KÄYTETYN YDINPOLTTOAINEEN LOPPUSIJOITUS Seminaarityö Nils-Johan Näkkäläjärvi Juha Pippola Harri Uusi-Rajasalo Tomi Vänskä
II SISÄLLYS 1. Johdanto...1 2. Ydinvoima ja ydinjäte...2 2.1 Ydinenergian kaupallinen käyttö...2 2.2 Ydinenergiaprosessi...2 2.3 Polttoainekierto...2 2.4 Käytetty ydinpolttoaine...4 2.5 Suomen radioaktiivisten jätteiden ryhmittely...4 2.5.1 Matala- ja keskiaktiiviset jätteet...5 2.5.2 Korkea-aktiiviset jätteet...5 3. Loppusijoituksen syyt...6 3.1 Loppusijoituksen biologiset syyt...6 3.2 Lainsäädännölliset syyt...8 4. Fyysinen toteutus...9 5. Ydinpolttoaineen loppusijoituksen tulevaisuuden näkymät ja vaihtoehdot...12 5.1 Transmutaatio (accelerator transmutation of wastes (ATW))...14 6. Johtopäätökset...15 LÄHTEET
1 1. Johdanto Harjoitustyön tavoitteena oli perehtyä ydinenergiaprosessien, sekä niiden tutkimukseen ja kehittämiseen suunnattujen laitosten polttoainevirtoihin, sekä selvittää niiden käytön jälkeistä loppusijoittamista. Tarkastelu on pyritty suorittamaan ympäristönäkökulma huomioiden, eli vastaako ydinenergiaprosessi polttoaineiden loppusijoituksen osalta eurooppalaisella tasolla asetettuja vaatimuksia tuottaa energiaa kestävän kehityksen periaatteen mukaisesti. Työssä esitetään ydinpolttoaineen turvallisuusriskejä eli varastoinnin motiiveja sekä sitä, miten nämä huomioidaan ydinpolttoaineen erilaisissa loppusijoitusmuodoissa. Lopuksi esitellään ydinpolttoaineen loppusijoitukseen liittyviä tulevaisuuden näkymiä.
2 2. Ydinvoima ja ydinjäte 2.1 Ydinenergian kaupallinen käyttö Ydinenergialla tuotetaan kaupallisesti sähköä 439 ydinvoimalassa maailmanlaajuisesti. Yhteenlaskettu sähköteho on noin 350 GW. Rakenteilla on lisäksi noin 29 laitosta. Suomessa on käytössä neljä ydinvoimalaitosta, joista kaksi sijaitsee Loviisassa ja kaksi Olkiluodossa. Tutkimuskäytössä on yksi pieni noin 250 kw:n laitos Otaniemessä. Rakenteilla on lisäksi 1600 MW:n laitos Olkiluotoon. 2.2 Ydinenergiaprosessi Lähes kaikkien ydinvoimalaitosten toiminta perustuu fissioreaktioon, joka tapahtuu neutronin osuessa uraaniytimeen (235u) ja sen edelleen halkaistessa ytimen kahdeksi kevyemmäksi ytimeksi. Tässä yhteydessä vapautuu muutama uusi neutroni ja suuri määrä energiaa. Vapautuneet neutronit aiheuttavat uusia halkeamisia mikä osaltaan auttaa ketjureaktion muodostumisessa. Reaktiossa ytimien ja neutronien liike-energia muuttuu lämmöksi niiden törmätessä toisiin atomeihin. Fissioreaktiossa syntyvät aineet eli fissiotuotteet ovat radioaktiivisia eli ne hajoavat toisiksi alkuaineiksi. Ytimet lähettävät hajotessaan säteilyä. Fissio muodostaa radioaktiivisia aineita myös neutronien törmätessä reaktorin rakennemateriaaleissa tai jäähdytysvedessä olevien aineiden ytimiin. 2.3 Polttoainekierto Ydinvoimaloiden polttoaine tuotetaan kallioperästä louhitusta malmista. Uraanimalmi on käsiteltävä ennen kuin se kelpaa polttoaineeksi. Malmi on rikastettava väkevöintilaitoksessa niin että sen U235-pitoisuus on vähintään 3-4 prosenttia. Uraanimalmissa alkuperäinen pitoisuus on noin 1,7 prosenttia. Polttoaineen valmistuksen yhteydessä väkevöity uraanidioksidi puristetaan sylinterimäisiksi napeiksi, jotka kootaan noin yhden senttimetrin paksuisten ja noin kolmen metrin pituisten zirkonisauvojen sisään. Sauvoista kootaan edelleen noin sadan sauvan polttoainenippuja. Olkiluodossa sauvaniput painavat noin 180 kg ja niitä on noin 400 kpl ja Loviisan polttoaineniput painavat noin 120 kg niitä on noin 500 kpl. Vuosittain näistä uusitaan noin neljäsosa. Polttoainenippuja pidetään reaktorissa noin kolme neljä vuotta. Käytön jälkeen ne näyttävät samanlaisilta mutta sisältö on kuitenkin muuttunut. Polttoaineesta yhä 96 prosenttia on uraania ja noin kolme prosenttia on haljennut kevyemmiksi tuotteiksi ja yksi prosentti transuraaniksi. Käytetyn polttoaineen uraani ja halkeamistuotteet ovat
3 radioaktiivisia ja hajoavat vähitellen muiksi aineiksi. Lopulta ne menettävät radioaktiivisuutensa ja toisilta aineilta siihen kuluu muutamia sekunteja kun taas toisilla se voi kestää miljardeja vuosia. Käytetyn uraanipolttoaineen radioaktiivisuus vähenee vuodessa noin sadanteen osaan alkuperäisestä. Loppusijoitettaessa eli n. 40 vuotta reaktorista poistamisen jälkeen ydinpolttoaineen radioaktiivisuudesta on jäljellä 1/1000 alkuperäisestä. Voimakkaimmin säteilevien aineiden radioaktiivisuus häviää vähitellen pois ja jäljelle jää pääasiassa sellaisia aineita, jotka ovat myrkyllisiä vain nautittuina tai hengitettyinä. Kuvissa 2.1 ja 2.2 on kuvattu Suomessa toimivien ydinvoimalaitosten vuotuista polttoainemäärää. Kuva 2.1. Avoin polttoainekierto [1] Kuva 2.2. Suljettu polttoainekierto [1]
4 2.4 Käytetty ydinpolttoaine Käytännössä Suomessa muodostuu käytettyä ydinpolttoainetta edellä kuvatun mukaisesti Olkiluodon ja Loviisan ydinvoimaloissa. Lisäksi pieniä määriä muodostuu Otaniemen koelaitteistolta. Käytetty ydinpolttoaine voidaan huolehtia joko kertakäytöllä tai kierrätyksellä. Kertakäytössä eli avoimessa polttoainekierrossa käytetty polttoaine loppusijoitetaan sellaisenaan kestäviin kapseleihin suljettuna. Kierrätyksessä eli suljetussa polttoainekierrossa käytetty polttoaine prosessoidaan kemiallisesti eli jälleenkäsitellään. Jälleenkäsittelyssä jätteestä erotetaan uraani ja plutonium, sillä nämä voidaan käyttää hyväksi uuden ydinpolttoaineen valmistuksessa. Jäljelle jäänyt runsasaktiivinen jäte loppusijoitetaan. Reaktoreista poistettuja polttoainenippuja jäähdytetään aluksi reaktorirakennuksen vesialtaissa. Muutaman vuoden kuluttua ne siirretään voimalaitoksen alueella sijaitsevaan välivarastoon, missä niput ovat veden alla useita kymmeniä vuosia odottamassa loppusijoitusta. Tänä aikana käytetyn polttoaineen radioaktiivisuus ja lämmöntuotto vähenee loppusijoituksen edellyttämälle tasolle. Suomessa syntyvistä käytetyistä ydinpolttoaineista ja ydinjätteistä on nykyisen lainsäädännön mukaan huolehdittava Suomessa. Keskeisesti vastuu ydinjätehuollon valmistelusta, rahoituksesta ja turvallisesta toteutuksesta on jätteiden tuottajilla eli ydinlaitosten käyttäjillä. Säteilyturvakeskus valvoo ydinjätehuollon turvallisuutta. 2.5 Suomen radioaktiivisten jätteiden ryhmittely Ydinlaitoksilla syntynyt jäte on ydinenergialain alaista ja muussa radioaktiivisten aineiden käytössä syntynyt jäte säteilylain alaista. Nämä pääluokat voidaan edelleen jakaa alla olevan kaaviokuvan mukaisesti alaluokkiin sen mukaan, mikä on jätteen lopullinen määränpää. Kuva 2.3. Suomen radioaktiivisten jätteiden ryhmittely [1]
5 Ydinjätteiden loppusijoitus on edennyt toteutusasteelle vasta matala- ja keskiaktiivisten jätteiden osalta, kun taas korkea-aktiivisten jätteiden loppusijoitusta ei ole vielä aloitettu missään. Useilla ydinenergiamailla, Suomi mukaan lukien, on pitkän tähtäyksen tutkimus- ja kehitysohjelma, jonka tavoitteena on korkea-aktiivisten ydinjätteiden loppusijoituksen toteutus. 2.5.1 Matala- ja keskiaktiiviset jätteet Ydinvoimalaitoksessa käytetään paljon vettä. Prosessivesien puhdistuksessa radioaktiiviset aineet kertyvät suodattimiin ja käytetyt suodattimet ovat siten radioaktiivista jätettä. Myös huolto- ja korjaustöissä syntyy jätettä, joka saattaa sisältää radioaktiivisia aineita: esimerkiksi metalliromua, eristeitä, suojamuoveja, suojaasusteita ja puhdistustarvikkeita. Edellä luetellut jätteet ovat joko matala- tai keskiaktiivisia niiden radioaktiivisten aineiden sisällön mukaan. Loviisan ja Olkiluodon ydinvoimalaitoksissa tällaista jätettä kertyy yhteensä noin 300 kuutiometriä vuodessa. Kun voimalaitokset aikanaan puretaan, syntyy lisäksi noin 40 000 kuutiometriä matala- ja keskiaktiivista jätettä. Voimalaitosjätteen määrät sisältävät kiinteyttämätöntä märkää jätettä, kiinteytettyä jätettä ja pakattua kuivaa jätettä. Aktivoitunut metallijäte, pakkaamaton romu ja ilmastointisuodattimet eivät sisälly esitettyihin määriin. 2.5.2 Korkea-aktiiviset jätteet Voimalaitoksen reaktorista poistettava käytetty ydinpolttoaine säteilee aluksi hyvin voimakkaasti. Juuri reaktorista poistetun käytetyn ydinpolttoaineen lähellä voidaan oleskella, jos säteilysuojana on vähintään muutama metri vettä tai metrin paksuinen betonieste. Ydinjäte tuottaa myös lämpöä, mikä vaikeuttaa osaltaan jätteen käsittelyä. Vaikka käytetyn ydinpolttoaineen aktiivisuus vähenee nopeasti, se säilyy pitkään hyvin vaarallisena. Yhden vuoden jäähtyneessä käytetyssä polttoaineessa aktiivisuuspitoisuus on lähes 100 biljoonaa becquerelia polttoainekiloa kohden (100 terabecquerelia kilossa). Tämä korkea-aktiivinen ydinjäte ei saa joutua kosketuksiin elollisen luonnon kanssa ja on eristettävä siitä sadoiksi tuhansiksi vuosiksi. Käytettyä polttoainetta poistetaan reaktoreista vuosittain. Suomen ydinvoimalaitoksista sitä kertyy 40 käyttövuoden aikana noin 2600 tonnia ja 60 käyttövuoden aikana lähes 4000 tonnia alkuperäisen uraanimäärän mukaan laskettuna. Käytettyä ydinpolttoainetta säilytetään 30-40 vuotta vesialtaissa valvotuissa varastoissa. Tänä aikana säteily ja lämmöntuotto vähenevät, joten jätteen käsittely helpottuu.[1]
6 3. Loppusijoituksen syyt Ionisoivan säteilyn haitat ovat olleet pitkään tiedossa. Aluksi amerikkalainen sähköinsinööri E. Thomson huomasi vuonna 1896 röntgensäteiden aiheuttavan suurilla annoksilla palovammoja. Kesti kuitenkin yli 30 vuotta ennen kuin havaittiin, että ionisoiva säteily aiheuttaa muutoksia geeneissä, ja sitä kautta myös syöpäriskin. Vuonna 1928 perustettu Kansainvälinen säteilysuojelukomissio (ICRP) asetti vuonna 1931 säteilytyölle ensimmäistä kertaa suositukset säteilyrajoista. Siitä lähtien säteilyturvallisuudesta on huolehdittu tieteelliselle yhteistyölle perustuvalla menettelyllä ja nykyisin annosrajat ovat yleensä osa lainsäädäntöä. 3.1 Loppusijoituksen biologiset syyt Käytetty ydinpolttoaine on radioaktiivista, joka säteilee ionisoivaa säteilyä. Ionisoivia säteilymuotoja ovat alfa-, beeta-, gammasäteily sekä harvinaisempi neutronisäteily. Alfa- ja beetasäteily ovat suurienergistä hiukkasmuotoista säteilyä joka ei etene ilmassakaan kuin muutamia senttimetrejä. Gammasäteilyä puolestaan syntyy fissiossa halkeamistuotteena uusien atomiytimien ja lämmön kanssa. Gammasäteily on suurienergistä sähkömagneettista säteilyä, jonka aallonpituus on tyypillisesti alle 10 pm. Ionisoiva säteily on vaarallista biologisille organismeille, koska niiden solukemia häiriintyy liiallisen ionisoitumisen vuoksi.[2] Kuva 3.1. Heliumytimistä koostuvan alfasäteilyn pysäyttää paperiarkki, elektroneista koostuvan betasäteilyn alumiinilevy ja gammasäteily vaimenee väliaineessa [2].
7 Radioaktiivisuuden yksikkö on SI-järjestelmässä becquerel (Bq), joka vastaa hajoamista sekuntia kohti. Absorboituneen annoksen yksikkö on grey (J/kg). Säteilyn yksikkönä käytetään sievertiä, joka on gray kerrottuna säteilyn haitallisuuskertoimella. Gammasäteilyn haitallisuuskerroin on yksi.[2] Luonnossa on kaikkialla ionisoivan säteilyn lähteitä, kuten avaruudesta tuleva kosminen taustasäteily ja maaperästä tuleva säteily. Keskimääräinen säteilyannos on noin 2-20 msv vuodessa. Joillakin alueilla voi saada jopa 100 msv/v säteilyannoksen. Säteilysairautta alkaa esiintyä kun kerta-annoksen koko on tuhansia msv:ejä. Sairauden varhaisiin oireisiin kuuluu väsymystä, heikotusta ja yleistä pahoinvointia. Lievään säteilysairauteen ei välttämättä liity muita oireita, vaan se paranee aikanaan ilman hoitoa. Suuremmilla annoksilla varsinainen sairaus ilmenee vasta parin viikon jälkeen altistuksesta, jolloin annoksen suuruudesta riippuen esiintyy infektioita, suolistovaurioita ja luuytimen lamaantumista. Säteilysairautta hoidetaan oireiden mukaisin hoidoin, yleensä nesteytyksellä, verensiirroilla ja mikrobilääkkeillä. Säteilysairaudesta kärsivän ennuste on varsin hyvä, jos annos on jäänyt alle 5000 msv:n. Kuolettava säteilyannos on noin 10000 msv.[2] Mikäli radioaktiivinen hiukkanen joutuu elimistöön, se aiheuttaa kudokseen erittäin suuren säteilyannoksen pienelle alueelle. Tällaisessa tapauksessa on todella suuri todennäköisyys sairastua syöpään. Kuva 3.1. Radioaktiivisuuden lasku tonnissa käytettyä ydinpolttoaineetta. Vaakaakselilla vuodet, pystyakselilla aktiivisuus. Vaakasuora viiva esittää uraanimalmin aktiivisuutta [2].
8 3.2 Lainsäädännölliset syyt Käytetyn polttoaineen radioaktiivisuus ei saa päästä mitenkään tekemisiin elollisen luonnon kanssa, eikä polttoaine saa päätyä rikollisiin käsiin, koska käytetty polttoaine on käypää pienten toimenpiteiden jälkeen ydinasekäyttöön. Tämän vuoksi on säädetty ydinenergialaki, jonka puitteissa tulee toimia. Voimayhtiöiden tulee vastata asianmukaisesti omista jätteistään, ja ne ovat vastuussa kaikista ydinjätehuollon kustannuksista. Lainsäädäntö edellyttää myös että kaikki ydintekniikassa syntyneet radioaktiiviset jätteet käsitellään, vaikka esimerkiksi rakennus- ja kaivosteollisuudessa tulee suunnilleen yhtä paljon radioaktiivista maaainesta kuin uraanin louhinnassakin. Ydinenergialaki kieltää myös ydinjätteen tuomisen Suomeen. Lainsäädännöllä on keskeinen merkitys ydinenergian käytön ohjeistamisessa. Ydinenergialaki 990/1987 ja Ydinenergia-asetus 161/1988 määrittelevät ne puitteet, joilla valvotaan ydinenergian käyttöä, siihen liittyvää lupamenettelyä, sekä ydinpolttoaineen loppusijoitusta. Laki määrittelee myös polttoaineiden valmistukseen liittyvästä kaivostoiminnasta, kuljettamisesta ja ydinaseiden leviämisen kannalta merkittävien tietojen hallussapidosta. Ydinpolttoaineen loppusijoitukseen liittyen on annettu lisäksi Valtioneuvoston päätös VNP 478/1999, joka koskee loppusijoituksen turvallisuutta. [1.] Suomessa ydinjätteiden loppusijoituksen yleisvalvonnasta vastaa kauppa- ja teollisuusministeriö. Se päättää periaatteet ja aikataulut joita voimayhtiöiden tulee noudattaa. Säteilyturvakeskus (STUK) valvoo käsittelyn, varastoinnin ja loppusijoituksen turvallisuutta. Lisäksi ydinjätteen tuottajille on asetettu raportointivelvoitteita varmistaakseen loppusijoittamisen asianmukaiset tutkimukset. STUK tarkastaa tutkimukset muiden asiantuntijaorganisaatioiden avustamana. Ydinjätteen loppusijoitusta koskevat myös useat kansainväliset sopimukset ja suositukset, joita organisoivat muun muassa Euratom ja Kansainvälinen atomienergiajärjestö (IAEA).
9 4. Fyysinen toteutus Ydinvoimalaitoksien energiaprosesseista, käytetyn polttoaineen jälleenkäsittelystä ja muista lähteistä peräisin oleva ydinjätteen loppusijoituspaikka riippuu vahvasti jätteen aktiivisuudesta. Suomessa käytetään jakoa keski- ja matala-aktiiviseen sekä korkeaaktiiviseen jätteeseen. Loppusijoituspaikan olosuhteiden ja käytettyjen suojausmenetelmien lisäksi tulee huolehtia myös jätteen kuljetuksen turvallisuudesta. Pohjoismaissa ja muualla seismisesti vakailla alueilla loppusijoituslaitostyyppinä suositaan kallioluolastoa. Muita maailmalla käytettyjä vaihtoehtoja ovat muun muassa betonibunkkereihin tai hylättyihin kaivoksiin säilöntä. Käytetyn ydinpolttoaineen matka loppusijoituslaitokselle alkaa kuljetuksella ydinvoimaloiden välivarastoilta, joissa käytetty polttoaine pakataan erikoissäiliöihin. Osa käytetystä polttoaineesta voidaan jälleenkäsitellä uudelleen polttoaineeksi, mutta tässäkin prosessissa syntyy ydinjätettä, joka vaatii loppusijoitusta. Kuljetuksessa käytettävät säiliöt ja henkilöstö ovat viranomaisten ohjeistuksen ja valvonnan alaisia. Säiliöiden tulee kestää kovia mekaanisia ja termisiä rasituksia, joten yleinen valmistusmateriaali on teräs, joka toimii samalla säteilysuojana. Kuljetusajoneuvoina käytetään junia, autoja ja laivoja.[3.] Loppusijoituspaikalle saavuttua käytetty ydinpolttoaine pakataan raskaisiin metalliputkiin eli kapseloidaan. Kuvassa 4.1 vasemmalla on esitetty pelkistetty malli Suomessa käytetyistä kapseleista, joihin käytetty polttoaine pakataan nippuina. Kuva 4.1. Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoituskapselit [1].
10 Kapselin korkeus on neljästä viiteen metriä, ulkohalkaisija on noin yksi metri ja tyhjän kapselin massa on noin 20 tonnia. Sijoitettavat polttoaineniput ovat esimerkiksi Olkiluodossa noin neljä metriä korkeita ja sisältävät uutena 180 kilogrammaa uraania. Käytettyjä polttoainekapseleita mahtuu tyypilliseen kapseliin 12 kappaletta. Kapselin tulee sietää kovaa mekaanista rasitusta ja korroosiota, joten rakenteessa käytetään kahta materiaalia: ulompi kuparikerros suojaa syöpymiseltä ja sisempi pallografiittirautakerros tuo kestävyyttä. Ennen väli- ja loppusijoitusvarastoon siirtoa polttoaineen sisältävä kapseli hitsataan kiinni vesitiiviyden takaamiseksi. Valmiit kapselit kuljetetaan erikoisajoneuvoilla loppusijoituslaitokseen. Loppusijoituksella tarkoitetaan ydinjätteen lopullista eristämistä elollisesta luonnosta. Suomessa tällaisia loppusijoituslaitoksia on tällä hetkellä Olkiluodon ja Loviisan ydinvoimalaitosten alueella ja ne ovat tyypiltään kallioluolastoja. Varastoitava jäte on lyhytikäistä (puoliintumisaika t 1/2 30a) matala- ja keskiaktiivista (aktiivisuus maksimissaan 1 MBq/kg ja 10 GBq/kg) ydinjätettä. Olkiluotoon on suunnitteilla korkea-aktiivisen jätteen säilytyspaikka vuoden 2020 tienoilla. Kalliosijoituksen lisäksi maailmalla on käytössä maanpäällisiä betonibunkkereita (Japani, Tshekki, Espanja) ja maahan hautausta (USA, Iso-Britannia). Kuvassa 4.2 on esitetty periaatteellinen rakenne Olkiluodon kallioluolastosta. Kuva 4.2. Olkiluodon voimalaitosjäteluola [4]. Olkiluodon kalliokompleksi ulottuu noin 500 metrin syvyyteen ja maanpäällinen vaadittava tila on käytön aikana 40 hehtaaria. Kapseloitu ydinjäte varastoidaan 400-500 metriin, jonne kapselit sijoitetaan kuvan 4.1 mukaisesti pystysuuntaisesti tunneleihin
porattuihin reikiin. Reiät tiivistetään savella, jota turpoaa pohjaveden imeytyessä saven huokosiin. Savi suojaa kapselia mahdolliselta kallioperän liikunnalta. Tunnelien haarautuva rakenne muistuttaa kalanruotoa ja niiden yhteispituus on kymmeniä kilometrejä. Kun tunnelinhaaraan on sijoitettu sinne mahtuva kapselimäärä, tunneli täytetään kallio- ja savimurskeella. [3.] Loppusijoitetun ydinjätteen turvallisuudesta huolehtivat tiivis ja kestävä pakkaus kapseleihin sekä kallion tai paksun betonin avulla saavutettu lisäsuoja säteilyä vastaan. Kallioluolaston luonnollisena lisäetuna on jätteen vaikea saavutettavuus sijoituksen jälkeen, mikä vähentää ulkopuolisten kiinnostusta jätteeseen ja mahdollistaa loppusijoitustoiminnan päätyttyä ja päätunneleiden täyttämisen jälkeen alueen turvallisen valvomatta jättämisen. Loppusijoitukseen liittyviä riskejä ovat kapseloinnin vaatima tiivis kuparikannen hitsaus, joka epäonnistuessaan johtaa rakenteen ennenaikaiseen hapettumiseen ja mahdolliseen pohjaveden kontaktiin polttoaineen kanssa. Polttoainetta suojaa pohjavedeltä kuparin lisäksi savi ja kuparikerroksen alainen pallografiittirauta sekä itse polttoainekennon tukirakenne. Kuljetuksiin liittyy varkaus-, onnettomuus- ja säteilyriski. Erityisesti laivakuljetuksissa kuljetussäiliöllä on onnettomuustapauksessa riski joutua veteen, jolloin säiliön tiiviys joutuu koetukselle. Riskejä voidaan pienentää tiukalla valvonnalla ja ohjeilla. 11
12 5. Ydinpolttoaineen loppusijoituksen tulevaisuuden näkymät ja vaihtoehdot Maailmalla on tällä hetkellä 439 ydinvoimalaa ja 39 rakenteilla tällä hetkellä joten myös jätettä tulee sen mukaan ja lisäksi jätteitä tuottaa myös aseteollisuus. Mikään maa ei ole vielä päässyt sijoittamaan korkea-aktiivista ja pitkäikäistä jätettä kuten käytettyä polttoainetta loppusijoituskohteeseensa vaan kaikki käytetty ydinpolttoaine on ns. välivarastoissa. 250 000 uraanitonnia vastaava jätemäärä käytettyä polttoainetta odottaakin siis lopullista sijoituspaikkaa. Kuvasta 5.1 näemme että Suomi on ensimmäisten maiden joukossa toteuttamassa korkea-aktiivisten jätteiden loppusijoitusta. Suomessa maksimi loppusijoituskapasiteetiksi on suunniteltu 2600tU joka vastaa 40 vuoden aikana syntyvää jätemäärää suomen ydinvoimaloista. Myöskin uusien voimaloiden ja nykyisten voimaloiden 60 vuoden käyttöiän aiheuttaman lisäkapasiteetin mahdollisuuksia on tutkittu. [1, 6] Kuva 5.1. Korkea-aktiivisten jätteiden loppusijoituspaikkojen rakennussuunnitelmat maittain. [1] Suomessa ydinpolttoaineen loppusijoituksen tutkimus-, kehitys- ja suunnittelutyöstä vastaa Posiva Oy joka tekee tiivistä yhteistyötä Ruotsin ydinjätehuoltoyhtiö SKB:n (Svensk Kärnbränslehantering AB) kanssa kapselointi ja loppusijoitustekniikan kehittämisessä. Posiva on tutkinut jo vuodesta 2003 olkiluodon kallioperän mahdollisuuksia loppusijoitukseen ja nyt rakenteilla on maanalainen tutkimustila ONKALO jonka tarkoituksena on saada tarkkaa tietoa kallioperästä ennen
13 loppusijoituspaikan lopullista suunnittelua ja tutkia loppusijoitustekniikoita oikeissa olosuhteissa. Hintaa onkalolle ja tutkimuksille on arvioitu tulevan 60milj euroa. [4] Kuva 5.2. ONKALO [4] Kalliohautausta pidetään tällä hetkellä siis parhaana vaihtoehtona korkea-aktiivisten jätteiden loppukäsittelylle mutta puoliintumisajan ollessa tuhansia, jopa miljoonia vuosia, on mahdotonta ennustaa miten esimerkiksi ilmastonmuutos vaikuttaa kallioperään ja mahdollisiin luonnonmullistuksiin. Monesti onkin tutkittu mahdollisuutta avata lopullinen sijoituspaikka tulevaisuudessa jos ydinjätteiden hävitystekniikka tekee sen tarkoituksenmukaiseksi. Valtioneuvoston antamissa turvallisuusmääräyksissä loppusijoitustilan tulee olla avattava. Usein puhutaan jätteiden palautettavuudesta. Tällä hetkellä ainut suunniteltu vaihtoehto geologiselle eristämiselle Suomessa on jatkaa jätteiden pitämistä maanpäällisissä välivarastoissa. Tämä kuitenkin tarkoittaa jatkuvaa valvontaa ja huoltoa ja ovat hyvin riippuvaisia tulevaisuuden yhteiskuntamuodoista. Kallioluolaston vaihtoehdoiksi on ehdotettu myös syviä porareikiä ja merisedimenttiä mutta nämä vaihtoehdot ovat lopullisia eli niistä jätteiden palauttaminen olisi lähes mahdotonta. [1]
14 Kuva 5.3. Käytetyn polttoaineen loppusijoitusvaihtoehtoja. [1] 5.1 Transmutaatio (accelerator transmutation of wastes (ATW)) Kalliolouhosloppusijoituksen rinnalle on yhtenä vaihtoehtona ehdotettu pitkäikäisten jätteiden erottamista ja niiden haitallisuuden alentamista transmutaatiolla. Transmutaatiossa aktiivinen aine muutettaisiin vakaammaksi, lyhytikäisemmäksi tai halkeavaksi eli fissiiliksi. n käyttökohteina olisi hyvin pitkäikäiset, jopa yli miljoonien vuosien puoliintumisajan omaavat ainesosat kuten jodi 129 ja seleeni 79. Transmutaatio tapahtuu ampumalla ydinjätettä neutroneilla jolloin esim. pitkän puoliintumisajan omaava ja vaikeasti eristettävänä pidettävä teknetium 99-isotoopi muuttuu vakaaksi teknetium 100-isotoopiksi minuuteissa. Lopulliseksi vaihtoehdoksi menetelmästä ei ole mutta se tarjoaa hyvää apua vaikeasti hallittavien ja eristettävien jätteiden käsittelyyn. [5] Yksi suuri ongelma transmutaatiota käytettäessä muodostuu ydinjätteen erottelusta joka on aineiden samankaltaisuuden vuoksi varsin vaikeaa ja myös poliittisesti arvelluttavaa puhtaan plutoniumin takia. Järjestelmä vaatisikin kalliin jälleenkäsittelylaitoksen rakentamista jossa käytetystä polttoaineesta eroteltaisiin transmutaatiolla käsiteltävät osat, loppusijoituskohteeseen suoraan menevät osat ja MOX-polttoaineeksi kierrätettävät osat. Käytetystä ydinpolttoaineesta saadaankin kierrätettyä jopa 95% uusiokäyttöön mutta jälleenkäsittelyn ollessa huomattavan kallista, käytetyn ydinpolttoaineen kierrätys on tällä hetkellä varsin vähäistä. Jälleenkäsittelylaitoksia löytyy tällä hetkellä suurista ydinvoimavaltioista eli Britanniasta, Ranskasta, Venäjältä ja Japanista. Myöskin suuri osa ydinaseista hävitetään muuttamalla se MOX-polttoaineeksi. Tosin MOX-polttoaineen tehokkuutta ja turvallisuutta on kritisoitu paljon. [5, 7, 8]
15 Kuva 5.4. Transmutaatio hävitysketjussa. 6. Johtopäätökset Ydinenergiaprosesseja ohjaava lainsäädäntö on todella kattava ja muodostaa keskeisen ohjausvaikutuksen arvioitaessa polttoaineiden loppusijoituksen luotettavuutta. Ydinenergialaki muutettiin vuonna 1994 mm. jätteiden osalta niin, että kaikki Suomessa syntyvä ydinenergiajäte on varastoitava Suomeen. Lisäksi siinä kiellettiin ydinjätteiden tuonti Suomeen. Korkea-aktiivinen ja pitkäikäinen ydinjäte on radioaktiivista ja hengenvaarallista vielä useiden tuhansien vuosien jälkeenkin. Suomessa Loviisan ja Olkiluodon nykyiset ja tulevat loppusijoitustilat ovat peruskalliossa, joka tarjoaa luonnollisen ja vahvarakenteisen sijoitusalustan suomalaiselle ydinjätteelle. Loppusijoituspaikan turvallisuuden lisäksi ydinjätteen loppusijoituksen kriittisiä vaiheita ovat kuljetus säilytyspaikalle sekä jätteen virheetön ja turvallinen kapselointi. Loppusijoitus kallioperään ei poista itse jätettä vaan se eristetään elollisesta maailmasta parhaalla mahdollisella tavalla, mutta tulevaisuutta ja sen luonnonmullistuksia ei voida ennustaa. Vaihtoehtoisesti jo nyt voidaan transmutaation avulla vähentää radioaktiivisuutta ja lyhentää puoliintumisaikoja.
16 LÄHTEET [1] http://www.stuk.fi/ [2] www.wikipedia.fi [3] Energiateollisuus Ry, Hyvä tietää ydinjätteestä [4] www.posiva.fi [5] http://www.ornl.gov/info/ornlreview/rev26-2/text/radside1.html [6] http://www.iaea.org/programmes/a2/index.html [7] http://www.tkk.fi/units/aes/courses/crspages/tfy-56.181_97/transmut.pdf [8] http://fi.wikipedia.org/wiki/ydinpolttoainekierto