Hyötöreaktori

Wikipedia
Loikkaa: valikkoon, hakuun
BN350-hyötöreaktori Aqtawissa Kaspianmeren rannalla, jossa sitä käytettiin makean veden tuottamiseen merivedestä erittäin kuivalla alueella.

Hyötöreaktori (engl. breeder reactor) on vielä kokeiluasteella(1946?) oleva ydinreaktorityyppi, joka tuottaa omaa fissiiliä ydinpolttoainettaan, toisesta, yleensä ei fissiilistä, mutta kuitenkin fertiilistä, (poltto)aineesta. Kuten esimerkiksi Toriumista Torium-ydinpolttoainekierrossa tai U-238:sta. Hyötöreaktorit voidaan jakaa termisiin ja nopeisiin (engl. fast-breeder reactor) fission aikaansaavien neutronien energian (nopeuden) mukaan. Näistä terminen hyötöreaktori on yksinkertaisempi(?), ja soveltuu paremmin Toriumille, kun taas nopeat soveltuvat paremmin Uraanille. Vaikka ensimmäinen koereaktori saatiin toimimaan jo 1946, ei kaupallista, suuritehoista hyötöreaktoria ole vielä ollut toiminnassa. [1] [2] Eräs terminen hyötöreaktori on ns. sulasuolareaktori (MSR - Molten Salt Reactor), siinä sekä polttoaineen lähtöaine (232Th), että varsinainen polttoaine (233U) ovat nestemäisessä muodossa, sulassa suolassa.

Nopean hyötöreaktorin toimintaperiaate[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Kaksi nopean reaktorin jäähdytysratkaisua. Oikealla piirityyppinen ja vasemmalla allastyyppi, jossa primäärisen jäähdytteen ja toisiopiirin välinen lämmönvaihdin sekä pumput ovat reaktorialtaassa.

Siinä, missä muissa ydinreaktoreissa fissiossa vapautuvia neutroneja hidastetaan sopivalla väliaineella kasvattamaan fission todennäköisyyttä, nopeissa reaktoreissa hidastamista tapahtuu vähemmän, vähemmän tiheiden hidastinaineiden käytön myötä (kuten nestemäisen natrium tai heliumin). Sen sijaan tarvittavan suuri määrä fissioita varmistetaan käyttämällä väkevämpää polttoainetta, jossa fissiilejä, eli halkeavia ytimiä on riittävän tiheässä ketjureaktion varmistamiseksi. Tällä myös yritetään välttää fissiomateriaalin hukkaa, joka syntyy joidenkin ytimien pelkästään absorboidessa hitaat neutronit. Reaktorin nimi tulee nimenomaan nopeista, hidastamattomista neutroneista.

Reaktorin jäähdytykseen ja samalla lämpöenergian siirtämiseen käytetään nesteytettyä kaasua tai alhaisen sulamispisteen omaavan metallisuolan liuosta, jolla on pieni hidastavuusvaikutus ja hyvä lämmönsiirtokyky. Ylivoimaisesti yleisin on tähän asti ollut natrium, mutta myös lyijy-vismutti -seoksen ja puhtaan lyijyn käyttöä tutkitaan. Fissiota hallitaan normaaliin tapaan säätösauvoilla.

Hyötöreaktorin suurin etu on sen kyky hyödyntää esimerkiksi uraanin niitä isotooppeja, jotka eivät kykene ylläpitämään fissiota. Tämä perustuu transmutaatioon, eli alkuaineen muuttumiseen toiseksi neutronikaappauksen seurauksena. Uraanin fissiiliä isotooppia U-235 huomattavasti yleisempi on halkeamiskelpoinen eli fissioituva, mutta ei fissiili U-238, joka ei kykene ylläpitämään ketjureaktiota. Sen sijaan nopeilla neutroneilla säteilytettäessä U-238 muuttuu neptunium-239:ksi, joka muuttuu plutonium-239:ksi beetahajoamisen seurauksena. Plutonium-239 on fissiili ja käy siis ydinpolttoaineeksi tai ydinaseisiin. Prosessi on niin tehokas, että uutta plutoniumia syntyy uraanista enemmän, kuin mitä sitä kuluu neutronien ja energian tuottamiseen(?). Hyötämisestä puhutaan, kun ei fissiilistä, mutta kuitenki fertiilistä (ydinpoltto-)aineesta (kuten 238U tai 232Th) tehdään fissiiliä polttoainetta esim. neutronikaappauksen eli absorption keinoin ja näin syntynyttä ydinpolttoainetta käytetään osana ketjuprosessia ja energian tuottoon. Hyötöreaktorin käynnistämiseen siis riittää tietty määrä fissiiliä polttoainetta, minkä jälkeen rektoria voidaan "tankata" vain fertiilillä polttoaineella.

U-235:n ohella mahdollisia hyötöreaktorissa käytettäviä ”lähtöaineita” ovat U-238 (→Pu-239), Torium-232 (→U-233), ja Pu-240 (→Pu-241). Normaalissa termisessä eli hitaassa kevytvesireaktorissa polttoaineen 95-97% sisältävästä U-238:sta voidaan hyödyntää vain alle 1 %. Nopeassa reaktorissa jopa 70 %. U-238:n ja Th-232:n ollessa luonnossa huomattavasti yleisempiä, hyöty on ilmeinen.

Pääasiallisesti kiinteän U-238-polttoaineen käyttöön tarkoitetun, nopeaan hyötöreaktoriin liittyviä ongelmia ovat muun muassa jäähdytysaineen hankalat ominaisuudet (esimerkiksi natrium syttyy palamaan joutuessaan kosketuksiin veden kanssa), reaktorissa oleva suuri määrä plutoniumia ja hallitsemattoman ketjureaktion mahdollisuus(?). [2] [1] [3]

Th-232-polttoaineenaan käyttävässä termisessä eli hitaassa ns. sulasuola-hyötöreaktorissa (MSR - Molten Salt Reactor) vastaavia ongelmia ei ole koska polttoaine on valmiiksi nestemäinen, sulanut suola liuos (esim. LiF-BeF2-ThF4-UF4.), mikä ei myöskään vaadi jäähdytysaineita tai raskasta ja kallista paineastiaa, vaan toimii itsessään lämmönkuljettajan roolissa. Koska suolan kiehumispiste ylittää reaktorin käyttölämpötilan, reaktori toimii ilmakehän paineessa. Laitoksen aktiivisella alueella ei voi tapahtua höyrypaineräjähdyksiä. Suola ei missään olosuhteissa syty palamaan, eikä reaktorin polttoaine voi sulaa koska se on jo sulassa muodossa.

Historiaa[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Yhdysvaltalaisen EBR 1:n reaktorisydämen asennusta 1951.

Ensimmäinen ketjureaktio nopeassa reaktorissa saatiin käynnistymään 1946 Yhdysvalloissa (Clementine-reaktori). Useat muutkin maat olivat jo aloittaneet tutkimustyön tällä saralla, mutta Yhdysvalloissa saavutettiin myös seuraava merkittävä virstanpylväs, kun 1951 EBR 1 -reaktorista tuli ensimmäinen sähköä tuottanut reaktori maailmassa. Kohta kuitenkin Britannia, Saksa, Ranska, Neuvostoliito ja Japani rakensivat kukin tahollaan omat koereaktorinsa. [4]

Tasaisesti kiihtynyt kehitys saavutti huippunsa 1980-luvun alkuun tultaessa ja useissa maissa oli käynnissä ohjelmia prototyyppi- ja kaupallisen koon nopeita hyötöreaktoreja varten. Näistä mainittakoon Ranskan Superphénix, Saksan SNR-300, Monju Japanissa ja BN-600 Neuvostoliitossa. 1990-luvulla kiinnostus teollisuusmaissa laimeni ja vuosikymmenen loppuun mennessä useat maat olivat sulkeneet tärkeimmät hyötöreaktorinsa ja yhä jatkuvistakin ohjelmista useimmat kokivat rahoituksen pienenemisen. Yksi syy oli se, että ei koettu pakottavaa tarvetta panostaa niiden kehitykseen. IAEA:n mukaan 2000-luvulla kiinnostus ydinvoimaa kohtaan on jälleen hieman lisääntynyt ja lisännyt tietoisuutta niistä keskipitkän ja pitkän aikavälin hyödyistä, joita suljetun polttoainekierron nopeat hyötöreaktorit tarjoavat. [4]

Superphénix[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Suurin käytössä ollut hyötöreaktori oli ranskalainen Superphénix, jonka sähköteho oli 1200 MW. Se käynnistyi 1985 ja tavoitteena oli sähkön ja plutoniumin tuotanto. Projektia rasittivat lukuisat ongelmat ja poliittinen vastustus, eikä se päässyt täyttämään siihen kohdistettuja odotuksia. Ranska sulki laitoksen lopullisesti 1998 ja sitä alettiin purkaa.

Monju[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Protyyppireaktoriksi rakennettu 280 MW Monju Japanin Tsurugaissa käynnistyi 1994, mutta jo 1995 joulukuussa laitoksessa sattui huomiota herättänyt toisiopiirin natriumvuoto. Vuoto ei ollut erityisen vaarallinen, mutta tapahtuman salailu oli osasyynä siihen, että seuraavana vuonna reaktori suljettiin. Uusittu reaktori käynnistettiin uudelleen toukokuussa 2010 ja Japanin atomienergiaviraston tavoitteena on päästä ajamaan sitä täydellä teholla 2013.[5] Monju on Superphénixin lailla natriumjäähdytteinen nopea reaktori, joka käyttää UO2/PuO2 sekaoksidipolttoainetta MOXia. Mutta toisin kuin allastyyppinen Superphénix, sen primäärinen jäähdytys on piirityyppiä.[6][7]

Kehitystyön nykytilanne[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Energianlähde, joka tuottaa käydessään uutta polttoainetta on luonnollisesti hyvin houkutteleva, joten nopeita reaktoreita on tutkittu laajalti. Tutkimus on edennyt niin pitkälle, että suurimmat hyötöreaktoreiden käytön tekniset esteet on jo ratkaistu ja maailmalla on käytetty useita sähköntuotantoon soveltuvia hyötöreaktoreita, mm. Ranskassa, Isossa-Britanniassa ja Japanissa. Lisäksi koereaktoreita on ollut Yhdysvalloissa, Isossa-Britanniassa, Ranskassa, entisessä Neuvostoliitossa sekä Intiassa ja Japanissa. Hyötöreaktoritekniikan polttoainetaloudellisten etujen vuoksi useimmissa suurissa teollisuusmaissa pidettiin selvänä, että ydinvoiman tuotannossa siirrytään ajan oloon hyötöreaktoreiden käyttöön, mutta nyttemmin monissa maissa, kuten Ranskassa, Saksassa ja Britanniassa, ollaan hyötöreaktoreiden voimalaitoskäytöstä luovuttu tai luopumassa poliittisella päätöksellä.

Kuten kaikesta uraanin tai plutoniumin fissiilejä isotooppeja sisältävistä aineista, myös hyötöreaktorin polttoaineesta on teoriassa mahdollista valmistaa ydinaseita. Käytännössä sellaista ei tiettävästi ole tapahtunut tai edes suunniteltu, koska tunnetaan huomattavasti yksinkertaisempiakin tapoja aloittaa ydinaseen rakentaminen. Monet asiantuntijat pitävät kuitenkin hyötöreaktorien tuottamaa plutoniumia sisältävää käytettyä ydinpolttoainetta riskinä ydinaseiden rajoittamiselle.

Venäjällä toimii Belojarskissa BN-600, joka on natriumjäähdytetty allastyyppinen reaktori, jonka sähkönteho on 600 MW. Venäjä suunnittelee Belojarskin laitokselle uuden samanlaisella periaatteella toimivan reaktoriyksikön, BN-800:n rakentamista. Intia on rakentamassa uudentyyppisen PFBR-nimisen 500 MW:n hyötöreaktorin, joka tulee käyttämään uraania ja toriumia polttoaineena. Intiassa on maailman suurimmat torium-esiintymät ja projekti on elintärkeä maan energiapolitiikassa.

Voimalakäytössä olevat, olleet ja rakenteilla olevat hyötöreaktorit IAEA:n jäsenmaissa.
Nimi maa tyyppi sähköteho MW(netto/brutto) liit. verkkoon pääas.rahoittaja/operaattori
Toiminnassa olevat
Belojarsk 3 (BN-600) Venäjä nopea 560/600 1980 JSC "Concern Energoatom"
MONJU Japani nopea 246/280 1995-95, 2010-[8] Japanin atomienergiavirasto
Rakenteilla olevat rak. alkoi
PFRB Intia nopea 470/500 23.10.2003 Bharatiya Nabhikiya Vidyut Nigam Ltd
Belojarsk 4 (BN-800) Venäjä nopea 750/800 18.7.2006 JSC "Concern Energoatom"
Suljetut liit. verkk.-sulj.
Superphénix Ranska nopea 1 200/1 242 1986-98 Electricite de France
KNK 2 Saksa nopea 17/21 1978-1991 Kernkraftwerk-Betriebsgesellschaft MbH
DFR Dounreay UK nopea 14/15 1962-77 Britannian atomienergiavirasto
PFR Dounreay UK nopea 234/250 1975-94 Britannian atomienergiavirasto
Enrico Fermi 1 USA nopea 61/65 1966-72 Detroit Edison Co.
BN-350 Kazakstan nopea 52/90 1973-99 Nat. AC Kazatoprom J.s.c/Manghislak AEC Kazatoprom L.l.c.
Phénix Ranska nopea 130/140 1973-2010[9] Ranskan atomienergiakomissio

Lähde: IAEA:n Power Reactor Information System -tietokanta[10]

Katso myös[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Viitteet[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

  1. a b http://www.tkk.fi/Yksikot/Energiatalous/kurssit/Ene59020/Leppanen.pdf
  2. a b Encyclopedia Britannica, 15. painos, osa 18 s. 373-4
  3. http://www.stuk.fi/ydinturvallisuus/ydinvoimalaitokset/ydinvoimalaitoksen_toiminta/ydinvoimalaitostyypit/fi_FI/hyotyreaktorit/_print/
  4. a b IAEA: ”Liite 6”, Nuclear Technological Review 2008, s. 96-98. IAEA:n ydintekninen raportti 2008. Wien: IAEA www = http://www.iaea.org/Publications/Reports/ntr2008.pdf, 2008. (englanniksi)
  5. Japani käynnisti vuosia seisoneen prototyyppi­reaktorin 7.5.2010. Tekniikka&Talous. Viitattu 15.5.2010.
  6. http://www.tkk.fi/Units/AES/courses/crspages/Tfy-56.170_05/Lamminpaa_SFR.pdf
  7. ydinvoimauutiskooste 1/2009 (pdf) ("Hyötöreaktori Monjun käynnistäminen Japanissa viivästyy") Energiateollisuus ry.
  8. Käynnistetty uudelleen toukokuussa 2010
  9. Ranska sulki Phenix-reaktorin. Tekniikka & Talous 4.2.2010
  10. PRIS Homepage (IAEA:n PRIS tietokanta) Viitattu 11.5.2009.

Lähteet[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]

Aiheesta muualla[muokkaa | muokkaa wikitekstiä]