Kiehutusvesireaktori
 |
Tähän artikkeliin tai osioon ei ole merkitty lähteitä, joten tiedot kannattaa tarkistaa muista tietolähteistä. Voit auttaa Wikipediaa lisäämällä artikkeliin tarkistettavissa olevia lähteitä ja merkitsemällä ne ohjeen mukaan. |
Kiehutusvesireaktori (BWR) (engl. boiling water reactor) on ydinreaktorityyppi, jossa reaktorin tuottama lämpö suoraan höyrystää veden, joka taas pyörittää turbiinia. Sillä on paljon yhtäläisyyksiä painevesireaktorin (PWR) kanssa. Painevesireaktorissa jäähdytysvesi kiertää primääripiirissä paineistettuna, eikä se höyrysty. Primääripiirin lämpö siirretään höyrystimen avulla sekundääripiiriin, jossa höyry ohjataan turbiinille. Kiehutusvesireaktorissa on vain yksi kiertopiiri.
Kiehutusreaktorilaitos kokonaisuutena on suunniteltu toimimaan siten, että noin. 12–15 prosenttia vedestä reaktorisydämen yläosassa on höyryä. Höyry ohittaa kuivatuslevyt (höyryerottimet) reaktorisydämen yläpuolella ja ohjautuu sen jälkeen suoraan turbiineille. Tarkoituksena on pitää höyry lähellä kyllästeistä, jotta sillä olisi korkea lämmönsiirtokyky, mutta samalla kuivanpuoleisena, jottei se vahingossa tiivistyisi turbiinin lapoja rikkoviksi pisaroiksi. Vesihöyry ei kuitenkaan voi olla aivan yhtä kuumassa lämpötilassa kuin painevesireaktorin korkeapaineinen mutta nestemäinen vesi, mikä voi johtaa tiettyihin häviöihin.
Historia
[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]Kiehutusvesireaktorin kehittivät alun perin yhdysvaltalaiset General Electric- ja Allis-Chalmers -yhtiöt. General Electric tuottaa omaa reaktorimalliaan edelleen, muita malleja tarjoavat monikansallinen Westinghouse ja japanilainen Hitachi.
Suomessa on kaksi ruotsalaisen ASEA-Atomin valmistamaa kiehutusvesireaktoria Eurajoella sijaitsevassa Teollisuuden Voiman omistamassa Olkiluodon ydinvoimalaitoksessa. Yhdessä Olkiluoto 3:n ja Fortumin Loviisan ydinvoimalaitoksen painevesireaktorien kanssa, ne muodostavat suomalaisen ydinvoimateollisuuden.
Kiehutusvesityyppisiä reaktorimalleja ovat ainakin:
Ydinreaktion säätely
[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]Reaktoria säädetään säätösauvoilla, jotka absorboivat neutroneita. Työntämällä säätösauvoja reaktoriin, reaktio hidastuu ja vastaavasti vetämällä niitä reaktio voimistuu. Polttoaineena käytetään yleensä noin 3 % uraani-235-pitoisuuteen väkevöityä uraanioksidia, joka on niputetuissa zirkonium-sauvoissa pelletteinä. Myös plutonium soveltuu kiehutusvesireaktorin polttoaineeksi, kuten myös torium, sikäli kuin neutronispektriä säädetään eri aktinideille sopivaksi. Tavallisesti polttoainenippu sisältää 90–100 polttoainesauvaa ja reaktoriytimessä on noin. 750 nippua, jotka sisältävät yhteensä noin. 140 tonnia uraanialähde?.
Suurta osaa säätelyssä näyttelevät myös ns. passiiviset tekijät, kuten void coefficient (aukkokerroin), eli kuinka paljon veden höyrystyminen ja tilavuusvaihtelu vaikuttavat ydinreaktion kulkuun, veden ollen hidastinaine, kuten myös thermal coefficient of reactivity (reaktiivisuuden lämpötilakerroin), joka viittaa itse polttoaineen lämpötilan vaikutukseen neutronikaappauksen tehokkuuteen. Jälkimmäinen on siksi, että BWR ja PWR ovat molemmat ns. termisiä reaktoreja: ne hidastavat ydinreaktion tuottamia neutroneja jotta ne voisivat tulla lähemmäksi termodynaamista tasapainoa, ja siis lähemmäs sitä neutraalin hiukkasen nopeutta jolla uraani kaappaa ne, hajoten ja luovuttaen lisää neutroneja. Näin ketjureaktio tulee mahdolliseksi.
Tässä niin sanotussa termaalisten neutronien spektrissä lämpötila, eli neutronienkin liike-energia, vaikuttaa voimakkaasti ydinreaktion tuotokseen. Niin vaikuttaa pommitettavan uraaniytimen lämpövärinäkin. Jälkimmäinen ilmiö leventää sitä energiakaistaa jolla ydin voi neutronin tavatessaan vain sulauttaa sen itseensä hajoamatta, ainakaan heti, eli ehkäisee lämpötilan kohotessa fissiota. Tuo on merkittävä tekijä siinä etteivät reaktoriytimet tai atomimiilut karkaa hallinnasta. Englanniksi termi sille olisi doppler broadening. Muitakin ydinteknisiä vakautusmekanismeja on pelissä.
Voimantuottoperiaate
[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]Painevesi- ja kiehutusvesireaktorien ero on siinä miten lämpöenergia siirretään reaktorisydämestä turbiinille. Samankaltaisuus johtuu siitä, että molempiin pätee termodynaaminen tehokkuusraja, sillä ne molemmat ovat höyrysykliin (Rankine) perustuvia lämpökoneita joita säätelee ns. Carnot-tehokkuuslähde?. Koska suurempi ero on parempi, on hyödyllistä nostaa väliaineen, eli tässä veden, kiehumispistettä, käyttämällä hyväksi kiehumispisteen sidonnaisuutta paineeseen. Molemmat reaktorityypit siksi toimivat äärimmäisessä paineessa, ja siirtävät ydinpolttoaineen tuottaman lämmön suoraan veteen, jolla on poikkeuksellisen korkea lämpökapasiteetti niin itsessään kuin vaihesiirtymissäänkin. Sillä on myös alhainen viskositeetti, eli sitä on helppoa pumpata lämpöineen paikasta toiseen.
Ero taas on siinä, että PWR käyttää niin korkeaa painetta, ettei primääripiirin vesi koskaan pääse kiehumaan vesihöyryksi; sitä käytetään ainoastaan korkean lämpökapasiteetin siirtonesteenä, toissijaiseen lämmönvaihtokiertoon, joka voi tuottaa kuumempaa höyryä tai kaasua alhaisemmassa paineessa. Hintana ovat häviöt kahden kierron tähden, kuten pumppaushäviöt, sekä vaatimus paljon suuremmalle alkuinvestoinnille tukevammassa paineastiassa.
BWR taas on reaktorityyppinä yksinkertaisempi ja sen mekaaniset häviöt ovat alhaisempia, mutta se ei pääse yhtä korkeisiin käyntilämpötiloihin, eli lämpötehokkuuteen. Se ei voi tuottaa tulistettua höyryä, eli se voi kuluttaa turbiinia rajummin, tiivistyvän veden tuottaman pisaraeroosion tähden. Yhden jäähdytyskierron takia BWR-reaktori myös tuottaa neutroniaktivaatiotuotteita jäähdykkeeseen, koska ensikierron veteen syntyy lyhytaikaisia ja voimakkaasti gammasäteileviä tytärisotooppeja. Tärkein niistä lienee metastabiili 16mN, jonka puoliintumisaika ṇ. 17 sekuntia on juuri riittävä siihen, että se säteilee höyrystä tavoittaessaan turbiinihallin. Se kuitenkin relaksoituu niin nopeasti vakaampaan tilaan, että turbiinihalliin voidaan mennä pian höyrykierron sammuttamisen jälkeen.
Tämän takia BWR-voimaloissa, kuten Olkiluodon 1 & 2 -reaktoriyksiköissä, pidetään turbiinihallin ovet kiinni voimantuotannon aikana, ja ovissa on paksusti lyijyä. Halliin voi mennä varsin nopeastikin käytön loputtua, mutta ei sen aikana. Koska isot turbiinit ovat varsin hitaita käynnistää ja ajaa alas ja myös muista syistä, kiehutusvesireaktorien säteily tekee mahdottomaksi huoltaa voimalaitosta sen ollessa käytössä, ja sitä kautta vähentää voimalan teoreettista käyttöastetta merkittävästi. Turbiinihallin eristämiskustannukset yleensä kuitenkin on suunniteltu kompensoitumaan taloudellisesti yksinkertaisemman rakenteen muilla eduilla.
Turvallisuus
[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]Nykyään usein todetaan, että Fukushima I:n reaktorit olivat myös kiehutusvesireaktoreita. Reaktorityypillä ei kuitenkaan liene ollut tekemistä onnettomuuden synnyn tai seuranneiden päästöjen kanssa. Ne lähtivät odottamattomasta luonnonkatastrofista, ei suunnitteluperiaatteistaan. Toisin oli vaikkapa Tšernobylin onnettomuudessa, jossa grafiittihidasteinen reaktori tiedettiin jo alun perin epävakaaksi käytössä, ja räjähtäessään sen ejektiotuotteet radioaktiivisia palokaasuja vapauttaviksi.
Asiaa on käsitelty muun muassa IAEA:n raportissa Fukushimasta sekä Tšernobylistä, erikseen. Yleisesti ottaen painevesi- ja kiehutusvesireaktorien turvallisuudessa ei ole huomattu toisistaan poikkeavia turvallisuusvajeita, samalla kun grafiittihidastetta nykyään pidetään epävakaana ja siis turvattomana. Tšernobylin onnettomuutta vastaava höyryräjähdys ja ketjureaktion karkaaminen ei ole fysiikan lakien mukaisesti mahdollista kiehutus- tai painevesireaktoreilla.