katkeaa pitkäksi aikaa. Ulkoisen sähköverkon ja kaikkien varajärjestelmien menettäminen johti juuri tällaiseen tilanteeseen Fukushiman ydinvoimalaitoksella vuonna 2011.

Natriumjäähdytteisissä nopeissa reaktoreissa käytetään tavallisesti allastyyppistä rakennetta (Kuva 2), eli reaktorin sydän, pääkiertopumput ja lämmönvaihtimet on sijoitettu primäärijäähdytteen täyttämään altaaseen. Natriumin suuren tilavuuden ja edullisten lämmönsiirto-ominaisuuksien ansiosta polttoaineen jälkilämmönpoisto voidaan hoitaa luonnonkierrolla, eli reaktorin jäähdytys ei riipu laitoksen sähköjärjestelmien toimivuudesta. Reaktori voi myös toimia matalassa paineessa, jolloin jäähdytteen faasimuutokseen ei myöskään ole sitoutunut ylimääräistä energiaa, jonka vapautuminen johtaisi kevytvesireaktorionnettomuuksien tapaan suojarakennuksen paineistumiseen.

Natriumjäähdytteinen nopea reaktori

Kuva 2: Allastyyppisen natriumjäähdytteisen nopean reaktorin kaaviokuva. Reaktorin sydän, lämmönvaihtimet ja pääkiertopumput on upotettu suureen altaaseen, joka pitää sisällään koko primäärijäähdytteen tilavuuden. Lämpö siirtyy primäärijäähdytteestä sekundääriseen natriumpiiriin, ja sieltä edelleen höyryturbiinikiertoon.

Kuten edellä todettiin, yksi natriumjäähdytteen ongelmista on sen kemiallinen reaktiivisuus. Natrium reagoi voimakkaasti ilman ja veden kanssa, minkä lisäksi natrium-vesi -reaktio tuottaa räjähdysherkkää vetyä. Reaktorin primäärikierto on tämän vuoksi eristettävä laitoksen höyryturbiinikierrosta ylimääräisellä välipiirillä. Tällä tavoin estetään se, että lämmönvaihtimessa tapahtuva putkivuoto päästäisi vettä suoraan kosketuksiin reaktorin primäärijäähdytteen kanssa, tai neutronien vaikutuksesta aktivoitunutta natriumia turbiinikiertoon.

Käytännön kokemus on osoittanut että vuotoja on mahdoton estää, mutta vakavat ongelmat voidaan välttää varautumalla etukäteen komponenttien rikkoutumiseen. Nopeissa reaktoreissa on tapahtunut yhteensä satoja natriumvuotoja, ja niiden aiheuttamista ongelmista ovat kärsineet käyttöikänsä varrella lähes kaikki pitkään toiminnassa olleet koe- ja prototyyppilaitokset. Pelkästään venäläisellä BN-600 -reaktorilla on tapahtunut 27 natriumvuotoa, joiden yhteydessä on sattunut natrium-vesi- ja -ilma-reaktioita, tulipaloja ja jopa räjähdyksiä. Seuraukset on kuitenkin saatu rakenteellisella suunnittelulla rajoitettua sellaisiksi, ettei varsinaiselle reaktoriturvallisuudelle ole koitunut merkittävää uhkaa.viii

Hyötöreaktori kehitettiin yli 60 vuotta sitten tuottamaan rajattomasti halpaa energiaa ihmiskunnan tarpeisiin. Käsitys maailman uraanivaroista on kuitenkin muuttunut olennaisesti kuluneiden vuosikymmenien aikana, eikä uraanin riittävyyttä pidetä enää ydinenergian laajamittaista käyttöä rajoittavana tekijänä. Uraania riittää nykykäsityksen mukaan kevytvesireaktoreidenkin polttoaineeksi vähintään sadoiksi vuosiksi eteenpäin. Nykyisten malmioiden lisäksi uraania on vielä moninkertainen määrä esimerkiksi fosfaattiesiintymissä, joiden hyödyntäminen tulee ennen pitkää taloudellisesti kannattavaksi jos raaka-aineen kysyntä lähtee nousuun. Tässä mielessä hyötöreaktori tarjoaa siis ratkaisua ongelmaan, jota ei todellisuudessa ole edes näköpiirissä vielä nykyisen, seuraavan, tai edes sitä seuraavan reaktorisukupolven käyttöiän aikana (esim. TVO:n käyttöönottovaiheessa oleva EPR-laitos tulee suunnitelmien mukaan tuottamaan sähköä vielä 2080-luvulla). Samalla perusteella voidaan kyseenalaistaa myös toriumpolttoaineella toimivien hyötöreaktoreiden kehitystavoitteet.

Nopean neutronispektrin edut eivät kuitenkaan rajoitu polttoaineen hyötämiseen. Kevytvesireaktoreissa syntyvään plutoniumiin kertyy helposti fissioituvan Pu239:n lisäksi isotooppia Pu240, joka fissioitumisen sijaan ainoastaan kaappaa termisiä neutroneita. Tämä tarkoittaa sitä, että käytetyn polttoaineen fissiokelpoista materiaalia ei pystytä hyödyntämään tehokkaasti uuden polttoaineen valmistuksessa. Käytetystä kevytvesireaktoripolttoaineesta erotusta uraanista ja plutoniumista voidaan kyllä valmistaa nk. sekaoksidipolttoainetta eli MOX:ia (mixed oxide), mutta jo toisen käyttökerran jälkeen Pu240-isotoopin osuus on tavallisesti noussut niin korkeaksi, ettei kierrätetty plutonium enää sovellu uuden MOX-polttoaineen valmistukseen.

Ongelman taustalla on kvanttifysikaalinen pariteettiefekti, joka vaikuttaa fissioreaktion todennäköisyyteen kaikilla aktinideilla. Ytimen halkeaminen edellyttää että siihen absorboitunut neutroni tuo mukanaan riittävän määrän energiaa, jonka voidaan ymmärtää koostuvan neutronin nopeuden määrittämästä liike-energiasta, sekä uuden väliytimen muodostumisen yhteydessä vapautuvasta sidosenergiasta. Jos ytimeen osunut neutroni löytää nukleonien joukosta parikseen toisen yksinäisen neutronin, reaktiossa vapautuu enemmän sidosenergiaa kuin törmäyksen tapahtuessa ytimeen jonka neutroniluku on valmiiksi parillinen. Sidosenergiakomponentti voi tällöin yksin riittää ytimen halkaisemiseen.

Pariteettiefektin vuoksi termisessä neutronispektrissä helposti fissioituvia ytimiä ovat tyypillisesti sellaiset isotoopit, joiden neutroniluku on pariton: U233, U235, Pu239, Pu241, jne… Parillisen neutroniluvun ytimet, kuten U238, Np237, Pu240 ja Am241 sen sijaan vaativat fissioituakseen tietyn määrän ylimääräistä liike-energiaa. Joidenkin isotooppien kohdalla ero on huomattava. Esimerkiksi Pu240:n fission todennäköisyys termisillä neutroneilla on käytännössä nolla, mutta nopeissa reaktoreissa yli 40% absorptioista voi johtaa ytimen halkeamiseen.

Nykyisin nopean neutronispektrin reaktoreiden kehitystä perustellaankin polttoaineen hyötämisen lisäksi niiden kyvyllä fissioida tehokkaasti myös parillisen neutroniluvun aktinideja. Käytännössä tämä tarkoittaa sitä, että reaktorit voivat käyttää polttoaineenaan kevytvesireaktorikierrosta poistuvaa jätettä. Ne voivat myös kierrättää oman polttoaineensa useita kertoja, jolloin korkea-aktiiviseen ydinjätteeseen päätyy vastaavasti vähemmän plutoniumia ja pitkäikäisiä sivuaktinideja (Np, Am, Cm). Tämän suljetun polttoainekierron taustalla on ajatus siitä, että jos käytetyn ydinpolttoaineen pitkäikäisimmät komponentit pystytään transmutoimaan eli hävittämään reaktoreissa, loppusijoitettavan ydinjätteen aktiivisuus saavuttaa turvallisena pidetyn tason huomattavasti nopeammin (kuva 3). Tällaiseksi tasoksi voidaan valita esimerkiksi polttoaineen valmistukseen käytettyä uraanimalmimäärää vastaava kokonaisaktiivisuus.

Käytetyn ydinpolttoaineen radioaktiivisuus

Kuva 3: Tyypillisen kevytvesireaktoripolttoaineen aktiivisuus reaktorista poistamisen jälkeen. Eri aikaskaaloissa aktiivisuutta hallitsevat fissiotuotteet, sivuaktinidit (amerikium ja neptunium), sekä plutoniumin eri isotoopit. Satojen tuhansien vuosien aikaskaalassa hallitsevaksi komponentiksi tulevat lopulta luonnon hajoamissarjoissa muodostuvat radioaktiiviset aineet, kuten radium ja radon. Kuvaan on piirretty katkoviivalla vertailutaso, joka vastaa polttoaineen valmistukseen käytetyn uraanimalmimäärän aktiivisuutta. Suljetun polttoainekierron ydinajatus on, että plutoniumin ja sivuaktinidien hävittäminen reaktoreissa saisi loppusijoitettavan jätteen aktiivisuuden putoamaan nopeammin turvallisena pidetyn vertailutason alapuolelle. Kokonaisaktiivisuus seuraisi tällöin käytännössä fissiotuotteita kuvaava vihreää käyrää.

Vaikka aktinidien transmutaatio saattaa ensialkuun kuulostaa ideaaliselta ratkaisulta ydinjäteongelmaan, asia ei todellisuudessa ole aivan yksinkertainen. Uraanimalmin radioaktiivisuuteen kiinnitetty vertailutaso on valintana siinä mielessä täysin mielivaltainen, että se ei vielä yksin kerro oikeastaan mitään siitä, onko jäte ympäristön kannalta haitallista vai ei. Loppusijoitusanalyyseissä pitkäaikaisturvallisuutta ei mitatakaan tarkastelemalla syvälle kallioperään haudatun jätteen aktiivisuutta, vaan säteilyaltistusta, jonka loppusijoitustilasta kulkeutuvat radioaktiiviset aineet aiheuttavat tuhansien vuosien aikaskaalassa lähialueen väestölle ja ympäristölle. Aktiivisuuden kokonaismäärää tärkeämmäksi tekijäksi nousee tällöin tiettyjen helposti kulkeutuvien radionuklidien pidättyminen. Todellisilla mittareilla arvioituna heikosti veteen liukeneva plutonium ja sivuaktinidit eivät pitkäikäisyydestään huolimatta muodosta erityistä ongelmaa, eikä niiden hävittäminen jätteestä välttämättä edes vaikuttaisi ratkaisevasti loppusijoituksen pitkäaikaisturvallisuuteen.ix

Nopeiden reaktoreiden tutkimuksessa ja kehityksessä katse on suunnattu pitkälle tulevaisuuteen. Ihmiskunnan suurimpiin näköpiirissä oleviin ongelmiin teknologia tulee tuskin kuitenkaan tarjoamaan käyttökelpoista ratkaisua. Energiasektorin suurimmat haasteet liittyvät ilmastonmuutoksen torjuntaan, ja merkittävien tulosten saavuttamiseksi maailman kasvihuonekaasupäästöt on saatava kääntymään jyrkkään laskuun jo tulevien vuosikymmenien aikana. Vaikka ensimmäiset nopeat hyötöreaktorit kehitettiin yli puoli vuosisataa sitten, teknologian todellisen läpimurron tiellä on edelleen vaikeita taloudellisia ja poliittisia esteitä.

Vielä olennaisempi kysymys on kuitenkin se, tarjoaako maailman uraanivarojen tehokkaampi hyödyntäminen tai suljettu polttoainekierto lopulta edes mitään konkreettista apua ilmastonmuutosongelmaan? Ydinenergia on jo nykymuodossaan vähäpäästöinen energialähde, jolla on hyvin suuri potentiaali leikata hiilidioksidipäästöjä korvaamalla fossiilisia polttoaineita sähköntuotannossa, mutta ennen kaikkea lämmityksessä ja teollisuusprosesseissa. Omasta mielestäni ydinenergia-alan suurin haaste on saada tuo suurelta osin vielä hyödyntämätön potentiaali tehokkaasti käyttöön mahdollisimman nopeasti. Sellainen tulevaisuus, jossa hyötöreaktoreille, toriumille tai vaikkapa fuusioenergialle on todellista tarvetta, on mahdollinen ainoastaan siinä tapauksessa, että ihmiskunnan kehitystä ja hyvinvointia sekä luonnon monimuotoisuutta uhkaavat ongelmat saadaan ratkaistua vielä nykyisten sukupolvien elinaikana.


i) Ydinpommin rakentaminen uraanista edellyttää U235:n atomiosuuden nostamista 0.7%:sta yli 80%:iin. Isotooppien erotus oli 1940-luvun teknologialla kallis ja hidas prosessi, ja uraanin käyttäminen plutoniumintuotantoreaktoreiden polttoaineena tarjosi väkevöinnille nopean ja kustannustehokkaan vaihtoehdon.

ii) Todellisuudessa ketjureaktion eteneminen on hieman monivaiheisempi prosessi, jota on käsitelty tarkemmin aikaisemmassa blogikirjoituksessa.

iii) Aikaisemmassa blogikirjoituksessa käsitellyn toriumreaktorin toiminta perustuu Th232-isotoopin konversioon uraanin fissiiliksi U233-isotoopiksi. U233:n fissiossa vapautuu niin paljon neutroneita, että hyötäminen on mahdollista myös termisessä energiaspektrissä.

iv) Superphénix joutui rakennusvaiheessa terrori-iskun kohteeksi, kun keskeneräistä reaktorirakennusta kohti ammuttiin viidesti kevytsingolla. Vauriot jäivät kuitenkin vähäisiksi. Teon tunnusti kaksi vuosikymmentä myöhemmin tunnettu ympäristöaktivisti, joka oli toiminut myös parlamentaarikkona Sveitsin ympäristöpuolueessa. Iskulla oli yhteyksiä äärivasemmistolaiseen Punainen armeijakunta -terroristiryhmään.

v) Natriumin sulamislämpötila on 98°C ja höyrystymislämpötila 883°C. Natriumjäähdytteiset nopeat reaktorit toimivat tavallisesti 500-550°C lämpötilassa. Sydämen tukikehikon lämpölaajeneminen kasvattaa polttoainenippujen välistä etäisyyttä ja natriumin määrää sydämessä. Tämä kasvattaa hieman moderointia, mikä puolestaan pienentää reaktiivisuutta. Sydämen pystysuuntainen lämpölaajeneminen nostaa polttoainesauvojen sisällä olevaa pellettipatsasta ylöspäin. Koska neutroneita absorboivat säätösauvat ovat kiinni reaktoriastiassa, vaikutus on sama kuin että sauvoja työnnettäisiin hieman sisäänpäin. Vaikutus kääntyy kuitenkin päinvastaiseksi kun reaktoriastia alkaa lämpölaajenemaan, nostaen myös säätösauvoja ylöspäin. Lämpölaajenemisen kokonaisvaikutus on monen tekijän summa, joka riippuu esimerkiksi reaktorin geometriasta.

vi) EBR-II -reaktorilla tehtiin 1980-luvulla joukko turvallisuuteen liittyviä kokeita, jotka osoittivat reaktorin selviävän mm. jäähdytysvirtauksen pysähtymisen aiheuttamasta tehotransientista ilman polttoainevaurioita, vaikka reaktorin säätöautomatiikka oli kytketty pois päältä (sama tilanne, joka aiheutti EBR-I:llä polttoaineen sulamisen). Kokeet osoittivat käytännössä sen, että myös nopea natriumjäähdytteinen reaktori voidaan suunnitella fissiotehon hallinnan osalta passiivisesti turvalliseksi, huolimatta natriumin lämpölaajenemiseen liittyvästä luontaisesta positiivisesta takaisinkytkennästä.

vii) Monimutkaisten takaisinkytkentöjen lisäksi nopeiden reaktoreiden toimintaan vaikuttaa joukko muitakin reaktorifysikaalisia tekijöitä, jotka poikkeavat kevytvesireaktoreista. Ilman moderaattoria toimivissa nopeissa reaktoreissa ketjureaktio voi käynnistyä uudelleen sydämensulamisonnettomuuden jälkeen, jos sulanut polttoaine pakkaantuu riittävän tiiviiseen geometriaan. Kevytvesireaktoreilla vastaavan tilanteen syntyminen on äärimmäisen epätodennäköistä, sillä polttoaineen geometrian rikkoontuminen johtaa aina ketjureaktion ylläpitämisen kannalta epäedullisempaan tilanteeseen. Termisissä reaktoreissa fissiotehon kasvunopeutta kerkeästi kriittisissä tehotransienteissa rajoittaa merkittävästi se, että ketjureaktion eteneminen edellyttää neutronin nopeuden pudottamista alle tuhannesosaan alkuperäisestä. Kevytvesireaktorit selviävätkin esimerkiksi säätösauvan ulossinkoutumisesta seuraavasta tehotransientista suhteellisen pienillä polttoainevaurioilla. Nopeissa reaktoreissa vastaava tehotransientti voi käynnistyä esimerkiksi sydämeen kulkeutuneen kaasukuplan aiheuttamasta reaktiivisuuslisäyksestä, ja koska peräkkäisten fissioiden välinen aika jää huomattavasti lyhyemmäksi, myös tehon kasvu etenee nopeammin. Kerkeästi kriittisissä tehotransienteissa tärkein reaktoria suojaava takaisinkytkentä liittyy uraanin U238-isotoopin kaappausresonanssien Doppler-levenemiseen, mikä kasvattaa parasiittista neutroniabsorptiota resonanssialueella. Takaisinkytkentä on voimakkain termisen neutronispektrin reaktoreissa, joissa neutronit joutuvat kulkemaan koko resonanssialueen läpi. Vaikutus on silti merkittävä myös nopeissa reaktoreissa, joissa neutroniabsorptiota tapahtuu resonanssialueen yläpäässä.

viii) Tunnetuin natriumvuoto sattui japanilaisella Monju-prototyyppireaktorilla vuonna 1995, kun reaktorin sekundääripiiristä pääsi valumaan 700 kg jäähdytettä reaktorirakennuksen sisätiloihin. Vuoto oli pieni suhteessa jäähdytteen kokonaismäärään (760 tonnia), eikä se vaarantanut polttoaineen jäähdytystä. Koska kyse oli reaktorin sekundääripiiristä, vuodon yhteydessä ei myöskään vapautunut radioaktiivisuutta ympäristöön. Tapauksesta kehittyi kuitenkin vakava ja paljon mediahuomiota saanut ongelma, kun selvisi että reaktorin käyttöorganisaatio oli yrittänyt salata vuodon turvallisuutta valvovalta viranomaiselta. Monju oli vuodon sattuessa ollut käytössä alle kaksi vuotta, ja se sai uuden käynnistysluvan vasta 15 vuotta myöhemmin, toukokuussa 2010. Käyttö keskeytyi kuitenkin uudelleen vain kolme kuukautta myöhemmin latauskoneen pudottua reaktoriin polttoaineenvaihdon yhteydessä. Maaliskuussa 2011 tapahtunut Fukushiman onnettomuus asetti Japanin kaikki ydinvoimalaitokset väliaikaiseen käyttökieltoon, ja joulukuussa 2016 maan hallitus ilmoitti ettei Monjua käynnistetä enää uudelleen.

ix) Suomessa sovellettavan loppusijoitusratkaisun pitkäaikaisturvallisuus perustuu siihen, että syvälle kallioperään haudatun ydinjätteen ympäristölle ja ihmisille aiheuttaman säteilyaltistuksen on jäätävä merkityksettömän pieneksi suhteessa luonnollisesta taustasäteilystä aiheutuvaan annokseen. Loppusijoituksen turvallisuusvaatimuksia, konseptia ja perusteluja on kuvattu esimerkiksi ydinjäteyhtiö Posivan www-sivulla.

Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuus

Jaakko Leppänen – 22.4.2018

Historian pahin ydinvoimalaonnettomuus tapahtui lauantaina 26. huhtikuuta vuonna 1986, silloiseen Neuvostoliittoon kuuluneessa Ukrainassa, noin 100 kilometriä Kiovasta pohjoiseen. Lähellä Valko-Venäjän rajaa sijainneen Tšernobylin ydinvoimalaitoksen nelosyksikön reaktori räjähti rutiininomaisena pidetyn turvallisuuskokeen yhteydessä, ja räjähdystä seurannut tulipalo levitti kymmenen päivän ajan radioaktiivisuutta ympäri Eurooppaa. Onnettomuudessa kuoli akuuttiin säteilysairauteen 28 ihmistä, ja laitospaikalla toteutettuun massiiviseen puhdistusoperaatioon osallistuneet sotilaat ja pelastustyöntekijät saivat suuria säteilyannoksia. Radioaktiivinen laskeuma saavutti myös Suomen, ja onnettomuuden jäljet näkyvät edelleen metsäsienissä ja -marjoissa kohonneina aktiivisuuspitoisuuksina.

Vaikka Tšernobylistä tulee kuluneeksi jo 32 vuotta, onnettomuus nousee edelleen säännöllisesti otsikoihin tapahtuman vuosipäivän aikoihin. Aiheeseen liittyy paljon kysymyksiä, ja sen ympärille on kolmen vuosikymmenen aikana kertynyt joukko uutisissa ja keskusteluissa toistuvia myyttejä, joista huomattavan suuri osa ei todellisuudessa pidä paikkansa. Tämän blogikirjoituksen tarkoitus on käydä läpi reaktorin räjähdykseen johtanut tapahtumaketju siten, kuin se onnettomuutta käsittelevissä asiantuntijaraporteissa on esitetty, korjaten samalla tiettyjä väärinkäsityksiä jotka liittyvät esimerkiksi reaktorin ohjaajien toimintaan. Olen käyttänyt lähteenä pääasiassa IAEA:n kansainvälisen asiantuntijaryhmän INSAG-7 -raporttia, joka on yksi ensimmäisistä ja kattavimmista aihetta käsittelevistä selvityksistä. Muita lähteitä ovat YK:n säteilyvaikutusten asiantuntijakomitean (UNSCEAR) materiaali, sekä David Moseyn kirja ”Reactor Accidents – Institutional Failure in the Nuclear Industry”. Kirjoitus venyi sen verran pitkäksi, että onnettomuuden seurausten käsittely jää toiseen kertaan.

Aihe on teknisesti haastava, sillä onnettomuuteen vaikuttaneita tekijöitä oli useita. Tässä kirjoituksessa esitetty kuvaus lähtee liikkeelle RBMK-reaktorityypin rakennetta ja fysiikkaa käsittelevistä perusteista, minkä jälkeen pyrin kuvaamaan onnettomuuden aiheuttaneen turvallisuuskokeen vaiheet mahdollisimman yksityiskohtaisesti. Tekstissä viitataan toistuvasti sellaisiin käsitteisiin kuten reaktiivisuus (fissiotehon muutosnopeutta mittaava suure), positiivinen takaisinkytkentä (reaktorin vaste toimintatilan muutokseen) ja kerkeä kriittisyys (ketjureaktion tila jossa teho nousee erittäin nopeasti). Näitä käsitteitä on avattu aikaisemmissa blogikirjoituksissa, jotka käsittelevät reaktoriturvallisuuden perusteita, reaktorin takaisinkytkentöjä, sekä ketjureaktion etenemisen fysiikkaa.

Tšernobylin onnettomuusreaktori oli tyypiltään RBMK-1000 -sarjan grafiittimoderoitu kevytvesijäähdytteinen kanavatyyppinen kiehutusvesireaktori. Kanavatyyppisissä reaktoreissa ei ole lainkaan paineastiaa, vaan ydinpolttoaine ladataan paksuseinämäisiin putkiin, jotka kantavat primääripiirin paineen. RBMK-reaktoreissa putket kulkevat pystysuunnassa paksujen grafiittiharkkojen läpi. Jokainen putki muodostaa oman kanavansa jäähdytteen virtaukselle. Kanavat voidaan eristää yksitellen ylä- ja alapuolisilla sulkuventtiileillä, mikä mahdollistaa polttoainelatauksen muutokset reaktorin käydessä. Jäähdytevirtaus kootaan neljään sydämen yläpuolelle sijoitettuun höyryrumpuun, joista höyry johdetaan edelleen kahdelle turbiinille. Höyrystymätön vesi palautetaan reaktoriin pääkiertopumppujen avulla. Kierron täydentää turbiinin lauhduttimelta palaava vesi, jonka syöttövesipumput syöttävät takaisin höyryrumpuun. Jäähdytyskierron osalta RBMK muistuttaa siis tavanomaista kiehutusvesireaktoria.

RBMK-laitos

Kuva 1: RBMK-1000 -ydinvoimalaitoksen kaaviokuva. Ydinpolttoaine ladataan reaktorin (15) pystysuuntaisiin jäähdytyskanaviin, joiden läpi kulkiessaan vesi kiehuu höyryksi. Kanavia on yhteensä 1660, ja ne kulkevat neutronimoderaattorina toimivien grafiittiharkkojen läpi. Moderaattori muodostaa huomattavan osan sydämen tilavuudesta. Jäähdytyskanavat yhdistyvät reaktorin yläpuolella olevissa höyryrummuissa (12), mistä höyry johdetaan edelleen turbiineille (4). Reaktori tuottaa fissiotehoa 3200 ja sähkötehoa 1000 megawattia, eli suurehkon kevytvesireaktorin verran.

Kevytvesireaktoreiden tapaan RBMK kuuluu ydintekniikan tyyppiluokituksessa termisiin reaktoreihin, joille on yhteistä se, että ketjureaktion ylläpitämiseksi neutronit on hidastettava fissioreaktion kannalta edulliselle termiselle energia-alueelle. Reaktori voi tällöin toimia matalasti väkevöidyllä polttoaineella. RBMK:ssa moderaattorina käytetään jäähdytyskanavien välissä olevaa grafiittia. Tšernobylin reaktorissa polttoaineen uraanin väkevöintiaste oli n. 2%.

Reaktorifysiikan kannalta kanavatyyppisten reaktorien suurin ero paineastiatyyppisiin paine- ja kiehutusvesireaktoreihin on se, että jäähdyte on fyysisesti erotettu neutroneita hidastavasta moderaattorista. Kun kevytvesireaktorin jäähdyte virtaa polttoaineen läpi, vesimolekyylien vety-ytimet toimivat samalla neutronien hidasteena. Muutokset reaktorin fissiotehossa välittyvät nopeasti jäähdytteeseen, jonka lämpölaajeneminen pienentää sen tiheyttä. Muutos on erityisen suuri veden kiehuessa, jolloin jäähdytyskanava täyttyy höyrykuplista. Mitä vähemmän polttoainesauvojen väliin mahtuu kevyitä vety-ytimiä, sitä pienempi osuus neutroneista pääsee hidastumaan termiselle energia-alueelle saakka, jolloin myös uusia fissioita tapahtuu harvemmin. Kevytvesireaktorissa jäähdytteen lämpeneminen ja erityisesti kiehuminen siis vähentävät fissionopeutta ja vastustavat tehon kasvua. Kyse on negatiivisesta takaisinkytkennästä. Tällainen reaktori toimii stabiilissa tilassa, jolloin sen fissiotehon hallintaan ei tarvita lainkaan aktiivista säätöä.

Kuten edellä todettiin, RBMK-reaktoreissa neutronien hidastamiseen käytetään jäähdytyskanavissa virtaavan veden sijaan kanavien välissä olevaa grafiittia. Kiinteän grafiittimoderaattorin lämpölaajeneminen voi muuttaa hieman reaktorin mittasuhteita, mutta moderaattoriytimien määrä sydämessä ei pienene. Moderaattorin lämpenemiseen ei myöskään vastaavasti liity kevytvesireaktoreille ominaista voimakasta negatiivista takaisinkytkentää. Törmäyksiä tosin tapahtuu myös jäähdytteessä, mutta grafiittimoderaattorin tilavuus on niin suuri, ettei vedellä ole käytännössä merkitystä neutronien hidastumisen kannalta. Valtaosa moderaattorista jäähdytteeseen palaavista neutroneista on jo hidastunut fission kannalta edulliselle termiselle energia-alueelle, eivätkä ylimääräiset törmäykset vedessä enää muuta tilannetta millään tavalla.i

Polttoaineen läpi virtaava vesi ei kuitenkaan ole täysin passiivinen elementti, sillä vesimolekyylien vety-ytimet myös absorboivat termisiä neutroneita.ii Tämä tarkoittaa sitä, että neutronien hidastumisen kannalta ylimääräinen vesi voi tietyissä tilanteissa näyttäytyä niille pikemminkin heikkona absorbaattorina. Tällaisessa tilassa toimivan reaktorin sanotaan olevan ylimoderoitu. RBMK-reaktoreissa hallitseva veden kiehumista seuraava reaktiivisuusefekti onkin neutroniabsorption väheneminen, mikä puolestaan kasvattaa fissionopeutta. Kyse on positiivisesta takaisinkytkennästä, eli reaktorin fissiotehon kasvu pyrkii ruokkimaan itse itseään. Positiivinen takaisinkytkentä tekee reaktorista epävakaan, eli pienet muutokset paikallisessa tehotasossa lähtevät itsestään kasvamaan ja leviämään muualle sydämeen. Juuri tämä RBMK-reaktorityypin luontainen epästabiilisuus oli yksi onnettomuuden taustalla vaikuttaneista tekijöistä.

Takaisinkytkennät

Kuva 2: Jäähdytteen kiehumisesta seuraavan takaisinkytkennän vaikutus reaktorin toimintatilaan. Kevytvesijäähdytteisessä kiehutusvesireaktorissa (BWR) veden kiehuminen vähentää fission kannalta edulliselle termiselle energia-alueelle hidastuvien neutronien määrää, jolloin seurauksena on reaktiivisuuden ja fissiotehon pieneneminen, eli negatiivinen takaisinkytkentä. Ylimoderoidussa RBMK-reaktorissa hallitseva kiehumisesta seuraava efekti on veden absorptiovaikutuksen pienenemien, joka päinvastoin kasvattaa reaktiivisuutta. Kyse on tällöin positiivisesta takaisinkytkennästä.

Jäähdytteen tiheysvaikutuksen osalta RBMK-reaktori käyttäytyy kevytvesireaktoreihin verrattuna juuri päinvastaisella tavalla. Reaktorin jäähtyminen laskee reaktiivisuutta, jolloin tehotason ylläpitäminen edellyttää säätösauvojen vetämistä ulos sydämestä. Jäähdytteen kiehuminen puolestaan kiihdyttää fissiotehon kasvua, jonka rajoittamiseksi säätösauvoja on työnnettävä vastaavasti syvemmälle polttoainekanavien väliin. Kevytvesireaktoreissa reaktiivisuus on suurimmillaan silloin kun jäähdyte on matalassa lämpötilassa, ja veden kiehuessa voimakkaasti reaktori ei kykene lainkaan ylläpitämään ketjureaktion kulkua.iii

RBMK-1000 -reaktorin sydän on korkeudeltaan 7 ja halkaisijaltaan 12 metriä, eli kevytvesireaktoreihin verrattuna huomattavan suuri.iv Positiivisen takaisinkytkennän vuoksi tehojakauma pyrkii jatkuvasti vaeltamaan ja muuttamaan muotoaan, ja reaktorin hallinta vaatii paljon aktiivista paikallista hienosäätöä. Reaktorin hätäpysäytykseen, tehonsäätöön ja tehoprofiilin muotoiluun käytetään säätösauvoja, joita työntyy polttoainekanavien väliin sydämen ylä- ja alapuolelta. Käyttöjakson alussa polttoaineen ylijäämäreaktiivisuutta kompensoidaan korvaamalla osa polttoaineesta kiinteillä neutroniabsorbaattoreilla. Jakson edetessä reaktiivisuusreservi pienenee, ja absorbaattoreita vaihdetaan polttoainenippuihin.

Absorbaattoreiden määrä sydämessä vaikuttaa RBMK:ssa myös positiivisen takaisinkytkennän voimakkuuteen. Mitä suurempi osuus neutroneista päätyy liikuteltaviin säätösauvoihin ja kiinteisiin absorbaattoreihin, sitä pienemmäksi jää jäähdytteen osuus kokonaisabsorptiosta. Tuoreessa sydämessä absorptio veteen on suhteellisen vähäistä, ja jäähdytteen takaisinkytkentäkerroin voi olla lievästi negatiivinen. Kun absorbaattoreita poistetaan sydämestä, veden merkitys korostuu, ja positiivinen reaktiivisuusefekti voimistuu. Reaktorin toiminta muuttuu siis epävakaammaksi käyttöjakson loppua kohden. Tšernobylin onnettomuus tapahtui juuri ennen reaktorin alasajoa, jolloin lähes kaikki kiinteät absorbaattorit oli korvattu polttoaineella.

Suuren kokonsa vuoksi RBMK-reaktorin sydämen ääriosien tehoalueet ovat heikosti kytköksissä toisiinsa. Polttoaineen kriittinen korkeus voi sopivissa olosuhteissa olla jopa alle kaksi metriä, eli reaktori pystyisi teoriassa ylläpitämään useampaa toistaan riippumatonta ketjureaktiota seitsemän metriä korkean sydämen eri tasoissa. Onnettomuuden alkuhetkellä tehojakauma oli voimakkaasti vääristynyt, mikä vaikutti olennaisesti reaktorin säätösauvojen toimintaan.

Tšernobylin ydinvoimalaitos oli vuonna 1986 yksi Neuvostoliiton uusimmista, ja maan suurin. Laitoksella oli neljä sähköteholtaan 1000 MW:n yksikköä (fissioteho 3200 MW), minkä lisäksi kahden uuden laitosyksikön rakentaminen oli kesken. Onnettomuudessa tuhoutunut nelosyksikkö oli ollut käytössä hieman yli kaksi vuotta, ja sen käyttöjakso oli lähestymässä loppuaan. Ennen reaktorin alasajoa sillä oli tarkoitus suorittaa vielä rutiininomainen turvallisuuskoe, jolla varmistettaisiin reaktorin jäähdytysjärjestelmien keskeytymätön toiminta ulkoisen sähköverkon menetyksessä.

Kun ydinvoimalaitos irtoaa sähköverkosta, reaktorin tuottama fissioteho ei enää vastaa kulutusta. Generaattorin pyörimisvastus pienenee ulkoisen kuorman pudotessa nollaan, ja samalle akselille kytketyn turbiinin kierrosluku alkaa nousta. Sanotaan että turbiini alkaa ryntäämään. Tilannetta seuraa tavallisesti turbiinin automaattinen pysäytys, joka toteutetaan avaamalla höyrylinjojen ohitusventtiilit, jolloin reaktorin tuottama höyry ohjautuu turbiinin ohi suoraan lauhduttimelle. Tämän jälkeen reaktorin säätösauvat työntyvät automaattisesti sydämeen, ja fissioteho sammuu.

Kun yhteys ulkoiseen sähköverkkoon katkeaa ja generaattori pysähtyy, myös reaktorin jäähdytysjärjestelmien sähkönsyöttö menetetään. Fissiotehon sammuttamisen hetkellä reaktori tuottaa kuitenkin vielä satoja megawatteja jälkilämpötehoa, mikä riittää sulattamaan polttoaineen jos veden kierto sydämeen katkeaa. Jäähdytysjärjestelmien sähkönsyöttö varmistetaan tällaisessa tilanteessa erillisillä varavoimadieseleillä. Varajärjestelmien käynnistymiseen liittyy kuitenkin tietty viive, jonka ajan reaktorisydämen vesikierto on vielä generaattoriin kytkettyjen pääkiertopumppujen varassa. Turbiinin ja generaattorin suuren massan vuoksi sähköntuotto ei katkea välittömästi höyrylinjojen ohitusventtiilien avautumiseen, vaan generaattori tuottaa sähköä pääkiertopumpuille vielä pyörimisnopeuden hidastuessa.

Tšernobylin onnettomuuteen johtaneen turvallisuuskokeen oli tarkoitus varmistaa, että turbiiniin ja generaattoriin varastoitunut pyörimisenergia riittää tuottamaan sähköä pääkiertopumpuille siihen saakka, että reaktorin jäähdytyksessä vaihdetaan järjestelmää.v Ohjelman mukaan koe oli määrä suorittaa toisella laitoksen kahdesta turbiinista, noin 30% fissioteholla (960 MW). Yhteyttä ulkoiseen sähköverkkoon ei todellisuudessa katkaistu, vaan tilannetta simuloitiin turbiinin sammutuksella. Neljä reaktorin kahdeksasta pääkiertopumpusta oli kytketty alas ajettavaan generaattoriin, ja toiset neljä saivat sähkönsä ulkoisesta verkosta. Kokeen suorittaminen edellytti myös erinäisten suojausjärjestelmien pois kytkemistä, sillä esimerkiksi automaattisesti lauennut pikasulku olisi keskeyttänyt kokeen ennenaikaisesti. Automatiikan sijaan reaktorin suojaustoiminnot olivat siis käsiohjauksen varassa, mitä pidettiin aluksi myös virheellisesti onnettomuuden pääasiallisena syynä.

Reaktorin alasajo koeohjelman mukaiselle 30% fissioteholle aloitettiin perjantaina 25.4.1986 aamuyöllä kello 1:00. Tehon lasku eteni vaiheittain kestäen useita tunteja, ja koe oli määrä suorittaa reaktorin sammuttamisen yhteydessä seuraavana iltana. Teho laskettiin ensin 50% tasolle, ja kello 13:05 toinen laitoksen turbiineista ajettiin alas. Myös puolet reaktorin pääkiertopumpuista oli tässä vaiheessa sammutettu. Ennen reaktorin alasajon jatkamista Kiovan sähköverkon päävalvomosta tuli kuitenkin käsky jatkaa tuotantoa 50% teholla iltaan saakka, sillä kapasiteetista oli pulaa toisen samaan verkkoon kytketyn voimalaitoksen käyttöönottoon liittyneiden viivästysten vuoksi.

Alasajon keskeytymistä usean tunnin ajaksi voidaan pitää ensimmäisenä askeleena kohti reaktorin räjähtämiseen johtanutta tapahtumaketjua. Ydinpolttoaineeseen syntyy käytön aikana satoja isotooppeja, jotka vaikuttavat reaktorin neutronitalouteen. Fissiotuotteiden joukossa merkittävin neutroniabsorbaattori on xenonin lyhytikäinen isotooppi Xe135, jonka vaikutus on niin suuri, että se täytyy ottaa huomioon reaktorin säädössä. Isotoopin määrä polttoaineessa seuraa fissiotehon muutoksia usean tunnin viiveellä. Kun reaktorin tehoa lasketaan, polttoaineen Xe135-pitoisuus lähtee aluksi nousuun.vi Absorption kasvua joudutaan tällöin kompensoimaan ottamalla lisää reaktiivisuusreserviä käyttöön esimerkiksi vetämällä säätösauvoja ulos sydämestä. Ilmiötä kutsutaan reaktorifysiikassa xenon-myrkytykseksi. Xe135-isotoopin pitoisuus saavuttaa huippunsa puolen vuorokauden kuluessa tehomuutoksesta, minkä jälkeen sen määrä kääntyy laskuun.

Pahimmassa tapauksessa xenon-myrkytyksen absorptiovaikutus on niin suuri, että reaktori sammuu, eikä ketjureaktiota saada käynnistettyä uudestaan ennen kuin myrkyn määrä sydämessä on laskenut riittävän alas. Tšernobylissä alasajon keskeytyminen johti siihen, että reaktori alkoi myrkyttyä, ja tehotason ylläpitämiseksi säätösauvoja jouduttiin seuraavan päivän ja illan aikana vetämään ulos sydämestä. Xenon-myrkytys voi vaikuttaa myös reaktorin tehojakauman muotoon, sillä Xe135-isotooppia syntyy eniten sinne, missä fissioteho on aikaisemmin ollut korkein. Tšernobylissä tehojakauma alkoi painua keskeltä alas, erottaen sydämen ylä- ja alapuolikkaat toisistaan.

Lupa reaktorin alasajon jatkamiseen saatiin vasta kello 23:10, ja hieman puolenyön jälkeen fissioteho saavutti 720 megawatin tason. Tätä pidettiin turvallisen toiminta-alueen alarajana. Matalan tehon toimintaan liittyvät riskit palautuvat jälleen RBMK-rektorityypille ominaiseen epävakauteen. Jäähdyte kuumenee kulkiessaan virtauskanavaa pitkin alhaalta ylös, mutta reaktorin tuottaessa lämpöä matalalla teholla veden lämpötila voi jäädä pitkältä matkalta kiehumispisteen alapuolelle, erityisesti silloin kun virtausnopeus sydämeen on suuri. Pieni muutos reaktorin fissiotehossa voi tällöin käynnistää kiehumisen, mikä johtaa positiivisen takaisinkytkennän kautta suureen reaktiivisuuslisäykseen ja nopeaan tehon kasvuun.

Turvallisuuskokeen valmistelua jatkettiin kello 00:28 vaihtamalla reaktorin tehonsäädössä käytettyä automatiikkajärjestelmää. Vaihto ei kuitenkaan sujunut ongelmitta, sillä fissioteho sammui. Tämä liittyi todennäköisesti ainakin osittain reaktorin jäähtymiseen. Reaktoria alettiin nostamaan uudestaan teholle vetämällä lisää säätösauvoja ulos sydämestä, ja kello 01:03 teho saatiin lopulta vakiintumaan 200 MW:n tasolle, eli selvästi turvallisen käyttöalueen alapuolelle. Koska reaktori toimi aikaisempaa matalammalla teholla, xenon-myrkytyksen vaikutus kääntyi jälleen nousuun.

Sammutetut neljä pääkiertopumppua kytkettiin koeohjelman mukaisesti yksi kerrallaan päälle. Virtausnopeuden kasvu pienensi veden kiehumista ja laski reaktiivisuutta, minkä kompensoimiseksi vielä lisää säätösauvoja jouduttiin vetämään ulos. Neutroniikan osalta reaktori oli tässä vaiheessa mahdollisimman epävakaassa tilassa, jossa yhdistyivät kaikki positiivista takaisinkytkentää vahvistavat tekijät. Käyttöjakso oli edennyt päätepisteeseensä, ja kiinteät absorbaattorit poistettu sydämestä. Reaktorin lämpötila oli matala ja polttoaine myrkyttynyt, minkä kompensoimiseksi myös suuri osa liikuteltavista säätösauvoista oli jouduttu vetämään kokonaan ulos. Polttoainenippujen läpi virtaavan veden osuus neutroniabsorptiosta oli suuri, ja jäähdytteen takaisinkytkentäkerroin siksi voimakkaasti positiivinen.

Kohtalokkain toimenpide lienee silti sammutettujen pääkiertopumppujen uudelleen käynnistäminen. Reaktorin normaalissa toimintatilassa vesi kiehuu voimakkaasti kulkiessaan polttoaineen läpi. Reaktori tuotti lämpöä kuitenkin niin matalalla teholla, että kahdeksan pääkiertopumpun ylläpitämä voimakas virtaus pakotti veden lämpötilan kiehumispisteen alapuolelle. Se, että reaktiivisuuden pienenemistä jouduttiin kompensoimaan vetämällä säätösauvoja ulos, oli kuin reaktoriin olisi ladattu vielä lisää ylimääräistä reaktiivisuusreserviä, joka vain odotti vapautumistaan kiehumisen käynnistyessä uudestaan. Ylijäämäreaktiivisuuden on arvioitu ylittäneen moninkertaisesti kerkeän kriittisyyden rajan.

Ilmeisen vaarallinen toimintatila ei kuitenkaan ollut reaktorin ohjaajien tiedossa, sillä koe päätettiin aloittaa avaamalla turbiinin höyrylinjojen ohitusventtiilit kello 01:23:04. Päätös oli peruuttamaton, sillä mikään myöhemmin suoritettu toimenpide olisi tuskin enää pelastanut tilannetta. Kun höyryn syöttö turbiinille katkesi, generaattoriin kytketyt pääkiertopumput alkoivat hidastua. Jäähdytevirtaus sydämeen pieneni, ja vesi alkoi lopulta kiehua.

Sydämen reaktiivisuus kasvoi, mutta reaktorin säätöautomatiikka pystyi aluksi pitämään fissiotehon muuttumattomana. Myöskään reaktorin instrumentointi ei vielä tässä vaiheessa antanut minkäänlaisia viitteitä siitä, että tilanne oli vain sekuntien päässä katastrofista. Laitosyksikön pääinsinöörinä toiminut Anatoly Dyatlov on jälkeenpäin kuvannut tilannetta valvomossa rauhalliseksi, kun reaktorin käyttövuoron esimies totesi että koe oli suoritettu onnistuneesti loppuun, ja määräsi reaktorin pysäytettäväksi kello 01:23:40.vii

Vastoin odotuksia säätösauvojen työntyminen sydämeen ei kuitenkaan katkaissut ketjureaktion kulkua, vaan päinvastoin käänsi fissiotehon nousuun. Reaktorin teho saavutti kolmessa sekunnissa 530 megawatin tason. Myös reaktiivisuus kasvoi jatkuvasti, ylittäen lopulta kerkeän kriittisyyden rajan noin kello 01:24. Tämän jälkeen tehon kasvu eteni räjähdysmäisesti, ja katkesi vasta reaktorisydämen tuhoutumiseen. Viimeinen mitattu lukema näytti 33 gigawattia, mutta tehon on arvioitu nousseen jopa 1.3 terawattiin. Ennen tuhoutumistaan reaktori tuotti siis hetkellisesti enemmän fissiotehoa kuin kaikki muut maailman ydinvoimalat yhteensä.

Onnettomuuden viimeisten vaiheiden tapahtumista ei olemassa varmaa tietoa, osittain siksi, että reaktorilla suoritetun turvallisuuskokeen aikana tehdyissä mittauksissa keskityttiin tarkkailemaan sähköjärjestelmien toimintaa. Tapahtumaketju myös eteni fissiotehon karkaamisen jälkeen hyvin nopeasti. Kaikki reaktorin räjähdystä selittävät skenaariot perustuvatkin lähinnä fysikaalisiin malleihin ja tietokonesimulaatioihin. Vallitseva käsitys on se, että polttoaine pirstaloitui lämpötilan noustessa nopeasti kasvavan fissiotehon mukana, ja lämpöenergia siirtyi jäähdytteeseen. Seurauksena oli räjähdysmäinen paineen nousu jäähdytyskanavien sisällä.

Länsimaisista laitoksista poiketen RBMK-1000 -reaktoreilla ei ole lainkaan kaasutiivistä paineenkestävää suojarakennusta. Reaktorin suojarakennustoiminto perustuu sen sijaan jäähdytyspiiristä purkautuvan höyryn lauhduttamiseen reaktorin alapuolelle sijoitetussa vesialtaassa. Paineenalennusjärjestelmän kapasiteetti oli kuitenkin mitoitettu kestämään samanaikainen vuoto ainoastaan kahdessa jäähdytyskanavassa, ja useamman kanavan repeytyminen nosti paineen niin korkeaksi, että koko järjestelmä antoi periksi. Paineen nousu vaurioitti reaktorin ala- ja yläpuolella olevia rakenteita, mikä jumitti säätösauvat paikoilleen ja katkaisi veden virtauksen myös ehjiksi jääneisiin kanaviin. Seurauksena oli pian toinen räjähdys. Vapautunutta energiamäärää kuvaa hyvin se, että reaktorin yläpuolella ollut tuhat tonnia painava betonisuoja kääntyi reaktorikuilun päälle poikittain.viii

Reaktori räjähdyksen jälkeen

Reaktori räjähdyksen jälkeen

Kuva 3: Yllä – Ilmakuva reaktorirakennuksesta räjähdyksen jälkeen. Alla – Poikkileikkauskuva räjähdyksen aiheuttamista tuhoista rakennuksen sisällä. Rakennuksen kattoon puhkesi reikä, ja reaktoriin jäänyt polttoaine suli alempien kerrosten lattian läpi. Reaktorikuilun päällä ollut betonisuoja näkyy kuvassa vihreällä. Kuvaan on piirretty myös tuhoutuneen reaktorin päälle suojaksi rakenetun sarkofagin rakenteita.

Reaktorirakennuksen kattoon puhkesi ammottava reikä, joka muodosti suoran vapautumisreitin radioaktiiviselle päästölle. Tulikuumaa grafiittia ja reaktorin sisäosia levisi rakennuksen katolle ja lähiympäristöön, missä ne sytyttivät useita tulipaloja. Ensimmäinen laitospalokuntayksikkö oli paikalla alle viidessä minuutissa räjähdyksestä, ja kello 4:00 paloa oli sammuttamassa jo 250 palomiestä. Säteilytaso laitosalueella nousi hengenvaaralliselle tasolle, erityisesti reaktorirakennuksen katolla, missä palomiehet joutuivat työskentelemään sammuttaessaan bitumisia kattorakenteita. Palomiesten lisäksi korkeita annoksia saivat laitoksen työntekijät yrittäessään turhaan käynnistää reaktorin jäähdytysjärjestelmiä uudestaan, sekä estäessään tulipalon leviämistä viereiselle laitosyksikölle. Kolmos- ja nelosyksikkö jakoivat yhteisen turbiinihallin, mihin oli katon läpi pudonnut reaktorista peräisin olevia erittäin radioaktiivisia polttoaineen kappaleita.

Pienemmät palopesäkkeet saatiin sammutettua seuraavaan aamuun mennessä, mutta noin 20 tuntia räjähdyksen jälkeen reaktorikuilussa syttyi uusi tulipalo, joka nosti liekit kymmenien metrien korkeuteen.ix Koska kuumien palokaasujen mukana kulkeva radioaktiivisuus muodosti suuren päästölähteen, reaktoripalo piti saada mahdollisimman nopeasti hallintaan. Maanantaina 28.4. aloitettiin massiivinen sammutusoperaatio, jonka aikana reaktorikuiluun pudotettiin helikopterista käsin tuhansia tonneja booriyhdisteitä, lyijyä, hiekkaa, savea ja dolomiittia. Operaatio vaati 1800 lentoa, joiden aikana helikopterien miehistöt saivat suuria säteilyannoksia. Viikkoa myöhemmin reaktoriin alettiin syöttämään typpeä, jolla palo saatiin lopulta tukahdutettua perjantaina 9.5.

Reaktorin räjähdyksessä vapautunut ensimmäinen päästöpilvi laskeutui metsään muutaman kilometrin päähän voimalaitoksesta. Säteily oli niin voimakasta, että puiden neulaset muuttuivat punaruskeiksi ja kuolivat. Paikkaa alettiin myöhemmin kutsumaan punaiseksi metsäksi. Päästö saavutti nopeasti myös kolmen kilometrin päässä olevan 50,000 asukkaan Pripjatin kaupungin, jonka siviiliväestö evakuoitiin seuraavien päivien kuluessa. Kaupunki on ollut siitä lähtien tyhjillään. Evakuointi ulotettiin lopulta 30 kilometrin säteelle, ja yli 100,000 ihmistä joutui jättämään lopullisesti kotinsa.

Reaktorissa yli kymmenen päivän ajan riehunut tulipalo tuotti runsaasti kuumia palokaasuja, jotka nostivat fissiotuotteita ja radioaktiivisia hiukkasia korkealle ilmakehään. Radioaktiivinen laskeuma kulkeutui tuulen mukana kauas. Pääosa laskeumasta päätyi muutaman sadan kilometrin säteelle Venäjälle, Valko-Venäjälle ja Ukrainaan, mutta laskeuma-alue kattoi lopulta myös Pohjoismaat ja koko läntisen Euroopan. Neuvostoliiton ulkopuolella ensimmäinen havainto radioaktiivisesta laskeumasta tehtiin Ruotsissa, Forsmarkin ydinvoimalaitoksella sunnuntaina 27.4., eli hieman yli vuorokausi räjähdyksen jälkeen. Suomessa ensimmäiset kohonneet säteilymittaukset tehtiin puolustusvoimien valvonta-asemalla Kajaanissa saman päivän iltana. Säteilyturvakeskus oli seuraavana päivänä yhteydessä Ruotsiin, mistä vahvistettiin kohonnut säteilytaso. Virallinen tiedotus luettiin radiossa maanantai-iltapäivänä, ja illalla Neuvostoliitosta vahvistettiin että Ukrainassa oli tapahtunut vakava ydinvoimalaonnettomuus.

Onnettomuutta seuranneen puolen vuoden aikana reaktorin ympärille rakennettiin sarkofagiksi kutsuttu improvisoitu betonisuoja, ja laitospaikkaa ja sen lähiympäristöä puhdistettiin radioaktiivisesta kontaminaatiosta. Operaatioon on arvioitu osallistuneen 600,000 – 800,000 sotilasta ja pelastustyöntekijää. Joissain lähteissä säteilylle altistuneiden työntekijöiden lukumääräksi on ehdotettu jopa miljoonaa. Erityisen suuria säteilyannoksia saivat ensimmäisen yön pelastustoimiin osallistuneet palomiehet ja laitoksen työntekijät, joita oli yhteensä noin 600. Akuutti säteilysairaus diagnosoitiin 134 ihmisellä. Hengenvaaralliseksi luokiteltavan annoksen sai 93 ihmistä, joista 28 kuoli.

Sarkofagi

Kuva 4: Räjähdyksessä tuhoutuneen reaktorirakennuksen ympärille rakennettiin vuoden 1986 loppuun mennessä betonilaatoista muodostuva suoja, joka nimettiin ”sarkofagiksi”. Rakennelman oli tarkoitus estää radioaktiivisuuden leviämistä ja suojata rakennuksen sisäosia uusilta vaurioilta. Väliaikaiseksi tarkoitettu sarkofagi jätettiin paikoilleen kun sen ympärille alettiin rakentamaan pysyvämpää suojaa vuonna 2010. Rakennustöiden on määrä valmistua tämän vuoden aikana.

Tšernobylin onnettomuutta käsittelevissä kirjoituksissa korostetaan usein RBMK-reaktorityypin luontaista epästabiilisuutta ongelmien alkusyynä. Vaikka positiivinen takaisinkytkentä näytteli merkittävää roolia, jäähdytteen kiehumisesta seurannut suhteellisen hidas reaktiivisuuslisäys ei yksin riitä selittämään räjähdysmäistä tehon kasvua. Syytä onkin etsittävä myös säätösauvojen rakenteesta, sekä reaktorin myrkyttymisestä turvallisuuskoetta edeltäneen vuorokauden aikana.

RBMK-reaktoreissa sydämen yläpuoliset säätösauvat koostuvat kahdesta osasta: neutroniabsorbaattorista, ja tämän alapuolelle ripustetusta grafiittiseuraajasta, joka täyttää säätösauvakanavan kun absorbaattoriosa on vedetty ylös. Onnettomuusreaktorissa grafiittiosa ei kuitenkaan vastannut pituudeltaan sydämen korkeutta, vaan seuraajan alapuolelle jäi yli metrin mittainen vesialue kun säätösauva oli vedetty ylimpään asentoonsa. Xenon-myrkytyksen vaikutus puolestaan liittyy tehojakauman vääristymiseen. Voimakkaasti absorboivan Xe135-isotoopin kertyminen sydämen keskelle oli erottanut reaktorin ylä- ja alapuolikkaat toisistaan. Reaktorissa oli tavallaan käynnissä kaksi toisistaan riippumatonta ketjureaktiota.

Fissiotehon sammumisen jälkeen reaktorin ohjaajilla oli suuria vaikeuksia saada ketjureaktio uudelleen käyntiin, ja teho saatiin nousemaan vasta kun suuri osa säätösauvoista oli vedetty ääriasentoon. Kun reaktori yritettiin turvallisuuskokeen jälkeen sammuttaa, säätösauvat alkoivat liikkumaan alaspäin, jolloin neutroniabsorbaattorin työntyminen polttoainekanavien väliin katkaisi ketjureaktion etenemisen reaktorin yläosassa. Toimenpiteellä ei kuitenkaan ollut vastaavaa vaikutusta seitsemän metriä korkean sydämen alempaan tehohuippuun. Sen sijaan että absorption kasvu olisi pienentänyt reaktiivisuutta, vaikutus olikin täysin päinvastainen. Vajaamittaisten grafiittiseuraajien liikkuminen alaspäin syrjäytti säätösauvakanavassa olevaa vettä, mikä kiehumisen tapaan kasvatti reaktiivisuutta. Tilanteeseen viitataan usein positiivisena pikasulkuna. Reaktiivisuus nousi nopeasti kerkeästi kriittiselle alueelle, mikä yhdessä jäähdytteen kiehumisen kanssa sai aikaan fissiotehon räjähdysmäisen kasvun.

Positiivinen pikasulku

Kuva 5: Havainnekuva ”positiivisesta pikasulusta”. Neutroniabsorbaattoria sisältävät säätösauvat oli reaktorin jäähtymisen ja xenon-myrkytyksen kompensoimiseksi vedetty ääriasentoon (a), ja voimakkaasti absorboivan Xe135-isotoopin kertyminen sydämen keskelle piikitti fissiotehon sydämen ylä- ja alaosaan. Kun reaktori sammutettiin turvallisuuskokeen jälkeen, absorbaattoriosan (kuvassa punainen osa) työntyminen sydämeen katkaisi ketjureaktion etenemisen reaktorin yläosassa. Alempaan tehohuippuun vaikutus oli kuitenkin päinvastainen, sillä vajaamittaisen grafiittiseuraajan (harmaa osa) työntyminen alaspäin syrjäytti neutroneita absorboivaa vettä, mikä johti reaktiivisuuden ja fissiotehon paikalliseen kasvuun.

Tšernobylin onnettomuuteen liittyy useita myyttejä ja vääriä tulkintoja, joihin törmää varsin usein aiheeseen liittyvissä keskusteluissa. Yleisin näistä lienee se, että laitoksen käyttöhenkilökunta olisi toiminut täysin omavaltaisesti ja sääntöjen vastaisesti räjähdykseen johtaneessa kokeessa, tai että itse koe olisi ollut uhkarohkea yritys venyttää reaktorin toimintaa turvallisen alueen äärirajoille. Tällaisten käsitysten taustalla lienee neuvostoviranomaisten IAEA:lle vuonna 1986 toimittama selvitys, joka vieritti vastuun onnettomuudesta käytännössä kokonaan valvomohenkilökunnan niskoille. Selvitystä käsittelevässä INSAG-1 -raportissa todetaan, että onnettomuus aiheutui lukuisista turvallisuuden kannalta merkittävistä laiminlyönneistä reaktorin käyttötavoissa, viitaten erityisesti hätäjäähdytysjärjestelmien ja pikasulkusignaalien pois kytkemiseen ennen kokeen aloittamista.

Tämä näkemys kuitenkin kumottiin jo kuusi vuotta myöhemmin valmistuneessa kansainvälisen asiantuntijaryhmän laatimassa INSAG-7 -selvityksessä. Raportista käy ilmi, että ohjaajien suorittamat toimenpiteet liittyivät pääsääntöisesti viralliseen koeohjelmaan, tai noudattivat muuten vallitsevia toimintatapoja. Reaktorin automaattisten suojaustoimintojen estäminen oli käytännössä välttämätön osa koejärjestelyä. Lopputuloksen kannalta vieläkin olennaisempaa oli kuitenkin se, että näillä toimenpiteillä ei todellisuudessa edes ollut suurta merkitystä onnettomuuteen johtaneessa tapahtumaketjussa. Vaikka räjähdys lopulta aiheutui reaktorin ohjaajien toimenpiteistä, ratkaisevat virheet ulottuvat paljon syvemmälle organisaation rakenteisiin. Luontaisesti epästabiili reaktori ajettiin useiden epäonnisten valintojen kautta tilaan, jossa onnettomuus oli käytännössä väistämätön. Valvomohenkilökunnalla ei yksinkertaisesti ollut riittäviä valmiuksia tunnistaa tilanteen vaarallisuutta, tai estää sen kehittymistä onnettomuudeksi.

Yksi merkittävimmistä reaktorin epävakaaseen toimintatilaan vaikuttaneista tekijöistä oli se, että huomattava osa säätösauvoista jouduttiin vetämään kokonaan ulos sydämestä fissiotehon sammumisen jälkeen, mikä kasvatti positiivisen takaisinkytkennän voimakkuutta. Epävakaa toimintatila olisi periaatteessa ollut pääteltävissä nk. operatiivisesta reaktiivisuusmarginaalista, joka mittaa sydämen sisällä olevien säätösauvojen yhteenlaskettua voimakkuutta. Onnettomuuden alkuhetkellä marginaalin on arvioitu olleen 8, kun absoluuttiseksi alarajaksi oli reaktorin käyttöohjeissa asetettu 15. Kyseisen parametrin määrittämiseen tarvittiin kuitenkin paljon aikaa vieviä automaattisia mittauksia ja laskutoimituksia, joita suorittava tietokone sijaitsi 50 metrin päässä reaktorin päävalvomosta. Turvallisuuden kannalta ratkaiseva tieto ei siis ollut helposti ohjaajien saatavilla, minkä lisäksi siihen liittyi yli 10 minuutin viive.

Myöskään xenon-myrkytyksen aiheuttama tehojakauman vääristyminen ei ilmeisesti ollut käyttöhenkilökunnan tiedossa. Reaktorin fissiotehon mittaamiseen käytettiin neutroniantureita, joita oli sijoitettu sydämen sisä- ja ulkopuolelle. Tehojakaumaa mittaavien sisäpuolisten antureiden toiminta-alue oli kuitenkin mitoitettu normaalikäytölle korkealla teholla, eivätkä ne antaneet lainkaan lukemia kun koe aloitettiin tehotasolta joka oli alle 10% reaktorin nimellistehosta. Ulkopuolelle sydämen keskitasoon sijoitetut anturit puolestaan kertoivat hyvin vähän tehon jakautumisesta reaktorin sisällä, joten tieto tehon piikittymisestä sydämen alaosaan jäi kokonaan saamatta. Tila olisi voinut olla ennakoitavissa edeltäneen vuorokauden käyttöhistorian perusteella, mutta tiedon kulkua vaikeutti valvomohenkilökunnan vaihtuminen kahdesti ennen kokeen aloittamista. Kokeen suorittamisesta oli lopulta vastuussa työvuoro, jonka oli alkuperäisen suunnitelman mukaan määrä ainoastaan valvoa reaktorin jäähtymistä alasajon jälkeen.

Käyttöhenkilökunnan tekemäksi virheeksi jää silti kiistatta se, että koe aloitettiin tehotasolta joka oli selvästi koeohjelmassa määritetyn rajan alapuolella, eli keskeyttämisen sijaan menettelytapoja muokattiin vastaamaan vallitsevia olosuhteita. Kokeen ohjeistus oli kuitenkin turvallisuusnäkökulmien osalta vähintäänkin puutteellinen, eikä matalalla tehotasolla ilmeneviä stabiilisuusongelmia oltu käsitelty myöskään henkilökunnan koulutuksessa. Esimerkiksi edellä mainittuun operatiiviseen reaktiivisuusmarginaaliin liittyvässä ohjeistuksessa painotettiin lähinnä riittävää säädettävyyttä normaalissa tehoajossa.

RBMK-reaktorityypin turvallisuusongelmat olivat laitoksen suunnittelijoiden tiedossa, ja esimerkiksi täysin ulos vedetyillä säätösauvoilla suoritetun pikasulun aiheuttama reaktiivisuuslisäys oli havaittu Ignalinan laitoksella Liettuassa yli kaksi vuotta aikaisemmin. Tieto ongelmista ei kuitenkaan missään vaiheessa päätynyt reaktorityypin käyttöön liittyvään ohjeistukseen. Pohjimmiltaan kyse oli ilmeisesti siitä, että ydinenergia-alalla toimivien organisaatioiden välillä ei hankalan byrokratian vuoksi ollut suoraa keskusteluyhteyttä. Onnettomuuden aiheuttaneeseen turvallisuuskokeeseen ei yksinkertaisesti ymmärretty liittyvän monimutkaisia reaktorifysikaalisia ilmiöitä, vaan koetta pidettiin käyttöorganisaatiossa rutiininomaisena sähköjärjestelmien testauksena. Valvomossa ei ollut onnettomuuden tapahtuessa paikalla ainuttakaan reaktorifysiikan asiantuntijaa.

Toinen yleinen Tšernobyliin liittyvä myytti on se, että RBMK-reaktoreiden todellinen käyttötarkoitus olisi ollut ydinaseissa käytettävän plutoniumin valmistaminen, mikä olisi jollain tavalla vaikuttanut reaktorityypin onnettomuusalttiuteen. On totta, että RBMK-reaktorit muistuttavat rakenteeltaan plutoniumintuotantoreaktoreita, joissa oikean isotooppikoostumuksen saavuttaminen edellyttää lyhyttä säteilytysaikaa, eli käytännössä kanavatyyppistä rakennetta joka mahdollistaa polttoaineen vaihtamisen reaktorin käydessä. Kyse lienee kuitenkin enemmän reaktorien kehityslinjan historiallisista yhteneväisyyksistä.x Kanavatyyppistä RBMK:ta suosittiin Neuvostoliitossa todennäköisesti siksi, että se soveltui hyvin sarjatuotantoon. Reaktoriin ei kuulunut massiivista paineastiaa tai höyrystymiä, vaan se rakentui suhteellisen pienistä komponenteista, jotka voitiin valmistaa tavallisissa konepajoissa.

Neuvostoliitto oli ollut ydinasevaltio vuodesta 1949 saakka. Maan ydinaseohjelmaa oli kehitetty yli kolme vuosikymmentä, ja sen olemassaolo oli kansainvälisten sopimusten oikeuttama hyväksytty tosiasia. Neuvostoliitolla oli jo 1980-luvulle tultaessa maailman suurin ydinasearsenaali, ja ydinmateriaalia varastossa selvästi yli tarpeen. Nämä seikat huomioon ottaen tuntuukin varsin epätodennäköiseltä, että maalla olisi ollut tarvetta virallisen ydinaseohjelman rinnalla toimivalle salaiselle ohjelmalle, jonka tarkoituksena oli tuottaa ydinasemateriaalia sähköntuotantokäyttöön rakennetuissa reaktoreissa.

Tšernobylin onnettomuus herättää varsin luonnollisesti kysymyksen siitä, voisiko vastaava reaktorin räjähdysmäinen tuhoutuminen tapahtua myös länsimaisissa ydinvoimalaitoksissa? Suurin osa maailman reaktorikannasta muodostuu kevytvesityyppisistä paine- ja kiehutusvesireaktoreista, jotka poikkeavat sekä rakenteeltaan että fysiikaltaan kanavatyyppisestä RBMK:sta. Turvallisuuden kannalta ilmeisin ero on se, että kevytvesireaktorit voidaan rakentaa luontaisesti stabiileiksi siten, että jäähdytteen kiehuminen hillitsee fissiotehon kasvua. Jo se, että reaktori pyrkii luonnostaan vastustamaan toimintatilan muutosta ja ongelmatilanteessa sammuttaa itse itsensä, poistaa yhden merkittävimmistä Tšernobylin onnettomuuden taustalla vaikuttaneista tekijöistä.

Suuren reaktiivisuuslisäyksen aiheuttanut positiivinen pikasulku puolestaan liittyy RBMK-reaktorin säätösauvojen suunnitteluun, erityisesti vajaamittaisiin grafiittiseuraajiin, eikä vastaavaa rakennetta käytetä muissa reaktorityypeissä.xi Kevytvesireaktoreiden pitkä käyttöjakso edellyttää kuitenkin niin suurta säätöreserviä, ettei suuren reaktiivisuuslisäyksen aiheuttamaa kerkeästi kriittistä tehotransienttia voida sulkea pois ainakaan fysikaalisena mahdottomuutena. Tällainen tilanne voisi teoriassa syntyä esimerkiksi sydämessä sisällä olevan säätösauvan ulossinkoutumisesta, tai painevesireaktorissa jäähdytteeseen liuotetun boorihapon nopeasta laimenemisesta. Käytännössä reaktiivisuustransientteihin varaudutaan reaktorin turvallisuussuunnittelussa, rajoittamalla säätösauvojen ja boorisäädön voimakkuus sellaiselle tasolle että polttoaineen nopea Doppler-takaisinkytkentä kykenee katkaisemaan tehon kasvun ennen kuin vakavia polttoainevaurioita pääsee syntymään. Reaktoriturvallisuuteen olennaisesti vaikuttavia takaisinkytkentöjä on käsitelty tarkemmin toisessa blogikirjoituksessa.

Vaikka Tšernobylin onnettomuus aiheutui hyvin pitkälti RBMK-reaktorityypille ominaisista tekijöistä, onnettomuus vaikutti maailmanlaajuisesti ydinturvallisuustutkimukseen ja ydinenergia-alan toimintatapoihin. Yksi kauaskantoisimmista muutoksista oli se, että turvallisuutta alettiin käsittelemään teknologian lisäksi myös organisaation toiminnan ja inhimillisten tekijöiden näkökulmasta. Tästä kokonaisvaltaisesta turvallisuusajattelusta syntyi nk. turvallisuuskulttuurin käsite, jota sovelletaan nykyisin ydinenergia-alan lisäksi myös teollisuudessa, ilmailussa, meriliikenteessä ja monilla muilla sellaisilla aloilla, joilla monimutkaisten riskitekijöiden hallinta on osa jokapäiväistä toimintaa. Tšernobyl lisäsi myös vakavien reaktorionnettomuuksien ja niiden ympäristövaikutusten tutkimusta. Suomeen perustettiin koko maan kattava automaattinen säteilymittausverkko, ja lähialueyhteistyötä tiivistettiin tehostamalla tiedonvaihtoa valtiorajojen yli.

Uusien RBMK-reaktorien suunnittelu laitettiin onnettomuuden jälkeen jäihin. Viimeinen Tšernobylin ydinvoimalaitoksen neljästä reaktoriyksiköstä poistettiin käytöstä vuonna 2000. Liettuan Ignalinan laitoksella oli vuoteen 2009 saakka käytössä kaksi suurempaa RBMK-1500 -mallin reaktoria. Vuoden 2017 lopulla reaktorityyppi oli käytössä enää Venäjällä, yhteensä 11 laitosyksiköllä. Suomea lähimmät RBMK:t löytyvät Leningradin ydinvoimalaitokselta Sosnovyi Borista, joka sijaitsee Suomenlahden rannalla lähellä Pietaria. Laitoksen neljä RBMK-1000 -sarjan reaktoria on määrä korvata kevytvesireaktoreilla 2020-luvun aikana. Ensimmäinen korvaava AES-2006 -laitosyksikkö kytkettiin sähköverkkoon maaliskuussa 2018. Reaktori on samaa tyyppiä kuin Fennovoiman tilaama laitos, ja se kuuluu pitkään VVER-kehityslinjaan jota edustavat myös Loviisan ydinvoimalaitoksen kaksi painevesireaktoria.

Tšernobylin onnettomuuden seurauksia on käsitelty vielä erikseen toisessa blogikirjoituksessa, yhdessä vuonna 2011 tapahtuneen Fukushiman ydinvoimalaonnettomuuden kanssa.


i) Neutronit pyrkivät hidastuessaan termiseen tasapainoon moderaattoriytimien lämpöliikkeen kanssa. Kun tasapainotila on saavutettu, ylimääräiset törmäykset eivät enää muuta keskimääräistä energiaa. Fissiossa syntyneellä neutronilla voi olla nopeutta kymmenesosa valonnopeudesta (n. 300,000 km/s), ja termalisoituneet neutronit liikkuvat enää joitakin kilometrejä sekunnissa.

ii) Termisen neutronin törmätessä vety-ytimeen sillä on noin prosentin todennäköisyys absorboitua pysyvästi osaksi ydintä. Elinkaaren yli laskettu kokonaistodennäköisyys on kuitenkin suurempi, sillä törmäyksiä tapahtuu tyypillisesti useampia ennen kuin neutroni pääsee kulkeutumaan takaisin polttoaineeseen. Vastaava absorptiotodennäköisyys grafiitille on prosentin sadasosan luokkaa. Grafiitti muodostuu hiiliytimistä, jotka ovat paljon vetyä raskaampia. Neutronien hidastaminen grafiitissa vaatii vastaavasti paljon suuremman määrän törmäyksiä.

iii) Moderaattorin takaisinkytkentöjen lisäksi ydinreaktoreissa vaikuttaa myös muita takaisinkytkentämekanismeja. Merkittävin näistä on polttoaineen lämpenemistä seuraava Doppler-takaisinkytkentä, joka kasvattaa neutronien todennäköisyyttä absorboitua ei-fiissilin U238-isotoopin ytimiin. Reaktorit suunnitellaan yleensä siten, että Doppler-takaisinkytkentä kykenee katkaisemaan fissiotehon kasvun nopeissa reaktiivisuustransienteissa ennen kuin merkittäviä polttoainevaurioita pääsee syntymään.

iv) Vertailun vuoksi Olkiluotoon rakennettavan 1600 megawatin EPR-reaktorin sydän on halkaisijaltaan 3.7 ja korkeudeltaan 4.2 metriä. RBMK-reaktorin suuri koko selittyy sillä, että neutronien hidastuminen grafiitissa vaatii keskimäärin yli 150 törmäystä hiiliytimiin, kun vastaava luku kevytvesireaktoreissa moderaattoriytimenä toimivalle vedylle on noin 25. Suurin osa RBMK:n sydäntilavuudesta onkin grafiittia.

v) Tämän tyyppiset kuormanpudotuskokeet ovat tärkeä osa ydinvoimalaitoksen turvallisen käytön varmistamista, ja vastaavia kokeita on tehty myös Suomen laitoksilla. Ulkoisen sähköverkon menetys ei ole erityisen harvinainen tapahtuma, sillä ilmassa pylväiden varassa kulkevat korkeajännitejohdot ovat alttiita vaurioille. Esimerkiksi Japanissa vuonna 2011 tapahtunut Tohokun maanjäristys aiheutti suurta tuhoa sähköverkolle, jättäen useamman ydinvoimalaitoksen ilman ulkoista verkkoyhteyttä. Kaikki laitokset selvisivät tilanteesta ongelmitta, mutta itärannikolle tuntia myöhemmin iskenyt korkea tsunamiaalto tuhosi varavoimajärjestelmät Fukushima Daiichin ydinvoimalaitoksella, minkä seurauksena kolmella laitosyksiköllä tapahtui lopulta sydämensulamisonnettomuus.

vi) Xenonia syntyy pääasiassa toisen fissiotuotteen, jodi-135:n, radioaktiivisessa hajoamisessa. Kun fissiotehoa lasketaan, Xe135:n absorptionopeus pienenee. Isotoopin tuottonopeus ei kuitenkaan laske välittömästi, sillä reaktoriin kertyneen I135:n määrä putoaa hitaasti radioaktiivisen hajoamisen myötä. Reaktorissa on tehomuutoksen jälkeen tavallaan ylimääräistä I135:ä, jonka hajoaminen ylläpitää Xe135:n tuottoa polttoaineessa.

vii) Suurimman vastuun kantanut Dyatlov esitetään esimerkiksi monissa Tšernobylin onnettomuutta käsittelevissä TV-dokumenteissa autoritäärisenä johtajana, joka käyttöhenkilökunnan varoituksista huolimatta aiheutti omalla toiminnallaan reaktorin räjähtämisen. Dyatlov on itse syyttänyt onnettomuudesta laitoksen suunnittelijoita ja olematonta turvallisuuskulttuuria. Sama näkemys toistuu myös onnettomuuden syitä käsittelevissä selvityksissä.

viii) Monissa Tšernobylin onnettomuutta käsittelevissä keskusteluissa kiistellään siitä, tapahtuiko reaktorissa ydin- vai höyryräjähdys? Sekaannusta aiheuttaa esimerkiksi se, että tiettyjä termejä saatetaan käyttää aihetta käsittelevissä uutisissa laveammin kuin varsinaisissa asiantuntijalähteissä. Vaikka vapautunut energia oli peräisin nopeasta fissiotehon noususta, kyse ei ollut varsinaisesta ydinräjähdyksestä, jossa ketjureaktio etenee yli miljoona kertaa nopeammin (kts. edellinen blogikirjoitus). Höyryräjähdys puolestaan liityy siihen, miten polttoaineen lämpöenergia muuttui höyrystyneen veden mekaaniseksi energiaksi. Vaikka termiä käytetään usein kuvaamaan yleisesti korkeapaineisen höyryn aiheuttamia räjähdyksiä, sillä tarkoitetaan ammattikielessä aivan erityistä ilmiötä, joka tapahtuu kun sula metalli (tai tässä tapauksessa sulanut ydinpolttoaine) hajoaa pieniksi pisaroiksi, muodostaen suuren lämmönsiirtopinta-alan ympäröivän veden kanssa. Lämpöenergia siirtyy tällöin hyvin nopeasti veteen, joka muuttuu korkeapaineiseksi höyryksi.

Reaktorin jälkimmäinen räjähdys saattoi aiheutua fissiotehon noususta sellaisissa kanavissa jotka jäivät ensimmäisen räjähdyksen jäljiltä ehjiksi. Reaktiivisuus nousi nopeasti kun jäähdytysjärjestelmän paine romahti, ja kanavissa oleva vesi kiehahti höyryksi. Räjähdyksen syyksi on arveltu myös zirkoniumin hapettumisreaktiossa muodostuneen vedyn syttymistä, kun reaktoriin pääsi ensimmäisen räjähdyksen jälkeen ilmaa.

ix) Reaktorin tulipaloon viitataan monissa yhteyksissä grafiittipalona. Todellisuudessa neutronimoderaattorina käytettävä erittäin puhdas grafiitti ei kuitenkaan itsessään pala, mutta se voi ylikuumentuessaan reagoida veden kanssa muodostaen kahta herkästi syttyvää kaasua, vetyä ja hiilimonoksidia. Tämän lisäksi vetyä syntyi myös polttoainenippujen ja virtauskanavien paineputkien zirkoniumosien reagoidessa kuuman höyryn kanssa. Grafiitin sijaan tulipaloa ylläpitivätkin todennäköisesti korkean lämpötilan kemiallisissa reaktioissa muodostuneet palavat kaasut.

x) RBMK-reaktoreiden esiasteena voidaan pitää Hanford B -reaktoria, joka tuotti plutoniumia toisen maailmansodan aikana rakennettuihin ensimmäisiin ydinaseisiin. Reaktori toimi grafiittimoderaattorilla ja vesijäähdytyksellä. Manhattan-projektissa toimineet vakoojat toimittivat reaktorin piirustukset Neuvostoliittoon, missä teknologian pohjalta alettiin kehittää myös sähköntuotantokäyttöön suunniteltuja ydinvoimalaitoksia. USA:ssa grafiittimoderoiduista kevytvesijäähdytteisistä reaktoreista luovuttiin pian sodan jälkeen, ilmeisesti juuri niiden stabiilisuusongelmien vuoksi, eikä teknologiaa otettu siviilipuolella lainkaan käyttöön.

xi) RBMK-reaktoreihin tehtiin Tšernobylin onnettomuuden jälkeen useita muutoksia. Säätösauvojen grafiittiseuraajat vaihdettiin täysmittaisiksi, mikä poisti positiivisen pikasulun mahdollisuuden. Myös säätösauvakoneistot korvattiin nopeammilla, ja niiden automatiikkaa parannettiin. Positiivisen takaisinkytkennän voimakkuus saatiin pienemmäksi lisäämällä neutroniabsorptiota polttoaineeseen ja kiinteisiin absorbaattoreihin. Lisääntyneen absorption vaikutusta kompensoitiin nostamalla polttoaineen väkevöintiä. Näillä muutoksilla varmistettiin käytännössä se, että fissioteho on kaikissa tilanteissa sammutettavissa, eikä jäähdytteen kiehuminen riitä yksin saattamaan reaktoria kerkeästi kriittiseen tilaan.

 

Hallittu Ydinräjähdys?

Jaakko Leppänen – 9.4.2018

Ydinreaktorin toimintaperiaatetta kuvataan usein pääpiirteittäin seuraavasti:

Ydinreaktorin toiminta perustuu itseään ylläpitävään ketjureaktioon. Neutronin osuminen uraaniytimeen saa ytimen halkeamaan, eli fissioitumaan. Reaktiossa vapautuu energiaa sekä uusia neutroneita, jotka uusiin uraaniytimiin törmätessään aiheuttavat lisää fissioita. Ketjureaktio käynnistyy kun jokaista edellisen sukupolven neutronia kohden syntyy keskimäärin vähintään yksi uusi neutroni jatkamaan ketjua eteenpäin. Ydinräjähdyksessä ketjureaktio etenee hallitsemattomasti, ja ydinreaktorissa hallitusti.

Periaate on havainnollistettu alla olevassa kuvassa, johon on piirretty mukaan myös uraaniytimen halkeamisessa syntyviä tytärytimiä.

Ketjureaktio

Vastaavia selityksiä löytyy Wikipediasta, ydinvoimayhtiöiden esittelymateriaaleista sekä peruskoulun ja lukion fysiikan kirjoista. Ydinajatus on se, että peräkkäiset fissiot kytkeytyvät toisiinsa muodostaen pitkiä ja haarautuvia ketjuja, joita neutronit kuljettavat eteenpäin sukupolvesta toiseen. Prosessi jatkuu katkeamattomana niin kauan kuin reaktori on käynnissä.

Edellä esitetty kuvaus kertoo ydinreaktorin toiminnasta kaikkein olennaisimman: reaktorin tuottama energia on peräisin itseään ylläpitävästä ketjureaktiosta. Kuvaus pitää kuitenkin sisällään tiettyjä yksinkertaistuksia, minkä vuoksi se ei kaikilta osin vastaa todellisuutta. Suurin ongelma liittyy mielikuvaan, joka ketjureaktion etenemisestä muodostuu. Pyrin tässä kirjoituksessa tuomaan esille omaa näkemystäni siitä, miten reaktorin toiminta on parhaiten ymmärrettävissä, ja miksi reaktorin polttoaineessa käynnissä olevaa ketjureaktiota ei voi yksinkertaistaa hallituksi ydinräjähdykseksi.

Mitä tuo edellä esitetty kuvaus sitten oikeastaan yrittää kertoa ketjureaktion käyttäytymisestä? Fissioketjun etenemisnopeutta kuvataan reaktorifysiikassa aikavakiolla, jota kutsutaan kerkeän neutronin eliniäksi. Tämä aikavakio mittaa keskimääräistä aikaa kahden peräkkäisen fission välillä, eli periaatteessa yksittäisen neutronisukupolven kestoa. Mitä lyhyemmän aikaa neutronit vaeltavat reaktorin sydämessä ennen absorboitumistaan takaisin polttoaineeseen, sitä nopeammin reaktioketju etenee fissiosta toiseen. Termi ”kerkeä” puolestaan viittaa siihen, että kyse on neutroneista jotka irtoavat uraaniytimestä välittömästi halkeamisen hetkellä. Kevytvesireaktoreissa kerkeän neutronin elinikä mitataan kymmenissä mikrosekunneissa, eli sekunnin miljoonasosissa. Yksittäisen neutronin kulkeutuminen reaktorin sydämessä on siis hyvin nopea prosessi.

Toinen ketjureaktion etenemiseen vaikuttava tekijä liittyy fissioketjujen haarautumiseen. Fissioreaktiossa syntyy tyypillisesti 2-4 uutta neutronia, joista vain osa päätyy takaisin uraanipolttoaineeseen aiheuttamaan uusia fissioita. Mitä suurempi todennäköisyys neutronilla on välttää fission kanssa kilpailevat reaktiomuodot, sitä enemmän ketjuihin muodostuu uusia haaroja. Edellä esitetty kuvaus antaa ymmärtää että ketjureaktion jatkumisen ehto on se, että jokainen edellisen sukupolven neutroni korvautuu seuraavassa sukupolvessa keskimäärin vähintään yhdellä uudella neutronilla. Tämä puolestaan tarkoittaisi sitä, että reaktori toimisi vakioteholla vain ja ainoastaan silloin, kun fissiossa syntyneistä neutroneista keskimäärin tasan yksi selviytyisi jatkamaan ketjua eteenpäin. Nopeampi haarautuminen johtaisi neutronipopulaation, fissionopeuden ja -tehon kasvuun, ja päinvastaisessa tapauksessa reaktioketju hiipuisi nopeasti olemattomiin.

Jos ydinreaktorin toiminta todella noudattaisi tätä periaatetta, fissioteho vastaisi äärimmäisen herkästi pieniinkin muutoksiin ketjureaktion toimintatilassa. Fissioketjun haarautumistekijäni poikkeaminen ykkösestä prosentin sadasosalla saisi ketjureaktion kiihtymään niin nopeasti, että reaktorin teho kymmenkertaistuisi puolen sekunnin välein. Tällaisen reaktorin säätäminen olisi käytännössä mahdotonta, ja todellisuudessa tehomuutokset etenevätkin monta kertaluokkaa hitaammin.

Mikä edellisessä kuvauksessa sitten menee pieleen? Vastausta on syytä etsiä ennen kaikkea fissioketjujen pituudesta. Ketjujen eteneminen fissiosta toiseen tapahtuu kyllä edellä kuvatusti kymmenien mikrosekuntien aikaskaalassa. Reaktorin normaalissa toimintatilassa ketjut eivät kuitenkaan jatku loputtomiin, vaan jäävät aina äärellisen mittaisiksi. Yksittäinen ketju voi edetä kymmeniä tai jopa satoja sukupolvia, mutta ennen pitkää kaikki sen haarat kuihtuvat pois. Aikaa tähän kuluu kokonaisuudessaan joitakin millisekunteja, mikä vertautuu esimerkiksi kameran salamavalon välähdykseen.

Jos ketjureaktio muodostuu todellisuudessa yksittäisistä sekunnin murto-osan kestävistä neutronipurskahduksista, niin mikä sitten selittää sen, että reaktori kykenee toimimaan yhtäjaksoisesti kuukausia kerrallaan? Entä mistä nämä äärellisen mittaiset fissioketjut saavat alkunsa?

Varsinaisen fissioreaktion lisäksi reaktorin toimintaan liittyy myös toinen fissionopeuteen kytkeytynyt neutronituottomekanismi, joka tavallisesti jätetään yksinkertaisuuden vuoksi selittämättä. Raskaan uraaniytimen halkeaminen jättää jälkeensä paljon ylimääräisiä neutroneita, joista tytärytimet pyrkivät eroon radioaktiivisella hajoamisella. Tyypillisin hajoamismuoto on β-hajoaminen, jossa ytimeen sitoutunut neutroni muuttuu protoniksi. Osa fissiotuotteista on kuitenkin niin neutroniylijäämäisiä, että ne voivat hajoamisreaktion yhteydessä sylkäistä ulos vielä ylimääräisen neutronin. Koska radioaktiiviseen hajoamiseen liittyy tietty viive, myöskään neutroniemissio ei tapahdu välittömästi fission hetkellä. Tällaisia neutroneita kutsutaan reaktorifysiikassa viivästyneiksi neutroneiksi, ja niitä emittoivia ytimiä viivästyneiden neutronien prekursoreiksi. Neutroniemissioon liittyvä viive vaihtelee sekunnin sadasosista muutamaan minuuttiin.ii

Viivästyneitä neutroneita syntyy keskimäärin noin yksi jokaista 60 uraaniytimen fissiota kohden, eli niiden osuus reaktorin kokonaisneutronituotosta ei ole erityisen suuri. Reaktorin toimintaan niillä on kuitenkin olennainen vaikutus, sillä jokainen prekursoriytimen hajoaminen voi käynnistää uuden fissioketjun. Tämä selittää myös reaktorin jatkuvan toimintatilan. Viivästyneiden neutronien emissio kytkee uudet fissioketjut polttoaineessa aikaisemmin tapahtuneisiin neutronipurskahduksiin, jotka ovat jättäneet jälkeensä hajoamista odottavia prekursoriytimiä. Suuressa mittakaavassa ajalliset epäjatkuvuudet keskiarvoistuvat pois. Matalallakin teholla toimivan reaktorin polttoaineessa käynnistyy joka hetki biljoonia uusia fissioketjuja, jotka saavat reaktorin toiminnan näyttämään jatkuvalta prosessilta.

Ketjureaktion jatkumisen ehto voidaan puolestaan ymmärtää siten, että jokaisessa fissioketjussa täytyy syntyä vähintään yksi uuden ketjun käynnistävä viivästynyt neutroni. Reaktori toimii vakioteholla kun vanhat ketjut korvautuvat jatkuvasti uusilla, mutta niiden kokonaismäärä ei kasva eikä pienene. Reaktorifysiikassa tällaiseen tasapainotilaan viitataan termillä ”kriittisyys”. Reaktorin sanotaan siis olevan kriittisessä tilassa kun sen fissioteho ei muutu. Alikriittisessä reaktorissa teho vastaavasti laskee, ja ylikriittisessä kasvaa. Toimintatilan muutosta mittaa suure nimeltä reaktiivisuus. Vakioteholla toimiva reaktori saadaan ylikriittiseen tilaan tuomalla polttoaineeseen lisää reaktiivisuutta, esimerkiksi vetämällä säätösauvoja ulos sydämestä. Säätösauvojen työntäminen syvemmälle vastaavasti pienentää reaktiivisuutta, jolloin ketjureaktio siirtyy alikriittiseen toimintatilaan, ja teho kääntyy laskuun.

Viivästyneet neutronit tuovat ketjureaktioon hitautta, joka tekee fissiotehon säätämisen käytännössä mahdolliseksi. Kun reaktori käynnistetään tai sen tehoa nostetaan kasvattamalla reaktiivisuutta, ensimmäinen muutos on se, että nopeasti etenevät fissioketjut kasvavat hieman pituutta. Koska fissioita tapahtuu aikaisempaa enemmän, myös viivästyneitä neutroneita alkaa syntyä polttoaineeseen enemmän. Uusien ketjujen käynnistyminen ei kuitenkaan tapahdu välittömästi vaan vähitellen, sillä prekursoriytimet voivat pitää kiinni ylimääräisistä neutroneistaan jopa minuuttien ajan. Käynnissä olevien fissioketjujen lukumäärä alkaa kuitenkin lopulta kasvaa, ja reaktorin teho nousee. Viivästyneiden neutronien ansiosta reaktorin tehomuutokset voidaan toteuttaa käytännössä mielivaltaisen hitaasti.

Alussa esitetty katkeamattomiin fissioketjuihin perustuva kuvaus on periaatteessa aivan oikea, mutta se pitää sisällään ajatuksen siitä, että myös viivästyneet neutronit syntyvät fissiossa (mikä tavallaan pitääkin paikkansa). Mielikuvatasolla tällainen yksinkertaistus antaa kuitenkin liian helposti vääristyneen kuvan ketjureaktion etenemisnopeudesta, ainakin jos viivästyneen neutronin käsitettä ei samassa yhteydessä selitetä perinpohjaisesti. Asioiden hahmottaminen helpottuukin huomattavasti, jos viivästyneen neutronin emissio ja kerkeät fissioketjut mielletään erillisiksi, joskin toisiinsa kytkeytyneiksi prosesseiksi. Monen kertaluokan ero tapahtumien aikaskaaloissa antaa tälle hyvät perusteet. Jos aikavälit skaalattaisiin havainnollisempaan mittakaavaan siten, että fissioketjut kulkisivat alusta loppuun kymmenessä sekunnissa, niin ketjujen synnyttämät viivästyneet neutronit aloittaisivat kulkunsa reaktorissa vasta minuutteja, tunteja tai jopa päiviä myöhemmin.

Mielikuva katkeamattomista fissioketjuista sekoittuu myös turhan helposti reaktorin neljänteen toimintatilaan, jota kutsutaan kerkeäksi kriittisyydeksi. Tämä tila saavutetaan kun reaktorin neutronituotto kasvaa niin suureksi, että kerkeiden neutronien eteenpäin kuljettamat fissioketjut todella pyrkivät kasvamaan äärettömän pitkiksi. Kun ketjureaktion ylläpitäminen ei ole enää viivästyneiden neutronien varassa, fissiotehon kasvunopeuden määrittäväksi aikavakioksi tulee äärettömään kasvuun karanneen ketjun etenemisnopeutta kuvaava kerkeän neutronin elinikä. Jos reaktorin negatiiviset takaisinkytkennät eivät kykene katkaisemaan tehon kasvua, seurauksena voi olla koko reaktorisydämen tuhoutuminen polttoaineen lämpötilan ylittäessä nopeasti uraanidioksidin sulamispisteen. Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuudessa tapahtunut räjähdys aiheutui juuri reaktorin ketjureaktion karkaamisesta kerkeästi kriittiselle alueelle.

Myös ydinräjähdyksessä on kyse kerkeästi kriittisessä toimintatilassa etenevästä ketjureaktiosta, jossa teho nousee ilman viivästyneiden neutronien mukanaan tuomaa hitautta. Kerkeästi kriittisen tehotransientin ja todellisen ydinräjähdyksen välille ei kuitenkaan ole syytä laittaa yhtäläisyysmerkkiä.

Kerroin reaktorin stabiilisuutta käsittelevässä kirjoituksessa että ketjureaktion ylläpitäminen kevytvesi- ja muissa termisissä reaktoreissa edellyttää neutronien hidastamista fission kannalta edulliselle matalalle energia-alueelle. Tämä on reaktorin toiminnan kannalta välttämätön prosessi, joka mahdollistaa matalasti väkevöidyn uraanin käyttämisen reaktorin polttoaineena. Neutronilla voi olla syntyessään nopeutta kymmenesosa valonnopeudesta (300,000 km/s), ja ennen seuraavaa fissiota sen kulku on hidastunut muutamaan kilometriin sekunnissa. Tämä vaatii keskimäärin hieman yli 20 kimmoisaa törmäystä moderaattorin vety-ytimiin. Neutronien vaellus moderaattorissa vie aikaa, mikä asettaa myös absoluuttisen ylärajan sille, miten nopeasti ketjureaktio voi kerkeästi kriittisessä tilassa edetä. Kuten edellä todettiin, fissioketjun etenemisnopeutta kuvaava kerkeän neutronin elinikä on kevytvesireaktoreissa tyypillisesti muutaman kymmenen mikrosekunnin suuruusluokkaa.

Ydinpommissa fissioketjujen eteneminen pyritään tarkoituksellisesti kiihdyttämään suureen nopeuteen, jotta fissioissa ehtii vapautua mahdollisimman paljon energiaa ennen kuin polttoaineen räjähdysmäinen lämpölaajeneminen rikkoo ketjureaktion ylläpitämiseen tarvittavan geometrian. Käytännössä tämä saavutetaan maksimoimalla neutronituotto eli fissioketjujen haarautuminen, ja minimoimalla neutronisukupolven kesto. Ydinräjähde muodostuu lähes puhtaasta fissiilistä uraanista tai plutoniumista, jossa neutronilla on jokaisessa törmäyksessä suuri todennäköisyys aiheuttaa uusi fissio. Hiukkanen ehtiikin elinkaarensa varrella törmätä vain muutaman kerran, jolloin kerkeän kriittisyyden aikavakio jää yhteen tai kahteen nanosekuntiin, eli sekunnin miljardisosaan.

Käytännössä ero on huomattava, sillä fissioteho kasvaa ydinräjähdyksessä yli miljoona kertaa reaktorin kerkeästi kriittistä tehotransienttia nopeammin. Jos ydinräjähdystä pystyttäisiin seuraamaan hidastetusti videolta siten, että tehon kaksinkertaistuminen kestäisi kymmenen sekuntia, niin samalla hidastuksella vastaava suhteellinen tehomuutos veisi reaktorin transientissa vähintään vuosia.iii

Kerkeä kriittisyys on ydinreaktorille ei-toivottu toimintatila, joka asettaa rajoituksia esimerkiksi polttoaineen käytön suunnittelulle. Fissiotehon nopeaa nousua voidaan kuitenkin käyttää reaktoritekniikassa myös hyödyksi. Pulssitoimisissa tutkimusreaktoreissa teho saadaan nostettua hetkellisesti monta kertaluokkaa vakiotehotilaa korkeammalle tasolle. Pulssi voidaan laukaista esimerkiksi ampumalla sisään työnnetty säätösauva paineilmalla ulos sydämestä, jolloin reaktiivisuus nousee nopeasti kerkeästi kriittiselle alueelle. Seurauksena on lyhytkestoinen voimakas neutronipulssi, joka katkeaa reaktorin takaisinkytkentöihin. Pulssitoiminnon ansiosta pienellä tutkimusreaktorilla on mahdollista tuottaa hetkellisesti yhtä suuria neutronitiheyksiä kuin monta kertaluokkaa suuremmilla reaktoreilla. Toimintoa on käytetty aikanaan myös Espoon Otaniemessä sijaitsevalla FiR 1 -tutkimusreaktorilla, joka oli käytössä vuoteen 2015 saakka.iv


i) Käytän tässä tekstissä kerkeiden neutronien muodostamien fissioketjujen haarautumista kuvaavasta vakiosta termiä ”haarautumistekijä”. Tätä ei pidä sekoittaa reaktorifysiikassa käytettävään kasvutekijään, joka ottaa huomioon myös viivästyneet neutronit. Edellinen kuvaa neutronimonistusta yksittäisissä fissioketjuissa, ja jälkimmäinen koko reaktorissa, jonka ketjureaktio muodostuu useista toisiinsa kytkeytyneistä ketjuista. Erot ilmenevät esimerkiksi siinä, mihin muotoon kriittisyysehto ja ylikriittisen ja kerkeästi kriittisen toimintatilan välinen reaktiivisuusraja kirjoitetaan.

ii) Pohjimmiltaan viivästyneiden neutronien emissiossa on kyse siitä, että hajoamisreaktiossa syntynyt tytärydin jää joissain tapauksissa niin korkeaan viritystilaan, että sen ylimääräinen energia riittää irrottamaan ytimestä neutronin. Tämä neutroniemissio tapahtuu viiveellä, jota kuvaa sitä edeltäneen radioaktiivisen hajoamisen puoliintumisaika. Pitkäikäisin prekursoriydin on bromin isotooppi Br87, jonka hajoamisketju voidaan kirjoittaa:

Br87 ⟶ Kr87* ⟶ Kr86 + n.

Hajoamisreaktiossa syntyneen kryptonytimen viritystilaa on kuvattu reaktioyhtälössä tähdellä. Betahajoamisreaktion puoliintumisaika on 56 sekuntia. Muiden merkittävien prekursoriytimien puoliintumisajat vaihtelevat sekunnin kymmenesosista kymmeniin sekunteihin.

iii) Fissiotehon kasvu on eksponentiaalinen prosessi, joka tarkoittaa sitä, että suhteellinen tehomuutos aikayksikössä on vakio. Esimerkiksi tehon kasvu yhdestä kahteen megawattiin kestää tällöin yhtä kauan kuin muutos kahdesta neljään tai neljästä kahdeksaan megawattiin. Nopean neutronispektrin reaktoreissa ketjureaktion ylläpitäminen ei edellytä neutronien hidastamista termiselle energia-alueelle. Fissioketjun etenemisnopeutta kuvaava kerkeän neutronin elinikä jää vastaavasti lyhyemmäksi, noin puoleen mikrosekuntiin. Tämä tarkoittaa sitä, että myös kerkeästi kriittiselle alueelle karanneen reaktorin tehotransientit etenevät nopeammin. Fissiotehon kasvunopeus jää silti kauas ydinräjähdyksestä. Ero ei liity ainoastaan kerkeän kriittisyyden aikavakioon, vaan myös siihen, että ydinräjähdyksessä fissioketjuissa syntyy korkean neutronimonistuksen vuoksi enemmän uusia haaroja. Haarautumistekijä saadaan korkeaksi nostamalla reaktiivisuus paljon kerkeän kriittisyyden rajan yläpuolelle jo ennen ketjureaktion käynnistämistä.

iv) VTT:n ydinreaktori Otaniemessä oli amerikkalaisen General Atomicsin rakentama TRIGA MK-II -tyypin tutkimus- ja koulutusreaktori, jonka jatkuvatoiminen maksimiteho oli 250 kilowattia. Kerkeästi kriittisessä tehopulssissa teho nousee hetkellisesti noin tuhatkertaiseksi. TRIGA-sarjan reaktoreita on käytössä yliopistoissa ja tutkimuslaitoksissa ympäri maailmaa, ja tehopulsseista on paljon videomateriaalia esimerkiksi YouTubessa (otsikossa esiintyvää dollaria käytetään reaktorifysiikassa reaktiivisuuden yksikkönä: 2.5$ tarkoittaa sitä, että reaktiivisuuslisäys ylittää kerkeän kriittisyyden rajan 2.5-kertaisesti). Kerkeästi kriittinen tila kestää vain sekunnin murto-osia (aika on paljon lyhyempi kuin esim. yksittäisen videoframen kesto). Välähdyksen jälkeinen sininen hehku on peräisin nk. Tšerenkovin säteilystä, jota syntyy kun lyhytikäisten radionuklidien hajoamisen tuottama voimakas säteily vuorovaikuttaa vedessä.