Ydinreaktori

Wikipediasta
(Ohjattu sivulta Fissioreaktori)
Siirry navigaatioon Siirry hakuun
Rahtilaiva NS Savannahin painevesireaktori. Ydinpolttoaine on painesäiliön keskellä, säiliön yläpuolelle ulottuvat säätösauvat.
TRIGA-koereaktorin reaktorisydän. Sininen kajo on Tšerenkovin säteilyä.

Ydinreaktori on tekninen laite, jolla tuotetaan ja ylläpidetään ydinreaktioita.

Fissioreaktoreita käytetään varsinkin sähköntuotantoon ydinvoimaloissa. Muita käyttökohteita ovat muun muassa tutkimus, säteilyn tuottaminen (esimerkiksi sädehoitoon), isotooppien valmistaminen (mm. lääketieteen käyttöön), toimiminen kulkuneuvon (laiva tai sukellusvene) voimanlähteenä.

Fuusioreaktoreita ei ole toistaiseksi operatiivisessa käytössä, mutta toimivia koereaktoreita on tehty.

Historia

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Siviiliydintekniikan juuret ovat sotilastarkoituksiin kehitetyssä tekniikassa. 1950-luvun ydinaseiden kehitysprojektien tuloksena tarvittiin väkevöityä uraania ja plutoniumia, jonka tuotantoon ensimmäiset reaktorit rakennettiin.Viite?

Siviilikäytön ydinreaktoreiden kehitykseen vaikutti eniten Yhdysvaltain ydinsukellusveneohjelma, jonka tavoitteena oli kehittää kompakti reaktori sukellusveneiden toiminta-ajan pidentämiseen. Tämän ohjelman aikana kehitetyt kevytvesihidasteiset kiehutus- ja painevesireaktorit tarvitsivat väkevöityä uraania, jota Yhdysvalloilla oli käytössään riittävästi - kiitos sotilastarkoituksiin rakennetun väkevöintikapasiteetin. Kapasiteetti riittikin aina 1970-luvulle, jolloin vuoden 1970 Almelon sopimuksen perusteella avattiin Alankomaissa uusi väkevöintilaitos.

Yhdysvallat kielsi väkevöidyn uraanin maastaviennin vuoteen 1956 asti. Tämän vuoksi Ranska ja Britannia kehittivät aluksi kaasujäähdytteiset reaktorit, jotka saattoivat käyttää polttoaineenaan luonnonuraania. Brittiläinen Magnox-malli on edelleen käytössä. Ensimmäinen brittiläinen kaupallinen laitos tuotti myös plutoniumia aseteollisuuden tarpeisiin. Ranskassa viimeiset kaasujäähdytteiset reaktorit suljettiin 1994. Niiden kehitystyö keskeytettiin jo 1969 painevesireaktorien hyväksi.

Kanada seurasi omia polkujaan, koska sillä oli käytössään toisen maailmansodan aikaisen aseohjelman aikainen kapasiteetti raskaan veden tuotantoon. Kanadan reaktori hyödynsi raskasta vettä ja luonnonuraania.

Neuvostoliitossa kehitettiin kaksi siviilireaktoria vuodesta 1954 lähtien, ensimmäisen Obninskin ydivoimalaitoksessa käyttöön otetun AM-1-reaktorin jälkeen. Ensimmäinen, RBMK on grafiittihidasteinen ja kevytvesijäähdytteinen reaktorimalli. Reaktorista rakennettiin kahta mallia, 1000 megawatin ja 1500 megawatin sähköntuotantotehoon kykenevät RBMK-1000 ja RBMK-1500-mallit. Reaktoria ei rakennettu missään muualla kuin Neuvostoliitossa. Sielläkin kaikki nykyisen Venäjän ulkopuolella olevat laitokset on sittemmin suljettu. Nykyisen Venäjän ulkopuolella Tšernobylin lisäksi Ignalinan ydinvoimalaitos nykyisen Liettuan tasavallan alueella olivat ainoat joissa tyypin reaktoreita oli käytössä.

Toinen versio on painevesireaktori VVER joka pitkälti vastaa länsimaissa kehitettyä painevesireaktorialähde?selvennä, lukuun ottamatta pieniä eroavaisuuksia suunnittelussa. Näitä ovat esimerkiksi: VVER-reaktorissa höyrystimet ovat vaakatasossa ja polttoainekanavat kuusikulmaisen muotoisia, kun PWR-reaktorissa höyrystimet ovat pystysuunnassa ja polttoainekanavat neliönmuotoiset.[1]. NL:n ensimmäinen painevesireaktori otettiin käyttöön 1964.[2] Tätä mallia on myyty myös muille maille. Esimerkiksi Suomessa Loviisan ydinvoimaitoksen kaksi reaktoria ja suunnitteila oleva Hanhikiven voimalaitos ovat tätä tyyppiä. Loviisassa kuitenkin reaktorin hallintajärjestelmät ovat länsimäistät tekoa. Hanhikivi I on vasta suunnitteluvaiheessa.

Ydinvoimareaktori

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Ydinvoimalaitoksissa reaktorin tehtävänä on tuottaa lämpöä ydinpolttoaineesta. Tämä tapahtuu ylläpitämällä, säätämällä ja valvomalla reaktorissa tapahtuvaa ketjureaktiota, jossa polttoaineen (tavallisesti uraanin tai plutoniumin, mutta myös torium on mahdollinen) atomien fissio tuottaa lämpöä.

Voimalaitosreaktorit ovat yleisimmin kevytvesihidasteisia reaktoreita (painevesireaktori tai kiehutusvesireaktori). Lisäksi käytössä on grafiittihidasteisia reaktoreita (Venäjä RBMK, Britannia ja Ranska), sekä raskasvesireaktoreita joita on rakennettu ainakin Kanadassa ja Intiassa.

Reaktoriin ladataan ydinpolttoainetta yleensä 3–5 vuoden ajaksi huoltoseisokkien yhteydessä, paitsi eräissä reaktorityypeissä (mm. CANDU ja RBMK), jotka sallivat polttoaineen vaihdon reaktorin ajon aikana. Reaktorin käydessä polttoaineessa tapahtuu fissioketjureaktio, joka pitää itseään yllä. Reaktorin säätö tapahtuu ketjureaktiota ylläpitävää neutronivuota hallitsemalla.

Reaktorin säätö

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Kevytvesireaktorin käynnissä pysyminen vaatii kolmea asiaa:

  • väkevöityä ydinpolttoainetta, joka reagoi
  • neutroneja, jotka aiheuttavat fissiot
  • hidastinainetta, joka jarruttaa neutroneja niin etteivät ne karkaa reaktorista aiheuttamatta fissiota.

Tätä voi verrata tulisijaan, jossa tarvitaan polttoainetta, kuumuutta ja happea tulen ylläpitämiseksi. Jos yksikin menetetään, reaktio ei kykene jatkumaan.

Kevytvesireaktori on suunniteltu siten, että sen toimiessa nämä kolme ehtoa täyttyvät juuri ja juuri. Reaktorin säätöä varten reaktorisydämestä voidaan poistaa tai sinne voidaan käytön aikana lisätä neutroneja absorboivia säätösauvoja. Täten reaktorin teho voidaan valita vapaasti suunnitellulta tehoalueelta ja ydinvoimalan energiantuotantoa voidaan säätää kulutuksen mukaisesti. Toisaalta reaktori voidaan sammuttaa milloin tahansa työntämällä tarpeeksi säätösauvoja reaktoriin. Sammuttaminen kestää parhaimmillaan vain noin sekunnin.

Kevytvesihidasteisen reaktorin - kevytvesireaktorin - luonteeseen kuuluu, että se on luonnostaan vakaa. Mahdollisessa toimintahäiriössä ketjureaktion kiihtyminen nostaa jäähdytys- ja hidastinaineena toimivan veden lämpötilaa ja pienentää täten veden tiheyttä. Veden tiheyden pieneneminen puolestaan vähentää veden kykyä hidastaa neutronien nopeutta ketjureaktion syntymiseen vaadittavaan nopeuteen. Kevytvesihidasteisessa reaktorissa on tehon negatiivinen takaisinkytkentä; tehon epätarkoituksenmukainen nousu laskee reaktorin tehoa.[3]

Reaktorityypit

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Ydinreaktoreita voidaan jaotella monella eri tavalla. Yksi tapa on käyttötarkoituksen mukaan tutkimusreaktoreihin, lääketieteellisiin reaktoreihin, isotooppien tuotantoreaktoreihin, voimalaitosreaktoreihin, laivareaktoreihin, avaruusreaktoreihin jne. Toinen tapa on neutronien nopeuden mukaan hitaisiin ja nopeisiin reaktoreihin. Suurimmassa osassa reaktoreita fissioissa syntyviä neutroneita täytyy jarruttaa hidastinaineella, etteivät liian monet karkaa reaktorista synnyttämättä uusia fissioita. Nopeissa reaktoreissa hidastamista ei tehdä, vaan reaktion jatkuminen varmistetaan muuten, esimerkiksi käyttämällä väkevämpää polttoainetta. Kolmas tapa jaotella reaktoreita onkin hidastinaineen mukaan lähinnä kevytvesireaktoreihin, raskasvesireaktoreihin ja grafiittihidasteisiin reaktoreihin. Neljäs tapa jaotella reaktoreita on jäähdytyksen mukaan muun muassa kaasujäähdytteisiin ja kiehutus- ja painevesireaktoreihin. Suurin osa maailman voimalaitosreaktoreita on kevytvesireaktoreita, joko painevesi- tai kiehutusvesityyppiä.

Tässä reaktorit on luokiteltu hidastinaineen mukaan.

Kevytvesireaktorit

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Ydinvoimareaktorien selkeä pääosa on kevytvesireaktorit. Varsinkin uusissa voimalaitoksissa miltei kaikissa on kevytvesireaktori, joita on kahta tyyppiä:

Grafiittihidasteiset reaktorit

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Lähinnä Britanniassa käytetään kaasujäähdytteisiä, grafiittihidasteisia reaktoreita (GCR).

Neuvostoliitossa kehitetty RBMK-reaktori on vesijäähdytteinen grafiittihidasteinen reaktori, jota käytetään nykyään vain Venäjän federaation alueella. RBMK on surullisenkuuluisa Tšernobylin onnettomuusreaktorina. RBMK:ssa on useita vain sille tyypillisiä suunnittelupuutteita, jotka osaltaan mahdollistivat onnettomuuden. Esimerkiksi toisin kuin kevytvesireaktorit, se ei ole kaikilla tehoalueilla luonnostaan vakaa, mikä osaltaan mahdollisti onnettomuuden käynnistäneen nopean tehopiikin.

Raskasvesireaktorit

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Kanadassa kehitetty CANDU voi käyttää luonnonuraania polttoaineenaan, joten uraanin väkevöintiä ei vaadita. Toisaalta reaktori tarvitsee miltei yhtä vaikeasti valmistettavaa raskasta vettä. CANDUn polttoainetta voi vaihtaa reaktorin käytön aikana, mikä tekee ydinaineiden valvonnasta kevytvesireaktoreita hankalampaa.

Kehittyneet reaktorit

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Maailmalla tutkitaan eräitä edistyksellisiä reaktorityyppejä, joita ei vielä ole laajalti käytössä. Pisimmällä ollaan nopean hyötöreaktorin kehityksessä. Niitä on ollut sähkön tuotantokäytössä muun muassa Japanissa, Ranskassa ja Venäjällä. Hyötöreaktorin suurin etu on polttoainetaloudellisuus: reaktori voi tuottaa toisesta halvasta, yleisestä ja muuten ydinreaktioon sopimattomasta aineesta kuten U-238 isotoopista ydinreaktioon sopivaa fissiiliä ainetta kuten esimerkiksi Pu-239-isotooppia transmutaation, avulla. Lisäksi vaikutusala, eli hajoamistodennäköisyys, U-238 kaltaiselle nuklidille on suurempi kuin esimerkiksi kevytvesireaktorissa.

Nopeassa reaktorissa ei käytetä hidastinainetta. Fuusioreaktorin toiminta perustuu fission - atomiytimien pilkkomisen -sijasta fuusioon - atomiytimien yhdistämiseen.

Ydinreaktorisukupolvet

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Ydinreaktorisukupolvi-jaottelua käytetään ydinvoimalaitoksien luokitteluun.

Ensimmäinen, toinen ja kolmas sukupolvi

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Toisen sukupolven voidaan laskea alkaneen 1970-luvun alussa kevytvesireaktoreiden ja niiden vaatiman polttoaineen väkevöimisteknologian kehittymisen myötä. 1980-luvulla ja 1990-luvun alussa rakennetut toisen sukupolven kevytvesireaktorit muodostavat ylivoimaisen enemmistön käytössä olevista reaktoreista.

Kolmannen sukupolven reaktorit ovat hyväksyttyjä ja jo käytössä olevia laitoksia, jotka hyödyntävät kehityksen uudempaa antia. Suurimmat edistysaskeleet on otettu odotetun käyttöiän kasvattamisessa noin 40:stä 60 vuoteen ja turvallisuudessa, erityisesti vakavien tapaturmien seurausten vähentämisessä.[4]

Sukupolven IV ydinreaktorit

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Neljännen sukupolven reaktorit ovat tutkimuksen alla. Vaikka niitä ei odoteta saatavan kaupalliseen käyttöön ennen vuotta 2030, niiden tutkimukseen panostetaan, sillä fuusiovoiman ei odoteta olevan hyödynnettävissä ennen vuosisadan puoliväliä. Tekniikaltaan ja toimintaperiaatteiltaan tutkimuksen kohteena on monia eri tyyppejä, mutta yleisesti voidaan sanoa seuraavaa[4]

Kooste neljännen sukupolven ydinreaktoreista
Järjestelmä Neutronispektri Jäähdytin Lämpötila (°C) Polttoainekierto Teho (MW) Kehittäjiä
VHTR Terminen Helium 900–1000 Avoin 250–300 Japan Atomic Energy Agency (Korkean lämpötilan koereaktori, HTTR), Tsinghua-yliopisto (HTR-10), X-energy[5]
SFR Nopea Natrium 550 Suljettu 30–150, 300–1500, 1000–2000 TerraPower (TWR), Toshiba (4S), GE Hitachi Nuclear Energy (PRISM), OKBM Afrikantov (BN-1200)
SCWR Terminen tai nopea Vesi 510–625 Avoin tai suljettu 300–700, 1000–1500
GFR Nopea Helium 850 Suljettu 1200 Energy Multiplier Module
LFR Nopea Lyijy 480–800 Suljettu 20–180, 300–1200, 600–1000
MSR Nopea tai terminen Suola (fluoridi tai kloridi) 700–800 Suljettu 250, 1000 Seaborg Technologies, TerraPower, Elysium Industries, Moltex Energy, Flibe Energy (LFTR)[6], Transatomic Power, Thorium Tech Solution (FUJI MSR), Terrestrial Energy (IMSR)[7], Southern Company[5]
DFR Nopea Lyijy 1000 Suljettu 500–1500 Institute for Solid-State Nuclear Physics[8]

Erityisiä odotuksia uudelta tekniikalta

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]
  • uusien polttoaineiden saaminen hyödynnettäviksi (suurempi osa luonnonuraanista, torium)
  • uraanivarantojen riittävyyden parantaminen ja sitä myötä ydinvoiman elinkaaren pidentäminen yleisesti
  • polttoaineen uudelleenkierrätys reaktorissa
  • lopullisen jätteen radioaktiivisuuden, sen puoliintumisajan, lämmöntuoton sekä kokonaismäärän pienentäminen
  • niin sanottujen korkean lämpötilan reaktorien lämmön samanaikainen hyödyntäminen muuhunkin kuin sähkön tuottoon

Tekniikan asettamia vaatimuksia ja ongelmia

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]
  • käytetyn polttoaineen jälleenkäsittelylaitoksien rakentaminen
  • paljon korkeampi säteilytaso monissa polttoainekierron osavaiheissa, joissa myös ihmisiä työskentelemässä

Vuonna 2001 perustettiin valtioiden välinen yhteistoimintaelin Generation IV International Forum (GIF) koordinoimaan seuraavan sukupolven ydintekniikan kehitystä jasenmaissa. Vuonna 2009 jäseninä oli 12 maata ynnä Euroopan atomienergiayhteisö Euratom. [9]

Reaktorityypit

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]
Hyötöreaktorit
[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Katso myös

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Lähteet

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Viitteet

[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]
  1. ↑ WWER-TYPE REACTOR PLANTS gidropress.podolsk.ru. Viitattu 21.7.2020 (englanniksi).
  2. ↑ NUCLEAR POWER IN THE OECD, IEA PUBLICATIONS, 2001, s. 93–95 ISBN 92-64-18579-8 [1][vanhentunut linkki]
  3. ↑ Choppin et al., 2002
  4. ↑ a b Frequently asked questions The Generation IV International Forum. Viitattu 8.5.2009 (englanniksi).
  5. ↑ a b Energy Department Announces New Investments in Advanced Nuclear Power Reactors… energy.gov. Viitattu 16.1.2016.
  6. ↑ Liquid fluoride thorium reactor
  7. ↑ Integral Molten Salt Reactor
  8. ↑ Dual Fluid Reactor - IFK (PDF) 16.6.2013. Institut für Festkörper-Kernphysik. Viitattu 28.8.2017.
  9. ↑ GIF membership (GIFin jäsenet) The Generation IV International Forum. Viitattu 8.5.2009. (englanniksi)
Wikimedia Commonsissa on kuvia tai muita tiedostoja aiheesta Ydinreaktori.
Ydintekniikka
Ydinfysiikka
Ydinvoima
Ydinreaktori
Ydinaseet
Ydinonnettomuus
Ydinvoima Suomessa
Noudettu kohteesta ”https://fi.wikipedia.org/w/index.php?title=Ydinreaktori&oldid=22707488”