Polttoainesyklit, jälleenkäsittely, ydinjätehuolto; ydinturvallisuus, riskianalyysi Seppo Sipilä
LWR-polttoainesyklit: kertakäyttösykli Ydinpolttoaineen raaka-ainehankinta, valmistus, käyttö ja käytöstä poisto muodostavat polttoainesyklin. Yksinkertaisin on kertakäyttösykli (once-through): Uraanin louhinta ja esikäsittely Jätteen loppusijoitus U 3 O 8 150047 U back end jäähtynyt polttoaine UF 6 - konversio häviöt 750 U UF 6 149297 U Käytetyn polttoaineen välivarasto ~3 paino-% 235 U UF 6 Väkevöinti 821 235 U 27249 U 0.2 paino-% 235 U tails, 122048 U front end käytetyt niput EOC Reaktori Polttoaineen valmistus häviöt 8 235 U 272 U UO 2 -elem. BOC Massavirrat [kg] / 0.75 GW e a BOC = latausjakson alku EOC = latausjakson loppu U-235 U fissiili Pu Pu koostumus raskasmetalli fissiotuotteet BOC 813 26977 - - 26977 - EOC 220 25858 178 246 26104 873 PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 2
U-Pu uudelleenkierrätyssykli Uraanin louhinta ja esikäsittely jätteen loppusijoitus U 3 O 8 79387 U uraanin uudelleenkierrätys väkevöintiin 162 235 U 16572 U UF 6 - konversio back end häviöt 480 U Käytetyn polttoaineen välivarasto häviöt front end ~3 paino-% UF 235 6 U UF 6 Väkevöinti 95479 U 568 235 U 0.2 paino-% 235 U tails, 77841 U Pu 267 FPu 441 Pu käytetyt niput EOC 30 vuodessa ~40% säästö U 3 O 8 :n kulutuksessa jälleenkäsittely Puvarasto 17638 U Reaktori Polttoaineen valmistus häviöt 6 235 U 176 U UO 2 -elem. BOC PuO 2 / UO 2 - (MOX) elem. MOX-polttoaineen valmistus 9056 U (jälleenkäsitelty, tails ) PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 3
Käytetyn polttoaineen hyödyntäminen Noin 2 vuoden välein LWR-reaktori suljetaan ja noin kolmannes (PWR) tai neljännes (BWR) käytetystä polttoaineesta korvataan uudella ja siirretään varastoaltaaseen. Jäähdyttyään altaassa suurimman aktiivisuutensa pois käytetty polttoaine siirretään joko välivarastoinnin kautta jätteen loppusijoitukseen (kertakäyttösykli) tai jälleenkäsittelyyn uraanin ja plutoniumin erottamiseksi uudelleenkäyttöä varten. Kertakäyttösyklissä menee hukkaan kelvollista ydinmateriaalia: LWR:t konvertoivat 238 U:sta 239 Pu:ta (ja 241 Pu:ta) noin kertoimella 0.6 1000 MWe laitoksesta saadaan ulos noin 180 kg fissiiliä Pu:ta sekä 220 kg 235 U:ta polttoainetäydennyksen yhteydessä, mikä vastaa energiasisällöltään miljoonaa tonnia hiiltä. Polttoainelatauksen vaihto meneillään: latauskone poistaa tai siirtää vanhoja nippuja ja asentaa uusia. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 4
MOX-polttoaine, 235 U:n uudelleenväkevöinti Käytetyn polttoaineen fissiili U ja Pu saadaan talteen jälleenkäsittelyllä, jossa ne erotetaan kemiallisesti. Erotettu plutonium ja uraani yhdistetään oksideina (UO 2 ja PuO 2 ) MOX-polttoaineeksi (Mixed OXide), joka palautetaan reaktorikäyttöön. Yli jäävä 235 U fluorataan UF 6 :ksi ja palautetaan väkevöintiin uraanipolttoaineen valmistamiseksi. Uudelleenkierrätys voi alentaa LWR:n U 3 O 8 -kulutusta jopa 40% reaktorin elinkaaren aikana, mutta nykyisessä tilanteessa taloudellinen kannattavuus ei vielä ole merkittävä. Jotkut maat (esim. Japani, Ranska, Englanti, Saksa) panostavat kuitenkin uudelleenkierrätykseen vähentääkseen riippuvuuttaan tuontipolttoaineesta. Sellafieldin MOX-tehdas (2001 2011, suljettiin Fukushiman takia). PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 5
Polttoainesauvan rakenne hermeettisesti suljettu halkaisija ~1 cm, pituus ~4 m (PWR) kaasutila täytetty heliumilla (PWR: ~10 30 bar) palaman kasvaessa fissiotuotekaasuja (mm. Xe, Kr) ja haihtuvia isotooppeja (mm. I, Te) vapautuu kaasutilaan kaasutila vähentää pellettien kontaktia suojakuoreen ja antaa niille tilaa turvota palaman kasvaessa mahd. eristepelletti (alumiinia) kaasutila päätytulppa (Zircaloy) jousi (Inconel) polttoainepelletit: UO 2 tai (U/Pu)O 2 kaasuaukko, uutena ~0.1 mm (PWR) suojakuori (LWR: Zircaloy), paksuus ~0.5 mm, normaali käyttölämpötila (LWR) ~300 350 C PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 6
Jälleenkäsittely Käytetyn ydinpolttoaineen jälleenkäsittelyyn fissiilin materiaalin ( 235 U, 239 Pu) erottamiseksi on kehitetty useita menetelmiä. 1950-luvulta alkaen lähes kaikki jälleenkäsittelylaitokset käyttävät PUREXliuotinmenetelmää, joka perustuu U:n ja Pu:n erilaisiin hapettumis- ja pelkistymisominaisuuksiin on mahdollista hapettaa tai pelkistää toisiinsa sekoittuneita raskasmetalleja toisistaan riippumatta. aluksi polttoainesauvat pilkotaan noin 3 5 cm paloiksi, jotka liuotetaan kiehuvassa, väkevässä typpihappoliuoksessa (HNO 3 ) vapautuvat osin radioaktiiviset kaasut kerätään talteen (lähinnä 3 H ja 85 Kr) liuoksesta suodatetaan polttoaine-elementtien liukenemattomat osat (pääasiassa suojakuoria sekä noin 10% fissiotuotteita - palladium, rodium, rutenium, molybdeeni, myös hieman plutoniumia jonka liukoisuus on uraania huonompi). PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 7
Fissiotuotteiden poisto Plutoniumin poisto Uraanin poisto Uraanin ja plutoniumin erotus PUREX-prosessi (Plutonium and Uranium Recovery by EXtraction): 1) erotetaan U ja Pu fissiotuotteista absorboimalla ne väkevästä typpihapon vesiliuoksesta nitraateiksi Käytetty polttoaine mekaaninen paloittelu kaasujen talteenotto sopivaan orgaaniseen liuottimeen (30% tributyylifosfaatin eli TBP:n kerosiini- tai dodekaaniliuos) joka jättää fissiotuotteet vesiliuosfaasiin. Tarvitaan voimakasta sekoitusta (faasit eivät luonnostaan sekoitu). HNO 3 liuotus suodatus 2) pelkistetään Pu valenssitilaan 3+ laimealla pelkistinliuoksella, jolloin se ei enää liukene TBP-liuottimeen ja erottuu uudelleen vesiliuosfaasiin. orgaaninen liuotin 3) erotetaan U orgaanisesta faasista laimealla typpihapolla (siirtyy takaisin vesiliuosfaasiin). Jäljelle jäävä orgaaninen liuos puhdistetaan ja käytetään uudelleen. Vaiheita 1 3 toistetaan U- ja Pu-liuoksille. 1) 2) 3) HNO 3 pelkistin HNO 3 fissiotuotejäte Pu uraani jätteeksi tai talteen U liuottimen org. liuotin ioninvaihtimeen talteenotto Pu:n puhdistukseen voidaan käyttää myös ioninvaihtohartseja, joista Pu saadaan talteen laimealla hapolla; konsentrointi höyrystämällä. Lopputuote: U- ja Punitraattiliuokset. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 8
Ydinjätetyypit Polttoainesyklin eri vaiheissa (uraanimalmin louhinta, polttoaineen valmistus, käyttö reaktorissa, käytetyn polttoaineen jälleenkäsittely) syntyy erilaisia radioaktiivisia jätteitä. Jätettä syntyy myös ydinvoimalan käytöstä poiston ja purkamisen yhteydessä. Ydinvoimateollisuuden ohella merkittäviä määriä radioaktiivisia jätteitä syntyy mm. sairaaloissa ja ydinaseohjelmissa Ydinjäte voidaan jaotella neljään luokkaan: korkea-aktiivinen jäte (kertakäyttösyklissä käytetty ydinpolttoaine, kierrätyssyklissä fissiilin materiaalin erotuksen alkuvaiheessa syntyvät jätteet) transuraanijäte, lähinnä Pu-isotoopit konsentraation ollessa yli 37 Bq/g (syntyy polttoaineen jälleenkäsittelyssä, Pu-polttoaineen valmistuksessa ja ydinaseiden valmistuksessa matala-aktiivinen jäte, aktiivisuus alle 37 Bq/g transuraaneja sekä muu aktiivisuudeltaan vähäinen jäte louhinta- ja U 3 O 8 -valmistusjäte, sisältää vähäisiä määriä luonnossa esiintyviä radionuklideja (lisäksi huolenaiheena vapautuva radon 222 Rn tytärnuklideineen). PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 9
Polttoainejätteen säteilykoostumus Useimpien (satojen) fissiotuotteiden puoliintumisaika on hyvin lyhyt. viidellä fissiotuotenuklidilla T 1/2 on 1 5 vuotta kahdella ( 90 Sr, 137 Cs) T 1/2 ~ 30 vuotta kolmella ( 93 Zr, 129 I, 135 Cs) T 1/2 > 10 6 vuotta (käytännöllisesti katsoen stabiileja). Pitkällä aikavälillä merkittäviä fissiotuotesäteilijöitä ovat siten vain 90 Sr ja 137 Cs. Cesium 137 Cs on beta- ja gammasäteilijä, joka hajoaa stabiiliksi nuklidiksi 137 Ba. Strontium 90 Sr on betasäteilijä, joka hajoaa nuklidiksi 90 Y Yttrium 90 Y on betasäteilijä (T 1/2 = 64 h), joka hajoaa stabiiliksi nuklidiksi 90 Zr. Polttoaineessa on myös uraania raskaampia aktinideja, joille T 1/2 on tyypillisesti pitkä. 239 Pu: T 1/2 = 24000 a 241 Am: T 1/2 = 433 a noin 700 vuoden kuluttua aktinidit ovat jätteen aktiivisin komponentti. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 10
A (Ci/GW e a) Polttoainejätteen kokonaisaktiivisuus Polttoaineen kokonaisaktiivisuus riippuu käytetystä polttoainesyklistä: kertakäyttösyklissä jätteen aktiivisuus säilyy satojatuhansia vuosia transuraanien aktinidien vuoksi uudelleenkierrätyssyklissä plutonium palautuu reaktoriin ja fissioituu lyhytikäisemmiksi fissiotuotteiksi. Suomalaiset ydinvoimalat toimivat kertakäyttösyklillä; tosin 1990-luvun puoliväliin asti Loviisan käytetty polttoaine toimitettiin jälleenkäsittelyyn Neuvostoliittoon / Venäjälle. 10 6 10 5 10 4 10 3 LWR U/Pu-kierrätys, (Pu ( Pu vain varastoidaan) varastoidaan ) LWR kertakäyttö LMFBR U/Pu 10 0 10 0 10 1 10 2 10 3 10 4 10 5 t (a) pelkät fissiotuotteet uraanimalmi PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 11
Korkea-aktiivinen jäte Suurin osa maailman korkea-aktiivisesta jätteestä on peräisin ydinaseohjelmista, välivarastoituna nestemäisenä tai vuotojen välttämiseksi kiinteytettynä. Polttoainejätteen kaupallista jälleenkäsittelyä tehdään useissa maissa (esim. Englanti, Ranska, Japani, Venäjä). Kertakäyttösykliä soveltavia maita ovat mm. USA, Suomi ja Ruotsi. Jätteen loppusijoitusratkaisu riippuu polttoainesyklistä: kertakäyttösyklin polttoainejäte voidaan loppusijoittaa sellaisenaan sopivissa säiliöissä vakaisiin geologisiin muodostumiin, esim. ehjään peruskallioon. jälleenkäsitelty jäte, josta plutonium on kierrätetty uudelleen käyttöön, helpottaa loppusijoitusta. Fissiotuotteet muodostavat vain murto-osan koko polttoainejätteen massasta, joten jälleenkäsittely pienentää loppusijoitettavan jätteen määrää noin 97%. Nestemäinen jäte voidaan kiinteyttää kuivattamalla, sekoittaa lasiainekseen ja lasittaa. Toinen tapa estää nuklidien vapautuminen on pakata kiinteytetty jäte keraameihin (vrt. TRISO-polttoaine). Lopulta lasiin tai keraameihin kiinteytetty jäte voidaan loppusijoittaa sopivissa säiliöissä vakaisiin geologisiin muodostumiin. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 12
Transmutaatio: eroon pitkäikäisistä jätteistä? Polttoainejätteen pitkäikäisten aktinidien fissioiminen nopeilla neutroneilla vähentäisi polttoainejätteen varastoinnin aikajännettä merkittävästi (alle 10 000 vuoteen). Voidaan toteuttaa nopeissa reaktoreissa, Rubbian alikriittisessä energiavahvistimessa (etuna inherentti turvallisuus) tai fuusioneutroneilla. Myös pitkäikäisten fissiotuotteiden transmutaatiota neutronikaappauksilla tutkitaan: esim. 129 I sekä polttoainejätteessä runsas 99 Tn (T 1/2 = 211 000 a). alikriittinen sydän protonisuihku (~1 GeV) spallaatiokohtio (torium) Toistaiseksi teknologia ei ole tuotantoasteella eikä taloudellisesti kilpailukykyistä, mutta alan tutkimusta tehdään eri puolilla maailmaa. Rubbian alikriittinen reaktori : kaasujäähdytteinen nopea reaktori, jonka sydän on alikriittinen. Energisillä protoneilla pommitettu spallaatiokohtio tuottaa kriittisyydestä puuttuvat neutronit. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 13
Torium: tulevaisuuden reaktoripolttoaine (?) Etuja: lähes kolminkertainen terminen s a kuin 238 U:lla: tehokas konversio 232 Th 233 U 233 U:lla selvästi pienempi terminen s g kuin 235 U:lla ja 239 Pu:lla; s f samaa luokkaa ThO 2 kemiallisesti vakaampaa ja paremmin lämmön- ja säteilynkestävää kuin UO 2 korkea palama mahdollinen Toriumsyklissä syntyy vähemmän sivutuoteaktinideja (Am, Np, Cm) kuin 235 U- syklissä ja selvästi vähemmän plutoniumia kuin 238 U- 239 Pu -syklissä soveltuu ydinasemateriaalin hävittämiseen Haittoja: ThO 2 :n korkea sulamispiste hankaloittaa polttoaineen valmistusta 232 U:n (sivutuote) tytärytimet voimakkaan g-aktiivisia (toisaalta estää proliferaatiota) 232 Th 233 U -konversion väliytimen 233 Pa pitkä puoliintumisaika 27 d pidempi sykli, 12 kk jäähdytys ennen jälleenkäsittelyä hankalampi jälleenkäsittely: ThO 2 liukenee huonosti typpihappoon, tarvitaan fluoridikatalyytti, joka syövyttää teräsrakenteita ja vaatii Al-nitraatin lisäämistä Al-jäte PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 14
Toriumsyklit Avoin sykli: toriumista hyödettävän 233 U:n ohella polttoaineena väkevöity 235 U tai 239 Pu soveltuu aseplutoniumin hävittämiseen Pu:n erottelu polttoainejätteestä vaikeaa enintään n. 40% tuotetusta tehosta peräisin 233 U:n fissioista Suljettu sykli: erittäin tehokas 232 Th:n hyödyntäminen, ideaalitapauksessa ( 232 Th, 233 U)O 2 - polttoaine, josta jälleenkäsittelyssä tehdään uutta ( 232 Th, 233 U)O 2 -polttoainetta monivaiheisia syklejä: esim. PHWR ( 235 U, 232 Th)O 2 239 Pu-erottelu LMFBR ( 239 Pu, 238 U, 232 Th)O 2 {233 U-erottelu AHWR ( 232 Th, 233 U)O 2 PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 15
Polttoainejätteen käsittely Suomessa Suomen ydinvoimalaitoksilla käytettyä polttoainetta syntyy yhteensä noin 70 t / vuosi. Olkiluodossa polttoaineniput ovat reaktorissa n. 4 vuotta ja Loviisassa n. 3 vuotta. Joka vuosi noin 1/4 polttoaineesta vaihdetaan tuoreeseen, mikä tarkoittaa Olkiluodossa noin 100 ja Loviisassa 120 uutta nippua / vuosi. 1990-luvun puoliväliin asti Loviisan käytetty polttoaine palautettiin Venäjälle Majakin jälleenkäsittelylaitokselle. Reaktoreista poistettuja polttoainenippuja jäähdytetään aluksi reaktorirakennuksen vesialtaissa. Muutaman vuoden kuluttua niput siirretään voimalaitoksen alueella sijaitsevaan välivarastoon, missä ne ovat veden alla useita kymmeniä vuosia odottamassa loppusijoitusta. Tänä aikana aktiivisuus vähenee ja jätteen käsittely helpottuu. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 16
Polttoainejätteen loppusijoitus kallioperään Suomessa käytetty ydinpolttoaine on tarkoitus loppusijoittaa syvälle ehjään peruskallioon Olkiluotoon. Loppusijoituslaitoksen louhintatyöt alkavat joulukuussa 2016. kallio suojaa loppusijoituskapseleita ulkoisilta voimilta; mekaanisesti & kemiallisesti vakaat olot kallio rajoittaa loppusijoituskapselien kanssa kosketuksiin pääsevän veden määrää satojen metrien syvyydessä kalliossa vesi on lähes hapetonta ja sen liike vähäistä, joten kapselin syöpyminen on äärimmäisen hidasta. jos polttoaine kuitenkin jostain syystä joutuu kosketuksiin pohjaveden kanssa, siitä liukenevat aineet pysyvät kapseleiden läheisyydessä (vrt. Oklon reaktori Gabonissa). Kallioperä ei ole ainoa loppusijoituksen turvallisuustekijä. Muita tekijöitä ovat käytetyn polttoaineen keraaminen olomuoto (liukenee huonosti) ja suojakuoret kapselin kaksinkertainen metallikuori (sisempi kuori valurautaa, ulompi kuparia) kapselia ympäröivä bentoniittisavi. Ydinenergialaki velvoittaa jätteen tuottajan huolehtimaan sen loppusijoituksesta kuluineen. Varoja ydinjätteiden loppusijoitukseen on laitosten toiminnan alusta asti kerätty sähkön hinnoissa kuluttajilta. Ydinjäterahastossa on v. 2016 lähes 2500 M. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 17
Polttoainejätteen loppusijoitus: luolasto Kapselointilaitoksessa täytetyt ydinjätekapselit kuljetetaan hissillä maanalaiseen loppusijoitustilaan noin 420 metrin syvyyteen. Loppusijoitustila muodostuu 25 metrin välein louhituista sijoitustunneleista, joita yhdistää keskustunneli. Kapselit sijoitetaan tunnelien lattiaan porattuihin reikiin muutaman metrin välein ja ympäröidään bentoniittisavella, joka absorboi voimakkaasti vettä ja paisuu samalla. Savi estää veden virtauksen suoraan säiliön pinnalle ja myös suojaa säiliötä kallion liikunnoilta. louhintatyöt alk. 12/2016 PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 18
Polttoainejätteen loppusijoitus: kapselointi Loviisa 1 & 2, Olkiluoto 1 3: noin 5500 tonnia käytettyä polttoainetta, 2800 kapselia Loppusijoituskapseli on pallografiittiraudasta valettu säiliö, jota ympäröi vesitiivis 5 cm paksu syöpymätön kuparikuori. Loppusijoituksen jälkeen tunnelit täytetään bentoniittisaven ja kivimurskan seoksella. Jätteen uudelleen esiin kaivaminen on mahdollista. OLKILUODON KAPSELI Korkeus 4,8 m Paino 20,9 t (tyhj.) 12 nippua/säiliö LOVIISAN KAPSELI Korkeus 3,6 m Paino 16,1 t (tyhj.) 12 nippua/säiliö PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 19
Korkea-aktiivisen jätteen aktiivisuus PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 20
Voimalaitosjäte Ydinvoimalaitoksen käytön ja huoltojen yhteydessä syntyy matala- ja keskiaktiivista jätettä, jota sanotaan voimalaitosjätteeksi (VLJ): matala-aktiivisia: huoltotöissä käytetyt suojamuovit, työkalut, suojavaatteet, pyyhkeet keskiaktiivisia: prosessivesien puhdistusmassat. Olkiluodossa voimalaitosjätettä kertyy 150 200 m 3 /a, Loviisassa 100 150 m 3 /a. Matala-aktiiviset jätteet puristetaan tynnyreihin. Kokoonpuristumaton jäte pakataan teräs- tai betonilaatikoihin. Keskiaktiiviset vedenpuhdistusmassat kiinteytetään bitumiin ja sementtiin ja valetaan tynnyreihin. Voimalaitosjäte loppusijoitetaan omaan loppusijoitusluolaansa 60 110 m syvyyteen sekä Loviisassa että Olkiluodossa. Olkiluodon VLJ-luola PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 21
Purkujäte Osa ydinvoimalan rakenteista aktivoituu käytön aikana, joten laitoksen toiminnan loputtua nekin on loppusijoitettava. Merkittävin komponentti on reaktorin paineastia. Ydinvoimalan sulkemisen jälkeisiä toimia, joihin myös purkujätteen loppusijoittaminen kuuluu, kutsutaan käytöstä poistoksi. Sekä Loviisassa että Olkiluodossa purkujäte on ajateltu loppusijoitettavaksi voimalaitosjäteluolaan. Olkiluodon voimalaitosyksiköiden käytön päätyttyä purkutyöt on suunniteltu tehtäväksi 30 vuoden kuluttua laitoksen sulkemisesta. Viivästetyn purkamisen etuna on lyhytikäisten radionuklidien puoliintuminen ja radioaktiivisen jätteen väheneminen. Loviisassa on suunniteltu välittömästi purettavaksi ne rakenteet, joita ei tarvita muussa alueella vielä tapahtuvassa toiminnassa (esim. käytetyn polttoaineen varastointi, jätteiden kiinteytys ja vähä- ja keskiaktiivisen jätteen loppusijoitus). PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 22
Ydinreaktorin onnettomuusriskin perussyyt Fissioissa syntyy radioaktiivisia nuklideja fissiotuotteista vapautuu hajoamisten yhteydessä lämpöä (jälkilämpö): noin 7% toimintatehosta heti sammutuksen jälkeen, 1% 2 h kuluttua, 0.5% 1 vrk kuluttua vaaratilanne uhkaa, jos lämmönsiirto häiriytyy hätäjäähdytysjärjestelmienkin pettäminen johtaa sydämen ylikuumenemiseen ja polttoainevaurioon radionuklideja vapautuu jäähdytteeseen ja suojarakennukseen höyrynmuodostus nostaa myös suojarakennuksen painetta, myös mahd. vety suojarakennuksen paineenalennusjärjestelmien ja tiiviyden varmistusjärjestelmien ja suodatusjärjestelmien pettäessä radioaktiivisuutta pääsee ympäristöön. Turvallisuuden maksimointi: radionuklidien moninkertaiset vapautumisesteet suurin osa radionuklideista on sitoutunut polttoainenappeihin sauvojen kaasutiiviit suojakuoret jäähdytysjärjestelmä (suljettu jäähdytepiiri) suojarakennus. Vakava onnettomuus edellyttää kaikkien suojakerrosten pettämistä. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 23
Syvyyssuuntainen turvallisuusajattelu Lähtökohtana reaktoriturvallisuudessa on syvyyssuuntainen turvallisuusajattelu (defense-in-depth). ehkäistään onnettomuuksien syntymistä; luotettava käyttö estetään vikojen ja häiriöiden paheneminen onnettomuuksiksi; häiriöiden varhainen havaitseminen ja poisto, reaktorin eheyden turvaaminen rajoitetaan onnettomuuksien seuraukset; suojarakennuksen eheyden turvaaminen, väestön suojaaminen Nykyinen suunnittelutavoite: sydänvaurion todennäköisyys 1 10-5 /a, lisäksi suojarakennuksen on rajattava suuren ympäristöpäästön todennäköisyyttä tekijällä 20. Väestönsiirto Joditablettien syönti Sydämen hätäjäähdytys Turvajärjestelyt Jälkilämmön poisto Alueiden puhdistus Kunnossapito Määräaikaistarkastukset Valvontaja säätöjärjestelm. Automaattiset suojausjärjestelmät (pikasulku, ) Käyttörajoitukset elintarvikkeille Suojaraken- nuksen eristäminen Suojautuminen rakennusten sisälle Suojarakennuksen kestävyyden varmistaminen Sisäinen Suodatettu & ulkoinen ruiskutus paineenalennus PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 24
Ydinturvallisuus: käsitteitä ALARA = As Low As Reasonably Achievable Ydinlaitoksilla noudatettava säteilysuojelun toimintaperiaate, jonka mukaan säteilevien aineiden leviäminen ja säteilyannokset pyritään kaikissa olosuhteissa pitämään niin alhaisina kuin sosiaaliset, tekniset, taloudelliset, käytännölliset ym. näkökohdat tekevät mahdolliseksi. SAHARA = Safety As High As Reasonably Achievable Ydinturvallisuuden varmistamisperiaate, jonka mukaan laitokselle ennakolta asetettujen vaatimusten täyttäminen on vain välttämätön vähimmäistavoite. Varsinaisena tavoitteena pidetään kaikkien turvallisuuteen vaikuttavien tekijöiden saattamista mahdollisimman hyvälle tasolle. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 25
Turvallisuuteen vaikuttavia tekijöitä 1. Korkea laatu komponenttien turvallisuusluokitus laadunvalvonta (QC, Quality Control) ja laatujärjestelmät (QA, Quality Assurance) viranomaisten suorittamat tarkastukset ja valvonta (STUK) 2. Automaattiset suojaustoimenpiteet suureiden mittaus (lämpötilat, teho, neutronivuo, virtaukset,...) rinnakkaiset mittaukset häiriöiden aiheuttamat suojauskäskyt, pikasulut 3. Turvajärjestelmät hätäjäähdytys, suojarakennus, varavoimadieselit, SAM (Severe Accident Management) redundanssi eli varmennus: esim. yhden hätäjäähdytyspumpun sijasta useita diversiteetti eli erilaisuusperiaate: useita erilaisia mekanismeja samaan tehtävään segregaatio eli sijainnin hajautus toimintojen säännölliset testaukset 4. Suojaukset ulkopuolisia uhkia vastaan turvallisuusalueet lukitus-, valvonta- ja hälytysjärjestelmät PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 26
Kansainvälinen INES-onnettomuusasteikko International Nuclear Event Scale (INES) on ydinonnettomuuksien kansainvälinen arviointiasteikko, joka otettiin käyttöön vuonna 1990. INES 0: poikkeuksellinen tapahtuma (deviation), jonka turvallisuusmerkitys on kuitenkin niin vähäinen, ettei sitä voida sijoittaa varsinaiselle asteikolle. Esimerkki: reaktorin nopea pysäytys (pikasulku), jos kaikki laitoksen järjestelmät toimivat tilanteessa suunnitellulla tavalla. Ranska (~60 tehoreaktoria ja useita muita ydinlaitoksia): 9112 kpl v. 1986 2006 PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 27
INES 1: poikkeuksellinen tapahtuma (anomaly) Olennaisesti normaalista poikkeava toiminta tai laitoksen käyttötila, joka voi olla seurausta laiteviasta, käyttövirheestä tai puutteellisista menettelytavoista. Esimerkki: pienen primääripiirin putken katkeaminen edellyttäen, että kaikki katkeamisen varalle olevat turvajärjestelmät toimivat suunnitellusti. Luokkaan 1 voi kuulua myös jonkin turvajärjestelmän usean rinnakkaisen osan toimimattomuus, vaikka turvajärjestelmää ei kyseisessä tilanteessa tarvittaisikaan. Ranska 1986 2006: 1615 kpl PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 28
INES 2: merkittävä tapahtuma (incident) Tapahtuma, jossa on merkittävä puute turvallisuuteen vaikuttavissa tekijöissä, mutta jossa turvallisuus on edelleen varmistettu mahd. lisäviasta huolimatta. TAI: tapahtuma, josta aiheutuu työntekijälle annosrajan ylittävä säteilyannos. TAI: tapahtuma, joka johtaa radioaktiivisten aineiden merkittävään vapautumiseen laitoksen sisätiloissa alueille, joihin niiden ei ole suunniteltu pääsevän. Saastuneet tilat vaativat puhdistuksen ennen käyttöönottoa. Esimerkki: Olkiluoto 2:n kytkinlaitosrakennuksessa oli v. 1991 tulipalo, jonka seurauksena yksikkö menetti yhteydet ulkoiseen sähköverkkoon 7,5 h varavoimasähkön varassa. Tapahtuma osoitti puutteita ulkoisen sähkönsyötön varmistamisessa. Esimerkki: Loviisa 2:lla sekundääripiirin syöttövesiputki katkesi v. 1993 laitosyksikön ollessa käynnissä täydellä teholla. Syynä katkeamiseen oli putken syöpyminen. Tilanteen aikana reaktorin ohjaaja toimi oikein ja nopeasti, ja vuoto saatiin päättymään 9 minuutissa. Loviisa 1:llä vastaava tapaus 1991. INES-luokituksessa sovellettiin sääntöjen sallimaa korotusta tapahtuman toistumisen takia. Ranska 1986 2006: 59 kpl PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 29
INES 3: vakava tapahtuma (serious incident) Radioaktiivisten aineiden päästöt ympäristöön ylittävät viranomaisten hyväksymät päästörajat. Päästöt ympäristöön aiheuttavat laitoksen ympäristössä asuvalle eniten altistuvalle henkilölle alle millisievertin säteilyannoksen. Laitoksen ulkopuolisia vastatoimenpiteitä ei tarvita. TAI: tapahtuma, josta seuraa työntekijöille välittömiä terveyshaittoja aiheuttavia säteilyannoksia, tai huomattava määrä radionuklideja (muutamia GBq) leviää laitoksen sisätiloihin siten että ne voidaan ottaa talteen ja varastoida jätteenä. TAI: tapahtuma, jossa yksittäinen turvajärjestelmän lisävika saattaisi johtaa onnettomuuteen tai tarvittavat turvajärjestelmät olisivat toimintakyvyttömiä estämään häiriön pahenemisen onnettomuudeksi. Säteilyn leviämisesteet heikentyneet merkittävästi. Esimerkki: Espanjassa vuonna 1989 Vandellósin GCR-laitoksella tulipalo turbiinihallissa. Ei radioaktiivisten aineiden päästöjä, polttoainevaurioita eikä laitoksen tilojen saastumista. Useat turvallisuutta varmentavat järjestelmät vioittuivat tulipalossa, minkä perusteella tapahtuma sai luokituksen 3. Ranska 1986 2006: 1 kpl (Gravelines -89) PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 30
INES 4: laitosonnettomuus (accident without significant off-site risk) Radioaktiivisten aineiden päästö ympäristöön aiheuttaa laitoksen ympäristössä asuvalle eniten altistuneelle henkilölle yli millisievertin suuruusluokkaa olevan säteilyannoksen. Tällainen päästö saattaa aiheuttaa tarvetta joihinkin laitoksen ulkopuolisiin vastatoimenpiteisiin, esim. paikalliseen elintarvikkeiden valvontaan. TAI: Merkittäviä vaurioita ydinlaitoksessa. Esimerkiksi ydinvoimalaitoksen reaktorin osittainen sulaminen tai vastaava tapahtuma muilla ydinlaitoksilla. Onnettomuus saattaa aiheuttaa pitkäaikaisen keskeytyksen laitoksen käyttöön. TAI: Yhden tai useamman laitoksen työntekijän saamat säteilyannokset, jotka suurella todennäköisyydellä johtavat nopeaan kuolemaan. Esimerkki: Saint-Laurent n UNGG-laitoksella (GCR) Ranskassa reaktorirakenteista irronnut metallilevy tukki kahden polttoainenipun jäähdytysvirtauksen v. 1980. Vakavia polttoainevaurioita, ei säteilyä ympäristöön. INES-4 sisäisten vaurioiden perusteella. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 31
INES 5: ympäristön vaarantava onnettomuus (accident with off-site risk) Radioaktiivisten aineiden vapautuminen ympäristöön ( 131 I-ekvivalentteina suuruusluokkaa sadoista tuhansiin TBq). Tällainen päästö johtaisi vastatoimenpiteiden osittaiseen käynnistämiseen terveyshaittojen todennäköisyyden pienentämiseksi. TAI: Vakavia vaurioita ydinlaitoksella. Esim. reaktorin laaja vaurio, suuri hallitsematon tehonnousu (kriittisyysonnettomuus), tulipalo tai räjähdys, jonka seurauksena merkittävä määrä radioaktiivisia aineita leviää laitoksen tiloihin. Esimerkki: Three Mile Islandin PWR-voimalan yksikössä 2 USA:ssa menetettiin vuonna 1979 virheellisen instrumentoinnin ja siitä aiheutuneiden väärintulkintojen seurauksena paineistimen aukijuuttuneesta ulospuhallusventtiilistä niin paljon jäähdytettä, että reaktorisydän paljastui, ylikuumeni ja suli osittain. Radionuklideja levisi runsaasti laitoksen sisätiloihin, mutta päästöt ympäristöön olivat vähäiset. Laitoksen vakavien sisäisten vaurioiden vuoksi onnettomuus kuuluu luokkaan 5. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 32
INES 6: vakava onnettomuus (serious accident) Radioaktiivisten aineiden vapautuminen ympäristöön ( 131 I -ekvivalentteina suuruusluokkaa tuhansista kymmeniintuhansiin TBq). Tällainen päästö johtaa todennäköisesti vastatoimenpiteiden käynnistämiseen täydessä laajuudessaan vakavien terveyshaittojen rajoittamiseksi. Esimerkki (ainoa): Majakin jälleenkäsittelylaitoksella Kyshtymin kaupungin lähellä Neuvostoliitossa tuhoutui vuonna 1957 nitraatti- ja asetaattisuolojen kemiallisessa räjähdyksessä korkea-aktiivista nestemäistä ydinjätettä sisältänyt säiliö, mikä johti noin 740 000 TBq radioaktiivisuuspäästöön. Syynä onnettomuuteen oli säiliön jäähdytysvika. Terveyshaittoja rajoitettiin vastatoimenpiteillä, mm. evakuoimalla alueen väestöä. Ympäristövaikutusten perusteella onnettomuus kuuluu luokkaan 6. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 33
INES 7: erittäin vakava onnettomuus (major accident) Suuressa ydinvoimalaitoksessa olevien radioaktiivisten aineiden merkittävä vapautuminen ympäristöön. Tyypillistä tällaiselle päästölle on, että se sisältää sekä lyhyt- että pitkäikäisiä fissiotuotteita ( 131 I-ekvivalentteina suuruusluokkaa yli kymmeniätuhansia TBq). Päästö voi aiheuttaa välittömiä ja myöhemmin ilmeneviä terveyshaittoja laajoilla alueilla sekä pitkäaikaisia ympäristövaikutuksia. Esimerkit: Fukushima (station blackout) ja Tshernobyl: 4-yksikkö Neuvostoliitossa Ukrainassa tuhoutui tehon karkaamista seuranneessa höyryräjähdyksessä v. 1986. Reaktorin täydellinen rikkoutuminen ja useita päiviä jatkunut grafiittimoderaattorin tulipalo aiheuttivat suuren säteilypäästön (~1.5 miljoonaa TBq), ja yli 30 laitoksen työntekijää kuoli onnettomuudessa saamiinsa vammoihin tai säteilyyn. Ympäristövaikutusten perusteella luokitus 7. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 34
Riskit ja riskianalyysi Riskianalyysissä määritellään tiettyyn toimintaan liittyvä riski seuraavasti: riski = tapahtuman seurausvaikutus / aikayksikkö. Esimerkki: liikennekuolemat Suomessa. Yhteiskunnan kannalta riski on 400 kuolemantapausta / vuosi. Yksilön kannalta riski on 400 / vuosi / 5 milj. asukasta = 0.00008 / henkilövuosi. Jos toiminnassa A kuolee 1 ihminen vuodessa ja toiminnassa B 10.000 ihmistä joka 10.000. vuosi, on riski molemmissa toiminnoissa 1 kuolemantapaus / vuosi. Kadunmiehen näkökulmasta riskiä ei kuitenkaan mielletä samansuuruiseksi, vaan toiminta B herättää enemmän huolestusta. Ihminen on myös valmis hyväksymään suuriakin riskejä, jos ne ovat vapaaehtoisia (esim. tupakointi), mutta ulkoisten olosuhteiden aiheuttama pienempi riski herättää vastustusta (esim. passiivinen tupakointi). Tästä syystä ydinvoiman ja muiden energiantuotantomuotojen turvallisuuden todistaminen riskianalyysin keinoin on vaikeaa. Analyysi kuitenkin auttaa kriittisimpien turvallisuusparannusten tunnistamisessa. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 35
Kuolemanriskejä Suomessa (1997) Riskitekijä kuolemia / vuosi tupakointi (aktiivinen / passiivinen) 8000 / 100 epäterveellinen ruokavalio 8000 alkoholi 900 liikenneonnettomuudet 400 liikenteen ilmansaasteet 300 äkilliset myrkytykset 500 huoneilman radon 200 energiantuotannon saasteet 100 etelänmatkojen auringonsäteily 100 veden mutageenit 100 häkäonnettomuudet 50 Tshernobylin ydinlaskeuma (teor.) 5 torjunta-ainejäämät <1 Jouko Tuomisto: Riski urheilua ja terveysterroria (ALARA 1/1997) PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 36
Sähköntuotanto: kuolleisuus / 1000 TWh e 15000 HIILI HIILI (USA) Suurin vaikuttava tekijä: hiilivoima: savukaasut öljy: savukaasut biopolttoaineet: savukaasut maakaasu: savukaasut vesivoima: onnettomuudet aurinkoenergia: onnettomuudet (esim. putoamiset) tuulivoima: onnettomuudet (esim. putoamiset) ydinvoima: onnettomuudet (sis. Tshernobylin ja Fukushiman ydinonnettomuudet) 150 440 1400 4000 HIILI (KIINA) ÖLJY MAAKAASU BIO AURINKO TUULI VESI YDINVOIMA PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 37
Todennäköisyyspohjainen riskianalyysi Todennäköisyyspohjainen turvallisuus-/riskianalyysi (Probabilistic Safety/Risk Analysis, PSA/PRA) on kansainväliseen käyttöön vakiintunut menetelmä, jossa ydinvoimalaitoksen käytön ja huollon turvallisuutta tutkitaan kvantitatiivisesti yksityiskohtaisten, oletetuista alkutapahtumista etenevien tapahtumaketjujen todennäköisyysmallinnuksella. PSA on käytössä jo laitoksen suunnittelun aikana: näin löydetään heikkoja kohtia ja voidaan parantaa turvallisuutta. PSA toteutetaan jokaiselle ydinvoimalalle erikseen. Tason 1 PSA tarkastelee tapahtumaketjuja alkutapahtumasta laitoksen vaurioihin ja määrittää sydämen vaurioitumisfrekvenssin Tason 2 PSA sisältää taso 1:n ja mallintaa lisäksi suojarakennuksen käyttäytymisen onnettomuustilanteessa ja kattaa vaurioista aiheutuvat päästöt ympäristöön. Tason 3 PSA sisältää taso 2:n ja mallintaa lisäksi päästöjen seuraukset (esim. terveysvaikutukset väestölle ja omaisuusvahingot). PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 38
Todennäköisyyspohjainen riskianalyysi f (fail) 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 f f Esimerkki: LBLOCAtapahtumapuu Putkirikko Putkirikko (PB) Reaktorin Reaktorin sulku sulku (RS) (RS) Suojarakenn. paineen hall. (COI) f f Sydämen jäähdytys (ECI) f Suojarakenn. paineen hall.(cor) Lopputulos sydän OK hidas sulam. sydän OK hidas sulam. sulaminen sydän OK hidas sulam. sulaminen sulaminen sulaminen f f f Jälkilämmön poisto (ECR) 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 U.S. Nuclear Regulatory Commission, PRA procedures guide, 1983. NUREG/CR- 2300. Toteutettavan PSA:n laajuus riippuu viranomaisten vaatimuksista. Suomen laitoksille ylläpidetään tason 2 PSA. Esim. Loviisassa sydänvaurion todennäköisyys on PSA:n pohjalta tehdyin parannuksin saatu arvoon 4.3 10-5 /a (2011), mikä on parempi kuin vanhoilta länsimaisilta laitoksilta vaadittava taso. Uusille laitoksille tavoite on 1 10-5 /a. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2016) 39