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. Vuonna 2020 julkastuissa annostilastoissa radonista keskimäärin aiheutuva säteilyannos nousi 4 millisievertiin, ja suomalaisen keskimääräinen vuotuinen annos 5.9 mSv:iin. Muutos on seurausta kansainvälisen säteilysuojelukomitean ICRP:n uudesta tavasta määrittää hengitysilman radonin aiheuttama efektiivinen annos. Eli uuden laskentatavan mukaan yksi becquereli radonia aiheuttaa yli kaksinkertaisen annoksen vanhaan tapaan verrattuna.

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.

Ydinvoiman kuormanseuranta

Ville Tulkki – 27.6.2018

Suomen Ilmastopaneeli julkaisi 21.6. muistion paneelin näkemyksistä pitkän aikavälin päästövähennystavoitteen asettamisessa huomioon otettavista seikoista. Tällaiset ilmaston parissa vaikuttavien tahojen lausunnot ovat ammatin puolesta mielenkiintoisia, sillä varsinkin aiemmin ydinvoima on ollut vaikea aihe. Joko sitä ei ole mainittu sanallakaan tai sitten hyvin anteeksipyydellen. Mutta muutosta on ilmassa, ja Ilmastopaneelikin tunnustaa ydinvoiman roolin tulevaisuudessa. Sana ydinvoima esiintyy muistiossa kolmasti: ensimmäiseksi huomiossa että Suomelle hyvä verrokkimaa on Ruotsi sähköntuotantopaletin samankaltaisuuden vuoksi, ja toiset kaksi seuraavassa kappaleessa (muistion sivu 7):

Ilmastopolitiikan tueksi tuotetut vähähiilistä energianjärjestelmää koskevat skenaariot ovat vanhentuneet ja konservatiiviset. Ne olisi syytä uudistaa pikimmiten. Esimerkiksi käytetyt energian tuotantoa ja energiajärjestelmää koskevat kuvaukset ja laskelmat tulee uudistaa. Tulevia muutossuuntia edustavat muun muassa kaukolämpöön liittyvät uudet ratkaisut, kuten hajautettu lämmöntuotanto, tai lämmön tuotannon sähköistyminen. Myös koko sähköntuotantorakenne muuttuu. Paitsi että vaihtelevan tuotannon osuus kasvaa edelleen myös ydinvoiman rooli kasvaa merkittävästi. Jo nyt kirjallisuus antaa viitteitä siihen, että ydinvoiman tuotanto voi joustaa ja täten mahdollisesti jouduttaa tuuli- ja aurinkovoiman markkinoille tuloa. Tulevissa matalahiilisen yhteiskuntaan liittyvissä tiekarttatarkasteluissa on painotettava aiempaa enemmän uusien teknologioiden valmistumisen ja käyttöönoton aikataulun realistisuuden arviointia erityisesti Suomen olosuhteissa. Erillisen tarkastelun ansaitsee innovaatioiden rooli tulevaisuudessa: energiajärjestelmän syvällinen murros, raskaan teollisuuden, erityisesti teräksen ja sementin valmistuksen, saaminen hiilivapaaksi, ruuan tuotannon vallankumous, asumisen ja liikkumisen uudet ekologiset ratkaisut.

Itse olen työssäni viime aikoina pyrkinyt sekä selvittämään ydinvoiman mahdollisuuksia nimenomaan kaukolämmön ja teollisuuden lämmönkäytön tuottamiseen ydinvoimalla sekä jakamaan tästä tietoa. Tästä jatkossa enemmän, sillä vaikka ylläolevassa Ilmastopaneeli roolittaa ydinvoiman vain sähköntuotannon osaksi niin sillä on paljon annettavaa myös sähköntuotannon ulkopuolella. Nämä vain eivät ole tunnistettuja esimerkiksi juuri Ilmastopaneelin vanhentuneiksi kritisoimissa skenaarioissa. Esimerkiksi kansainvälisen energiajärjestön IEAn Energy Technologies Perspectives 2017 toteaa ydinvoiman lämpökäytöstä että se on hyvin lupaava mahdollisuus tehokkaisiin ilmastotoimiin. Sitä vain ei ole otettu IEAn skenaarioissa huomioon koska sille ei ole malleja. Mutta jätän nyt tämän aiheen tulevaan kirjoitukseen, sillä haluaisin kommentoida Ilmastopaneelin toteamusta

Jo nyt kirjallisuus antaa viitteitä siihen, että ydinvoiman tuotanto voi joustaa 

ja sen implikaatioita.

Usein kuulee väitettävän että ydinvoima on “joustamatonta” sähköntuotantoa. Tällä annetaan ymmärtää että jatkossa ydinvoiman rooli on enemmän tien tuke vaihtelevatuottoisten uusiutuvien lisäämiselle eikä soveltuva tulevaisuuden sähköverkkoon. Tällaiset väitteet ovat ongelmallisia sekä raamituksen vuoksi että sen takia että se nyt vain ei pidä paikkaansa. Raamitus on ongelmallinen sillä voi kysyä mikä on tavoitteemme, ilmastonmuutoksen hillintä vai uusiutuvan energiantuotannon osuus. Ja taas teknisesti ydinvoimalat on voitu rakentaa – ja monesti rakennettukin – joustavaa sähköntuotantoa varten. Joten ilmastonmuutoksesta huolestuneelle insinöörille on hyvin vaikeaa ymmärtää miksi ihmeessä tällaista väitettä levitetään.

Silloin kun nyt käynnissä olevia ydinvoimaloita suunniteltiin ja rakennettiin, uskottiin laajalti että ydinvoimasta voisi tulla valtaosa käyttämästämme sähköstä. Tämän vuoksi ydinvoimaloihin suunniteltiin hyvät kuormanseurantaominaisuudet. Kovin monessa maassa tätä ydinvoiman suurta osuutta ei koskaan saavutettu, ja verkon tasapainottamiseen käytetään joko vesivoimaa tai kalliimpia polttoaineita käyttäviä laitoksia. Tämä kuitenkaan ei ole ollut mahdollista Ranskassa, jossa ydinvoimalla tuotetaan noin 80% sähköstä. Ranskassa ydinvoimalat rutiininomaisesti sekä osallistuvat verkon tasapainottamiseen että laskevat tehojaan verkon kuorman laskiessa esimerkiksi viikonloppuisin.

Ranskalainen ydinvoima
Ranskalaisen ydinvoimalan teho kuormanseurantasyklin aikana. Lähde OECD/NEA.
Saksalainen ydinvoima
Saksalaisten ydinvoimaloiden kuormanseurantaa yhden vuorokauden aikana. Lähde OECD/NEA.

Käytännössä ydinvoimaloiden kuormanseuranta tehdään nykyisin liikuttamalla neutroneita kaappaavia säätösauvoja (paine- ja kiehuvesilaitokset) tai reaktorin läpi virtaavan veden määrää muuttamalla (kiehuvesilaitokset). Koska säätösauvat poistavat neutroneita reaktorista, vaikuttaa tämä säätö reaktorin tehoprofiiliin tehden siitä epäoptimaalisen. Säätöön käytetään niin kutsuttuja harmaita sauvoja, jotka eivät absorboi niin voimakkaasti neutroneita kuin reaktorin sulkemiseen käytettävät mustat sauvat. Säätösauvojen valintakin on eri tavoitteiden välistä kaupankäyntiä: monimutkaisilla säätökuvioilla voidaan saada tehokas reaktorin säätö – mutta sillä hinnalla että reaktorin säätö muuttuu monimutkaisemmaksi.

Ydinreaktorin tehoa muuttaessa täytyy ottaa erinäisiä reunaehtoja huomioon. Ydinreaktorin tehon säätö on oma taiteenlajinsa takaisinkytkentöineen. Polttoaineessa ei teho saa muuttua liian nopeasti liian paljon tai vaarana on yksittäisten polttoainesauvojen hajoaminen. Pitkäaikaiset pysymiset eri tehotiloilla ehdollistavat polttoainetta kulloinkin pidettyyn tilaan, ja niiden jälkeen muutokset pitää tehdä hitaasti. Myös tehon muuttuessa tulee varmistaa ettei minkään nipun kohdalla mennä kalvokiehuntaan. Tämä on tila jossa kuuman polttoainesauvan ympärille muodostuu höyrykalvo joka toimii lämmöneristeenä, täten nostaen suojakuoriputken ulkolämpötilaa. Mikään näistä ei ole este kuormanseurannalle, vaan ne ovat reaktorin ajon suunnittelussa huomioitavia asioita.

Viimeisen vuoden aikana on julkisuudessa ollut kirjoituksia siitä miten ydinvoimalat eivät todennäköisesti sovellu kuormanseurantaan. Tästä esimerkkinä on annettu Brokdorfin ydinvoimalassa tapahtunutta useamman polttoainenipun voimakasta oksidoitumista, jonka syytä ei ole toistaiseksi julkaistu. Kansainvälisessä mediassa on siteerattu Saksan viranomaisen tukiorganisaatiota, jonka mukaan kuormanseurantaoperaation vaikutusta oksidoitumiseen ei voi sulkea pois, ja saksalaisen ministerin päätelmää että tästä seuraa se ettei ydinvoima sovi kuormanseurantaan. Nämä väitteet kuitenkin jättävät huomiotta sen, että kuormanseurantaa on tehty ydinvoimalla jo vuosikymmeniä. Kuten aiemmin kirjoitin, yksittäisiin polttoainevaurioihin voi olla monia syitä, eikä ole tavatonta että tapahtuneen juurisyytä selvitetään pitkään. Kuormanseurannan lisäksi Brokdorfissa oli muutama vuosi aiemmin nostettu reaktorin tehoa, Saksassa oli uraaniveron takia ajettu reaktoreita hyvin epätavallisesti, joskus virheitäkin sattuu. Mikä tahansa näistä voi olla syy tälle yksittäistapahtumalle – ennen virallista lausuntoa emme tiedä.

Ydinvoiman kuormanseuranta on tehtävissä. Sen haluttavuus riippuu muista sähköverkon ja muiden tuotantomuotojen reunaehdoista. Nykyisellään sitä tehdään joko kun vaihtoehtoja ei ole (Ranska) tai poliittisilla päätöksillä vaikutetaan voimallisesti sähköntuotantoon (Saksa). Tällä hetkellä kukaan ei voine täysin varmasti sanoa millainen tulevaisuus sähköntuotannon suhteen on. Suomen Ilmastopaneelin ajatus siitä että ydinvoiman sähköntuotannon joustaminen mahdollistaa suuremman vaihtelevatuottoisten uusiutuvien osuuden on ajatuksena yleinen, mutta jättää huomiotta ehkä tärkeimmän yksityiskohdan: mikä on tavoitteena? Jos tavoitteena on vain uusiutuvien osuuden maksimointi, vielä joustavampia ja halvempia tapoja on kuten kaasumoottorit. Tosin tällöin joko joudutaan nojaamaan paljon fossiilisiin polttoaineisiin tai yli-investoimaan uusiutuvien kapasiteettiin – silti pitäen varalla polttoon pohjautuvaa varakapasiteettia jota vain ei käytetä. Viimeisin oli kyseessä Wärtsilän viime viikkoina paljon puhutussa selvityksessä, jossa lopulta Wärtsilän skenaario pohjautui tuulivoiman tuotantoylimäärään ja fossiilikapasiteetin varuillaoloon. Oletukset hinnoista olivat osittain kyseenalaisia, ja julistetut erot päästöissä juontuivat siitä että tuulivoimaskenaariossa oletettiin lämmityksen hoituvan lämpöpumpuilla ja ydinvoimaskenaariossa turpeella. Missä nyt ei ole mitään mieltä jos vain sähköntuotannon vaihtoehtoja vertaillaan.

Jos kuitenkin otamme ilmastonmuutoksen tosissaan, niin sähköntuotannossa ei voida nojata fossiilisiin polttoaineisiin. Tällöin useiden tutkimusten mukaan ydinvoima on oleellinen osa tuotantopalettia. Vaikka yksittäisten voimaloiden tuottaman sähkön hintavertailussa tuulivoima on nykyisellään halvinta uutta tuotantokapasiteettia, puhuttaessa koko systeemistä niin uusiutuvilla kuin ydinvoimallakin on nouseva systeemikustannus ja siten jonkinlainen kannattava osuus järkevästä kokonaisuudesta. Kuinka suuri osa riippuu myös paikallisista oloista kuten sähköverkosta sekä vesivoiman ja muiden sähköntuotantomuotojen saatavuudesta.

Jopa viime vuosina usein täysin uusiutuvaa energiantuotantoa perustelemaan käytetty Lappeenrannan teknillisen yliopiston 100%Renewable Finland 2050 -tutkimus näyttää ydinvoiman systeemihyödyt. LUTin selvitys olettaa voimakkaasti alenevat uusiutuvien ja varastoinnin hinnat ja nousevat ydinvoiman hinnat, ja silti selvityksessä oletetuilla vuonna 2050 rakennettavalla paletilla täysin uusiutuva verkko on vain hieman halvempi kuin verkko jossa on ydinvoimaa mukana. Hinta- ja teknologiaoletuksia ei varioitu, joten vuoteen 2050 ennustettaessa tulevia epävarmuuksia ei käsitelty. Vaikka olettaisimme mallinnuksen oletukset oikeiksi, niin sen perusteella jos haluamme toimia ennen vuotta 2050 ilmastonmuutoksen hillitsemiseksi on ydinvoimalla roolinsa osana energiapalettia. Suurempi kysymys onkin miksi kyseistä julkaisua käytetään usein perustelemaan tämänhetkistä politiikkaa – siihen vetoavien olisi hyvä edes tutustua auktoriteettina käyttämäänsä tutkimukseen.

Joka tapauksessa on hyvin positiivista että Suomen Ilmastopaneeli on muistiossaan todennut sekä uusiutuvien energianlähteiden että ydinvoiman yhä kasvavan roolin ilmastonmuutoksen hidastamisessa. Yksityiskohdilla on kuitenkin myös merkitystä. Ydinvoiman sähköntuotannon joustavuus tai joustamattomuus on yksi aihe josta on ollut paljon porua mutta vähän villoja – varsinkin kun se on niin haluttaessa teknisesti toteutettavissa.

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.

 

Missä viipyy toriumreaktori?

Jaakko Leppänen – 23.3.2018

Ville kirjoitti omassa avausviestissään meneillään olevasta ydinvoimahypestä, joka liittyy pieniin modulaarisiin SMR-reaktoreihin. Useimmissa SMR-konsepteissa on pohjimmiltaan kyse jo olemassa olevan ja koetellun teknologian skaalaamisesta pienempään mittakaavaan, mutta vastaavaa pöhinää on havaittavissa myös paljon eksoottisempien reaktorityyppien ympärillä. Ydinenergia-alaa pidempään seuranneet eivät ole voineet välttyä huomaamasta, että samat ideat toistuvat lähes säännöllisin väliajoin tiede- ja teknologialehtien ydinvoima-aiheisissa kirjoituksissa, tarjoten ratkaisua milloin ydinjäteongelmaan, ja milloin taas reaktoreiden turvallisuuskysymyksiin. Lupauksista huolimatta uudet innovaatiot eivät kuitenkaan näytä lyövän läpi, vaan ydinteollisuus luottaa vuosikymmenestä toiseen yli puoli vuosisataa vanhaan kevytvesireaktoriteknologiaan. Miksi ydintekniikka ei sitten kehity, jos kerran parempiakin ratkaisuja on tarjolla?

Useimmat hypetetyistä reaktorityypeistä ovat teknisesti täysin toteuttamiskelpoisia, ja monet niistä todella tarjoavat huomattavia parannuksia erityisesti sellaisiin sovelluksiin, joissa perinteisten paine- ja kiehutusvesilaitosten rajoitukset tulevat vastaan. Uskon itse että SMR-kokoluokan kevytvesireaktoreiden lisäksi esimerkiksi korkean lämpötilan kaasujäähdytteisillä reaktoreilla on suuri potentiaali vähentää ratkaisevasti raskaan teollisuuden kasvihuonekaasupäästöjä, joita on muilla teknologioilla vaikea saada alas. Sama pätee myös kaukolämmöntuotantoon räätälöityihin reaktoreihin, jotka voisivat erityisesti Suomen olosuhteissa olla hyvinkin varteenotettava vähäpäästöinen vaihtoehto suurten asumiskeskittymien lämmittämiseen. Nämä reaktorityypit ovat teknisesti toteutettavissa, ja niihin liittyvät haasteet ovatkin lähinnä taloudellisia ja poliittisia. Ydinvoiman lisärakentaminen on monessa maassa pitkän ja raskaan poliittisen prosessin takana, erityisesti silloin kun puhutaan uudesta teknologiasta. Taloudellisten riskien minimoimiseksi voimayhtiöt sijoittavat rahansa mieluummin sellaisiin ratkaisuihin, joiden toteutumisesta ja todellisista kustannuksista on edes jotain aikaisempaa näyttöä.

Eksoottisempia tulevaisuuden reaktoriteknologioita käsitteleviä uutisia lukiessa kannattaa pitää mielessä se, että kyse on monesti konseptitason suunnitelmista, jotka ovat olemassa korkeintaan tietokonesimulaatioina. Uusia reaktorityyppejä kehittävät erityisesti USA:ssa pienet ja keskisuuret insinööritoimistot, joilla ei ulkopuolisen tutkimusrahoituksen lisäksi välttämättä ole kovin paljon muuta kassavirtaa. Yhteistyötahoina voi toimia yliopistoja ja tutkimuslaitoksia, joille työn varsinainen päämäärä ei välttämättä edes ole toimivan reaktoriratkaisun tuottaminen, vaan esimerkiksi koulutus tai uusien laskentamenetelmien kehitys. Uudet teknologiat soveltuvat näihin tarkoituksiin erittäin hyvin, ja akateemisessa tutkimuksessa matka onkin usein päämäärää tärkeämpi.

Tiede- ja teknologialehtien uutiset on monesti poimittu firmojen omasta mainosmateriaalista, joka pitää sisällään samoja toiveikkaita lupauksia joilla myös potentiaaliset rahoittajat houkutellaan avaamaan lompakkonsa. Kilpailu rahoituksesta on kovaa, eivätkä kaikki pelaa täysin avoimilla korteilla. Uuden teknologian erinomaisuutta saatetaan korostaa väittämällä sen ratkaisevan myös sellaisia ongelmia, joita ei myöskään perinteisellä kevytvesireaktoriteknologialla todellisuudessa edes ole. Klassisin esimerkki liittyy reaktorin fissiotehon hallintaan. Uuden teknologian eduksi voidaan listata, että reaktori sammuttaa ongelmatilanteessa itse itsensä. Samassa yhteydessä jätetään kuitenkin kertomatta, että kyse on todellisuudessa ominaisuudesta joka löytyy lähes kaikista muistakin reaktorityypeistä. Maallikon voi olla hyvin vaikea arvioida esitettyjen väitteiden todenperäisyyttä, varsinkin jos niiden esittäjä hyväksikäyttää tarkoituksellisesti ihmisten ydinenergia-alaa kohtaan tuntemaa huolta ja epäluuloa.

Yksi hypetetyimmistä edistyneistä ydinteknologioista on toriumreaktori. Toriumia on tosin käytetty ydinpolttoaineena onnistuneesti jo 1960-luvulla, joten kyse ei varsinaisesti ole uudesta teknologiasta. Mielenkiinto toriumia kohtaan heräsi alkujaan siitä, että koska kyse on maankuoressa kolme kertaa uraania yleisemmästä alkuaineesta, teknologian käyttöönotto hälventäisi myös ydinpolttoaineen riittävyyteen liittyviä huolia. Toriumteknologiaan liitetään tosin usein joukko muitakin sen ylivoimaisuutta korostavia ominaisuuksia. Esimerkiksi Wikipediassa toriumreaktorin eduiksi luetaan mm. se, että polttoainetta ei tarvitse väkevöidä, että reaktoriteknologia soveltuu huonosti ydinasemateriaalin valmistamiseen, ja että reaktori käyttää luonnonvaroja tehokkaasti, tuottaen samalla vähemmän ydinjätettä. Viimeisin väite viedään toisinaan jopa niinkin pitkälle, että toriumreaktorin tuottamaa jätettä ei tarvitsisi edes loppusijoittaa, sillä siihen ei synny lainkaan pitkäikäistä plutoniumia.

Mitä toriumin käyttö ydinpolttoaineena sitten käytännössä tarkoittaa? Torium kuuluu uraanin, neptuniumin, plutoniumin ja amerikiumin kanssa alkuaineiden jaksollisessa järjestelmässä aktinidien ryhmään. Näiden alkuaineiden isotoopeille on yhteistä se, että ne ovat rakenteeltaan epästabiileja, ja pyrkivät kohti matalampaa energiatilaa radioaktiivisella hajoamisella. Kaikki aktinidit kykenevät myös (ainakin teoriassa) fissioitumaan neutroniabsorption vaikutuksesta. Reaktoriteknologian näkökulmasta erityisasemassa ovat sellaiset isotoopit, joilla fission todennäköisyys on riittävän korkea ylläpitämään ketjureaktion kulkua. Uraanipolttoainetta käyttävissä reaktoreissa pääasiallinen fissioituva isotooppi on U235, joskin polttoainenipun käyttöiän lopulla merkittävä osa energiasta on peräisin myös plutoniumin Pu239-isotoopin fissiosta. Muita helposti fissioituvia isotooppeja ovat sellaiset ytimet joiden neutroniluku on pariton, esimerkiksi uraanin isotooppi U233 ja plutoniumin isotooppi Pu241.i

Helposti fissioituvan U235-isotoopin atomiosuus on luonnonuraanissa noin 0.7%. Näin matala pitoisuus riittää hädin tuskin ketjureaktion ylläpitämiseen, sillä edellytyksellä että reaktorin moderaattorina käytetään neutroneita heikosti absorboivaa raskasta vettä, tai vaihtoehtoisesti erittäin puhtaasta hiilestä koostuvaa grafiittia. Kevytvesireaktoreissa moderaattoriytimenä toimiva vety sen sijaan absorboi niin paljon neutroneita, että häviöiden kompensoimiseksi polttoaineen väkevöinti eli U235-isotoopin pitoisuus nostetaan tyypillisesti 3-5 %:iin.

Luonnossa esiintyvä torium koostuu yksinomaan parillisen neutroniluvun isotoopista Th232, jonka fission todennäköisyys on erittäin pieni. Puhtaasta toriumista rakennettu reaktori ei tästä syystä kykene ylläpitämään ketjureaktion kulkua missään olosuhteissa. Todellisuudessa toriumreaktorin polttoaineen fissio perustuukin uraanin isotooppiin U233, jota syntyy toriumista peräkkäisten neutronikaappaus- ja betahajoamisreaktioiden kautta:ii

Th232 + n ⟶ Th233 ⟶ Pa233 ⟶ U233

Torium ei siis varsinaisesti ole uraaniin verrattavissa oleva ydinpolttoaine, vaan pikemminkin lähtöaine josta fissiiliä polttoainetta valmistetaan. Puhdasta toriumia säteilytetään reaktorissa niin kauan, että fissiilin isotoopin pitoisuus riittää ketjureaktion ylläpitämiseen. Käytännössä tämä tarkoittaa sitä, että U233:n atomiosuuden on oltava vähintään prosentin tai kahden luokkaa.

Uraanin isotoopeista U233:lla on kuitenkin puolellaan sellainen lisäetu, että sen neutronien keskimääräinen nettotuotto on U235:a korkeampi. Jos reaktori saadaan käyntiin toriumpolttoaineella, niin ylimääräiset neutronit voidaan käyttää muuttamaan lisää Th232-ytimiä U233:ksi. Suotuisissa olosuhteissa reaktori voi tuottaa uutta polttoainetta nopeammin kuin vanhaa kuluu. Tällaista reaktoria kutsutaan hyötöreaktoriksi. Neutronien näkökulmasta toriumpolttoaineella toimivan hyötöreaktorin toimintaperiaatteen voi ymmärtää vaikka siten, että yksi fissiossa syntyneistä neutroneista tarvitaan ylläpitämään ketjureaktion kulkua, eli jatkamaan fissioketjua eteenpäin, ja ylimääräisillä neutroneilla muutetaan Th232-ytimiä U233:ksi siten, että myös fissiossa menetetty ydin korvautuu uudella.

Toriumreaktorin kyky käyttää luonnonvaroja perinteistä kevytvesireaktoria tehokkaammin liittyy juuri siihen, että kyse on itse asiassa hyötöreaktorista. Koska hyötöreaktori tuottaa jatkuvasti lisää fissiiliä isotooppia, se voi ainakin teoriassa hyödyntää maankuoresta löytyvän raaka-aineen koko energiasisällön. Uraanipolttoaineella toimiva kevytvesireaktori pystyy vastaavasti käyttämään lähinnä U235-isotoopin osuuden, eli 0.7% uraanin kokonaismäärästä. Tarkoittaako tämä sitten sitä, että toriumreaktori on luonnonvarojen riittävyyden kannalta ratkaisevasti parempi vaihtoehto?

Maailman uraanivarojen riittävyys mainitaan usein ydinenergian pitkäaikaista käyttöä rajoittavana tekijänä. Syy tähän on jossain määrin historiallinen. Uraania pidettiin vielä 1950-luvulla suhteellisen harvinaisena alkuaineena, tosin lähinnä siitä syystä, että maailman uraanivarojen kartoitus alkoi toden teolla vasta kun ydinteollisuus loi sen laajamittaiselle käytölle konkreettisen tarpeen. Varhaisissa ennusteissa ydinenergian käytön uskottiin myös yleistyvän huomattavan nopeasti, ja lopulta jopa syrjäyttävän kaikki muut energiantuotantomuodot. Luonnonvarojen rajallisuus yhdistettynä nopeaan kasvuun oli kestämätön yhtälö.

1950-luvun kasvuennusteet eivät kuitenkaan toteutuneet, ja nykytiedon mukaan tunnettujen ja kartoittamattomien uraanimalmioiden on arveltu riittävän vähintään sadoiksi vuosiksi eteenpäin. Kysymys uraanin riittävyydestä palautuu kuitenkin lopulta raaka-aineen hintaan, sillä kysynnän kasvaessa yhä köyhempien malmioiden louhinta muuttuu taloudellisesti kannattavaksi. Esimerkiksi fosfaattimalmien käyttöönotto moninkertaistaisi maailman uraanivarat kertaheitolla. Vielä suurempi potentiaali löytyy valtameristä, sillä uraania on myös merivedessä. Kilpailukykyinen erotusteknologia tosin odottaa vielä kehittämistään.iii

Toinen huomionarvoinen seikka on se, että hyötöreaktori voi toimia myös uraanipolttoaineella, jolloin suurimmaksi osaksi U238-isotoopista muodostuvan raaka-aineen koko energiasisältö voidaan hyödyntää tehokkaasti. Neutronikaappaukseen ja kahteen peräkkäiseen betahajoamiseen perustuva konversioprosessi on tällöin:

U238 + n ⟶ U239 ⟶ Np239 ⟶ Pu239

Tämä U238-Pu239 -kierto on täysin analoginen toriumreaktoreiden Th232-U233 -kierron kanssa, sillä erotuksella että uraanipolttoaineella hyötäminen edellyttää nopean neutronispektrin reaktoreita, joita on käsitelty toisessa blogikirjoituksessa.iv

Sen sijaan että toriumreaktoreita verrataan kevytvesireaktoreihin, vertailu pitäisikin oikeastaan tehdä nopeisiin hyötöreaktoreihin, jolloin ero luonnonvarojen käyttötehokkuudessa kaventuu käytännössä olemattomiin. Toriumiin perustuvan hyötöreaktorikierron etu onkin lähinnä se, että se voidaan toteuttaa myös termisen neutronispektrin reaktoreissa, mikä tuo keinovalikoimaan laajemman skaalan erilaisia teknologioita.

Wikipediassa toriumreaktorin yhdeksi eduksi mainittiin se, että polttoaineen valmistusprosessiin ei kuulu kallista väkevöintiä. Tämä on tavallaan täysin triviaali asia. Toriumilla ei ole lainkaan fissiiliä isotooppia, joten ei ole myöskään mitään mitä väkevöidä. Kaikkiin hyötöreaktorikiertoihin kuuluu kuitenkin välttämättömänä osana reaktorissa säteilytetyn polttoaineen jälleenkäsittely, jossa uuden polttoaineen valmistukseen käytettävä fissiili aines erotetaan jätteeksi menevästä massavirrasta. Jälleenkäsittely edellyttää hankalaa kemiallista prosessia, jossa käsitellään erittäin korkea-aktiivisia aineita nestemäisessä olomuodossa. Vaikka uraanin väkevöinti nostaa polttoaineen hintaa, kallis jälleenkäsittelyprosessi jää vastaavasti kokonaan pois.

Kuten edellä todettiin, toriumreaktoreiden eduksi luetaan monesti myös se, että polttoaineeseen ei synny pitkäikäistä plutoniumia,v minkä vuoksi reaktorin jäte ei rohkeimpien väitteiden mukaan tarvitsisi lainkaan geologista loppusijoitusta. Nämä väitteet liittyvät siihen, että kevytvesireaktoripolttoaineeseen kertyvät aktinidi-isotoopit, erityisesti 24,000 vuoden puoliintumisajalla hajoava Pu239, pitävät aktiivisuuden korkealla kymmenien tuhansien vuosien ajan. Vaikka toriumreaktori ei tuota mainittavasti plutoniumia, polttoaineeseen syntyy muita pitkäikäisiä aktinideja. Esimerkiksi uraanin U233-isotoopin puoliintumisaika on noin 162,000 vuotta. Lähempi tarkastelu paljastaakin, että myös käytetyn toriumpolttoaineen radioaktiivisuus jää hyvin pitkäksi aikaa esimerkiksi luonnossa esiintyvää uraanimalmia korkeammalle tasolle.vi

Todellisuudessa loppusijoituksen turvallisuusanalyysejä ei kuitenkaan edes tehdä vertaamalla ydinjätteen radioaktiivisuutta uraanimalmiin tai muuhun enemmän tai vähemmän mielivaltaisesti valittuun referenssitasoon. Aktiivisuus on pelkkä lähdetermi, ja analyysien varsinaisen lopputuloksen määrää se, miten suuren säteilyannoksen kallioperään haudattu jäte aiheuttaa ympäristölle ja loppusijoitustilan yläpuolella asuvalle väestölle. Turvallisuussuunnittelu lähtee siitä, että loppusijoituksesta aiheutuvan säteilyaltistuksen on kaikkina aikoina ja kaikki epävarmuudet huomioiden jäätävä merkityksettömän pieneksi suhteessa luonnollisesta taustasäteilystä aiheutuvaan annokseen. Käytännössä turvallisuuden osoittaminen edellyttää lähdetermin arvioinnin lisäksi analyysejä esimerkiksi loppusijoituskapselin kestävyydestä, radionuklidien liukenemisesta ja kulkeutumisesta, sekä pohjaveden liikkeistä kallioperässä ja loppusijoitustilan läheisyydessä.

Kaikki tekijät huomioiden edellä mainittu Pu239 ei pitkäikäisyydestään huolimatta ole loppusijoituksen kannalta erityisen ongelmallinen radionuklidi, sillä plutoniumin yhdisteet liukenevat erittäin huonosti veteen. Sama pätee moniin muihinkin pitkäikäisiin aktinideihin. Turvallisuuden kannalta merkittävämpiä isotooppeja ovat sen sijaan monet helposti kulkeutuvat fissiotuotteet, aktinidien hajoamistuotteet, sekä tietyt aktivoitumistuotteet, joita syntyy jopa polttoainenipun rakenteissa olevista epäpuhtauksista.

Koska toriumreaktorin energiantuotanto perustuu kevytvesireaktoreiden tapaan fissioreaktioon, myöskään loppusijoitettavan jätteen fissiotuoteinventaareissa ei ole merkittäviä eroja. Pitkäikäisten tytärytimien kokonaismäärä vertautuu tuotettuun energiamäärään riippumatta siitä, minkälaisella polttoaineella tai polttoainekierrolla reaktori toimii. Se, että toriumpolttoaineeseen ei synny plutoniumia, ei siis tarkoita sitä, etteikö kierrosta poistuvaa jätettä tarvitsisi eristää tuhansiksi vuosiksi ympäristöstä. Ainoa tapa päästä geologisesta loppusijoituksesta kokonaan eroon, on soveltaa toriumreaktoreille nykyistä löyhempiä turvallisuusstandardeja.

Viimeinen yllä esitetyistä väitteistä liittyi ydinasemateriaalin tuottamiseen toriumreaktorissa. Uraanin fissiili U233-isotooppi soveltuu todistetusti ydinpommin rakentamiseen,vii joten toriumreaktorin käyttö tällaiseen tarkoitukseen ei ole ainakaan fysikaalinen mahdottomuus. Se, että polttoainekiertoon kuuluu olennaisena osana kemiallinen jälleenkäsittely, joka on varta vasten suunniteltu käyttökelpoisen aineksen erottamiseen, voidaan nähdä jopa erityisenä riskitekijänä.

Toriumreaktoreiden hyvää “proliferaatioresistenssiä” perustellaankin usein sillä, että U233:n lisäksi polttoaineeseen syntyy myös pieniä määriä uraanin isotooppia U232, joka on voimakas gammasäteilyn lähde. Uraanin isotoopit kulkevat käsi kädessä kemiallisen jälleenkäsittelyprosessin läpi, ja lopputuotteen prosessointi ydinaseeksi soveltuvaan muotoon edellyttää niin tehokasta säteilysuojausta, että teknologia ei ole aivan helposti toteutettavissa. Tätä argumenttia on kuitenkin kritisoitu siitä, että se olettaa ydinasetta havittelevien terroristien huolehtivan asianmukaisesti työsuojelusta, ja noudattavan ydinteollisuuden käyttämiä annosrajoja. Lähtökohta muuttuu olennaisesti, jos oletetaan että pommin käyttäjät ovat joka tapauksessa valmiit uhraamaan henkensä hankkeen toteuttamiseksi. Käytännössä U233-isotooppiin liittyvät ydinasemateriaalikysymykset vertautuvat isotooppeihin U235 ja Pu239, mutta yhteistä kansainvälisesti hyväksyttyä linjaa ei toistaiseksi ole.

Tästä kirjoituksesta saattoi helposti saada sellaisen kuvan, että pitäisin toriumreaktoreita jo lähtökohtaisesti huonona ajatuksena.viii Mielestäni hypetyksen ongelma ei kuitenkaan ole itse teknologiassa, vaan pikemminkin sen ympärillä käytävässä keskustelussa. Torium ja muut edistyneet teknologiat tarjoavat paljon mahdollisuuksia kehittää ydinenergiantuotantoa uusille sovellusalueille, mutta muutos ei tapahdu vuodessa tai kahdessa. Monissa aihetta käsittelevissä kirjoituksissa odotukset asetetaan liian korkealle, ja uusien reaktorityyppien kuvitellaan kuin taikaiskusta ratkaisevan kaikki ongelmat. Jos näkökulma on tämä, lukijalle voi helposti syntyä sellainen mielikuva, että perinteiseen kevytvesireaktoriteknologiaan jämähtänyt ydinenergia-ala ei edes yritä kehittyä etsimällä uusia ratkaisuja.

Kuten jo aikaisemmin todettiin, suurimmat esteet ydinteknologian kehityksen tiellä eivät edes ole luonteeltaan teknisiä. Lähes kaikkien edistyneiksi luokiteltavien reaktorityyppien toimintaperiaatteet on demonstroitu käytännössä jo vuosikymmeniä sitten. Ydinenergiantuotannon alkuaikoina vaihtoehtoiset ratkaisut jäivät kuitenkin prototyyppiasteelle teollisuuden keskittäessä resurssinsa kevytvesireaktoriteknologian kehittämiseen. 1970-luvun lopulta alkaen kuvioihin tuli vahvasti mukaan myös politiikka, joka leikkasi rahoituksen monelta lupaavalta kehityshankkeelta. Viime vuosikymmeninä uusien reaktorien rakentaminen on törmännyt myös rahoitusongelmiin, sillä paljon pääomaa vuosikymmeniksi sitovat projektit eivät kaikkien mielestä sovi enää ajan henkeen.

Mikä siis on lopulta vastaus otsikossa esitettyyn kysymykseen? Lähes kaikki toriumreaktorin edut liittyvät siihen, että kyse on hyötöreaktorista, ja nykyisillä uraanin maailmanmarkkinahinnoilla hyötöreaktorikiertoa pidetään yksinkertaisesti liian kalliina ja poliittisesti vaikeana vaihtoehtona olemassa olevalle teknologialle. Tilanne voi muuttua tulevaisuudessa, jos ydinenergian käyttö lähtee vielä 1950-luvun ennusteita mukailevalle kasvu-uralle, ja laajan jälleenkäsittelyinfran rakentaminen tulee taloudellisesti mielekkääksi. Tällaisen skenaarion toteutuminen riippuu puolestaan esimerkiksi siitä, nähdäänkö ydinvoima tulevaisuudessa hyväksyttävänä keinona taistella ilmastonmuutosta vastaan. Teknisesti toriumreaktori tarjoaa varteenotettavan vaihtoehdon uraanipolttoainetta käyttäville nopeille hyötöreaktoreille, ja molemmat teknologiat tarjoavat ihmiskunnalle vähäpäästöisen energialähteen, jonka hyödynnettävyys ei käytännössä riipu luonnonvarojen riittävyydestä.


i) Tarkemmin sanottuna parittoman neutroniluvun isotoopeilla on kyky fissioitua ytimeen osuneen neutronin liike-energiasta riippumatta. Taustalla on nk. pariteettiefekti, joka juontaa juureensa ytimen kvanttifysikaaliseen rakenteeseen. Jos ytimeen osunut neutroni löytää nukleonien joukosta parikseen toisen yksinäisen neutronin, reaktiossa vapautuu ylimääräistä sidosenergiaa, joka saa ytimen halkeamaan. Parillisen neutroniluvun ytimien fissioon liittyy sen sijaan tyypillisesti tietty kynnysenergia, eli neutronin on tuotava mukanaan myös riittävästi liike-energiaa jotta halkeaminen tulee mahdolliseksi.

ii) Betahajoaminen (tarkemmin sanottuna β-hajoaminen) on radioaktiivisen hajoamisen muoto, jossa ytimeen sitoutunut neutroni muuttuu protoniksi. Tämä tarkoittaa sitä, että ytimen massaluku säilyy, mutta järjestysluku kasvaa yhdellä. Neutronikappauksen seurauksena syntynyt Th233-ydin hajoaa ensin alkuaineiden jaksollisessa jaksollisessa järjestelmässä yhtä järjestyslukua korkeammalla olevaksi protaktiniumiksi, ja toisen vastaavan reaktion myötä uraaniksi.

iii) Toriumreaktorin eduksi lasketaan toisinaan myös se, että toriumia sisältävät malmiot ovat jakautuneet maankuoressa uraania tasaisemmin. Kolme suurinta uraanintuottajamaata ovat Kazakstan, Kanada ja Australia, joiden yhteenlaskettu osuus muodostaa yli 70% maailmanmarkkinoista. Toriumia löytyy paljon esimerkiksi Australiasta, USA:sta, Turkista, Intiasta, Venezuelasta, Brasiliasta ja Norjasta.

iv) Uraanin konversiota plutoniumiksi tapahtuu myös tavallisissa kevytvesireaktoreissa. Kuten edellä todettiin, reaktorin polttoaine voi käyttöikänsä lopulla tuottaa merkittävän osan fissioenergiastaan plutoniumilla. Tästä syystä myös luonnonuraanin energiasisällöstä pystytään todellisuudessa hyödyntämään enemmän kuin pelkkä U235-isotoopin osuus. Kevytvesireaktoreissa konversioprosessi ei kuitenkaan toimi yhtä tehokkaasti kuin toriumreaktoreissa, ja fissiilä materiaalia kuluu väistämättä nopeammin kuin uutta syntyy. Tilanne on olennaisesti erilainen jos reaktori toimii nopealla neutronispektrillä, jolloin fissioreaktion neutronituotto riittää hyötämiseen myös U238-Pu239 -kierrossa.

v) Torium, uraani ja plutonium ovat jaksollisessa järjestelmässä alkuaineet 90, 92 ja 94. Kevyen ytimen muuttuminen raskaammaksi edellyttää neutronikaappausreaktiota, ja järjestysluvun kasvu radioaktiivista betahajoamista. Uraanin U238-isotooppi on yhden neutronikaappauksen ja kahden betahajoamisen päässä plutoniumi isotoopista Pu239. Toriumin Th232-ytimen tapauksessa neutronikaappausreaktioita pitäisi tapahtua yhteensä kuusi, jotta ketjussa voisi muodostua betahajoamisten kautta ensimmäinen plutoniumin isotooppi, Pu238. Näin pitkät transmutaatioketjut ovat reaktorissa äärimmäisen epätodennäköisiä, minkä vuoksi toriumpolttoaineeseen ei synny merkittävästi plutoniumia.

vi) Vertailu hyötöreaktorikierrossa toimivan toriumreaktorin ja suoraan loppusijoitukseen perustuvan kevytvesireaktorin välillä ei myöskään ydinjätteen osalta ole täysin ongelmaton. Koko hyötöreaktorin idea on se, että polttoaineeseen syntynyttä fissiiliä isotooppia kierrätetään takaisin reaktoriin. Jos vertailu tehdään ainoastaan uraanipolttoaineeseen syntyvän Pu239:n ja toriumpolttoaineeseen syntyvän U233:n välillä, niin toriumreaktori on jo lähtökohtaisesti parempi vaihtoehto, sillä fissiili uraani ei edes päädy loppusijoitukseen. Ero uraani- ja toriumpolttoaineiden välillä kuitenkin kaventuu jos vertailu tehdään kevytvesireaktorin sijaan nopeaan hyötöreaktoriin, jonka polttoainekierto perustuu vastaavasti Pu239:n kierrätykseen. Olennaisin ero ei siis tule polttoainetyypistä, vaan siitä miten polttoainekierto on toteutettu. Hyötöreaktorikierrostakin poistuu jatkuvasti fissiotuotteita, joiden eristäminen ympäristöstä edellyttää käytännössä jätteen loppusijoitusta.

vii) Yhdysvallat on tehnyt ydinkokeita U233:lla ainakin Teapot-koesarjassa vuonna 1957. Myös Intialla uskotaan olevan hallussaan U233:een perustuvaa ydinaseteknologiaa.

viii) Kirjoitus keskittyi lähinnä osoittamaan, että toriumreaktoreista yleisesti esitetyt väitteet eivät kerro koko totuutta teknologian mahdollisuuksista. Toriumpolttoaineella on kuitenkin myös monia sellaisia ominaisuuksia, joita ei tekstissä mainittu lainkaan. Esimerkiksi toriumoksidin lämmönjohtavuus on jonkin verran uraanioksidia parempi, sen sulamispiste on korkeampi, ja materiaali on kemiallisesti stabiilimmassa tilassa. Toriumpolttoaine myös lämpölaajenee ja turpoaa fissiokaasujen vaikutuksesta perinteistä uraanipolttoainetta vähemmän. Tämä tarkoittaa sitä, että polttoaine voi kestää paremmin onnettomuustilanteita, ja sitä voidaan säteilyttää reaktorissa pidempään, jolloin myös käyttöastetta mittaava palama saadaan vastaavasti korkeammaksi.

 

Seitsemän vuotta Fukushimasta

Jaakko Leppänen – 11.3.2018

Japanin itärannikolla tapahtui perjantai-iltapäivänä 11. maaliskuuta 2011 yksi mittaushistorian voimakkaimmista maanjäristyksistä, joka aiheutti suurta vahinkoa rakennuksille ja infrastruktuurille. Vaikutukset tuntuivat myös 200 kilometriä Tokiosta pohjoiseen sijaitsevalla Fukushima Daiichin ydinvoimalaitoksella, jonka reaktorit pysähtyivät automaattisesti kun järistys vavisutti rakennuksia ja yhteys ulkoiseen sähköverkkoon katkesi. Alasajo eteni aluksi ongelmitta, ja sähköjärjestelmät siirtyivät käyttämään varavoimantuotantoon tarkoitettuja diesel-generaattoreita. Laitoshenkilökunta ryhtyi tarkastamaan vaurioita ja toteuttamaan maanjäristysten varalta laadittua pelastussuunnitelmaa. Tuntia myöhemmin laitosalueelle iski kuitenkin lähes 15 metriä korkea tsunamiaalto, joka pysäytti myös varavoimadieselit, jättäen reaktorien jäähdytys-, instrumentointi- ja ohjausjärjestelmät kokonaan ilman sähköä. Laitoksella julistettiin hätätila, ja rutiininomaisena käyttöhäiriönä alkanut tilanne eskaloitui pian suunnitteluperusteet ylittäväksi vakavaksi ydinvoimalaonnettomuudeksi.

Fukushimasta on kirjoitettu paljon onnettomuudesta kuluneen seitsemän vuoden aikana, ja aiheesta kiinnostuneen on helppo löytää tietoa mitä erilaisimmista lähteistä. Ongelmaksi muodostuukin lähinnä tiedon alkuperän ja luotettavuuden arviointi. Tämä ongelma juontaa osittain juurensa siitä, että Fukushima-uutisoinnin ollessa kuumimmillaan tapahtumien kulku ei ollut kaikilta osin selvä edes alan asiantuntijoille. Tilanne eteni samanaikaisesti kolmella laitosyksiköllä, ja esimerkiksi ensi käden mittaustietoa reaktoreiden tilasta oli varsin hajanaisesti saatavilla. Moni onnettomuuden aikoihin laadittu asiantuntijaraporttikin perustuu pitkälti puutteellisiin lähtötietoihin. Näitä taustoja vasten ei ole lainkaan yllättävää, että Fukushima-aiheisissa uutisissa ja keskusteluissa törmätään edelleen moniin seitsemän vuoden takaa peräisin oleviin käsityksiin, jotka ovat sittemmin osoittautuneet virheellisiksi.

Yritän tässä kirjoituksessa luoda johdonmukaisen kokonaiskuvan siitä, mitä Fukushiman ydinvoimalaonnettomuudessa oman käsitykseni mukaan tapahtui. Aivan kaikkia yksityiskohtia ei käydä läpi, mutta olen edellisten kirjoitusten tapaan lisännyt tekstin sekaan joitakin tarkentavia alaviitteitä. Kirjoitus keskittyy onnettomuuden ensimmäiseen viikkoon, eli tapahtumien etenemiseen sähkökatkon aiheuttaneesta tsunamista siihen, että tilanne saatiin uudelleen hallintaan. Onnettomuuden seurausten ja ympäristövaikutusten käsittely jää sen sijaan toiseen kertaan. Kuvaus ei etene täysin kronologisesti, mutta olennaisimmat tapahtumat on koottu aikajärjestyksessä erilliseen taulukkoon. Lähteenä olen käyttänyt pääasiassa IAEA:n monikansallisen asiantuntijaryhmän vuonna 2015 laatimaa yhteenvetoraporttia, mutta jonkin verran myös muita lähteitä, mukaan lukien omia muistiinpanojani onnettomuuden ajalta.

Fukushima Daiichin ydinvoimalaitos koostui kuudesta reaktoriyksiköstä, joista ensimmäinen otettiin käyttöön vuonna 1971 ja yksiköt 2-6 vuosina 1973-1979. Reaktorit olivat tyypiltään amerikkalaisen General Electricin valmistamia kiehutusvesireaktoreita, sähköteholtaan 439-1067 megawattia. Maanjäristyksen iskiessä yksiköt 1-3 olivat toiminnassa, ja yksiköt 4-6 ajettu alas vuosihuoltoa varten. Nelosyksikön reaktori oli tyhjennetty kokonaan polttoaineesta.i

Laitosalue

Kuva 1: Ilmakuva Fukushima Daiichin ydinvoimalaitosalueesta ennen onnettomuutta. Laitosyksiköiden 4, 3, 2 ja 1 reaktorirakennukset näkyvät kuvassa etualalla, ja yksiköt 5 ja 6 kauempana oikealla. Turbiinilaitokset on sijoitettu reaktorirakennusten eteen. Suurin osa varavoimantuotantoon tarkoitetuista dieselgeneraattoreista ja tasavirtajärjestelmien akkuvarmistuksista sijaitsi rakennusten kellaritiloissa. Mereltä vyörynyt lähes 15 metriä korkea tsunamiaalto tulvitti turbiini- ja reaktorirakennusten alimmat kerrokset, ja aiheutti suurta vahinkoa laitosalueella.

Kiehutusvesireaktoreissa fissiolämmityksen tuottama höyry johdetaan suoraan turbiineille, jotka pyörittävät sähköä tuottavaa generaattoria. Turbiinien läpi kuljettuaan höyry tiivistyy lauhduttimessa vedeksi, minkä jälkeen se palautetaan syöttövesipumpuilla takaisin reaktoriin. Termodynaamisen hyötysuhteen maksimoimiseksi reaktori toimii korkeassa, noin 300 asteen lämpötilassa. Tämä edellyttää käyttöpaineen nostamista 7 megapascalin tienoille.ii Reaktori ja jäähdytysjärjestelmän pääkomponentit on suljettu kaasutiiviin suojarakennuksen sisälle. Suojarakennustoiminnon tarkoitus on viimeisenä vapautumisesteenä pysäyttää vaurioituneesta ydinpolttoaineesta vapautuneen radioaktiivisen päästön kulkeutuminen ympäristöön.

Kaikille kevytvesireaktoreille on yhteistä se, että korkeassa paineessa ja lämpötilassa virtaavan jäähdytteen faasimuutokseen on sitoutunut paljon energiaa. Tämä vaikuttaa paitsi reaktorin toimintaan, myös sen alasajoon ja suojarakennuksen mitoitukseen. Reaktorin käyttöpaineen laskeminen normaalin ilmanpaineen tasolle edellyttää sitä, että suuri määrä lämpöä saadaan siirrettyä jäähdytyskierrosta ulos. Suunnitellussa alasajotilanteessa jäähdytykseen käytetään turbiinin lauhdutinta, joka siirtää energian reaktorin ja suojarakennuksen sisältä lämmönvaihtimien kautta lopullisena lämpönieluna toimivaan mereen.

Fukushimassa maanjäristyksen laukaisema automaattipysäytys aiheutti kuitenkin varotoimenpiteenä myös suojarakennuksen eristyksen, joka tarkoittaa sitä, että reaktorilta turbiinille johtavien höyrylinjojen venttiilit sulkeutuvat. Tällaisessa tilanteessa paineistettu jäähdytyskierto jää eristyksiin suojarakennuksen sisälle, ja lämmönpoistoon käytetään muita järjestelmiä. Reaktorin ylipaineistumisen estämiseksi jäähdytyspiiristä voidaan laskea höyryä suojarakennuksessa olevaan lauhdutusaltaaseen, jonka läpi kulkiessaan se tiivistyy takaisin vedeksi. Fukushiman laitostyypissä lauhdutusallas on toruksen muotoinen kammio, joka kiertää varsinaista betonikuorta (kuva 2). Reaktorin vedenpinnankorkeutta ylläpidetään syöttämällä kiertoon lisää vettä. Koska lämpöä siirtyy reaktorista lauhdutusaltaaseen, myös suojarakennuksen jäähdytyksestä on pystyttävä huolehtimaan jotta paine ja lämpötila saadaan pidettyä rakenteiden kestävyyden sallimissa rajoissa.

Kiehutusvesireaktori

Kuva 2: Kaaviokuva Fukushimassa käytetyn kiehutusvesireaktorityypin suojarakennuksesta. Reaktori on sijoitettu teräsvuorauksella vahvistetun kaasutiiviin betonikuoren sisälle. Reaktorin ylipaineistuessa höyryä voidaan laskea suojarakennusta kiertävään toruksen muotoiseen lauhdutusaltaaseen, jossa se tiivistyy takaisin vedeksi. Reaktorihalli sijaitsee suojarakennuksen yläpuolella, pitäen sisällään esimerkiksi käytetyn polttoaineen varastoaltaan. Kuvaan ei ole piirretty turbiinin höyrylinjojen läpivientejä, reaktorin ja suojarakennuksen jäähdytysjärjestelmiä, ulkopuolisia palovesilinjoja, eikä suojarakennuksen paineenalennukseen tarkoitettuja ulospuhalluslinjoja.

Kerroin aikaisemmin reaktoriturvallisuuden perusteita käsittelevässä kirjoituksessa että merkittävin ydinpolttoaineen eheyttä uhkaava tekijä on sen ylikuumeneminen, joka voi pahimmassa tapauksessa johtaa koko reaktorisydämen sulamiseen. Jäähdytyksen tekniset haasteet puolestaan liittyvät polttoaineen tuottamaan jälkilämpöön, joka on peräisin lyhytikäisten isotooppien radioaktiivisesta hajoamisesta. Reaktorin fissioteho saadaan tarvittaessa nopeasti alas, mutta jälkilämpö jää tasolle joka riittää sulattamaan polttoaineen jos sydän pääsee kiehumaan kuivaksi. Edellä kuvatussa alasajotilanteessa ei siis ole kyse ainoastaan jäähdytteen faasimuutokseen sitoutuneen lämpöenergian poistamisesta, vaan myös siitä, että reaktori tuottaa energiaa vielä fissiotehon sammuttamisen jälkeen. Polttoainevaurioiden välttämiseksi sydämen vesikiertoa on pystyttävä ylläpitämään myös silloin, kun reaktori on eristetty suojarakennuksen sisälle.

Fukushimassa toiminnassa olleet reaktorit sammutettiin onnistuneesti maanjäristyksen iskiessä laitosalueelle, eivätkä ne tämän jälkeen tuottaneet enää lainkaan fissiotehoa. Jälkilämpöä vapautui kuitenkin runsaasti vielä siinä vaiheessa kun tsunamiaalto tuhosi varavoimadieselit, ja turvallisuuden kannalta kriittiset jäähdytysjärjestelmät jäivät kokonaan ilman sähköä. Radioaktiivinen hajoaminen lämmitti ykkösreaktorin polttoainetta noin 22 megawatin teholla, ja kooltaan suuremmissa kakkos- ja kolmosreaktoreissa jälkilämpöä vapautui puolet enemmän. Aikaisemmin alasajetuilla laitosyksiköillä lähtötilanne oli jäähdytyksen kannalta olennaisesti helpompi, sillä polttoaineen lämmöntuotto oli ehtinyt laskea matalammalle tasolle.iii

Fukushiman laitostyypin jäähdytysjärjestelmät muodostavat suhteellisen monimutkaisen kokonaisuuden, johon kuuluu paitsi sähkötoimisia pumppuja, myös järjestelmiä jotka eivät vaadi toimiakseen ulkoista käyttövoimaa. Ykkösyksiköllä korkeassa paineessa olevan reaktorin jäähdytykseen käytettiin passiivisia eristyslauhduttimia, jotka siirsivät luonnonkierrolla lämpöä reaktorista suojarakennuksen ulkopuolelle. Kakkos- ja kolmosyksiköillä samaa tarkoitusta palveli höyryturbiinikäyttöinen eristysjäähdytysjärjestelmä, jonka vesipumppu sai käyttövoimansa reaktorista lauhdutusaltaaseen purkautuvalta höyryltä. Näihinkin järjestelmiin kuului kuitenkin sähkötoimisia venttiileitä, joiden ohjaamiseen tarvittiin instrumentoinnin ja laitosautomaation käyttämää tasavirtaverkkoa.iv

Varavoimadieseleiden pysähtymisen jälkeen kaikki sähkötoimiset jälkilämmönpoistojärjestelmät lopettivat välittömästi toimintansa. Ykkös- ja kakkosyksiköllä tsunamiaalto tuhosi myös kellaritiloihin sijoitetut akut, joilla varmistettiin tasavirtaverkon toiminta. Tämä tarkoitti sitä, että laitoksen valvomohuoneeseen ei välittynyt enää lainkaan tilannekuvaa suojarakennuksen sisältä. Reaktorien ohjaajilla ei ollut minkäänlaisia keinoja vaikuttaa muuten toimintakuntoisten passiivisten jäähdytysjärjestelmien toimintaan, tai edes saada tietoa siitä, minkälaiseen asentoon niitä ohjaavat venttiilit olivat jääneet sähkövirran katkeamisen jälkeen. Pahin uhkakuva oli se, että reaktorit olisivat jääneet kokonaan ilman vesikiertoa. Vedenpinnankorkeus olisi tällöin laskenut muutamassa tunnissa polttoaineen yläreunan tasolle, minkä jälkeen paljastunut sydän olisi päässyt ylikuumenemaan ja lopulta sulamaan.

Kolmosyksikön osalta tilanne oli ensi alkuun parempi, sillä akkuvarmistukset oli sijoitettu turbiinirakennuksen ensimmäiseen kerrokseen, ja instrumentointiin käytetty tasavirtaverkko säilyi toimintakuntoisena. Tämä mahdollisti reaktorin tilan seuraamisen ja vedenpinnankorkeuden ylläpitämisen eristysjäähdytysjärjestelmän höyrytoimisella pumpulla. Polttoaineen ylikuumeneminen ei siis muodostanut ainakaan välitöntä uhkaa, vaikka lämpöä ei kyettykään siirtämään suojarakennuksesta ulos. Akkuvarmistuksen kapasiteetti riitti noin 30 tunnin ajaksi.

Kun tilanteen vakavuus alkoi selvitä, maan hallitus julisti hätätilan Fukushiman prefektuuriin. Väestö määrättiin evakuoitavaksi laitosalueen välittömästä läheisyydestä. Evakuointivyöhykettä laajennettiin myöhemmin kymmenen, ja sitten kahdenkymmenen kilometrin etäisyydelle onnettomuuslaitoksesta. Onnettomuuden sattuessa laitosalueella oli 6400 työntekijää ja aliurakoitsijaa. Näiden lisäksi pelastustoimeen lähetettiin useita palokunnan ja puolustusvoimien yksiköitä, jotka jouduttiin irrottamaan muista luonnonkatastrofin aiheuttamista tehtävistä.

Pahin mahdollinen skenaario toteutuikin ykkösyksiköllä. Fissiotehon sammuttamisen jälkeen reaktorin jäähtymistä säädettiin eristyslauhduttimilla. Liian nopean jäähtymisen välttämiseksi lauhduttimien venttiileitä avattiin ja suljettiin tarpeen mukaan. Kyse oli rutiinitoimenpiteestä, jolla pyrittin vähentämään rakenteiden lämpörasitusta. Tsunamiaallon iskiessä venttiilit olivat pahaksi onneksi kiinni, eikä niitä sähköjen menetyksen jälkeen saatu enää avattua. Reaktori jäi siis jo tässä vaiheessa ilman toimivaa vesikiertoa. Kakkosyksiköllä tilanne oli sen sijaan hieman ensivaikutelmaa parempi, sillä jäähdytykseen käytetyn eristysjäähdytysjärjestelmän pumppu oli sähkökatkon aikaan toiminnassa. Vaikka järjestelmää ei kyetty enää ohjaamaan, se jatkoi höyrynpaineen voimalla veden syöttämistä reaktoriin.

Laitoksen käyttöhenkilökunta joutui jo varhaisessa vaiheessa toteamaan, että ulkoisen sähköverkon tai diesel-varmennettujen varajärjestelmien palauttaminen toimintakuntoiseksi ei ollut enää mahdollista. Suunnitelma reaktorien pelastamiseksi keskittyi sen sijaan suojarakennuksesta ulos vedettyihin palovesilinjoihin. Nämä järjestelmät oli asennettu alun perin tulipaloja silmällä pitäen, mutta ne voitiin linjoittaa uudeleen syöttämään vettä suoraan reaktoriin.

Suunnitelmaan liittyi kuitenkin suuria haasteita. Palovesipumput toimivat suhteellisen matalassa paineessa, eli myös reaktorin paine oli saatava ensin alas puhaltamalla höyryä jäähdytyspiiristä suojarakennuksen lauhdutusaltaaseen. Paineenalennusventtiilien avaamiseen puolestaan tarvittiin instrumentointivirtaa, jota ei ykkös- ja kakkosyksiköllä enää akkusähkön menetyksen jälkeen ollut saatavilla. Improvisoituna hätäratkaisuna venttiilien ohjausvirtaa yritettiin saada laitosaluelle jääneiden ajoneuvojen akuista. Operaatioon liittyi myös se ongelma, että paine-eron kadotessa reaktorin vedenpinnankorkeutta ylläpitävät höyrytoimiset pumput lopettaisivat toimintansa, joten korvaavan paloveden syöttö oli syytä päästä aloittamaan heti paineenalennuksen jälkeen.

Yrityksistä huolimatta ykkösreaktorin paineenalennus ei onnistunut suunnitelmien mukaan, ja reaktori jäi kokonaan ilman vesikiertoa yli 12 tunnin ajaksi. Polttoaine suli jälkilämmön vaikutuksesta sydämen kiehuessa kuivaksi. Veden syöttäminen palovesilinjoja pitkin päästiin aloittamaan vasta kun sydänsula puhkaisi reaktoriastian pohjan, jolloin jäähdytyspiirin paine romahti.v

Tilanne eteni kakkos- ja kolmosyksiköillä lopulta pitkälti saman kaavan mukaan. Reaktoreiden vesikiertoa ylläpitäneet eristysjäähdytysjärjestelmät oli suunniteltu toimimaan korkeintaan joitakin tunteja kerrallaan. Kolmosyksiköllä höyryturbiinikäyttöinen pumppu pysähtyi 20 tunnin, ja kakkosyksiköllä noin 70 tunnin käytön jälkeen. Kun vesikierto sydämeen lakkasi, polttoaine alkoi nopeasti ylikuumenemaan. Paineenalennus viivästyi molemmilla laitosyksiköillä, ja reaktorit jäivät monen tunnin ajaksi ilman jäähdytystä. Kun palovesilinjat saatiin lopulta käyttöön, polttoaine oli ehtinyt jo sulaa.vi

Polttoaineen sulaminen vapauttaa paljon radioaktiivisuutta reaktorin jäähdytyskiertoon. Vaikka suojarakennukset oli suunniteltu viimeiseksi vapautumisesteeksi onnettomuustilanteita varten, niiden paineensietokyky oli varsin rajallinen. Reaktorin tuottama lämpö siirtyi suojarakennuksen puolelle, nostaen sen sisäistä painetta. Jäähdytysjärjestelmien lakattua toimimasta lämpöenergiaa ei enää kyetty siirtämään hallitusti ulos. Kun ykkösyksikön painetta päästiin ensimmäisen kerran mittaamaan kahdeksan tuntia varavoimadieseleiden pysähtymisen jälkeen, lukema ylitti jo suunnittelurajat. Korkea paine aiheutti vuotoja, ja ensimmäinen havainto kohonneesta säteilytasosta reaktorirakennuksen ulkopuolella tehtiin lauantaina aamuyöllä.

Kaikkien kolmen laitosyksikön suojarakennukset menettivät ylipaineistumisen seurauksena lopulta tiiveytensä. Vaikka eristys ei ollut täydellinen, suojarakennustoiminnon ylläpitäminen oli tärkeä osa onnettomuuden hallintaa, sillä se rajoitti merkittävästi radioaktiivista päästöä ympäristöön. Ainoa tapa helpottaa suojarakennuksen painekuormaa oli päästää höyryä ulos. Päätös paineenalennuksesta ei ollut aivan helppo, sillä höyryn mukana ympäristöön vapautui väistämättä lisää radioaktiivisuutta. Hallittua ympäristöpäästöä pidettiin kuitenkin pienempänä pahana kuin sitä, että rakenteet antaisivat korkean paineen alla kokonaan periksi, jolloin reaktorin ja ympäristön välille muodostuisi suora päästöreitti. Suojarakennuksen paineenalennuksessa törmättiin kuitenkin samanlaisiin ongelmiin kuin reaktoreiden kanssa, sillä ulospuhalluslinjojen venttiilien avaamiseen tarvittiin paineilmaa, jota ei sähköverkon menetyksen jälkeen ollut enää helposti saatavilla.vii

Ykkösyksikön suojarakennuksen paineenalennus päästiin aloittamaan lauantaiaamuna, kun evakuointivyöhykkeellä sijaitsevan Okuman kylän tyhjentäminen oli saatu päätökseen. Operaatio kesti yli viisi tuntia, mutta paine saatiin lopulta laskemaan. Höyryn mukana ulos vuotanut radioaktiivisuus näkyi laitosalueella odotetusti kohonneena säteilytasona. Suojarakennuksen paineenalennus onnistui myös kolmosyksiköllä. Kakkosreaktorin ulospuhalluslinjoja ei sen sijaan saatu ajoissa auki, ja kohonnut paine puhkaisi lopulta lauhdutusaltaan seinämän. Suurimmat onnettomuuden aikaiset ilmapäästöt olivatkin ilmeisesti peräisin juuri kakkosyksiköltä.

Annosnopeus

Kuva 3: Annosnopeus laitosalueen pääportilla onnettomuuden ensimmäisen viikon aikana. Laitosyksiköillä tapahtuneet päästöt näkyvät piikkeinä säteilytasossa. Kuva on laadittu pian onnettomuuden jälkeen, eivätkä kaikki selitystekstit pidä paikkansa. Esimerkiksi kakkosyksikön suojarakennuksen paineenalennus (venting) ei nykytiedon mukaan missään vaiheessa onnistunut. Myöskään vetyräjähdystä ei muista laitosyksiköistä poiketen tapahtunut, vaan räjähdykseksi alun perin luultu ääni aiheutui todennäköisesti lauhdutusaltaan seinämän puhkeamisesta korkean paineen alla. Suurimmat päästöt seurasivat kakkosyksikön lauhdutusaltaan puhkeamisesta sekä kolmosyksikön suojarakennuksen paineenalennuksesta.

Aikaisemmassa blogikirjoituksessa todettiin, että polttoaineen zirkonium-metalliset suojakuoriputket alkavat oksidoitua lämpötilan kohotessa paljon reaktorin normaalin käyttölämpötilan yläpuolelle. Kyse on metallin ja vesihöyryn välillä tapahtuvasta eksotermisestä kemiallisesta reaktiosta, jossa vapautuu lämmön lisäksi myös vetyä. Reaktio alkaa kiihtyä lämpötilan noustessa, ja sen tuottama lämpöteho voi lopulta hetkellisesti ylittää polttoaineen jälkilämmöntuoton. Tämä edesauttaa merkittävästi sydänvaurioiden syntymistä. Oksidoitunut suojakuoriputki myös pirstoutuu helposti, jolloin sisällä oleva pellettipatsas romahtaa reaktoriastian pohjalle.

Vedynmuodostus on hyvin tunnettu vakavien reaktorionnettomuuksien ilmiö, johon on kiehutusvesilaitoksilla varauduttu inertoimalla suojarakennuksen ilmatila typpikaasulla. Tämä estää tehokkaasti vedyn palamisen. Fukushimassa vetyä pääsi kuitenkin vuotamaan korkeapaineisen vesihöyryn mukana myös suojarakennuksen ulkopuolelle. Reaktorihallissa vety sekoittui ilman kanssa, muodostaen helposti syttyvän kaasuseoksen. Ykkösyksiköllä tapahtui lauantai-iltapäivänä voimakas vetyräjähdys, joka rikkoi reaktorirakennuksen ylimpien kerrosten seinä- ja kattorakenteita. Koska räjähdys tapahtui varsinaisen suojarakennuksen ulkopuolella, se ei aiheuttanut uutta päästöä. Räjähdys levitti kuitenkin ympäristöön radioaktiivisuutta jota oli aikaisemmin kerääntynyt reaktorirakennuksen sisälle, ja sen aiheuttamat tuhot vaikeuttivat reaktorin jäähdytystä ja muita pelastustoimia.

Vastaava vetyräjähdys tapahtui kaksi päivää myöhemmin myös kolmosyksiköllä. Edellisen räjähdyksen tapaan myöskään kolmosyksikön suojarakennus ei kärsinyt merkittäviä lisävaurioita. Räjähdys haittasi kuitenkin viereisellä kakkosyksiköllä meneillään olevaa operaatiota. Palovesilinjojen kautta tapahtuvan vedensyötön valmistelu keskeytyi, ja suojarakennuksen paineenalennukseen käytettävät ulospuhalluslinjat kärsivät vaurioita. Kakkosyksikön lauhdutusaltaan puhkeaminen aiheutuikin välillisesti kolmosyksikön vetyräjähdyksestä, kun painetta ei saatu alas ulospuhalluslinjojen venttiilien vaurioitumisen vuoksi.viii

Reaktorirakennukset

Kuva 4: Reaktorirakennukset 4, 3, 2 ja 1 vetyräjähdysten jälkeen (keskiviikkona 16.3.2011). Räjähdykset tapahtuivat reaktorin ja suojarakennuksen ulkopuolella, ja uloimpien rakenteiden kärsimistä mittavista vaurioista huolimatta niillä ei ollut merkittävää suoraa vaikutusta radioaktiiviseen päästöön. Räjähdykset kuitenkin levittivät reaktorirakennuksen sisälle kertynyttä radioaktiivisuutta ympäristöön, ja vaikeuttivat pelastustoimia laitosalueella.

Reaktoreiden lisäksi käytettyä polttoainetta säilytettiin myös laitosyksiköiden polttoainealtaissa. Altaiden jälkilämmöntuotto oli reaktoreihin verrattuna suhteellisen vähäistä, eikä polttoaineen ylikuumenemista pidetty välittömänä uhkana vaikka jäähdytyskierto oli katkennut sähköverkon menetykseen.ix Altaat sijaitsivat kuitenkin suojarakennusten ulkopuolella, joten radioaktiiviselle päästölle ei sellaisen sattuessa olisi ollut minkäänlaista vapautumisestettä. Onnettomuuden ensimmäisten päivien aikana huoli polttoainealtaiden tilasta liittyi lähinnä siihen, että kaikkia maanjäristyksen aiheuttamia vaurioita ei oltu ehditty tarkastaa ennen kuin tsunami iski laitosalueelle, ja kaikki pelastustoimet oli keskitettävä reaktoreiden jäähdytyksen palauttamiseen. Vaikka mikään ei varsinaisesti viitannut vuotoon, voimakas maanjäristys olisi periaatteessa voinut aiheuttaa altaiden rakenteisiin murtumia. Vaurioita olisi voinut syntyä myös ykkös- ja kolmosyksiköillä tapahtuneissa vetyräjähdyksissä.

Laitosalueen säteilytaso alkoi nousta tiistaina 15.3. Yhtenä mahdollisena selityksenä pidettiin ilmeisesti sitä, että vedenpinta kolmos- tai nelosyksikön polttoainealtaassa olisi kaikesta huolimatta  päässyt laskemaan nippujen yläreunan tasolle. Vesi toimi jäähdytteen lisäksi myös säteilysuojana, joten suojauksen heikentyminen olisi voinut nostaa annosnopeutta altaan lähellä. Tilannekuvaa muutti myös nelosyksiköllä tapahtunut vetyräjähdys. Koska reaktorissa ei ollut lainkaan polttoainetta, ainoa selitys vaikutti aluksi olevan se, että vety oli peräisin altaasta. Jos polttoaine olisi päässyt paljastumaan veden alta, suojakuoriputken zirkoniumin oksidoitumisreaktio olisi voinut käynnistyä lämpötilan noustua riittävän korkeaksi.

Nelosyksiköllä räjähtäneen vedyn alkuperäksi paljastui kuitenkin kolmosyksikön reaktori. Pareittain rakennetut laitokset jakoivat yhteisiä ilmanvaihtojärjestelmiä, joita pitkin vetyä oli kulkeutunut kolmosyksikön reaktorirakennuksesta sisarlaitoksen puolelle. Säteilytason nousuun puolestaan vaikutti olennaisesti kakkosyksiköllä tapahtunut päästö, kun lauhdutusaltaan seinämä antoi paineen alla periksi. Nelosyksikön polttoainealtaan kunto pystyttiin vahvistamaan myös ilmakuvista.

Laitosalueella käynnistettiin kuitenkin varotoimenpiteenä uusi operaatio, jossa vettä ruiskutettiin kolmos- ja nelosyksiköiden polttoainealtaisiin paloautojen vesitykeillä ja betoniautoilla. Operaatio jatkui monta päivää, ja se sai näyttävyytensä vuoksi paljon mediahuomiota. Tilanteen vakavuutta tosin tulkittiin myös väärin.x Myöhempien selvitysten perusteella vaikuttaa siltä, että allasveden pinta ei kummallakaan laitosyksiköllä laskenut lähellekään polttoainenippujen yläreunaa, eikä myöskään ylikuumenemisen aiheuttamia vaurioita tai päästöjä päässyt syntymään.

Kun huoli polttoainealtaiden jäähdytyksestä väistyi ja veden syöttö reaktoreihin saatiin toimimaan, tilanne Fukushimassa alkoi vihdoin rauhoittua. Ilmapäästöt loppuivat kun sulaneet reaktorisydämet saatiin peitettyä vedellä, ja sydänsula jähmettyi lämpötilan laskiessa. Pääosa radionuklideista vapautui tiistain ja perjantain välisenä aikana ensimmäisellä onnettomuusviikolla. Suurimman yksittäisen päästön uskotaan tapahtuneen kakkosyksiköltä tiistaina 15.3. Vaikka ilmapäästöt saatiin pian loppumaan, radioaktiivisuutta päätyi kuitenkin vahingoittuneista reaktorirakennuksista vuotavan veden mukana edelleen mereen, ja kaikkien päästöreittien paikallistaminen kesti lopulta huhtikuun puolelle.

Vaikka Fukushiman ydinvoimalaonnettomuuden aiheuttanut tsunami oli alkutapahtumana poikkeuksellinen, onnettomuudessa oli kyse paljon muustakin kuin epäonnekkaasta sattumasta. Ilmeisin syy sähköjärjestelmien menettämiselle oli se, että laitoksella oli varauduttu poikkeuksellisen huonosti ulkoisiin uhkiin. Varavoimadieselit oli sijoitettu turbiinirakennusten kellaritiloihin siten, että yksittäinen hyökyaalto teki kaikki järjestelmät kerralla käyttökelvottomiksi. Sama päti tasavirtajärjestelmän akkuvarmistuksiin. Ydinenergia-alalla yleisesti sovellettavien redundanssi- ja diversiteettiperiaatteiden mukaan turvallisuuden kannalta kriittiset järjestelmät on pystyttävä varmistamaan siten, että mikään yksittäinen alkutapahtuma ei voi johtaa kaikkien rinnakkaisten osajärjestelmien samanaikaiseen menettämiseen.xi Fukushimassa turvallisuussuunnittelu petti näiden periaatteiden osalta täysin.

Ykkösyksikön passiiviset eristyslauhduttimet olisivat periaatteessa voineet pelastaa reaktorin vielä sähköverkon menetyksen jälkeen siirtämällä lämpöä reaktorista suojarakennuksen ulkopuolelle, jos vain lauhduttimien venttiileitä olisi saatu ohjattua, tai jos niiden toimintalogiikka olisi alunperinkin suunniteltu siten, että sähkövirran menetys jättää jäähdytyskierron auki. Polttoaineen jälkilämmönpoistoon olisi tällöin riittänyt se, että lauhduttimien toisiopuolen vesitäydennyksistä olisi pystytty huolehtimaan kahdeksan tunnin välein. Vastaavia järjestelmiä toimivalla fail-safe -logiikalla on suunniteltu passiivisesti turvallisiin kolmannen sukupolven ydinlaitoksiin.

Kakkos- ja kolmosyksiköillä höyrytoimiset pumput eivät kyenneet siirtämään lämpöä suojarakennuksesta ulos, mutta niiden toiminnalla saatiin lisää aikaa ulkopuolisen vedensyötön valmisteluun. Operaation epäonnistuminen oli viime kädessä kiinni siitä, että reaktorien sisäistä painetta ei saatu riittävän ajoissa alas. Tähänkin oli syynä tasavirtaverkon toimimattomuus. Samankaltaiset ongelmat johtivat myös suojarakennusten tiiveyden menetykseen, kun paineenalennus viivästyi tai epäonnistui kokonaan.

Mikä Fukuhiman turvallisuussuunnittelussa sitten meni pieleen? Pohjimmiltaan kyse oli siitä, että laitostyyppi oli saanut viranomaisen hyväksynnän 1960-luvun puolella, eikä kaikkia turvallisuusvaatimuksia oltu missään vaiheessa päivitetty vastaamaan nykyisiä standardeja. Japanin ydinenergialainsäädäntö ei edellyttänyt voimayhtiöitä varautumaan lainkaan suunnitteluperusteet ylittäviin onnettomuuksiin, tai ylläpitämään turvallisuustason arvioinnissa käytettyjä menetelmiä siten, että ne olisivat vastanneet parasta olemassa olevaa tietoa riskeistä.

Esimerkiksi tieto maanjäristyksistä ja tsunameista oli lisääntynyt huimasti kuluneiden vuosikymmenien aikana, mutta Fukushiman tulvasuojauksessa varauduttiin vielä vuonna 2011 ainoastaan 5.7-metriseen hyökyaaltoon. Korkea tsunami iski myös Onagawan ydinvoimalaitokselle, joka sijaitsi vielä lähempänä maanjäristyksen keskusta, ja romahti mannerlaattojen liikahtaessa metrin verran alaspäin. Laitoksen suunnittelussa oli kuitenkin ilmeisesti sovellettu uudempaa tietoa tsunameihin liittyvistä riskeistä, ja paremman tulvasuojauksen vuoksi Onagawan varavoimajärjestelmät säilyivät toimintakuntoisina.

1960-luvulla ydinvoimaloiden turvallisuussuunnittelu keskittyi erityisesti jäähdytteenmenetysonnettomuuksiin. Taustalla oleva ajatus oli se, että jos suunnittelussa varaudutaan suurimman jäähdytysvesiputken katkeamiseen, niin reaktorin pitäisi kestää myös kaikki vähäisemmistä alkutapahtumista seuraavat ongelmatilanteet. Vuosikymmenien ydinturvallisuustutkimus ja käytännön kokemus ovat kuitenkin osoittaneet, että ydinenergian turvallinen käyttö edellyttää myös varautumista paljon monimutkaisempiin tapahtumaketjuihin, jotka voivat saada alkunsa esimerkiksi juuri sähköjärjestelmien häiriötilanteista.

Fukushimassa sähkötoimisten jälkilämmönpoistojärjestelmien menetyksen varalta laaditun B-suunnitelman onnistuminen edellytti käytännössä sitä, että reaktorin instrumentointiin ja paineenalennusventtiilien ohjaukseen käytetty tasavirtaverkko säilyi toimintakuntoisena. Yksittäisen alkutapahtuman ei siis oletettu vaikuttavan useampaan järjestelmään samanaikaisesti. Laitoksen käyttöhenkilökunnan turvallisuuskoulutuksessa ei oltu huomioitu tilannetta jossa kaikki sähköjärjestelmät menetetään lopullisesti, tai sitä että ongelmat koskettavat useampaa laitosyksikköä. Myöskään reaktoreiden suojarakennustoimintoa ei oltu mitoitettu kestämään pitkään jatkunutta paine- ja lämpökuormaa.

Fukushiman onnettomuus oli Japanin ydinenergiayhteisölle karu herätys todellisuuteen. Maan jokainen reaktoriyksikkö ajettiin alas turvallisuuden uudelleenarviointia varten, eikä kaikkia laitoksia ole vieläkään päästy palauttamaan käyttöön. Myös viranomaistoimintaa ja lainsäädäntöä uudistettiin perusteellisesti. Onnettomuuden seurauksista kärsivät luonnollisesti myös lähialueen asukkaat, jotka joutuivat radioaktiivisen laskeuman vuoksi jättämään kotinsa. Erityisen murheelliseksi tapauksen tekee se, että tilanteen kehittyminen käyttöhäiriöstä vakavaksi reaktorionnettomuudeksi olisi ollut helposti vältettävissä. Tämä ei olisi edellyttänyt edes uusia innovaatioita reaktoriturvallisuuden alalla, vaan yksinkertaisesti sitä, että Fukushimassa olisi noudatettu ydinenergiteollisuuden muuten yleisesti soveltamia turvallisuusperiaatteita.


i) Monissa Fukushiman onnettomuutta käsittelevissä uutisissa ja keskusteluissa nostettiin erityisenä ongelmana esille se, että reaktorit olisivat toimineet plutoniumia sisältävällä sekaoksidipolttoaineella, eli MOX:illa. Todellisuudessa MOX-polttoainetta ei kuitenkaan käytetty kaikissa reaktoreissa, vaan ainoastaan kolmosyksiköllä, ja sielläkin vain 32:ssa reaktorin 548 polttoainenipusta. Polttoainetyypillä ei muutenkaan ollut suurta merkitystä onnettomuuden vakavuuden kannalta. Reaktorissa säteilytetyn MOX-polttoaineen jälkilämmöntuotto vastaa uraanipolttoainetta, eikä myöskään radioaktiivisuusinventaareissa ole suuria eroja. Pääosa inventaarista muodostuu joka tapauksessa fissiotuotteista, joiden aktiivisuus riippuu reaktorin fissiotehosta, sekä polttoaineen tuottamasta kokonaisenergiamäärästä. Eroa uraani- ja MOX-polttoaineen välillä kaventaa myös se, että plutoniumia syntyy käytön aikana myös tavalliseen uraanipolttoaineeseen. Käyttöikänsä lopulla polttoainenippu voi tuottaa suurimman osan energiastaan plutoniumin Pu239-isotoopin fissiolla.

ii) Veden kiehumispiste 7 megapascalin (MPa) paineessa on 285°C. Normaali ilmanpaine on n. 0.1 MPa. Fukushimassa suojarakennuksen mitoituspaine oli n. 0.4 MPa.

iii) Laitosyksiköt oli kytketty toimimaan pareittain. Yksi kuutosyksikön dieselgeneraattoreista selvisi tsunamista toimintakuntoisena, ja sen tuottamalla sähköllä pystyttiin käyttämään myös sisarlaitoksen jäähdytysjärjestelmiä. Viitos- ja kuutosyksiköiden reaktorit eivät kärsineet onnettomuudessa polttoainevaurioita. Tilannetta helpotti se, että molemmat reaktorit oli sammutettu aikaisemmin vuosihuoltoa varten, joten myös polttoaineen jälkilämmöntuotto oli ehtinyt laskea.

iv) Eristyslauhduttimesta käytetään englanninkielisessä kirjallisuudessa lyhennettä IC (isolation condenser), ja höyrykäyttöisestä eristysjäähdytysjärjestelmästä lyhennettä RCIC (reactor core isolation cooling system). Nämä järjestelmät oli suunniteltu reaktorin jälkilämmönpoistoon korkeassa paineessa suojarakennuksen eristyksen jälkeen. Reaktoripiirin paineen laskettua jäähdytys oli tarkoitus hoitaa sähkötoimisilla järjestelmillä, jotka eivät enää varavoimadieseleiden menetyksen jälkeen saaneet käyttövoimaa. Jälkilämmönpoiston lisäksi reaktoreilla oli onnettomuustilanteita varten suunniteltuja hätäjäähdytysjärjestelmiä, joista korkeapaineinen ruiskutusjärjestelmä toimi RCIC:n tapaan höyryturbiinilla, ja muut järjestelmät sähkötoimisilla pumpuilla.

v) Ulkoinen vedensyöttö hoidettiin pääasiassa laitospaikalle saapuneilla paloautoilla. Reaktoreihin syötettiin aluksi puhdasta vettä, mutta säiliöiden tyhjennyttyä vettä jouduttiin ottamaan myös merestä. Meriveden mukana reaktoreihin päätyi tonneittain suolaa, jonka pelättiin tukkivan jäähdytyskanavia ja aiheuttavan lisää ongelmia. Ratkaisua pidettiin kuitenkin parempana vaihtoehtona kuin reaktoreiden jättämistä kokonaan ilman jäähdytystä. Vaikka veden syöttö päästiin aloittamaan vasta polttoaineen sulamisen jälkeen, jäähdytyksellä oli tärkeä merkitys päästöjen rajoittamisen kannalta. Radionuklidien vapautumisnopeus riippuu voimakkaasti lämpötilasta, minkä lisäksi jäähdyte sitoo itseensä aerosoleja ja vesiliukoisia yhdisteitä.

vi) Eristysjäähdytysjärjestelmän petettyä kolmosyksikön suojausautomatiikka käynnisti pian toisen höyrykäyttöisen hätäruiskutusjärjestelmän (high pressure coolant injection system, HPCI), joka oli suunniteltu pääasiassa ylläpitämään vedenpinnankorkeutta jäähdytteenmenetysonnettomuuksissa. Järjestelmä syötti vettä reaktoriin vielä 14 tunnin ajan. Pumppu pysäytettiin kun reaktorin paine saatiin niin alas, että veden syöttö palovesilinjoja pitkin tuli mahdolliseksi. Jäähdytyskierron pysähtymisen jälkeen reaktorin paine nousi kuitenkin nopeasti, ja ulkoinen vedensyöttö epäonnistui. Myöskään HPCI-järjestelmän uudelleen käynnistäminen ei onnistunut, ja reaktorin sydän jäi yli neljäksi tunniksi ilman jäähdytystä. Vastaava suojausautomatiikka ei toiminut ykkös- ja kakkosyksiköllä, sillä sitä ohjaavaa tasavirtaverkkoa ei ollut saatavilla.

vii) Suojarakennuksen paineenalennusta vaikeutti myös se, että ulospuhalluslinjat oli varustettu murtolevyillä, joiden tarkoitus oli estää ennenaikainen päästö ympäristöön tilanteessa jossa painekuorma ei vielä uhannut rakenteiden eheyttä. Käytännössä operaatio edellytti sitä, että venttiilit pidettiin paineilmalla auki, ja suojarakennuksen sisäisen paineen odotettiin kohoavan niin korkeaksi että murtolevyt antoivat periksi. Venttiilit sijaitsivat reaktorirakennuksen sisällä tiloissa, joissa säteilytaso oli selvästi koholla.

viii) Vetyräjähdyksistä löytyy videomateriaalia esimerkiksi YouTubesta. Molemmat räjähdykset tapahtuivat reaktorirakennuksen yläosassa (kts. kuva2), varsinaisen suojarakennuksen ulkopuolella. Kolmosyksikön tapauksessa (oikeanpuolimmainen videoruutu) räjähdyksen uskotaan saaneen alkunsa reaktorikuilussa, jonka seinämät suuntasivat sen voiman selvemmin ylöspäin. Dramaattisuudestaan huolimatta räjähdysten vaikutus kokonaispäästöön oli suhteellisen pieni. Reaktorirakennukseen kerääntynyttä radioaktiivisuutta levisi laitosalueelle, mutta uutta vuotoa niistä ei seurannut.

ix) Polttoainealtaassa säilytetään edellisten käyttöjaksojen lopussa reaktorista poistettuja polttoainenippuja. Eniten polttoainetta oli nelosyksikön altaassa (1331 nippua), johon koko sydän oli tyhjennetty reaktorin sisäosien tarkistusta varten. Pidemmän jäähtymisajan vuoksi radioaktiivisen hajoamisen tuottama jälkilämpö oli selvästi juuri sammutettuja reaktoreita matalammalla tasolla. Nelosyksikön altaan jälkilämmöntuotto oli n. 2 MW, ja muilla yksiköillä 0.2-0.5 MW. Vertailun vuoksi reaktorit tuottivat jälkilämpöä 22 MW (ykkösyksikkö) ja 33 MW (yksiköt 2 ja 3). Altaan ollessa täynnä polttoaineen päällä oli noin 7 metriä vettä, joskin pinta laski jonkin verran maanjäristyksen aiheuttaman loiskumisen vuoksi. Vedenpinnan laskeminen haihtumalla polttoainenippujen yläreunan tasolle olisi silti vienyt useamman viikon.

x) Polttoainealtaiden tilaan liittyvät uutiset perustuivat ilmeisesti suurelta osin vahvistamattomiin tietoihin. Esimerkiksi IAEA:n selvitysraportti ei mainitse lainkaan sitä, että altaiden vedenpinnan taso olisi laskenut niin paljon, että säteilysuojauksen heikentyminen olisi nostanut suoraa säteilyvaikutusta laitosalueella. Tämä ja muut altaisiin liittyvät ongelmat nostettiin kuitenkin selvästi esille mediassa. Yksi syy ristiriitaiseen tiedotukseen lienee se, että USA:n ydinturvallisuusviranomainen (Nuclear Regulatory Commission, NRC) piti pitkään kiinni omasta näkemyksestään, jonka mukaan nelosyksikön polttoaineallas oli vuotanut tyhjäksi, ja hallitsematon päästö nostaisi laitosalueen säteilytason lopulta niin korkeaksi, että kaikista pelastustoimista jouduttaisiin luopumaan. Yhdysvaltain kansalaisille annettiin suositus siirtyä 80 kilometrin päähän Fukushimasta, mikä poikkesi selvästi japanilaisten virallisista evakuointimääräyksistä. Eri asiantuntijatahojen keskenään ristiriitaiset lausunnot aiheuttivat paljon hämmennystä jo valmiiksi sekavassa tilanteessa, ja söivät kansalaisten luottamusta viranomaisia kohtaan. Japanilaisten oman tilannekuvan mukaan mikään ei viitannut altaassa olevan polttoaineen vaurioitumiseen. Amerikkalaiset eivät muuttaneet annettuja ohjeita vaikka helikopterista otetuissa valokuvissa näkyi selvästi että polttoaineen päällä oli monta metriä vettä. NRC myönsi virheensä vasta kesäkuussa 2011.

xi) Redundanssilla tarkoitetaan turvallisuuden kannalta kriittisten toimintojen varmistamista useammalla rinnakkaisella järjestelmällä siten, että turvallisuus ei vaarannu vaikka osa järjestelmistä menettäisi toimintakykynsä. Diversiteetillä puolestaan tarkoitetaan näiden toimintojen hajauttamista eri teknologioihin, millä pyritään välttämään yhteisvikojen mahdollisuus (esim. diesel-generaattoreiden polttoaineen loppuminen). Esimerkiksi Olkiluodon kiehutusvesireaktoreiden hätäjäähdytys- ja jälkilämmönpoistojärjestelmät on varmistettu laitosyksikkökohtaisten diesel-generaattoreiden lisäksi kaasuturbiinikäyttöisellä varavoimalaitoksella. Sähkönsyöttö voidaan tarvittaessa järjestää laitosyksiköltä toiselle, minkä lisäksi sähköä voidaan saada kantaverkosta riippumattoman linjan kautta suoraan Harjavallan vesivoimalaitokselta.

 

Rikkoutuvista polttoainesauvoista

Ville Tulkki 28.2.2018

Väliin törmään somessa viesteihin missä kauhistellaan ydinvoimaloiden vuotavia polttoaineita ja sitä miten välttämättä “edes STUK ei tiedä mistä on kyse”. Ja totta, uutisissa voi olla hyvinkin villejä kuvauksia “mystisistä uraanivuodoista” jotka ovat jatkuneet vuodesta toiseen. Kun lopuksi todetaan fraasinomaisesti että tästä ei ole ollut vaaraa ihmisille tai ympäristölle voi alkaa jo epäluuloisempaa huolestuttamaan. Ydinreaktori, polttoaine vuotaa ja syytä ei varmuudella tiedetä – tämän konteksti voi kyllä olla haastavaa kommunikoida.

Ydinpolttoaine

Ydinvoimaloissa on radioaktiivisten aineiden leviämisen estämiseksi sisäkkäisiä esteitä: polttoainetabletin keraaminen matriisi, suojakuoriputki, suljettu jäähdytepiiri (käytän jatkossa epäeksaktia ilmaisua primääripiiri) sekä voimalan suojarakennus. Kun puhutaan vuotavista polttoainesauvoista, niin suojakuoriputki on vioittunut ja vuotaa radioaktiivisia aineita primääripiirin jäähdytteeseen, ei ympäristöön.

20814654546_3a29f6a4ee_o
Ydinvoimalan periaatepiirros. Fyysiset leviämisesteet ovat polttoainesauvat (reaktorissa), primääripiiri ja suojarekennus. Kuvan lähde.

Kevytvesireaktoreiden polttoaine koostuu päistään suljetun zirkoniumpohjaista metallia olevan suojakuoriputken sisään pinotuista keraamisista uraanioksiditableteista. Tabletit ovat vajaan senttimetrin korkuisia ja paksuisia sylintereitä, suojakuoriputket (ja siten polttoainesauvat) taas muutaman metrin pituisia ja noin sentin paksuisia. Putken ja tablettien väliin jää pieni kaasutila, joka on täytetty heliumilla. Sauvat kootaan joko neliö- tai heksahilaiseen nippuun, jossa on välitukilevyjä pitämässä sauvoja paikoillaan, sekä nipun päissä päätylevyt ja käsittelyn mahdollistavia rakenteita.

Nuclear_fuel_element
Ydinpolttoaine-elementti. Sauvat on koottu neliöhilaan jota pidetään koossa välitukilevyillä. Kuva on ydinkäyttöisen rahtilaivan NS Savannahin polttoainenipusta. Kuvan alkuperäinen lähde.

Esimerkiksi yhdessä Olkiluodon kiehuvesilaitoksen reaktorissa on 500 polttoainenippua. Nykyisin kiehuvesilaitosten polttoainenipuissa on noin 90 polttoainesauvaa per nippu, joten reaktorissa on noin 45 000 polttoainesauvaa. Puhuttaessa vuotavista polttoainesauvoista, usein kyseessä on pieni reikä tai kuluma. Siitä pääsee höyryä sisään polttoainesauvaan ja kaasuraossa olevia aineita (radioaktiiviset fissiotuotteet, aktinidit) huuhtoutuu jäähdytteeseen. Yksittäisen polttoainesauvan vuotaminen ei ole mitenkään epätavallinen tilanne, vuosien varrella niitä on ollut jokaisessa suomalaisessa reaktorissa.

Näyttökuva 2018-2-25 kello 21.02.14
Loviisan ydinreaktoreissa olleet vuotavat sauvat vuosittain. Kuvan lähde.

 

Näyttökuva 2018-2-25 kello 21.01.49
Olkiluodon ydinreaktoreissa olleet vuotavat sauvat vuosittain. Kuvan lähde.

Vuotojen syyt

Mikä sitten vuodon aiheuttaa? Mahdollisia syitä on muutamia, ja tyypillisimmät on esitelty tässä alla. IAEA:n katsauksen mukaan välillä 1994-2006 painevesilaitoksilla tyypillisimmät vuodon syyt olivat välitukilevyn aiheuttama polttoainesauvan hiertymä, vierasesineet ja valmistusvirheet, kun taas kiehuvesilaitoksilla yleisimmät syyt olivat paikallinen korroosio, vierasesineet, valmistusvirheet ja polttoainetabletin ja suojakuoriputken vuorovaikutuksesta aiheutuva jännityskorroosiomurtuma. Osassa polttoainevuodoista juurisyytä ei pystytä määrittämään.

Näyttökuva 2018-2-17 kello 21.36.58
Painevesilaitosten vuotavia sauvoja sisältävien polttoainenippujen lukumäärä ja syyt Euroopassa Ranskan ulkopuolella. Kuvan lähde.

 

Näyttökuva 2018-2-17 kello 21.36.24
Kiehuvesilaitosten vuotavia sauvoja sisältävien polttoainenippujen lukumäärä ja syyt Euroopassa. Kuvan lähde.

Vierasesineet ovat jäähdytevirtauksen mukana polttoainenippuun kulkeutuneita irtaimia esineitä. Ne voivat esimerkiksi jäädä kiinni johonkin välitukilevyn ja polttoainesauvan väliin, ja pikku hiljaa hiertää polttoainesauvaa. Sauvan pinnalle muodostuu reaktorissa korroosiolta suojaava oksidikerros, ja jos sitä hierretään pois jatkuvasti samasta kohdasta voi siihen kohtaan syntyä reikä. Vierasesineiden kulkeutumista nippuun estetään nipun alaosassa olevalla filtterillä, mutta ne eivät tietenkään täydellisiä suojia ole.

Välitukilevyn hankauman prosessi on vastaava, kovemmasta materiaalista tehty välitukilevy hinkkaa pois suojaavaa oksidikerrosta, jolloin paikallinen korroosio nopeutuu. Näistä pyritään eroon välitukilevyjen suunnittelulla ja materiaalivalinnoilla. Esimerkiksi Loviisan polttoainevaurioiden harvinaistuminen 2000-luvulle tultaessa arveltiin tapahtuneen mahdollisesti sen takia, että välitukilevyt vaihdettiin teräksisistä zirkonium-pohjaisiin.

Siinä missä tasainen oksidikerros muodostaa korroosiota hidastavan pinnan polttoainesauvan päälle, paikalliset olosuhteet saattavat aiheuttaa voimakasta paikallista korroosiota. Näitä on pyritty hallitsemaan sekä suojakuoriputken ja muiden rakennemateriaalin kehittämisellä että primääripiirin vesikemialla.

Polttoainetabletin ja suojakuoriputken vuorovaikutus puolestaan tapahtuu paikallisen tehon noustessa voimakkaasti reaktorin tehonsäädön yhteydessä. Tällöin polttoaineen lämpötila nousee ja polttoainetabletit laajenevat lämpölaajenemisen takia. Ne puskevat viileämpää suojakuoriputkea aiheuttaen siihen jännityksen, ja samalla kemiallisesti agressiivisia aineita voi vapautua suojakuoriputken sisäpinnalle. Jännitys ja korrodoivat aineet voivat yhdessä aiheuttaa suojakuoriputken jännityskorroosiomurtuman. Tätä on pyritty estämään sekä kehittämällä polttoaineita, jotka ovat vähemmän herkkiä jännityskorroosiomurtumalle että reaktorin tehonsäätönopeutta rajoittamalla. Myös polttoainevalmistuksen laadunvarmennuksen parantaminen on auttanut, sillä sylinterimuodosta poikkeavat polttoainetabletit voivat aiheuttaa paikallisia jännityksiä, jotka toimisivat murtuman lähteinä.

Kuten yllä nähdään, syitä yksittäisten sauvojen vuotamiseen on monia ja ne voivat vaihdella samoissa reaktoreissa eri vuosina.

Rikkoutumisen syyn selvittäminen

Polttoainesauvan vuotamisen syy halutaan saada selville jotta niitä voidaan jatkossa välttää, ja tiedetään ettei kyseessä ole mikään systemaattinen vika operoinnissa, laitoksessa tai polttoaineessa. Tässä on vuosien varrella edistytty huomattavasti, sekä itse polttoaineen suunnittelun ja valmistuksen laadunvarmistuksen, että reaktorien operoinnin osalta.

Syyn löytäminen vuotajalle voi olla haastava löytää. Käytetty polttoainesauva säteilee, ja sitä pitää käsitellä asianmukaisesti. Voimalaitoksella pystytään useimmiten vain ainetta rikkomattomiin tarkasteluihin, eli esimerkiksi kuvaamaan niput ja yksittäiset sauvat ja mahdollisesti mittaamaan niiden oksidikerroksen paksuutta pyörrevirtamittauksella. Joidenkin vaurioiden juurisyy kyetään tällä tavoin päättelemään, esimerkiksi löytämällä vierasesine vauriokohdan vierestä tai löytämällä vaurio paikasta joka viittaisi valmistusvirheeseen. Jos juurisyytä ei kyetä näillä tavoin määrittämään, voidaan sauva myös viedä tarkempiin tutkimuksiin. Nämä materiaalia rikkovat tutkimukset tehdään tätä tarkoitusta varta vasten rakennetuissa kuumakammioissa, joissa voidaan käsitellä säteileviä näytteitä. Meitä lähimmät käytetyn polttoaineen käsittelyyn lisensoidut kuumakammiot ovat Ruotsissa.

Seuraukset

Ydinvoimaloissa on järjestelmät, jotka puhdistavat primääripiirin vettä. Primääripiirin veden mukana kulkeutuu normaalioloissakin korroosiotuotteita jotka aktivoituvat reaktorin läpi mennessään. Primääripiirin jäähdytteen aktiivisuustasoa tarkkaillaan. Vuotava sauva päästää radioaktiivisia aineita jäähdytteeseen, ja sen aiheuttama aktiivisuuden muutos havaitaan. Radioaktiivisuuden määrästä ja laadusta voidaan myös tehdä arvioita vuotavien sauvojen lukumäärästä ja myös niiden sijainti reaktorissa voidaan päätellä. Reaktorin ajotavan muuttamisella voidaan minimoida myös päästöt jäähdytteeseen sauvasta ja estää sauvan vuotamisen paheneminen. Usein vuotavan sauvan kanssa voidaan reaktoria ajaa suhteellisen normaalisti suunnitellun käyttöjakson loppuun, jonka jälkeen nippu jossa sauva on poistetaan. Joskus seuraavaan seisokkiin on turhan pitkä aika tai vuotava sauva aiheuttaa liikoja rajoitteita reaktorin operoinnille, ja voidaan päätyä ylimääräiseen seisokkiin vuotavan sauvan poistamiseksi reaktorista. OECD/NEAn katsaus käytäntöihin vuotavien sauvojen tapauksessa tässä.

Ydinturvallisuudesta puhuttaessa ydinpolttoaine muodostaa ensimmäiset fyysiset esteet vaarallisten radionuklidien leviämiselle. Mutta myös määrä ratkaisee, ja tilanteet joissa muutama sauva kymmenistätuhansista vuotaa eivät aiheuta vaaraa ihmisille tai ympäristölle.

Reaktorin takaisinkytkennät

Jaakko Leppänen – 23.2.2018

Esitin aikaisemmin reaktoriturvallisuuden perusteita käsittelevässä kirjoituksessa väitteen, että vakavan ydinonnettomuuden riskit eivät vastoin yleistä mielikuvaa liity reaktorin räjähtämiseen fissiotehon karatessa hallitsemattomaan kasvuun vaan siihen, että radioaktiivisessa hajoamisessa vapautuva jälkilämpö saa polttoaineen sulamaan jos jäähdytyskierto sydämeen menetetään pitkäksi aikaa. Tarkemmin sanottuna kyse oli siitä, että useimmat reaktorityypit on mahdollista suunnitella ketjureaktion hallinnan osalta luontaisesti stabiileiksi. Tällainen reaktori pyrkii itsestään hakeutumaan sellaiseen toimintatilaan, jossa tehontuotto ja lämmönsiirto ovat keskenään tasapainossa. Reaktorin stabiilisuus puolestaan palautuu negatiivisiin takaisinkytkentöihin, joilla tarkoitetaan sisäsyntyisiä fysikaalisia mekanismeja jotka pyrkivät vastustamaan toimintatilan muutosta.

Yritän tässä kirjoituksessa avata hieman syvällisemmin näihin takaisinkytkentöihin liittyvää fysiikkaa, joka juontaa juurensa yksittäisten neutronien kulkeutumiseen reaktorin sydämessä. Stabiilisuuden ymmärtäminen tällä tasolla ei ole edellytys sille, että ymmärtää miten reaktori toimii, vaan kirjoituksen tarkoitus on tarjota yksityiskohtainen selitys ilmiöille jotka edellisellä kerralla jätettiin lähinnä uskon asiaksi.

Aihe ei ole aivan yksinkertainen, mistä kertoo esimerkiksi se, että monissa edistyneitä reaktoriteknologioita käsittelevissä kirjoituksissa vastaavat ilmiöt esitellään virheellisesti uusina turvallisuutta parantavina ominaisuuksina, jotka saavat reaktorin sammuttamaan ongelmatilanteessa itse itsensä. Todellisuudessa takaisinkytkennät vaikuttavat ketjureaktion kulkuun kaikissa reaktoreissa, ja myös edistyneiden reaktorityyppien turvallisuusparannukset liittyvät pääsääntöisesti nimenomaan jälkilämmön poistoon. Seuraavassa esitetty kuvaus keskittyy erityisesti jäähdytteen tiheysmuutoksen kautta vaikuttavaan lämpötilatakaisinkytkentään, joka on perinteisissä paine- ja kiehutusvesireaktoreissa erityisen voimakas.

Takaisinkytkennöissä vaikuttavien ilmiöiden ymmärtämiseksi on syytä ensin selventää reaktorin toimintaperiaatetta. Ydinreaktorin kyky ylläpitää ketjureaktion kulkua riippuu siitä, kykenevätkö fissioketjua eteenpäin kuljettavat neutronit löytämään elinkaarensa varrelta riittävästi uusia ytimiä halkaistavaksi. Ydinpolttoaineena käytettävä uraani koostuu pääasiassa kahdesta isotoopista: U235 ja U238, joista ainoastaan edellinen fissioituu helposti absorboituaan ytimeen osuneen neutronin. Käytännössä ketjureaktion ylläpitämisen ehto tarkoittaakin sitä, että reaktorissa vaeltavalla neutronilla on oltava riittävän suuri todennäköisyys törmätä helposti fissioituvaan U235-ytimeen.

Suurin osa polttoaineen uraanista muodostuu kuitenkin isotoopista U238. Luonnonuraanissa isotooppiosuudet jakautuvat suhteessa 0.7% ja 99.3%, ja väkevöidyssä kevytvesireaktoripolttoaineessakin U235:n osuus jää alle viiden prosentin. Neutronit syntyvät fissiossa korkealle energia-alueelle (keskimäärin n. 2 MeV). Tällaisilla neutroneilla törmäykset uraaniytimiin jakautuvat likimain isotooppiosuuksien suhteessa, eli väkevöinnin ylärajallakin vain noin joka kahdeskymmenes törmäys osuu helposti fissiotuvaan U235-ytimeen. Fission todennäköisyys ja reaktorin neutronituotto eivät tällaisessa polttoaineessa riitä ketjureaktion ylläpitämiseen.

Neutronivuorovaikutuksille on kuitenkin ominaista se, että ne riippuvat voimakkaasti ytimeen osuneen neutronin liike-energiasta. Neutronin hidastuessa todennäköisyydet pääsääntöisesti kasvavat, mikä on ymmärrettävissä esimerkiksi siten, että hitaasti atomiytimen läpi kulkevalle neutronille jää enemmän aikaa vuorovaikuttaa ytimen rakenneosien kanssa. Muutoksen suuruus riippuu myös kohtioytimestä. Uraanin isotooppien tapauksessa ratkaiseva ero on se, että törmäystodennäköisyys kasvaa erityisen paljon juuri helposti fissioituvalla U235:llä. Neutronin hidastuessa nämä harvaan ripotellut ytimet alkavat erottua ympäristöstään ikään kuin muita uraaniytimiä suurempina kohteina. Vaikutus on merkittävä, sillä törmäyksen todennäköisyys kasvaa lopulta yli 50-kertaiseksi. Uraanin isotoopit eroavat toisistaan myös siinä, että U238:n fissioituminen vaatii törmäyksen korkealla energialla, kun taas U235:n fissio voi tapahtua millä neutronienergialla tahansa.

Juuri hitaasti liikkuvien neutronien kyky fissioida tehokkaasti U235-ytimiä on syy siihen, miksi matalasti väkevöity polttoaine kykenee ylläpitämään ketjureaktion kulkua. Jos neutronihäviöt saadaan riittävän alas, reaktori voi toimia jopa luonnonuraanilla. Ketjureaktion käynnistymisen ehto on kuitenkin se, että riittävän suuri osuus uraaniytimen halkeamisessa syntyneistä korkeaenergisistä neutroneista saadaan ensin hidastettua uuden fission kannalta edulliselle matalalle energia-alueelle. Ainoa tapa hidastaa neutronien kulkua on antaa niiden törmäillä kimmoisasti väliaineen atomien ytimiin, jolloin ne luovuttavat liike-energiansa atomien ja molekyylien lämpöliikkeeksi. Kaikkein tehokkainta hidastuminen on silloin, kun törmäykset tapahtuvat kevyisiin ytimiin. Uraanipolttoaineen lisäksi reaktorin sydämessä onkin oltava huomattava määrä kevyestä alkuaineesta muodostuvaa neutronihidastinta, eli moderaattoria.

Kevytvesityyppisissä paine- ja kiehutusvesireaktoreissa moderaattorina toimii polttoainesauvojen välissä virtaava vesi, jonka läpi kulkiessaan neutronit törmäilevät erityisesti vesimolekyylien vety-ytimiin. Muita käyttökelpoisia moderaattoreita ovat vedyn deuterium-isotooppia (H2) sisältävä raskas vesi, sekä puhtaasta hiilestä koostuva grafiitti. Kaikki reaktorityypit, joissa ketjureaktion ylläpitäminen on hitaasti liikkuvien neutronien varassa, kuuluvat ydintekniikan tyyppiluokituksessa nk. termisiin reaktoreihin. Nimi viittaa siihen, että neutronit pyrkivät hidastuessaan hakeutumaan termiseen tasapainoon moderaattoriatomien lämpöliikkeen kanssa. Tällaista loppuun saakka hidastunutta neutronia kutsutaan vastaavasti termiseksi neutroniksi.i

Se, että ketjureaktion ylläpitäminen edellyttää neutronien hidastamista matalalle energia-alueelle, selittää myös kevytvesireaktorin luontaisen stabiilisuuden. Polttoainesauvojen välissä virtaava vesi toimii paitsi neutronimoderaattorina, myös reaktorin jäähdytteenä. Kun reaktorin fissiotehoa nostetaan, lämpövirta jäähdytteeseen kasvaa. Veden lämmetessä sen tiheys pienenee. Muutos on erityisen suuri jos lämpötila ylittää veden kiehumispisteen, jolloin virtauskanavaan alkaa muodostua höyrykuplia jotka näyttäytyvät neutroneille aukkoina moderaattorissa. Kun polttoainesauvojen välissä virtaavan veden määrän pienenee, yhä harvempi neutroni pääsee hidastumaan fission kannalta edulliselle matalalle energia-alueelle saakka. Fissionopeus pienenee, ja reaktorin teho pyrkii kääntymään takaisin kohti muutosta edeltänyttä tasoa.

Reaktorin fissiotehoon vaikuttaa siis sisäsyntyinen mekanismi, joka pyrkii vastustamaan toimintatilan muutosta. Fysiikassa ja säätötekniikassa tällaisia mekanismeja kutsutaan negatiivisiksi takaisinkytkennöiksi. Käytännössä reaktorin stabiilisuus tarkoittaa sitä, että fissioteho ei lähde itsekseen vaeltamaan tai kiihtymään hallitsemattomaan kasvuun. Tämä on reaktoriturvallisuuden kannalta ensiarvoisen tärkeää, sillä ketjureaktion hallinta ei tällöin riipu reaktorin ohjaajien tekemistä päätöksistä tai säätöjärjestelmien toimintavarmuudesta. Absorbaattorisauvoja ja muuta aktiivista säätöä käytetäänkin lähinnä reaktorin tehotason asettamiseen, sekä kompensoimaan polttoaineen kulumista käyttöjakson aikana.

Jäähdytteen tiheysmuutoksesta seuraava negatiivinen takaisinkytkentä on kevytvesireaktoreissa erittäin voimakas. Reaktori ei voi toimia ilman matalaenergisiä neutroneita, ja fissioteho sammuu viimeistään siinä vaiheessa kun jäähdyte alkaa kiehua voimakkaasti koko virtauskanavan pituudelta. Reaktori ei myöskään voi käynnistyä uudestaan jos polttoaine pääsee jälkilämmön vaikutuksesta sulamaan, sillä sydämen geometrian tuhoutuessa reaktori menettää lopullisesti kykynsä ylläpitää ketjureaktion kulkua. Esimerkiksi Fukushiman onnettomuudessa ketjureaktion ei uskota käynnistyneen enää sen jälkeen kun fissioteho sammui maanjäristyksen laukaistessa hätäpysäytyksen monta tuntia ennen ensimmäisen reaktorin sulamista.ii

Reaktoreissa vaikuttaa myös muita takaisinkytkentämekanismeja. Polttoaineessa olevan uraanin lämpeneminen kasvattaa U238 isotoopin neutroniabsorption todennäköisyyttä, jolloin vastaavasti pienempi osuus neutroneista päätyy aiheuttamaan fissioita U235-ytimissä. Tämä polttoaineen Doppler-takaisinkytkennäksi kutsuttu ilmiö vastustaa edellä kuvattuun tapaan reaktorin toimintatilan muutosta.iii Jäähdytteen takaisinkytkentöihin liittyy aina pieni viive, sillä lämpö ei siirry välittömästi polttoaineesta jäähdytteeseen. Doppler-takaisinkytkentä alkaa sen sijaan vaikuttaa heti kun fissioteho kääntyy nousuun. Takaisinkytkennän vasteajalla on merkitystä erityisesti nopeissa reaktiivisuustransienteissa, jotka voivat seurata esimerkiksi sydämessä sisällä olevan säätösauvan ulossinkoutumisesta. Jos säätösauvojen voimakkuudet on mitoitettu oikein, Doppler-takaisinkytkentä kykenee katkaisemaan tehopiikin ennen kuin lämpötila ehtii nousta niin korkeaksi että polttoaine kärsii vakavia vaurioita.iv

Muut takaisinkytkentämekanismit liittyvät mm. siihen, että moderaattorin lämpötilan nousu siirtää hidastuneiden neutronien jakaumaa energia-asteikolla ylöspäin, mikä muuttaa fissio- ja kaappausreaktioiden keskinäisiä todennäköisyyksiä. Tämä ilmiö vaikuttaa erityisesti grafiittimoderoiduissa reaktoreissa, joissa lämpötilan muutokset eivät rajoitu veden kiehumispisteeseen. Natriumjäähdytteisissä nopeissa reaktoreissa monet hallitsevista takaisinkytkennöistä liittyvät puolestaan sydämen rakenteiden lämpölaajenemiseen.v

Pohjimmiltaan takaisinkytkennöissä on siis kyse siitä, että fissiosta toiseen etenevä ketjureaktio ei ole koskaan täysin riippumaton vallitsevista olosuhteista, vaan tehontuoton ja lämmönsiirron välillä on aina yhteys. Tässä suhteessa ydinreaktori eroaakin selvästi perinteisistä höyrykattiloista, joissa polttoaineen palamisprosessi ei samaan tapaan riipu jäähdytyksestä.

Mikä tahansa reaktorityyppi on mahdollista rakentaa luontaisesti stabiiliksi tai epästabiiliksi (palaan tähän aiheeseen vielä myöhemmin Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuutta käsittelevän kirjoituksen yhteydessä). Negatiiviset takaisinkytkennät eivät tee reaktorista automaattisesti turvallista, mutta ne asettavat suunnittelulle sellaisia reunaehtoja, joiden puitteissa fissioteho on helposti hallittavissa. Suomessa stabiilisuusvaatimus on kirjattu myös lainsäädäntöön, sillä ydinenergian käyttöä säätelevissä YVL-ohjeissa edellytetään, että reaktorin fysikaalisten takaisinkytkentöjen on hillittävä tehon kasvua. Stabiilisuuden lisäksi reaktorin on selvittävä takaisinktkentöjen avulla säätöjärjestelmän häiriötilanteista ilman vakavia polttoainevaurioita. Käytännössä tämä tarkoittaa esimerkiksi edellä kuvattua säätösauvan ulossinkoutumista.


i) Neutronien hidastamiseen liittyy varsin ilmeinen väärinkäsityksen mahdollisuus. Moderaattorin tarkoitus on monissa ydintekniikkaa käsittelevissä kirjoituksissa tulkittu virheellisesti siten, että kyse on ketjureaktion tai fissiotehon kasvun hillitsemisemisestä. Neutronien liikkeen nopeus ja fissiotehon kasvunopeus ovat kuitenkin kaksi eri asiaa. Neutronien hidastaminen matalalle energia-alueelle on välttämätön edellytys ketjureaktion ylläpitämiselle, ja neutronihidastimen poistaminen on itse asiassa varsin tehokas tapa saada reaktori sammumaan.

ii) Ketjureaktion uudelleenkäynnistymisen mahdollisuus liittyy lähinnä sellaiseen tilanteeseen, jossa jäähdytyskierto palautetaan vaurioituneeseen reaktoriin jonka säätösauvat ovat sulaneet, mutta osa polttoaineesta on jäänyt ehjäksi. Käytännössä reaktorin hätäjäähdytysjärjestelmissä käytetään kuitenkin neutroneita absorboivaa boorihappoa sisältävää vettä, joka estää samalla tehokkaasti reaktorin uudelleenkäynnistymisen.

iii) Neutronivuorovaikutusten todennäköisyyksiä kuvaavien vaikutusalojen energiariippuvuuteen liittyy monimutkainen hienorakenne. Tietyillä nk. resonanssienergioilla vuorovaikutustodennäköisyydet harppaavat ylöspäin useita kertaluokkia. Doppler-takaisinkytkentä liittyy siihen, että ytimien lämpöliike ikäänkuin leventää näitä resonanssipiikkejä ja kasvattaa reaktiotodennäköisyyttä niiden läheisyydessä. Seurauksena on reaktionopeuden kasvu, erityisesti sellaisella energia-alueella missä neutronikaappaus U238-ytimeen on hallitseva vuorovaikutus.

iv) Nopeissa reaktiivisuustransienteissa ensisijainen vaurioitumismekanismi on polttoainetablettien voimakkaan lämpölaajenemisen aiheuttama mekaaninen isku suojakuoriputkeen. Tämä tapahtuu jo ennen kuin lämpötila nousee niin korkeaksi että polttoaine sulaa.

v) Nopealla reaktorilla tarkoitetaan reaktoria, joka on suunniteltu toimimaan ilman neutronimoderaattoria. Ketjureaktio saadaan itseään ylläpitävään tilaan käyttämällä polttoainetta, jossa helposti fissioituvan uraani- tai plutoniumisotoopin osuus on nostettu niin korkeaksi, että fissioon johtavia törmäyksiä tapahtuu riittävä määrä myös korkealla energia-alueella.

Mistä reaktoriturvallisuudessa on kyse?

Jaakko Leppänen – 16.2.2018

Ydinenergian käyttöön liittyy suuren säteilyonnettomuuden mahdollisuus, minkä vuoksi myös turvallisuus on asia, joka nousee aina ennemmin tai myöhemmin esille aihetta sivuavissa keskusteluissa. Se, mitä ydinturvallisuudella tarkoitetaan, ja mistä reaktorin turvallista käyttöä uhkaavat tekijät lopulta kumpuavat, ei kuitenkaan ole aivan yksinkertainen kysymys. Pyrin tässä kirjoituksessa tuomaan esille reaktoriturvallisuuden perusteita, lähinnä alustuksena blogin myöhemmille aiheille jotka käsittelevät esimerkiksi edistyneitä reaktoriteknologioita, tai muuten sivuavat ydinenergian käytön riskejä ja turvallisuutta. Se, minkälaisiin ilmiöihin reaktorin turvallisuussuunnittelussa täytyy varautua, määrittää nimittäin samalla reunaehtoja sille, minkälaiseksi reaktori voidaan käytännössä rakentaa.

Jokainen fissioreaktori tuottaa toimiessaan radionuklideja, joiden eliniät vaihtelevat sekunnin murto-osista miljooniin vuosiin. Tämä on energiaa tuottavan fissioreaktion väistämätön seuraus, sillä raskaan ytimen halkeaminen jättää jälkeensä ylimääräisiä neutroneita, joista fissiotuotteet pyrkivät eroon radioaktiivisella hajoamisella. Reaktorin polttoaineeseen syntyy radioaktiivisuutta myös neutronikaappausreaktioissa, jotka muuttavat uraanin ytimiä raskaammiksi alkuaineiksi, kuten neptuniumiksi, plutoniumiksi ja amerikiumiksi. Polttoaineen lisäksi neutronisäteilytys aktivoi myös muita sydämen rakenteita, sekä polttoainesauvojen välissä virtaavaa jäähdytettä. Ylivoimaisesti suurin osa radioaktiivisuudesta syntyy kuitenkin kiinteisiin uraanidioksiditabletteihin. Voimakkaasta neutronialtistuksesta huolimatta esimerkiksi metallisen suojakuoriputken osuus jää alle prosenttiin käytetyn polttoaineen kokonaisaktiivisuudesta.

Ydinvoimalaitoksessa kaikki radioaktiivisiin aineisiin liittyvät prosessit on eristetty ympäristöstä. Konventionaalisista hiili-, maakaasu- ja biopolttoainelaitoksista poiketen ydinreaktori ei tuota lainkaan savukaasupäästöjä. Polttoainetta jäähdyttävä vesi muodostaa oman suljetun kiertonsa laitoksen sisällä, ja energia siirtyy kierrosta toiseen lämmönvaihtimien välityksellä. Uloimman jäähdytyskierron muodostava merivesipiiri ei missään vaiheessa kulje reaktorin läpi, eikä siksi myöskään aktivoidu neutronien vaikutuksesta. Eristys ei kuitenkaan koskaan ole täydellinen, ja jokainen ydinvoimalaitos tuottaa käydessään jonkin verran radioaktiivisia päästöjä ilmaan ja vesistöihin. Näille päästöille on asetettu rajat, joita valvotaan jatkuvilla mittauksilla. Käytännössä päästörajat määräytyvät sillä perusteella, että ydinenergiantuotannon ympäristölle ja väestölle aiheuttaman säteilyaltistuksen on jäätävä merkityksettömän pieneksi suhteessa luonnollisen taustasäteilyn aiheuttamaan annokseen.

Laitoksen normaalikäytön sijaan suuren päästön riskit liittyvätkin onnettomuustilanteisiin, joissa polttoaineesta vapautuu kerralla paljon radioaktiivisuutta. Esimerkiksi vuonna 1986 tapahtuneessa Tšernobylin ydinvoimalaonnettomuudessa vapautui ympäristöön radioaktiivista jodia eräiden arvioiden mukaan noin 2 EBq (exabecquereliä, 2E18 Bq).i Lukua voi verrata Loviisan tai Olkiluodon vuosittaisiin jodipäästöihin, jotka ovat olleet suurimmillaan yhden gigabecquerelin luokkaa (1E9 Bq). Tämä miljardikertainen suuruusluokkaero selittyy sillä, että niin kauan kuin polttoaine säilyy ehjänä, radioaktiivisuus pysyy kaasutiiviin suojakuoriputken sisällä sitoutuneena kiinteisiin uraanidioksiditabletteihin. Suuren polttoainevaurion lisäksi radioaktiivinen päästö ympäristöön edellyttää tosin myös muiden sisäkkäisten vapautumisesteiden pettämistä, eli käytännössä sitä, että myös reaktorin ympärille rakennetun paineenkestävän suojarakennuksen tiiveys menetetään.

Onnettomuustilanteessa merkittävimmät ydinpolttoaineen eheyttä uhkaavat tekijä liittyvät äkillisten tehopiikkien aiheuttamiin jännityksiin sekä ylikuumenemiseen, joka on yleensä seurausta riittämättömästä jäähdytyksestä. Polttoaineen suojakuoriputket alkavat vaurioitua kun niiden lämpötila nousee yli 650 asteen, eli noin 300 astetta reaktorin normaalin käyttölämpötilan yläpuolelle. Zirkoniumseoksesta valmistettu suojakuoriputkimateriaali kokee faasitransition noin 800 asteessa, minkä jälkeen se alkaa oksidoitua nopeasti. Tämä heikentää materiaalin kestävyyttä, minkä lisäksi reaktiossa vapautuu vetyä.

Vakavissa reaktorionnettomuuksissa lämpötilat voivat nousta niin korkeiksi, että myös uraanidioksidista valmistetut polttoainetabletit sulavat. Sydänvaurioiden vakavuus vaikuttaa myös radionuklidien vapautumiseen. Esimerkiksi jodin isotoopit muodostavat yhdisteitä jotka kaasuuntuvat jo muutaman sadan asteen lämpötiloissa, kun taas strontiumin vapautuminen edellyttää käytännössä polttoaineen sulamista. Reaktoriturvallisuuden perimmäinen haaste tiivistyy siis siihen, että polttoaineen lämpötila on pystyttävä pitämään turvallisten rajojen sisällä kaikissa mahdollisissa käyttötilanteissa.

Fissioreaktorin toiminta perustuu neutronien ylläpitämään ketjureaktioon. Raskas uraaniydin halkeaa absorboidessaan neutronin, ja reaktiossa vapautuneet uudet neutronit aiheuttavat uusia fissioita. Peräkkäisten fissioiden voidaan ajatella kytkeytyvän toisiinsa, ja muodostavan sukupolvesta toiseen eteneviä pitkiä ketjua. Mielikuvatasolla on helppo ajatella, että tällaisen fissioketjun karkaaminen hallitsemattomaan kasvuun saa lämmöntuoton nousemaan niin nopeasti, että reaktori muuttuu käytännössä ydinpommiksi. Vastoin tätä varsin yleistä mielikuvaa reaktorin käytön suurimmat riskit eivät kuitenkaan liity fissiotehon hallintaan, sillä useimmissa reaktorityypeissä ketjureaktio on luonteeltaan stabiili prosessi.

Ketjureaktiota eteenpäin kuljettavien neutronien satunnaiskulku reaktorin sydämessä riippuu vallitsevista olosuhteista, erityisesti jäähdytteen tiheydestä ja polttoaineen lämpötilasta. Reaktorin tuottama fissioteho ei ole koskaan täysin riippumaton polttoaineen jäähdytyksestä, vaan tehontuoton ja lämmönsiirron välillä on aina yhteys. Ei ole lainkaan liioiteltua sanoa, että reaktori näkee kaikki muutokset jäähdytyskierrossa ja voimalaitosprosessissa aina turbiinille, generaattorille ja jopa ulkoiseen sähköverkkoon saakka.

Tämä kytkentä vaikuttaa ratkaisevasti myös reaktoriturvallisuuteen. Fissiotehon kasvu voi aiheuttaa reaktorissa sellaisia muutoksia jotka kiihdyttävät ketjureaktion kulkua, jolloin tehon kasvu on itseään ruokkiva prosessi. Toisaalta muutokset voivat myös hillitä tehon kasvua, jolloin ketjureaktio pyrkii luonnostaan säilyttämään toimintatilansa muuttumattomana. Tällaisia mekanismeja kutsutaan fysiikassa ja säätötekniikassa takaisinkytkennöiksi, ja ne liittyvät olennaisesti prosessin stabiilisuuteen.

Epästabiilissa reaktorissa takaisinkytkentöjen yhteisvaikutus on positiivinen, eli muutosta vahvistava. Reaktorin tehojakauma on jatkuvassa muutostilassa, ja toimintatilan ylläpitäminen vaatii aktiivista säätöä. Kasvuun kääntynyt fissioteho voi lähteä itsestään kiihtymään, jolloin seurauksena voi olla ketjureaktion karkaaminen, joka pahimmassa tapauksessa katkeaa vasta reaktorinsydämen tuhoutumiseen.

Stabiilissa reaktorissa muutokset toimintatilassa aiheuttavat sen sijaan negatiivisen takaisinkytkennän, joka vastustaa muutosta. Stabiilin reaktorin ketjureaktio hakeutuu itsestään sellaiseen tilaan, jossa tehontuotto ja lämmönsiirto ovat keskenään tasapainossa. Fysiikan lait pitävät huolen siitä että ketjureaktio ei lähde itsestään vaeltamaan, eikä reaktorin tehotason ylläpitämiseen tarvita lainkaan aktiivista säätöä.

Reaktorin takaisinkytkentöjen taustalla vaikuttavaa fysiikkaa ei ole helppo kuvata tyhjentävästi muutamalla lauseella. Jätän aiheen syvällisemmän pohdiskelun suosiolla toiseen kertaan, ja kuittaan asian tässä yhteydessä toteamalla että kevytvesityyppiset paine- ja kiehutusvesireaktorit voidaan suunnitella luontaisesti stabiileiksi, jolloin ketjureaktion hallinta ei ole esimerkiksi säätöautomatiikan tai reaktorin ohjaajien varassa. Sama pätee useimpiin muihinkin reaktorityyppeihin. Poikkeuksiakin tosin löytyy. Esimerkiksi Tšernobylin onnettomuudessa reaktorin räjähdykseen vaikutti olennaisesti RBMK-reaktorityypille ominainen epästabiilisuus, minkä vuoksi fissioteho pääsi karkaamaan hallitsemattomaan kasvuun. Tulen käsittelemään myös Tšernobylin onnettomuutta myöhemmissä kirjoituksissa.

Ydinvoima-aiheisissa keskusteluissa ei ole täysin tavatonta myöskään se, että negatiivisten takaisinkytkentöjen merkitys viedään toisaalta liiankin pitkälle, väittämällä esimerkiksi että niiden ansiosta reaktorin polttoainetta on mahdoton saada sulamaan. Todellisuudessa ketjureaktion stabiilisuus ei kuitenkaan tarkoita sitä, että reaktorin voisi rakentaa minkälaiseksi tahansa, tai että sen käyttöön ei liittyisi turvallisuusvaatimusten asettamia rajoitteita.

Keytvesireaktorit on suunniteltu toimimaan pitkiä aikoja kerrallaan. Käyttöjakson pituus on tavallisesti joko 12 tai 18 kuukautta, ja polttoaineen on kyettävä ylläpitämään ketjureaktion kulkua yhtäjaksoisesti alusta loppuun saakka. Reaktorin sydämessä on tämän vuoksi oltava huomattavan suuri säätöreservi kompensoimassa polttoaineen kulumista. Jakson alussa säätövara on niin suuri, että voimakasta tehotransienttia jossa fissioteho nousee nopeasti ei voida sulkea pois ainakaan fysikaalisena mahdottomuutena. Tällainen tilanne voi syntyä esimerkiksi sisällä olevan säätösauvan sinkoutuessa ulos sydämestä, tai jos boorihapolla säädettävän painevesireaktorin primäärikiertoon pääsee suuri määrä puhdasta vettä. Pahimmillaan reaktiivisuuslisäys voi olla niin suuri, ettei takaisinkytkentöjen voimakkuus riitä katkaisemaan kasvavaa fissiotehoa ennen sydämen tuhoutumista.ii

Tällaisiin riskeihin voidaan kuitenkin vaikuttaa olennaisesti reaktorin suunnittelulla, esimerkiksi rajoittamalla säätösauvojen voimakkuutta ja rakentamalla boorisäätöön käytetyt järjestelmät siten, että pitoisuuden laimentamiseen ei käytetä lainkaan puhdasta vettä. Käytännössä reaktorin edellytetäänkin selviävän esimerkiksi säätösauvan ulossinkoutumista seuraavasta tehopiikistä ilman vakavia polttoainevaurioita. Sydämen ylijäämäreaktiivisuutta voidaan rajoittaa myös käyttämällä nk. palavia absorbaattoreita, jotka kuluvat neutronisäteilytyksen vaikutuksesta ja vapauttavat säätöreserviä hitaasti käyttöön jakson edetessä.

Jos vakavan reaktorionnettomuuden riskit eivät varsinaisesti liity ketjureaktion hallinnan menettämiseen, niin mihin sitten? Kuten kirjoituksen alussa totesin, jokainen fissioreaktori tuottaa käydessään radioaktiivisia isotooppeja. Tällaisen ytimen hajoamisessa vapautuu energiaa, mikä ilmenee voimakkaana lämmöntuottona. Tätä kutsutaan reaktoritekniikassa polttoaineen jälkilämmöksi. Reaktorin käydessä jälkilämmön osuus on noin 5-7% fissiotehosta, eli suuressa kevytvesireaktorissa radioaktiivinen hajoaminen voi lämmittää polttoainetta satojen megawattien teholla.

Reaktoriturvallisuuden kannalta jälkilämmön ongelma on se, että sitä on mahdoton kytkeä pois. Reaktorin fissioteho saadaan hätäpysäytyksellä alas muutamassa sekunnissa. Jälkilämmön hiipuminen sen sijaan seuraa lämpöä tuottavien ytimien radioaktiivista hajoamista. Fissiotehon sammuttamisen jälkeen jälkilämpö putoaa aluksi nopeasti kaikkein lyhytikäisimpien isotooppien hajotessa pois. Kymmenessä minuutissa teho putoaa noin kolmannekseen. Suuressa reaktorisydämessä lämmöntuotto jää kuitenkin pitkäksi aikaa tasolle joka riittää sulattamaan polttoaineen, jos jäähdytyskierto reaktoriin menetetään ja sydän pääsee kiehumaan kuivaksi.

Kevytvesireaktoriturvallisuuden tekniset haasteet liittyvätkin pitkälti siihen, että polttoaineen jäähdytyksestä on pystyttävä huolehtimaan myös reaktorin sammuttamisen jälkeen. Nykyisissä ydinvoimalaitoksissa tämä tarkoittaa sitä, että sydämen vesikiertoa ylläpitävien hätäjäähdytyspumppujen on saatava käyttövoimaa vaikka laitoksen normaalikäytön aikaiset järjestelmät olisivat vaurioituneet tai kokonaan poissa pelistä. Tavallisesti hätäjäähdytyksen toimivuus on varmistettu useammalla toisistaan riippumattomalla järjestelmällä, joiden samanaikainen häiriö tai vaurioituminen on tehty käytännössä lähes mahdottomaksi. Kyse on turvallisuuden kannalta äärimmäisen tärkeistä redundanssi- ja diversiteettiperiaatteista, joiden laiminlyönti johti vuonna 2011 Fukushiman ydinvoimalaonnettomuuteen, kun laitosalueelle iskenyt korkea tsunamiaalto tuhosi kerralla neljän laitosyksikön kaikki hätäjäähdytysjärjestelmille sähköä syöttäneet diesel-generaattorit. Palaan myös Fukushima-aiheeseen myöhemmin kevään aikana.

Reaktorin jälkilämmönpoisto liittyy läheisesti myös passiiviseen turvallisuuteen, josta puhutaan usein edistyneiden reaktoriteknologioiden yhteydessä. Sähkötoimisten pumppujen sijaan reaktorin jäähdytys voidaan toteuttaa passiivisilla luonnonkiertoon perustuvilla järjestelmillä, jotka eivät tarvitse toimiakseen lainkaan ulkoista käyttövoimaa. Arkisin esimerkki laitteesta, jossa vettä liikutetaan pelkällä lämpötilaerolla, on kahvinkeitin.

Tietyt reaktorityypit ovat puolestaan jälkilämmönpoiston suhteen luontaisesti turvallisia. Esimerkiksi kaasujäähdytteisissä korkean lämpötilan reaktoreissa polttoaineen tehotiheys on niin matala ja reaktorin materiaalit suunniteltu kestämään niin korkeita lämpötiloja, ettei varsinaisia hätäjäähdytysjärjestelmiä välttämättä edes tarvita. Matalan tehotiheyden mahdollistamaa luontaista turvallisuutta voitaisiin periaatteessa hyödyntää myös kaukolämmöntuotantoon suunnitelluissa kevytvesireaktoreissa, joilta ei perinteisten paine- ja kiehutusvesilaitosten tapaan vaadita korkeaa toimintalämpötilaa tai käyttöpainetta. Ville käsittelikin jo pienreaktoriaihetta edellisessä kirjoituksessaan, ja teknologiaan tullaan palaamaan myöhemmissä blogikirjoituksissa.


i) Lähde: ”Chernobyl: Assessment of Radiological and Health Impacts – 2002 Update on Chernobyl: Ten Years On”, OECD/NEA, 2002. Aktiivisuutta eli radioaktiivisen hajoamisen nopeutta mittaava becquerel-yksikkö (Bq) tarkoittaa yhtä hajoamisreaktiota sekunnissa.

ii) Reaktiivisuus on suure, joka liittyy reaktorin fissiotehon muutosnopeuteen. Positiivinen reaktiivisuus tarkoittaa tehon kasvua ja negatiivinen tehon pienenemistä. Vakioteholla toimiessaan reaktorin reaktiivisuus on nolla. Reaktiivisuuteen voidaan vaikuttaa säätöjärjestelmillä, esimerkiksi liikuttamalla neutroniabsorbaattoria sisältäviä säätösauvoja sydämen sisällä. Painevesireaktoreissa säätöön käytetään myös jäähdytteeseen liuotettua boorihappoa, joka toimii samaan tapaan neutroniabsorbaattorina. Myös reaktorin takaisinkytkennät vaikuttavat fissiotehoon reaktiivisuusmuutoksen kautta, samoin polttoaineen kuluminen käyttöjakson aikana. Reaktorin toimintatilan määräävä reaktiivisuus on käytännössä aina monen tekijän summa.